ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE

Transkripsi

1 ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE ABSTRAK Moch Romli, L. Kwin Pudjiastuti, Mahmudin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE Pengelolaan limbah radioaktif menjadi kewajiban BATAN sebagai badan pelaksana yang ditunjuk oleh Undang-undang nomor 10 Tahun Salah satu bagian penting dari kegiatan pengelolaan limbah radioaktif, khususnya kegiatan pra disposal, adalah tempat penyimpanan sementara limbah radioaktif. PTLR-BATAN sebagai unit kerja yang menjalankan tupoksi pengelolaan limbah radioaktif, memiliki 2 buah tempat penyimpanan sementara (interim storage). Interim storage 1 (IS-1) dioperasikan sejak tahun 1988, dan digunakan sebagai tempat penyimpanan sementara limbah radioaktif hasil olahan IPLR. Pemantauan keselamatan radiasi yang dilakukan meliputi pemantauan laju dosis bulanan menggunakan Radiameter, pemantauan dosis kumulatif daerah kerja per 3 bulan dengan menggunakan TLD, pemantauan kontaminasi udara per 3 bulan sekali menggunakan pencuplik udara yang kemudian dicacah kertas filternya, serta pemantauan kontaminasi permukaan per 3 bulan dengan mengambil sampel usap permukaan lantai daerah kerja untuk kemudian dicacah. Hasil pemantauan keselamatan radiasi di IS-1 periode , didapatkan hasil pengukuran laju dosis rerata dengan rentang µsv/jam, hasil pemantauan dosis kumulatif rerata dengan rentang msv/ 3 bulan, hasil pemantauan kontaminasi permukaan rerata dengan rentang Bq/cm 2 untuk kontaminasi β/γ (beta/gamma), nilai maksimum 0.41 Bq/cm 2 untuk kontaminasi α (alfa), dan hasil pemantauan kontaminasi udara dengan rentang Bq/m3 untuk kontaminasi β/γ (beta/gamma), nilai maksimum 0.36 untuk kontaminasi α (alfa). Nilai tertinggi untuk pemantauan laju dosis dan dosis kumulatif terjadi pada tahun 2010 dikarenakan adanya limbah pra olah dengan paparan kontak 1.88 msv/jam yang disimpan di IS-1. Tetapi nilai tertinggi ini tidak melampaui batasan untuk zona radiasi 3 yang ditetapkan untuk IS-1, ataupun batasan dari desain gedung IS-1. Sedangkan nilai tertinggi untuk pemantauan kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara terjadi pada tahun 2008 dikarenakan adanya proses preparasi limbah Petrokimia Gresik yang dilakukan di IS-1. Kata kunci : interim storage, laju dosis, dosis kumulatif, kontaminasi permukaan, kontaminasi udara ABSTRACT RADIATION SAFETY ANALYSIS OF RADIOACTIVE WASTE STORAGE IN INTERIM STORAGE-1 DURING PERIOD Radioactive waste management becomes a liability to BATAN as the implementing agency designated by the Law No. 10 Year One important part of the radioactive waste management activities, especially the predisposal activities, is the interim storage of radioactive waste. PTLR-BATAN a unit that runs function as radioactive waste management, has 2 buildings of interim storage. Interim storage 1 (IS-1) operated since 1988, and used as a temporary storage of radioactive waste processed in IPLR. Radiation safety monitoring was conducted on the dose rate monitoring using Radiameter monthly, cumulative dose of work area using TLD, air contamination monitoring using air sampler per 3 months, and surface contamination monitoring per 3 months by taking floor surface swab sample of the work area then counted. The results of radiation safety monitoring in IS-1 during period , showed average dose rate measurement with range µsv/hour, the result of average cumulative dose with range msv/ 3 months, the result of average surface contamination with range Bq/cm 2 for β/γ (beta/gamma) contamination, maximum value 0.41 Bq/cm 2 for α (alpha) surface contamination, and the result of air contamination monitoring with range Bq/m3 for β/γ (beta/gamma) contamination, maximum value 0.36 Bq/m3 for α (alpha) air contamination. The highest value for dose rate and cumulative dose monitoring occurred in 2010 due to pre-treatment waste with contact exposure 1.88 msv/hour were stored in IS-1. But the highest value does not exceed the limits for radiation 703

