PEMANTAUAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA SISI OPERASI DAN INTERVENSI HOTCELL INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN

Transkripsi

1 PEMANTAUAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA SISI OPERASI DAN INTERVENSI HOTCELL INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN Muradi, Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan 15310, Telp (021) ABSTRAK PEMANTAUAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA SISI OPERASI DAN INTERVENSI HOTCELL INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN Pemantauan laju paparan radiasi pada sisi operasi dan intervensi hotcell Instalasi Radiometalurgi (IRM) tahun telah dilakukan. Tujuan pemantauan untuk mengetahui laju paparan radiasi pada waktu hotcell IRM berisi 1 elemen bakar bekas tipe MTR-30. Metode yang digunakan adalah mengukur paparan radiasi pada sisi operasi (posisi A, B dan C), serta sisi intervensi (posisi D, E dan F). Pengukur paparan radiasi pada sisi operasi (R-140) dilakukan pada permukaan hotcell, serta pada sisi intervensi (R-143) dengan jarak ± 0,5 m dari dinding hotcell. Paparan radiasi pada sisi operasi hotcell IRM selama tahun 2008, 2009 dan 2010 berturut turut: (0,138±0,019) µsv/jam, (0,134±0,008) µsv/jam dan (0,127±0,007) µsv/jam. Paparan radiasi pada sisi intervensi hotcell IRM selama tahun 2008, 2009 dan 2010, berturut turut (0,161±0,028) µsv/jam, (0,152±0,014) µsv/jam dan (0,145±0,007) µsv/jam. Paparan radiasi yang tertinggi pada sisi operasi hotcell IRM adalah 0,190 µsv/jam pada bulan Juni 2008 atau sebesar 1,90 % dari batasan desain hotcell IRM. Paparan radiasi yang tertinggi pada sisi intervensi hotcell IRM adalah 0,250 µsv/jam pada bulan Mei 2008 atau sebesar 0,50 % dari batasan desain hotcell IRM. Laju paparan radiasi selama tahun 2008, 2009 dan 2010 pada sisi operasi, tidak melampaui batas yang dipersyaratkan desain hotcell IRM (< 10 µsv/jam). Laju paparan radiasi selama tahun 2008, 2009 dan 2010 pada sisi intervensi, tidak melampaui batas yang dipersyaratkan desain hotcell IRM (< 50 µsv/jam). Dapat disimpulkan bahwa sistem keselamatan radiasi hotcell IRM, memenuhi batasan desain yang dipersyaratkan. Kata kunci: elemen bakar bekas, hotcell, paparan radiasi ABSTRACT MONITORING THE RATE OF RADIATION EXPOSURE ON OPERATIIONS AND INTERVENTION SIDE HOTCELL RADIOMETALURGY INSTALLATION IN 2008 TO Monitoring the rate of radiation exposure on operations and intervention side hotcell Radiometalurgy Installation (RMI) in 2008 to 2010 has been done. The purpose of monitoring to determine the rate of radiation exposure during hotcell IRM contains a spent fuel element type MTR-30. The method used is to measure the radiation exposure in the operating side (position A, B and C), and the intervention side (position D, E and F). The measuring radiation exposure on the operations side (R-140) conducted on the surface hotcell, as well as on the intervention side (R-143) with a distance of ± 0.5 m from the wall hotcell. Radiation exposure on the operating side hotcell IRM during 2008, 2009 and 2010, respectively: (0.138 ± 0.019) μsv/hour, (0.134 ± 0.008) μsv/hour and (0.127 ± 0.007) μsv/hour. Radiation exposure on intervention side hotcell IRM during 2008, 2009 and 2010, respectively (0,161±0,028) µsv/hour, (0,152±0,014) µsv/hour and (0,145±0,007) µsv/hour. The highest of radiation exposure on the operating side hotcell IRM is μsv /hour in June 2008 or 1.90% of the design constraints hotcell IRM. While the highest of radiation exposure on intervention side hotcell IRM is μsv/hour in May 2008 or 0.50% of the design constraints hotcell IRM. The rate of radiation exposure during 2008, 2009 and 2010 on the operating side, not to exceed the required design hotcell IRM (<10 μsv /hour). The rate of radiation exposure during 2008, 2009 and 2010 on intervention side, not to exceed the required design hotcell IRM (<50 μsv / hour). Can be concluded that the radiation safety system of hotcell IRM, meet the required design constraints. Keywords: spent fuel element, hotcell, radiation exposure Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 216 Muradi dkk

2 1. PENDAHULUAN Instalasi Radiometalurgi (IRM) dirancang untuk melakukan kegiatan penelitian elemen bakar bekas pasca iradiasi. Disain dasar rancang bangun dan sistem keselamatan IRM oleh perusahaan German Consorcium Nuclear Facility (GCNF) Germany, dikembangkan dan dikonstruksi oleh kontraktor lokal. Semua kegiatan yang menyangkut elemen bakar bekas atau bahan lain yang telah diiradiasi dilakukan didalam hotcell yang semuanya berjumlah 12 buah terdiri dari 3 bilik beton berat dan 9 bilik baja. IRM dirancang mampu menangani elemen bakar bekas dalam satu batch kegiatan adalah 6 elemen bakar bekas tipe Marerial Testing Reactor (MTR-30) atau 1 elemen bakar bekas tipe Biblis A, setara dengan sekitar 1 juta Curie [1]. Kegiatan proteksi radiasi merupakan suatu kegiatan yang penting dalam operasional IRM karena berkaitan dengan penggunaan zat-zat radioaktif/ bahan nuklir yang dapat memberikan dampak negatif terhadap personil (pekerja radiasi), maupun terhadap daerah kerja dan lingkungan apabila tidak dikelola dengan baik. Proteksi radiasi bertujuan untuk menjaga atau menjamin agar paparan radiasi yang diterima Pekerja Radiasi di instalasi, masyarakat umum dan lingkungan diupayakan serendah mungkin sebagaimana prinsip As Low As Reasonably Achievable (ALARA). Untuk mencapai tujuan tersebut, selama tahap desain, konstruksi, operasi dan saat dekomisioning selalu diperhatikan aturan proteksi radiasi atau keselamatan radiasi. Ketentuan Nilai Batas Dosis (NBD) dimaksudkan untuk mengatur dengan lebih tegas nilai penyinaran dan dosis radiasi tertinggi yang masih diizinkan untuk diterima oleh Pekerja Radiasi dalam menjalankan pekerjaannya. NBD yang diizinkan yang dianut adalah sesuai dengan Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka- BAPETEN/V-1999, terhadap seluruh tubuh sebesar 50 msv/tahun untuk pekerja radiasi dan 5 msv/tahun untuk masyarakat. Berdasarkan Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka- BAPETEN/V-1999, batasan yang dianut untuk menyatakan bahwa radiasi yang terukur berada di bawah batasan yang diizinkan (MPC = Maximum Permissible Concentration). Pembatasan ini bertujuan untuk mencegah agar pekerja radiasi terhindar dari akibat radiasi. Batasan emisi operasional untuk paparan radiasi γ berdasarkan NBD yang digunakan di IRM adalah 25 μsv/jam. Sedangkan tingkat dosis acuan (pembatas dosis) sebesar 20 msv/tahun dan tidak boleh melampaui NBD. Sumber radiasi dari IRM diperhitungkan untuk elemen bakar bekas tipe Biblis-A dan elemen bakar tipe MTR-30. Di dalam hotcell, sumber radiasi berasal dari elemen bakar bekas beserta produk fisinya. Fasilitas proteksi radiasi IRM yang permanen adalah hotcell, glovebox dan fumehood dengan