1. Home
  2. Lainnya

TINJAUAN TERHADAP PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI GAMMA DI RSG-GAS - e-Repository BATAN

  

TINJAUAN TERHADAP PENGENDALIAN PAPARAN

RADIASI GAMMA DI RSG-GAS

  Mashudi, Yossep Susantiono, A Lilik Widarsih

  ABSTRAK

  TINJAUAN TERHADAP PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI GAMMA DI RSG-GAS. Telah dilakukan tinjauan terhadap pengendalian paparan radiasi gamma di RSG-GAS yaitu untuk mengetahui paparan radiasi gamma yang disebabkan oleh beroperasinya reaktor. Pengendalian radiasi gamma dilakukan dengan dipasangnya peralatan terpasang secara permanen dilokasi titik pengukuran yang telah ditentukan dengan nilai hasil pengukurannya dapat dilihat pada peralatan tersebut dan juga pada panel ruang kendali utama dengan sistem secara terpusat, selain peralatan terpasang pengendalian radiasi gamma juga dilakukan dengan menggunakan peralatan monitor portabel yang dilakukan pengukuran secara rutin saat reaktor beroperasi maupun tidak beroperasi. Pengendalian radiasi gamma dilakukan dengan tujuan untuk melindungi pekerja radiasi, tamu dan masyarakat umum terhindar dari bahaya radiasi gamma agar aman dan terjamin keselamatannya.

  Kata kunci : Radiasi gamma

  ABSTRACT

THE OBSERVATION OF GAMMA EXPOSURE CONTROL AT RSG-GAS. Had be done the observation to

the gamma exposure control at RSG-GAS that is to detect the gamma radiation exposure that caused by

reactor operating. Gamma radiation control has been done with using device installed permanently at the

measurement point that determined with the measurement value monitoring in device and also in main reins

space panel by the system according to concentrically, besides the installed device also done by using

monitor device portable that to be done measurement routinely as it is being reactor operates also doesn't

operate. The direction of gamma radiation control is to protect radiation worker, guest and general society

out of danger gamma radiation in order to secure and well guaranteed to the safety. Keyword : gamma exposure PENDAHULUAN

  permanen juga dilakukan pengukuran meng- gunakan peralatan portabel seperti babyline, Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy merupa- SmartIon, Radiagem dll. Keselamatan radiasi di kan sumber radiasi akibat terjadinya reaksi fisi di RSG-GAS diadakan untuk melindungi personil, teras reaktor dan dari aktivasi-aktivasi bahan yang sistem daerah kerja, dan pencegahan pengelepasan masuk daerah sumber radiasi tersebut. Radiasi hasil radiasi ke lingkungan. Pematauan selama operasi reaksi fisi umumnya adalah radiasi gamma dan maupun tidak operasi dilakukan terutama dengan neutron. Sedangkan radiasi dari proses aktivasi pemasangan alat pantau radiasi di berbagai tempat di neutron terhadap berbagai bahan yang diiradiasi gedung reaktor hingga di stack reaktor. Dengan dapat berupa radiasi gamma, radiasi apha dan beta peralatan radiasi terpasang diharapkan informasi yang terbawa bersama aorosol-aerosol radioaktif, besaran radiasi, peringatan batas paparan radiasi, atau radiasi yang terukur sebagai laju aktivitas dan otomatisasi pengendaliannya dapat menjamin radiasi bersama gas mulia dan limbah cair. keselamatan radiasi di RSG-GAS.

