EVALUASI DOSIS EKIVALENT SELURUH TUBUH (DEST) PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2010

Transkripsi

1 EVALUASI DOSIS EKIVALENT SELURUH TUBUH (DEST) PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2010 Sudaryati, Darmini, Budi Prayitno Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 20, Serpong ABSTRAK EVALUASI DOSIS EKIVALENT SELURUH TUBUH (DEST) PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN Evaluasi dosis ekivalent seluruh tubuh (DEST) pekerja radiasi di Instalasi Radiometalurgi (IRM) tahun 2010 telah dilakukan. Tujuan dari mengevaluasi dosis ekivalent seluruh tubuh pekerja radiasi di IRM untuk mengetahui seberapa besar efek dari pengaruh paparan radiasi dan kontaminasi udara di daerah kerja terhadap Nilai Batas Dosis (NBD) yang diterima oleh para pekerja radiasi di dalam laboratorium IRM selama tahun 2010 untuk mengetahui besarnya dosis eksterna dan interna yang diterima pekerja radiasi pada saat bekerja di laboratorium dihubungkan dengan NBD yang diizinkan. Metoda yang dilakukan untuk mengevaluasi DEST yang diterima pekerja radiasi ini dengan cara menganalisis dosis eksterna yang berasal dari paparan radiasi dan dosis interna dengan cara in-vitro (pemeriksaan urine) dan in-vivo (Whole Body Counter). Dari evaluasi DEST ini menunjukkan bahwa hanya seorang pekerja radiasi di IRM yang menerima DEST sebesar 0,16 msv/tahun selama tahun 2010 dan nilainya jauh berada di bawah 50 msv/tahun (batasan NBD dalam satu tahun). Paparan radiasi dan keberadaan radioaktivitas dan β di udara IRM tidak signifikan memberikan sumbangan terhadap DEST yang diterima pekerja radiasi. Kata kunci : dosis ekivalent seluruh tubuh, dosis eksterna, dosis interna, nilai batas dosis. ABSTRACT EVALUATION OF WHOLE BODY EQUIVALENT DOSE (DEST) RADIATION WORKERS RADIOMETALURGI INSTALLATION YEAR OF Evaluation of whole body equivalent dose (DEST) radiation workers in Installation Radiometalurgi (IRM) in 2010 has done. The purpose of evaluating the whole body dose equivalent of radiation workers in IRM to determine how much influence the effects of exposure radiation and air contamination in the area working on Dose Limit Value (NBD) received by radiation workers in the laboratory IRM during The method is performed to evaluate the DEST received radiation workers is by analyzing the dose from external radiation exposure and internal dose by in-vitro (urine) and in-vivo (Whole Body Counter). From DEST this evaluation showed that only a worker who received radiation at IRM DEST of 0.16 msv / year during 2010 and its value is far below the 50 msv / year (NBD limit in one year). Radiation exposure and the presence of radioactivity in air and β IRM does not significantly contribute to DEST received by radiation workers. Key words : external dose, internal dose, the dose limit, whole body dose equivalent 1. PENDAHULUAN Berdasarkan Peraturan Kepala BATAN No. 123/KA/VIII/2007 Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) mempunyai tugas pokok melaksanakan Pengembangan Teknologi Bahan Bakar