segala sistem yang ada pada fasilitas tersebut. Dalam mengatasi kelebihan paparan radiasi, balok-balok Pb dapat dipakai untuk diletakkan di antara tempat sumber radiasi dengan Pekerja Radiasi. Tujuan dari kegitan ini untuk memantau laju paparan radiasi pada waktu hotcell IRM berisi 1 elemen bakar bekas tipe MTR-30 selama tahun 2008, 2009 dan Pemantauan paparan radiasi dilakukan dengan mengukur tingkat paparan di daerah yang terdapat sumber radiasi. Tingkat paparan tersebut dicatat pada lembar data dan dievaluasi. Jika ditemukan paparan radiasi yang tinggi dan tidak biasa, dilakukan pemagaran, diberi tanda bahaya radiasi dan dilarang masuk. 2. TEORI Fungsi utama dari IRM adalah melakukan pengujian elemen bakar bekas (pasca irradiasi) yang mempunyai radioaktivitas tinggi serta memancarkan radiasi dan. Sumber radiasi utama di IRM adalah ruangan hotcell (berperisai radiasi). Berdasarkan desain IRM, kapasitas concrete beton berat (hotcell 101, 102, 103) mampu menampung 6 (enam) bundel tipe MTR-30 atau 1 (satu) batang bahan bakar tipe PWR atau 1 (satu) bundel bahan bakar tipe Canada Deuteranium-Uranium (CANDU). Sedangkan kemampuan daya tampung masing-masing hotcell baja sebagai berikut [2] : 1. hotcell 104 s/d 107: elemen bakar Pressurized water reactors (PWR) dan pelat elemen bakar MTR hotcell 108 s/d 112: elemen bakar PWR, pelat elemen bakar MTR-30 dan elemen bakar tipe CANDU. Setiap hotcell dilengkapi perisai radiasi (radiation shielding) sehingga beban operasi maksimum laju dosis yang diizinkan tidak terlampaui. Adapun laju dosis pada setiap sisi hotcell berdasarkan desain dengan kapasitas maksimum bahan bakar bekas di dalam hotcell, dapat dilihat pada Tabel 1 [2]. Desain penahan radiasi didasarkan dengan memperhitungkan radiasi-γ dan neutron. Perhitungan penahan radiasi menggunakan program ISOSHLD II, QUAD-CG dan SABINE-3 (diacu dari Dokumen GCNF, Calculation: Shielding Calculation). Bahan penahan radiasi untuk hotcell 101, hotcell 102 dan hotcell 103 adalah beton berat dengan rapat massa 3,6 g/cm 3 sedang untuk hotcell 104 sampai hotcell 112 adalah baja dengan rapat massa 7,8 g/cm 3. Beberapa tempat (hotcell 106 dan hotcell 109) diberi penahan radiasi tambahan dari timbal (Pb). Menurut desain di atas, maka sebuah Muradi dkk 217 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

3 elemen bakar dapat ditempatkan dalam hotcell 101, hotcell 102, ataupun hotcell 103. Untuk cuplikan elemen bakar dengan aktivitas 4E+12 Bq (5 cm panjang elemen) dapat ditempatkan dalam hotcell 104, hotcell 105, hotcell 107, hotcell 108, hotcell 110, hotcell 111 dan hotcell 112. Pada hotcell-106 dapat ditempatkan 5 buah cuplikan padat dengan total aktivitas 2E+13 Bq. Sedangkan dalam hotcell- 109 dapat ditempatkan 1 gram elemen bakar yang dilarutkan dalam 50 ml HNO 3 serta 6 buah cuplikan padat masing-masing seberat 1 gram. Sistem penahan radiasi di hotcell IRM terdiri dari material untuk penahan radiasi α, β, γ dan netron (Gambar 1). Hotcell 101 sampai hotcell 103 yang memungkinkan SEMINAR NASIONAL terjadi kekritisan nuklir serta reaksinya yang menghasilkan radiasi netron diberi perisai sebagai moderator netron dan kemudian menyerapnya dengan cara memuat unsur-unsur ringan pada material beton dari hotcell tersebut [2]. Sistem penahan radiasi di hotcell IRM terdiri dari material untuk penahan radiasi α, β, γ dan netron (Gambar 1). Hotcell 101 sampai hotcell 103 yang memungkinkan