KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI PADA PEKERJA D.A.LAM PROSES DISMANTLIN(3 SUMBER BEKAS

Transkripsi

1 KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI PADA PEKERJA D.A.LAM PROSES DISMANTLIN(3 SUMBER BEKAS Untara, M. Cecep Cepi H, Mahmudin Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI PADA PEKERJADALAM PROSES DISMANTLING SUMBER BEKAS. Telah dilakukan kajian penerimaan dosis radiasi terhadap peke~a selama melakukan proses dismantling sumber bekas. Kajian ini bertujuan untuk memperkirakan besarnya penerimaan dosis radiasi yang diterimaoleh pekerja selama dismantliilg. Kajian ini dilakukan berdasarkan aktivitas limbah radioaktif yang diserahkan di P2PLR. berdasarkan aktivitas tersebut dlakukan perhitungan kemungkinaan dosis radiasi yang diterima pekerja. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa sumber bekas GOGo dan 137 Cs dengan aktivitas 0-50 mci berpotensi memberikan dosis radiasi terhadap pekerja maksimal10 mrem, untuk aktivitas mci memberikan dosis radiasi maksimal 20 mrem dan aktivitas mci memberikan dosis radiasi maksimal 100 mrem pada jarak 1 meter dari permukaan sumber selama 1 jam kerja. Penggunaan perisai (shielding) dalam proses dismantling 137CS akan memberikan penurunan laju dosis 2 (dua) kali lebih besar dibanding untuk sumber bekas GoGo. ABSTRACT STUDY ON WORKER RADIATION DOSE ACCEPTANCE IN DISMANTLING PROCESS OF SPENT SOURCES. It has been done the study on radiation dose acceptance on worker during dismantling process of spent sources. The purpose of this study is to estir:'7ate the number of radiation dose accepted by worker during the dismantling. This study was done and based on the radioactive waste activity supplied to Rv'v'MC/P2PLR on which possibility of worker accepted dose was counted. From the result of counting was found that spent sources of BOCO and 137 Cs with the activity of 0 up to 50 mci potentially emitted maxmimum radiation dose of 10 mrem, and the activity of 50 up to 100 mcipotentia/ly emitted maximum radiation dose of 20 mrem, dan the activity of 100 up to 200 mci potentiaiiy emitted maximum radiation dose of 100 mrem at 1 meter distance from the source surface for 1 workhour. The use of shield in dismantling process of 137 Cs spent source would result in the decrease of dose rate twice larger than of BOCO. PENDAHULUAN Salah satu pemanfaatan teknik nl,'klir untuk kesejahteraan manusia diterapkan dalam bidang industri seperti industri pertambangan, semen, tekstil, kertas dan pabrikasi plat baja baik sebagai perunut (tracer) maupun alat kontrol (Iev'el, thickness, density contra/). Jenis radinuklida yang digunakan dalam bidang industri biasanya mempunyai umur para (T 1/2) sedang (5 th < T 1/2 < 30 th) dengan aktivitas dalam orde mci -Ci. Dengan jenis radionl,jklida berumur para (T 1/2) sedang tersebut selama pabrik berproduksi perlu dilakukan penggantian sumber radiasi yang digunakan sehingga akan menghasilkan sumber bekas (spent source) sebagai limbah radioaktif. Sesuai dengan Undang-Undang No. 10 Tahun 1997 limbah radioaktif tersebut harus dikelola secara am an bagi pekerja, masyarakat dan lingkungan. PIJsat Pengelolaan limbah Radioaktif sebagai salah satu instansi yang