Nuklir. Didalam pusat PTBN terdapat Bidang Pengembangan Radiometalurgi yang mempunyai tugas melaksanakan pengembangan radiometalurgi, analisis fisiko kimia dan teknik uji pasca irradiasi dengan rincian tugas melaksanakan pengoperasian hot cell dan fasilitas pendukungnya, melaksanakan pengembangan uji tak merusak, melaksanakan pengembangan teknik metalografi, melaksanakan pengembangan uji mekanik, melaksanakan pengembangan analisis kimia dan fisikokimia, Sudaryati dkk 223 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

2 melaksanakan pengembangan modeling elemen bakar nuklir dan melakukan pengujian pra dan pasca irradiasi [1]. Pemantauan dosis eksterna pekerja radiasi dilakukan dengan menggunakan Thermoluminesence detector (TLD). Dosis radiasi serendah apapun dapat menimbulkan perubahan pada sistem biologi, baik pada tingkat molekul maupun sel. Sel yang mengalami modifikasi mempunyai peluang untuk lolos dari sistem pertahanan tubuh yang berusaha untuk menghilangkan sel tersebut. Semua efek akibat proses modifikasi atau transformasi yang terjadi secara acak (efek stokastik). Efek stokastik terjadi tanpa ada dosis ambang, dan baru akan muncul setelah masa laten yang lama, tidak ada penyembuhan spontan. Semakin besar dosis, semakin besar peluang terjadinya efek stokastik, sedangkan keparahannya tidak tergantung pada dosis. Bila sel yang mengalami perubahan sel genetik, maka sifat-sifat sel yang baru tersebut akan diwariskan kepada turunannya sehingga timbul efek genetik atau efek pewarisan [2]. Pemantauan radiasi interna terhadap pekerja radiasi dilakukan dengan pengukuran langsung aktivitas radionuklida di dalam tubuh Whole Body Counter (WBC) atau invivo dan analisis urine atau in- vitro. Radiasi interna terjadi akibat masuknya unsur radioaktif ke dalam tubuh melalui sistem saluran pernafasan/inhalasi, pencernaan/ingesti, atau melalui penyerapan kulit. Pekerja radiasi yang bekerja di laboratorium diwajibkan menggunakan perlengkapan yang dapat mengurangi penerimaan dosis dan kecelakaan kerja, seperti penggunaan masker yang sesuai, sarung tangan dan alat keselamatan lainnya. Paparan radiasi eksterna merupakan paparan yang terjadi bila ada jarak tertentu antara sumber radiasi dengan individu disekitarnya, sedangkan paparan radiasi interna tidak ada jarak antara sumber radiasi dengan individu terpapar, sehingga sering diistilahkan sebagai kontaminasi. Pemantauan terhadap paparan eksterna dilakukan dengan menggunakan dosimeter fisik dan biologi, seperti TLD, film badge, dosimeter saku, dan lainnya sangat sensitif, tetapi kurang otentik karena tidak selalu mencerminkan dosis radiasi sesungguhnya yang diterima seorang pekerja radiasi. Kekurangan ini dapat dipenuhi oleh dosimeter biologi sebagai cara untuk memprediksi dosis yang diterima tubuh berdasarkan pada perubahan yang terjadi pada sampel biologi, seperti pemeriksaan urine dan WBC [3]. Tujuan dari kegiatan ini untuk mengetahui besarnya dosis eksterna dan interna yang diterima pekerja radiasi pada saat bekerja di laboratorium. Hal ini dihubungkan dengan Nilai Batas Dosis (NBD) yang diizinkan berdasarkan Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, Sk. Kepala BAPETEN No. 01/Ka-BAPETEN/V-1999, sebesar 50 msv/ tahun. Semua kegiatan tersebut harus dilakukan sesuai dengan kaidah keselamatan SEMINAR NASIONAL agar penerimaan dosis radiasi eksterna dan interna bagi pekerja tidak melebihi batas yang diizinkan. 