TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS

Transkripsi

1 TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS Mashudi, Unggul Hartoyo, Suhartono, Sunarningsih Kawasan Puspiptek, Gd 31, Serpong, Tangerang-Selatan untuk korespondensi: batan.go.id ABSTRAK TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS. Telah dilakukan tinjauan dosis radiasi eksternal terhadap pekerja dalam perbaikan detektor Neutron JKT03 CX821. Pengendalian dosis yang dilakukan berpedoman pada peraturan perundangan rekomendasi ICRP publikasi 60 dan safety series No. 115, IAEA yaitu 20 msv/tahun. Metode tinjauan dosis radiasi dilakukan melalui tahapan sebagai berikut : Melakukan pengukuran paparan radiasi pada detektor, menentukan lama waktu bekerja, mengendalikan paparan radiasi dengan memperhitungkan faktor jarak, waktu dan penahan radiasi, menggunakan peralatan pengendalian, alat pengukur dosis perorangan, pakaian kerja serta mematuhi instruksi petugas proteksi radiasi dengan prinsip ALARA selama melakukan perbaikan. Diperoleh hasil penerimaan dosis pekerja radiasi yang tertinggi sebesar 0,2011 msv dalam batas aman di bawah batas yang di ijinkan yaitu sebesar 20 msv/tahun (sesuai dengan peraturn perundang undangan). Kata kunci: Tinjauan, dosis radiasi ABSTRACT REVIEWING OF EXTERNAL RADIATION DOSE ON WORKERS OF IMPROVEMENT OF NEUTRON DETECTOR JKT03 CX821 at RSG-GAS. Reviewing of external radiation dose on workers of improvement of neutron detector JKT03 CX821 at RSG-GAS has been done. Controlling of dose has been done due to regulation recomended by ICRP publication 60 and safety series NO.115, IAEA which is 20 msv/ year. Reviuwing of radiation dose has been done through same steps as : measuring of radiation exposure on detector, determining duration of work, Controlling radiation exposure by calculating distance factor, duration and radiation shielding, using controlling devices, individual dose meter, uniforms and following regulations to instructions radiation protection officers based on ALARA principles during improvement is carried out. The highest dose received by radiation worker is 0,2011 msv, it is far from the allowed dose which is 20 msv/year ( means that is fulfiells the regulation). Keyword: Reviewing, dose of radiasi. PENDAHULUAN Pada suatu instalasi nuklir seperti reaktor G.A Siwabessy pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi adalah suatu hal yang mutlak dilakukan untuk menjamin keselamatan dan kesehatan pekerja radiasi agar tidak menerima dosis radiasi yang berlebih. Radiasi yang ditimbulkan akibat adanya reaksi pembelahan inti uranium (reaksi berantai yang berkesinambungan) di dalam reaktor dan aktivasi neutron dengan peralatan dan bahan yang berada di dalam kolam reaktor maupun di fasilitas iradiasi. Salah satu peralatan yang terpasang di kolam raktor adalah detektor JKT03 CX821 digunakan untuk mengukur fluk neutron yang dibutuhkan dalam pengoperasian reaktor, sehingga detektor JKT mengalami aktivasi dengan neutron yang mengakibatkan timbulnya radiasi permanen pada detektor tersebut. Pengoperasian detektor secara terus menerus mengakibatkan beberapa detektor mengalami kerusakan. Untuk memenuhi kebutuhan di dalam pengoperasian reaktor, detektor JKT sangat dibutuhkan sehingga untuk memenuhi hal tersebut, detektor yang rusak perlu dilakukan perbaikan. 272