2 zone 3 which is set to IS-1, or the limitation of the building design of IS-1. While the highest value for the monitoring of surface contamination and air contamination occurred in 2008 due to preparation process done in IS-1 for Petrokimia Gresik waste. Keywords: interim storage, dose rate, cumulative dose, surface contamination, air contamination PENDAHULUAN Pengeloaan limbah radioaktif menjadi bagian tak terpisahkan dari pemanfaatan teknologi nuklir. Pengelolaan limbah radioaktif dimulai dari preparasi di tempat penghasil limbah, kemudian dilakukan pengangkutan ke Badan Pelaksana, dalam hal ini BATAN, yang mendapatkan amanah dari Undang-undang Nomor 10 tahun 1997 sebagai institusi yang melakukan pengelolaan limbah radioaktif. Badan pelaksana melakukan pengolahan limbah radioaktif sebelum dilakukan penyimpanan sementara [1]. Keseluruhan proses tersebut merupakan kegiatan pra disposal sebelum dilakukan penyimpanan lestari limbah radioaktif. Terdapat gradasi potensi bahaya/ risiko dalam setiap tahapan tersebut, secara sederhana dapat dilihat pada Gambar 1. Gambar 1. Kurva gradasi potensi bahaya/ risiko dalam pengelolaan limbah radioaktif [2] Tempat penyimpanan sementara (interim storage) merupakan bagian penting dari manajemen pengelolaan limbah radioaktif. Interim storage menjadi salah satu proteksi untuk integritas paket limbah terhadap ancaman korosi eksternal yang disebabkan oleh temperatur dan kelembaban di udara ambien. Untuk menjaga integritas paket limbah agar tidak terjadi pelepasan (release) zat/ material radioaktif ke lingkungan, maka diberikan penghalang (barrier) dan sistem pemantauan yang diilustrasikan dengan Gambar

3 Gambar 2. Fitur multi-barriers dari interim storage Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) memiliki 2 buah Gedung Fasilitas Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif, salah satunya adalah Interim Storage-1 (IS-1). Interim Storage-1 selesai dibangun pada tahun 1988 dan difungsikan untuk menyimpan sementara limbah olahan setelah proses pengolahan yang dilakukan di Gedung Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR). Gedung IS-1 terbuat dari beton bertulang dengan tinggi 4 m dan tebal dinding 40 cm yang berfungsi sebagai penahan radiasi. Tebal dinding antara ruang perkantoran dan ruang penyimpanan tebalnya 80 cm, sedangkan lapisan beton atap memiliki ketebalan 10 cm. Gedung ini dirancang untuk dapat menahan paparan radiasi dari kumpulan paket limbah yang ada di dalamnya, sehingga paparan radiasi rata-rata di luar gedung adalah 0.7 mrem/jam (7 µsv/jam) dan di dalam gedung 2.5 mrem/jam (25 µsv/jam). Gedung ini terdiri dari beberapa ruangan yang dapat dilihat dari Gambar 3. Gambar 3. Denah gedung Interim Storage-1 Pada rencana penggunaannya, IS-1a merupakan ruang yang digunakan untuk menyimpan paket limbah dengan kemasan drum 200 liter dan diperkirakan dapat menampung 1716 drum, IS-1b digunakan sebagai ruang penerimaan limbah olahan, serta IS-1c digunakan untuk menyimpan paket limbah dengan kemasan shell (baik shell 350 liter maupun shell 950 liter) dan diperkirakan dapat menampung 526 shell. Tetapi dikarenakan jumlah paket limbah yang relatif masih 705

