PENGUKURAN BURN-UP ELEMEN BAKAR BEKAS DENGAN METODEPERBANDI NGAN AKTI VITAS Cs-134/Cs -137

Jupiter Sitorus Pane

Pusat Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy

ABSTRAK

Elemen bakar bekas dalam kenyataannya masih mengandunguranium sisa dan bahan dapat belah lainnya. Elemen bakartersebut mempunyai nilai ekonomis dan strategis yang cukuptinggi, yang terkandung pada jumlah kandungan bahan dapatbelahnya. Untuk menentukan jumlah bahan uranium yang terba­kar (burn-up) dapat dilakukan beberapa pengukuran. Salahsatu diantaranya adalah dengan menggunakan metoda perban­dingan aktivitas Cs-134/Cs-137. Dengan metoda ini, telahdilakukan pengukuran burn-up elemen bakar bekas tipe MTRdari Reaktor Omega. Hasil yang diperoleh cukup akurat denganketelitian sekitar 1 X sampai 8 X.

ABSTRACT

The spent ~uel element in reality still contains urani­um and other ~issionable materials. This ~uel element has ahigh economical and strategical values, which depend on theamount o~ its ~issionable contents. In order to determinethe actual amount o~ uranium several method o~ measurementscould be applied, one o~ them is the measurement withCs-134/Cs-137 activity ratio. The measurement o~ the burn-upo~ MTR type spent ~uel o~ Omega Reactor has been done. Theresult was accurate and the accuracy was about 1 - 8 X.

I. PENDAHULUAN

Dalam pengoperasian reaktor saat elemen bakar dikeluar­

kan dari teras jumlah uranium yang terdapat dalam elemen

bakar tidak dapat terbakar sel uruhnya sehi ngga masi h ada

sisa uranium dan bahan dapat belah lainnya. Uranium sisa dan

bahan belah tersebut mempunyai nilai ekonomi dan strategis

yang tinggi sehingga jumlah bahan tersebu~ harus diketahui

dengan pasti. Untuk itu diperlukan perhitungan maupun peng-

ukuran untuk mengetahui kuantitasnya secara pasti.

uranium sisa ini sudah tercampur dengan bahan hasil

356

Tetapi

belah

357

lain yang ~ingkat radiasinya sangat tinggi. Oleh Karena i~u

diperlukan suatu metoda untuk melakukan pengukuran kandung­

an nuklida dapat belah yang terdapat dalam elemen bakar

bekas ini.

Dengan mengukur burn-up elemen bakar kita dapat menge­

tahui jumlah nuklida dapat belah sisa yang ada di dalamnya.

Sesuai dengan perjanjian dengan IAEA tentang pengawasan

bahan nuklir dapat belah maka uranium sisa ini harus dila­

porkan bersama-sama dengan bahan nuklir lainnya. pengukuran

terhadap elemen" bakar bekas ini merupakan persyaratan yang

harus dipenuhi dalam akuntansi bahan bakar.

Disamping itu pengukuran ini dimaksudkan untuk mengada­

kan verif"ikasi terhadap hasil perhi tungan yang didasarkan

pada teori.

Mengingat elemen bakar bekas mempunyai tingkat radiasi

sangat tinggi maka pengukuran secara praktis dilakukan di

dalam air dengan menggunakan metoda Non Destructive Assay

dengan mengamati spektrum gamma yang dipancarkannya.

Hasil pengukuran yang dipaparkan di dalam makalah ini

adalah hasil pengukuran yang dilakukan oleh penulis waktu

mengi kuti f"ellowshi p di Laborator ium Los Alamos Nati onal

Laboratory. USA. Dari hasil analisa diperoleh kesalahan pe­

ngukuran dengan metode ini berkisar 1 X sampai 8 X.

II. LATAR BELAKANG TEORI

Ada dua metoda yang dapat dilakukan un~uk menghi tung

burn-up dengan mengamati spektrum gamma yaitu

1. Pengukuran aktivitas gamma absolut

2. Pengukuran perbandingan aktivi~as.

Un~uk kedua pengukuran ini. spektrum gamma yang dipilih

haruslah

1. Mempunyai "Fission Yield" hampir sama dengan f"ission yied

nuklida hasil belah yang dominan dalam elemen bakar.