2 Karena detektor JKT03 CX821 yang rusak telah menjadi sumber radiasi permanen selama proses perbaikan diperlukan pengendalian radiasi bagi pekerja yang akan melakukan perbaikan, agar penerimaan dosis radiasi bagi pekerja radiasi terkendali. Metode yang dilakukan dengan cara sebagai berikut - Mengukur paparan radiasi pada detektor JKT03 CX821 - Menentukan lama waktu bekerja - Memberikan shielding Pb - Menggunakan Apron - Menggunaan Peralatan Pengendalian dan pakaian kerja - Mematuhi nstruksi dengan prinsip ALARA ( As Low As Reasonably Archievable) Dalam tulisan ini akan diuraikan teknis tinjauan dosis radiasi eksternal terhadap pekerja dalam kegiatan melakukan perbaikan detektor JKT03 CX821 sehingga selama melakukan perbaikan pekerja radiasi tidak menerima dosis radiasi yang berlebih. Deskripsi Pekerja radiasi di dalam gedung reaktor RSG- GAS dimungkinkan terkena paparan radiasi akibat dari pengoperasian reaktor, perbaikan (perawatan) peralatan yang telah menjadi sumber radiasi. Sumber radiasi dapat berupa radiasi gamma, beta dan alpa serta neutron. Pemantauan paparan radiasi diperlukan untuk mengendalikan penerimaan dosis pekerja radiasi, kontaminasi dan masuknya bahan radioaktif ke dalam tubuh (interna) agar pekerja radiasi yang melakukan kegiatan di dalam gedung reaktor tidak menerima dosis radiasi yang berlebih. Metode yang dilakukan dalam perbaikan detektor JKT03 CX 821, mengukur untuk mengetahui besar paparan dengan menggunakan alat monitor radiasi gamma RADIAGEM dengan posisi seperti pada gambar lampiran 1.a, sehingga dari data paparan dapat dihitung waktu lama bekerja, peralatan yang digunakan untuk mengukur paparan radiasi detektor JKT03 CX 821 dan alat mengukur dosis, TLD cincin dapat dilihat pada lampiran 2, Dalam melakukan perbaikan detektor sebelum membuka tutup bagian atas detektor, detektor JKT03 CX821 ditempatkan dalam shielding dengan posisi detektor vertikal, seperti pada gambar lampiran 1.c. dan ditempatkan dalam shielding seperti pada gambar lampiran 3, Perbaikan di lakukan dengan mendistribusikan pekerjaan perbaikan kepada sejumlah pekerja radiasi, sehingga dapat meminimalisir waktu melakukan kegitan perbaika, Dalam melakukan perbaikan detektor memakai pakaian kerja seperti apron, sarung tangan dll, seperti terlihat dalam lampiran 4, Dengan mengikuti alur pengendalian radiasi seperti di atas, maka pekerja radiasi yang melakukan perbaikan akan menerima dosis lebih kecil dari hasil perhitungan pada tabel 3.[1] Untuk tercapainya pengendalian radiasi terhadap pekerja dilakukan tiga faktor pengendalian yaitu: Faktor Jarak Faktor jarak Faktor waktu Faktor penahan radiasi Di dalam perhitungan faktor jarak ada beberapa bagian yang perlu diperhatikan antara lain paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber radiasi, maka laju paparan radiasi pada jarak r dari sumber ini berbanding terbalik dengan kuadrat jarak. Untuk mengatasi penerimaan dosis radiasi dalam pekerjaan, maka harus diusahakan berada pada jarak yang sejauh mungkin. Apabila tidak diperlukan maka janganlah berada dekat sumber radiasi. Faktor Waktu Didalam perhitungan faktor waktu ada beberapa bagian yang perlu diperhatikan antara paparan radiasi berkurang dengan bertambah cepatnya waktu yang dipergunakan untuk berada dekat dengan sumber radiasi. Untuk mengatasi penerimaan dosis radiasi dalam pekerjaan, maka harus diusahakan berada pada waktu yang sesingkat-singkatnya. Apabila tidak diperlukan maka janganlah berada dekat sumber radiasi. Dosis radiasi yang diterima pada waktu t dapat dihitung dengan rumus D = d x t, dalam satuan Sv [2] dimana: D = Dosis total, dalam satuan Sv d t = Laju dosis, dalam satuan Sv/h = Waktu penyinaran, dalam satuan jam Faktor Penahan Radiasi Laju dosis dapat dikurangi dengan memasang penahan radiasi diantara sumber radiasi dengan pekerja radiasi. Dengan cara ini maka pekerja radiasi dapat bekerja pada jarak yang tidak terlalu jauh dari sumber radiasi dengan dosis yang tidak melebihi batas yang ditetapkan. Tebal dan jenis bahan penahan yang diperlukan bergantung pada jenis dan energi radiasi, aktivitas sumber, dan laju dosis yang diinginkan setelah radiasi menembus penahan. Tabel 1. Adalah NBD menurut rekomendasi IAEA yaitu NBD 20 msv/tahun di gunakan disebagian oleh anggota IAEA. BATAN sampai saat ini masih menggunakan NBD 50 msv/tahun 273

