PREDIKSI DOSIS EKIV ALENT SELURUH TUBUH PEKERJA RADIASI INST ALASI RADIOMET ALURGI BERDASARKAN ICRP 60

Transkripsi

1 Prosiding Pertemllan dan PreselllaslIlmiah FlIJ1gsional Pengembmlgan Teknologi i\'uklir J Jakarta, 12Desember 2007 ISSN: PREDIKSI DOSIS EKIV ALENT SELURUH TUBUH PEKERJA RADIASI INST ALASI RADIOMET ALURGI BERDASARKAN ICRP 60 Budi Prayitno dan Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BA TAN ABSTRAK PREDIKSI DOSIS EKIV ALENT SELURUH TUBUH PEKERJA RADIASI INST ALASI RADIOMET ALURGI BERDASARKAN ICRP 60, Prediksi Dosis Ekivalent Seluruh Tubuh (DEST) Pekerja Radiasi Instalasi Radiometalurgi (IRM) berdasarkan internarional Commission On Radiological Protection (icrp) 60 telah dilakukan. Kegiatan yang dilakukan dengan mengevaluasi nilai DEST yang diterima PekeIja Radiasi dalam satu tahun selama kegiatan di lrm, terutama pengujian elemen bakar bekas MTR 30 pasca iradiasi dan Low Enrichment Uranium (LEU) target. Dari kegiatan uji terse but didapat prediksi DEST tertinggi yang diterima PekeIja Radiasi terhadap kegiatan yang sama jika IRM me~gani 6 elemen bakar bekas tipe MTR 30 dan 7foil target LEU dalam setahun. Sehingga didapat prediksi DEST tertinggi jika lrm beroperasi maksimal sekitar 8,86 msv/tahun. Jika acuan DEST berdasarkan icrp 60, nilai ini masih di bawah 20 msv/tahun. Kata kunci : dosis ekivalen seluruh tubuh, pekeija radiasi, proteksi radiasi. ABSTRACT PREDICTION OF EQUIVALENT DOSE OF WHOLE BODY RADIATION WORKER OF RADIOMETALLURGY INSTALLATION PURSUANT TO ICRP 60. Prediction of equivalent Dose of whole body (DEST) Radiation Worker in Radio metallurgy Installation (IRM) pursuant to International Commission On Radiological Protection (ICRP) 60 have been done. Activity conducted by evaluating the value ofdest that accepted by Radiation Worker in one year during IRM operation, especially post irradiation examination (pie) of MTR 30 spent fuel and Foil targets. From the PIE will be gotten the highest estimate of DEST that accepted by Radiation Worker. The estimation is the same value if IRM perform the PIE of 6 MTR 30 spent fuels and 7 foil targets in one year. So that got to predict the highest DEST if IRM operated maximal about 8.86 msv/year. If reference DEST pursuant to ICRP 60, this value still under 20 msv/year Key words: equivalent dose of whole body, radiation worker, radiation protection. qi. PENDAHULUAN Instalasi Radiometalurgi (IRM) adalah sebuah instalasi nuklir yang terletak di dalam Kawasan Puspiptek Serpong dan dikelola oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (ptbn). Sejak diresmikannya pada tanggal 12 Desember 1990 Instalasi Radiometalurgi (IRM) telah beberapa kali melakukan uji pasca iradiasi (UPI). Uji pasca iradiasi pertama kalidilakukan tahun 1993 dan untuk pe~ama kali elemen bakar bekas jenis U308 mas uk ke dalam bilik panas IRM pada tanggal 23 Januari Berdasarkan Keputusan Kepala BA TAN No. 392/KAlXI/2005 tentang Organisasi dan Tata Kerja BA TAN, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) mempunyai tugas melaksanakan Pengembangan Teknologi Bahan Bakar Nuklir dan Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 33