  Pengendalian radiasi gamma dilakukan dengan

  TEORI

  menggunakan peralatan yang terpasang permanen pada titik lokasi pengukuran sebanyak 13 buah dengan kode UJA yaitu UJA02 CR001 CR002; UJA Di dalam teras reaktor nuklir terjadi reaksi

  04 CR001, CR002, CR003, CR004; UJA 06 CR001, nuklir, yaitu proses pembelahan inti atom dari unsur CR002; UJA 07 CR001, CR002, CR003 CR004, dan dapat belah. Unsur dapat belah atau unsur fisil UJA 09 CR001. Selain peralatan yang terpasang seperti U disebut bahan bakar reaktor, berinteraksi

  235

  Tinjauan Terhadap Pengendalian …(Mashudi, dkk)

  dengan neutron lambat (e=25 eV) sehingga inti atom

  b. untuk memperingatkan personil terhadap bahaya U menjadi tidak stabil lalu membelah. Proses radiasi di ruangan-ruangan yang dimasukinya,

  235

  reaksi ini disebut reaksi pembelahan inti atau reaksi dan fisi. Dalam proses pembelahan inti U terbelah c. untuk memohon kepada personil yang sedang

  235

  menjadi dua inti yang hampir sama massanya, dan berada/bekerja/berkunjung ditempat yang masing-masing bersifat radioaktif, disertai dengan disebutkan di atas, agar segera meninggalkan munculnya neutron baru, radiasi/partikel, dan ruangan-ruangan tersebut. sejumlah energi panas.

TATA CARA/METODE

  Proses pembelahan inti dalam reaktor nuklir dapat digambarkan sebagai berikut:

  1

1 X + n (X +X )+(2 atau 3) n +radiasi + E Pengendalian paparan radiasi gamma di RSG-

  1

  2

  dengan : GAS dilakukan dengan menggunakan peralatan X = unsur dapat belah portabel monitor SmartIon dengan hasil pengkuran

  1

  n = neutron termal dicatat pada form lembar pengukuran mapping X dan X = inti hasil belah gamma yang terlihat pada lembar pengukuran

  1

2 E = Energi panas hasil fisi mapping gamma, peralatan monitor SmartIon dapat Sifat (Karakteristik) sinar gamma: dilihat pada gambar.1.

  a. Sinar gamma adalah radiasi elektromagnetik terdiri dari foton yang energinya besar.

  b. Sinar gamma dipancarkan dari nuklida tereksitasi dengan panjang gelombang antara 0,005 Amstrong hingg 0,5 Amstrong.

  c. Daya ionisasinya di dalam medium sangat kecil sehingga daya tembusnya sangat besar dibandingkan dengan daya tembus partikel alpha atau partikel beta.

  d. Kemampuannya untuk menghasilkan fluoresensi dan menghitamkan pelat potret lebih besar dibandingkan dengan daya tembus partikel alpha atau partikel beta.

  Untuk melindungi keselamatan personil yang sedang berada(bekerja maupun berkunjung) di RSG-GAS dari kemungkinan terkena paparan radiasi gamma yang berlebihan dan atau tak terkendalikan, sistem peralatan (piranti) ukur laju dosis radiasi gamma setempat dipasang di berbagai lokasi yang telah dipilih dan ditentukan letaknya di dalam gedung reaktor. Kegunaan daripada peralatan ukur tersebut adalah : a. untuk mengukur laju dosis gamma setempat secara langsung

  Gambar 1. Portabel Monitor SmartIon

  BIDANG KESELAMATAN No. :

  SUBBIDANG PENGENDALIAN DAERAH KERJA K LISTR K IK GAS DAN UDARA 17 PRSG - BATAN PENGENDALIAN DAERAH KERJA 0279 R 0278 ULSI KLA 40 RADIASI A R SCA 02 S 0224 0225 0226 0227 0245 0247 0278 A TEKANAN RENDAH A PANEL IMEN SIS. VENTING 0279 FASILITAS SPEKTROMETER 16 SISTEM SISTEM PERBAIKAN 15 14 13 R UCT NEUTRON TIGA SUMBU 0403 12 RUANG 11 0228 10 9 8 7 K 17 16 15 14 4 13 12 Hal :..........dari.............. 11 10 9 8 7 I UD R G SPER ULSI LU 0277 . SIR LA UD 32 TINGGI A LOKAL 0204 K RY 0277 33 LOCK 0203 I 16 - DEKONTAMINASI 0404 JA SIS . SIR GUDANG ABLE D 0276 0221 PINTU ULAN LA KLA C BA SIS ULAN A 0229 I EK K KLA 70 G UXILIA 0276