3 karena BATAN masih mengacu pada SK.BAPETEN No. 01/SK/BAPETEN/V-99 [3] Tabel 1. Nilai Batas Dosis Pekerja Radiasi berdasar IAEA No Batas dosis NBD (msv/tahun) Dewasa 1 Seluruh tubuh Lensa mata Tangan, lengan, kaki dan tungkai Kulit Setiap organ atau jaringan 500 Batasan khusus 1. Wanita hamil Magang dan Siswa diatas 18 tahun (siswa antara tahun) 3. Masyarakat umum Detektor JKT03 CX Keterang an Pada abdomen selama 3 bulan sama dengan pekerja radiasi Detektor JKT03 CX821 adalah detektor untuk mengukur fluk neutron kepentingan pengoperasian RSG-GAS, yang terinstal tetap di dalam kolam reaktor. Selama pengopersaian reaktor detektor tersebut akan mengalami aktivasi dengan neutron yang mengakibatkan detektor tersebut akan teraktivasi dan menjadi sumber radiasi permanen. METODOLOGI Tata Kerja tinjauan dosis radiasi eksternal terhadap pekerja dalam kegiatan perbaikan detektor JKT03 CX821 dilakukan dengan tahapan sebagai berikut : 1. Pengukuran paparan radiasi pada detektor JKT03 CX Mempersiapkan shielding, menghitung lama waktu bekerja dan jarak 3. Peralatan pengendalian dan pakaian kerja 4. Mematuhi Instruksi dengan prinsip ALARA ( As low As Reasonably Archievable) Pengukuran Paparan Radiasi JKT03 CX821 pada detektor Pengukuran paparan radiasi pada perbaikan detektor neutron JKT03 CX821 menggunakan alat ukur RADIAGEM dan untuk mengetahui dosis yang diterima secara langsung untuk pekerja menggunakan pendosimeter TERRA. Mempersiapkan shielding, menghitung lama waktu bekerja dan jarak Dalam melakukan perbaikan, detektor JKT03 CX821 diletakkan dalam shielding Pb yang telah disiapkan setelah itu dilakukan perhitungan untuk menentukan lama waktu bekerja dan juga memperlebar jarak dari sumber. Peralatan dan pakaian kerja Peralatan dan pakaian kerja pekerja radiasi dalam melakukan perbaikan adalah sebagai berikut: - Menggunakan shielding - Menggunakan TLD cincin - Pakaian keselamatan antara lain sarung tangan, masker, apron, kacamata - Alat ukur radiasi, pendosimeter digital - Dekontaminasi peralatan yang digunakan Instruksi dengan prinsip ALARA ( As low As Reasonably Archievable) Pengendalian radiasi yang dilakukan selama perbaikan detektor JKT03 CX821 dengan prinsip ALARA adalah sebagai berikut : - Petugas Proteksi Radiasi (PPR) melakukan pemantauan selama kegiatan perbaikan berlangsung. - Pengendali radiasi mengintruksikan dengan prinsip ALARA yaitu seluruh kegiatan perbaikan, pekerja radiasi yang melakukan perbaikan dengan mempersingkat waktu dalam melakukan perbaikan, memperlebar jarak dari sumber dan menggunakan shilding agar dosis radiasi yang diterima serendah mungkin. HASIL DAN PEMBAHASAN 1. Pengukuran paparan radiasi pada detektor JKT 03 CX

