Identifikasi, Penelusuran dan Pemisahan Radionuklida Limbah Radioaktif Cair Aktivitas Menengah Reaktor G.A. Siwabessy

Abstract

Reaktor Serbaguna Gerrit Augustinus Siwabessy (RSG-GAS) adalah reaktor riset yang dimiliki Organisasi Riset Tenaga Nuklir (ORTN)-Badan Riset dan Inovasi Nasional (BRIN) dibangun sejak tahun 1987 dan telah beroperasi lebih dari 34 tahun. Dalam pengoperasian RSG-GAS, keselamatan pekerja dan lingkungan dari bahaya paparan radiasi merupakan prioritas utama. Oleh sebab itu limbah cair yang ditimbulkan dari pengoperasian reaktor harus dikelola dengan benar. Ada 2 jenis limbah cair yang ditimbulkan dari pengoperasian RSG-GAS yaitu limbah cair aktivitas rendah (LCAR) dan limbah cair aktivitas menengah (LCAM). LCAR ditampung pada tangki penyimpanan KPK01-BB01 dan KPK01-BB02 dengan masing-masing mempunyai volume 20 m3. Sedangkan LCAM ditampung pada tangki penyimpanan KPK02 dengan volume tangki 6 m3. Seiring dengan bertambahnya umur reaktor, volume dari limbah cair bertambah dan menyulitkan pengelolaannya, sehingga dibutuhkan identifikasi radionuklida dan penelusuran dari masing-masing sumber pemasoknya. Dengan mengetahui jenis dan aktivitas radionuklida dari masing-masing sumbernya maka dapat ditelusuri asal pembentukan radionuklida dan dapat digunakan untuk mengevaluasi/menentukan integritas sistem struktur dan komponen (SSK) reaktor. Pengukuran aktivitas radionuklida pada limbah cair pernah dilakukan tetapi penelusuran asal sumber radionuklida belum pernah ada. Oleh karena itu, identifikasi dan penelusuran ini sangat penting dilakukan untuk menjamin keselamatan operasi reaktor di masa mendatang. Penelitian ini bertujuan mengidentifikasi radionuklida pada setiap sumber pemasok limbah untuk memprediksi integritas struktur, sistem dan komponen reaktor. Sumber-sumber pemasok LCAM antara lain: air buangan dari beam tube S1 sampai dengan S6, air buangan dari pencucian resin/filter mekanik dari sistem purifikasi air hangat (KBE01), air buangan dari pencucian resin/filter mekanik dari sistem purifikasi kolam reaktor (KBE02), air buangan dari pencucian resin/filter mekanik dari sistem purifikasi penyimpanan bahan bakar bekas sementara (FAK01), dan air buangan dari sampel uji analisis aktivasi neutron. Setiap sumber limbah diambil sampelnya kemudian diukur dengan spektrometer gamma untuk menentukan jenis dan aktivitas radionuklida yang terkandung. Dari jenis radionuklida yang terkandung dapat ditelusuri proses pembentukannya sehingga mampu diketahui integritas struktur, sistem dan komponen reaktor. Identifikasi radionuklida pada LCAM dilakukan dengan pengukuran sampel limbah cair dari berbagai jalur pemasok dengan menggunakan spektrometer gamma kanal ganda. Metode yang digunakan mengikuti petunjuk manual spektrometer gamma-BSI. Proses kalibrasi spektometer gamma dilakukan dengan tiga buah sumber standar Cs-137, Co-60 dan