terjadi dalam wadah dengan struktur baja atau beton yang kuat, sehingga uap air yang dihasilkan ini dapat digunakan untuk menggerakkan turbin pembangkit
tenaga listrik dengan prinsipnya identik dengan pembangkit listrik tenaga listrik lainnya seperti listrik tenaga minyak bumi, sehingga reaktor nuklir memiliki
fungsi seperti ketel uap yang menghasilkan uap penggerak turbin. Reaktor BWR Boiling Water Reaktor memiliki tekanan sekitar 68 atm
lebih rendah dari PWR, di dalam tabung yang berisi inti atom memungkinkan terbentuknya uap air hasil transfer panas reaksi fisi dan uap air yang dihasilkan
dikirim langsung ke turbin tanpa melewati generator uap. Keuntungan BWR dibandingkan dengan PWR adalah dalam hal kesederhanaannya, tetapi memiliki
kelemahan peluang pencemaran lebih besar, karena dinding penghalang berkurang satu dibanding dengan PWR Beisher 1981. Skematik BWR disajikan dalam
Gambar 13.
Gambar 11 Skematik diagram PLTN Jenis BWR
http: hyperphysics.phy-astr.gsu.edu...reaktor.html; www.animatedsoftware.com
http:www.solcomhouse.comimagesboiling.gif
http:www.nrc.govreaktorsgeneric-bwr.pdf Reaktor memiliki disain yang berbeda-beda tergantung rancangan negara
yang membangun reaktor tersebut, dan dari waktu ke waktu terus mengalami penyempurnaan sesuai dengan perkembangan teknologi lain guna meningkatkan
presisi dan akurasi yang menunjang keselamatan oprasional. Jenis-jenis rekator yang beroprasi di dunia ditampilkan dalam Tabel 4 berikut.
Tabel 3 Jenis reaktor nuklir PLTN yang beroprasi di dunia.
Jenis Reaktor Negara
Jumlah
GWe Bahan
bakar
Pendingin Moderator
Pressurised Air Reactor PWR
AS, Prancis, Jepang, Rusia
260 243
UO
2
diperkaya air
air Boiling Air Reaktor
BWR AS, Jepang,
Swedia. 92
83 UO
2
diperkaya air
air Pressurised Heavy
Air Reactor “CANDU” PHWR
Kanada 34
18 UO
2
alam Air berar
air berat
Gas-cooled Reaktor Magnox AGR
Inggris 32
12 U metal,
UO
2
diperkaya CO
2
graphite Light Air Graphite
Reactor RBMK Rusia
13 14
UO
2
diperkaya air
graphite Fast Neutron
Reaktor FBR Jepang,
Prancis, Rusia.
4 1.3
PuO
2
dan UO
2
Natrium cair
Tidak ada Lainnya
Rusia, Jepang. 5
0.2
TOTAL 440
371
Sumber: Nuclear Engineering International handbook, 2002
.
Perkembangan teknologi PLTN dewasa ini memasuki era generasi keempat. Teknologi generasi pertama muncul dan dibangun pada tahun 1950-
1960 melalui eksperimen disain. Teknologi PLTN terus disempurnakan memasuki fase ke dua, yaitu pembangunan reaktor-reaktor besar pada era tahun 1970-1980.
Generasi ketiga ditandai dengan kelengkapan pengamanan pada reaktor yang dikembangkan antara tahun 1980-1990. Dewasa ini teknologi PLTN mencapai
fase ke empat yang ditandai dengan berpadunya kebutuhan domestik dan internasional yang memperhatikan pengembangan pengamanan, pengembangan
sisi ekonomis, pengembangan ketahanan dan upaya-upaya memperkecil limbah nuklir yang mengotori lingkungan. Dalam perkembangan dewasa ini, jenis-jenis
reaktor terus berkembang sampai saat ini sudah mencapai jenis reaktor generasi keempat seperti VHTR Very High-Temperatur Reactor, MSR Molten Salt
Reaktor, SFR Sodium Cooled Fast Reactor, SCWR supercritical Water Cooled Reactor, GFR Gas Cooled Fast reacor, dan LFR Lead Cooled Fast
Reactor IAEA, 2008.