2. TEORI Distribusi radionuklida dalam tubuh bergantung pada jalur masuk ke dalam tubuh. Bahan radioaktif dapat masuk saluran pencernaan melalui penelanan atau inhalasi, yaitu berpindah dari saluran pernafasan ke kerongkongan melalui mekanisme siliari bronklus. Tempat absorbsi utama dalam saluran pencernaan adalah usus halus. Radionuklida yang masuk ke dalam tubuh akan berdifusi ke dalam cairan ekstraseluler setelah mengalami proses yang kompleks, radionuklida akan terdistribusi keseluruh bagian tubuh dan sebagian akan mengendap dalam satu atau lebih organ atau jaringan target. Dosis radiasi serendah apapun dapat menimbulkan perubahan pada sistem biologi, baik pada tingkat molekul maupun sel. Sel yang mengalami modifikasi mempunyai peluang untuk lolos dari sistem pertahanan tubuh yang berusaha untuk menghilangkan sel tersebut. Semua efek akibat proses modifikasi atau transformasi yang terjadi secara acak (efek stokastik). Efek stokastik terjadi tanpa ada dosis ambang, dan baru akan muncul setelah masa laten yang lama, tidak ada penyembuhan spontan. Semakin besar dosis, semakin besar peluang terjadinya efek stokastik, sedangkan keparahannya tidak tergantung pada dosis. Bila sel yang mengalami perubahan sel genetik, maka sifat-sifat sel yang baru tersebut akan diwariskan kepada turunannya sehingga timbul efek genetik atau efek pewarisan [5]. ini dihubungkan dengan Nilai Batas Dosis (NBD) yang diizinkan berdasarkan Ketentuan Keselamatan Tabel 1. Nilai faktor bobot berbagai organ tubuh No. Organ atau Jaringan Tubuh W T 1. Gonad (Kelamin) 0,25 2. Sumsum tulang 0,12 3. Colon (Usus besar) - 4. Lambung - 5. Paru-paru 0,12 6. Ginjal - 7. Payudara - 8. Oesophagus (jalur pernafasan) - 9. Kelenjar gondok (Tiroid) 0, Kulit Tulang (permukaan) 0, Dada 0, Organ atau jaringan tubuh sisanya 0,3 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 224 Sudaryati dkk

3 Catatan : Harga W T berdasarkan S.K No. 01/Ka- BAPETEN/V W T = faktor bobot organ atau faktor bobot jaringan. Semua zat radioaktif yang masuk ke dalam tubuh disebut sebagai pemancar interna. radioaktif secara kontinu meradiasi jaringan tubuh sampai dieksresikan (dikeluarkan) melalui feses dan urine atau menjadi isotop stabil melalui proses peluruhan. Radionuklida akan dimetabolisme dan terakumulasi pada organ target dalam tubuh sesuai dengan sifat kimia dan sifat fisikanya, seperti yodium terakumulasi dalam kelenjar tiroid, stronsium dan radium dalam tulang, plutonium pada paru-paru dan cesium pada jaringan lunak. Kontaminasi interna dapat terjadi secara akut maupun kronis, langsung maupun tidak langsung yaitu melalui beberapa perantara jalur masuk. Tahap berlangsungnya kontaminasi interna adalah : 1. Masuk tubuh melalui jalan masuk yang ada pada tubuh. 