2 mempunyai fasilitas untuk pengolahan limbah radioaktif berkewajiban melakukan pengeiolaan!imbah yang dihasilkan dari industri tersebut. Dalam proses pengelolaan limbah radioaktif sumber bekas dilakukan melalui beberapa tahapan yakni pengangkutan, karakterisasi, pelepasan sumber dari wadahnya (dismantling), pengolahan dan penyimpanan sementara. Dari beberapa tahapan tersebut resiko penerimaan dosis radiasi terbesar terjadi pada proses dismantling karena dalam tahap ini sumber dilepas dari wadah atau rumahnya sehingga akan memberikan potensi paparan radiasi terhadap pekerja. Untuk mengurangi penerimaan dosis radiasi serendah mungkin perlu dilakukan pengkajian terhadap paparan radiasi yang akan ditimbulkan dalam proses dismantling. Pengkajian ini bertujuan untuk memperkirakan besarnya paparan ra~iasi yang akan diterima oleh pekerja pada saat proses dismantling sumber bekas, sehingga dapat dilakukan tindakantindakan proteksi radiasi yang diperlukan dalam proses dismantling tersebut. TATA KERJA Bahan dan Peralatan Bahan yang diperlukan aim kajian ini adalah data limbah radioaktif di IPLR sampai tahun 2001 yang mencakup jenis radionuklida, tahun pembuatan dan aktivitasnya. Sedangkan untuk peralatan yang dipe.rlukan adalah seperangkat komputer yang dilengkapi dengan perangkat lunak MS Excel.. Metodologi Kcselamatan merupakan faktor utama yang harus dipenuhi da!am pengelolaan limbah r~dioaktif, baik keselamatan terhadap pekerja, masyarakat maupun lingkungan. Dalam aspek proteksi radiasi keselamatan pekerja dapat dilakukan dengan pembatasan penerimaan dosis radiasi yang sangat bergantung terhadap waktu tinggal pekerja, jarak dari sumber radiasi dan penggunaan perisai (shielding), Dalam kajian ini akan dilakukan prakiraan penerimaan dosis radiasi oleh pekerja radiasi selama kegiatan sumber bekas 60CO dan 137 Cs dari limbah industri non rumah sakit. dismantling Berdasarkan data sumber bekas (spent source) yang ada di i,plr menunjukkan bahwa :!: 69,95 % merupakan nuklida pemancar-y dan :!: 20,22 % pemancar-~ dan sisanya adalah sumber ~adiasi-a. Data tersebut menunjukkan bahwa potensi bahaya terhadap pekerja dalam pengolahan limbah sl:!r~ber bekas merupakan radiasi ekstrenal. Prakiraan penerimaan dosis radiasi eksternal oleh pekerja dapat didekati dengan persamaan :. a untuk nuklida pemancar-y. Dr = B(.Ax~ r2 mrem/jam 227

3 1 Hasil Penelitian P2PLR Tahun 2002 dimana Dr = laju dosis pada jarak r dari sumber (mrem/jam); A = sumber titik (curie); r = jarak dari sumber (meter);. B = factor dosis bergantung pad a Ey; r = faktor gamma pada jarak (rem/jam)/(ci/m2) aktivitas bang kit meter b untuk nuklida pemancar-~ Dr = ( - CXN )X1 06 rad/j~m 3r2 dimana Dr = laju dosis pada jarak r dari sumber (mrem/jam); C = aktivitas sumber titik (curie); r = jarak dari sumber (meter); N = jumlah partikel-p per peluruhan. HASIL DAN BAHASAN Perhitungan penerimaan dosis radiasi dilakukan berdasarkan data limbah radioaktif kususnya sumber bekas yang ada di IPLR sampai dengan tahun Dengan memperhatikan jumiah sumber bekas pemancar-y yang dominan ::t 69,95 % maka diambil radionuklida 60CO dengan Ey = 1173 kev, 1332 kev dan 137CS dengan Ey = 662 kev. Kesulitan yang dialami dalam perhitungarl adalah kurang lengkapnya data karena ada beberapa sumber bekas yang tidak mencantumkan aktivtas awal. Sehingga untuk dasar perhitungan digunakan data rata-rata waktu penggantian sumber radiasi dalam suatu instalasi atau pabrik untuk 60CO adalah dua kali waktu paronya '(t.1/2 = 5,26 tahun hari) dan untuk 137CS adalah setengan dari waktu para (t1/2 = 30,17 tahun) dan telah disimpan di IPLR selama 5 tahun. Dalarn kajian ini jenis sumber bekas dari penggunaan di rumah sakit tidak dilakukan perhitungan karena aktivitasnya tinggi sehingga tidak memungkinkan untuk dilakukan proses dismantling. Dari data limbah sumber bekas di IPLR untuk penggunaan di rumah sakit mempunyai aktivitas dalam orde kci sehingga disarankan untuk tetap disimpar~ dalam wadahnya (holder). Dengan pembatasan-pembatasan tersebut ~asil perhitungan prakiraan penerimaan dosis eksternal dari kegiatan dismantli'1g sumber bekas 60CO dan 137 Cs ditunjljkkan dalam bentuk grafik pada Gambar 1 untuk sumber bekas 60CO dan pada Gambar 2 untuk sumber bekas 137 Cs. Grafik tersebut menunjukkan bahwa 60CO dengan aktivitas awal (Ao) 0 50 mci berpotensi memberikan!aju'dosis radiasi sebesar 10 mrem sehingga dalam pelaksanaan dismantling sumber bekas dengan aktivitas awal 0 ~. 50 mci masih dalam batas aman tanpa tindakan proteksi radiasi misalnya penggunaan perisai (shielding) dan lain-lain. 228