  15 DARURAT RUANG JAS LAB. 0246 0202 0424 0402 DARURAT

  14 0405 H 0221

  4 0270 LIFT 0272 0201 H 0270 0272 040

  13 LIFT 1 0223 0232 B BONGKAR MUAT

  3 0230 ASI S IFIK K E 0233 S 02 3 4

  17 FASILITAS S 5 DIFRAKTROMETER G LIMBAH AIR AKTIF TEMPAT KPK 01 K S LANTAI

  5 S MPA PO U NEUTRON FA 0234 S

01 FASILITAS RADIOGRAFI

IPMENT G S EMPAT LINGKARAN 2 KOLA 2 REAKTO M 5 NEUTRON 6 FASILITAS F

  2 SISTEM PUR 0231 AN TU P D E FILTER EQ 01 S 1 S FASILITAS IODINE LOOP NEUTRON SERBUK 1 R S DIFRAKTROMETER 6

  6 KA KB F

  12 E 0239 TERKONTAMINASI KOMPONEN PU TEMPAT 0222 SISTEM P R IFIK ASI 01 TERKONTAMINASI KOMP. ER K KONTAINER A Y KA A M R TU

  18 LANTAI - 6.50 m E

  7 BE ELA AMB K SU K D H 0221 0238 K 042 MA TER L BONGKAR MUAT 0421 01 2 0424 IA LANTAI

  11 C

  1 A FA 0240 TU M 0275 SEL PRIMER D 0273 0248 G DRAINAGEPOOL 0273 H 0411 0410 A 01

  9 0221 REACTOR (0120) D PIN 0211 0210 0274 LIFT

INPILE LOOP SSHIN BALAI EKSPERIMEN

IND BK 0243 0242 LIFT

  10 C L PEM 0220 ESIN K 0244 C A R 8 0274 PIPA SEKUNDER K B (0121) DAK PIPA SEKUNDER K B JALUR K 0241 TEMPAT TS C 0279 0278 RUANG PIPA SEKUNDER AN SISTEM FU SG 01 K KTF 01 LIMBAH AIR AKTIF 01 0420 KPK 02 B K 0279 0724 0278 LAUNDRY LANTAI 0.00 m 0722 + 13.00 m DECO PERSONNEL LOOCKER + 13.00 m 0723 I 0604 C 0277 OFFICE + 8.70 m

A 0603 0277 0704

BLE DU 0276 LANTAI + 8.00 m UCT 0602 FLOOR + 8.50 m

0605 0276

OFFICE stair from + 13.00 m WC + 8.70 m ABLE D GENTS I + 13.00 m 0703 C to + 17.40 m PERSONNEL LOCK 0725 070 STORE + 13.00 m 0705 H G WASTE 060 0270 AIR LIFT 027 0721 0270 027 2 0726 WASTE 1 POOL VENTING SYSTEM FLOOR G H

