PABRIK OLEFIN DI CILEGON. Wahyudi dan Untung Pujiono PTKMR - BAT AN PENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DI

Transkripsi

1 Pt'OSldliJJ PW'tomuan dan PrasWltaslllmlah FWlDsJonaI ToknIs Non PonaIIU,19 D8s8mIJar 2006 ISSN - : PENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DI PABRIK OLEFIN DI CILEGON Wahyudi dan Untung Pujiono PTKMR - BAT AN ABSTRAK PENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DI PABRIK OLEFIN DI CILEGON. Telah dilakukan pengujian kebocoran sumber radioaktif tertutup di pabrik olefin di Cilegon. Kegiatan pengujian meliputi pengukuran pajanan radiasi gamma dan melakukan tes usap. Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan survei meter Ludlum model 19, sedangkan tes usap dilakukan dengan menggunakan KIT tes usap kemudian sampel di analisis di laboratorium dengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Dosis ekivalen dihitung berdasarkan hasil pengukuran pajanan radiasi gamma dan diperoleh nilai berkisar dari (1,42 ± 0,06) ~Sv/th sid (17,72 ± 0,77) ~Sv/th. Hasil pengukuran konsentrasi radionuklida 137Cs dalam sampel tes usap menunjukkan tidak terjadi kebocoran. Kata kunci : sumber radioaktif, kebocoran, dosis ekivalen. ABSTRACT THE LEAKAGE TEST OF CLOSED RADIOACTIVE SOURCE CONTAINERS AT OLEFIN FABRIC IN CILEGON. The leakage test of shield radioactive source containers at olefin fabric in Cilegon has been conducted. The test covered the measurement of gamma exposure rate and wipe test. Gamma exposure rate were measured by using survey meter Ludlum model 19, while the wipe test was done by using wipe test kit and the samples of wipe test were analyzed in laboratory using gamma spectrometer completed with HPGe detector. Equivalent doses that were calculated based on the result of measurement on gamma exposure rate were (1.42 ± 0.06) ~Sv/y to (17.72 ± 0.77) ~Sv/y. The result of 137Cs concentration measurement in wipe test samples was indicating that radioactive source containers were not leakage. Key words: radioactive source, leakage, equivalent doses. PENDAHULUAN Kemajuan teknologi dalam penggunaan zat radioaktif telah dimanfaatkan oleh beberapa perusahaan untuk sistem kontrol. Pabrik pembuatan biji plastik (elefin) di Cilegon memanfaatkan sumber radioaktif 137Cs sebagai bagian dari sistem kontrol dalam proses pembuatannya. Sistem kontrol tersebut digunakan untuk kendali pada proses pencampuran 123

2 pros_ portomuan dan Prosontasillmlah Funoslonal Toknls Non PonoDU,18DosombW' 2006 ISSN : bahan baku dengan katalis pada reaktor dan kendali volume pada tangki penyimpanan baku dan tangki pengumpan. bahan Untuk menjamin keselamatan terhadap penggunaan bahan radioaktif, maka Bapeten mensyaratkan adanya pengujian keboeoran seeara berkala[i]. Pengujian keboeoran dilakukan dengan eara melakukan pengukuran pajanan radiasi gamma seeara langsung dan melakukan tes usap. Pengukuran paj anan radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan surveimeter sedangkan tes usap dilakukan dengan mengusap bagian luar dari bungkusan zat radioaktif dan hasil tes usap dianalisis di laboratorium dengan spektrometer gamma menggunakan detektor Germanium kemurnian tinggi (HPGe). Bidang Keselamatan dan Kesehatan pada Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) - Batan mempunyai tugas melakukan kegiatan pengawasan keselamatan lingkungan di tingkat nasional dan pemantauan tingkat kontaminasi radionuklida. Makalah ini menguraikan pengukuran pajanan radiasi gamma serta perhitungan dosis ekivalen untuk pekerja radiasi dan pengujian keboeoran terhadap bungkusan zat radioaktif di pabrik pembuatan biji plastik di Cilegon. HasH pengukuran yang diperoleh dapat digunakan untuk pengkajian terhadap kemungkinan bahaya radiasi yang diterima pekeija di pabrik sehingga dapat dilakukan antisipasi sejak dini dan sebagai persyaratan dalam perijinan pemanfaatan zat radioaktif. TAT A KERJA Alat dan bahan Pengukuran pajanan radiasi gamma menggunakan surveimeter Ludlum model 19, sedangkan untuk tes usap dilakukan pengambilan sampel menggunakan wipe test kit dan hasil tes usap dianalisis di laboratorium dan diukur dengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Pengukuran pajanan radiasi gamma Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan menggunakan survei meter micro R meter model 19 buatan Ludlum-USA. Survei meter ini mempunyai rentang atau skala bacaan dalam satuan microrontgen per jam (1lR/h) dan dikalibrasi di Laboratorium Metrologi Radiasi iiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiii 124