Eu-152. Ada 2 metode kalibrasi yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi. Kalibrasi energi digunakan untuk pengukuran kualitatif yaitu menentukan jenis radionuklida sedangkan kalibrasi efisiensi untuk pengukuran kuantitatif yaitu menentukan aktivitas radionuklida. Hasil pengukuran dengan spektrometer gamma menunjukkan bahwa radionuklida pada LCAR adalah Na-24, Fe-59, Co-60, Zn-65, dan Sb-124. Sedangkan radionuklida pada LCAM antara lain: Na-24, Sc-46, Cr-51, Fe-59, Co-60, Zn-65, Rh-106, I-131, I-132, Ba-133, Cs-137, I-138, Cs-138, Ce-146, U-235, Th-232, dan beberapa lain. Jika dirunut ke pembentukan radionuklidanya, maka radionuklida-radionuklida tersebut berasal dari aktivasi produk korosi, aktivasi pengotor batuan topaz, dan lepasan produk fisi dari kontaminan U-235 pada permukaan bahan bakar baru. Kandungan unsur dalam limbah cair sangat tergantung pada muatan reaktor saat sampel diambil. Nilai aktivitas radionuklida baik pada LCAR ataupun LCAM adalah lebih kecil dari nilai batas keselamatan yang dipersyaratkan oleh dokumen Laporan Analisis Keselamatan (LAK) RSG-GAS. Dapat disimpulkan bahwa integritas struktur, sistem dan komponen reaktor masih terawat dengan baik. Telah dilakukan pula pemisahan radionuklida pada LCAM dengan penukar ion. Penelitian ini menganalisis pemisahan Co-60 dan Cs-137 dari LCAM menggunakan fasilitas penukar ion (FaPI) yang dimiliki oleh Pusat Riset Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir dan Limbah Radioaktif-BRIN. Penelitian ini bertujuan mengetahui waktu sirkulasi yang dibutuhkan untuk memisahkan radionuklida berumur paruh menengah atau panjang seperti Co-60 dan Cs-137 dari LCAM. Metode yang digunakan adalah dengan mensirkulasikan LCAM terus-menerus di FaPI, dan kandungan radionuklida dalam limbah diukur dengan spektrometer gamma. Pengukuran paparan radionuklida dilakukan pada awal dan akhir proses untuk mengetahui faktor dekontaminasi (FD). Berdasarkan regulasi, air limbah dapat dibuang jika aktivitas limbah dibawah 10-6 Ci/m3. Air limbah aktivitas menengah dengan kode R2201B dan R2201C digunakan dalam penelitian ini. Konsentrasi aktivitas awal Co-60 dan Cs-137 pada R2201B berturut-turut adalah 1,1×10-4 Ci/m3 dan 1,2×10-4 Ci/m3, sedangkan untuk R2201C adalah 3,3 x 10-4 Ci/m3 dan 6,9×10-4 Ci/m3. Hasil pengamatan menunjukkan bahwa R2201B membutuhkan waktu sirkulasi 160 jam, sedangkan R2201C membutuhkan waktu 512 jam, dengan masing-masing satu kali penggantian resin. Indikator penggantian resin pada FaPI berdasarkan pengukuran paparan radiasi dari luar kolom resin menggunakan detektor jinjing gamma. Resin akan diganti jika nilai paparan radiasi dari luar kolom menunjukkan nilai tetap, yang mengindikasikan kejenuhan resin tidak mampu lagi melakukan pertukaran ion. Proses sirkulasi LCAM pada FaPi akan dihentikan ketika pengukuran efluen limbah memiliki paparan lebih kecil dari 10-6 Ci/m3.

