PENGARUH DAYA DAN DURASI OPERASI REAKTOR TERHADAP KONSENTRASI 3 H DAN 14 C DI AIR SISTEM PENDINGIN PRIMER

## REAKTOR RSG-GAS
Pande Made Udiyani 1) , Subiharto 2) , dan Nugroho L 2) .
1). Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - Badan Tenaga Nuklir Nasional 2). Pusat Reaktor Serba Guna -  Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Puspiptek Serpong, Gedung 80, Tangerang, 15310
Diterima editor 14 Desember 2009 Disetujui untuk dipublikasi 19 Pebruari 2010
ABSTRAK PENGARUH  DAYA  DAN  DURASI  OPERASI    REAKTOR  TERHADAP    KONSENTRASI 3 H DAN 14 C DI AIR SISTEM PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG-GAS . Telah dilakukan penelitian  terhadap  pengaruh  daya  dan  durasi  operasi  reaktor  terhadap  konsentrasi 3 H  dan 14 C dalam  air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS. Keberadaan nuklida 3 H dan 14 C di dalam air sistem  pendingin  primer  reaktor  RSG-GAS  merupakan  hasil  produk  fisi  dan  aktivasi.  Nuklida radioaktif    ini  mempunyai  potensi  bahaya  radiasi  interna  dan  eksterna,  karena  mempunyai  umur paro  yang  panjang  yaitu  12,26  tahun  untuk 3 H  dan  5568  tahun  untuk 14 C,    sehingga  mempunyai dampak  radiologis  yang  sangat  berarti.  Analisis  dan  pengukuran  contoh  cuplikan  air  pendingin primer  dilakukan    dengan  menggunakan  alat  LSC  ( Liquid  Scintillation  Counter ).  Tujuan  dari penelitian  ini  adalah  mengetahui  pengaruh  daya  dan  durasi  operasi  reaktor  terhadap  konsentrasi nuklida 3 H dan 14 C dalam air sistem pendingin primer, korelasi konsentrasi kedua nuklida dengan komponen  sistem  reaktor  yang  berkaitan  dengan  penuaan komponen,  dan  estimasi  penerimaan radiasi terhadap pekerja radiasi di reaktor RSG-GAS dalam kaitan dengan keselamatan daerah kerja dan keselamatan personil. Hasil penelitian menunjukkan bahwa besarnya konsentrasi 3 H dan 14 C di air  sistem  pendingin  primer  reaktor  RSG-GAS  sebanding  dengan  daya  yang  dibangkitkan  dan durasi operasi reaktor. Pertambahan konsentrasi 3 H dan 14 C di kolam reaktor RSG-GAS yang pesat setelah  lima  tahun  pertama  operasi  reaktor  diperkirakan  karena  intensitas  pengoperasian  reaktor yang tinggi, dan adanya proses akumulasi nuklida yang mempunyai umur paro yang panjang. Hasil penelitian  ini  dapat  dimanfaatkan  untuk  mengkaji  keselamatan  operasi  reaktor,  keselamatan personil, keselamatan kerja, dan proses penuaan reaktor. Kata kunci : air pendingin primer, 3 H, 14 C, reaktor RSG-GAS
ABSTRACT THE INFLUENCE OF REACTOR OPERATION DURATION AND POWER TO
CONCENTRATION  OF 3 H  AND 14 C  IN  PRIMARY  COOLANT  SYSTEM  WATER  RSG-GAS REACTOR. The influence of reactor power and  operation duration on concentration of 3 H and 14 C in primary coolant water system RSG-GAS reactor has been studied. The existence of nuclides
3 H and 14 C in primary coolant system RSG-GAS reactor is a result of fission product and activation. These nuclides have potential internal and external radiation hazard, due to long half life i.e. 12,26 years and 5568 years for 3 H and 14 C respectively, so that will have significant radiological impact. Analysis  and  water  sample  measurement  of  the    primary  coolant  system    has  been  done  by  using LSC  (Liquid  Scintillation  Counter).  The  objective  of  this  research  is  to  study  the  influence  of reactor  power  and  its  operation  duration    to 3 H  and 14 C  concentration  in  coolant  system,  the correlation  of  these  nuclide  concentration  with  reactor  system  related  to  the  component  ageing, and  estimation  of  receiving  RSG-GAS  reactor  worker    radiation  for  safety  in  working  area  and personnel  safety.  The    results  showed  that 3 H  and 14 C  concentration  in  RSG-GAS  reactor  are proportional to the reactor power and  its operation time duration. The fast increasing of 3 H and 14 C concentration in RSG-GAS reactor  primary coolant system  after the first five years operation might  be  caused  by  high  intensity  of  reactor  operation,  and  the  accumulation  of  long  half  life nuclides.  The results of this research can be used to study the reactor operation safety, personnel and working area safety, and also to study  the reactor ageing process. Key words: primary water reactor, 3 H, 14 C, RSG-GAS reactor

