KOMPARASI PERHITUNGAN DOSIS RADIASI INTERNA PEKERJA PPTN SERPONG BERDASARKAN ICRP 30 TERHADAP ICRP 68

Transkripsi

1 KOMPARASI PERHITUNGAN DOSIS RADIASI INTERNA PEKERJA PPTN SERPONG BERDASARKAN ICRP 30 TERHADAP ICRP 68 Ruminta Ginting, Yanni Andriyani, Tri Bambang L *) ABSTRAK KOMPARASI PERHITUNGAN DOSIS RADIASI INTERNA PEKERJA PPTN SERPONG BERDASARKAN ICRP 30 TERHADAP ICRP 68. Komparasi perhitungan dosis radiasi interna pekerja PPTN Serpong berdasarkan ICRP 30 (1976) terhadap ICRP 68 (1990) telah dilakukan. Studi ini bertujuan untuk mengetahui sejauh mana perbedaan perhitungan dosis interna yang diterima oleh pekerja dengan menggunakan dua acuan yang berbeda. Data yang digunakan dalam perhitungan dosis adalah data hasil pemantauan rutin dari pekerja radiasi Pusat Penelitian Tenaga Nuklir (PPTN) Serpong. Perhitungan dosis dilakukan berdasarkan model metabolik saluran pernafasan sesuai dengan rekomendasi International Commission on Radiological Protection (ICRP) 30 yang menerapkan nilai batas dosis / tahun dan rekomendasi ICRP 68 yang menerapkan nilai batas dosis 20 msv/ tahun. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa untuk radionuklida I-131 dan Cs-137 estimasi dosis dengan nilai batas dosis 20 msv/ tahun lebih besar dari pada estimasi dosis dengan perhitungan nilai batas dosis / tahun. Perbedaan yang diperoleh adalah rata-rata sebesar 1,64 ± 0,05. ABSTRACT. THE COMPARATION OF INTERNAL RADIATION DOSE CALCULATIONS OF PPTN SERPONG WORKERS BASED ON ICRP 30 TO ICRP 68. The comparation of radiation dose calculation of PPTN Serpong workers based on the ICRP 30 to ICRP 68 was carried out. The purpose of this study is to know the extend of differences in the calculation internal dose received by worker using two different reference. The data used in the calculation of the dose is the result of data from routine monitoring of radiation workers of PPTN Serpong. Dose calculation is based on metabolic model in accordance with the recommendations of the respiratory system, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 30 with applies the value of the dose limit / year and implement the recommendations of ICRP 68 dose limit value of 20 msv / year. The results obtained show that for radionuclide I-131 and Cs-137 dose estimates with the value of the dose limit 20 msv/year greater than the dose estimated by calculating the value of the dose limit of / year. The difference obtained is an average of 1,64 ± 0,05. PENDAHULUAN. Pemantauan dosis terhadap para pekerja radiasi di suatu instalasi nuklir perlu dilakukan secara rutin, baik melalui pemantauan eksterna maupun melalui pemantauan internal. Pemantauan ini bertujuan untuk menjamin keselamatan dan kesehatan kerja terhadap radiasi. Pemantauan dosis radiasi eksterna adalah pemantauan dosis terhadap para pekerja dimana sumber radiasi berada di luar tubuh, sedangkan pemantauan dosis radiasi internal adalah pemantauan dosis dimana sumber radiasi berada di dalam tubuh pekerja. Pemantauan dosis eksterna dilakukan dengan menggunakan TLD(Thermo Luminisence Dosimeter), film badge dan pen dose, sedangkan pemantauan dosis radiasi internal dilakukan melalui pencacahan secara langsung terhadap tubuh atau organ tertentu yang disebut dengan metode in-vivo ataupun melalui pencacahan hasil ekskresi tubuh yang disebut dengan metode in-vitro. Pemantauan dosis