2. Mempunyai tampang lintang tangkap terhadap neu~ron yang

3.58

rendah.

3. Waktu paruh relatif lebih panjang dari waktu pendinginan.

4. Mempunyai

atenuasi.

tenaga gamma yang tinggi untuk mengatasi

1sotop yang memenuhi kriteria ini adalah Zr-95. Ru-106.

Cs-134. Cs-137. Ce-144. Pr-144. Eu-154. Dari unsur ini

Zr-95. Ru-106. Cs-137. dan Ce-144 merupakan hasil langsung

dari peluruhan beta unsur sebelumnya.

maka reaksinya sebagai berikut

Khusus untuk Cs-137

1-137 ) Xe-13724 det..

-----) Cs-137 ) Sa-137m4.2 m 30.0 thn

---) Sa-137

Sedangkan Cs-134 dan Eu-154 bukan merupakan hasil peluruhan

produksi fisi langsung t..apimerupakan reaksi tumbukan neu­

t..rondengan hasil fisi langsung Cs-133 dan Eu-153.

Untuk Cs-133 persamaan reaksinya adalah

1-133 ) Xe-133 ) Cs-133 (n.y) Cs-13421 j 5,27 m

A. Met..odaakt..ivitasabsolut

---) Ba-13421 thn

Pengukuran aktivitas absolut adalah pengukuran yang

semata-mata didasarkan pada aktivitas dari satu isotop.

Misalnya jumlah atom dari isotop yang diamati adalah N, maka

aktivitas N adalah

N =X.

1.

K. &.S.1. 1. 1.

A Tce (1)

di mana

X.

= jumlahpuncakspektrum gamma isotop iyang diamati1. persatuan waktu

K.

= jumlahspektrum gamma dariisot..opiperdesinte-1. grasi

E

=efisiensiabsolutdetektorpadatingkatpuncaki.energiS.

= atenuasiefekti fpada puncakenergi1.

359

A = konstanta peluruhan

T = waktu pendinginanc

Dengan mengetahui harga N maka burn-up dapat dihitung dengan

persamaan (2)

Burn-up

di mana

-24= 1.8563 x lOx E X N/Y (MWD/MTU) (2)

N = jumlah'atom dari isotop yang diamati selama iradi­

asi per metrik ton Uranium mula-mula

Y = harga 1'raksi "Fission Yield" e1'ekti1'

E = energi e1'ekti1'yang dikeluarkan per 1'isi dalam MeV

Fission Yield e1'ecti1'dan energi yang dikeluarkan per 1'issi

juga tergantung dari kontribusi plutonium dan uranium dengan

persamaan

~3:5y23~+ ~39y239+C39y239+r,241y241Y

f fff=~3~

+~39 +C39+r,241f

fff

dan~3:5

E23~+ ~39E239+C39E239+ r,:41E241E

f fff=~35

+~39 +r,:39 +r,:41ffff

di

mana

r;

= tampang lintang makroskopis1'isi

I= U-235 ,U-236 danPu-241

(3)

(4)

yI = Fission Yield dari isotop I

EI = energi yang dihasilkan per 1'isi

dalam MeV

B. Metode perbandingan aktivitas

dari i sotop I

Seperti telah diuraikan di atas bahwa isotop Cs-137 me­

rupakan hasil peluruhan langsung dari isotop yang dihasilkan

dari reaksi 1'isi sehingga aktivitasnya sebanding dengan

1'luks neutron. Sedangkan isotop Cs-134 bukan merupakan hasil

360

fisi langsung ~e~api hasil reaksi (n.y) dengan isolop hasil

fisi sehingga

N = L: rY (n, y) C¢D2TL f

di mana

N

= ak~ivilasisolop Cs-137 yangmerupakanpelu-L ruhan hasilfisi1angsung.

N

= ak~i vi~asiso~op Cs-134 yangmerupakanpelu-TL ruhan hasilfisilidak1angsung.

