PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN

Transkripsi

1 PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN Muji Wiyono dan Wahyudi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN. Telah dilakukan pemantauan paparan radiasi dan kontaminasi radioaktif permukaan di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR-BATAN pada triwulan I, II, III, dan IV tahun 010. Pemantauan paparan radiasi dilakukan pada enam titik pengukuran menggunakan surveimeter Babyline 61A tipe E 508A No. 413 buatan Nardeux Loches, sedangkan pengukuran kontaminasi permukaan dilakukan dengan metode tes usap, kemudian dicacah menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe buatan Ortec model GMX- 5P4. Hasil pengukuran rerata paparan radiasi pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif berkisar antara (0,4 ± 0,07) mr/jam di pintu masuk hingga (,4 ± 0,13) mr/jam di tempat penyimpanan sumber radioaktif. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun berkisar antara 1,06 msv hingga 10,63 msv. Nilai ini masih dibawah NBD yang diizinkan sehingga tempat tersebut aman bagi pekerja radiasi.tingkat kontaminasi radioaktif pada pengukuran triwulan I, III dan IV adalah tidak terdeteksi (ttd), sedangkan pada triwulan II tingkat kontaminasi radioaktif 137 Cs berkisar antara tidak terdeteksi (ttd) hingga (,39 ± 0,) Bq/cm, kontaminasi 60 Co berkisar antara (0,09 ± 0,0) Bq/cm hingga (0,11 ± 0,0) Bq/cm dan kontaminasi radioaktif 15 Eu berkisar antara (0,13 ± 0,0) Bq/cm hingga (51,99 ± 4,54) Bq/cm. Pada tempat yang terkontminasi dilakukan dekontaminasi hingga tempat tersebut bebas dari kontaminasi. Kata kunci : paparan radiasi, kontaminasi, dan limbah radioaktif ABSTRACT MONITORING THE RADIATION EXPOSURE AND RADIOACTIVE CONTAMINATION IN TEMPORARY RADIOACTIVE WASTE STORAGE ROOM OF PTKMR-BATAN. Monitoring of radiation exposure and radioactive contamination on the surface of a temporary storage space for radioactive waste PTKMR-BATAN has been carried out at quarterly I, II, III, and IV, 010. Monitoring was done at six points of measurement using Babyline survey meter type E 508A No. 61a. 413 made by Nardeux - Loches and the measurement of the surface contamination was done by smear test method, and then counted using a gamma spectrometer with HPGe detector of Ortec model GMX-5P4. Result of measurement of radiation exposure average on temporary storage of radioactive waste was ranged from (0,4 ± 0,07) mr/hour at the entrance to (.4 ± 0.13) mr/hour in the storage of radioactive sources. Estimated radiation doses received by a radiation worker for one year was ranged from 1.06 msv to msv. This value is still below the value of permissible maximum dose limit, so the place is safe for radiation workers. Radioactive contamination levels at quarterly I, III and IV measurement were not detectable (nd), while its at quarterly II radioactive contamination levels of 137 Cs ranged from not detectable (nd) to (.39 ± 0.) Bq/cm, contamination of 60 Co ranged from (0.09 ± 0.0) Bq/cm to (0.11 ± 0.0 ) Bq/cm and radioactive contamination of 15 Eu ranged from (0.13 ± 0.0) Bq/cm to (51.99 ± 4.54) Bq/cm. At contamination places, the decontamination was also done until it was free from contamination, so that the places were safe for the radiation worker. Key words : radiation exposure, contamination, and radioactive waste. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 46

2 I. PENDAHULUAN Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) merupakan unit kerja di Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) yang mempunyai tugas melaksanakan penelitian dan pengembangan di bidang dosimetri, biomedika nuklir, teknik nuklir kedokteran, dan pelaksanaan pelayanan metrologi radiasi serta pelayanan pengendalian keselamatan kerja dan kesehatan 1. Dalam melaksanakan kegiatan penelitian dan pelayanan tersebut dihasilkan limbah radioaktif yang memiliki potensi bahaya radiasi terhadap pekerja, anggota masyarakat dan lingkungan. Untuk mengurangi potensi bahaya radiasi tersebut diperlukan ruangan khusus untuk menyimpan sementara limbah radioaktif dan sumbersumber radioaktif sesudah digunakan dalam penelitian. Ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR-BATAN mempunyai ukuran panjang 6 meter, lebar 6 meter dengan ketinggian dari lantai ke atap 3,5 meter, serta berdinding dan beratap beton. Ruangan tersebut disekat menjadi beberapa bagian menggunakan bahan triplek dengan ketinggian 1,65 meter dan digunakan sebagai tempat penyimpanan limbah radioaktif padat, limbah radioaktif cair, sumber radioaktif untuk penelitian, bungkusan sebelum uji usap, bungkusan setelah uji usap dan lemari alat. Di dalam ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif merupakan ruang kerja bagi pekerja radiasi. Pekerjaan yang dilakukan dalam ruangan tersebut antara lain : pengumpulan limbah, pengelompokan limbah, preparasi pengukuran aktivitas konsentrasi limbah, pengukuran kontaminasi permukaan tempat kerja, preparasi penelitian dengan bahan zat radioaktif, penyimpanan limbah, preparasi pengangkutan limbah, pemantauan radiasi dan lain-lain. Menurut Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Nomor 33 Tahun 007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, bahwa untuk memastikan Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja dan masyarakat tidak terlampaui, setiap Pemegang Izin wajib melakukan : pembagian daerah kerja, pemantauan paparan radiasi dan/atau kontaminasi radioaktif di daerah kerja, pemantauan radioaktivitas lingkungan di luar fasilitas atau instalasi dan pemantauan dosis yang diterima pekerja. Pemantauan paparan radiasi dan kontaminasi di daerah kerja tersebut dilakukan secara terus menerus, berkala dan/atau sewaktuwaktu sesuai dengan jenis sumber yang digunakan. Dalam upaya untuk memenuhi ketentuan peraturan yang berlaku, telah dilakukan pemantauan paparan radiasi dan kontaminasi radioaktif di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR BATAN pada triwulan I, II, III, dan IV tahun 010. Pada makalah ini disajikan tata kerja, hasil pemantauan paparan radiasi dan Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 47