radiasi internal di kawasan Pusat Penelitian Tenaga Nuklir (PPTN) Serpong dilaksanakan oleh Sub Bidang Pengendalian Personel, Bidang Keselamatan dan Lingkungan, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) yang program pemantauannya dilakukan melalui metode in-vivo dan in-vitro. Kegiatan ini meliputi pengukuran, perhitungan, evaluasi dosis dan pencatatan data dosis. Selama ini perhitungan dosis radiasi internal terhadap para pekerja radiasi PPTN Serpong dilakukan dengan mengacu pada International Commission on Radiological *) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN 235

2 Protection (ICRP) Publikasi 30 dan 54, yang menerapkan nilai batas dosis / tahun [2,5]. Namun seiring dengan kemajuan dan perkembangan ilmu pengetahuan dalam berbagai bidang, ilmu dosimetri juga terus berkembang termasuk dosimetri internal, maka pada tahun 1990 ICRP mengeluarkan rekomendasi baru menurut ICRP 68 dengan menerapkan nilai batas 20 msv / tahun [1]. Dalam perkembangan ilmu dosimetri ini salah satu komponen yang mengalami perubahan adalah besaran nilai batas dosis (NBD) pertahun. Rekomendasi ICRP tahun 1990, membatasi nilai batas dosis sebesar 100 msv untuk periode 5 tahun atau rata-rata 20 msv / tahun. Dengan berubahnya nilai NBD maka faktor dosimetri lain yang juga berubah adalah faktor koefisien dosis untuk setiap jenis radionuklida yang pada umumnya harga koefisien dosis yang dihitung dengan model ICRP 68 memberikan hasil yang lebih rendah bila dibandingkan dengan perhitungan koefisien dosis dengan menggunakan model ICRP 30. Selain nilai NBD dan koefisien dosis, faktor lain yang berpengaruh pada perhitungan dosis adalah ukuran partikel / aerosol dan laju penyerapan atau retensi radionuklida dalam paru-paru. Dalam dosimetri interna perubahan nilai NBD ini akan sangat berpengaruh pada hasil perhitungan dosis. Untuk melihat sejauh mana perbedaan yang terjadi maka dalam studi ini dilakukan perbandingan evaluasi perhitungan dosis berdasarkan ICRP 30 yaitu yang menerapkan NBD / tahun dengan ICRP 68 yang menerapkan NBD 20 msv / tahun. Data yang diambil untuk perhitungan dosis dalam melakukan perbandingan ini adalah data hasil pemantauan rutin terhadap para pekerja radiasi di kawasan PPTN Serpong. TINJAUAN PUSTAKA. Radionuklida yang masuk ke dalam tubuh akan mengikuti proses metabolisme tubuh dan terdistribusi di dalam organ / jaringan tubuh. Untuk menggambarkan perjalanan radionuklida di dalam tubuh, maka dibuatlah suatu model metabolisme yang dikenal dengan istilah model metabolik radionuklida. Dalam dosimetri interna ada beberapa model metabolik yaitu, model metabolik saluran pernafasan, saluran pencernaan, translokasi unsur ke jaringan dan organ [2]. Salah satu model metabolik yang cukup penting dalam dosimetri interna adalah model metabolik saluran pernafasan, terutama untuk menggambarkan metabolik radionuklida yang masuk ke dalam tubuh melalui saluran pernafasan (inhalasi). Beberapa parameter dosimetri interna diturunkan berdasarkan model metabolik ini, dan ICRP telah mengadopsi dosimetri baru untuk saluran pernafasan manusia yang secara lengkap diuraikan dalam ICRP publikasi 66. Model saluran pernafasan ini merupakan pengembangan dari model yang diadopsi dalam ICRP publikasi 30, tapi mempunyai ruang lingkup yang lebih luas [1,2]. Beberapa perbedaan antara ICRP publikasi 30 dan publikasi 66 adalah