  25

  • + 13.00 m bottom level - 16.65 m AIR LIFT
    • 2 2 070 1 F F

      26

      27

      28 I

      I 0622 DRY FUEL STORE + 8.00 m 0624 FUEL STORE

      29 E STORE - 6.55 m 0626 STEELS STAIR E STEEL STAIR

    • + 8.00 m N.N from ± 0.00 to 8 . 00 m from + 13.00 to + 17.40 m

      32 ASSEMBLY FLOOR + 8.00 m 0621 19 + 8.00 m 0625 PRIMARY CELL

      20 ISOTOPE CELL 0729 0728 0727 0627 0275 + 8.00 m D + 8.00 m D HOT STAIRCASE

      24 0610 0629 LIFT 0273 0711 0710 0273

      30 LIFT

      31 0611

      21 HOT C 0620 0274 + 8.00 m HANDLING FLOOR LAB. 0681 SUPPLY SYSTEM FOR

      23 C STAIRCASE 0720 0274 A.A.N OPERATION HALL m A.A.N. LABORATORY + 8.00 LAB. .

      22 STORE + 8.00 m TEST FACILITIES

    • + 13.00 m B PENGUKURAN PENGUKURAN PENGUKURAN

      LOKASI BATAS TERUKUR LOKASI BATAS TERUKUR BATAS TERUKUR LOKASI BATAS TERUKUR

      (mrem/jam) (mrem/jam) (mrem/jam) (mrem/jam) (mrem/jam) (mrem/jam) (mrem/jam) (mrem/jam) NILAI PAPARAN NILAI PAPARAN NILAI PAPARAN NILAI PAPARAN 0,03 0,03 0,03 0,12 PENGUKURAN B LOKASI
    • + 13.00 m 12,5 10125 19125
      • 0,95 28125 2125 0,03

        11125 0,04 20125 0,05 29125 0,07 32,5 0,04 0,03 0,05 122,5 0,05 21125 0,04 30125 0,32 42,5 132,5 22125 0.04 31125 0,80 52,5 0,05

        142,5 0,03 23125 0,06 32125 0,35 62,5 0,02 152,5 0,05 24125 72,5 0,04 162,5 0,06 0,06 25125 0,03 0,04 82,5 0,06 172,5 26125 0,12 92,5 0,03

        182,5 0,03 27125 Tanggal :03/05/2007 Nama PPR Instruksi Pengendalian : Daya reaktor : 0 MW Jam :09.00

      • * Mashudi

        1. Pagar Kuning di titik : MAPPING RADIASI GAMMA ( ) *

        2. Bekerja di titik : Alat Ukur : Smart Ion Ka. SubBid PDK : Harus didampingi PPR * Catatan :

        3. Tidak boleh bekerja di titik : KLASIFIKASI DAERAH RADIASI Sangat Rendah: 0,05 mremjam Daerah – 0,25 mrem/ jam *) Beri tanda pada kotak yang bersesuaian Pengawasan Rendah : 0,25 mremjam – 0,75 mrem/ jam Sedang : 0,75 mremjam Daerah – 2,5 mrem/ jam Keterangan :

         1. Lembar putih untuk PPR Pengendalian Tinggi : lebihbesar2,5 mrem / jam

         2. Lembar merah untuk Ka. Subbidang Pengendalian Daerah Kerja

         3. Lembar kuning untuk Ka. UJM 1 mrem = 10 Sv

         4. Lembar hijau untuk Supervisor

        Tinjauan Terhadap Pengendalian …(Mashudi, dkk)

        Pengendalian paparan radiasi gamma juga dapat dilihat pada peralatan tersebut juga di panel dilakukan dengan menggunakan peralatan yang ruang kendali utama, peralatan terpasang dapat terpasang permanen pada lokasi titik pengukuran dilihat pada gambar.2 untuk panel pengukuran yang telah ditentukan dengan hasil pengukuran diruang kendali utama dapat dilihat pada gambar.3.

        Gambar 2. Sistem Laju Dosis Gamma terpasang Gambar 3. Panel Sistem Proteksi Radiasi di Ruang kendali Utama

      HASIL DANPEMBAHASAN

        Pengukuran paparan radiasi dilakukan saat reaktor operasi dan tidak operasi menggunakan alat ukur portabel SmartIon, data hasil pengukuran terlihat pada tabel hasil pengukuran , yaitu pada tabel.1 Tabel. 1 hasil pengukuran paparan radiasi gamma

        LOKASI PENGUKURAN LANTAI -6.50 M REAKTOR TIDAK OPERASI REAKTOR OPERASI 15 MW TITIK PENGUKURAN PAPARAN TERUKUR

        (mR/h) TITIK PENGUKURAN PAPARAN TERUKUR

        (mR/h) 1 0,03 1 0,02 2 0,03 2 0,02 3 0,04 3 0,02 4 0,03 4 0,02 5 0,05 5 0,31 6 0,02 6 0,91 7 0,04 7 0,02 8 0,06 8 0,18 9 0,03 9 0,02