3 kontaminasi radioaktif di daerah kerja serta pembahasan hasil yang diperoleh. Dari pemantauan radiasi yang dilakukan diharapkan diperoleh informasi laju paparan radiasi dan tingkat kontaminasi permukaan, sehingga dapat diperkirakan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun dan perkiraan waktu kerja agar NBD tidak terlampaui. II. TINJAUAN PUSTAKA Paparan Radiasi Besaran radiasi yang pertama kali diperkenalkan adalah paparan radiasi dengan simbol X yang didefinisikan sebagai kemampuan radiasi sinar-x atau gamma untuk menimbulkan ionisasi di udara dalam volume tertentu. Secara matematis paparan dapat dituliskan sebagai 3 : dq X... ( 1 ) dm dengan dq merupakan jumlah muatan pasangan ion yang terbentuk di suatu elemen volume udara bermassa dm. Dalam satuan internasional (SI) satuan paparan adalah coulomb/kilogram (C/kg). Pengertian 1 C/kg adalah besar paparan yang dapat menyebabkan terbentuknya muatan listrik sebesar satu coulomb pada suatu elemen volume udara yang mempunyai massa 1 kg. Sedangkan untuk satuan cgs untuk paparan adalah rontgen (R), dengan 1 R =,58 x 10-4 C/kg. Laju paparan adalah besarnya paparan per satuan waktu dan diberi simbol Ẋ. Satuan laju paparan dalam SI adalah C/kg.jam sedangkan dalam satuan cgs adalah R/jam. Untuk mengukur laju paparan radiasi diperlukan alat ukur radiasi surveimeter. Laju paparan radiasi sebenarnya yang terukur adalah besarnya laju paparan yang terbaca pada alat ukur dikurangi laju paparan latar kemudian dikalikan dengan faktor kalibrasi alat ukur sesuai dengan persamaan: X g = (X a - X Bg ) x FK... () dengan : X g = laju paparan sebenarnya di tempat yang diukur. X a = bacaan laju paparan dari alat ukur X Bg = bacaan laju paparan latar FK = faktor kalibrasi alat ukur Ketidakpastian pengukuran laju paparan radiasi sebenarnya (µx g ) dihitung dengan persamaan : X g X g X X a a X X Bg Bg FK FK... ( 3 ) dengan σx a, σx Bg dan σfk adalah deviasi standar dari masing-masing bacaan laju paparan dari alat ukur, bacaan laju paparan latar dan faktor kalibrasi. Perkalian laju paparan dengan faktor konversi dari nilai paparan ke dosis (f) dinamakan laju dosis serap (Ď). 3,4 Ď = Ẋ. f (Rad/jam )... ( 4 ) Faktor konversi nilai laju paparan ke dosis untuk radiasi gamma adalah 1 R/jam = 0,877 Rad/jam. Satuan lama dosis serap adalah rad (radiation absorbed dose) Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 48

4 sedangkan dalam satuan SI adalah Gray (Gy), dimana 1 Gy = 100 Rad. Jika laju dosis serap dikalikan dengan faktor bobot radiasi (W R ) maka diperoleh laju dosis tara / ekivalen (H). 3,4 Ĥ = Ď. W R (rem/jam)... (5) Faktor bobot radiasi untuk foton, partikel dan neutron berbagai energi dapat dilihat pada Tabel. 3,4 Satuan cgs untuk laju dosis ekivalen adalah rem/jam sedangkan untuk satuan SI adalah Sievert per jam (Sv/jam), dimana 1 Sv = 100 rem. Apabila laju dosis ekivalen dikalikan dengan waktu paparan, akan diperoleh dosis ekivalen total. 3,4 H = Ĥ. t... ( 6 ) dengan : H = dosis ekivalen (rem) Ĥ = laju dosis ekivalen (rem/jam) t = durasi terkena dosis radiasi (jam) Tabel. Faktor bobot radiasi untuk foton, partikel dan neutron. Faktor No. Jenis Radiasi Bobot Radiasi (W R ) 1. Foton, untuk semua energi 1. Elektron dan Muon, semua 1 energi 3. Neutron dengan energi: < 10 kev 10 kev hingga 100 kev > 100 kev hingga MeV > MeV hingga 0 MeV > 0 MeV 4. Proton, selain proton rekoil, dengan energi > MeV Nilai Batas Dosis (NBD) untuk pekerja radiasi tidak boleh melampaui dosis efektif sebesar 0 msv pertahun rata-rata selama lima tahun berturut-turut atau dosis efektif sebesar 50 msv dalam satu tahun tertentu 5. Sehingga laju paparan radiasi yang boleh diterima pekerja radiasi adalah,5 mr/jam dan masyarakat umum adalah 0,5 mr/jam. Kontaminasi Kontaminasi radioaktif adalah adanya zat radioaktif yang tidak terwadahi (sumber terbuka) dan yang tidak dikehendaki berada di suatu lokasi atau tempat tertentu. Sebagai contoh adalah bubuk radioaktif tumpah di lantai (kontaminasi permukaan), zat radioaktif cair tumpah di tangan seseorang (kontaminasi perorangan) dan zat radioaktif yang di udara (kontaminasi udara). Radiasi tidak akan mengakibatkan kontaminasi, akan tetapi kontaminasi radioaktif akan menimbulkan bahaya radiasi eksterna apabila aktivitasnya besar dan memancarkan radiasi yang dapat menembus jaringan tubuh, dan bahaya radiasi interna apabila kemudian masuk ke dalam tubuh manusia. Pengukuran kontaminasi permukaan di daerah kerja dapat diukur dengan metode langsung yaitu diukur secara langsung menggunakan alat ukur dan metode tidak langsung yaitu dengan mengusap bagian yang terkontaminasi dengan kertas usap kemudian kertas usap tersebut dicacah menggunakan alat spektroskopi. Metode Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 49