sebagai berikut : Ruang lingkup penerapan model ICRP publikasi 30, hanya untuk pekerja radiasi, sedangkan model ICRP publikasi yang baru ( ICRP publikasi 66 ) telah dikembangkan untuk dapat diaplikasikan bagi semua anggota masyarakat bahkan dilengkapi dengan memberi nilai acuan untuk golongan anak-anak umur 3 bulan, 1, 5, 10 dan 15 tahun serta untuk orang dewasa yang dibedakan untuk laki-laki atau perempuan. Model ICRP publikasi 30, hanya menghitung dosis rata-rata pada paruparu, sedangkan pada model ICRP yang baru (ICRP 66) dosis yang dihitung adalah dosis pada jaringan tertentu dalam saluran pernafasan dan juga memperhitungkan perbedaan radiosensitivitas dari jaringan. Model saluran pernafasan menurut ICRP publikasi 30 dibagi dalam 3 kompartemen yaitu : daerah Nasho- Pharing (N-P), daerah Trackea -Bronki (T-B) dan daerah Paru (P). Dalam model ini pengendapan, distribusi dan pengeluaran dari partikel radioaktif yang terhirup, bergantung pada diameter partikel dan bentuk kimia dari partikel aerosol tersebut. Laju pembersihan (clearence) partikel radioaktif dari paruparu dikelompokkan dalam 3 kelas dengan rentang waktu paro yaitu : kelas D < 10 hari; Kelas W : hari dan kelas Y > 100 hari. Sedangkan model saluran pernafasan menurut ICRP publikasi 66 dibagi dalam 5 sistem utama 236

3 dengan 14 kompartemen yaitu : a. Sistem hidung depan (ET1) b. Sistem naso-oropharing / larynx (ET2) c. Sistem bronki (BB) d. Sistem bronkiale (bb) e. Sistem alveoli intersitium (AI) f. Partikel aerosol radioaktif yang telah mengendap di saluran pernafasan akan dibersihkan melalui 3 proses yaitu : melalui bersin, melalui pergerakan partikel ke saluran pencernaan atau limpatik dan melalui absorbsi ke dalam darah. Laju penyerapan atau absorbsi partikel radioaktif di daerah saluran pernafasan dibagi dalam 3 tipe yaitu : tipe F (Fast) : 10 menit (100 %), tipe M (Moderate) : 10 menit (10 %), 140 hari (90 %) dan tipe S (Slow) : 10 menit (0,1 %), 7000 hari (99,9%) Untuk paparan radiasi akibat bekerja, jika tidak ada informasi yang jelas mengenai ukuran diameter partikel maka ICRP publikasi 66 merekomendasikan bahwa ukuran partikel / aerosol Activity Median aeridinamic Diameter (AMAD) adalah 5 µm, yang dianggap lebih mewakili kondisi aerosol daerah kerja, jika dibandingkan dengan AMAD 1 µm yang diadopsi oleh ICRP publikasi 30. Namun dalam beberapa kondisi AMAD yang lebih kecil menunjukkan hasil pengukuran yang lebih sesuai jika dibandingkan dengan nilai AMAD yang lebih besar. Nilai batas dosis yang berlaku di Indonesia mengacu pada rekomendasi ICRP No.26 tahun 1976 dan Safety Series IAEA No.9 tahun 1983 [5]. Adapun nilai batas dosis yang didasarkan pada ICRP No.26 dan ICRP No.60 /1990 dapat dilihat dalam Tabel 1 dan 2 di bawah ini. Tabel 1. Nilai Batas Dosis Tahunan menurut rekomendasi ICRP 26 / 1976 Dosis Efektif Pekerja Radiasi Anggota Masyarakat Penyinaran seluruh tubuh 1. Untuk pekerja radiasi 2. Untuk wanita hamil / janin Penyinaran lokal 1.Rata-ratauntuk setiap organ 2. Lensa mata 3. Kulit 4. Tangan, lengan,kaki - 10 msv 1 5 msv msv Tabel 2. Nilai Batas Dosis Tahunan menurut rekomendasi ICRP 60 / 1990 Dosis Efektif Dosis efektif maks. dalam 1 tahun Dosis tara tahunan - Lensa mata - Kulit - Tangan dan kaki Pekerja Radiasi 20 msv / tahun, rata-rata selama 5 tahun Siswa dan magang (16 18 tahun) Anggota Masyarakar 6 msv / tahun 1 msv / tahun msv - 237