2.7 Dosis Radiasi Nuklir 2.7.1 Paparan dan Dosis Radiasi Nuklir
Paparan radiasi nuklir akan bergantung pada sifat fisika sumber, penggunaan sumber tersebut, serta bahan pelindung yang digunakan. Dosis radiasi
sumber radioaktif telah dibakukan sebagai cara untuk pengamanan lingkungan dari berbagai risiko, baik untuk para pekerja ataupun masyarakat. Dalam kasus
kecelakaan batasan baku merupakan bagian penting yang memberi patokan berkenaan dengan efek kesehatan yang menyebabkan penyakit akut radiasi,
erythema, amputasi anggota badan ataupun kematian IAEA 2003. Paparan radiasi terdiri dari paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi
internal. Paparan radiasi eksternal adalah paparan radiasi yang sumber radiasinya berada di luar tubuh. Faktor utama untuk melindungi seseorang dari paparan
radiasi eksternal adalah dengan 3 faktor yaitu waktu paparan, jarak dari sumber dan perisai yang digunakan ICRP 2007. Paparan radiasi internal adalah paparan
radiasi dimana radionuklida berada dalam tubuh penerima. Sumber radiasi dapat berada di dalam tubuh karena adanya radionuklida yang masuk ke dalam tubuh
melalui pernafasan inhalasi, pencernaan injesi dan melalui kulit luka terbuka, pori-pori kulit. Radionuklida dalam tubuh tersebut meradiasi jaringan selama
jangka waktu tertentu sesuai dengan waktu-paruh dan retensi biologis tubuh. Radionuklida akan memberikan peningkatan dosis pada jaringan tubuh penerima
selama berbulan-bulan atau bertahun-tahun setelah pemasukan. Dosis paparan internal radionuklida dapat diperkirakan melalui pengukuran langsung dengan
pemantauan eksternal seluruh tubuh atau organ dan jaringan tertentu, atau pengukuran tidak langsung pada air seni atau tinja.
Besarnya dosis yang diterima seseorang berbanding lurus dengan lama waktu orang tersebut berada di medan radiasi atau dosis radiasi = laju dosis x
waktu paparan. Hal ini berarti apabila semakin sedikit waktu untuk terlibat di dalam lokasi yang mengandung paparan radiasi maka dosis paparan eksternal
yang diterima menjadi rendah. Bertambahnya jarak dari sumber paparan menyebabkan laju paparan radiasi berkurang, maka dosis total yang diterima akan
berkurang sesuai dengan bertambahnya jarak. Untuk sumber radiasi pemancar gama berdimensi kecil, dosis radiasi berbanding terbalik dengan kuadrat jarak.
Adanya bahan perisai antara sumber radiasi dengan penerima paparan dapat berfungsi untuk mengurangi dosis yang diterima. Ketebalan perisai yang
dibutuhkan akan bergantung pada jenis radiasi, aktivitas sumber dan laju dosis sumber. Pengurangan laju dosis dengan adanya perisai akan berbanding secara
eksponensial dengan ketebalan bahan perisai. Untuk radiasi gamma, perisai yang baik dipergunakan bahan padat seperti timbal dan baja.
2.7.2 Satuan Dosis
Besaran dosimetrik khusus telah dikembangkan untuk penilaian dosis dari paparan radiasi. Besaran proteksi didasarkan pada pengukuran deposit energi pada
organ dan jaringan tubuh manusia. Untuk melihat hubungan dosis radiasi dengan risiko radiasi perlu memperhitungkan variasi efektivitas biologi radiasi dengan
kualitas yang berbeda dan variasi sensitivitas organ dan jaringan terhadap radiasi pengion.
Radiasi eksternal berkaitan dengan radiasi gamma relatif ke semua organ badan yang berasal dari cemaran radionuklida, dosis eksternal dari radiasi gamma
diekspresikan dalam dosis efektif, sedangkan internal dosis diekspresikan dalam dosis serap IAEA 1986. Banyak unit-unit satuan yang dipergunakan di dalam
pengukuran radioktif dapat dipandang dari sumber ataupun dipandang dari penerima dengan pengaruh jenis sumber maupun karakteristik penerima.