5 tidak langsung biasa disebut metode tes usap. Pengukuran secara langsung dilakukan apabila tempat yang akan diukur tidak dipengaruhi sumber radiasi lain yang dapat mempengaruhi bacaan alat ukur, sedangkan metode tes usap dilakukan apabila di sekitar tempat yang terkontaminasi terdapat sumber radiasi yang tidak mungkin dipindahkan. Ada dua macam metode tes usap yaitu metode basah (wet wipe test) dan metode kering (dry wipe test). Metode basah dilakukan dengan cara membasahi bahan pengusap dengan larutan deterjen kemudian mengusap permukaan daerah kerja yang kemungkinan terkontaminasi dengan luasan usap ± 100 cm. Tes usap metode kering dilakukan menggunakan bahan usap dan cara seperti pada metode basah akan tetapi bahan usapnya tidak perlu dibasahi cairan deterjen. Tes usap metode basah dilakukan pada permukaan yang kondisinya kering dan tes usap metode kering dilakukan pada permukaan yang kondisinya basah. Bahan pengusap yang digunakan adalah yang memiliki daya penyerapan tinggi seperti: kertas saring, kapas, tissue, cotton buds, dan lain-lain. Bahan pengusap selanjutnya dicacah menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe. Sebelum digunakan dalam pengukuran, suatu perangkat spektrometer gamma harus dikalibrasi agar dapat digunakan untuk analisis. Ada dua macam kalibrasi yang perlu dilakukan yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi. Kalibrasi energi diperlukan untuk tujuan analisis kualitatif, sedangkan kalibrasi efisiensi untuk tujuan analisis kuantitatif. 5 Kalibrasi efisiensi dilakukan dengan membandingkan radiasi gamma yang dideteksi detektor dengan besarnya aktivitas sumber radioaktif standar. Sebagai sumber standar digunakan sumber multi isotop yaitu : 54 Mn, 60 Co, 65 Zn, 109 Cd, 133 Ba, 134 Cs, 137 Cs, 10 Pb dan 41 Am yang mempunyai jangkauan energi dari rendah sampai energi tinggi. Efisiensi pencacahan ditentukan dengan persamaan berikut : 6,7 N x (7) At. P dengan N : laju cacah sumber standar (cps) At : aktivitas sumber standar saat pengukuran (Bq). P : kelimpahan energi gamma (%) Untuk menghitung aktivitas sumber standar pada saat pengukuran digunakan persamaan: 6,7 0,693. t T A A. e 1 /... ( 8 ) t dengan A 0 o : aktivitas awal (Bq) T 1/ : waktu paro radionuklida (tahun) t : waktu antara waktu awal penetapan aktivitas sampai dengan waktu pengukuran (tahun). Dengan menghitung efisiensi pencacahan dari masing-masing energi pada sumber standar maka dapat dibuat kurva Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 50