terjadi kekritisan nuklir serta reaksinya yang menghasilkan radiasi netron diberi perisai sebagai moderator netron dan kemudian menyerapnya dengan cara memuat unsur-unsur ringan pada material beton dari hotcell tersebut [2]. Tabel 1. Tebal dan perkiraan laju paparan sisi-sisi luar dinding hotcell berdasarkan desain Posisi Dinding Tebal (mm) Laju Paparan Keterangan Sisi operasi 1200 < 10 µsv/jam pada permukaan (R-140) Sisi intervensi 1200 < 50 µsv/jam 0,5 m dari dinding (R-143) Sisi langit-langit (atas) 950 < 100 µsv/jam 0,5 m dari lantai atap (R-143) Sisi lantai 1000 < 100 µsv/jam 0,5 m dari dinding lantai Sisi tengah (intermediate wall) 900 < 500 µsv/jam dari sisi hotcell di sebelahnya Gambar 1. Sisi operasi hotcell IRM Jika radiasi-γ cukup tinggi, lapisan perisai dapat ditambah dengan menempatkan balok-balok Pb. Berdasarkan NBD, ditentukan bahwa tingkat paparan radiasi daerah kerja tidak lebih dari 25 µsv/jam, baik tanpa perisai maupun setelah radiasi menembus perisai. Walaupun paparan radiasi lebih rendah daripada NBD tersebut, pemakaian perisai Pb juga disarankan selama dalam pengerjaan tidak mengganggu. Adapun jika NBD tersebut terlampaui sedangkan tidak memungkinkan memakai perisai, penerimaan dosis radiasi diatur dengan cara mengatur lama berada di medan radiasi atau mengatur jarak. Pemantauan paparan radiasi di daerah kerja dilakukan dengan mengukur tingkat paparan di daerah yang terdapat sumber radiasi. Tingkat paparan tersebut dicatat pada lembar data dan dievaluasi. Jika ditemukan paparan radiasi yang tinggi dan tidak biasa, dilakukan pemagaran, diberi tanda bahaya radiasi dan dilarang masuk. Peraturan pemerintah R.I Nomor 33 tahun 2007, tentang keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber radioaktif, menyatakan: bahwa keselamatan Radiasi adalah tindakan yang dilakukan untuk melindungi pekerja, anggota masyarakat, dan lingkungan hidup dari bahaya radiasi [3]. Pemegang Izin, untuk memastikan bahwa Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja dan masyarakat tidak terlampaui, maka wajib melakukan [3] : a. pembagian daerah kerja; b. pemantauan Paparan Radiasi dan/atau kontaminasi radioaktif di daerah kerja; c. pemantauan radioaktivitas lingkungan di luar fasilitas atau instalasi; dan d. pemantauan Dosis yang diterima pekerja. Berdasarkan Peraturan Pemerintah RI Nomor 33 Tahun 2007 tentang keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber radioaktif, pasal 6 ayat 1 menyatakan bahwa Pemegang Izin merupakan penanggung jawab utama Keselamatan Radiasi [3]. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 218 Muradi dkk

4 Daerah pengendalian berdasarkan keputusan kepala BAPETEN Nomor 01/Ka-BAPETEN/V-99, didefinisikan sebagai suatu daerah yang berada dibawah aturan khusus untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion, dan lalu lintasnya dikendalikan. Ketentuan keselamatan kerja dimaksudkan sebagai persyaratan bagi mereka yang bekerja dengan sumber radiasi pengion di bidang kesehatan, industri, pendidikan, penelitian dan lainlain. Sebagai ketentuan umum dalam bekerja dengan radiasi perlu dilakukan beberapa hal yaitu: pembatasan penyinaran, pemantauan dan pencatatan dosis radiasi, serta pengawasan kesehatan pekerja radiasi. Pembatasan penyinaran untuk tujuan proteksi radiasi meliputi pembagian daerah kerja, dibedakan menjadi: Daerah Pengawasan dan Daerah Pengendalian. Daerah Pengawasan meliputi: Daerah Radiasi