PRO SIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 11 September 2013

Transkripsi

1 @ PRO SIDING SEMINAR Yogyakarta, 11 September 2013 EVALUASI KESELAMATAN PADA PROSES PEMETAAN PENYIMP ANAN LIMBAH SUMBER BEKAS BERDIMENSI BESAR L. Kwin Pudjiastuti, M. Cecep Cepi H, Syah Dannawan Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK EVALUASI KESELAMA TAN PADA PROSES PEMETAAN PENYIMPANAN L1MBAH SUMBER RADIOAKTIF BEKAS BERDEMENSI BESAR. Telah dilakukan evaluasi keselamatan pada kegiatan pemetaan sumber radioaktif dengan ukuran besar di Interm Storage 2 (IS-2), pemetaan dilakukan pada triwulan I dan triwulan /I tahun Tujuan pemetaan agar mempermudah dalam penelusuran limbah radioaktif yang disimpan di IS-2. Pemetaan dilakukan dengan mengelompokkan jenis sumber radioaktifnya, asal penimbullimbah, bentuk bungkusan, kemudian didata dan disusun pada rak sesuai dengan kelompoknya. Evaluasi keselamatan dilakukan terhadap paparan radiasi dan tingkat kontaminasi daerah kerja serta penerimaan dosis petugas/pekerja yang melaksanakan pemetaan, Hasil evaluasi keselamatan pada kegiatan pemetaan sumber bekas dengan dimensi besar, laju dosis rata-rata sebesar 1,31±0,99 psv/jam. Pengukuran tingkat kontaminasi udara di ruang penyimpanan limbah dengan dimensi besar IS-2 sebesar 0,0272 Bq/m3 atau 1,73 % dari batasan tingkat kontaminasi untuk gross f3/y sedangkan untuk gross a tidak terdeteksi adanya kontaminan, penerimaan dosis eksternal dan internal pekerja yang bertugas rata-rata sebesar 0,15 msv selama 6 bulan atau 0,75% dari Nilai Batas Oosis tahunan yang di ijinkan. Oari hasil evaluasi keselamatan kegiatan pemetaan limbah radioaktif disimpulkan bahwa persyaratan proteksi radiasi yang meliputi optimasi dan limitasi telah dilaksanakan dengan baik. Kata kunci :Keselamatan, pemetaan, sumber bekas ABSTRACT SAFETY EVALUA TION OF WASTE STORAGE IN THE MAPPING PROCESS OF RADIOACTIVE SPEND SOURCES IN LARGE DIMENTION. Evaluations have been conducted on the safety of radioactive sources with activity mapping in Interm Storage - 2 (IS-2), the mapping is done in the first quarter and second quarter of Mapping objectives in order to facilitate the tracking of radioactive waste stored in the IS-2. Mapping is done by grouping types of radioactive source, producing waste, package, then recorded and arranged on shelves suitable with the group. Safety evaluations conducted on the radiation exposure and level contamination of work areas and the acceptance of the dose officers / employees who work in the mapping. The result of safety evaluation in the spend source mapping with large dimensions mean dose rate of 1.31 ± 0.99 psv / h. Measuring the level of air contamination in the waste storage with large dimensions IS-2 is Bq/m3 or 1.73% of gross limitation contamination for f3/y, while for a gross was not detected any contaminants, acceptance of external and internal dose of workers which served an average of O. 15. msv for 6 months or 0.75% of the annual dose limit value is allowed. The results safety evaluation of radioactive waste mapping exercise concluded that the radiation protection requirements and limitations that include optimization has been implemented. Key words: Safety, mapping, spent source L.Kwin Pudjiastuti, dkk. ISSN Buku I Hal. 1