¢= speklrum fluksneulron

L:f

=lampanglin~ang fisimakroskopis

aC n, y)

= lampang linlang mikroskopislangkapanneulron

oleh bahan hasil

fisi

T = lama iradiasi

Dari besaran di atas maka perbandingan aklivitas

Cs-137 sebanding dengan C¢D. Sedangkan burn-up

sebanding dengan jumlah fluks yang berinleraksi

neutron, jadi

BU '" ¢T

Cs-134/

adalah

dengan

Dari hubungan ini perbandingan Cs-134/Cs-137 dapal dipakai

un~uk mengukur burn-up bahan bakar bekas. Dalam makalah ini

penguk uran yang di1akukan ialah penguk uran burn-up dengan

mengamati perbandingan aktivitas Cs-134/Cs-137.

III. METODE PENGUKURAN

Dalam melakukan pengukuran cacahan Cs-134 dan Cs-137

dapa~ dilakukan dengan dua cara

1. Pengukuran gross gamma dengan fission chamber yang dihu­

bungkan dengan ION-i.

361

2. Pengukuran gamma dengan High Resolution Gamma Spectro­

meter atau gabungan kedua-duanya.

Pengukuran dengan fission chamber memerlukan peralatan yang

sederhana dan waktu yang sangat singkat namun hal ini tidak

memberi ketelitian yang tepat karena gamma yang dicacah ber­

asal dari berbagai isotop. Pengukuran dengan menggunakan

HRGS dapat membuat pengukuran langsung terhadap isotop yang

dipilih dalam hal ini dipilih isotop Cs-134 dan Cs-137.

Pengukuran dengan HRGS menghasilkan spektrum seperti

gambar (1)

5 513 1321 1529

Enef'gy (keU)

2937 2545

Gambar 1. Spektrum gamma bahan bakar bekas dengan pengkayaan

93 ~ dan cooling time 1131 hari

Dari spektrum ini dipilih jumlah cacah dari Cs-134

dengan energi 604,7 KeV dan 801,8 KeV dan Cs-137 dengan

energy 661,6 KeV.

Dari percobaan ini pengukuran yang dilakukan yaitu

362

gabungan dari pengukuran dengan menggunakan fission chamber

dan HGRS. dengan susunan pengukuran seper~i gambar (2).

DETEKTOR H:lGS

MEJA GESER

ION-l'

TIHAH HI'Nj..KETII~WI.i'd~ AIH

TABUNG FISSION CHANBr.

""l

Gambar 2. Susunan alat pengukuran burn-up elemen bakar bekas

El emen bakar bekas yang dipakai adalah elemen bak ar jeni s

pelat lengkung yang terdiri dari 18 fuel plate ~iap batang.

Jarak an~ara pla~e 1.52 mm. Tiap plate terdiri dari 61 cm

bahan in~i UAlx dan tiap pIate berisi 220 9 U-235 dengan

perkayaan 93 X. Identifikasi bahan bakar adalah 0 - 444 yang

dikeluarkan ~anggal 11 Mei 1984. Waktu pendinginan saa~

dilakukan pengukuran adalah 1131 hari.

Elemen bakar diletakkan mendatar dilantai kolam dan

dicacah pada posisi 0 sampai dengan 60 dengan jarak 5 cm

~iap posisi dan diperoleh hasil cacahan gamma pada arah

axial dari bahan bakar seperti pada tabel (1).

363

Tabel 1. Profil arah axial Gamma

No.PosisiGross Gamma

1.

0 0,02572.

5 0,03173.

10 0,03894.

15 0,04445.

20 0,04616.

25 0,04887.

30 0,04558.

35 0,04309.

.40 0,0334

10.45 0,0269

11.50 0,0202

12.55 0,0126

13.60 0,0011

Tot.al Gamma

= 2,0245

Dari t.abel (1) di ket.ahui bahwa eaeahan gamma t.erbesar

ada pada posisi 25 em arah axial. Dengan menggunakan HRGS

diukur eaeahan Cs-134 dan Cs-137 pada posisi maksimum t.er­

sebut. diperoleh hasil seperti pada tabel (2).