## PENDAHULUAN
Reaktor  RSG-GAS  adalah  reaktor  riset  dengan  daya  maksimum  30  MW.  Dengan semakin  dioptimalkannya  operasi  reaktor  berarti  akan  semakin  banyak  penelitian  yang dilakukan. Pemanfaatan operasi reaktor  diataranya adalah  irradiasi  topaz,  irradiasi sampel, produksi isotop, pengujian bahan bakar reaktor dan lain-lain. Selama pengoperasian reaktor maka  dihasilkan  juga  berbagai  nuklida  radioaktif  sebagai  hasil  aktivasi  dan  fisi.  Nuklida radioaktif yang perlu diperhatikan adalah 3 H dan 14 C, karena kedua nuklida ini mempunyai umur paro  yang panjang  dan  dampak  radiologis  yang  cukup berarti.  Umur paro 3 H  adalah 12,26 tahun dan  mempunyai  energi  maksimum 18,6 keV  sedangkan umur paro 14 C adalah 5568  tahun  dengan  energi  maksimum  456  keV  [1,2].  Karena  umur  paro  yang  panjang tersebut, maka akan terjadi akumulasi konsentrasi 3 H dan 14 C di dalam air pendingin reaktor, sehingga  aktivitasnya  akan  semakin  tinggi  sebagai  fungsi  durasi  reaktor  beroperasi.  Oleh karena  itu  pengamatan  dan    pengukuran  terhadap  kedua  unsur  tersebut  secara berkesinambungan  sangat  diperlukan  karena  dapat  merupakan  petunjuk  tentang  keadaan operasi reaktor. Sumber-sumber produksi 3 H di kolam reaktor adalah [3]:
- Pembelahan bahan bakar tingkat tiga
- Reaksi neutron terhadap unsur berilium yang digunakan sebagai reflektor
- Reaksi neutron dengan detrium yang terdapat dalam air
- Reaksi neutron dengan unsur lithium sebagai impuritas dalam material
Sumber-sumber produksi 14 C dalam kolam reaktor adalah :
- Reaksi 14 N (n,p) 14 C
- Reaksi 16 O (n, 3 He) 14 C - Reaksi 17 O (n, Į ) 14 C
- Reaksi 235 U (n,fissi) 14 C Radionuklida 3 H  dan 14 C  adalah  pemancar  beta  lemah,  sehingga  pengukurannya harus  lebih  spesifik,  tidak  bisa  menggunakan  alat  pencacah    dengan  detektor  khusus.  Alat yang digunakan untuk mencacah 3 H dan 14 C adalah Liquid Scintilation Counter ( LSC) , yang bekerja  berdasarkan  proses  sintilasi  [4].  Bagian  dan  prinsip  kerja  alat  tersebut  adalah detektornya  berupa  sintilator  yang  dihubungkan  dengan  tabung photo  multiplier yang berfungsi  untuk  merubah  peristiwa  sintilasi  dalam  bentuk  foton  menjadi  pulsa  elektronik yang sebanding dengan tenaga foton.
T
! " etahui  pengaruh  daya  dan  durasi  operasi reaktor  terhadap  konsentrasi  nuklida 3 H  dan 14 C  di  air  sistem  pendingin  primer,  korelasi konsentrasi kedua nuklida dengan komponen sistem reaktor yang berkaitan dengan penuaan ( aging ) komponen, dan estimasi penerimaan radiasi terhadap pekerja radiasi di reaktor RSG- GAS dalam kaitan dengan keselamatan daerah kerja dan keselamatan personil. Manfaat dari penelitian  ini  adalah  dapat  digunakannya  data  hasil penelitian  untuk  mengkaji  keselamatan operasi  reaktor,  keselamatan  personil,  keselamatan  kerja,  dan  mengkaji  proses  penuaan reaktor.  Dengan  diketahuinya  konsentrasi 3 H  dan 14 C  diharapkan  sebagai  masukan  untuk penelitian  aspek  keselamatan  bagi  pekerja  radiasi  di  reaktor,  sehingga  para  pekerja  radiasi dapat bekerja secara aman dan aspek keselamatan kerja dapat dipenuhi.
#$$ % &' & & ()' *+ Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007

## TEORI
Sebagai suatu hasil tangkapan neutron oleh isotop Hidrogen berat (Deutrium), yang kelimpahannya rendah di air primer, aktivitas Tritium rendah timbul dalam  jangka panjang di air sistem primer. Nilai sebesar  1 mCi/m 3 dapat diperoleh untuk menghitung konsentrasi aktivitas yang dihasilkan dari reaksi ini [3].
Laju reaksi pembentukan 3 H dan 14 C dihitung dengan rumus [4]:
VI N R (1) )atom/mol 10 xNa(6,023x A(gr/mol) ) ȡ (gr/m Na A ȡ N 23 3
(2) Aktivitas = R Ȝ
(3)
dengan,
R = laju reaksi (Ci/m 3 ) ȡ = masa jenis (g/m 3 )
A  = masa atom (atom/mol) Na = bilangan Avogadro (g/mol) Ȉ = tampang lintang (cm 2 ) I = fluks netron  termal (n/cm 2 s) Ȝ = konstan peluruhan (1/s) Sumber-sumber produksi 3 H di kolam RSG-GAS adalah [3]:
1.  Pembelahan bahan bakar tingkat tiga 235 U (n,f) 3 H Tritium    dihasilkan  di meat bahan  bakar  melalui  fisi  termal.  Hasilnya      1,22x10 -4 atoms/fisi.  Sebagai nilai empiris, konsentrasi aktivitas Tritium berjumlah sebesar 1  x 10 -3 /m 3 . 2.  Reaksi neutron dengan unsur lithium sebagai impuritas dalam material 6 Li (n, Į ) 3 H Pengotor  Lithium  di  dalam  teras-Al  merupakan  akibat  dari  nilai  spesifikasi  Al.  Tritium yang  kemudian  terbentuk  sebagai  hasil  dari  reaksi 6 L(n, D ) 3 H  dengan  neutron  termal. Dengan  demikian,  laju  pembentukan  Tritium  bergantung  pada  permukaan-Al  yang ditempatkan  di  daerah  fluks  neutron,  kerapatan  fluks  dan  daerah recoil .  Dengan mengasumsikan Lithium 10 ppm, konsentrasi aktivitas Tritium di pendingin primer dapat mencapai 5  x 10 -3 Ci/m 3 .