2 PRO SIDING SEMINAR Pusat Teknologi Akselerator don Proses Bahan Yogyakarta, 11 September 2013 PENDAHULUAN Semakin berkembangnya teknologi yang memanfaatkan sumber radioaktif mengakibatkan semakin banyak limbah sumber radioaktif yang dihasilkan. Berbagai jenis, bentuk dan aktivitas limbah radioaktif yang dihasilkan dari berbagai industri dan rumah sakit merupakan tantangan dalam pengelolaan dan peyimpanannya, agar keselamatan masyarakat dan lingkungan saat ini dan akan datang dapat terjamin. Dalam Undang-undang No 10 tahun 1997 pasal 23 menyebutkan bahwa pengelolaan limbah radioaktif dilaksanakan oleh badan pelaksana yaitu Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN)'pJ Secara teknis pengelolaan limbah radioakif dilaksanakan oleh Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) yang merupakan satu-satunya fasilitas di Indonesia yang dimiliki oleh badan pelaksana. Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) selain mengelola dan mengolah limbah radioaktif yang berasal dari fasilitas penelitian yang ada di BATAN juga mengelola limbah radioaktif berupa sumber bekas yang berasal dari industri dan rumah sakit yang memanfaatkan bahan radioaktif sebagai salah satu kegiatannya. Limbah radioaktif berupa sumber bekas yang berasal dari industri merniliki berbagai jenis yaitu padat, cair maupun gas dengan berbagai radionuklida 2). Limbah - limbah yang berasal dari industri ini telah dikemas dalam pembungkus timah hitam (Pb) sekaligus berfungsi sebagai penahan radiasi. Karena aktivitasnya bahan radioaktif, maka diperlukan pembungkus sumber radioatif dengan dimensi bervariasi agar paparan radiasi yang ditimbulkannya tidak membahayakan masyarakat dan lingkungannya. Sumber radioaktif dari rumah sakit berupa peralatan radioterapi dengan sumber radionuklida berupa Co-60 atau Cs-137 memiliki dimensi pembungkus dan berat yang besar dengan ukuran sekitar 2: 50 cm2 dengan beraf 100 Kg, sehingga memerlukan peralatan dan keahlian khusus dalam melakukan penataan dan pemetaannya. Sumber radioaktif dari industri merniliki dimensi bervariasi dengan berbagai jenis radionuklida yang digunakan. Contoh sumber bekas dengan dimensi besar dari rumah sakit yang berupa teleterapi dan irradiator ditampilkan dalam Gambar 1. Sumber bekas berdimensi besar dari industri ditampilkan pada Gambar 2.. Pemetaan dilakukan dengan melakukan identifikasi limbah sumber bekas yang masuk ke IPLR, meliputi asal limbah, jenis radionuklida, aktivitas, nomer seri dan paparan pada kontak clan j arak satu meter Dari kegiatan pemetaan sumber bekas dengan dimensi besar, diharapkan akan mempermudah dalam identifikasi dan pencarian lokasi penyimpanan jika dilakukan pemeriksaan. Gambar 1. Sumber bekas teleterapi dan irradiator dari rumah sakit. Gambar 2. Sumber bekas berdimensi besar dari industri Evaluasi keselamatan pada kegiatan atau proses pemetaan sumber bekas berdimensi besar dilakukan terhadap paparan radiasi daerah kerja, dengan pengaturan waktu, tingkat kontarninasi udara daerah kerja serta penerimaan dosis pekerja yang melaksanakan kegiatan tersebut3). TEORI DAN TAT A KERJA Sumber bekas terbungkus dengan dimensi besar atau biasa disebut Disused Sealed Radioactive Source (DSRS) merupakan sumber radioaktif dengan aktivitas tinggi sehingga sebagai pembungkus digunakan timbal dengan beraf 100 Kg tergantung aktivitas radionuklida di dalamnya. Sumber radioaktif dikategorikan menjadi 5 kategori. Pengkategorian ini berdasarkan pada jenis pemanfaatan yang dikualifikasikan dengan nilai spesifik (D). Nilai D merupakan aktivitas spesifik sumber radioaktif yang dapat menyebabkan efek deterrninistik yang fatal untuk skenario asumsi konservatif yang meliputi paparan eksternal dari sumber yang terlepas dari wadahnya tetapi masih tetap terbungkus dalam kapsul yang sedang berada dalam ruangan penyimpanan selama beberapa minggu. Buku I hal. 2 ISSN L.Kwin Pudjiatuti, dkk