4 sedikit, maka ruangan-ruangan di IS-1 dialih-fungsikan sesuai kebutuhan. Ruangan IS-1a dialih-fungsikan menjadi ruang penyimpanan limbah radioaktif sebelum diolah (pra olah), ruangan IS-1b difungsikan sebagai koridor akses masuk personil dan digunakan sebagai ruang preparasi limbah terkontaminasi, sedangkan ruangan IS-1c difungsikan sebagai tempat penyimpanan paket limbah baik dengan kemasan drum 200 liter ataupun dengan kemasan shell (350 liter & 950 liter). Dari tahun ke tahun, jumlah paket limbah yang disimpan dalam IS-1 makin bertambah. Untuk itu diperlukan pemantauan keselamatan untuk menjamin kehandalan dari fitur multi-barrier di IS-1. Pemantauan keselamatan yang dilakukan adalah pemantauan paparan di dalam dan di luar gedung IS-1. Di samping itu, dilakukan pengukuran kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara di dalam gedung IS-1. TATA KERJA Analisis ini dilakukan dengan melakukan pengumpulan data pemantauan keselamatan radiasi di IS-1 dan 2 ruang kerja yang berdekatan dengan IS-1 pada periode 2008 hingga 2012, baik itu data paparan radiasi, kontaminasi permukaan, kontaminasi udara, dan dosis kumulatif. Dari data-data tersebut dievaluasi kemudian dicari korelasi antara perubahan nilai data yang didapatkan dengan kegiatan yang dilakukan di IS-1 maupun inventaris limbah pra olah dan pasca olah yang disimpan di IS-1. Pemantauan laju dosis dilakukan minimal sebulan sekali dengan menggunakan alat Radiameter FAGFH042 yang memiliki rentang faktor kalibrasi Untuk evaluasi keselamatan radiasi ini, data laju dosis tersebut kemudian dirata-rata dalam 1 (satu) tahun. Untuk pemantauan kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara dilakukan sekali dalam 3 bulan (triwulan). Pemantauan kontaminasi permukaan dilakukan dengan melakukan uji usap pada permukaan lantai daerah kerja dan kemudian dilakukan analisis dengan menggunakan alpha & beta/ gamma counter untuk mendapatkan besaran kontaminasi permukaan dalam gross alfa dan gross beta/ gamma. Pemantauan laju dosis udara dilakukan dengan melakukan pencuplikan udara daerah kerja dengan menggunakan pencuplik udara APA 14 yang laju alirnya dikalibrasi sekali dalam setahun, dan kertas filter dari pencuplik udara tersebut dianalisis menggunakan alpha & beta/ gamma counter untuk mendapatkan besaran kontaminasi udara dalam gross alfa dan gross beta/ gamma. Sedangkan pemantaan dosis kumulatif dilakukan dengan memasang Thermoluminesence Dosimeter (TLD) selama 3 bulan di Ruang IS-1a, IS-1b, dan IS-1c. Kemudian TLD tersebut dibaca perolehan dosisnya selama 3 bulan dengan menggunakan TLD reader. 706

5 HASIL DAN PEMBAHASAN Pemantauan Laju Dosis Interim Storage 1 Hasil pemantauan laju dosis rerata IS-1 dan Ruang Staf Sub Bidang Pengolahan Limbah Padat (PLP) pada periode tahun 2008 hingga 2012 ditunjukkan pada Gambar 4. Jika dilihat dari grafik pada Gambar 4, terjadi peningkatan laju dosis rerata di IS-1 pada tahun 2010, khususnya di Ruang IS-1a dan Ruang IS-1c. Jika dikorelasikan dengan catatan kegiatan di tahun 2010, kenaikan laju dosis ini terjadi karena terdapat limbah pra olah inner dan outer kapsul iradiasi dari Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka yang diwadahkan dalam drum 100 liter dan memiliki paparan kontak 1.88 msv/jam. Untuk tahun 2011, laju dosis mengalami penurunan dibandingkan tahun sebelumnya dikarenakan aktivitas limbah inner dan outer kapsul tersebut mengalami peluruhan dan limbah yang datang setelah itu tidak memiliki paparan radiasi yang signifikan. Sedangkan pada Ruang Staf Sub Bidang PLP, laju dosis di ruang tersebut tidak memperlihatkan kenaikan laju dosis yang signifikan dan berada pada rentang µsv/jam, di mana laju dosis tersebut masih dalam rentang laju dosis latar di sekitar Kawasan Nuklir Serpong (KNS). Laju Dosis Rerata (µsv/jam) Laju Dosis IS-1 & R. Staf PLP IS-1a 4,24 5,74 6,84 4,15 3,44 IS-1b 0,88 0,58 0,56 0,64 0,57 IS-1c 2,91 2,41 5,49 1,15 1,14 Staf PLP 0,22 0,22 0,30 0,20 0,21 Gambar 4. Laju dosis rerata IS-1 & R. Staf PLP periode Selain Ruang Staf Sub Bidang PLP yang bersebelahan langsung dengan Gedung IS-1, terdapat Laboratorium Bidang Teknologi Pengolahan Limbah, Dekontaminasi, dan Dekomisioning (BTPLDD) yang digunakan sebagai ruang kerja untuk Staf BTPLDD dan mahasiswa magang. Dari pemantauan laju dosis yang dilakukan sejak tahun 2009, didapatkan laju dosis rerata di laboratorium tersebut pada rentang µsv/jam. Pengukuran laju dosis tersebut dilakukan di tempat penyimpanan limbah lumpur yang mengandung radioaktif yang digunakan sebagai bahan penelitian, sedangkan di daerah kerja laboratorium tersebut laju dosisnya sama dengan laju dosis latar di KNS.( µsv/jam). Hasil pengukuran laju dosis rerata di Laboratorium BTPLDD dalam grafik ditampilkan pada Gambar