3.  Reaksi neutron     terhadap   unsur  berilium  yang  digunakan  sebagai  reflektor 9 Be (n, 8 Be) 3 H.  Perhitungan  ini  menggunakan  model  perhitungan  sederhana,  yang      dengan perhitungan pengaruh sumber J menggunakan fraksi lain. Dengan demikian diasumsikan bahwa Tritium dari beryllium memasuki air kolam akibat recoil dan korosi. Nilai rerata laju  abrasi  materi  tersebut  adalah  sebesar  10 -4 g/dm 2 x  jam.  Laju  disintegrasi  dan hilangnya  dari  dari  air  secara  realistis  akibat  dari  penguapan  digunakan  untuk menghitung aktivitas di air kolam. Menurut  model ini, setelah periode operasi yang lama dihasilkan kosentrasi aktivitas ~ 5 x 10 -2 Ci/m 3 [3].
4.  Reaksi neutron dengan deutrium ( 2 H) yang terdapat dalam air 2 H (n, Ȗ ) 3 H Jumlah  total  Tritium  di  pendingin  primer  yang  disebabkan  oleh    sumber-sumber  yang berbeda  dapat mencapai 7 x  10 -2 Ci/m 3 . Sumber-sumber produksi 14 C di kolam reaktor RSG-GAS adalah [3]: 1. Reaksi 14 N (n,p) 14 C 2. Reaksi 16 O(n, 3 He,) 14 C 3. Reaksi 17 O(n, Į ) 14 C 4. Reaksi 235 U (n,fisi) 14 C Konsentrasi aktivitas C-14 di pendingin primer berjumlah 6  x  10 -2 Ci/m 3 [3].
. / 023 / 4 253 67 8/ 9 :3 ; / Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 15-26

## TATA KERJA
Alat dan Bahan Yang Digunakan [5,6]: 1. Alat yang digunakan untuk mencacah 3 H dan 14 C adalah pencacah kerlip cair, Liquid Scintillation Counter (LSC) 2. Sintilator  digunakan  sebagai  solven  detektor  cair  adalah ready  olv  HP , high performance LSC 3. Penampungan cuplikan (sampel) dipakai botol khusus vial berupa poly Q vial

## Penyiapan pengambilan dan pencacahan Cuplikan
1. Pengambilan  cuplikan  dilakukan  di  kolam  reaktor  dan  pipa-pipa  pengambilan  air pendingin primer di RSG-GAS. Pengambilan cuplikan sesuai dengan peta Gambar 1 dan Gambar 2.
2. Larutan  sintilator  sebanyak  10  ml  dimasukkan  ke  dalam  setiap  vial  yang  sudah disiapkan
3. Cuplikan  air  cuplikan  sebanyak  1  ml  dimasukkan  ke  dalam  vial  yang  sudah dituangkan sintilator
4. Vial  ditutup  dengan  erat,  kemudian  vial  dikocok  agar  larutam  air  dan  sintilator tercampur  merata  dan  homogen.  Disimpan  minimal  1  jam,  kemudian  dilakukan pencacahan selama 1 jam
Gambar 1. Peta lokasi pengambilan cuplikan air kolam RSG-GAS
<== > ?@ ? ? AB@ CD
Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
E F H G K L G M Mixed Bed Warm Water Layer System KBE  02 R N O P Q Filter KBE 02 AA 22 KBE 01 AA 06 S R U V W V X (R 0237 ) KBE 01 AA 66 Y P Z N [ \ N [ Resin Filter Reactor Pool Purification System , KBE  01 ] ^_ `a AA 07 S R U V W b X (R 0237 ) Mixed Bed Water Cooler (QKJ  04) c d N Q e f g N h c e i j k l N Purification System , FAK 01 Resin Filter m n ] `a AA 27 FAK 01 AA 05 S R U V W o X (R 0237 ) p qrst p u v rwu (JE01- AP 01/02/03) Heat Exchanger (JE01 BC 01/02) x yz { x y |}z Layer ~ }  y  Chamber Isolation Valve Fuel Storage Pool R P Q l  PO e j P  g e i j  
Gambar 2. Peta lokasi pengambilan cuplikan air pendingin RSG-GAS