3 ~ PRO SIDING SEMINAR. Yogyakarta, 11 September 2013 Dalam penyimpanan sumber radioaktif perlu memperhatikan nilai rasio Aktivitas (A) dengan D dan dibandingkan dengan nilai ND dalam lampiran peraturan kepala BAPETEN, untuk menentukan kategori yang sesuai. 4). Berikut disampaikan Tabel kategorisasi sumber radioaktif berdasarkan rasio AID dan jenis pemanfaatannya yang diatur oleh BAPETEN. 4) Tabell. Kategorisasi sumber radioaktif. Kategori Rasio Aktivitas ~D ~ >A1D~10 10>A1D~1 1>AID~0,01 0,01>A1D~batas naecualian Nilai AID telah diberikan dalam bentuk tabel sesuai dengan jenis penggunaannya dan aktivitas (A) dari sumber radioaktifuya, sehingga mempermudah dalam pengkategorisasian dalam penyimpanan sumber radioaktif. Bahan 1. Filter 2. Tali pengaman 3. Tali sling 4. mur baut Husin 5. balok penahan Palembang Mangunku RS Makassar Medan M. Asal Rn -sumo Cipto RS.U Wahidin S. 6. baterai 7. plastik ditempatkan dan disusun dalam rak yang telah diberi kode yang sesuai dengan kode dalam kartu identitas. Limbah dengan berat besar ditempatkan di atas rak paling bawah, sedangkan limbah dengan berat lebih ringan di tempatkan pada rak di atasnya. Penyusunan limbah juga memperhatikan besarnya paparan radiasi sedemikian rupa sehingga paparan terbesar tidak mengenai pekerja. Pemantauan keselamatan dilakukan dengan memperhatikan tingkat radiasi daerah kerja dan perkiraan penerimaan dosis pekerja yang diperbolehkan dengan pengaturan waktu kerja. Pekerja selain menggunakan dosimeter perorangan berupa Thermolurninisence (TLD), juga dilengkapi dengan digital dosimeter untuk mengetahui secara langsung dosis yang diterimanya. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil kegiatan pemetaan sumber bekas radioaktif dengan dimensi besar yang berasal dari rumah sakit seluruh Indonesia sebanyak 29 buah merupakan sumber bekas radioterapi dan irradiator. Beberapa contoh ditampilkan dalam Tabel 2. Tabel 2. Limbah sumber bekas berdimensi besar dari rumah sakit Aktivitas Paparan (Kg) Identitas Bekas Kontak 0,52 0,36 53,4 0,25 0,12 1, m 0, ,3 150 (Maret 4556 (GammamCi irradiator) 2007) Co-60 Cs-137 (Curie- stock) (blood tron) Ci Sumber (mrem/iam) Berat Pringadi Rumah Sakit Peralatan 1. surveymeter digital 2. peralatan mekanik 3. forklift 4. handklif 5. Alat Pelindung Diri 6. Dosimeter digital 7. Air sampler monitor 8. alp sample counter Cara Kerja. Pemetaan sumber bekas dengan dimensi besar dilakukan dengan melakukan verifikasi dan identifikasi data limbah yang masuk ke PTLR. Limbah dikelompokkan berdasarkan jenis radionuklidanya, aktivitas dan penimbul limbahnya. Dari data limbah yang telah diperoleh dibuat kartu identifikasi yang berisi tanggal terima, asal limbah, radionuklida, aktivitas awal, paparan radiasi, kode penempatan. Kartu identitas diikatkan pada masing-masing limbah sumber bekas. Sumber bekas yang telah di data Tabel 2. hanya menampilkan sebagian data yang perlu, sedangkan data lainnya meliputi nomor identitas, tanggal penerimaan, posisi dan temp at penyimpanan pada rak sangat diperlukan untuk penelusuran. Sampai triwulan II tahun 2013, limbah sumber bekas berdimensi besar yang berasal dari industri sejumlah 85 buah yang berasal dari seluruh Indonesia. Limbah-limbah ini merniliki berat antara 20 kg sampai dengan 800 kg. Beberapa contoh limbah industri yang dikelola di PTLR ditampilkan dalam Tabel3. L.Kwin Pudjiastuti, dkk. ISSN Buku I Hal. 3