3 Pr'osldi/rj Pertllnwan dan PresentasllimlaII Fungslonal TBknls Non peneuu. 19 Desemher 2U06 ~ - ISSN : PTKMR Batan dengan faktor kalibrasi; Fk = 1,01 ± L1,3%. Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan secara langsung pada beberapa tempat y<ng mewakil; daerah pengukuran. NjJai pengukuran yang sebenarnya dihitung menggunakan :)ersamaan umum sebagai berikut [2,3]: (flr/h) (1) Xo Xi : pajanan radiasi gamma sebenarn} a (flr/j) : pajanan radiasi gamma yang terb<,ca di a1at (flrlh) Fk : faktor ka1ibmsi survei meter (Fk'""' 1,01) L\Xo : ketidakpastian pengukural1 pajamn radiasi gamma (%) Sedangkan ketidak pastiannya dihitung menggurrakar persamaan sebagai berikut : (~tivh) (2) L\Xo : ketidakpastian pengukuran pajanan radiasi gamma (%) O'Xi : ketidakpastian pengukuran dengan surveimeter (%) O'Fk : ketidakpastian dari ka1ibrasi alat (%) Dari hasil pengukuran pajanan radiasi gammcl, maka ditentukan besarnya laju dosis serap ke seluruh tubuh manusia menggunakan persamaan sebagai berikut [4] : Do =Xo f (Gylh) (3) Do : laju dosis serap (mgy/h) Xo : laju pajanan radiasi gamma sebemrnya (mr/h) f :faktor konversi dari pajanan ke dosis serap (0,877 R/Gy) Setelah laju dosis serap diketahui maka besarnya ni1ai dosis ekivalen tahunan yang diterima pekerja dapat dihitung menggunakan persamaan sebagai berikut [4] : dengan H T = Do. Wr N. T (flsv) (4) HT : dosis ekiva1en tahunan total seluruh tubuh (flsv) 125

4 ProsldiIJ,J perternuan dan Presemasillmlah FWlDslon&J Teknls Non PeneDU,19 Desember 2306 ISSN - :14ID Do : laju dosis serap (mgy/h) Wr : faktor hmlitas radiasi (untuk radiasi gamma Wr=l) N : faktor modifikasi (N= 1) T : jumlahjam kerja untuk pekerja dalam satu tabun (T=2000 jam) Gambar 1. Surveimeter model-19 micro R-meter buatan Ludlum-USA, KIT tes usap dan Rad-Con untuk de]~ontamniasi permukaan. Tabel 1. Sumber radioaktif yang dimanfaatk: 111 oleh pabr lk olefin di Cilegon. Source-l Source-II Source-2 Source-l Source-3 Source-8 Source-4 Source-9 Source-G Source Kode sumber Tangkibahan Reaktor Lokasipengumpan pcngumpan bahan pcncampur pencampur penempatan D7Cs baku mcs U7Cs katalis sum be] ~ (mci) klida ~'7CS Aktivitas