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Penelitian meliputi analisis dan pengukuran terhadap sample air pendingin primer dan air  kolam  reaktor  RSG-GAS.  Pengambilan sample air  pendingin  primer  dan  air  kolam reaktor RSG-GAS mengikuti peta lokasi pengambilan sample seperti Gambar 1 dan 2.  Hasil perhitungan yang berdasarkan sumber-sumber 3 H dan 14 C di sistem pendingin air dan kolam RSG-GAS  terdapat  pada  Tabel  1,    korelasi  konsentrasi 3 H  dan 14 C    dengan  pembangkitan energi  dan  fluks  netron  terdapat  pada  Gambar  3  sampai  Gambar  6,  dan  korelasi  dengan durasi operasi reaktor pada Gambar 7 dan Gambar 8. Hasil pencacahan dan analisis Tritium ( 3 H)  dan 14 C  untuk  air  pendingin  primer  RSG-GAS  untuk  operasi    teras  67  terdapat  pada Tabel 2
Berdasarkan  persamaan  (1-3),  maka  dihitung  konsentrasi 3 H  dan 14 C    berdasarkan data riil operasi RSG-GAS dalam rentang waktu tahun 1999-2009 yang mencakup teras 37 sampai  teras  67.  Dari  data  riil  pengoperasian  reaktor  selama  rentang  waktu  10  tahun  dan teras 37 sampai teras 67, rata-rata pembangkitan daya dan durasi operasi untuk setiap teras adalah 500-700  MWD  dan  fluks  neutron  ±  2,3  x10 14 n  cm -2 s -1 .  Berdasarkan  data  tersebut maka dihitung produk 3 H dan 14 C  total untuk seluruh sumber produksi yang memungkinkan terjasi di air kolam RSG-GAS berdasarkan SAR ( Safety Analysis Report ) RSG-GAS untuk setiap teras. Hasil perhitungan  terdapat pada Tabel 1. Konsentrasi 3 H dan 14 C  dari Tabel 1, menghasilkan  produksi  untuk  setiap  teras  yang  berbeda,  dipengaruhi  oleh  besarnya  daya yang dibangkitkan dan durasi operasi reaktor serta fluks netron termal  yang dihasilkan untuk setiap operasi reaktor RSG-GAS.
            Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 15-26
Dari  Tabel  1,  dapat  diketahui  jumlah  total  pembentukan 3 H  di  kolam  reaktor  dari berbagai  sumber  untuk  pengoperasian  reaktor  pada  teras  37  sampai  teras  67  (tahun  1999- 2009), untuk kondisi pengoperasian rata-rata 13 MW mencapai 8,779 x 10 -3 Ci/m 3 , dengan rata-rata  untuk  setiap  teras  0,2926  x  10 -3 Ci/m 3 .    Menurut  SAR pembentukan 3 H  di  kolam reaktor    dari  berbagai  sumber  bisa  mencapai  7  x    10 -2 Ci/m 3 untuk  kondisi  pengoperaian reaktor sesuai desain dengan energi yang dibangkitkan mencapai 30 MW. Pembentukan 14 C didalam  pendingin  primer  kolam  reaktor  RSG-GAS  dari  berbagai  sumber  untuk  kondisi yang sama, mencapai 2,493 x 10 -1 Ci/m 3 , dengan rata-rata setiap teras menghasilkan 0,8779 x10 -2 Ci/m 3
Tabel 1. Hasil perhitungan produksi 3 H dan 14 C di kolam reaktor RSG-GAS pada rentang waktu operasi 1999-2009
Teras rentang waktu Operasi [7] Fluks netron (cm -2 s -1 ) Energi (MWD)[7] Aktivitas total 3 H Ci/m 3 Aktivitas total
14 C (Ci/m 3 ) TERAS 37 (17/11/99 s/d  14/07/00) 2,2937x10 14 612,690 0,3380x10 -3 0,8430x10 -2 TERAS 38 (15/07/00 s/d  12/12/00) 2,2884x10 14 611,920 0,2750x10 -3 0,8175x10 -2 TERAS 39 (13/12/00 s/d  31/03/01) 2,2512x10 14 601,435 0,2400x10 -3 0,7366x10 -2 TERAS 40 (01/04/01 s/d  06/07/01) 1,8732x10 14 500,380 0,1820x10 -3 0,5418x10 -2 TERAS 41 (07/07/01 s/d  29/09/01) 1,9191x10 14 512,630 0,1809x10 -3 0,5367x10 -2 TERAS 42 (30/09/01 s/d  22/01/02) 1,9317x10 14 512,010 0,1808x10 -3 0,5364x10 -2 TERAS 43 (22/01/02 s/d  06/05/02) 2,3516x10 14 623,290 0,2705x10 -3 0,8025x10 -2 TERAS 44 (07/05/02 s/d  13/08/02) 