2. Penyerapan ke dalam darah atau cairan getah bening. 3. Didistribusikan keseluruh tubuh dan akumulasi pada organ sasaran. 4. Pengeluaran melalui urine, feses dan keringat. ALI untuk beberapa radionuklida dapat dilihat pada tabel 2 berikut [2] : Tabel 2. ALI untuk beberapa radionuklida No. Radionuklida Pancaran Radiasi ALI (Bq) 1. Tritium (TDO) β - 1E9 2. Cobalt-60 β -, γ 4E5 3. Strontium β - 6E4 4. Zirconium β -, γ 3E6 5. Iodine -131 β -, γ 1E6 6. Iodine -133 β -, γ 8E6 7. Iodine -135 β -, γ 4E7 8. Cesium -137 β -, γ 2E6 3. TATA KERJA Pelaksanaan pemantauan dosis eksterna dilakukan menggunakan TLD dan dibaca menggunakan TLD Reader. Pemantauan dosis interna dilakukan melalui urine pekerja radiasi dan dilakukan dengan cara in-vitro (pemeriksaan urine), selain itu pemeriksaan in-vivo dilakukan dengan Whole Body Counter (WBC). Pelaksanaan analisis dosis eksterna dan dosis interna menjadi wewenang Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Langkah Kerja Pelaksanaan pemantauan dosis eksterna dilakukan dengan menggunakan TLD. Pembacaan TLD yang dipakai oleh Pekerja Radiasi PTBN dilakukan oleh Pusat Teknologi Limbah Radioatif. Jenis TLD yang dipakai ialah jenis TLD HP(10) berkemampuan merekam radiasi β dan γ dengan daya tembus sinar γ setebal 1 cm dari permukaan kulit [3]. Dosis radiasi yang terekam di TLD dibaca dengan menggunakan TLD Reader Model 6600 merek Harshaw. Langkah-langkah pembacaannya adalah sebagai berikut : TLD yang telah habis masa pakainya dikirim ke PTLR, selanjutnya films TLD tersebut dikeluarkan dari bingkai TLD dan films TLD dimasukkan ke dalam holder bacaan alat Hardshow model 6600, dengan bantuan perangkat lunak WinREMS hasil pembacaan TLD akan dikonversi menjadi satuan dosis (msv). Konversi tersebut menggunakan rumus persamaan berikut [4] : D= { B Ecc Bo Ecco }nanocoulom b RCF..(1) dengan : D = dosis perorangan dalam satuan msv/ jangka waktu perioda TLD B = bacaan elemen TLD dari kartu TLD yang digunakan dalam satuan nano Coulomb. Ecc = faktor Koreksi elemen TLD yang digunakan Ecco = faktor Koreksi elemen TLD blanco yang digunakan Bo = bacaan elemen TLD dari TLD blanco dalam satuan nano Coulomb RCF = faktor kalibrasi Reader dalam satuan nano Coulomb/mSv Pelaksanaan pemantauan dosis interna secara in-vitro dilakukan dengan memeriksa urine pekerja radiasi menggunakan alat α β Low Background Counter dan dilakukan di PTLR. Sampling urine didestruksi sampai kering dan ditambahkan asam nitrat pekat, kemudian dipanaskan sampai kering untuk menghilangkan zat organik hingga terjadi endapan berwarna kuning pucat atau putih, kemudian dilarutkan endapan tersebut dalam ammonium nitrat. Proses selanjutnya diekstraksi dengan TBP dan akhirnya didapatkan larutan yang mungkin mengandung uranium, larutan tersebut dikeringkan dalam planset, kemudian dicacah planset dengan menggunakan alat α β Low Background Counter dicacah aktivitasnya. Pelaksanaan analisa dosis interna secara invivo (WBC) menggunakan alat Accuscan II Canberra dilakukan di PTLR. Persiapan pekerja Sudaryati dkk 225 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