4 TATA KERJA Bahan dan Peralatan. Dalam melakukan evaluasi perhitungan dosis ini, data yang dipakai adalah data dari hasil pemantauan in-vivo yang dalam pelaksanaannya membutuhkan bahan dan peralatan sebagai berikut : Alat pencacah seluruh tubuh (Whole Body Counter) WBC- ACUSCAN II buatan Canbera dengan detektor HPGe yang mempunyai efisiensi relatif 25 % dengan diameter 52,5 mm dan panjang 49,5 mm. Alat ini dilengkapi dengan sistem komputer dan perangkat lunak ABACOS-PC untuk menganalisis data dari hasil pencacahan. Nitrogen cair untuk mendinginkan detektor Data hasil pemantauan rutin dengan WBC. Metode. Data yang digunakan untuk perhitungan dosis diambil dari data hasil pemantauan rutin dengan WBC terhadap para pekerja radiasi PPTN Serpong. Pemantauan dengan metode ini, pengukuran / pencacahan dilakukan dengan menggunakan alat cacah WBC, dengan waktu pencacahan 10 menit per orang. Spektrum hasil pencacahan yang diperoleh, dianalisis dengan menggunakan perangkat lunak ABACOS-PC sehingga dari hasil analisis ini akan diperoleh jenis dan jumlah aktivitas radionuklida yang terdeteksi yang ada dalam tubuh pekerja. Kemudian langkah selanjutnya yang dilakukan adalah perhitungan dosis yaitu dengan menggunakan acuan ICRP 30 dan 54 yang menerapkan nilai batas dosis / tahun dan ICRP 68 yang menerapkan nilai batas dosis 20 msv / tahun. Perhitungan Dosis Berdasarkan ICRP Publikasi 30 dan 54 (ICRP 1976) Dalam melakukan perhitungan dosis, langkah awal yang harus dilakukan adalah menghitung intake yaitu jumlah radionuklida yang masuk ke dalam tubuh baik melalui saluran pernafasan, pencernaan, kulit ataupun melalui kulit yang terbuka (luka). Dalam makalah ini perhitungan intake dilakukan berdasarkan model metabolik dimana radionuklida yang masuk ke dalam tubuh adalah melalui saluran pernafasan. Perhitungan didasarkan pada informasi mengenai waktu terjadinya intake dan data metabolik untuk setiap jenis radionuklida yang terdeteksi serta data distribusi dan retensi radionuklida. Retensi dan ekskresi radionuklida dinyatakan dalam bentuk matematis yang merupakan fungsi waktu. Sebagai contoh fungsi retensi R(t) untuk radionuklida Cs-137 adalah : R (t) = 0,1 exp (-0,693 t / 2 ) + 0,9 exp (-0,693 t / 110 ) (1) Intake dihitung dengan menggunakan rumus berikut : I (t) = Q (t) x {( 0,61 + 0,34 f 1 ) x R (t)} -1 exp ( Rt) (2) I (t) = Intake radionuklida ke dalam tubuh Q(t) = Jumlah aktivitas radionuklida yang terdeteksi oleh WBC pada waktu t (Bq) f 1 = fraksi elemen stabil yang masuk ke dalam darah dari saluran pencernaan R(t) = Fungsi retensi radionuklida di dalam tubuh/ organ λr = Konstanta peluruhan radionuklida = 0,693 t / t ½ (hari) t = Rentang waktu antara intake dengan saat pengukuran dengan WBC. Setelah intake diperoleh, perhitungan dosis dilakukan dengan menggunakan rumus berikut : I (t) H E = x (3) ALI sj H E = Dosis terikat efektif I (t) = Intake radionuklida ke dalam tubuh ALI sj = Annual Limit on Intake yaitu batas masukan tahunan tiap jenis radionuklida untuk efek stokastik yang berhubungan dengan dosis ekivalen, besaran nilainya dapat dilihat dalam ICRP 30 [2] 238