2,1813x10 14 582,680 0,2292x10 -3 0,6799x10 -2 TERAS 45 (17/08/02 s/d  06/02/03) 2,3821x10 14 636,320 0,2826x10 -3 0,8383x10 -2 TERAS 46 (07/02/03 s/d  06/06/03) 2,1342x10 14 570,100 0,2331x10 -3 0,6915x10 -2 TERAS 47 (07/06/03 s/d  10/10/03) 2,3166x10 14 618,820 0,2621x10 -3 0,7775x10 -2 TERAS 48 (04/10/03 s/d  10/02/04) 2,3223x10 14 620,354 0,2630x10 -3 0,7801x10 -2 TERAS 49 (11/02/04 s/d  11/05/04) 2,3857x10 14 632,338 0,2745x10 -3 0,8141x10 -2 TERAS 50 (12/05/04 s/d  03/08/04) 2,3868x10 14 637,584 0,2583x10 -3 0,8464x10 -2 TERAS 51 (04/08/04 s/d  09/11/04) 2,3757x10 14 629,671 0,2836x10 -3 0,8413x10 -2 TERAS 52 (10/11/04 s/d  08/03/05) 2,2945x10 14 608,163 0,2456x10 -3 0,7286x10 -2 TERAS 54 (08/06/05 s/d  06/09/05) 2,6882x10 14 712,508 0,3739x10 -3 1,1091x10 -2 TERAS 55 (07/92/05 s/d  20/12/05) 2,4912x10 14 660,300 0,3040x10 -3 0,9016x10 -2 TERAS 56 (21/12/05 s/d  11/04/06) 2,4189x10 14 641,136 0,2848x10 -3 0,8449x10 -2 TERAS 57 (12/04/06 s/d  14/07/06) 2,5545x10 14 677,067 0,3202x10 -3 0,9497x10 -2 TERAS 58 (12/07/06 s/d  07/11/06) 2,6076x10 14 691,139 0,3435x10 -3 1,0197x10 -2 TERAS 59 (08/11/06 s/d  09/02/07) 2,2624x10 14 599,664 0,2541x10 -3 0,7536x10 -2 TERAS 60 (11/02/07  s/d  09/05/07 2,3257x10 14 621,263 0,2745x10 -3 0,8141x10 -2 TERAS 61 (10/05/07 s/d  28/08/07) 2,5731x10 14 682,002 0,3168x10 -3 0,9397x10 -2 TERAS 62 (29/08/07 s/d  18/12/07) 2,4834x10 14 658,221 0,3057x10 -3 0,9067x10 -2 TERAS 63 (19/12/07 s/d  25/03/08) 2,4822x10 14 657,921 0,3052x10 -3 0,9053x10 -2 TERAS 64 (26/03/08 s/d  01/07/08) 2,4079x10 14 638,245 0,2835x10 -3 0,8409x10 -2 TERAS 65 (02/07/08 s/d  28/10/08) 2,5069x10 14 664,455 0,2951x10 -3 0,8752x10 -2 TERAS 66 (29/10/08 s/d  18/02/09) 2,4337x10 14 645,060 0,2853x10 -3 0,8433x10 -2 TERAS 67 (19/02/09 s/d  26/05/09) 2,4874x10 14 659,278 0,2959x10 -3 0,8779x10 -2 Total 8,779x10 -3 2,4393 x10 -1 Rata-rata 2,3023 x10 14 0,2926x10 -3 0,8131 x10 -2
Korelasi antara konsentrasi 3 H dengan daya yang dibangkitkan pada Gambar 3 menghasilkan persamaan  korelasi  linier dengan  daya  =  1,026  x  10 6 dan  konsentrasi 3 H  +  341,98,  dengan tingkat korelasi sebesar  86 %
       Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
 ¡ ¢ ¡ £ 6 X + 341,98 R 2 = 0,86 200 300 400 500 600 700 800 900 0,0001 0,0002 0,0003 0,0004
Konsentrasi 3 H (Ci/m 3 ) D a y a ( M W D ) Gambar 3. Korelasi daya yang dibangkitkan dengan konsentrasi 3 H
Korelasi 14 C  dengan  daya  operasi  pada  Gambar    4,  memenuhi  persamaan  korelasi linier   dengan  daya  =  3,5985  x  10 4 konsentrasi 14 C  +  330,44,  dengan  tingkat  korelasi menghasilkan  93,5 %
¤ ¥ ¦ § ¨ © ª ¨ « ¬ ­ 4 X + 330,44 R 2 = 0,9348 200 300 400 500 600 700 800 900 0,004 0,006 0,008 0,01
0,012 Konsentrasi 14 C (Ci/m 3 ) D a y a ( M W D ) Gambar 4. Korelasi daya yang dibangkitkan dengan konsentrasi 14 C
Korelasi antara konsentrasi 3 H dengan fluks netron  pada Gambar 5 menghasilkan persamaan korelasi  linier :  Fluks  netron  =  3,95  x  10 17 ,    konsentrasi 3 H  +  1,26  x  10 14 ,  dengan  nilai korelasi  sebesar  86,5 %. Sedangkan  korelasi konsentrasi 14 C dengan fluks neutron : fluks neutron  =1,38  x10 16 dan  konsentrasi 14 C  +  1,22  x10 14 ,  dengan  korelasi  93  %  seperti ditunjukkan dalam Gambar 6.