4 radiasi yang akan dicacah dilakukan terlebih dahulu seperti, mandi/membersihkan badan, diganti pakaian dengan baju laboratorium, dipakai shoe cover, dilepas seluruh asesori yang dipakai. Selanjutnya dilakukan pencacahan pekerja radiasi tersebut dengan tahapan yang dilakukan, pencacahan Full Scan dipilih program Abacos PC kemudian dipilih Special Operation selanjutnya dipilih menu Start Collect. Subyek yang akan dicacah segera masuk ke dalam ruangan pada alat Accusan II dengan posisi berdiri dan menghadap muka, diperlukan waktu antara 10 sampai dengan 15 menit untuk melakukan pencacahan, setelah pencacahan selesai data hasil cacahan disimpan. Pengukuran paparan radiasi γ di IRM dilakukan secara langsung menggunakan detektor paparan radiasi. Pengukuran dilakukan dengan menggunakan alat ukur paparan radiasi γ merek Graetz tipe X5DE yang berkemampuan mengukur paparan radiasi γ mulai 200 ηsv/jam hingga 19,9 msv/jam. Alat ukur tersebut sudah dikalibrasi oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) dengan faktor kalibrasi (F K ) sebesar 1,02 yang selanjutnya dalam pengukuran besarnya F K dianggap sama dengan 1. Adapun langkah-langkah pengukurannya adalah sebagai berikut : Dihidupkan alat tersebut dengan menekan tombol on, kemudian diukur besarnya paparan radiasi γ di lokasi yang dikehendaki dan dibaca serta dicatat besarnya paparan radiasi γ yang tertera di layar monitor. Pencacahan radioaktif α dan β cuplikan udara menggunakan PSR 8, adapun langkah langkahnya sebagai berikut : Sebelum pengambilan cuplikan udara, air sampler dipersiapkan dahulu, antara lain dipasang kertas filter yang telah diketahui cacah latarnya pada air sampler. Kemudian dicatat jam pada saat air sampler dihidupkan dan dioperasikan selama 30 menit. Skala bacaan flow meter dicatat. Setelah selesai dimasukkan kertas filter ke dalam cawan patri yang sudah disediakan dan selanjutnya kertas filter tersebut siap untuk dicacah aktivitasnya dengan alat cacah Portable Scaler Ratemeter-8 (PSR-8). Langkah selanjutnya cacah kertas filter tersebut dengan alat cacah yang tersedia dan dicacah selama 1 menit minimal sebanyak tiga kali pencacahan. Kemudian hasil cacahan tersebut dirata-rata dan dikurangi dengan cacah latarnya. Tahapan berikutnya dihitung besarnya radioaktivitas alpha di udara dengan menggunakan persamaan (2) [5] : Ak = N x 1 V x 1 E...(2) SEMINAR NASIONAL N = cacah netto cuplikan dalam satuan cacah per menit V = volume udara yang dihisap dalam satuan m 3 E = efisiensi alat cacah (untuk detektor α sebesar 19 %) Adapun gambar denah sebagian ruangan utama laboratorium yang berada di IRM ditampilkan pada Gambar 1. Gambar 1. Denah lantai dasar laboratorium IRM 4. HASIL DAN PEMBAHASAN Pemeriksaan urine dan pemeriksaan WBC tidak dilakukan pada semua personel PTBN setiap triwulan. Hal ini disebabkan keterbatasan alat dan waktu untuk mengevaluasi hasil dari pemeriksaan urine dan WBC. Akan tetapi setiap personel setiap