5 prosldljpj Purtemuan dan Prosentasillmlah Funuslonal TBknIs Non PoneUtf.19 Desember ISSN : Pengujian kebocoran bungkusan sumber radioaktif tertutup Pengujian kebocoran dilakukan dengan melakukan tes usap pada permukaan bungkusan yang diperkirakan potensial terjadi kebocoran kemudian hasil tes usap dibawa ke laboratorium selanjutnya diukur konsentrasi 137Csdengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Konsemrasi 137Cs dianalisis pada puncak spektrum energi 661,66 ke V dengan ~..'. kelimpahan sebesar 85%. Untuk menghitung konsentrasi radionuklida yang terkandung dalam sam pel digunakan persamaan sebagai berikut [5] :... (5) Asp : konsentrasi radionuklida (Bq) ty : efisiensi pada energi 661,66 key (%) Nsp NBG tsp tbg cr : cacah sampel (cacah) : cacah latar (cacah) : waktu cacah sampel (detik) : waktu cacah latar (detik) : simpangan baku (Bq) py : yield dari 137Cspada energi 661,66 key (85%) sedangkan ketidak pastian pengukuran dihitung menggunakan persamaan berikut : a= N.\,/, + N HG 2 2 t.~f' t BG... (6) dengan cr Nsp NBG tsp tbg : simpangan baku (Bq) : cacah sampel (cacah) : cacah latar (cacah) : waktu cacah sampel (detik) : waktu cacah latar (detik) 127

6 PI'Osll!llJJPertBmnan danprosentaslllmjah FunosionaiTeknls NonPeneUtl,18D8sernlJer2006 ISSN: iiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiioiiiiiiiiiiioiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiii Dalam melakukan pengusapan, tidak semua zat radioaktif yang menempel pada bungkusan zat radioaktif terangkat pada media pengusap. Untuk itu periu diperhitungkan faktor pindah dari tes usap. Faktor pindah tes usap berbeda-beda tergantung jenis radionuklidanya, faktor pindah tes usap untuk 137Cs sebesar (59 ± 5)% (Tabel 2), sehingga untuk menghitung besarnya kontaminasi pada permukaan bungkusan zat radioaktif digunakan persamaan : ','. ACs-137 = A.\'p. Fp (7) ACs-137 : aktivitas 137Cspada permukaan bungkusan zat radioaktif (Bq) Asp : konsentrasi 137Cs dalam sampel tes usap (Bq) Fp : faktor pindah (%) Tabel 2. Faktor pindah tes usap wadah sumber radioaktif tertutup untuk beberapajenis radionuklida [6]. No. RadionuklidaFaktor 226Ra 137Cs 6OCo ± pindah (%) Nilai batas terendah deteksi untuk sistem spektrometer gamma dengan tingkat kepercayaan 68% ditentukan menggunakan persamaan sebagai berikut [5] : LLD68% -, &y. Py... (8) LLD68% : batas deteksi terendah (Bq) Ey : efisiensi pada energi key (%) NBG : cacah latar (cacah) tog : waktu cacah latar (detik) py : yield dari 137Cspada energi 661,66 key (85%) 128

7 ProsIdIiJJ Plil'tDmuan dan Prosontasl Dmlah Funoslon&l Jakols Non PeIl8DtL 18 Dosambor 2006 ISSN : NaG tag : cacah latar (cacah) : waktu cacah latar (detik) py : yield dari 137Cs pada energi 661,66 ke V (85%) Gambar 2. Sistem spcktrometcr gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran pajanan radiasi gamma di pabrik olefin di Cilegon disajikan pad a Tabel 3, dengan menggunakan persamaan 1, 2, 3 dan 4 dapat ditentukan dosis ekivalen tahunan untuk pekerja radiasi. Pada pengukuran pajanan radiasi gamma yang telah dilakukan terhadap sumber zat radioaktif yang dimanfaatkan pabrik olefin di Cilegon pada jarak 1 meter dengan asumsi jam kerja selama satu tahun adalah 2000 jam diperoleh nilai dosis ekivalen terendah di lokasi reaktor dengan nilai sebesar (1,42 ± 0,06) msv/tahun, sedangkan tertinggi di lokasi tangki bahan baku dan tangki pencampur dengan nilai sebesar (17,72 ± 0,77) IlSv/tahun. Nilai Batas Dosis (NBD) pajanan radiasi gamma yang diijinkan oleh Bapeten adalah 50 msv/tahun untuk pekerja radiasi, sedangkan untuk masyarakat umum adalah sebesar 5 msv/tahun[i]. Nilai dosis yang diterima oleh pekerja radiasi tertinggi adalah (17,72 ± 0,77) 129