2 Prosiding Pertemllan dan Presentasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi NlIklir 1 Jakarta, 12 Desember 2007 rssn: berfungsi sebagai laboratorium uji pasca iradiasi elemen bakar bekas dan bahan BAPETEN mengeluarkan berencana akan PERKA yang bam tentang, struktur beserta komponennya. Pengelolaan fasilitas ini jika tidak sesuaj dengan standar peraturan yang ada, dapat menimbulkan dampak radiologi baik kepada pekerjanya maupun lingkungan di sekitarnya. Nilai Batas Dosis (NED) yang telah ditetapkan oleh..'badan Nuklir Pengawas kepada 01/Ka- Tenaga Radiation Commission Nomor: mengacu Protection (ICRP) No. 26 tahun 1977, besarnya dosis ekivalent seluruh tubuh (DEST) ditentukan sebesar 50 msv/tahoo[j]. Sementara berdasarkan aturan International Atomic Energy Agency (laea) yang barn mengacu kepada International Commission Radiation Protection (ICRP) No. 60 Tabun 1990 besarnya DEST I:I;dalah20 msv/taboo [2J.Peraturan Pemerintah No. 33 tabun 2007, tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, menetapkan DEST untuk pekerja radiasi juga sebesar 20 msv/tabun. DEST pekerja radiasi IllI Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi yang besarnya DEST pekerja radiasi 20 msv/tahun (mereyisi S.K BAPETEN nomor: 01/Ka-BAPETENN-1999). Untuk mengantisipasi peraturan yang baru ini IRM harns mempersiapkan agar DEST yang diterima Pekerja Radiasinya tidak melebihi dari nilai 20 msv/tahun. Basil pantauan DEST saat itu dievaluasi dan kemudian diprediksikan seberapa besar DEST yang akan diterima pekerja radiasi apabila IRM beroperasi optimal. Di Laporan Analisis Keselamatan IRM, dikatakan kapasitas IRM dirangcang untuk menerima 1 elemen bakar tipe PWR atau 6 elemen bakar tipe MTR 30 atau 1 bundel elemen bakar tipe PHWR setelah didinginkan selama 3 bulan(3j. Mengingat selama ini IRM barn menangani kegiatan uji pasca iradiasi elemen bakar tipe MTR 30 dua kali dalam satu tabun, maka apabila beroperasi optimal dalam satu tabun berapa prediksi DEST yang akan diterima pekerja radiasinya berdasarkan ICRP 60. Pemantauan DEST Pekerja adalah jumlahan dari dosis intern a dan Radiasi dilakukan dengan bantuan eksterna yang diterima oleh pekerja radiasi dalam satu tabun. Selanjutnya Thermoluminesence Detector (TLD) jenis TLD HP(10) berkemampuan merekam Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 34

3 Prosiding Pertemuall Jail Presemasi J/miah FzmgsiollLJI Pellgembangall Teknologl Suklir 1 Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN : radiasi P dan y dengan daya ternbus sinar y setebal 10 mm (1 em) dari permukaan kulit [3]. Dosis radiasi yang terekam di TLD dibaea dengan menggunakan TLD Reader Model 6600 merek Harshaw. Hasil baeaan tiap triwulan pemakaian TLD dievaluasi berdasarkan urutan DEST dari yang tertinggi hingga yang terendah. Kemudian dari DEST hasil triwulan ini dijumlah untuk'. perorangan setiap ZG 108, ZG ]] 0, ZG I] I dan ZG ] 12. Dalam ZG ] 06 dapat ditempatkan 5 buah euplikan padat dengan total aktivitas 13 2x] 0 Bg. Untuk sel ZG ] 09 dapat ditempatkan ] gram e1emen bakar yang dilarutkan dalam 50 ml HN03 serta 6 buah euplikan padat masing-masing seberat I gram [3]. Metoda dilakukan dengan mengevaluasi DEST yang "diterima tahunnya. Untuk dosis intema dipantau pekerja radiasi dari tahun 1993 hingga m~lalui urine pekerja radiasi dan tahun 2006, kemudian diprediksi berapa memonitor tubuh pekeija radiasi dengan whole body counter (WBC). Pemantauan dosis intema pekeija radiasi dilakukan dengan menganalisis kandungan zat radioaktif di urine dan memonitor pekerja radiasi dengan WBe, hasilnya menunjukkan tidak terdeteksi adanya pekerja radiasi di IRM yang terkena dosis intema. Dengan demikian DEST pekerja radiasi IRM hanya berasal dari dosis ekstema. Menurut desain sel panas IRM mampu menangani sebuah elemen bakar biblis A dan dapat ditempatkan dalam sel beton ZG 101, ZG 102 ataupun ZG I03. Untuk euplikan elemen bakar dengan aktivitas sebesar 4xlOJ2 Bq (5 em panjang elemen) dapat ditempatkan dalam sel baja ZG 104, ZG los, ZG 107, DEST yang akan diterima pekerja radiasi seandainya IRM beroperasi optimal menanganl UJI pasea iradiasi 6 elemen bakar tipe MTR 30 dan 7 buah Low Enrichment Uranium (LEU) target. Tujuan dari memprediksi DEST tertinggi di IRM ialah apabila kegiatan di laboratorium dilakukan seeara optimal dan diberlakukan aturan ICRP 60, pekerja radiasi yang menangani uji pasea iradiasi dapat mempersiapkan diri lebih awal terhadap DEST yang akan diterimanya. II. TEORI Nilai batas dosis yang telah ditetapkan oleh Badan Pengawas Tenaga Nuklir nomor: OllKa-BAPETENN- 1999, tentang Keselamatan Kerja Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 35