The Gerrit Augustinus Siwabessy Multipurpose Reactor (RSG-GAS) is a research reactor owned by the Nuclear Energy Research Organization (ORTN)-National Research and Innovation Agency of Indonesia (BRIN). This reactor was built in 1987 and has been operating for 34 years. In the operation of the RSG-GAS, the safety of workers and environment from radiation exposure hazard is a top priority. Therefore, the liquid radwaste generated from the operation of the reactor must be managed properly. There are 2 types of liquid radwaste generated, namely low activity liquid radwaste (LALR) and medium activity liquid waste (MALR). LALR is accommodated in KPK01-BB01 and KPK01-BB02 storage tanks with a volume of 20 m3 each. While the MALR is accommodated in the KPK02 storage tank with a volume of 6 m3. Along with the age of the reactor liquid radwaste volume increases and makes it difficult to manage, so it is necessary to identify radionuclides and trace them from each source. By knowing the type and activity of radionuclides from each source, it can be traced the origin of the formation of radionuclides and can be used to evaluate the integrity of the reactor structure, system and component (SCC). Measurements of radionuclide activity in wastewater have been carried out by some researchers but there has never been evaluate the origin of the radionuclide sources. Therefore, identification and tracing is very important to ensure the safety of reactor operations in the future. This research aims to identify radionuclides at each source of waste to predict the integrity of the reactor structure, system and components (SCC). Sources of MALR suppliers include: wastewater from beam tubes S1 to S6, wastewater from resin washing/mechanical filter from warm water purification system (KBE01), wastewater from resin washing/mechanical filter from reactor pool purification system (KBE02)), wastewater from resin washing/mechanical filter from temporary spent fuel storage purification system (FAK01), and wastewater from neutron activation analysis test sample. Each waste source is sampled and then measured with a gamma spectrometer to determine the type and activity of the radionuclides contained. From the type of radionuclide contained, the process of its formation can be traced so that the structural integrity, system and components of the reactor can be known. Radionuclide identification in MALR was carried out by measuring wastewater samples from various supply lines using a gamma spectrometer. The method used follows the user manual of gamma spectrometer-BSI. The gamma spectrometer calibration process was carried out with three standard sources Cs-137, Co-60 and Eu-152. There are 2 calibration methods, namely energy calibration and efficiency calibration. Energy calibration is used for qualitative measurements, namely determining the type of radionuclide, while efficiency calibration for quantitative measurements is determining radionuclide activity. The measurement results using a gamma spectrometer showed that the radionuclides in LCAR were Na-24, Fe-59, Co-60, Zn-65, and Sb-124. While the radionuclides in LCAM include: Na-24, Sc-46, Cr-51, Fe-59, Co-60, Zn-65, Rh-106, I-131, I-132, Ba-133, Cs-137 , I-138, Cs-138, Ce-146, U-235, Th-232, and several others. If traced to the formation of radionuclides, these radionuclides originate from the activation of corrosion products, activation of topaz rock impurities, and the release of fission products from U-235 contaminants on the surface of the new fuel. The elemental content in wastewater is highly dependent on the reactor load when the sample is taken. The value of radionuclide activity in both LALR and MALR is less than the safety limit value required by the RSG-GAS Safety Analysis Report document. It can be concluded that the integrity of reactor SCCs are still well maintained. The radionuclides separation from MALR has also been carried out with an ion exchange apparatus. This research analyzed the removal of Co-60 and Cs-137 from MALR using an ion exchange facility called FaPI owned by the Research Center for Nuclear Fuel Recycling and Radioactive Waste Technology-BRIN. This study aims to determine the circulation time required to separate medium or long half-lived radionuclides such as Co-60 and Cs-137 from MALR. The method used is to circulate MALR continuously in FaPI, and the radionuclide content in the effluent is measured by a gamma spectrometer. Measurement of radionuclide exposure was carried out at the beginning and end of the process to determine the decontamination factor (DF). According to national regulations, wastewater can be discharged if the waste activity is below 10-6 Ci/m3 (equal to 4×105 Bq/l). Medium activity wastewater with codes of R2201B and R2201C was used in this study. The initial activity concentrations of Co-60 and Cs-137 in R2201B were 1.1×10-4 Ci/m3 and 1.2×10-4 Ci/m3, respectively, while for R2201C were 3.3×10-4 Ci/m3 and 6.9×10-4 Ci/m3. The observations show that R2201B takes 160 hours of circulation, while R2201C takes 512 hours, with once resin replacement of each. The resin saturation indicator based on radiation exposure measurements from outside the resin column of FaPI by using a portable gamma detector. The resin will be replaced when the radiation exposure at outside resin column shows a constant value, which indicates resin saturation. It means there is no longer capable of ion exchange. The MALR circulation process in FaPI will be stopped after effluent radiation exposure less than 10-6 Ci/m3.