tahunnya minimal mendapat satu kali pemeriksaan urine dan pemeriksaan WBC. Untuk pemakaian TLD wajib dilakukan bagi semua personel yang bekerja di daerah radiasi kontaminasi. Hasil hasil pemeriksaan WBC dan urine serta pembacaan TLD pekerja radiasi di IRM selama tahun 2010 terdapat pada Tabel 2. Pada Tabel 2 ini terlihat bahwa selama tahun 2010 pekerja radiasi yang bekerja di IRM hampir seluruhnya tidak menerima dosis eksterna dan interna, namun demikian ada seorang pekerja radiasi yang terdeteksi menerima dosia eksterna sebesar 0,16 msv selama tahun 2010, yaitu pekerja radiasi yang berisial M. Hasil tersebut sangat kecil sekali jika dihubungkan dengan besarnya DEST maksimal yang diperbolehkan dalam satu tahun untuk pekerja radiasi sebesar 50 msv/tahun. dengan : Ak = radioaktivitas α/β dalam satuan Bq/m 3 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 226 Sudaryati dkk

5 Tabel 2. Hasil hasil pemeriksaan WBC dan urine serta pembacaan TLD pekerja radiasi di IRM selama tahun 2010 No. NAMA DOSIS INTERNAL WBC & URINE (msv/thn) DOSIS EKSTERNAL BACAAN TLD ((msv/thn) DEST (msv/thn) 1. A ttd ttd ttd 2. B ttd ttd ttd 3. C ttd ttd ttd 4. D ttd ttd ttd 5. E ttd ttd ttd 6. F ttd ttd ttd 7. G ttd ttd ttd 8. H ttd ttd ttd 9. I ttd ttd ttd 10. J ttd ttd ttd 11. K ttd ttd ttd 12. L ttd ttd ttd 13. M ttd 0,16 0, N ttd ttd ttd 15. O ttd ttd ttd 16. P ttd ttd ttd 17. Q ttd ttd ttd 18. R ttd ttd ttd 19. S ttd ttd ttd 20. T ttd ttd ttd 21. U ttd ttd ttd 22. V ttd ttd ttd 23. W ttd ttd ttd 24. X ttd ttd ttd 25. Y ttd ttd ttd 26. Z ttd ttd ttd 27. AA ttd ttd ttd 28. BB ttd ttd ttd 29. CC ttd ttd ttd 30. DD ttd ttd ttd 31. EE ttd ttd ttd 32. FF ttd ttd ttd 33. GG ttd ttd ttd 34. HH ttd ttd ttd 35. II ttd ttd ttd 36. JJ ttd ttd ttd 37. KK ttd ttd ttd Keterangan : ttd = tidak terdeteksi Besarnya nilai batas dosis untuk DEST berdasarkan keputusan Kepala BAPETEN nomor : 01/Ka- BAPETEN/V-1999 tentang Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi mencakup dosis radiasi eksterna dan dosis radiasi interna dan tidak termasuk dosis paparan medik dan dosis paparan dari alam adalah sebesar 50 msv/tahun [6]. Sementara berdasarkan peraturan International Atomic Energy Agency (IAEA) yang mengacu kepada International Commission On Radiological Protection International (ICRP) 60 ditetapkan DEST pekerja radiasi sebesar 20 msv/tahun. Indonesia sampai saat ini masih memakai DEST untuk pekerja radiasi sebesar 50 msv/tahun. Andaikata aturan DEST untuk pekerja radiasi mengacu kepada ICRP 60 yang mana DEST pertahun sebesar 20 msv/tahunpun nilainya jauh di bawah batasan yang diperbolehkan, yaitu nilainya 0,8 % dari DEST per tahun menurut ICRP 60 (0.16 / 20 x 100 % = 0,8 %). Mengingat umumnya pekerja radiasi menerima DEST berasal dari paparan radiasi dimana pekerja radiasi tersebut bekerja, maka dalam evaluasi ini juga ditampilkan data paparan radiasi tertinggi di laboratorium IRM selama tahun Data paparan radiasi tertera pada Tabel 3. Pemantauan paparan radiasi α dan β dilakukan rutin 1 minggu sekali, pemantauan dalam keadaan khusus