4 PRO SIDING SEMINAR Vogyakarta, 11 September 2013 ~ bara ical Bukit ertamina n Tabel 3. Limbah sumber bekas berdimensi besar dari Industri Paparan 5000 Kontak 6,5 Aktivitas 1,1 18 0,6 0,5 1,32 1,7 0,13 51 (KII) m Sumber Cs-137 Cf-252 Bekas Identitas (mrem/iam) mci mciberat Co-60 C ,8 PT. Mitsubhisi TIFICO, Limbah sumber bekas yang berasal dari industri memiliki aktivitas bervariasi antara 1,5 mci sampai dengan 141 Ci, dernikian juga beratnya bervariasi. Penataan sumber bekas dalam rak ditoojukkan dalam Gambar 3. sebagai berikut Gambar 3. Penataan sumber bekas dengan dimensi besar di IS-2 Hasil evaluasi keselamatan pada kegiatan pemetaan limbah sumber bekas ini diperoleh data tingkat radiasi atau laju dosis daerah kerja di IS-2 dihmjukkan dalam Tabel 4 sebagai berikut. Tabel 4. Pemantauan tingkat radiasi / laju dosis daerah kerja IS-2 Daerah 1,31±0,99 0,22 0,35 3,65 0,17Keria laiu dosis ( usvliaml Latar Laju dosis daerah kerja diukur di sekitar tempat pekerja melakukan pekerjaan, dari pengulcuran laju dosis ini dapat diperkirakan waktu yang diperlukan agar dosis yang diterima pekerja tidak melebihi batasan yang di ijinkan. Pembatas dosis yang ditetapkan oleh PTLR sebesar 5 msv/tahoo 4), yaitu seperempatnya dari Nilai Batas Dosis (NBD) yang ditetapkan oleh BAPETEN 20 msv/tahoo 5), maka pekerja maksimum diperkenankan menerima dosis sebesar 5 I1Sv/jam. Dari hasil pengukuran laju dosis daerah kerja rata-rata sebesar 1,31 J.lSv/jam, maka agar tidak melebihi pembatas dosis, pekerja dapat bekerja sekitar 3 jam, namum untuk melaksanakan limitasi, pekerjaan ini dilaksanakan seeara bergantian sehingga dalam satu hari seorang pekerja hanya melaksanakan pekerjaan yang langsoog berhuboogan dengan sumber radiasi sekitar dua jam dalam satu hari. Pembatas dosis setiap tahun dapat dilakukan evaluasi dan ditinjau ulang namoo masih tetap dibawah NBD per tahun yang ditetapkan BAPETEN. Hasil penerimaan dosis selama dua triwulan yang diterima pekerja yang melaksanakan pemetaan sumber bekas dengan dimensi besar ditoojukkan dalam Tabel 5 sebagai berikut. Tabel5. Penerimaan dosis kumulatifpekerja di IS- 2 Jumlah Peke~a 12 Dosis kumulatif yang diterima pekerja paling tinggi sebesar 0,31 msv selama enam bulan, jika dibandingkan dengan nilai pembatas dosis yang ditetapkan sebesar 5 msv selama satu tahun, maka paling besar dosis yang diterima pekerja selama enam bulan sebesar 2,5 % dari batasan, hal ini dikarenakan dilakukan pembatasan waktu pekerjaan dan bergantian. Nilai ini masih sangat keeil, sehingga penerimaan dosis akibat dari pekerjaan dengan sumber radioaktif dapat ditekan serendah moogkin. HasH pengukuran tingkat kontarninasi udara di IS-2 ruang dimana dilakukan kegiatan pemetaan sebesar 0,0272 Bq/m3 untuk gross PlY sedangkan untuk gross a tidak terdeteksi adanya kontaminan. Batasan yang diambil untuk tingkat kontaminasi udara daerah kerja sebesar 60 Bq/m3 sehingga