Satuan millisievert umumnya digunakan untuk mengukur dosis efektif di dalam prosedur kesehatan seperti dalam X-ray, obat nuklir, emisi positron, emisi
tomografi dan perhitungan tomografi. Radioaktivitas background tergantung dari
banyak tempat, tetapi biasanya dihitung sekitar 2.4 mSvyear CIPM 2002.
2.7.2.1 Dosis Serap D
Dosis serap adalah jumlah energi yang diserap per satuan massa material sebagai hasil dari interaksi radiasi pengion dengan materi. Satuan dosis serap
dalam satuan SI adalah Gray Gy yang sama dengan energi deposisi sebesar 1 joule per kilogram Jkg dalam materi, yang dalam hal ini adalah organjaringan,
atau 1 Gy = 1 Jkg= 1 m2s-2. Satuan lama dari dosis serap adalah erggram dengan nama khusus rad. Satu rad setara dengan 100 erggram, dengan demikian
1Gy = 100 rad. Besaran dosis serap ini dapat digunakan untuk semua jenis radiasi
pengion. BATAN 2009
Gray mengukur energi radiasi yang terdeposit dalam materi. Sievert mengukur energi radiasi yang terdeposit tergantung pada jenis jaringan yang
menyerap. Roentgen didefinisikan sebagai paparan radiasi setara dengan radiasi yang menghasilkan muatan electron dan 1 cm
3
di udara 0 °C atmosfir standar menjadi sekitar 0.258 mCkg menggunakan densitas udara 1.293 kgm3,
menggunakan energi ionisasi udara 36.161 JC, dan dihasilkan 1 Gy ≈ 115 R.
2.7.2.2 Dosis Ekivalen H dalam Satuan Sievert
Dosis ekuivalen radiasi di dalam satuan Sievert Sv dari nama ilmuan Swedia Rolf Maximilian Sievert yang banyaknya mengevaluasi efek biologi
radiasi pengion dan karakteristik dosis serapan. Besaran Sievert ini memiliki efek merusak ekivalen dengan dosis sinar gamma. Dosis ekivalen H adalah hasil
perkalian dosis serap D dengan faktor berat WR. . Hubungan antara dosis serap dan dosis ekivalen
Satuan Gy ataupun satuan sievert Sv didefinisikan sebagai besaran turunan SI sebagai 1 unit energi Joule per unit massa kilogram. 1 Gy = 1 Sv =
1 J kg. Faktor berat sebagai faktor kualitas yang ditentukan oleh jenis radiasinya.
Dimana: H
T
adalah dosis serap ekivalen oleh jaringan T D
T,R
adalah dosis serap jaringan T oleh radiasi jenis R dosis yang terserap jaringan T oleh radiasi jenis R.
W
R
adalah faktor berat .
Faktor bobot W
R
tidak mempunyai satuan, maka satuan dosis ekivalen sama dengan satuan dosis serap yaitu Jkg. Namun demikian untuk membedakan
keduanya maka dosis ekivalen diberi satuan sievert Sv. Satuan lama untuk dosis ekivalen adalah rem satuan digunakan di AS dan hubungan antara keduanya
adalah 1 Sv = 100 rem. Hubungan lebih lanjut misalnya 1 rem = 0.01 Sv = 10 mSv; 1 mrem = 0.01 mSv = 10
Sv; 1 mSv = 100 mrem = 0.1 rem; dan 1 Sv = 0.1 mrem. W
R
didefinisikan seperti Tabel 5 berikut.
Tabel 4 Nilai faktor berat W
R
dari sumber energi
No Jenis radiasi dan energi
W
R
1 Elektron, positron, muon, atau foton gamma, X-ray
1 2
Neutron 10 keV 5
3 Neutron 10–100 keV
10 4
Neutron 100 keV – 2 MeV 20
5 Neutron 2 MeV – 20 MeV
10 6
Neutron 20 MeV 5
7 Proton dan energi 2 MeV
2 8
Partikel alpha, fragmen fisi, non-relativitas, inti berat 20
Sumber: ICRP 103 2007 Dosis serap 1 Gy netron 1 MeV ekivalen dengan 20 Sv.