6 kalibrasi efisiensi fungsi energi. Kurva kalibrasi tersebut digunakan untuk menghitung aktivitas kontaminasi radioaktif dari sampel tes usap sesuai dengan persamaan: 8 TK N x P x L x F s u Bq/cm... ( 9 ) dengan TK u : kontaminasi permukaan yang diusap (Bg/cm ). N s : laju cacah bersih sampel setelah dikurangi cacah latar(cps). L : luas permukaan yang diusap (cm ). ε : efisiensi pencacahan (cps/bq). Pγ : pancaran radiasi γ (%). F : faktor pindah tes usap (=10 %). 9 Ketidakpastian pengukuran (uncertainty) kontaminasi permukaan dengan tes usap (µtk u ) dengan tingkat kepercayaan 68,3 % dihitung dengan persamaan: TK TK u u N N s s 10, 11 P L F P L F (Bq/cm )... ( 10 ) dengan N s, ε, P, L, dan F, adalah deviasi standar dari masing-masing laju cacah bersih kontaminan, efisiensi alat untuk radionuklida tertentu, pancaran radiasi, luas permukaan yang diusap dan faktor pindah tes usap. Konsentrasi terendah yang dapat di deteksi (MDC = minimum detectable concentration) dengan tingkat kepercayaan 68,3 % dihitung dengan persamaan :,33 N / T b b MDC (Bq/cm )...(11). P. L. F dengan N b adalah laju cacah latar (cps) dan T b adalah durasi waktu cacah (detik). Tingkat kontaminasi di daerah kerja radiasi dibedakan ke dalam 3 daerah kontaminasi yaitu kontaminasi rendah, sedang dan tinggi. Batas kontaminasi permukaan daerah kontaminasi rendah, sedang dan tinggi pemancar alfa dan beta disajikan pada Tabel 1: Tabel 1. Pembagian daerah kontaminasi 5 No. Daerah Kontaminasi Pemancar alpa ( ) (Bq/cm ) Pemancar beta ( ) (Bq/cm ) 0 < < 3,7 1. Rendah 0 < < 0,37. Sedang 0,37 < 3,7 3. Tinggi 3,7 37 III. TATA KERJA Pengukuran Laju Paparan Radiasi 3,7 < 37 Surveimeter Babyline 61A tipe E 508A No. 413 buatan Nardeux Loches sebelum digunakan untuk pengukuran dicek tegangan baterainya dan dilakukan pengukuran cacah latar belakang. Kemudian pengukuran laju paparan radiasi dilakukan pada ketinggian 1 meter di atas permukaan lantai di titik 1 (tempat bungkusan sebelum uji usap), titik (tempat limbah radioaktif padat) dan seterusnya seperti pada Gambar 1. Pengukuran laju paparan radiasi dilakukan pada : triwulan I, II, III dan IV tahun 010. Laju paparan radiasi dan ketidakpastian pengukurannya dihitung sesuai dengan Persamaan dan 3. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 51

7 Keterangan: 1. Tempat bungkusan sebelum uji usap. 4. Tempat Limbah radioaktif cair.. Tempat limbah radioaktif padat. 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap. 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif. 6. Pintu masuk Gambar 1. Ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif di Gedung B PTKMR Pengambilan Sampel Usap Kontaminasi Radioaktif Disiapkan sarung tangan, kertas usap, rasiacwash, plastik seal, dan spidol. Pada saat melakukan uji usap pada daerah kerja, sarung tangan dipakai. Kertas usap disemprot dengan rasiacwash, kemudian digunakan untuk megusap daerah kerja pada titik 1 dengan luas usapan 100 cm. Kertas usap dimasukkan dalam plastik seal, dimasukkan dalam vial, diberi kode dan siap dicacah dengan Spektrometer Gamma HPGe. Untuk titik, titik 3 dan seterusnya dilakukan dengan cara yang sama. Pengambilan sampel usap pada titik yang sama dilakukan pada triwulan I, II, III dan IV tahun 010. Kalibrasi Spektrometer Gamma HPGe model GMX-5P4 Sumber standar multi isotop 54 Mn, 60 Co, 65 Zn, 109 Cd, 133 Ba, 134 Cs, 137 Cs, 10 Pb dan 41 Am dalam wadah vial dengan aktivitas masing-masing : (135,6 ± 0,8; 15,48 ± 1,9; 351,78 ± 3,68; 350,03 ±,4; 169,07 ± 1,1; 51,9 ± 0,47; 5,85 ± 0,37; 355,88 ±,3; 5,03 ± 1,75) Bq buatan PTKMR- BATAN pada tanggal 1 Oktober 004 yang tertelusur ke Laboratorium IAEA diletakkan di atas detektor HPGe pada Spektrometer Gamma buatan Ortec model GMX-5P4 yang telah dikalibrasi energinya, kemudian dicacah selama 3600 detik. Aktvitas sumber standar pada pengukuran dihitung menggunakan persamaan 8 dan efisiensi alat dihitung menggunakan Persamaan 7. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 5

8 Kemudian dibuat grafik hubungan energi dengan efisiensi untuk analisis kuantitatif. Pengukuran Sampel Usap. Vial berisi sampel usap diletakkan di atas detektor pada Spektrometer Gamma HPGe yang telah diset dan dikalibrasi energinya. Sampel usap pada titik 1 titik 6 masing-masing dicacah selama 3600 detik secara bergantian. Kemudian vial berisi kertas usap yang masih bersih (belum digunakan untuk mengusap) dicacah dengan cara dan waktu yang sama sebagai cacah latar. Selanjutnya peak yang muncul pada masing-masing spektrum hasil pencacahan sampel usap dihitung aktivitas kontaminasi radioaktif dan ketidakpastiannya sesuai dengan Persamaan 9 dan 10. Dihitung pula batas konsentrasi terendah sesuai dengan Persamaan 11. IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran paparan radiasi di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif pada triwulan I, II, III dan IV disajikan pada Tabel. Pada triwulan I paparan radiasi berkisar antara (0,0 ± 0,0) mr/jam pada pintu masuk hingga (,56 ± 0,7) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan II paparan radiasi berkisar antara (0,17 ± 0,0) mr/jam pada pintu masuk hingga (,41 ± 0,5) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan III paparan radiasi berkisar antara (1,04 ± 0,14) mr/jam pada pintu masuk hingga (,30 ± 0,4) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif dan pada triwulan IV paparan radiasi berkisar antara (0,30 ± 0,03) mr/jam pada pintu masuk hingga (,56 ± 0,7) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Paparan radiasi rerata selama empat kali pengukuran adalah berkisar antara (0,4 ± 0,07) mr/jam pada pintu masuk hingga (,4 ± 0,13) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Tabel. Laju paparan radiasi di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif. Laju Paparan (mr/jam) No. Titik Pengukuran : Triwulan I Triwulan II Triwulan III Triwulan IV Rerata 1. Tempat bungkusan sebelum uji usap 0,58 ± 0,06 0,56 ± 0,06 1,17 ± 0,15 1,7 ± 0,15 0,90 ± 0,38. Tempat limbah radioaktif padat 1,6 ± 0,18 1,68 ± 0,19, 6 ± 0,4,9 ± 0,4 1,86 ± 0,37 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif, 56 ± 0,7,41 ± 0,5,30 ± 0,4,56 ± 0,7,4 ± 0,13 4. Tempat limbah radioaktif cair 0,90 ± 0,09 0,94 ± 0,09 1, 86 ± 0,0 1,39 ± 0,16 1,08 ± 0,7 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap 0,76 ± 0,07 0,68 ± 0,07 1,04 ± 0,14 1,06 ± 0,14 0,89 ± 0,19 6. Pintu masuk 0,0 ± 0,0 0,17 ± 0,0 0,30 ± 0,03 0,30 ± 0,03 0,4 ± 0,07 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 53