8 ProsllllnO P9rtBmuan dan Presentasillmiafi Funosionai Toknls Non PonoUtI. m Desombor 2006 ISSN ; Pad a prakteknya pekerja radiasi hanya berada beberapa saat at au beberapajam di dekat sumber radiasi ditempatkan pada saat melakukan pemeriksaan, sehingga kemungkinan dosis yang diterima masih di bawah dari hasil perhitungan, ini memperlihatkan bahwa pekerja aman dari bahaya radiasi eksterna. Tabel 3. Dosis ekivalenjarak 1 m dari bungkusan sumber radioaktif dan pengukuran konsentrasi I37Cs dalam sampel tes usap, Sept No. Tangkibahan dalam Konsentrasi tes S; Reaktor tor bahan baku pengumpan peneampur ::;;0,42 pencampur katalis usap ()lsv/tahun) (Bq) U7Cs 14,17 17,72 8,86 3,54±O,15 1,42 + ± Dosis 0,38 0,06 0,15 0,61 0,77 Ekivalen Catatan : LLDw/o untuk pengukuran I37Cs sebesar 0,42 Bq Dengan menggunakan persamaan 5, 6, 7 dan 8 dihitung konsentrasi radionuklida 137Cs dalam sampel tes usap. Hasil pengujian kebocoran disajikan dalam Tabel 3, diperoleh hasil bahwa konsentrasi I37Cs tidak terdeteksi, sedangkan batas nilai kebocoran suatu zat radioaktif adalah apabila hasil tes usap terdapat kontaminasi minimum sebesar 185 Bq[ 1], hal ini memperlihatkan bahwa bungkusan sumber radioaktif dalam keadaan aman dan tidak terjadi kebocoran. Untuk menjamin keselamatan pekerja maupun keamanan sumber radiasi yang digunakan oleh perusahaan, maka pengujian kebocoran ini perlu dilakukan secara berkala. Scsuai dengan rekomcndasi Bapeten, pengujian kebocoran dilakukan minimal sekali dalam 130

9 -Prosldq Partemuan dan PresentasJ IImIah FunuslOIlai TBknls Non PeneDU,18Desambar 2006 ISSN: setahun. Dengan dilakukannya pemeriksaan ini maka keberadaan dan kondisi fisik zat radioaktifyang dipakai terjamin keamanan dalam penggunaan dan penempatan. Hasil pengukuran tes usap ini dapat digunakan sebagai salah satu data dukung dalam melakukan pemantauan sumber radiasi yang ada di pabrik olefin sesuai dengan PP No.63 tahun 2000 tentang Pemanfaatan Radiasi Pengion yaitu melakukan p~mantauan secara berkala dan terus menerus sehingga menjamin keamanan dan keselamatan sumber radiasi yang dimilikinya. KESIMPULAN Dari hasil pengukuran pajanan radiasi gamma dan analisis terhadap sampel tes usap di pabrik olefin di Cilegon diperoleh hasil sebagai berikut: 1. Nilai dosis ekivalen tahunan di pabrik olefin di Cilegon berkisar dari (1,42 ± 0,06) flsv/tahun sampai (17,72 ± 0,77) flsv/tahun, sehingga pekerja radiasi aman dari bahaya radiasi eksterna. 2. Hasil pengujian menunjukkan tidak terjadi kebocoran pada bungkusan zat radioaktif. 3. Data hasil pengujian tes usap dapat digunakan sebagai salah satu data dukung dalam melakukan pemantauan sumber radiasi yang ada di pabrik olefin sesuai dengan PP No.63 tahun 2000 tentang Pemanfaatan Radiasi Pengion. DCAP AN TERIMA KASIH Terima kasih kami sampaikan kepada Bp. Drs. Abdul Wa'id sebagai PPR dari PTKMR Batan yang telah membantu dalam kegiatan ini. DAFT AR PUST AKA 1. BAPETEN, Keputusan Kepala BAPETEN No.0IlKa BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Tcrhadap Radiasi, Bapeten, Jakarta (1999). 131