4 paparan (mr/h) SEMINAR NASIONAL IX Pengukuran dilakukan pada bagian ujung depan, tengah dan ujung belakang detektor, pengukuran dilakukan tanpa shielding. Grafik paparan dan waktu bekerja Data hasil pengukuran dapat dilihat pada tabel 2. Tabel 2. Data pengukuran paparan radiasi detektor JKT 03 CX821 Jarak (cm) A B C 10 8,62 2,46 1, ,12 0,58 0, ,94 0,25 0, ,32 0,08 0, ,11 0,03 0, ,07 0,02 0,01 2. Perhitungn waktu bekerja (waktu melakukan perbaikan) Dari data pada tabel 2 dihitung lamanya waktu bekerja yang disajikan dalam tabel 3 dan grafik 1. No A B C Tabel 3 Waktu bekerja (waktu melakukan perbaikan) Jarak (cm) Paparan radiasi Paparan radiasi (mr/h) Waktu bekerja (menit) , , , , , Grafik 1. Paparan radiasi dan lama waktu bekeja 3. Perhitungan dosis pekerja. Hasil perhitungan dosis pekerja berdasarkan data pada tabel 2, hasil perhitungan dosis disajikan pada tabel 4. No paparan waktu 1,4 5,6612,837, Tabel 4. Dosis yang diterima pekerja Jarak (cm) Doserate Waktu bekerja (menit) Dosis (mrem ) Dosis msv ,62 1,40 20,11 0, ,12 5, , 0, ,94 12,8 20,05 0, ,32 37,5 20,00 0, ,11 109,09 19,99 0, ,07 171,42 19,99 0,1999 Dari hasil perhitungan diperoleh besarnya dosis tertinggi sebesar 0,2011 msv sedangkan dari hasil pembacaan TLD cincin dosis tertinggi adalah sebesar 0,62 msv. Terdapat perbedaan hasil perhitungan dan hasil bacaan TLD cincin, karena pada perhitungan ada unsur waktu dalam melakukan perbaikan, sedangkan pembacaan TLD cincim dilaksanakan tiap 3 ( tiga ) bulan yang kemungkinan sebelum dilakukan pembacaan TLD cincin pekerja radiasi menerima dosis radiasi dari pekerjaan lain ,

5 KESIMPULAN Dari hasil kegiatan perbaikan detektor JKT03 CX821 dapat disimpulkan sebagai berikut: 1. Besarnya dosis yang diterima oleh pekerja dalam satu hari adalah 0,2011 msv. 2. Perbaikan selesai dilakukan selama 5 hari kerja sehingga dosis radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi dalam melakukan perbaikan detektor JKT03 CX821 adalah 1,005 msv. Terhadap pengukuran flux neutron, alat sudah terkalibrasi oleh pembuat dan juga dilakukan kalibrasi pengukuran CT dan CF (Control temperature, Control Flow). DAFTAR PUSTAKA 1. PP No. 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, (2007). 2. SK. BAPETEN No: 01/SK/BAPETEN/V-99 Tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, Jakarta, (1999). 3. IAEA, 1996, Safety Series No. 115, International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Vienna. 4. Recommendation of the International Comission on Radiological Protection, 1991, Publication 60, Annal of the ICRP vol. 21 No. 1 3, Peryamon Press, Oxford. TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Mengapa detector ini tidak diganti dengan yang baru saja? (Yadi Yunus) 2. Berapa usia detector saat dilakukan perbaikan? Apakah ada pengaruh terhadap performansi detector neutron (kehandalan)? (Sukarman) 3. Detektor JKT03 CX821 yang digunakan untuk mengukur flux neutron teraktivasi. Berapa besar pengaruhnya terhadap hasil pengukuran neutron? Apakah alat itu dikalibrasi? Berapa tahun dikalibrasi? (Husnil Sofyan) Jawaban 1. Harganya mahal, diupayakan untuk diperbaiki dengan tujuan efisiensi. 2. Usia saat dilakukan perbaikan adalah 2 tahun. Jika diperbaiki berhasil maka tidak ada pengaruh performan (kehandalannya). 3. Detektor JKT03 CX821 adalah detector untuk mengukur daya reactor pada daya tinggi > 1 MWatt, detector tersebut bekerja 50 % dari daya optimum. Jika daya optimal 30 MWatt menjadi 15 MWatt. Jadi tidak ada pengaruhnya. 276

6 Lampiran 1. Gambar detektor JKT03 CX821 Gambar 1a Gambar 1b Gambar 1c Gambar1d 277

7 Lampiran 2. Gambar peralatan monitor radiasi. 278

8 Lampiran 3. Shielding perbaikan detektor JKT03 CX821 Tampak Atas Kaca Pb tebal 1 cm Pb tebal 0,9 cm Tampak Samping Kaca Pb tebal 1 cm Detektor Dudukan detektor Pb breck lead tebal 5 cm 279

9 Lampiran 4. Gambar pakaian perlengkapan kerja 280