9 Pada triwulan I paparan radiasi berkisar antara (0,0 ± 0,0) mr/jam pada pintu masuk hingga (,56 ± 0,7) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan II paparan radiasi berkisar antara (0,17 ± 0,0) mr/jam pada pintu masuk hingga (,41 ± 0,5) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan III paparan radiasi berkisar antara (1,04 ± 0,14) mr/jam pada pintu masuk hingga (,30 ± 0,4) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif dan pada triwulan IV paparan radiasi berkisar antara (0,30 ± 0,03) mr/jam pada pintu masuk hingga (,56 ± 0,7) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Paparan radiasi rerata selama empat kali pengukuran adalah berkisar antara (0,4 ± 0,07) mr/jam pada pintu masuk hingga (,4 ± 0,13) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Paparan radiasi pada titik pengukuran yang sama dengan waktu pengukuran yang berbeda nilainya selalu berubah-ubah. Hal ini karena adanya penambahan volume limbah radioaktif padat pada setiap triwulan, walaupun volumenya kecil. Disamping itu karena adanya kegiatan di dalam ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif seperti keluar masuknya bungkusan berisi sumber radioaktif untuk uji usap, keluar masuknya sumber radioaktif pada tempat penyimpanan sumber radioaktif untuk penelitian, dan lain-lain. Paparan radiasi pada tempat bungkusan sebelum uji usap pada empat triwulan berturut-turut adalah (0,58 ± 0,06) mr/jam, (0,56 ± 0,06) mr/jam, (1,17 ± 0,15) mr/jam dan (1,7 ± 0,15) mr/jam. Paparan radiasi pada titik tersebut berasal dari kamera radiografi yang akan diperbaiki dan diuji usap yang disimpan di tempat tersebut dan sumber standar 15 Eu dalam wadah drum 00 liter dengan aktivitas 0,48 mci. Disamping itu paparan radiasi juga berasal dari tempat di sekitarnya yaitu yang dominan adalah berasal dari tempat limbah radioaktif padat dan tempat penyimpanan sumber radioaktif. Paparan radiasi di tempat limbah radioaktif padat pada empat triwulan berturut-turut adalah (1,6 ± 0,18) mr/jam, (1,68 ± 0,19) mr/jam, (,6 ± 0,4) mr/jam dan (,9 ± 0,4) mr/jam dan paparan radiasi di tempat limbah radioaktif cair adalah (0,90 ± 0,09) mr/jam, (0,94 ± 0,09) mr/jam, (1,86 ± 0,0) mr/jam dan (1,39 ± 0,16) mr/jam. Paparan radiasi di tempat limbah radioaktif padat selain berasal dari limbah radioaktif padat yang disimpan di tempat tersebut, juga berasal dari paparan radiasi sumber radiasi di tempat bungkusan sebelum uji usap dan tempat penyimpanan sumber radioaktif. Sedangkan paparan radiasi di tempat limbah radioaktif cair yang dominan berasal dari tempat penyimpanan sumber radioaktif karena tempatnya Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 54

10 berdekatan dan limbah radioaktif cair dalam kondisi kosong. Paparan radiasi di tempat penyimpanan sumber radioaktif adalah yang paling tinggi yaitu pada empat triwulan berturut-turut adalah (,56 ± 0,7) mr/jam, (,41 ± 0,5) mr/jam, (,30 ± 0,4) mr/jam dan (,56 ± 0,7) serta reratanya adalah (,4 ± 0,13) mr/jam. Hal ini terjadi karena di tempat tersebut digunakan untuk menyimpan berbagai sumber radioaktif setelah digunakan dalam penelitian. Sumber radioaktif tersebut umumnya berada dalam wadah kontainer yang terbuat dari bahan Pb, hanya dua buah sumber radioaktif 15 Eu standar dengan aktivitas kecil (1,150 dan 1,148) mci dalam pipa paralon berdimensi (1 x 100) cm yang tidak menggunakan bahan perisai Pb. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun apabila bekerja selama 8 jam/hari, 5 hari/minggu, 50 minggu/tahun (= 000 jam/tahun) adalah seperti disajikan pada Tabel 3. Besarnya dosis radiasi tersebut berkisar antara 4,5 msv pada pintu masuk hingga 4,51 msv pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Berdasarkan ketentuan Kepala BAPETEN Nomor : 01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, nilai dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi tersebut masih di bawah nilai batas dosis (NBD) tahunan yang diizinkan. No. Tabel 3. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun (.000 jam). Titik Pengukuran Dosis Radiasi (msv) Daerah Kerja Daerah Radiasi 1. Tempat bungkusan sebelum uji usap 15,70 Pengendalian Sedang. Tempat limbah radioaktif padat 3,68 Pengendalian Sedang 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif 4,51 Pengendalian Sedang 4. Tempat limbah radioaktif cair 18,88 Pengendalian Sedang 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap 15,5 Pengendalian Sedang 6. Pintu masuk 4,5 Pengawasan Sangat rendah Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 55