4 Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah FlingslOna/ Pengembangan Tekn%gi Nlik/ir 1 Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN : Terhadap Radiagi mencakup dosis radiasi ekstema dan dosis radiasi interna. Dalam permasalahan ini akan dibahas yang berhubungan dengan dosis ekstema. Hal ini disebabkan sejak beroperasinya IRM pekerja radiasi tidak terdeteksi terkena dosis radiasi intema. dan radiasi interna (tidak termasuk dosis yang diterima dari radiasi untuk tujuan medik) yaitu sebesar 50mSv/tahun (sesuai dengan SK Kepala BAPETEN no. 011KA-BAPETENN-1999 ten tang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi. 1. Ketentuan Tentang Nilai Batas Dosis Berdasarkan International Commission On Radiological Protection International (ICRP) No. 26 [4]. Ketentuan tentang DEST. ini dimaksudkan untuk mengatur dengan lebih tegas nilai penyinaran dan dosis radiasi tertinggi yang dapat diterima oleh pekerja radiasi didasarkan pada jumlah dosis yang berasal dari radiasi ekstema '. Nilai batas dosis di Indonesia: Ditetapkan berdasarkan Surat Keputusan Ka. BAPETEN No. 01/Ka- BAPETENN Didasarkan atas rekomendasi International Commission Radiation Protection (ICRP) No. 26 Tahun 1977 (Tabel 1) dan Safety Series laea No.9 Tahun Tabel I. Nilai Batas Dosis di Indonesia (ICRP No. 26 Tahun1977 ) seluruh.terhadap ( UNTUK msy MASYARAKAT PEKERJA ) Non RADlASI UNTUK terministic) msy k Efek ) Stokastik ) I.Rata-rata 1. Se-luruhtubuh untuk setiap organ Catatan: msy ( millisievert ), ] msv = 100 mrem ( millirem ) Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 36

5 Prosiding }'erlemllan dan Presemasi Ilmiah FlIngslOnal Pengembangan Teknologi XlIklir J Jakana. 12 Desember 2007 ISSN: Ketentuan Tentang Nilai Batas Dosis Berdasarkan International Commission On Radiological Protection International (ICRP) No. 60 [2]. Nilai batas dosis berdasarkan International Commission Radiation Protection (ICRP) No. 60 Tahun 1990 (belum diacu di Indonesia) ditentukan DEST (Tabel 2). NG T Tabel2. Nilai Batas Dosis (NBD) untuk personel berdasarkan ICRP 60.' 20 Penerimaanmaksimum Untuk 6505 ] msv/tahun msy/tahun secara rata-rata selama NILAI 5. dengan tangan, lensa setahun" dosis mata kaki, memperhitungkan penenmaan 150 kulit ms;y/tahun diperpanjang msy/tahun kondisi rata-rata sementara dapat ]0 menjadi untuk khusus untuk NBD kaki, lensa tangan, boleh dapat tangan, 500mSy/tahun selama mata 5(sepuluh) kaki, diubah msv/tahun kulit. 5 kulit asal tahun adalah asal di BATAS bawah rata-rata ] msv 50DOSIS / tahun (NBD) UNTUK PERSONEL (Usia msy/tahun 16-18dan tahun) tidak boleh selama 5 tahun ~ Masa III. TAT A KERJA HP(10) berkemampuan merekam radiasi Pembacaan TLD yang dipakai oleh Pekerja Radiasi PTBN dilakukan oleh Pusat Teknologi Limbah Radioatif. Jenis TLD yang dipakai ialah jenis TLD P dan y dengan daya tembus sinar y setebal 10 mm dari permukaan kulit [5]. Dosis radiasi yang terekam di TLD dibaca dengan menggunakan TLD Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radias; - Badan Tenaga Nukl;r Nas;onal 37