2.7.2.3 Dosis Efektif Radiasi E dalam Satuan Sievert
Hubungan antara kemungkinan terjadinya akibat stokastik dengan dosis ekivalen bergantung pada kepekaan organ atau jaringan yang terkena paparan
radiasi. Oleh karena itu, untuk menunjukan akibat stokastik total yang berasal dari berbagai dosis pada berbagai organ yang berbeda dianggap perlu untuk
mendefinisikan besaran lain yang diturunkan dari dosis ekivalen yaitu dengan memberikan bobot pada dosis ekivalen di setiap organ. Faktor bobot nyang
digunakan untuk dosis serap dalam setiap organ yang disebut faktor bobot jaringan, W
T
. Dosis efektif radiasi E yang terserap oleh orang yang terkena radiasi di seluruh jaringan, maka faktor beratnya mencapai nilai 1
Dimana:
H
T
adalah dosis serap ekivalen oleh jaringan T D
T,R
adalah dosis serap jaringan T oleh radiasi jenis R W
T
faktor bobot jaringan
Tabel 6 adalah nilai faktor bobot W
T
untuk masing-masing jaringan tubuh serta nilai faktor bobot W
T
untuk kelompok jaringan tubuh yang merupakan bobot kepekaan jaringan terhadap paparan radiasi.
Tabel 5 Nilai faktor bobot jaringan W
T
berdasarkan ICRP No 103 2007.
No Jenis jaringan
W
T
masing- masing
W
T
kelompok
1 Permukaan tulang, otak, kelenjar ludah, kulit
0.01 0.02
2 Kandung kemih, oesofagus, hati, tiroid
0.05 0.30
3 Sumsum tulang merah, usus besar, paru,
lambung, dada, adrenal, daerah extratorasik ET, kandung kemih empedu gall
bladder, jantung, noda getah bening, otot, oral mucosa, pankreas, prostat, usus halus,
limpa, thymus, uteruscervix 0.12
0.48
4 Gonad
0.20 0.20
Total 1.00
2.7.2.4 Dosis Ekivalen Terikat dalam Satuan Sievert
Dosis ekivalen terikat adalah besaran yang digunakan untuk memperkirakan dosis yang diterima seseorang dari radiasi yang dipancarkan oleh
radionuklida yang ada dalam tubuh paparan radiasi internal. Jika unsur radioaktif masuk ke dalam tubuh dan terdeposit di dalam tubuh maka jaringan
tubuh akan menerima dosis tertentu. Besarnya dosis ini merupakan fungsi dari berbagai faktor antara lain jenis radionuklida, waktu paruh dan metabolisme
radionuklida di dalam tubuh. Untuk penentuan batas masukan tahunan, ICRP menerapkan perhitungan dosis melalui dosis ekivalen total pada organ yang
menerima paparan selama 50 tahun setelah radionuklida masuk ke dalam tubuh. Dosis terikat yang dihitung melalui cara ini disebut sebagai dosis ekivalen terikat,
H
T
50.
2.7.2.5 Dosis Efektif Terikat dalam Satuan Sievert
Dosis efektif terikat adalah jumlah dosis ekivalen terikat dalam setiap organ atau jaringan dikalikan dengan
faktor bobot jaringannya yang menghasilkan dosis efektif terikat. ICRP 2003
merekomendasikan bahwa dosis terikat ditetapkan pada tahun di mana pemasukan terjadi. Untuk pekerja, dosis terikat biasanya dievaluasi selama lebih dari 50 tahun
setelah pemasukan. Jangka waktu terikat 50 tahun adalah suatu nilai yang dipertimbangkan oleh ICRP sebagai harapan usia pekerja dihitung sejak ia masuk
kerja di usia muda. Dosis efektif terikat dari pemasukan radionuklida juga