Sangat Rendah dan Daerah Radiasi Rendah. Daerah Pengendalian meliputi: Daerah Radiasi dan Daerah Kontaminasi. Daerah Radiasi dapat dibedakan menjadi: Daerah Radiasi Sedang, dan Daerah Radiasi Tinggi. Daerah Radiasi Sedang, adalah daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap pada daerah itu menerima dosis 15 msv (1500 mrem) atau lebih dan 50 msv (5000 mrem) dalam satu tahun untuk seluruh tubuh. Daerah Radiasi Tinggi, adalah daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap dalam daerah itu menerima dosis 50 msv (5000 mrem) atau lebih dalam satu tahun. Daerah Kontaminasi dapat dibedakan menjadi: Daerah Kontaminasi Rendah, Daerah Kontaminasi Sedang, dan Daerah Kontaminasi Tinggi [4]. Apabila sumber radiasi berada diluar tubuh manusia Faktor utama dalam melindungi tubuh manusia dari bahaya radiasi eksterna adalah waktu penyinaran, jarak antara sumber dan manusia, serta digunakannya penahan terhadap radiasi pengion [5]. 1. Faktor waktu. Besarnya dosis radiasi yang diterima oleh seseorang yang berada diluar medan radiasi dengan laju dosis tertentu, adalah berbanding lurus dengan lama waktu orang tersebut berada ditempat tersebut. D t = D 0 t... (1) dengan : D t = Dosis yang diterima Do = Laju dosis t = Lamanya penyinaran Apabila seseorang ingin agar dosis radiasi yang diterimanya serendah mungkin, maka waktu yang digunakan untuk mengerjakan sesuatu harus sesingkat mungkin. 2. Faktor jarak. Laju paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber radiasi. Apabila sumber radiasi berdimensi kecil sekali atau dapat dianggap sebagai sumber titik, maka fluks radiasi pada jarak r dari sumber tersebut berbanding terbalik dengan kwadrat jaraknya. Oleh karena laju dosis sebanding dengan fluks, maka laju dosispun mengikuti rumus kwadrat terbalik. Apabila jarak dari sumber menjadi dua kali lipat dari jarak semula, maka laju dosis radiasi menjadi 4 kali lebih kecil atau menjadi ¼ nilai laju dosis semula. 3. Faktor penahan Pemasangan penahan atau perisai radiasi lebih banyak digunakan karena lebih mudah dan kondisi keselamatan lebih terjamin. Ketebalan penahan/perisai radiasi yang dibutuhkan tergantung pada jenis radiasi, aktivitas sumber dan laju dosis yang dikehendaki diluar atau dibalik bahan pelindung. Radiasi α sangat mudah diserap dan bukan merupakan masalah dalam proteksi radiasi eksterna, kecuali dalam proteksi radiasi interna. Radiasi β mempunyai daya tembus yang lebih besar dari pada radiasi α, tetapi lebih kecil dari pada radiasi γ. Kemampuan radiasi β dalam menembus bahan penahan/ perisai tergantung pada energi dari partikel β. Untuk menyerap seluruh radiasi β diperlukan pelindung perspex sampai setebal 10 mm. Radiasi γ dan sinar x diserap secara eksponensial oleh bahan yang dilalui. Laju dosis radiasi tersebut setelah melalui bahan perisai radiasi dapat dirumuskan sebagai : D t = D 0 e µt... (2) dengan : Do = laju dosis tanpa penahan. D t = laju dosis sesudah melalui penahan radiasi dengan ketebalan t dan koefisien absorpsi μ μ = koefisien absorbsi linier, yaitu fungsi penahan yang bersangkutan dan energi sumber radiasi dalam satuan cm -1. t = tebal penahan dalam satuan cm. 3. TATA KERJA Alat : Dalam pemakaian rutin digunakan alat Graetz X-5-DE (Gambar 2) yang telah terkalibrasi dengan skala laju paparan dapat berubah secara otomatis dari 0 nsv/h sampai 19,9 msv/h. Untuk pemantauan paparan radiasi γ yang tinggi digunakan Muradi dkk 219 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