6 Pros/ding Perlemuan dan Presentasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1 Jakarla. 12 Desember 2007 ISSN: Reader Model 6600 merek Harshaw. Bo == baeaan elemen TLD dari rld Langkah-Iangkah pembacaannya sebagai berikut : I. TLD yang telah habis masa pakainya dikirim ke PTLR. 2. Film TLD terse but dikeluarkan dari bingkai TLD. 3. Film TLD dimasukkan ke dalam holder bacaan alat Harshaw model 6600, dengan bantuan l'.erangkat lunak WinREMS, hasil pembacaan TLD akan dikonversi menjadi satuan dosis (msv) dengan persamaan berikut [2] : blanko, dalam satuan nano Coulomb. RCF = faktor kalibrasi Reader, dalam satuan nano Coulomb/mSv. 4. Hasil bacaan TLD ditampilkan pada layar monitor, dalam satuan msv. IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil evaluasi DEST pekerja radiasi di IRM sejak beroperasinya IRM hingga tahun 2006 ditampilkan pada Tabel 3. Tampak pada Tabel 3 pekeija radiasi menenma DEST tertinggi sebesar 2,92 msv/tahun dengan rerata sebesar D - {(Bx Ecc)-(Box Ecco)}nanoCouI01rb... (1) RCF dengan : D = dosis perorangan dalam satuan B Ecc msv/jangka waktu penoda TLD. = bacaan elemen TLD dan kartu TLD yang digunakan dalam satuan nano Coulomb. faktor Koreksi elemen TLD yang digunakan. Ecco = faktor Koreksi elemen TLD (0,49 ± 0,13) msv/tahun dan terjadi di tabun Peningkatan DEST ini ada kecenderungan disebabkan kegiatan penelitian yang dilakukan di IRM dengan Argon National Laboratory (ANL) pada tahun tersebut, yaitu masuknya LEU target ke sel panas IRM khususnya tabun 1997 sampai dengan tahun1999. DEST pada Tabel 3 ini hanya berasal dari dosis radiasi eksterna. blanko yang digunakan. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 38

7 Pros/ding Perremuan tinn Presetllasi IImrah Fllngsiollal Pellgelllbangoll Tekllologi Nuklir J jaklirlo. 12 Deselllber 2007 ISSN: Tabel3. Dosis Ekivalent Seluruh Tubuh (DEST) Pekerja Radiasi IRM tahun ] lumlah DEST ]umlah TLD di atas rerata 11,48 ]0,26 ]4,75 12,86 25,8] ]9,28 14,67 13,89 9,68 8,96 5,95 Da]am 3,96 8,07 610,350,99 6]0,270,74 620,45],25 0,76 0,55 terendah (msv) tertinggi rerata I1, ,342,27 70,421,65 840,152,92 620,40], ,000, ,73 0,59 0,53 0,92 0,80 0,70 0,]60,89 0,01 0,30], ± 0,351,36 0,000,17 0,0] 0,03 0,001,40 0,98±0,13 (TLD) 0,00,30 11 ± % ,07 0,08 0,22 0, ,]3 0,02 0,01 0,05 46 ' DEST '. Selama beroperasinya IRM, pekerja radiasi diketahui tidak pernah menerima dosis radiasi yang berasal dari dosis interna. Jika dibandingkan kegiatan penanganan elemen bakar bekas dengan kegiatan penanganan sampel LEU target, peketja radiasi lebihbanyak menerima DEST saat mengetjakan LEU target (Kegiatan masuknya material uji ditabelkan pada Tabel 4). Hal ini wajar karena dalam penanganan e]emen bakar bekas sebenarnya hanya potongan sebagian keeil dari inti plat elemen bakar tersebut. DEST yang diterima pekerja radiasi saat uji pasea iradiasi 1 elemen bakar bekas tipe MrR 30 di tahun 1993 tertinggi sebesar 0,99 msv/tahun dengan rerata sebesar (0,55 ± 0,07) msv/tahun. Uji pasea iradiasi 2 buah e]emen bakar bekas tipe MrR 30 di tahun 1994 tertinggi adalah sebesar 0,74 msv/tahun dengan rerata sebesar (0,53 ± 0,07) msv/tahun. Kegiatan di tahun ]993 jika dibandingkan dengan tahun ] 994, maka DEST tertinggi terjadi di tahun 1993 saat penanganan 1 elemen bakar. Kegiatan di se] panas IRM meningkat pada tahun jika dibandingkan dengan tahun sebelumnya dan sesudahnya. Pusat Teknologi Keselamatan dan Melrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 39