11 Berdasarkan perkiraan dosis yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun, maka tempat bungkusan sebelum uji usap, tempat limbah radioaktif padat, tempat penyimpanan sumber radioaktif, tempat limbah radioaktif cair dan tempat bungkusan sesudah uji usap termasuk daerah kerja pengendalian dan daerah radiasi sedang karena perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun (.000 jam) lebih dari 15 msv dan kurang dari 50 msv. Sedangkan pada tempat pintu masuk adalah termasuk daerah kerja pengawasan dengan daerah radiasi rendah karena perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun (.000 jam) adalah 1 msv atau lebih dan kurang dari 5 msv. Untuk mengurangi besarnya paparan radiasi yang diterima pekerja radiasi dalam bekerja di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif, dilakukan dengan cara memindahkan kegiatan ke luar ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif. Kegiatan tersebut antara lain : pengujian bungkusan zat radioaktif, pengelompokan limbah, preparasi pengukuran aktivitas konsentrasi limbah, preparasi penelitian dengan bahan zat radioaktif dan preparasi pengangkutan limbah. Sedangkan untuk kegiatan pengumpulan limbah, pengukuran kontaminasi permukaan tempat kerja, penyimpanan limbah harus tetap dilakukan di dalam ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif. Penggunaan cara tersebut mengurangi waktu dalam melakukan kegiatan/pekerjaan yang dilakukan di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif menjadi lebih singkat yaitu kurang dari jam/hari. Apabila pekerja radiasi bekerja 5 hari/minggu, 50 minggu/tahun, maka akan diperoleh total waktu kerja selama satu tahun sebesar 500 jam, sehingga perkiraan dosis yang diterima menjadi seperempatnya dari dosis radiasi rerata yang terdapat pada Tabel 3. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun (500 jam) dapat dilihat pada Tabel 4. Dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi per tahun berkisar antara 1,06 msv sampai dengan 10,63 msv, terendah di pintu masuk dan tertinggi di tempat penyimpanan sumber radioaktif. Tabel 4. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun (500 jam). No. Titik Pengukuran : Dosis Radiasi (msv) 1. Tempat bungkusan sebelum uji usap 3,9. Tempat limbah radioaktif padat 8,17 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif 10,63 4. Tempat limbah radioaktif cair 4,7 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap 3,88 6. Pintu masuk 1,06 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 56

12 Hasil kalibrasi efisiensi pada spektrometer gamma dengan detektor HPGe model GMX-5P4 disajikan dalam Gambar. Diperoleh dua persamaan kalibrasi untuk energi kurang dari 00 kev dengan persamaan Y = 0,0673ln(X)-0,00 dengan R = 0,9405 dan untuk energi lebih dari 00 kev dengan persamaan Y = 0,774X -0,596 dengan R = 0,914. Nilai efisiensi dari persamaan tersebut digunakan untuk menentukan tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif, yaitu dengan menganalisis sampel usap yang telah dicacah. Hasil pengukuran tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR BATAN disajikan pada Tabel 5 dan Tabel 6. Dari enam titik pengukuran pada triwulan I, III dan IV, tingkat kontaminasi radioaktif adalah tidak terdeteksi (ttd) atau kurang dari konsentrasi terendah yang dapat dideteksi (MDC) yaitu untuk 137 Cs < 0,01 Bq/cm, 60 Co dan 15 Eu < 0,0 Bq/cm. Gambar. Kurva kalibrasi efisiensi fungsi energy pada Spektrometer Gamma HPGe GMX-5P4. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 57

13 Tabel 5. Tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR BATAN pada triwulan I, III dan IV tahun 010. No. Titik Pengukuran : 137 Cs Tingkat Kontaminasi (Bq/cm ) Triwulan I Triwulan III Triwulan IV 60 Co 15 Eu 137 Cs 60 Co 15 Eu 137 Cs 60 Co 15 Eu 1.. Tempat bungkusan sebelum uji usap Tempat limbah radioaktif padat ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 4. Tempat limbah radioaktif cair ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 6. Pintu masuk ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd Keterangan : MDC 137 Cs = 0,01 Bq/cm, 60 Co dan 15 Eu = 0,0 Bq/cm serta ttd = tidak terdeteksi Pada triwulan III, tingkat kontaminasi radioaktif terdapat pada lima titik pengukuran yaitu pada tempat : bungkusan sebelum uji usap, limbah radioaktif padat, penyimpanan sumber radioaktif, limbah radioaktif cair dan bungkusan sesudah uji usap. Pada titik pengukuran pintu masuk tidak terkontaminasi. Tabel 6. Tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR BATAN pada triwulan II tahun 010. No. Titik Pengukuran : 137 Cs Tingkat Kontaminasi (Bq/cm ) Sesudah Hasil Pengukuran Didekontaminasi 60 Co 15 Eu 137 Cs 60 Co 15 Eu 1.. Tempat bungkusan sebelum uji usap Tempat limbah radioaktif padat,39 ± 0, ttd ttd ttd ttd ttd ttd 0,10 ± 0,0 0,13 ± 0,0 ttd ttd ttd 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif ttd 0,11 ± 0,0 51,99 ± 4,54 ttd ttd ttd 4. Tempat limbah radioaktif cair ttd 0,09 ± 0,0 0,38 ± 0,05 ttd ttd ttd 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap ttd ttd 0,17 ± 0,0 ttd ttd ttd 6. Pintu masuk ttd ttd ttd ttd ttd ttd Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 58

14 Kontaminasi radioaktif 137 Cs terdapat di tempat bungkusan sebelum uji usap dengan nilai (,39 ± 0,) Bq/cm. Tingkat kantamisasi pada tempat tersebut tergolong daerah kontaminasi rendah dan harus dilakukan dekontaminasi, mengingat tempat tersebut merupakan daerah yang harus bebas kontaminasi. Kontaminasi pada tempat tersebut kemungkinan berasal dari bungkusan zat radioaktif milik perusahaan yang disimpan pada tempat tersebut selama proses pengujian bungkusan tipe A. Tingkat kontaminasi radioaktif 60 Co berkisar dari (0,09 ± 0,0) Bq/cm di tempat limbah radioaktif cair hingga (0,11 ± 0,0) Bq/cm di tempat penyimpanan sumber radioaktif. Tempat tersebut termasuk daerah kontaminasi rendah. Sedangkan tingkat kontaminasi radioaktif 15 Eu berkisar dari (0,13 ± 0,0) Bq/cm di tempat limbah radioaktif padat hingga (51,99 ± 4,54) Bq/cm di tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada tempat limbah radioaktif padat, limbah radioaktif cair dan bungkusan sesudah uji usap termasuk daerah kontaminasi rendah. Pada tempat penyimpanan sumber radioaktif termasuk daerah kontaminasi tinggi karena tingkat kontaminasinya > 37 Bq/cm. Hal ini disebabkan kemungkinan bocornya wadah sumber 15 Eu yang disimpan di tempat tersebut mengikat wadah sumber tersebut terbuat dari bahan paralon. Pada tempat-tempat yang terkontaminasi radioaktif selanjutnya dilakukan proses dekontaminasi. Hasil pengukuran setelah proses dekontaminasi menunjukan bahwa tempat tersebut tingkat kontaminasinya tidak terdeteksi (ttd) atau < MDC dari alat Spektrometer Gamma HPGe yaitu tingkat kontaminasi untuk 137 Cs < 0,01 Bq/cm, untuk 60 Co dan 15 Eu < 0,0 Bq/cm, sehingga tempat tersebut dinyatakan bebas dari kontaminasi. IV. KESIMPULAN Rerata paparan radiasi di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif dari empat kali pengukuran di triwulan I, II, III dan IV tahun 010 berkisar antara (0,4 ± 0,07) mr/jam pada pintu masuk hingga (,4 ± 0,13) mr/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif, sehingga perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi yang bekerja di ruang tersebut selama satu tahun ( jam/hari x 5 hari/minggu x 50 minggu/tahun = 500 jam) berkisar antara 1,06 msv hingga 10,63 msv. Nilai ini masih jauh di bawah NBD yang diizinkan sehingga tempat tersebut aman bagi pekerja radiasi. Tingkat kontaminasi radioaktif pada pengukuran triwulan I, III dan IV adalah tidak terdeteksi (ttd), sedangkan pada pengukuran triwulan II tingkat kontaminasi radioaktif 137 Cs adalah berkisar antara tidak terseteksi (ttd) hingga (,39 ± 0,) Bq/cm di tempat bungkusan sebelum uji usap, kontaminasi 60 Co berkisar antara (0,09 ± 0,0) Bq/cm di tempat limbah radioaktif cair hingga (0,11 ± 0,0) Bq/cm di tempat penyimpanan sumber radioaktif dan kontaminasi radioaktif 15 Eu berkisar antara (0,13 ± 0,0) Bq/cm di tempat limbah radioaktif padat hingga (51,99 ± 4,54) Bq/cm di tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada tempat yang terkontminasi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 59