5 Perhitungan Dosis Berdasarkan ICRP Publikasi 68 Dalam melakukan perhitungan dosis berdasarkan ICRP publikasi 68 ini juga, langkah awal yang harus dilakukan adalah melakukan perhitungan intake. Dalam perhitungan intake ini informasi yang diperlukan adalah prakiraan waktu terjadinya intake, jenis dan sifat fisis/ kimia radionuklida, tipe penyerapan radionuklida dalam saluran pernafasan serta parameter dosimetri lainnya yaitu fraksi intake radionuklida berdasarkan fungsi retensi dan ekskresi dan juga ukuran partikel radionuklida ( AMAD 1 µm atau 5 µm ). Berdasarkan parameter ini perhitungan intake dapat dilakukan melalui persamaan berikut : M (t) I (t) = (4) m (t) I (t) = intake radionuklida (Bq) M (t) = aktivitas radionuklida yang terdeteksi oleh WBC pada waktu t setelah intake m (t) = fraksi intake atau retensi radionuklida di dalam tubuh pada waktu t setelah intake. Setelah diperoleh nilai intake, perhitungan dosis dilakukan dengan menggunakan rumus berikut : H E = I (t) x e (g) (5) H E = dosis terikat efektif (Sv) I (t) = intake radionuklida (Bq) e (g) = faktor konversi dosis H E persatuan intake (Sv/Bq) [3] Data hasil pemantauan rutin. Radionuklida yang digunakan sebagai contoh dalam perhitungan dosis adalah I-131 dan Cs-137. Pemilihan radionuklida ini dilakukan berdasarkan beberapa pertimbangan yaitu data dosimetri yang tersedia cukup lengkap dan terdeteksi pada beberapa pekerja yang dipantau. Data hasil pemantauan seperti yang terlihat pada Tabel 3. Parameter yang digunakan untuk perhitungan dosis adalah : ukuran partikel (AMAD), fraksi penyerapan radionuklida ke dalam darah (f1), tipe penyerapan dan jenis intake, batas Masukan Tahunan (ALI), fraksi intake radionuklida dan faktor konversi dosis persatuan intake (Sv/Bq). Untuk lebih jelasnya nilai parameter ini ditampilkan dalam Tabel 4 di bawah ini, sehingga perbedaannya dapat dilihat dengan jelas. Tabel 3. Aktivitas I-131 dan Cs-137 dari hasil pemantauan dengan WBC No. Radionuklida Aktivitas Terdeteksi (Bq) T½ (hari) 1 2. I-131 Cs ,5 341,7 359, , ,05 239

6 Tabel 4. Parameter dosimetri untuk I-131 dan Cs-137. No. Parameter I-131 Cs-137 ICRP 30 ICRP 68 ICRP 30 ICRP AMAD (µm) f 1 1,0 1,0 1,0 1,0 3. Jenis intake Inhalasi kls D Inhalasi tipe F Inhalasi kls D Inhalasi tipe F 4. ALI (Bq) 2 x x x ,2 x Fraksi intake t = 7 hari 6. Faktor konversi dosis (Sv/Bq) 1,1 x ,4 x ,4 x ,0 x ,8 x ,6 x ,7 x ,8 x 10-9 HASIL DAN PEMBAHASAN Tabel 5 adalah hasil perhitungan intake dan dosis dari radionuklida yang terdeteksi melalui pemantauan rutin yaitu I- 131 dan Cs-137, dengan asumsi waktu intake t = 7 hari yang dihitung dengan menggunakan persamaan (2) dan (3) yang menerapkan nilai batas dosis / tahun dan persamaan (4) dan (5) yang menerapkan nilai batas dosis 20 msv / tahun. Perhitungan dibatasi hanya pada 2 jenis radionuklida ini, karena radionuklida ini terdeteksi pada beberapa pekerja dan data yang tersedia untuk perhitungan dosisnya cukup lengkap. Dari Tabel 5 dapat dilihat bahwa hasil perhitungan dosis yang diperoleh akan berbeda jika menggunakan acuan yang berbeda Tabel 5. Hasil perhitungan intake dan dosis dengan asumsi waktu t = 7 hari No. Radionuklida 1. I Cs-137 Aktivitas terdeteksi (Bq) ICRP 30 ICRP 68 Intake (Bq) H E (msv) Intake (Bq) H E (msv) ,57 0, ,59 0, ,93 0, ,48 0,15 211, ,15 0, ,11 0,03 341, ,71 0, ,57 0,05 359, ,35 0, ,02 0, ,99 0, ,95 0, ,47 0, , ,68 0, ,23 0, ,02 0, ,80 0, , ,72 0, ,21 0,