4 Hasi/ Pene/itian P2PLR Tahun 2002 / \ Gambar 1. Grafik Prakiraan Penerimaan Oosis Radiasi dari Sumber Bekas Co-GO Untuk sumber bekas dengan aktivitas awal mci berpotensi memberikan laju dosis radiasi sebesar 20 mrem/jam, sehingga perlu tindakan proteksi radiasi, yakni penggunaan perisai Pb dengan tebal 10 cm. Dengan penggunaan perisai Pb tebal 10 cm diperoleh prakiraan penerimaan dosis oleh pekerja maksimal 10 mrem dalam 1 jam kerja. Sedangkan sumber bekas dengan aktivitas awal memberikan laju dosis radiasi maksimal 100 mrem/jam dengan penggunaan perisai Pb tebal 10 crr. memberikan dosis 50 mrem dalam 1 jam kerja, sehingga perlu dilakukan pembatasan waktu terhadap pekerja selama melakukan dismantling. Sedangkan untuk somber bekas dengan aktivitas awal lebih dari 500 mci untuk disarankan untuk disimpan sementara sampai didapatakan aktivitas yang aman untuk dilakukan proses dismantling.' '- Hasii perhitungan prakira"~n penerimaan dosis radiasi dari sumber bekas 137CS dlgambarkan daiam Grafik-2, Dart grafik tersebut menunjukkan bahwa prakiraan penerimaan dosis radiasi dari kegiatan dismantling sumber bekas 137 Cs tiadak jauh berbeda dengan dosis radiasi dari sumber bekas GOCo. Hal ini dapat dijelaskan karena GoGo dengan T1/2 lebih pendek dibanding 137CS akan mengalami penurunan aktivitas lebih cepat, akan tetapi karena Ey leb!!l besar dari Ey 137CS sehingga memrjunyai efek dosis tadiasi yang lebih besar. Dari prakiraan tersebut untuk jangka waktu penyimpana di IPLR selama 5 tahun diperoleh perbedaan laju dosts yang kecil. Dari data pengaruh penggunaan perisai (shielding) GOCo dan 137 Cs diperoleh bahwa penurunan lajlj dosis dari 137CS hampir dua kali dibanding penurunan laju dosis dari GOCo. Hal ini dipengaruhi.oleh faktor Ey'137Cs yang lebih rendah dibanding Ey GOCo, sehingga daya tembus radiasi-y 137 Cs terhadap bahan perisai juga lebih rendah. " 229

5 ( : ';::" 1600 t: ~ 1400 E 1200 Ij) ~ 1000 E~ 800 ~,- tn Q ",c.""-f'-"~~~ Aktivitas (mci) Gambar 2. Grafik Prakiraan Penerimaan Oasis Radiasi dari Sumber Bekas Cs-137 KESIMPULAN Hasil perhitungan prakiraan penerimaan dosis radiasi terhadap pekerja radasi dalam proses dismantling sumber bekas diperoleh bahwa : 1. Limbah radioaktif dari sumber bekas GOGo dan 137CS dengan aktivit~s 0-50 mci berpotensj memberikan dosis radiasi terhadap pekerja maksimol 10 mrem, untuk aktivitas mci memberikan dosis radiasi maksim31 20 mrem dan aktivitas mci memberikan dosis radiasi maksima! 100 mrem pada jarak 1 meter dari permukaan sumber selama 1 jam kerja. 2. Penggunaan perisai (shielding) dalam proses dismantling 137 Cs ake.rl memberikan penurunan laju dosis 2 (dua) kali lebih besar dibanding untur: sumber bekas GoGo, karena faktor Eb 137CS yang lebih rendah. 3.Untuk sumber bekas 60CO dan 13 Cs dengan aktivitas lebih besar dati 1000 mci sebaiknya disimpan sementara sehingga diperoleh aktivitas amarl untuk dilakukan proses dismantling. DAFT AR PUST AKA 1. Handling, Conditioning and Storage of Spent Sealed Radioactive Sources, TECDOC-1145, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Conditioning and Interim Stotage of Spent Radium Sources, TECDOC-886: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Handbook of Radiation Measurement and Protection, Section A,.Volume III, CRC Press Inc.,