bila sedang dilakukan pekerjaan di dalam Hotcell. Pemantauan kontaminasi udara dilakukan setiap hari Rabu dan hari-hari lain bila dibutuhkan. Seluruh ruangan aktif bila melakukan kegiatan pekerjaan yang berhubungan dengan zat radioaktif dilakukan pemantauan paparan radiasi seminggu sekali atau sewaktu waktu bila dibutuhkan. Pada Tabel 3 menunjukkan bahwa paparan radiasi tertinggi yang terdapat di Laboratorium IRM tersebut dalam orde di bawah 27 µsv/jam. Paparan radiasi terbesar berada di Ruang 135 yaitu ruang laboratorium yang mempunyai keaktifan sedang (lihat Gambar 1), sedangkan untuk ruangan 136, 140, 143 berkisar antara 0,1 s/d 0,6 µsv/jam. Dari data paparan radiasi inilah merupakan faktor yang dominan penyebab DEST yang diterima pekerja radiasi. Tabel 2 menunjukkan hampir semuanya pekerja radiasi di IRM tidak terdeksi terkena radiasi interna dan eksterna, kecuali seorang pekerja radiasi yang berinisial M menerima DEST dari radiasi eksterna dalam tahun 2010 sebesar 0,16 msv/tahun, akan tetapi dosis tersebut masih di bawah NBD tahunan sebesar 50 msv/tahun. Untuk melacak secara pasti pekerja Radiasi M ini terkena saat bekerja di daerah mana sangat sulit, namun yang bersangkutan bekerja di Hotcell gedung IRM, selanjutnya dilakukan analisa dosis internal yaitu urine dan WBC dengan hasil ttd ( tidak terdeteksi) mengingat DEST yang diterimanya berada jauh di bawah batasan, maka hal ini tidak perlu dikhawatirkan dari segi dampak radiologi. Sudaryati dkk 227 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

6 Tabel 3. Paparan radiasi γ tertinggi di IRM tahun 2010 SEMINAR NASIONAL No. Bulan Paparan radiasi gamma (µsv/jam) R-135 R-136 R-140 R Januari 19,325 ± 3,961 0,108 ± 0,039 0,156 ± 0,086 0,127 ± 0,015 2 Februari 20,725 ± 3,203 0,115 ± 0,013 0,154 ± 0,088 0,127 ± 0,010 3 Maret 19,328 ± 3,807 0,112 ± 0,015 0,162 ± 0,085 0,135 ± 0,018 4 April 26,725 ± 7,020 0,119 ± 0,012 0,149 ± 0,083 0,123 ± 0,018 5 Mei 26,050 ± 3,384 0,116 ± 0,015 0,153 ± 0,091 0,130 ± 0,012 6 Juni 26,510 ± 1,497 0,113 ± 0,007 0,163 ± 0,086 0,131 ± 0,010 7 Juli 21,410 ± 0,453 0,117 ± 0,008 0,161 ± 0,089 0,128 ± 0,014 8 Agustus 18,140 ± 1,937 0,115 ± 0,007 0,160 ± 0,086 0,124 ± 0,013 9 September 18,010 ± 4,034 0,140 ± 0,014 0,159 ± 0,087 0,130 ± 0, Oktober 14,925 ± 3,781 0,114 ± 0,006 0,156 ± 0,088 0,130 ± 0, November 10,863 ± 0,655 0,121 ± 0,012 0,158 ± 0,086 0,126 ± 0, Desember 5,850 ± 0,454 0,109 ± 0,009 0,157 ± 0,089 0,126 ± 0,013 Pemantauan radioaktivitas α dan β di udara Instalasi Radiometalurgi dilakukan satu minggu untuk dievaluasi. Hasil pemantauan radioaktivitas α dan β di udara dapat dilihat pada Tabel 4. sekali selanjutnya diambil rata-rata setiap bulan Bulan Januari Februari Maret April Mei Juni Juli Agustus September Oktober November Desember Tabel 4. Radioaktivitas gross α dan β di udara IRM tahun 2010 Radiasi Radioaktivitas α dan β di udara (Bq/m 3 ) R-135 R-136 R-140 R-143 1,595 ± 1,215 4,819 ± 0,762 2,137 ± 0,686 8,190 ± 1,156 2,118 ± 1,362 6,325 ± 2,933 2,936 ± 0,507 13,365 ± 2,984 2,044 ± 0,688 6,080 ± 0,823 