8 Prosidmg Pertemuan dan Presentasi J/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir I Jakarta, 12 Desember 20D; ISSN: Tabe! 4. Jenis material yang masuk ke sel panas IRM., MAFoil TERIAL MASUK KE SEL PANAS IRM TAHUN Foil Tidak Tidak tarzet Foil target ] Iada Foil bh target ada Zr/Ni-U-NiiAI Spent material LEUkode target Zr/Zn-U-Zn/SS Zr/NiiAU/NilSS Zr/Cu-U-Cu/SS Fuel Zr/U/SS Zr/U/AI masuk 01-1 U308 U3Si2 uk sel dan sela panas 01-2 panas Foil Foil ] target Foil bh tarzet Spent target Zr/Cu-U-Cu/SS Zr/Zn/P-U/Zn Zr/U/Zr02 Zr/NiIP-U/AlIZr Fuel Zr/Ni-U-NiiSS Zr/Zn-U-Zn/SS Zr/Zn-U-Zn/Al Zr/Zn-U-Zn/Zr Zr/Cu-U-Cu/Al Zr/AI-U-AlIAI Zr/AI-U-AVSS Al/NiIP-U/NilAI AJ/AlIP-U/Ni/Al Zr/Ni-U-Ni/SS Zr/Ni-U-NilSS Zr/Ni-U-NilZr Zr/NilPu/NilSS Zr/U/Mg Zr/Zn/AU/Zn - U/SS U308 Dari Tabel 3, DEST tertinggi, rerata dan terendah dalam satu tahun dari 1993 hingga 2006, kemudian ditampilkan dalam bentuk Gambar ]. Hasil evaluasi DEST antara tahun menunjukkan DEST yang diterima pekerja radiasi cukup meningkat, jika dibandingkan dengan tahun sebelumnya dan sesudahnya. Hasi evaluasi DEST dari ] 993 hingga 2006 dan prediksi IRM beroperasi optimal dalam satu tahun menanganl UJI pasca iradiasi 6 elemen Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 40

9 Prosiding Pertemllan dan Presentasi Jlmiah FlIngsional Pengembangan Teknologi NlIklir 1 Jakarta. 12 Desember :lod7 ISSN: bakar tipe MTR 30 dan 7 buah LEU target DEST yang akan diterima pekerja radiasi diprediksikan adalah 6 x 0,99 msv ditambah 2,92 msv = 8,86 msv/tahun. Pengambilan data IRM menangani 6 elemen bakar tipe MTR 30 Inl berdasarkan Laporan Analisis Keselamatan IRM, dikatakan bahwa kapasitas IRM dirancang untuk menerima ] elemen bakar tipe PWR atau 6 elemen bakar tipe MTR 30 atau I bundel elemen bakar tipe PHWR setelah didinginkan selama 3 bulan [3]. Sedangkan untuk 7 buah LEU target diasumsikan dari kegiatan di tabun ] 999. Pad a waktu itu DEST tertinggi terjadi sebesar 2,92 msv. 3,20 t:..r: 2,00 1,80 1,60 1,40 "> ~ w 1,20 E - en C 1,00 os 0,80 0,60 0,40 0,20 0,00 3,00 2,80 2,60 2,40 2, DEST Pe~erja Radiasi di IRM Tahun -.:...- DEST terendah DEST rerata -.- DESTtertinggi Gambar ]. DEST tertinggi, rerata dan terendah dalam satu tabun dari ] 993 hingga 2006 di IRM Jika hasil prediksi DEST pekerja radiasi sebesar 8,86 msv/tahun ini di implementasikan terhadap ICRP 60, maka DEST maksimum sebesar 20 msv/tahun dapat diberlakukan di IRM. v. KESIMPULAN Prediksi dosis ekivalent seluruh tubuh (DEST) yang diterima pekerja radiasi berdasarkan ICRP 60 apabila kegiatan uji pasca iradiasi (UPl) dalam satu tabun menangani 6 elemen bakar tipe MTR 30 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 41