jika dibandingkan dengan batasan, maka hanya sebesar 0,04 % dari batasan, hal ini sangat jauh dibawah batasannya. Tingkat kontaminasi ini diukur dalam gross, sehingga masih dimungkinkan besaran kontarninasi yang terukur bukan merupakan radionuklida dari sumber bekas, karena radionuklida di dalam sumber bekas berupa padat. Tingkat kontaminasi udara dari pengotor/atau radionuklida alam dalam ruangan. KESIMPULAN Hasil evaluasi keselamatan pada kegiatan proses pemetaan limbah sumber bekas dengan dimensi besar di IS-2 tidak diperoleh hasil yang melebihi batasan yang di ijinkan baik ootuk penerimaan dosis pekerja maupun pengukuran tingkat kontaminasi udara daerah kerja masih jauh di bawah batasan yang di ijinkan, bahkan tidak ada Buku I hal. 4 ISSN L.Kwin Pudjiatuti, dkk

5 @ PRO SIDING SEMINAR Yogyakarta, 11 September 2013 kontaminasi udara yang diakibatkan dari radionuklida di dalam sumber bekas yang ada di IS-2 sehingga keselamatan dan kesehatan pekerja dapat terjaga. Hasil pernetaan lirnbah sumber bekas akan rnernperrnudah dalam pencarian apabila akan dilakukan proses lebih lanjut, sehingga rnengurangi waktu pekerja berdekatan dengan surnber radioaktif, dan rnengurangi penerimaan dosis pekerja. UCAPAN TERIMAKASIH Ucapan terirna kasih disampaikan kepada ternan-ternan yang telah bekerjasama dalarn proses pemetaan lirnbah sumber bekas di IS-2, ucapan terima kasihjuga disampaikan kepada Pak Hartono atas diskusinya tentang DSRS. DAFTAR PUST AKA 1. NONAME; Undang Undang No. 10 Tahun 1997 tentang "Ketenaganukliran". 2. NONAME Keputusan Kepala Batan Nornor 3921KA/XI/2005 ten tang Organisasi dan Tata Kerja BAT AN 3. NONAME Peraturan Pernerintah No. 33 Tahun 2007 ten tang "Keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber radioaktif". 4. NONAME Dokurnen Program Proteksi Radiasi di IPLR serta prosedur dan Instruksi Kerja pendukung. 5. NONAME Keputusan Kepala BAPETEN No. 4 tahun 2013 tentang "Proteksi dan Keselarnatan radisai dalarn pernanfaatan tenaga nuklir". 6. NONAME, Pedornan Keselarnatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong. Revisi 1, 20 II. TANYAJAWAB Suwarto ~ Terakit dengan lirnbah radioaktif dari PL TU dan PT TIFICO. Apakah PLTU dan PTTIFICO sebagai pengguna zat radioaktif atau rnemang rnenghasilkan radioaktif? L.Kwin Pujiastuti -<} Industri (PLTU, PT TIFlCD) aadalah pengguna zat radioaktif dalam kegiatanya seperti untuk gauging ketinggian atau kerapatanlketebalan apabila sudah tidak digunakan lagi maka zat radioaktif tersebut sebagai limbah dan harus dikirim ke PTLR. Abdul Aziz RH ~ Apakah desain Rak 4 menyirnpan lirnbahlirnbah tersebut rnerupakan hasil perhitungan? Sebagaiaman RSG rnenyirnpan bahan bakar baru & bekas? L.Kwin Pujiastuti -<} Desain rak penyimpanan sumber bekas diperhitungkan berdasarkan kekuatan menahan beban sumber bekas yang disimpan. Nada Marnada ~ Perka BAPETEN tentang KSR rnenyebutkan ketiga yang ada A, B, dan C, bukan ketiga 1,2,3,... seperti yang dipresentasikan? ~ Istilah iradiator perlu mernperhtikan nornor dat yang ada L.Kwin Pujiastuti -<} Dalam peraturan BAPETEN no. 7 Tahun 2007 ten tang keamanan sumber radioaktif disebutkan kategori 1 sid 5 untuk menentukan kelompok keamanan A,B, dan C atau D dengan persyaratan masing-amasing kategori 1 masuk kelompok keamanan A, kategori 2 dan 3 masuk kelompok keamanan B dst. L.Kwin Pudjiastuti, dkk. ISSN Buku I Hal. 5

6