2,570 ± ,183 ± 0,720 1,796 ± 0,825 9,140 ± 1,904 1,728 ± 1,194 8,755 ± 1,012 1,923 ± 0,688 9,115 ± 1,172 1,128 ± 0,416 9,322 ± 1,425 1,194 ± 0,217 8,250 ± 1,543 1,834 ± 1,297 8,475 ± 1,797 0,460 ± 0,127 2,670 ± 0,715 0,627 ± 0,117 3,245 ± 1,316 0,325 ± 0,160 1,378 ± 1,091 0,229 ± 0,044 3,310 ± 0,832 0,393 ± 0,115 2,579 ± 0,755 1,047 ± 0,428 5,192 ± 1,062 1,170 ± 0,305 3,415 ± 1,322 1,308 ± 0,671 6,124 ± 1,330 0,619 ± 0,134 4,155 ± 1,057 0,804 ± 0,262 6,477 ± 1,686 0,944 ± 0,312 3,151 ± 1,509 0,748 ± 0,492 2,522 ± 1,626 0,586 ± 0,310 1,583 ± 0,494 0,668 ± 0,329 2,620 ± 0,915 0,632 ± 0,292 2,539 ± 0,863 1,946 ± 0,750 4,902 ± 1,370 0,735 ± 0,350 1,686 ± 0,519 0,921 ± 0,202 2,630 ± 0,341 1,794 ± 0,930 2,790 ± 1,254 0,846 ± 0,243 5,470 ± 1,772 1,060 ± 0,131 5,364 ± 1,690 1,167 ± 0,488 5,360 ± 1,004 0,797 ± 0,352 2,680 ± 0,716 0,711 ± 0,372 3,096 ± 1,233 0,501 ± 0,087 1,319 ± 0,590 1,635 ± 0,789 2,698 ± 0,689 0,972 ± 0,504 4,828 ± 1,126 1,570 ± 0,416 7,130 ± 2,128 0,893 ± 0,642 1,799 ± 0,588 1,765 ± 0,405 6,284 ± 1,105 1,283 ± 0,304 7,660 ± 1,463 1,612 ± 0,675 6,457 ± 1,277 1,865 ± 0,478 9,059 ± 1,611 1,244 ± 0,160 8,554 ± 0,698 1,382 ± 0,511 4,343 ± 1,124 1,250 ± 0,369 5,615 ± 1,985 Mengingat hasil data pantau radioaktivitas dan pada Tabel 4 sangat kecil atau jauh berada di bawah batasan yang diperbolehkan (α = 20 Bq/m 3 dan untuk β = 200 Bq/m 3 ), maka data ini tidak menyebabkan pekerja radiasi terkena dosis interna dalam pelaksanan kegiatannya selama tahun Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 228 Sudaryati dkk

7 5. KESIMPULAN Dari evaluasi dosis ekivalent seluruh tubuh (DEST) pekerja radiasi di IRM tahun 2010 disimpulkan bahwa hasil pemeriksaan urine, pemeriksaan WBC dan evaluasi TLD untuk triwulan I sampai dengan triwulan IV tahun 2010, hasilnya tidak terdeteksi, kecuali seorang pekerja radiasi yng menerima DEST sebesar 0,16 msv/tahun. Selain itu menunjukkan paparan radiasi γ dan radioaktivitas α (gross) dan di laboratorium IRM berada di bawah batasan yang diizinkan. Hasil pantauan udara dan paparan radiasi γ jika dihubungkan dengan hasil analisa TLD, urine dan WBC, maka aktivitas di laboratorium IRM selama tahun 2010 tidak menyebabkan penerimaan DEST yang tinggi bagi pekerja radiasinya. DAFTAR PUSTAKA [1]. BATAN, Keputusan Kepala BATAN No.123/KA/VIII/2007 tentang Rincian Tugas Unit Kerja di Lingkungan BATAN, Jakarta, (2007). [2]. ANONIM, Pusdiklat, Pelatihan Penyegaran Proteksi Radiasi Instalasi Nuklir, Jakarta, April (2010). [3]. ANONIM, www. Bapeten.go.id, Dosis Eksterna dan Dosis Interna, Juni [4]. PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIO- AKTIF, Prosedur Pengelolaan TLD, no. dok. PLR/7/PeD-PE/II/002/03/2006 rev. 3, (2006). [5]. ALAN MARTIN AND SAMUEL A. HABIRSON, An introduction to radiation protection, London, (1986). [6]. BAPETEN, Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi No. 01/Ka-BAPETEN/V- 1999, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, BAPETEN, Jakarta, (1999). Sudaryati dkk 229 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN