PENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS BEKAS DARI INDUSTRI DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF

Transkripsi

1 PENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS BEKAS DARI INDUSTRI DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF ABSTRAK Bung Tomo, Irwan Santoso, Suhartono Pusat Teknologi limbah Radioaktif-BATAN PENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS BEKAS DARI INDUSTRI DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF. Pemanfaatan sumber radioaktif terbungkus di industri, 90 Sr, 85 Kr, 241 Am, 192 Ir, 147 Pm, 55 Fe dan 109 Cd, untuk kegiatan radiografi, pengeboran, detektor kandungan air, pengukur densitas dan lainnya semakin meningkat. Sumber radioaktif terbungkus akan mengalami penurunan kemampuan radiasi dan jika sudah tidak dapat dipergunakan lagi akan menjadi limbah atau sumber radioaktif terbungkus bekas (SRTB). Sumber radioaktif bekas ini harus dikelola dengan benar agar terjamin keselamatan pekerja, anggota masyarakat dan lingkungan hidup. Menurut Undang-undang No. 10 tahun 1997 tentang Ketenaganukliran, Tugas pengelolaan limbah radioaktif adalah tanggung jawab BATAN, dan dalam hal ini dilaksanakan oleh Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (BATAN). Pengelolaan SRTB meliputi kegiatan kondisioning, penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari. Kondisioning SRTB dilakukan dalam shell beton 350 liter. Penempatan sumber bekas dalam shell beton dipisahkan menurut kandungan radionuklidanya, kesamaan sifat-sifat radiasi atau fisiknya. Pada tahun 2010 sebanyak 122 buah SRTB telah dikondisioning dalam 8 buah shell beton 350 liter. Paparan pada jarak 1meter dari permukaan shell beton 350 liter berkisar antara 0,15 12,5 µsv/jam, nilai ini masih dibawah batas yang diijinkan yakni 2000 µsv/jam. Penyimpanan shell beton 350 liter berisi SRTB yang telah dikondisioning dilakukan di Gedung Penyimpanan Sementara (Interim Storage1). Selain itu, PTLR mengelola SRTB berdimensi besar mengandung radionuklida berjumlah 21 buah. SRTB tersebut tidak memungkinkan untuk dikondisioning dalam shell beton 350 liter sehingga dilakukan kondisioning di Ruang Sumber Bekas Gedung Interim Storage 2. Kata Kunci : sumber radioaktif terbungkus, kondisioning, shell beton 350 liter ABSTRACT MANAGEMENT OF SPENT SEALED RADIOACTIVE SOURCE FROM INDUSTRY IN RADIOACTIVE WASTE TECHNOLOGY CENTER. Nowadays, application of nuclear techniques on industry such as, 90 Sr, 85 Kr, 241 Am, 192 Ir, 147 Pm, 55 Fe and 109 Cd on logging, detector, density gauges and others is increased. Sealed radioactive source will be change in condition during use, that is to be a spent sealed radioactive source (SSRS). The management of SSRS has aim to guarantee the safety of human and environment. According to the Act No. 10/1997, Radioactive Waste Technology Center(RWTC) is a national facility of radioactive waste management, which is in charge to manage the radioactive waste. The most of SSRS is managed at RWTC contains radionuclide Management of spent radiation sealed sources consist of conditioning, interim storage and disposal. The placement of SSRS into a concrete shell based on the radionuclide content, physical characteristic and radiation similarity Conditioning of SSRS is done in a concrete shell 350 litres. In year 2010, The 122 pieces of SSRS was conditioned on 8 concrete shell 350 liters. The exposure at 1 meters distance from concrete shell 350 liters is 0,15 12,5 µsv/jam, this value is lower than the allowable limit (2000 µsv / h). The 21 SSRS content radionuclide has a big dimension and not enough on concrete shell 350 liters, is conditioned at Interim Storage 2. Keywords: sealed radiation source, conditioning, concrete shell PENDAHULUAN Pemanfaatan tenaga nuklir secara umum dapat dibagi menjadi dua kelompok besar, yaitu pertama untuk ketenagaan (pembangkit tenaga termal dan listrik) dan yang kedua untuk aplikasi dalam industry dan rumah sakit. Pemanfaatan kedua meliputi penggunan bahan radioaktif untuk berbagai kebutuhan seperti penelitian, kesehatan, industri dan pertanian. Di Indonesia, manfaat tenaga nuklir kategori pertama belum dapat dirasakan, sementara manfaat kedua sudah secara luas dirasakan, Kedua macam pemanfaatan ini sudah barang tentu harus memperhatikan aspek keselamatan, sebagai aspek terpenting untuk melindungi manusia dan lingkungan agar dapat menjaga kesinambungan pembangunan itu sendiri (sustainable development) [1]. Setiap tahun pemanfaatan sumber radioaktif terbungkus dalam bidang industri terus meningkat, umumnya digunakan untuk kegiatan radiografi, pengeboran, detektor kandungan air, pengukur densitas dan lain lain. Hal ini akan menyebabkan timbulnya 87

2 sumber radioaktif terbungkus bekas sebagai limbah radioaktif. Menurut Undang-Undang No.10 Tahun 1997 pasal 23 ayat (1) menyebutkan bahwa pengelolaan limbah radioaktif dilaksanakan oleh Badan Pelaksana, dalam hal ini Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) sedangkan dalam pasal 24 ayat (1) menyebutkan bahwa penghasil limbah radioaktif tingkat rendah dan tingkat sedang wajib mengumpulkan, mengelompokkan atau menyimpan sementara limbah tersebut sebelum diserahkan kepada Badan Pelaksana [2]. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) adalah unit kerja di bawah BATAN yang mengemban tugas dan fungsi melaksanakan pengelolaan limbah radioaktif dari seluruh wilayah Indonesia. Tujuan pengelolaan limbah adalah untuk mencegah timbulnya bahaya radiasi terhadap manusia dan lingkungan, serta melaksanakan pengendalian operasi pemanfaatan lingkungan untuk mendukung operasi pemanfaatan iptek nuklir. Radionuklida yang digunakan pada umumnya pemancar gamma tetapi dapat juga sumber beta untuk keperluan kalibrasi. Beberapa radionuklida yang sering digunakan sebagai sumber pemancar radiasi untuk keperluan industri antara lain,, 192 Ir, 90 Sr, 85 Kr, 147 Pm, 241 Am, 109 Cd dan 55 Fe. Sumber radioaktif terbungkus mempunyai range aktivitas yang luas bergantung pada jenis penggunaannya, misalnya untuk sumber kalibrasi, mulai dari beberapa microcurie (µci) atau megabecquerel (MBq), dan untuk sumber teleterapi sekitar ribuan curie (kci) atau sekitar ratusan terabecquerel (TBq). Sumber dengan aktivitas tinggi dikemas menggunakan sebuah wadah yang terbuat dari baja tahan karat. Aktivitas sumber radioaktif merupakan fungsi waktu, yaitu semakin lama sumber radioaktif akan semakin berkurang aktivitasnya, akibat proses peluruhan. Sumber radiasi yang telah berkurang aktivitasnya dan tidak digunakan lagi dikategorikan sebagai sumber radioaktif terbungkus bekas dan diperlakukan layaknya seperti limbah radioaktif yang harus dikelola dengan benar [3]. Kondisioning bertujuan untuk mengurangi potensi kerusakan bungkusan sumber radioaktif akibat hal-hal tak diinginkan seperti resiko kebakaran. Wadah untuk kondisioning sumber radiasi bekas digunakan shell beton 350 liter atau shell beton 950 liter tergantung dimensi dan aktivitas sumber radiasi bekas tersebut. Kemudian wadah yang telah berisi sumber radiasi bekas tersebut disimpan dalam tempat penyimpanan sementara limbah radioaktif aktivitas rendah dan sedang. Selain melakukan pengiriman sumber radiasi bekas ke PTLR, terdapat beberapa opsi yang dapat dilakukan oleh pihak pengguna dalam pengelolaan sumber radiasi bekas radioterapi. Perlu diterapkan strategi pengelolaan sumber radiasi bekas yang efisien dan efektif agar pengelolaan limbah dapat berjalan dengan baik. Pengelolaan sumber radiasi bekas meliputi proses kondisioning, penyimpanan sementara dan penyimpanan akhir. Makalah ini akan menjelaskan tentang pengelolaan sumber radioaktif terbungkus bekas dari industri yang telah dilakukan oleh PTLR dan juga hal-hal yang perlu diperhatikan dalam pengelolaan limbah sumber radioaktif terkait dengan kemampuan dan peraturan yang melingkupi. PEMANFAATAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS DALAM INDUSTRI Pemanfaatan sumber radiasi dalam industri terutama jenis sumber radiasi terbungkus pada umumnya mempunyai aktivitas sedang sampai tinggi. Sumber radiasi terbungkus dikemas dalam sebuah wadah yang terbuat dari bahan yang kuat dan mampu menahan paparan radiasi. Dalam penggunaanya wadah sumber radiasi diberi pintu yang bisa dibuka dan ditutup baik secara manual atau melalui sebuah kontrol, sehingga dalam mengarahkan sumber radiasi ke material yang akan diuji tepat. Tabel 1 menyajikan pemanfaatan sumber radiasi terbungkus dalam industri Sumber radiasi terbungkus telah digunakan secara luas dalam industri industri besar seperti: PT. Gudang garam Kediri, PT. Indah Kiat Tbk. Perawang Mill Riau, PT. Pupuk Kaltim, PT. Pabrik Kertas Tjiwi Kimia Mojokerto, PT. Bukit Asam Sawah Lunto, PT. Petro Kimia Gresik dan PT. Djarum Kudus. Sumber bekas dapat digunakan diantaranya untuk radiografi industri dengan aktivitas penggunaan 0,1 5 TBq dengan aktivitas 65,3 100,2 Ci dan ditempat dalam wadah baja dengan paparan µsv/jam. Cobalt-60 digunakan untuk mengukur ketinggian pada volume zat cair pada tangki atau silo dengan aktivitas 88

3 penggunaan 0,1 10 GBq dengan aktivitas 65,3 100,2 Ci dan ditempat dalam wadah baja dengan paparan 3, µsv/jam. Cobalt-60 juga dapat digunakan untuk alat analisis x-ray Flourecence, Static Electricity eliminator, Alat pengawetan makanan dan sterilisasi dan fasilitas kalibrasi. Iridium 192 ( 192 Ir) dalam industri digunakan untuk radiografi pada umumnya berbentuk alat portabel dengan aktivitas penggunaan 0,1 5 TBq dengan aktivitas 65,3 100,2 Ci dan paparan µsv/jam pada kontak permukaan wadah. Tabel 1. Pemanfaatan Sumber Radiasi Terbungkus dalam Industri [4]. Radionuklida 192 Ir (, 179 Tm) 241 Am/Be ( 252 Cf) 241 Am/Be ( 252 Cf, 226 Ra/Be) 239 Pu Waktu Paro 74,0 hari 433,0 tahun 433,0 tahun 241 Am ( 241 Am) 85 Kr 60 Sr ( 14 C, 147 Pm, 241 Am) 241 Am 210 Po ( 226 Ra) 241 Am ( 226 Ra). 63 Ni 3 H 55 Fe 109 Cd (238Pu, 241 Am, 57 Co) 241 Am 226 Ra 433 tahun 10,8 tahun 29,1 tahun 433,0 tahun 128,0 hari 433,0 tahun 1600 tahun 96,0 tahun 12,3 tahun 2,7 tahun 463,0 hari Penggunaan Radiografi industri Pengeboran sumur Detektor kandungan air Pengukur pada konveyor Pengukur densitas Pengukur ketinggian Pengukur ketebalan Static Electricity eliminator Penangkal petir Detektor Elektron alat analisa x-ray Flourecence Alat pengawetan makanan dan sterilisasi Aktivitas Penggunaan 0,1 5 TBq 0,1 5 TBq GBq GBq 0,1 2 GBq 400 MBq 3 GBq 0,1 40 GBq 0,1 20 GBq 0,1 10 GBq 0,1 20 GBq 0,1 10 GBq 0,1 50 GBq 0,1 4 GBq 1 4 GBq 1 4 GBq GBq 3 7 GBq MBq 1 7,4 GBq 0,1 5 GBq 1 8 GBq 0,1 400 PBq 0,1 400 PBq Keterangan umumnya alat portabel Alat portabel Alat portable yang digunakan untuk mengukur kandungan air, biasanya mengandung radionuklida pemancar netron dan gamma. Instalasi terpasang untuk pengukuran idensitas batu bara, endapan dan uji logam Instalasi terpasang untuk pengukur densitas dari bahan yang volumenya tetap Instalasi terpasang untuk mengukur ketinggian isi dari tangki, silo atau kotak Instalasi terpasang untuk pengukuran ketebalan dari kertas, plastik atau bahan sejenis. Alat terpasang dan potabel. Instalasi terpasang Peralatan terpasang atau portabel Alat portabel untuk analisis campuran logam Instalasi terpasang (sumber tunggal sampai aktivitas 600 TBq. Fasilitas kalibrasi TBq Instalasi terpasang Instalasi terpasang (mudah 433,0 tahun Detektor asap 0,02 3 TBq dipindah) GBq Instalasi terpasang untuk Kapal keruk GBq pengukuran desitas endapan. Kendali furnace 2 GBq Instalasi terpasang 89

4 STRATEGI PENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS Adanya berbagai bentuk dan kondisi limbah memerlukan strategi pengelolaan tertentu, melibatkan berbagai cara pengelolaan. Strategi pengelolaan itu berbeda dari satu negara ke negara lain, namun strategi perlu dibuat agar penanganan limbah radioaktif dapat terselenggara dengan baik untuk jangka panjang dan tidak bersifat sesaat. Strategi ini diterapkan sebagai acuan bagi pengelola sumber radiasi bekas baik ditempat pengguna maupun di pusat pengelolaan limbah radioaktif, agar pengelolaan sumber radiasi bekas dapat terlaksana dengan efektif dan efesien [4,5]. Seperti yang tertera pada Gambar 1, strategi pengelolaan sumber radiasi bekas dilakukan sebagai berikut: 1. Sumber radiasi bekas dengan waktu paro pendek (< 100 hari). Pengelolaan dilakukan dengan memasukan sumber radiasi bekas dalam wadah guna peluruhan sampai aktivitasnya mencapai tingkat kliren, untuk selanjutnya sumber radiasi bekas dapat dilepas dari pengawasan sebagai limbah non radioaktif. Pengelolaan sumber radiasi bekas dilakukan di tempat pengguna (rumah sakit) dengan pengawasan BAPETEN 2. Sumber radiasi bekas dengan waktu paro menengah (< 30 Tahun). Pengelolaan dilakukan dengan kondisioning sumber radiasi bekas dalam wadah, penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari dekat permukaan (Near Surface Disposal). Pengelolaan sumber radiasi bekas ini dilakukan di PTLR dibawah pengawasan BAPETEN 3. Sumber radiasi bekas dengan waktu paro panjang (>30 tahun). Pengelolaan dilakukan dengan kondisioning sumber radiasi bekas dalam Long Term Storage Shield (LTSS), penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari pada tanah dalam (Deep Geological Disposal). Pengelolaan sumber radiasi bekas ini dilakukan di PTLR dibawah pengawasan BAPETEN. Sumber radiasi yang sudah tidak efektif dalam pemakainnya, biasanya dikategorikan sebagai sumber radiasi bekas dan diperlakukan layaknya seperti limbah radioaktif. Limbah radioaktif ini harus dikelola dengan benar sesuai dengan standar yang berlaku agar terjamin keselamatan masyarakat dan lingkungan hidup. TATA KERJA Bahan dan alat Bahan yang digunakan dalam kegiatan kondisioning sumber radiasi bekas adalah shell beton 350 liter, shell beton 950 liter, plastik, lakban, WD 40 dan cable tee. Peralatan yang digunakan dalam kegiatan kondisioning sumber radiasi bekas adalah identifinder NG , Surveimeter FAG, crane kapasitas 2 ton, forklift kapasitas 8 ton, kunci ring, kunci pas, sling baja (tali baja) dan Sling kain, serta pakaian kerja dan peralatan proteksi radiasi. Metode Shell beton 350 liter kosong di siapkan dengan menggunakan forklift pada ruang yang dilengkapi dengan sistem ventilasi OFF Gas untuk menghindari