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

Abstract

Telah dilakukan penelitian terhadap pengaruh daya dan durasi operasi reaktor terhadap konsentrasi ³H dan ¹⁴C dalam air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS. Keberadaan nuklida ³H dan ¹⁴C 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 ³H dan 5568 tahun untuk ¹⁴C, 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 ³H dan ¹⁴C 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 ³H dan ¹⁴C di air sistem pendingin primer reaktor RSG-GAS sebanding dengan daya yang dibangkitkan dan durasi operasi reaktor. Pertambahan konsentrasi ³H dan ¹⁴C 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, ³H, ¹⁴C, reaktor RSG-GAS

The influence of reactor power and operation duration on concentration of ³H and ¹⁴C in primary coolant water system RSG-GAS reactor has been studied. The existence of nuclides ³H and ¹⁴C 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 ³H and ¹⁴C 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 ³H and ¹⁴C 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 ³H and ¹⁴C concentration in RSG-GAS reactor are proportional to the reactor power and its operation time duration. The fast increasing of ³H and ¹⁴C 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.

Keywords: primary water reactor, ³H, ¹⁴C, RSG-GAS reactor