Tabel 2. Caeahan Cs-134 dan Cs-137 pada posisi 25 em

Isot.opPuneak t.enagaPerbandinganCaeahan

keYeabang (BR)

Cs-134

604.70.97645720.00

Cs-137

661.60,851341644.00

Cs-134

795.8 +0,941148960.00801.8

IV. ANALISA DATA

Untuk menear i harga burn-up di gunak an hubungan sesuai

persamaan di bawah ini

364

Total Gross GammaTotal 9 burn-up= PH•..•...•"'''"r-.•...••.•<:-<:- r-.",mm", x 9 burn-up pada puncak

(5)

A. Perhitungan gram burn-up pada titik puncak

Dalam hal ini. pertama. dilakukan perhitungan per ban­

dingan aktivitas relati~ Cs-134 dan Cs-137.

x cs_ CLuas Puncak) CKoreksi Waktu Pendinginan)- CPerbahdingan Cabang) CEfisiensi Detektor)

(6)

Luas puncak

Cs-134 C604.7 keY) = 45720.00

C801.8 keY) = 148960.00

Cs-137 (661.6 keY) = 341644.00

B. Korelasi waktu pendinginan

Karel asi

hubungan

terhadap waktu pendinginan diperoleh dengan

CF -AT= e (7)

di mana

A = waktu paruh

T = waktu pendinginan

t Cs-134=753 harij./2 t

Cs-137= 1104 harij./2

waktu pendinginan= 1131hari

sehingga

Faktor koreksi untuk Cs-134 = 2.832

Faktor koreksi untuk Cs-137 = 1.074

C. Perbandingan Cabang

Cs-134 (604.7 keY) = 0.976

(801.8 keY) = 0.941

Cs-137 (661.6 keY) = 0.851

365

D. Efisiensi deleklor

Unluk perhilungan efisiensi deleklor diambil sebagai

acuan adalah lingkal energi 504,7 keY

~ (801,8) = Luas Puncak (801,8)Luas Puneak (604,7)

BR (504,7)BR (801.8)

(8)

Karena ~ (551) lerlelak anlara energi (604.7 keY) dan (801.8

keY) maka ~(651) dapal dicari dengan inlerpolasi dengan

menggunakan grafik log-log (lihal gambar 3) diperoleh hasil

~ (551) = 1,492.

.

.•.

I ,

r

9

7

1604.7 661.6

Tenaga Gamma(keV)

795.8+801.8

9

7

,1

.,'M<lJ.-=

Gambar 3.Efisiensi relalif vs lenaga gamma

Dengan menggunakan persamaan (2) diperoleh aklivilas relalif

Cs-137 adalah Cs-137 2893117. Cs-134 132552.

Jadi perbandinganCs-134Cs-137 = 0.4585

Dengan menggunakan kurva kalibrasi seperli pada gambar (4)

diperoleh burn-up pada posisi 25 em adalah 1,954 g U-235.

Dari dala di alas, dan dengan menggunakan persamaan (5)

diperoleh burn-up lolal = 81.05 gram.

50

~~'-..../

0.. 40:Jc::~:J

CO

--'c::Q)o~Q)

0...

E 30o--'.«

20

SPENT-fUEL CALIBRATION CURVE:

.-

/",,-

V //'//'V

/V

V/ /'V",,-/ .//

V

/'

w0)0)

0.05 0.15 025

134Cs/ 137Cs Ratio0.35 0.45

Gambar 4. Kurva kalibrasi bahan bakar bekas.

lain­

untuk

367

V. DISKUSI/KESI MPULAN

Unt uk bahan yang sama tel ah di uk ur sebel umnya bahwaburn-up bahan bakar dengan no. identifikasi 0-444 adalah

82,2 g, yang oleh Laboratorium Safeguard Los Alamos National

Laboratory dijadikan sebagai standar. Dengan membandingkankedua hasil ini terdapat hasil yang cukup memuaskan yaituper bedaan 1 X.

Dar i per cobaan dengan menggunak an posi si -posi silain sepanjang batang elemen bakar, sebagai acuan,

menghitung burn-up terdapat perbedaan hasil antara 1 sampaidengan 8 X.