lepasan debu radioaktif. Tutup shell beton dibuka dengan mengangkat menggunakan forklift dan ditempatkan pada tempat yang aman. Crane dengan kapasitas 2 ton yang tersedia dipastikan bisa beroperasi, yang berfungsi untuk handling material sumber bekas. Shell beton yang berisi material sumber bekas sebagai tempat penampungan sementara, disiapkan di ruang yang sama untuk diidentifikasi dan pemisahan. Gambar 2. menyajikan proses kondisioning sumber bekas yang berasal dari industri. Sumber bekas di pindahkan ke dalam Shell beton 350 liter dengan menggunakan tali baja dan diangkat dengan mengunakan crane. Kondisioning dilakukan sesuai dengan jenis radionuklida, sehingga satu shell beton berisi satu jenis radionuklida atau lebih, tetapi mempunyai sifat yang sama. Setiap sumber bekas diukur laju paparan radiasinya pada kemasan atau pembungkus. Semua data yang tercantum pada nameplate diperiksa dan dicatat yang meliputi, jenis radionuklida, nomor seri, aktivitas dan waktu pengukurannya serta informasilainnya. Jika identitas radionuklida tidak ada atau rusak sehingga tidak bisa terbaca, identifikasi radionuklida dapat dilakukan dengan menggunakan alat identifinder NG

5 Penimbul Limbah Pemasok Sumber Radiasi Ya Pengumpulan Pemilahan Sumber Bekas Kembali ke Pemasok Tidak Pelepasan yang dikendalikan Limbah yang aman T 1/2 < 100 h T 1/2 < 30 t T 1/2 > 30 t Penanganan awal Penanganan awal Penanganan awal Simpan Untuk Peluruhan Kondisioning Kondisioning Tidak Ya Tingkat Aman dicapai Penyimpanan Sementara Penyimpanan Sementara Jangka Panjang Saluran air kotor atau cerobong Tempat Pembuangan Penyimpanan Dekat Permukaan Penyimpanan Tanah Dalam Pengelolaan Limbah Setempat (lokal) Pengelolaan Limbah Terpusat Gambar 1. Strategi Pengelolaan Sumber Bekas Terbungkus di PTLR [4,5]. Gambar 1. Strategi Pengelolaan Sumber Bekas Terbungkus di PTLR [4,5]. Sumber bekas terbungkus dari berbagai industri dalam proses kondisioning ditempatkan dalam shell beton 350 liter. Shell beton 350 liter dan 950 liter sebagai wadah limbah mempunyai diameter luar yang sama, tetapi volumenya berbeda sehingga ketebalan shell beton 350 liter lebih tebal, sehingga dengan ketebalan yang lebih besar diharapkan lebih mampu menahan paparan radiasi yang ditimbulkan limbah. Untuk mendapatkan jumlah sumber bekas yang tertampung dalam shell berton 350 liter dalam jumlah yang maksimum maka perlu dilakukan dismantling 91

6 secukupnya, tetapi harus memperhatikan sumber radiasi tetap aman berada dalam kontainernya. Dismantling dilakukan apabila container masih lengkap belum dibuka dudukannya, karena dalam penyimpanannya yang diperlukan sumber radiasi dan containernya yang mengamankan sumber radiasi. Untuk memudahkan dalam inventarisasi setiap sumber bekas di dokumentasikan berupa foto. Sumber radiasi bekas dikelompokkan berdasarkan kesamaan jenis radionuklidanya sehingga akan lebih aman dalam penyimpanannya, kemudian dikondisioning dalam wadah shell beton 350 liter. Jika shell beton 350 liter telah penuh, kemudian ditutup selanjutnya diukur laju paparan radiasi pada kontak permukaan shell dan pada jarak 1 m dari permukaan. Urutan roses kondisioning dapat dilihat Gambar 3. Data hasil pengukuran dan tanggal kondisioning dicatat pada sticker yang ditempelkan pada sisi luar Shell beton 350. Setelah semua administrasi selesai, Shell beton 350 liter disimpan di gudang penyimpanan sementara limbah radioaktif ( (Interim Storage) [6,8]. A B C D Gambar 2. Proses Kondisioning Sumber Bekas Terbungkus A. Shell beton 350 liter ditempatkan pada ruang proses B. Sumber bekas terbungkus disiapkan di atas palet. C. Proses pemasukan sumber bekas ke dalam shell beton D. Sumber bekas yang sudah tertata dalam shell beton HASIL DAN PEMBAHASAN Telah dilakukan kondisioning sumber radioaktif bekas yang berasal dari industri, jenis radionuklida yang diolah berupa, 90 Sr, 85 Kr, 241 Am, 192 Ir, 147 Pm, 55 Fe dan 109 Cd dengan jumlah seluruhnya 122 buah dengan berbagai ukuran. Sumber radiasi bekas yang berasal dari industri dan rumah sakit memiliki aktivitas radionuklida yang bervariasi dan ukuran wadah yang berbeda beda sehingga tidak semua sumber radiasi bekas bisa dikondisioning dalam shell beton 350 liter. Terdapat sumber radiasi bekas berisi radionuklida sebanyak 21 buah yang tidak dikondisioning dalam shell beton 350 liter tetapi langsung disimpan di Ruang Sumber Bekas Gedung I.S 2, karena sumber radiasi bekas tersebut memiliki dimensi besar yang melebihi 92

7 dimensi shell beton 350 liter. Dua buah sumber radiasi bekas berisi radionuklida yang mempunyai dimensi kecil di tempatkan pada shell beton 350 liter dengan kode SB 04 dengan paparan kontak shell beton 1,1 µsv/jam. Sumber radiasi bekas berisi radionuklida yang berjumlah 39 buah ditempatkan pada shell beton 350 liter dengan kode SB 09 dan SB 12. Karena jumlahnya tidak memungkinkan untuk ditempatkan dalam satu wadah shell beton 350 liter, maka ditempatkan dalam 2 shell beton. Satu shell beton memuat 33 buah dengan kode SB 12 dengan paparan kontak shell beton 2.3 µsv/jam dan sisanya ditempatkan pada shell beton dengan kode SB 09 dengan paparan kontak shell beton 0,4 µsv/jam. Sumber radiasi bekas berisi radionuklida 90 Sr yang berjumlah 34 buah ditempatkan dalam satu wadah pada shell beton 350 liter dengan kode SB 13 dengan paparan kontak shell beton 0,74 µsv/jam. Sumber radiasi bekas berisi radionuklida 241 Am, 109 Cd dan 55 Fe dengan jumlah 9, 3 dan 5 buah, karena tidak memungkinkan untuk ditempatkan dalam shell beton yang terpisah, maka ditempatkan dalam satu wadah shell beton dengan kode SB 14 dengan paparan kontak shell beton 2,6 µsv/jam. Sumber radiasi bekas berisi radionuklida 147 Pm dan 85 Kr dengan jumlah 5 dan 15 buah ditempatkan dalam dalam satu wadah shell beton dengan kode SB 16 dengan paparan kontak shell beton 93 µsv/jam, kedua radionuklida mempunyai aktivitas yang tinggi sehingga dipisahkan tersendiri. Secara rinci hasil kondisioning sumber bekas dari berbagai industri dapat dilihat pada Tabel 2. Pemanfaatan sumber radiasi terbungkus dalam industri disamping bermanfaat bagi manusia, juga memiliki resiko dan bahaya yang timbul. Tingkat bahaya yang timbul tergantung pada jenis sumber radiasi, bentuk, jenis pemakaian, kondisi sumber yang ada, karakteristik fisik, radionuklida, aktivitas dan jumlah. Pengontrolan jumlah sumber radiasi bekas yang dimiliki harus senantiasa dilakukan agar tidak terjadi bahaya akibat adanya insiden jumlah. Sesuai dengan strategi pengelolaan sumber radiasi bekas yang disajikan pada Gambar 1. tampak bahwa hanya terdapat dua opsi dalam pengelolaan sumber radiasi bekas yaitu dikembalikan ke pemasok atau di kelola oleh PTLR. Pemilihan salah satu opsi untuk suatu jenis sumber radiasi bekas tergantung dari beberapa faktor seperti aktivitas, kandungan radioisotop, kontrak pembelian dan kondisi fisik dari sumber radiasi bekas. Perlu dipertimbangkan bahwa biaya penyimpanan lestari dari beberapa sumber radiasi bekas yang memiliki aktivitas yang rendah bisa lebih besar dari harga pengadaan sumber radiasi awal. Sedangkan pengembalian sumber radiasi bekas pada pemasok tidak selalu menjadi pilihan, karena pengembalian ke pemasok kadang terhambat akibat persoalan dalam mendapatkan persetujuan yang tepat atau problem kontainer pengangkutan. Pada umumnya dalam situasi tertentu lebih disukai untuk mengembalikan sumber radiasi bekas pada pemasok, apalagi jika hal ini sudah termasuk dalam perjanjian saat pembelian sumber radiasi tersebut. Namun demikian, terkadang timbul kendala tatkala pemasok tidak lagi mampu untuk menerima sumber radiasi bekas tersebut, atau kendala dalam pengangkutan sumber radiasi bekas tersebut ke tempat asal pemasok. Dalam kasus seperti ini akan lebih baik jika sumber dikirim ke pusat pengelolaan limbah radioaktif. Sumber radiasi bekas yang dikembalikan ke pemasok dimungkinkan oleh pemasok untuk didaur ulang dan dijadikan sumber radiasi baru. Pengiriman sumber radiasi bekas ke pemasok yang lain merupakan salah satu opsi yang dapat dipertimbangkan. Banyak institusi diluar negeri (pemasok lain) yang secara rutin memperbaharui sumber radiasi bekas ini dengan alasan agar lebih ekonomis. Sumber bekas yang akan dikirim ke pemasok atau ke pusat pengolahan limbah radioaktif harus dikemas dan diangkut dengan kontainer khusus seperti kontainer timbal yang dilengkapi dengan overpack. Pengangkutan harus memenuhi standar peraturan yang telah ditetapkan standar internasional (IAEA`transport regulation). Sebelum pengangkutan, harus dipastikan bahwa sumber tidak bocor dan integritas penahan radiasi harus kuat selama pengangkutan. Pengangkutan harus disertai dengan dokumen sumber radiasi tersebut termasuk hasil tes usap untuk mengetahui apakah ada kebocoran kemasan. Jika didapati adanya kebocoran kemasan, maka harus dilakukan pengepakan kembali untuk menghindari terjadinya kontaminasi pada kontainer pengangkutan. Dilakukan tes usap kembali pada kemasan sumber untuk memastikan bahwa sudah tidak terjadi kebocoran kemasan [7]. 93

8 Tabel 2. Hasil Kondisioning Sumber Bekas yang berasal dari Industri [5] No. Asal Limbah Radionuklida Aktivitas 1 PT. Indah Kiat Pulp and Paper, Tbk. Serang Paparan Kontak (msv/j) Kr mci Jml Ket. 2 PT. Argha Karya Prima, Citeureup, Bogor Kr-85 5,5 GBq 81,2 µsv/j 1 3 PT. Graha Cemerlang Paper, Cikampek, Pm mci 20,7 µsv/j 1 4 PT. Pindo Deli Pulp and Paper Mills, Karawang Kr-85, Fe ,6 mci 0, µsv/j 6 SB PT. Polidayaguna Perkasa, Ungaran Pm ,95 GBq 1,3 µsv/j 1 6 PT. Indah Kiat, Tbk. Perawang Mill, Riau. Kr-85, Pm mci 1,1-100 µsv/jam 2 7 PT.Pet Film Indonesia. SJakarta Selatan, Pm ,95 GBq 0,48 µsv/jam 1 8 PT. Pupuk Kalimantan Timur, Bontang, Kaltim Am-241, Cd-109, Fe-55, Am-241, Cd-109 0,5-45 µci 0,25 mr/j 6 9 PT. Bukit Asam Unit,Sawahlunto, Cs-137, Am-241 0,185 GBq µsv/j 4 SB PT. Bisma Narendra Bekasi, Am mci 15,5 µsv/jam 2 11 PT. Djarum Jl. Jend. A. Yani Kudus Sr mci µsv/j PT. Gudang Garam, Kediri, Sr mci µsv/j 8 13 PT. Petrokimia Gresik Jl. A. Yani, Gresik, Cd-109, Fe mci 0,19 µsv/j 2 SB PT. Polidayaguna Perkasa,Ungaran, Sr mci 12,8 µsv/j 1 15 PT. Toba Pulp Lestari, Sumatra Utara Cs mci µsv/j 2 16 Chevron Indonesia Company,Balikpapan, Cs mci 0,085-0,131 mr/j 3 17 PT. TITAN Petrokimia Nusantara,Cilegon Cs mci 50 µsv/j 1 18 PT. Indah Kiat, Tbk. Perawang Mill, Riau Cs mCi 4,9-560 µsv/jam 18 SB PT. Maruwai Coal, Jakarta Cs mci µsv/jam 4 20 PT. Pabrik Kertas Tjiwi, Kimia, Mojokerto, Cs mci 0,55-15,5 µsv/jam 5 21 PT. Indah Kiat, Tbk. Perawang Mill, Riau Co mci 4-75 msv/jam 21 IS PT. Indah Kiat, Tbk. Siak Riau Cs-137, Co mci 2,4-121 msv/jam 6 SB PT. Megatek Konsindo,`Jakarta Ir ,6 Ci PT. Emasindo Sakti Ruko, Jakarta Ir ,2 Ci 150 µsv/jam 1 25 PT. Wismar Inspecsindo, Jakarta. Ir ,2 Ci 150 µsv/jam 1 26 PT. Lekom Maras, Jakarta Selatan Ir ,3 Ci 150 µsv/jam 1 Shel megatek 27 PT. Megatek Konsindo, Jakarta Selatan, Ir ,5 Ci 200 µsv/jam 1 28 PT. Indah Kiat Pulp & Paper, Riau Cs mci 0, µsv/jam 3 SB -19 Jumlah limbah

9 Pada Tabel 3. dibawah adalah data laju paparan radiasi pada shell beton 350 liter hasil kondisioning sumber bekas industri, menunjukkan bahwa sumber bekas setelah dilakukan kondisioning dalam wadah shell beton 350 liter paparanya cukup kecil antara 0,4 2,6 µsv/jam kecuali pada shell beton 350 liter dengan kode SB 16 dan Shell Megatek, dengan paparan kontak 93 µsv/jam dan 325 µsv/jam. Shell Megatek yang digunakan untuk kondisioning sumber 192 radiasi bekas berupa Ir mempunyai aktivitas yang tinggi yaitu 65,3 100,2 Ci, sehingga setelah dikondisioning dalam shell beton 350 liter masih mempunyai paparan yang cukup besar yaitu 325 µsv/jam (= 32,5 mrem/jam) pada kontak permukaan shell beton. Nilai laju paparan tersebut masih di bawah laju paparan maksimal yang diperkenankan yaitu sebesar 200 mrem/jam(= 2 msv/jam) [6]. Tabel 3. Data laju paparan radiasi shell beton 350 l hasil kondisioning No. Kode Shell Beton Laju Paparan (µsv/jam) Kontak 1 m 1 SB 04 1,1 0,62 2 SB 09 0,4 0,29 3 SB 12 2,3 1,6 4 SB 13 0,74 0,15 5 SB 14 2,6 1,9 6 SB ,5 7 SB 19 0,4 0,32 8 Shell Megatek KESIMPULAN Tujuan pengelolaan limbah adalah untuk mencegah timbulnya bahaya radiasi terhadap manusia dan lingkungan, serta melaksanakan pengendalian operasi pemanfaatan lingkungan untuk mendukung operasi pemanfaatan iptek nuklir. Dalam pengolahannya limbah sumber radioaktif bekas yang terbungkus dilakukan dengan cara kondisioning dalam shell beton 350 liter. Jumlah limbah sumber bekas terbungkus yang dapat dikondisioning dalam shell beton 350 liter sebanyak 122 buah dan dikondisioning dalam 8 buah shell beton 350 liter. Penempatan sumber bekas dalam shell beton dipisahkan menurut kandungan radionuklidanya atau kesamaan sifat-sifat radiasi atau fisiknya. Sumber radiasi bekas berdimensi besar, yang tidak dimungkinkan untuk dikondisioning dalam shell beton 350 liter hanya dilakukan kondisioning di Ruang Sumber Bekas Gedung I.S 2. Limbah sumber bekas ini mengandung radionuklida berjumlah 21 buah. Paparan shell beton setelah berisi limbah hasil kondisioning 0,4 s/d 325 (µsv/jam) masih dibawah laju paparan maksimal yang diperkenankan yaitu sebesar 200 mrem/jam (= 2 msv/jam) DAFTAR PUSTAKA 1. ASMEDI SURIPTO, Pengelolaan Limbah Radioterapi Eksternal Rumah Sakit Buletin ALARA, Vol. 4, (Edisi Khusus), Agustus Undang- Undang No.10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran (1997). 3. AISYAH, Pengelolaan Sumber Bekas Radiasi Bekas Radioterapi, Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI, PTLR- BATAN, IAEA: Management of Waste from The Use of Radioactive Material in Medicine, Industry, Agriculture, Research and Education, Safety Guide No.WS-G-2.7, IAEA-Vienna (2005). 5. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif: Pengelolaan Limbah dari Industri di BATAN, PTLR-BATAN, Serpong (2010) 6. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Handling, Conditioning and Storage of Spent Sealed Radioactive Source, IAEA- TECDOC-1145, IAEA, Vienna, Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Nomor 27 Tahun 2002 Tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif, PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF, Instruksi Kerja Kondisioning Sumber Radioaktif Terbungkus Bekas Aktivitas Rendah Dan Sedang, PTLR-BATAN,

10 96