5 Teledetektor, karena daerah sensitif radiasi (detektor) terdapat pada ujung tongkat, sehingga dapat lebih dekat dengan sumber radiasi. Teledetektor dapat mengukur laju paparan sampai 1000 R/jam (hampir 10 Sv/jam). SEMINAR NASIONAL Metode: Metode yang digunakan adalah mengukur paparan radiasi pada sisi operasi (posisi A, B dan C), serta sisi intervensi (posisi D, E dan F). Pengukur paparan radiasi pada sisi operasi (R-140) dilakukan pada permukaan hotcell, serta pada sisi intervensi (R-143) dengan jarak ± 0,5 m dari dinding hotcell (Gambar 3). Gambar 3. Lokasi pemantauan paparan radiasi hotcell IRM Pengukuran paparan radiasi dilakukan sesuai dengan jadwal pemantauan (setiap minggu 1 kali). Pengukuran dilakukan dengan cara mengarahkan kepala detektor ke medan radiasi menggunakan alat ukur Graetz atau teledetektor, dan bila angka penunjukan paparan radiasi berfluktuasi tunggu beberapa saat sampai mencapai angka tertinggi, kemudian dicatat ke dalam Lembar Bantu pemantauan paparan radiasi. Gambar 2. Surveymeter Graetz 4. HASIL DAN PEMBAHASAN Konstruksi hot cell 101, 102 dan 103 adalah beton dengan kerapatan massa tinggi (3,6 g/cm 3 ), dan konstruksi hot cell 104 sampai 112 adalah baja. Pertimbangan konstruksi tersebut untuk kemudahan dalam pemonitoran daerah aktif dan terpusatnya daerah paparan radiasi. Pengujian di hot cell mulai dari masuknya bundel bahan bakar nuklir bekas (BBNB) dari reaktor ke dalam hotcell 101 sebagai sel penerima melalui suatu kanal (tunnel) penghubung atau melalui sistim ball-lock, kemudian dikirim ke hotcell 102 untuk pemeriksaan secara visual guna mengetahui perubahan fisik yang terjadi akibat proses irradiasi serta penentuan bagian dari pelat bahan bakar bekas yang akan diuji. Selanjutnya dilakukan proses pembongkaran (dismantling) untuk mendapatkan pelat yang akan diuji, kemudian dikirim ke hotcell 103 untuk pengujian tidak merusak seperti pemeriksaan adanya cacat, gamma scanning, uji dimensi, radiografi dan lainnya. Untuk pengujian Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 220 Muradi dkk

6 metalografi, spesimen dikirim ke hotcell 104 dan dipreparasi untuk mikroskop optik di hotcell 107. Untuk pemeriksaan secara kimia fisik dilakukan di hotcell 108 dan hotcell 109, juga preparasi spesimen secara radiokimia untuk penentuan burn-up dan isotop-isotop radionuklida di gloveboxes R-135 yang ada di luar hot cell. Pemindahan cuplikan tersebut dari hotcell 109 ke R-135 dilakukan dengan menggunakan rabbit system. Untuk pengujian mekanik seperti uji kekerasan, kelelahan, tekan, mulur dilakukan di hotcell 110 dan hotcell 111. hotcell 112 digunakan sebagai tempat preparasi cuplikan untuk pengujian/analisis memakai alat SEM dan TEM yang berada di luar hot cell (R-141 dan R- 142) yang pemindahan cuplikannya melalui conveyor s glovebox. Pemantauan paparan radiasi pada sisi operasi dan intervensi hotcell dilakukan sekali dalam 1 minggu, kemudian diambil tertinggi sebagai data setiap bulannya. Hasil pemantauan paparan radiasi pada permukaan sisi operasi hotcell selama tahun 2008, rata-rata 0,138±0,019 µsv/jam dan laju paparan radiasi sisi intervensi pada jarak ± 0,5 m dari dinding hotcell selama tahun 2008, rata-rata 0,161±0,028 µsv/jam (Tabel 2). Hasil pemantauan paparan radiasi pada permukaan sisi operasi hotcell selama tahun 2009 rata-rata 0,134±0,008 µsv/jam dan laju paparan