6 Laju Dosis Rerata (µsv/jam) 0,4 0,3 0,2 0,1 Laju Dosis Lab. BTPLDD 0,36 Gambar 5. Laju dosis rerata di Laboratorium BTPLDD periode Pemantauan Dosis Kumulatif di Interim Storage-1 0 Hasil pemantauaan dosis kumulatif rerata IS-1 pada periode tahun 2008 hingga 2012 ditunjukkan pada Gambar 6. 0,24 0,35 0, Tahun Pengukuran Dosis Kumulatif Rerata per 3 bulann (msv) 7,00 6,00 5,00 4,00 3,00 2,00 1,00 0,00 Dosis Komulatif IS-1 5,79 4,51 4,24 3,19 3,33 2,81 2,11 2,76 1,77 1,80 2,24 2,19 2,18 1,66 0, Tahun Pengukuran IS-1a IS-1b IS-1c Gambar 6. Dosis kumulatif IS-1 periode tahun Hasil pemantauan dosis kumulatif IS-1 sebanding dengan hasil pemantauan laju dosis, khususnya untuk Ruang IS-1a, terjadi peningkatan dosis kumulatif rerata per 3 bulan pada tahun Peningkatan nilai ini disebabkan oleh hal yang sama dengan peningkatan laju dosis di atas. Jika dimisalkan di IS-1a (daerah dengan rerata dosis kumulatif 3 bulan tertinggi) dijadikan daerah kerja rutin dengan 8 jam kerja per hari (2000 jam kerja per tahun), maka dapat diperkirakan nilai dosis tahunan maksimum untuk pekerja : Dosis tahunan pekerja= Dosis tahunan pekerja= h h h h 2000 (5.79 4) / h 8760 ( 3 4) 708

7 2000 = (23.16) / h 8760 =5.29 / h Nilai 23,16 msv/tahun ini adalah nilai maksimum yang didapatkan seorang pekerja jika bekerja selama 2000 jam per tahun di daerah kerja IS-1a. Tetapi dikarenakan IS-1a bukan merupakan daerah kerja rutin, dipastikan pekerja tersebut mendapatkan dosis kumulatif tahunan di bawah nilai 20 msv/tahun sehingga tidak melebihi Nilai Batas Dosis (NBD) pekerja radiasi yang ditetapkan oleh ICRP 103. Pemantauan Kontaminasi Permukaan di Interim Storage 1 Hasil pemantauaan kontaminasi permukaan rerata IS-1 pada periode tahun 2008 hingga 2012 ditunjukkan pada Gambar 7. Kontaminasi Permukaan (Bq/cm2) 1,5 0,5 2,19 Gambar 7. Kontaminasi permukaan rerata IS-1 periode Hasil pemantauan kontaminasi permukaan IS-1 di atas merupakan hasil pemantauan kontaminasi yang diambil sekali dalam 3 bulan dan dirata-rata dalam periode 1 (satu) tahun pengukuran. Pada tahun 2008 kontaminasi permukaan di IS-1 relatif lebih tinggi dibanding tahun-tahun berikutnya, baik kontaminasi permukaan untuk radiasi α (alfa) dan radiasi β/γ (beta/gamma). Indikasi kenaikan kontaminasi permukaan ini disebabkan oleh kegiatan preparasi limbah Petrokimia Gresik yang dilakukan di IS-1. Untuk kontaminasi permukaan radiasi α (alfa) yang nilainya menunjukkan 0.41 Bq/cm 2 berada di atas batas nilai dari ketentuan Perka BAPETEN Nomor 1 tahun 1999, yaitu 0.37 Bq/cm 2. Sedangkan untuk kontaminasi permukaan radiasi β/γ (beta/gamma) yang menunjukkan nilai 2.19 Bq/cm 2, masih berada di bawah nilai batas yaitu 3.7 Bq/cm 2. Pemantauan Kontaminasi Udara 3 2, Kontaminasi Permukaan IS-1 0,07 0,07 0,12 0,06 0,41 0,10 0,00 0,00 0, Tahun Pengukuran β/γ α 0.02 Hasil pemantauaan kontaminasi udara rerata IS-1 pada periode tahun 2008 hingga 2012 ditunjukkan pada Gambar 8. Dari hasil pemantauan kontaminasi udara di IS-1, tingkat kontaminasi udara pada tahun 2008 relatif lebih tinggi dibanding tahun-tahun berikutnya. Nilai ini sebanding dengan nilai kontaminasi permukaan pada tahun 2008 yang juga relatif tinggi dibanding tahun-tahun 709