10 Prosiding Perlemllan dan Presentasi IImiah Flll1gsional Pengembangan Teknologi NlIklir I Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : dan 7 foil target LEU di IRM adalah sebagai berikut : DEST pekerja radiasi tertinggi diperkirakan sekitar 8,86 msv/tahun, nilai ini masih di bawah 20 msv/tahun (berdasarkan NBD dari ICRP 60). Dengan demikian lmplementasi ICRP 60 dapat diberlakukan di IRM. UCAP AN TERIMAKASIH Terima kasih kepada Kepala Pusat 'Teknologi Limbah Radioaktif beserta Stafuya yang telah membantu pelaksanaan pembacaan TLD milik Pekerja Radiasi PTBN. DAFTAR PUSTAKA 1. ANONIM, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, "Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi", BAPETEN nomor : 01/Ka- BAPETENN -1999, tahun ANONlM, International Commission On Radiological Protection, ICRP publication 60, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, TIM LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, "Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Radiometalurgi (LAK IRM)", revisi 6, tahun ANONIM, International Commission On Radiological Protection, ICRP publication 26, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, s. ANONIM, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, "Prosedur Pengelolaan TLD", no. dok. PLR/7/PeD PE/1II002/03/2006 rev. 3, tahun Tanya Jawab : 1. Penanya: Nazaroh (ptkmr-ba Pertanyaan : TAN) 1. Apa keuntungan dan kerugiannya bagi instansi saudara bila telah menerapkan ICRP 60? 2. Apa usaha instansi saudara untuk dapat memenuhi peraturan ICRP 60? Jawaban : Budi Prayitno (PTBN - BAT AN) 1. Keuntungannya kami dapat memprediksi seandainya IRM beroperasi maksimal pekerja radiasi IRM akan menerima DEST di bawah 20 msv/th, dengan demikian kami tidak perlu merubah desain instalasi, sedangkan kerugiannya tidak ada. 2. Prinsip ALARA tetap diterapkan di instalasi. 2. Penanya: Hotman Lubis (prr-batan) Pertanyaan : 1. Seharusnya kesimpulan penerimaan dosis itu dilihat juga dari aktivitas karyawan penerima dosis bukan dari kerja di hot cell saja, sebab karyawan yang bekerja di hot cell bebas dari paparan? Jawaban : Budi Prayitno (PTBN - BAT AN) 1. Memang ideainya demikian, namun hal tersebut sulit karena " Pusat Teknologi Keselamaian dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 42

11 Prosiding Perrellll/an don Presentasi Ilmiah Fungsumal Pengembangan Teknologi AlIklzr 1 Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : bekerjanya seorang pekerja radiasi selalu berpindah-pindah tempat. Alasan lain karena dengan masuknya material ke hot cell selanjutnya material tersebut setelah dibongkar diambil sebagian kecil dan dianalisis ke lab. di luar hot cell dan pekerja radiasi yang menanganinya juga yang bekerja di hot cell. 3. Penanya: Muji Wiyono (ptkmr-ba TAN) Pertanyaan :. 1. Dalam Tabel 3, dosis ekiyalen seluruh tubuh (DEST) terendah antara tahun 2003 sid 2006 adalah 0,00 msy. Berapakah batas deteksi terendah alat yang digunakan untuk eyaluasi dosis? 2. Kenapa nilainya sarna dengan nol (0)? Jawaban : Budi Prayitno (ptbn - BA TAN) I. Alat baca TLD PTPLR batas deteksi terendahnya di bawah 0,05 msy. 2. Memang seharusnya ditulis tidak terdeteksi, namun untuk kepentingan audit BAPETEN disarankan sebaiknya ditulis angkanya, karena jika ditulis tidak terdeteksi dapat mempunyai anggapan yang bermacarnmacarn, sehingga lebih baik ditulis DEST = O. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 43