10 -Pr lsldiij,j PertBnwan dan Presentasillmlah Fungslonal TBknls Non PenoUU, 18 Dosombor ISSN :14ID Ludlum Measurement Inc. Instruction Manual Ludlum Model 19 Micro R Meter. Sweetwater, Texas, Revised October ISO 9978: 1992(E). Radiation protection - Sealed radioactive sources - Leakage test methods. 4. AKHADI, M., Dasar-Dasar Proteksi Radiasi, Rineka Cipta, Cetakan Pertama, Jakarta (2000). 5. BArAN, Prosedur Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jakarta, (1998). 6. SUHARYONO, G., BUNAWAS, INDIYATI, T., KUSDIANA dan SETIAWAN, A., Penentuan faktor pindah tes usap wadah sumber radiasi tertutup, Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, Jakarta Sep P3KRBiN-Batan, Jakarta (1995) Tanya - Jawab : 1. Penanya : Hadirahman (PPR-BA TAN) Pertanyaan Pada waktu mengukur paparan anda hanya mengukur sekali sewaktu tes kebocoran bukan secara periodik, kenapa laju dosis yang ekivalenltahun bukan laju dosis saat tes kebocoran? Jawaban : Wahyudi (PTKMR - BAT AN) Pengukuran hanya dilakukan sekali dalam satu tahunlberkala, namun untuk perhitungan dosis ekivalen menggunakan rentang waktu satu tahun. 2.Penanya : Eko Jumpeno (PTKMR-BA TAN) Masukan : NBD = 5 Rem/tahun atau ~lsv/tahun bukan 5000 ~lsv/tahun. Jawaban : Wahyudi (PTKMR - BAT AN) NBD untuk pekerja radiasi = ~Sv/tahun sedangkan untuk anggota masyarakat adalah 5000 ~Sv/tahun. 132

11 Prosl~ portornmm dan Presentasl IIrnlah FunoslonaJTaknls Nan PenoJlU,18Dosernbar 2006 ISSN : Penanya : Subagyo ES (PPGN-BA TAN) Pertanyaan Apa alasan jarak pengukuran 1m dari sumber? Apa indibsi awal yang didapat seandainya terdapat kebocoran yang sangat kecil dan tersembunyi, bagaimana mcngatasinya?.jawaban : Wahyudi (PTKMR - BAT AN) Dasarnya prosedur pengujian kebocoran sumber radiasi teitutup yang dibuat Lab.KKL PTKMR BATAN. Indikasi awal terjadi kebocoran adalah terkontaminasinya penutupan tempat terjadi kebocoran. tes usap, diatasi dengan dilakukan 4. Penanya : Muji Wiyono (PTKMR-BATAN) Pertanyaan Dalam kesimpulan No.3 dinyatakan bahwa hasil tes usap digunakan sebagai persyaratan izin pemanfaatan tenaga ~uklir, padahal untuk melakukan tes usap itu harus sudah mendapatkan izin pemanfaatan, jadi mana yang benar? Saran : hasil tes usap bukan digunakan sebagai persyaratan izin pemanfaatn melainkan menerapkan PP No. 63/2000 tentang Pemanfaatn radiasi Pengion yaitu melakukan pemantauan secara berkala dan terus menerus. Jawaban : Wahyudi (PTKMR-BATAN) Yang benar uji usap dilakukan setelah ada ijin pemanfaatan zat radioaktif. Terima kasih, saran kami terima 133