15 dilakukan dekontaminasi hingga tempat tersebut bebas dari kontaminasi. DAFTAR PUSTAKA 1. PERATURAN KEPALA BADAN TENAGA NUKLIR, Organisasi dan Tata Kerja Badan Tenaga Nuklir, Peraturan Kepala BATAN No. 39/KA/XI/005 tahun 005, Jakarta, Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Nomor 33 tahun 007, tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, Jakarta, SUWARNO WIRYOSIMIN, Mengenal Asas Proteksi Radiasi, Penerbit ITB Bandung, Bandung, CEMBER, H., Introduction to Health Physics, Second Edition-revised and Enlarged, Health Professions Division, McGrow-Hill,Inc, Keputusan Kepala BAPETEN nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, MUJI WIYONO dan BUNAWAS, Penentuan Aktivitas Limbah Radioaktif Padat Menggunakan Spektrometer Gamma In-Situ, Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah V, PTLR-BATAN, Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang, 007, hal BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL, Prosedur Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, BATAN, Jakarta, hal BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL, Pengukuran Tingkat Kontaminasi Permukaan dan Dekontaminasi di Daerah Kerja dan Uji Kebocoran Sumber Radiasi, Petunjuk Praktikum, PTKMR BATAN, Jakarta, INTERNATIONAL STANDARD, Evaluation of Surface Contamination Part 1 : Beta-emitters (maximum beta energy greater than 0.15 MeV) and alpha-emitters, ISO , First edition, MARTIN, JAMES E., Physics for Radiation Protection, John Wiley & Sons, Inc, New York, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Measurement of Radionuclides in Food and the Environment - A Guidebook., Tech. Rep. Ser. No.95, IAEA, Vienna, TANYA JAWAB 1. Penanya : Nani Suryani - PATIR Pertanyaan : - Mengapa pemantauan dilakukan setiap triwulan, tidak 1 bulan sekali atau 1 minggu sekali. Apa tidak terlalu lama waktunya? - Berapa lama syarat minimal pemantauan yang boleh dilakukan menurut standar yang berlaku?. - Berapa lama waktu penyimpanan sementara untuk limbah radioaktif sebelum dipindah ke tempat yang permanen/tetap? Jawaban : Muji Wiyono - Pemantauan dilakukan setiap triwulan karena disesuaikan dengan kegiatan pengelolaan limbah radioaktif yang dilaporkan tiap triwulan. Tidak, karena kegiatan ini dilakukan secara rutin sehingga besarnya paparan radiasi sudah dapat diperkirakan. - Menurut Peraturan Pemerintah No. 33 tahun 007 batas minimal pemantauan harus dilakukan tidak diatur, tetapi pada Peraturan Pemerintah sebelumnya yaitu Peraturan Pemerintah No. 63 Tahun 000 tentang Keselamatan dan Kesehatan terhadap Pemanfaatan Radiasi Pengion didalam penjelasannya pemantauan dilakukan setiap enam bulan sekali. - Tidak ada peraturan yang menyatakan secara tegas berapa lama waktu menyimpan limbah radioaktif Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 60

16 di ruang penyimpanan sementara, untuk PTKMR-BATAN kira-kira setiap (dua) tahun dalam penyimpanan sebelum dikirim ke PTLR, disesuaikan dengan jumlah volume limbah.. Penanya : Ghulam F.A. - PTKMR Pertanyaan : - Bagaimana metode proteksi Bapak, saat melakukan pengusapan di dalam ruang penyimpanan, mengingat banyak zat radioaktif di situ? - Bagaimana manajemen pemantauan udara di ruang penyimpanan agar bisa dipastikan tidak terjadi dispersi debu radioaktif dari ruang penyimpanan ke udara lingkungan? Jawaban : Muji Wiyono - Metode proteksi yang digunakan adalah dengan membatasi waktu/mempersingkat waktu dan memakai sarung tangan pada saat pengusapan. - Pernah dilakukan pemantauan debu radioaktif dengan metode TSP (total suspended particulat) dan pengukuran gas radon dan thoron pada tahun Penanya : Ngatino - PPGN Pertanyaan : - Perkiraan dosis yang diterima pekerja 1,06-10,63 msv/tahun. Bagaimana penentuannya sedangkan data paparan 0,4,4 mr/jam (dengan faktor bobot 0,887 perkiraan dosis tahunan seharusnya lebih tinggi). - Sumber radiasi yang dominan apa? Bagaimana korelasi dengan batas kontaminasi yang ditampilkan untuk α dan β? Jawaban : Muji Wiyono - Koreksi, barangkali yang dimaksud bukan faktor bobot radiasi tetapi faktor konversi nilai laju paparan ke dosis, yaitu untuk radiasi gamma adalah 1 R/jam = 0,877 Rad/jam. Penentuan dosis radiasi adalah rerata laju paparan radiasi dikalikan faktor konversi dari nilai paparan ke dosis dikalikan actor bobot radiasi dikalikan 500 jam (satu tahun bekerja dengan maksimum bekerja jam/hari). - Sumber radiasi yang paling dominan adalah gamma. Kontaminasi radioaktif dari radionuklida pemancar gamma nilai batasannya mengacu pada kontaminasi beta (β). 4. Penanya : Jaka Iman PRSG Pertanyaan : - Berapa nilai batas maksimum, batas aman bagi pekerja radiasi? - Berapa hasil pengukuran pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif padat, cair? - Apakah pengambilan 6 titik pengukuran sudah mewakili untuk luas di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif? Jawaban : Muji Wiyono - Menurut Keputusan Kepala BAPETEN nomor: 01/Ka- BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, batas aman paparan radiasi bagi pekerja radiasi adalah,5 mr/jam. - Kontaminasi pada tempat penyimpanan limbah radioaktif padat adalah (0,10 ± 0,0) Bq/cm untuk 60 Co dan (0,13 ± 0,0) Bq/cm untuk 15 Eu dan di tempat penyimpanan limbah radioaktif cair adalah (0,09 ± 0,0) Bq/cm untuk 60 Co dan (0,38 ± 0,05) Bq/cm untuk 15 Eu. - Pengambilan 6 titik pengukuran sudah cukup mewakili karena semua tempattempat di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif sudah diukur. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 61