8 berikutnya yang disebabkan adanya kegiatan preparasi limbah Petrokimia Gresik yang dilakukan di IS-1. Tetapi nilai ini tidak melebihi batasan yang telah ditetapkan BAPETEN, yaitu sebesar 0.74 Bq/m 3 untuk kontaminasi udara α (alfa) dan 7.4 Bq/m 3 untuk kontaminasi udara β/γ (beta/gamma). Kontaminasi Udara (Bq/m3) 1,4 1,2 1 0,8 0,6 0,4 0,2 0 Kontaminasi Udara IS-1 0, , β/γ , ,36 0,03 0, α ,04 0,01 0,01 0, Tahun Pengukuran Gambar 8. Kontaminasi udara rerata IS-1 periode KESIMPULAN Hasil pemantauan keselamatan radiasi di IS-1 dari tahun ke tahun mengalami perubahan tergantung pada kegiatan yang dilakukan di IS-1 ataupun inventaris limbah (pra olah dan pasca olah) yang disimpan dalam IS-1. Untuk pemantauan laju dosis di IS-1, laju dosis rerata tertinggi terjadi pada tahun 2010 untuk ruangan IS-1a dengan nilai 6.84 µsv/jam. Tetapi nilai ini tidak melebihi batasan laju dosis zona radiasi 3 yang ditetapkan untuk IS-1, yaitu sebesar 30 µsv/jam dan tidak melebihi batasan yakni 25 µsv/jam untuk di dalam ruangan dan 7 µsv/jam untuk di luar ruangan. Kemampuan gedung IS-1 sebagai pengukung disimpulkan masih memadai dengan indikator laju dosis maksimum di luar ruangan (Ruang Staf Sub Bidang PLP) sebesar 0.3 µsv/jam. Peningkatan laju dosis pada tahun 2010 ini sebanding dengan peningkatan dosis kumulatif rerata pada tahun Nilai dosis kumulatif tahunan 2010 sebesar msv/tahun. Peningkatan laju dosis dan dosis kumulatif pada tahun 2010 dikarenakan ada limbah pra olah berupa inner dan outer kapsul iradiasi dari PRR (paparan kontak limbah 1.88 msv/jam) yang disimpan di IS-1. Untuk pemantauan kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara di IS-1, pada tahun 2008 nilai kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara baik untuk radiasi α maupun β/γ relatif lebih tinggi dibandingkan tahun-tahun berikutnya. Hal ini disebabkan pada tahun tersebut dilakukan preparasi limbah Petrokimia Gresik di IS

9 SARAN a. Analisis keselamatan radiasi ini dilakukan menggunakan data pemantauan daerah kerja. Akan lebih baik jika ada data pemetaan limbah (baik pra olah maupun pasca olah) yang disimpan di IS-1 dari tahun ke tahun, agar dapat dievaluasi korelasi antara peningkatan jumlah paket/ jumlah limbah yang disimpan di IS-1 dengan perubahan nilai indikator keselamatan radiasi di IS-1. b. Jika IS-1 digunakan untuk preparasi limbah terkontaminasi, IS-1 harus dilengkapi sistem tata udara yang baik untuk menghindari akumulasi kontaminasi permukaan dan kontaminasi udara. c. Dari evaluasi ini didapatkan perubahan nilai laju dosis, dosis kumulatif, kontaminasi udara, dan kontaminasi permukaan dari tahun ke tahun. Hal ini mensyaratkan perlunya pengendalian risiko di dalam IS-1, baik untuk pekerja radiasi maupun untuk tamu kunjungan. UCAPAN TERIMA KASIH a. Terima kasih kepada rekan-rekan Sub Bidang Pengendalian Daerah Kerja (PDK) dalam pengumpulan data pemantauan keselamatan radiasi. b. Terima kasih kepada staf Bidang Pengolahan Limbah untuk keterangan dan data pengolahan limbah, Bp. Sayogo S., Ibu Ayi M., Bp. Suhartono, dan Bp. Nurhasim. DAFTAR PUSTAKA [1]. Pudjiastuti, L.Kwin. Evaluasi Keselamatan Radiasi Pengunjung di Tempat Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif, Prosiding Seminar Penelitian dan Pengelolaan Perangkat Nuklir PTAPB, Yogyakarta, [2]. ANONIM, UK Radioactive Higher Activity Waste Storage Review, Nuclear Decommisioning Authority, UK, [3]. ANONIM, Undang-undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran, [4]. SUB BIDANG PDK, Laporan Triwulan Pengendalian Daerah Kerja, PTLR, Serpong, periode [5]. ANONIM, Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 1 Tahun 1999, BAPETEN, Jakarta, [6]. ANONIM, Laporan Analisis Keselamatan IPLR Rev.05, PTLR, Serpong, [7]. ICRP, Recommendation of the International Commision on Radiological Protection 103,

10 712