        LOKASI PENGUKURAN LANTAI +0.00 M REAKTOR TIDAK OPERASI REAKTOR OPERASI 15 MW TITIK PENGUKURAN PAPARAN TERUKUR

        (mR/h) TITIK PENGUKURAN PAPARAN TERUKUR

        (mR/h) 10 0,03 10 4,2 11 0,04 11 0,02 12 0,05 12 0,42 13 0,05 13 1,38 14 0,03 14 0,02 15 0,05 15 0,21 16 0,06 16 0,04 17 0,06 17 4,26 18 0,03 18 1,45

        LOKASI PENGUKURAN LANTAI +8.00 M REAKTOR TIDAK OPERASI REAKTOR OPERASI 15 MW TITIK PENGUKURAN PAPARAN TERUKUR

        (mR/h) TITIK PENGUKURAN PAPARANTERUKUR

        (mR/h) 19 0,03 19 0,38 20 0,95 20 10,5 21 0,05 21 2,58 22 0,04 22 0,16 23 0,04 23 5,2 24 0,06 24 7,0

        LOKASI PENGUKURAN LANTAI +13.00 M REAKTOR TIDAK OPERASI REAKTOR OPERASI 15 MW TITIK PENGUKURAN PAPARAN TERUKUR

        (mR/h) TITIK PENGUKURAN PAPARANTERUKUR

        (mR/h) 25 0,04 25 0,08 26 0,03 26 0,46 27 0,12 27 1,12 28 0,12 28 0,32 29 0,07 29 1,18 30 0,32 30 1,07 31 0,80 31 0,22 32 0,35 32 1,62

        Tinjauan Terhadap Pengendalian …(Mashudi, dkk)

        4. Pengukuran secara langsung dilakukan pada lokasi yang biasa orang bekerja yang tidak terwakili dengan peralatan pemantau terpasang. Pengendalian paparan radiasi gamma di RSG- GAS melalui peralatan terpasang dan portabel sudah Optimal.

        Dari hasil pengukuran yang dilakukan dengan menggunakan portabel monitor SmartIon terjadi kenaikan paparan radiasi gamma akibat adanya reaktor operasi. Pada lokasi pengukuran di lantai -6.50 M terjadi kenaikan paparan radiasi pada titik pengukuran 5, titik 6 dan titik pengukuran 8. Ini terjadi karena pada lokasi tersebut terdapat sistem pengukuran aktivitas air pendingin primer Pada lokasi pengukuran di lantai +0.00 M terjadi kenaikan paparan radiasi pada titik pengukuran 10, titik 13, titik17, dan titik pengukuran 18. Hal ini terjadi karena pada titik 10 dan 18 pintu masuk pompa sistem pendingin primer, titik 13 dan 17 adalah fasilitas beamtube. Pada lokasi pengukuran lantai +8.00 M terjadi kenaikan paparan radiasi pada titik pengukuran 21, titik 23 dan titik pengukuran 24. Hal ini karena pada titik tersebut terdapat pipa pendingin primer. Pada lokasi pengukuran lantai +13.00 M terjadi kenaikan paparan radiasi pada titik pengukuran 26, titik 27, titik 29, titik 30, dan titik pengukuran 32. Pada titik pengukuran 26, 27, 29, dan 30 adalah diatas kolam reaktor sedangkan titik 32 adalah tempat penyimpanan batu topaz.

        KESIMPULAN

        1. Paparan radiasi gamma pada saat reaktor beroperasi dan tidak beroperasi masih dalam batas aman sesuai dengan nilai batas yang ditetapkan.

        2. Pengendalian paparan radiasi gamma di RSG- GAS dapat dilakukan secara terpusat, dengan hasil pengukuran dapat dilihat pada panel ruang kendali utama.

        3. Pengukuran secara langsung menunjukkan bahwa kenaikan paparan radiasi akibat reaktor beroperasi mrnggunakan peralatan monitor portabel dengan tingkat kepercayaan tinggi dan terkalibrasi.