Hal ini dapat dijelaskan karena pada posisi ini adalah

posisi dimana sinar gamma paling kuat sehingga dapat meng­atasi atenuasi dengan baik.

Dari pengukuran ini dapat disimpulkan bahwa pengukuran

akan memberikan hasil yang baik bila cacahan isotop Cs-134dan Cs-137 dilakukan pada posisi maksimum dari distribusigamma ar ah axi al .

Sesuai dengan tujuan akuntansi bahan bakar metoda peng­ukuran ini cukup baik dan dapat dipertanggung jawabkan

hasi 1nya kar ena mempunyai ketel i ti an cuk up ti nggi sehi nggapenyimpangan pemakaian bahan bakar bekas dapat diketahuisecara dini dalam waktu singkat.

ACUAN

1. AUGUSTSONR.H and Reilly T.D, "Fundamental of Passive NonDestructive Assay of Fissionable Material" Los Alamos

Scientific Laboratory Report LA-5651-M, September 1974.2. HSUE S. T Cs, "Non-Destructive Assay Methods For Irradia­

ted Nuclear Fuels," Los Alamos Scientific LaboratoryLA-6923, January 1978.

3. REILLY T.D and PARKERJ.L "A Guide to Gamma-Ray Assay ForNuclear Material Accountability," Los Alamos ScientificLaboratory Report, LA-5794-M, March 1975.

368

4. ROGERS D.R "Handbook of Nuclear Safeguard Measurement.

Met.hod," NUREC/CR-2078,SAI-LM-2855, US Nuclear Regulat.ory

COmnUssion, Sept.ember 1978.

TANYA .lAWAB

1. Tegas Sutondo

a. Hohon dijetaskan dari mana dipero~eh grafik ratioCs-134/Cs-137 Vs Bu

b. Kenyataan grafik pada tampiran (2) didapat dari jenis

bahan bakar/reaktor yang berbeda dengan RSG. Dengan

demikian grafik tersebut tidak bisa dijadikan standard

penguku:ran BU di RSG mohon komentar

.lawaban

a. Grafik dibuat oteh Laboratorium LANL Los A~amos

Departemen Safeeuard.

b. Da~am maka~ah ini e~emen bakar yane diukur ada~ah

e~emen bakar yang dibuat standar o~eh ~aboratorium

tersebut dimana kami me~ak'!..IR.anpene-u.R.1.1I'an. Untuk RSG

ma,~a kami menunegu standar yang dike~uarkan I AEA o/n

Depertem.en Safeguard LANL, atau membuat kurva standar

sendiri dengan DA atau dari historis e~emen bakar.

2. Y. Sardjono

a. Baeaimana denean sumber standar bahan baR.ar bekas

yang akan dipakai di RSG, m.eneineat pengkayaannya

beda, density beda yane menyebabkan koefisien serapan

diri yang berbeda.

b . .lika RSG akan m.embuat standar maka jangan dari hasi ~

perhitunean tetapi ka~au bisa denean distructive.

Sebab ka~au dari perhitungan hasi~nya akan memberikan

ra~at yane cukup besar

.lawaban

a. RSG betum punya standar, untuk tujuan peneawasan IAEA.

A.~an menge~uarkan standar ~.mt"tlk densi. ty '( 20 % (LEU)

369

untuk perbedaan-perbedaan kecit akan ditakukan koreksi

terhadap perbedaan itu asat perbedaan tidak tertatu

menyotok.

b. Destructive Assay harus mendapat izin dari IAEA.

Terima kasih atas sarannya

3. Dewanto S

Apakah ado. hubunean antara kurva rat io Cs denean jenis

bahan bakar dan muatan awat (seear) ?..Jawaban

Ada. karena penearuh setf atenuasi makin tebat mead. setf

atenuasinya makin besar.

4. Zaenat Abidin

Kapan peneukuran denean metoda ini bisa dikatakan efektif

..Jawaban

Efekt if bi to. Ada kurva katibrasi yane sesuai/standar

Dan cara peneukuran mendekat i cara me­

takukan/membua t s tandar (ha tin i sudah

diketahui peneawas)