® ¯ °±² ¯ ³ ±´² µ¶ ·¯ ¸ ¹² º ¯ Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 15-26
» ¼ ½¾ ¿À 17 X + 1x10 14 R 2 = 0,8556 1,5E+14 1,7E+14 1,9E+14 2,1E+14 2,3E+14 2,5E+14 2,7E+14 2,9E+14 0,0001 0,0002 0,0003 0,0004
Konse ntrasi 3 H (Ci/m 3 ) F lu k s n e tr o n c m -2 d t -1 Gambar 5. Korelasi fluks neutron dengan konsentrasi 3 H Á Â Ã Ä Ã Å 16 X + 1x10 14 R 2 = 0,9317 1E+14 1E+14 2E+14 2E+14 3E+14 3E+14 0,004 0,006 0,008
0,01 0,012 Konsentrasi 14 C (Ci/m 3 ) F lu k s n e tr o n ( c m -2 d t -1 ) Gambar 6. Korelasi fluks neutron dengan konsentrasi 14 C
Korelasi antara konsentrasi 3 H dan 14 C  dengan durasi operasi menghasilkan korelasi linier yang  sangat  tinggi,  selain  karena  pengaruh  lama  operasi,  juga  karena  akumulasi  aktivitas umur paro yang panjang.
ÆÇÇ È ÉÊ É É ËÌÊ ÍÎ Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Ï Ð Ñ Ò Ó Ô Õ Ö -5 X - 0,0004 R 2 = 0,9949 0 0,001 0,002 0,003 0,004 0,005 0,006 0,007 0,008 0 20 40 60 80 100 120 Konsentrasi total 3 H (Ci/m 3) D u ra s i O p e ra s i (b u la n ) Gambar 7. Korelasi durasi operasi reaktor dengan konsentrasi 3 H × Ø Ù Ú Ù ÙÛ Ü Ý Þ ÙÚ ÙÜ ß à R 2 = 0,9958 0 0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0 20 40 60 80 100 12 Konsentrasi total 14C (Ci/m3) D u ra s i o p e ra s i (b u la n ) 0
Gambar 8. Korelasi durasi operasi reaktor dengan konsentrasi 14 C
Pada Gambar 7 menghasilkan persamaan : durasi operasi = 7 x 10 -5 dan konsentrasi total 3 H – 0,0004,  dengan nilai korelasi 99,5 %. Pada Gambar 8 memenuhi persamaan durasi operasi = 0,0021 dan konsentrasi total 14 C - 0,0134 dengan korelasi 99,6 %. Dari  Gambar  3  sampai  Gambar  8,  konsentrasi 3 H  dan 14 C    bervariasi  untuk  setiap teras,  terdapat  korelasi  linier  yang  kuat  antara  pembentukan 3 H  dan 14 C  dengan  kondisi operasi reaktor untuk setiap teras (daya yang dibangkitkan, fluks neutron, dan durasi operasi reaktor). Korelasi aktivitas sebanding dengan daya yang dibangkitkan, durasi operasi reaktor, dan  fluks  neutron.    Dari  Tabel  1  pembentukan 3 H  terendah  pada  operasi  reaktor  teras  40 dengan  kondisi  daya  yang  dibangkitkan  500,380  MWD  dan  fluks  netron    1,8732  x  10 14 n cm -2 s -1 , dan pembentukan 3 H tertinggi yaitu 0,3739x10 -3 Ci/m 3 pada operasi reaktor teras 54 dengan  kondisi  energi  yag  dibangkitkan  sebesar  712,5078  MWD.  Hal  yang  sama  berlaku pada pembentukan 14 C.
á â ãäå â æ äçå èé êâ ë ìå í â Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 15-26
Tabel 2. Hasil pengukuran 3 H air kolam reaktor RSG pada teras 67 NO Lokasi cuplikan Konsentrasi 3 H Ci/m 3 Konsentrasi 14 C Ci/m 3 1 Kolam Reaktor Tengah 1,0347x10 -2 3,2109x10 -4 2 Kolam Reaktor Timur 1,1075x10 -2 5,3642x10 -4 3 Kolam Reaktor Barat 1,1441x10 -2 4,4599x10 -4 4 KBE 01 CR001 (sebelum filter) 1,1276x10 -2 4,8419x10 -4 5 KBE 01 CR001 (setelah filter) 1,0723 x10 -2 5,1749x10 -4 6 KBE 02 1.1125x10 -2 5,3769x10 -4 7 KBE 02 AA 06 1.1170x10 -2 2,7899x10 -4 8 FAK 01 (kolam) 1.186x10 -2 4.8094x10 -4 9 FAK 01 AA 05 1.0678x10 -2 4,6355x10 -4 10 FAK 01 AA 27 1.0598x10 -2 4,9521x10 -4
Pengukuran 3 H dan 14 C  pada operasi reaktor teras 67, dengan kondisi operasi reaktor untuk  pembangkitan  daya  659,278  MWD  tercantum  di  Tabel  2.  Pengukuran 3 H  dan 14 C dilakukan  pada  posisi  yang  menginterpretasikan  sebagai  sumber-sumber  penghasil 3 H  dan 14 C  di reaktor RSG GAS yang meliputi air pendingin primer KBE01 sebelum dan seudah filter  pemurnian,  air  pendingin  primer  KBE02  yang  mewakili  sistem  lapisan  air  hangat ( warm water layer ) sebelum dan sesudah filter pemurnian, air kolam permukaan, air kolam di  daerah  penyimpanan  bahan  bakar  sementara  FAK  01  sebelum  dan  sesudah  pemurnian. Lokasi pengambilan cuplikan sesuai dengan Gambar 1 dan 2.