      DAFTAR PUSTAKA

        Sedangkan pengendalian paparan radiasi gamma dengan peralatan terpasang (UJA) terlihat dan terekam di ruang kendali utama, terletak di panel CWF02 yang ditunjukkan pada lampiran 1. Jika terjadi paparan melewati batas maka indikator akan memberi tanda alarm. Dari hasil evaluasi terhadap indikator UJA, seperti pada lampiran1 laju dosis gamma diberbagai tempat yang dipantau masih dalam batas yang dipersyaratkan.

        2. Y.Sumarno, Evaluasi dan Pengembangan Sistem Pengendalian Daerah Kerja diRSG- GAS,Proseding ISSN 0854-5278,P2TRR,2004

        3. Pudjiianto MS, Sistem Proteksi Radiasi dan Peralatan yang Terpasang Menetap, Portabel dan Perorangan di RSG-GAS, Diklat Operator RSG- GAS,1991 Lampiran1.

        SISTEM LAJU DOSIS GAMMA REAKTOR TIDAK OPERASI REAKTOR OPERASI 15 MW SISTEM PAPARAN TERUKUR (mR/h) SISTEM

        PAPARAN TERUKUR (mR/h)

        UJA02 CR001 2.10-2 UJA02 CR001 4.10-1 UJA02 CR002 1.10-2 UJA02 CR002 1.10-1 UJA04 CR001 6.10-2 UJA04 CR001 1.10-1 UJA04 CR002 6.10-2 UJA04 CR002

        60 UJA04 CR003 7.10-2 UJA04 CR003 1.10-1 UJA04 CR004 6.10-2 UJA04 CR004 9.10-1 UJA06 CR001 7.10-2 UJA06 CR001 8.10-2 UJA06 CR002 5.10-2 UJA06 CR002 2.10-1 UJA07 CR001 6.10-2 UJA07 CR001 9.10-1 UJA07 CR002 3.10-1 UJA07 CR002 4.10-1 UJA07 CR003 4.10-1 UJA07 CR003 3.10-1 UJA07 CR004 4.10-1 UJA07 CR004

        2 UJA09 CR001 1.10-2 UJA09 CR001 4.10-2

        1. Nugraha Luhur, Dasar-Dasar Proteksi Radiasi, Couching PDK,2007

Dokumen yang terkait

ANALISIS PAPARAN RADIASI DI SEKITAR RUANG ROENTGEN PASIEINSTALASI RUMAH SAKIT PARU JEMBER

1 33 8

ANALISIS PAPARAN RADIASI DI SEKITAR RUANG ROENTGEN PASIEN INSTALASI RUMAH SAKIT PARU JEMBER

0 12 15

JUMLAH SEL MONOSIT SETELAH PAPARAN RADIASI SINAR-X DARI RADIOGRAFI PERIAPIKAL SECARA IN VIVO

0 7 77

JUMLAH SEL PADA ISOLAT MONOSIT SETELAH PAPARAN TUNGGAL RADIASI SINAR X DARI RADIOGRAFI PERIAPIKAL

2 16 63

STUDI PENDAHULUAN KOPOLIMERISASI CANGKOK 4-VINIL PIRIDIN DAN GLISIDIL METAKRILAT PADA FILM POLIETILEN DENGAN TEKNIK RADIASI SINAR GAMMA DAN KARAKTERISASINYA

0 5 8

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra

0 0 6

PERBANDINGAN ANTARA GLOMERULUS FILTRATION RATE (GFR) SECARA MANUAL DENGAN HASIL PEMERIKSAAN KAMERA GAMMA MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI Tc

0 0 8

RESPONS PERTUMBUHAN DAN PRODUKSI KACANG HIJAU (Vigna radiata L.) HASIL MUTASI RADIASI SINAR GAMMA TERHADAP CEKAMAN KEKERINGAN SKRIPSI

0 0 11

SKRIPSI UPAYA PENGENDALIAN BAHAYA RADIASI DI INSTALASI RADIOLOGI RUMAH SAKIT ISLAM SURABAYA JEMURSARI

0 2 17

UJI DAYA HASIL MUTAN KE-6 (M6) PADI BERAS MERAH HASIL RADIASI SINAR GAMMA DI LAHAN ULTISOL RANGGA ADYTAMA

0 0 16