7 Tabel 6. Perbandingan hasil perhitungan intake dan dosis. No. Radionuklida Intake (Bq) Dosis (msv) 1. I Cs-137 ICRP 30 ICRP 68 F K ICRP 30 ICRP 68 F K 3054, ,59 1,34 0,03 0,05 1, , ,48 1,34 0,09 0,15 1, , ,11 1,38 0,02 0,03 1, , ,57 1,34 0,03 0,05 1, , ,02 1,34 0,03 0,05 1, , ,95 1,30 0,04 0,05 1, , ,30 0,10 0,11 1, , ,23 1,30 0,07 0,08 1, , ,80 1,30 0,09 0,10 1, , ,21 1,30 0,10 0,11 1,10 Catatan : FK = faktor koreksi hasil ICRP 68 / hasil ICRP 30. Dari hasil perhitungan dapat dilihat bahwa baik intake maupun dosis yang perhitungannya didasarkan pada ICRP 68 memberikan hasil yang lebih besar jika dibandingkan dengan hasil perhitungan yang mengacu pada ICRP 30 (Tabel 6 ), dengan faktor perbandingan rata-rata 1,32 ± 0,02 untuk intake dan 1,64 ± 0,05 untuk dosis terikat efektif (H E ). Ditinjau dari aspek keselamatan para pekerja terhadap radiasi, tentu dengan menerapkan NBD sebesar 20 msv/ tahun (ICRP 68) para pekerja lebih terlindungi terhadap bahaya radiasi terutama terhadap efek stokastik. Perbedaan intake maupun dosis yang terdapat dalam Tabel 6, mungkin disebabkan oleh beberapa faktor antara lain Nilai Batas Dosis (NBD) dimana ICRP 68 menerapkan NBD sebesar 20 msv / tahun dan ICRP 30 menerapkan NBD 50 msv / tahun. Sedangkan nilai parameter dosimetri, terutama nilai batas masukan tahunan (ALI) dan faktor konversi dosis sangat ditentukan oleh besarnya nilai NBD. Faktor lain yang mempengaruhi adalah fraksi intake dan faktor retensi yang nilainya didasarkan pada model metabolik saluran pernafasan. Nilai fraksi intake dalam ICRP 68 didasarkan pada model metabolik saluran pernafasan yang telah dikembangkan dan lebih lengkap jika dibandingkan dengan ICRP 30. Untuk beberapa jenis radionuklida tertentu, misalnya radionuklida I-131 fraksi intake pada t = 7 hari dalam ICRP 68 adalah 5,4 x 10-2 sedangkan dalam ICRP 30 adalah 1,1 x 10-1 dengan kata lain fraksi intake dalam ICRP 68 lebih kecil jika dibandingkan dengan ICRP 30. Sehingga dengan menggunakan rumus perhitungan intake (persamaan 4) maka intake yang diperoleh pada ICRP 68 akan lebih besar jika dibandingkan dengan ICRP 30 dan hasil perhitungan dosis yang diperoleh juga menjadi lebih besar. KESIMPULAN. Berdasarkan hasil perhitungan dan pembahasan dapat disimpulkan bahwa : Untuk perhitungan dosis radiasi interna acuan yang digunakan sangat menentukan hasil perhitungan dosis tersebut Untuk radionuklida I-131 dan Cs- 137, jika acuan yang digunakan masih menggunakan nilai batas dosis / tahun maka hasil perhitungan dosis yang diperoleh akan lebih kecil jika dibandingkan dengan perhitungan dosis yang menerapkan nilai batas dosis 20 msv / tahun. Dalam studi ini diperoleh faktor perbedaan rata-rata sebesar 1,32 ± 0,02 untuk perhitungan intake dan 1,64 ± 0,05 untuk perhitungan dosis. Dengan menerapkan NBD sebesar 20 msv / tahun sesuai dengan rekomendasi ICRP 68, maka kesehatan dan keselamatan kerja terhadap radiasi lebih terjamin. 241

8 DAFTAR PUSTAKA. 1. ICRP, Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Woprkers, Replacement of ICRP Publication 61, ICRP 68, ICRP, Pergammon, ICRP, Limits for Intake of Radionuclides by Worker, ICRP Publication 30, Oxford, IAEA, Methods for Assessing Occopational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides, Safety report Series No.37, IAEA, Vienna, ICRP, Individual Monitoring for Intake of Radionuclides by Workers, Design and Interpretation, ICRP Publication No.54, Pergamon Press, ICRP, Recommendation of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 26, Oxford