Dari Tabel 2, konsentrasi rata-rata 3 H  mencapai 1,1183x10 -2 Ci/m 3 .   Konsentrasi ini mewakili  kondisi  operasi  RSG-GAS  sampai  teras  67,  yang  merupakan  akumulasi  dari 3 H selama  reaktor  RSG-GAS  beroperasi.  Sifat  akumulasi  terjadi  karena  umur  paro  dari 3 H cukup panjang  yaitu  : 12,36  tahun. Dari hasil perhitungan pada  Tabel 1,  pembentukan 3 H dari  berbagai  sumber  pada  kondisi  operasi  reaktor  teras  67  sebesar    0,2959  x  10 -3 Ci/m 3 , maka kondisi 3 H sebelum teras 67 (teras 1 sampai teras 66) mencapai 1,08871 x 10 -2 Ci/m 3 . Jumlah total pembentukan 3 H dari teras 37 sampai teras 66  (rentang waktu 1999-2009) yang mencapai 8,4831 x 10 -3 Ci/m 3 , maka pembentukan 3 H dari teras 1 - teras 36 (rentang waktu 1987-1999)    mencapai  0,2699  x  10 -3 Ci/m 3 .  Dari  penelitian  sebelumnya    diketahui  bahwa konsentrasi 3 H sebelum komisioning RSG-GAS yang diukur pada bulan Juli 1987 kondisi 3 H sebesar 0,55 x 10 -8 Ci/m 3 , dan konsentrasi setelah 5 tahun operasi (tahun 1992 pada teras 12) mencapai  1,9 x 10 -6 Ci/m 3 [8].
Dari perjalanan waktu pengoperasian RSG-GAS, pertambahan 3 H sangat tinggi untuk setiap  rentang  waktu  tertentu.  Dari  data  yang  terpapar  dan  sejarah  pengoperasian  reaktor RSG-GAS,  pertambahan 3 H  sebanding  dengan  daya  yang  dibangkitkan,  durasi  operasi reaktor, dan kondisi sistem atau peralatan yang terpapar netron menghasilkan 3 H. Selain  itu  adanya  efek  akumulasi  dari  umur  paro 3 H  yang  panjang,  juga mempengaruhi  konsentrasi 3 H  di  air  kolam  RSG-GAS.  Kondisi  peralatan  dan  sistem  yang menghasikan 3 H  juga  harus  diperhatikan,  karena  kondisi 3 H  dari  beryllium  memasuki  air kolam  akibat  recoil  dan  korosi.  Nilai  rerata  laju  abrasi  materi  tersebut  adalah  sebesar  10 -4 g/dm 2 x  jam.  Laju  disintegrasi  dan  hilangnya  dari  dari  air  secara  realistis  akibat  dari penguapan digunakan untuk menghitung aktivitas di air kolam. Menurut  model ini, setelah periode  operasi  yang  lama  dihasilkan  kosentrasi  aktivitas 3 H  ~  5  x  10 -2 Ci/m 3 [3],  padahal jumlah total di pendingin primer yang disebabkan oleh  sumber-sumber yang berbeda  yang dapat mencapai 7 x  10 -2 Ci/m 3 . Hal itu berarti 71 % pembentukan 3 H berasal dari beryllium memasuki air kolam akibat rekoil dan korosi.
îïï ð ñò ñ ñ óôò õö Nomor : 536/D/2007 Tanggal 26 Juni 2007
Pengaruh Daya dan Durasi ......... (Pande Made Udiyani dkk.)
Meskipun  konsentrasi 3 H  masih  di  bawah  kondisi  maksimum  yang  diijinkan  oleh SAR dan BAPETEN, tetapi perlu diperhatikan hal-hal yang mempengaruhi pembentukan 3 H di reaktor dikaitkan dengan kesiapan operasi reaktor, perencanaaan waktu operasi yang akan datang,  sistem  pemurnian,  sistem  lapisan  air hangat,  dan  kondisi peralatan  seperti  reflektor berrylium . Hal penting yang harus diperhatikan adalah lepasnya 3 H ke udara Balai Operasi Reaktor  [9].  Seperti  diketahui  reaktor    RSG-GAS  adalah  reaktor  kolam  terbuka,  sehingga lepasnya gas-gas radioaktif dari air kolam terlepas ke udara permukaan kolam. Besarnya 3 H yang  terlepas  dari  air  kolam  ke  udara  balai  operasi  RSG-GAS  mencapai  17-20  %  dalam kondisi lapisan air hangat beroperasi [10]. Jika kondisi saat ini konsentrasi 3 H pada air kolam reaktor 1,1183x10 -2 Ci/m 3 , maka konsentrasi 3 H yang terlepas ke udara Balai Operasi  dalam bentuk  HTO  (10)  mencapai  0,1968  x  10 -2 Ci/m 3 .  Padahal  batas  maksimum  yang diperbolehkan  untuk  para  pekerja  radiasi  di  Balai  Operasi  RSG-GAS  adalah  2,96  x  10 -6 Ci/m 3 untuk  penyinaran  selama  2000  jam/tahun  [11]  Tritium  adalah  pemancar  beta  lemah yang  masuk  secara  interna  (imersi,  inhalasi,  dan  ingesi),  yang  berbahaya  bagi  manusia. Bentuk Tritium dalam HTO adalah sangat berbahaya dibandingkan berbentuk terikat dengan air. [12,13]
Sedangkan konsentrasi terukur rata-rata 14 C di dalam air pendingin primer RSG-GAS saat  ini  mencapai  4,5128x10 -4 Ci/m 3 .  Sifat  akumulasi  terjadi  karena  umur  paro  dari 14 C sangat panjang yaitu: 5568 tahun. Konsentrasi 14 C hasil perhitungan pada Tabel 1,  sebesar 0,8779x10 -2 Ci/m 3 ,  konsentrasi 14 C  yang  terukur  masih  di  bawah  laju  reaksi  pembentukan 14 C.  Jika  dibandingkan  dengan  penelitian  sebelumnya,  dengan    konsentrasi 14 C    sebelum komisioning  RSG-GAS  yang  diukur  pada  bulan  Juli  1987  sebesar  0,12  x  10 -7 Ci/m 3 ,  dan konsentrasi setelah 5 tahun operasi (tahun 1992 pada teras 12) mencapai  0,95 x 10 -7 Ci/m 3
[8] maka konsentrasi 14 C terukur saat ini mengalami kenaikan yang tinggi.  Konsentrasi 14 C sampai teras 67 tahun 2009 sudah  melebihi batas kemungkinan terjadi di reaktor RSG-GAS menurut SAR (6  x  10 -7 Ci/m 3 ), tetapi secara radiologis 14 C kurang berbahaya dibandingkan 3 H.

