PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset di Indonesia dengan daya maksimum yang dibangkitkan sebesar 30 MW. Reaktor dioperasikan untuk melayani pengguna yang akan memanfaatkan neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Dalam mengoperasikan reaktor dilakukan sesuai dengan ketentuan keselamatan yang berlaku dari IAEA maupun BAPETEN. Pada kondisi kecelakaan reaktor yang mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif kelingkungan sudah dipersiapkan program kesiapsiagaan dan tanggap darurat nukir tingkat fasilitas RSG-GAS. Langkah antisipasi dari ancaman bahaya radiasi bagi personil, penduduk disekitar dan petugas penanggulangan kedaruratan nuklir RSG-GAS dilakukan dengan langkah secepat mungkin menentukan daerah safety perimeter pada saat terjadi kedaruratan. Untuk itu dilakukan penentuan daerah safety perimeter dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 pada saat terjadi lepasan zat radioaktif ke lingkungan. Menurut peraturan IAEA bahwa daerah safety perimeter adalah laju dosis di sekitar fasilitas yang mengalami kecelakaan dengan nilai terukur 100 μSv/jam. Dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 daerah safety perimeter secara cepat akan dapat diketahui sehingga petugas penanggulangan kedaruratan tidak perlu melakukan mengukur langsung. Dari hasil simulasi dengan menggunakan perangkat lunak Hotspot Versi 3.0.3 diperoleh bahwa daerah safety perimeter pada saat terjadi kecelakaan di RSG-GAS pada daya reaktor 5, 10 dan 15 MW adalah jarak radius antara 200-1000 m dari RSG-GAS.Kata kunci : Hotspot, safety perimeter, kedaruratan nuklir, reaktor
EVALUATION OF RADIATION DOSE RATE OF RSG-GAS REACTOR. The RSG-GAS reactor has been operated for 30 years. Since the nuclear reactor has been operated for a long time, aging process on its components may occur. One important parameter for maintaining the safety level of the RSG-GAS reactor is to maintain radiation exposure as low as possible, especially in the working area. The evaluation results should be able to demonstrate that the radiation exposure of the RSG-GAS is still safe for workers, communities and the surrounding environments. The purpose of this study is to evaluate radiation exposure in the working area to ensure that the operation of RSG-GAS is still safe for the next 10 years. The scope of this work is confirming the calculation results with the measured radiation dose in the RSG-GAS reactor working area. Measurement of radiation exposure is done by using the installed equipments at some points in the RSG-GAS working area and a portable radiation exposure measurement equipment. The calculations include performance of a modeling and analysis of dose rate distribution based on the composition and geometry data of RSG-GAS by using MCNP. The analysis results show that the maximum dose rate at Level 0 m working area of RSG-GAS reactor is 3.0 mSv/h with a deviation of 6%, which is relatively close to the measurement value. The evaluation results show that the dose rate in RSG-GAS working area is below the limit value established by the Nuclear Energy Regulatory Agency of Indonesia (BAPETEN) of 10 mSv/h (for the average effective dose of 20 mSv/year). Therefore, it is concluded that the dose rate in RSG-GAS working area is safe for personnel..Kata kunci: dose rates, RSG-GAS, radiation safety, MCNP.
IDENTIFIKASI KETIDAKSTABlLAN SPEKTROMETER GAMMA RSG-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA. Telah dilakukan identifikasi ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS dan cara menanggulanginya. Spektrometer gamma adalah salah satu peralatan proteksi radiasi yang dimiliki oleh RSG-GAS, yang digunakan untuk menganalisis kandungan nuklida yang terdapat dalam air primer, limbah cair dan udara. Keberadaan alat ini merupakan tanggung jawab Sub Bidang Pengendalian Daerah Kerja (PDK), karena sesuai dengan salah satu tusi PDK yaitu melakukan pengelolaan laboratorium proteksi radiasi. Setelah dioperasikan selama 26 tahun alat ini terkadang penunjukkannya tidak stabil, dan tidak representatif. Oleh karena itu perlu dilakukan identifikasi permasalahan spektrometer gamma RSG-GAS dan dicari cara penanggulangannya agar diketahui secara pasti kemampuan kinerjanya. ldentifikasi dilakukan dengan cara melakukan pemeriksaan hardware, software dan diikuti dengan pengukuran sampel dua sumber standar. Berdasarkan hasil identifikasi yang di lakukan dapat diketahui bahwa penyebab ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS adalah karena sering terlambat dalam melakukan pendinginan dan melemahnya unjuk kerja amplifier. Setelah pendinginan selalu dikondisikan dengan baik dan dilakukan penggantian terhadap amplifier maka spektrometer gamma RSG-GAS berada dalam kondisi normal kembali.llmu dan Kata kunci : ldentifikasi dan ketidakstabilan, spektrometer gamma, RSG-GAS
Balai operasi reaktor RSG-GAS merupakan ruangan utama dimana terdapat kolam reaktor serta kolam penyimpanan bahan bakar bekas (sementara). Kegiatan pekerjaan dalam ruangan ini selalu ada, baik dalam keadaan reaktor sedang beroperasi maupun sedang tidak beroperasi, kegiatan tersebut antara lain: memasukkan sampel dan mengeluarkan berbagai macam target iradiasi pada kolam reaktor, kegiatan penanganan target (pemindahan, pembungkusan atau pengeluaran) pascairadiasi, kegiatan perawatan dan perbaikan komponen reaktor (fasilitas iradiasi, detektor neutron, refuelling bahan bakar), penanganan limbah radioaktif dan lain-lain. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor dan keselamatan pekerja radiasi terrhindari menerima paparan berlebih, maka Balai Operasi dilengkapi dengan 4 sistem proteksi radiasi berupa peralatan pemantau laju dosis gamma (UJA07 CR001/002/003/004) dan satu unit Alarm Emergency (AUE) yang terpasang di dekat pintu masuk Balai Operasi. Sejak reaktor mulai beroperasi pada tahun 1987 sistem AUE tersebut tidak pernah dilakukan uji fungsi, sedangkan sistem pemantau radiasi yang lain secara periodik enam bulan dan satu tahun selalu dilakukan pengujian. Hal ini dikarenakan sistem AUE tersebut tidak masuk dalam program perawatan dan perbaikan yang tertuang dalam Maintanance and Repair Manual (MRM). Hal tersebut kemudian menjadi temuan BAPETEN karena tidak dapat menunjukkan bukti bahwa AUE tersebut masih berfungsi. Permasalahan tersebut kemudian menjadi latar belakang perlunya dilakukan kajian uji fungsi terhadap AUE. Kajian dilakukan dengan menelusuri dokumen Spesification dan dokumen Turn Over Package (TOP). Dari hasil kajian dan penelusuran dokumen diperoleh data bahwa Sistem AUE dapat berfungsi apabila 2 dari 4 sistem pemantau laju dosis gamma yang berada di Balai Operasi menunjukkan nilai ≥ 1.104 mR/jam. Selanjutnya dilakukan pengujian dengan simulasi menggunakan sumber standard dengan hasil bahwa sistem AUE dapat beroperasi dan berfungsi dengan baik. Sebagai tindak lanjut akan dilakukan pengujian secara berkala setiap enam dan tahunan sesuai dengan schedule MRM yang ada di RSG-GAS Kata kunci : Kajian , alarm unit emergency, Reaktor, Balai Operasi, perawatan
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
hi@scite.ai
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.