## KESIMPULAN
Besarnya  konsentrasi 3 H  dan 14 C  di  air  sistem  pendingin  primer  reaktor  RSG-GAS berkorelasi  linier  dengan  dengan  daya  yang  dibangkitkan,  fluks  netron  dan  durasi  operasi reaktor.    Besarnya  daya  yang  dibangkitkan  sebanding  fluks  netron  yang  terjadi  di  teras reaktor.  Pertambahan konsentrasi 3 H dan 14 C di kolam reaktor RSG-GAS setelah lima tahun pertama operasi reaktor  karena intensitas pengoperasian reaktor yang tinggi,  disamping itu karena    adanya  proses  akumulasi  nuklida 3 H  dan 14 C  yang  mempunyai  umur  paro  yang panjang.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Argonne National Laboratory, EVS. Tritium (Hydrogen-3), Human Health Fact
Sheet; August 2005
2. Checev,  V.  P  and  Egorov,    A.  G.  Search  for  an  optimum  approach    to  the evaluation  of  data  of  varying  consistency:  half-live  evaluations  for  3H,  35S,
55Fe, 99Mo, and 111In. Appl. Radiat. Isot. 2000; 52: 601-608.
3. BATAN,  Multipurpose  Reactor  GA  Siwabessy.  Safety  Analisis  Report  Rev.9 2005
ù ú ûüý ú þ üÿý J ú ý  ú
Vol. 12 No. 1 Pebruari 2010, Hal. 15-26
4. Oldenberg  O.,  Rosmussen.  Modern  Physics  for  Engineers.  New  York:  Mc. Graw-Hill; 1986.
5. Unterweger,  M.  P.  and  Lucas,  L.  L.  Calibration  of  the  national  institute  of standards    and  technology  tritiated-water  standards.  Appl.  Radiation  Isotop 2000; 52: 527-531.
6. Verrezen,  V.  and  Hurtgen,  C.  A  multiple  window  deconvolution  technique  for measuring  low-energy  beta  activity  in  samples  contaminated  with  high-energy beta  impurities  using  liquid  scintillation  spectrometry.  Appl.  Rad.  and  Isotopes 2000; 53: 289-296. 7.
PRSG-BATAN.  Laporan Operasi RSG-GAS, Serpong; 2009
8. Pande,  M.U.  Konsentrasi  h3  dan  c14  pada  air  sistem  pendingin  primer  rsg-gas selama  5  tahun  pertama  operasi  reaktor.  Proseding  Pertemuan  dan  Presentasi Ilmiah    Penelitian  dasar  Ilmu  Pengetahuan  dan  Teknologi  Nuklir.  Yogyakarta; 1993 9. National  research council. Board on radiation effects research, health risks from exposure  to  low  levels  of  ionizing  radiation:  BEIR  VII  Phase  2.  The  National
Academies Press. Washington DC; 2006.
10. Pande, M.U., Bunawas, Budi R. Pengukuran konsentrasi tritium di udara reaktor
Serbaguna  G.A.  Siwabessy.  Proseding  Presentasi  Ilmiah  Keselamatan  Radiasi dan Lingkungan. Jakarta; 1994.
11. BAPETEN.  Ketentuan  Keselamatan  Kerja.    S.K.  Ka.BAPETEN  no.1.  Jakarta; 2003
12. Cardis,  E,.,  et  al.  Risk  of  cancer  after  low  doses  of  ionizing  radiation:
retrospective cohort study in 15 countries. BMJ. 2005 Jul 9; 331
13. Harrison J.D., Khursheed, A., Lambert, B.E.  Uncertainties in dose coefficients for intakes of tritiated water and organically-bound forms of tritium by Members of the Public. Radiat. Prot Dosim 2002; Vol 98 No. 3 pp 299-311.