radiasi sisi intervensi pada jarak ± 0,5 m dari dinding hotcell selama tahun 2009 ratarata 0,152±0,014 µsv/jam (Tabel 3). Tabel 2. Paparan radiasi γ tertinggi tahun 2008 Bulan Paparan radiasi γ (µsv/jam) tertinggi Sisi operasi Sisi intervensi Jan ,106 0,124 Feb ,153 0,180 Mar ,178 0,152 Apr ,118 0,146 Mei ,115 0,250 Juni ,190 0,220 Juli ,126 0,146 Agst ,130 0,152 Sept ,130 0,154 Okt ,136 0,146 Nov ,145 0,130 Des ,128 0,136 rata-rata 0,138±0,019 0,161±0,028 Tabel 3. Paparan radiasi γ tertinggi tahun 2009 Bulan Paparan radiasi γ (µsv/jam) tertinggi Sisi operasi Sisi intervensi Jan ,146 0,145 Feb ,135 0,174 Mar ,145 0,145 Apr ,128 0,148 Mei ,129 0,145 Juni ,145 0,136 Juli ,122 0,216 Agst ,128 0,148 Sept ,150 0,131 Okt ,127 0,146 Nov ,126 0,146 Des ,128 0,146 rata-rata 0,134±0,008 0,152±0,014 Tabel 4. Paparan radiasi γ tertinggi tahun 2010 Bulan Paparan radiasi γ (µsv/jam) tertinggi Sisi operasi Sisi intervensi Jan ,117 0,150 Feb ,118 0,146 Mar ,150 0,168 Apr ,122 0,146 Mei ,117 0,147 Juni ,128 0,144 Juli ,128 0,146 Agst ,121 0,146 Sept ,132 0,136 Okt ,136 0,146 Nov ,127 0,146 Des ,124 0,144 rata-rata 0,127±0,007 0,145±0,007 Hasil pemantauan paparan radiasi pada permukaan sisi operasi hotcell selama tahun 2010 rata-rata 0,127±0,007 µsv/jam, dan laju paparan Muradi dkk 221 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN

7 radiasi sisi intervensi pada jarak ± 0,5 m dari dinding hotcell selama tahun 2010 rata-rata 0,145±0,007 µsv/jam (Tabel 4). Laju paparan radiasi di permukaan sisi operasi yang tertinggi di hotcell 101, hotcell 102 dan hotcell 103 sebesar 0,190 µsv/jam pada bulan Juni 2008 atau 1,90 % dari desain hotcell IRM. Seandainya hotcell 101, 102 dan 103 berisi 6 elemen bakar bekas tipe MTR-30 (sesuai desain), maka prediksi paparan radiasi di permukaan sisi operasi yang tertinggi, sebesar 1,14 µsv/jam (< 10 µsv/jam). Laju paparan radiasi jarak ± 0,5 m sisi intervensi yang tertinggi di hotcell 102, sebesar 0,250 µsv/jam pada bulan Mei 2008 atau 0,50 % dari desain hotcell IRM. Seandainya hotcell 101, 102 dan 103 berisi 6 elemen bakar bekas tipe MTR-30 (sesuai desain), maka prediksi paparan radiasi jarak ± 0,5 m sisi intervensi yang tertinggi hanya 1,50 µsv/jam (< 50 µsv/jam). Paparan radiasi pada hotcell 104, hotcell 105 dan hotcell 106 lebih kecil daripada paparan radiasi dari hotcell 101, hotcell 102 dan hotcell 103, karena berisi cuplikan kecil elemen bakar bekas. Demikian halnya pada hotcell haya berisi cuplikan kecil elemen bakar bekas saja. Setiap hotcell dilengkapi perisai radiasi (radiation shielding) sehingga beban operasi maksimum laju dosis yang diizinkan tidak terlampaui. IRM dilengkapi dengan peralatan/ fasilitas dan prosedur administrasi agar penyinaran operasional dijamin serendah mungkin mengikuti prinsip ALARA (As Low As Reasonably Achievable). Seluruh hotcell dapat menahan radiasi γ, sehingga paparan radiasi di daerah kerja (sisi operasi dan intervensi) berada di bawah batasan yang diizinkan. Secara umum sistem keselamatan radiasi di hotcell IRM masih memenuhi batasan desain yang dipersyaratkan. Namun demikian untuk mengurangi Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) yang dapat diterima oleh Pekerja Radiasi, maka direkomendasikan untuk menjaga jarak dan memperhatikan waktu bekerja dengan sumber radiasi tersebut. Sedangkan penggunaan baju Timbal SEMINAR NASIONAL (Pb) belum diperlukan, karena laju paparan radiasi γ berada jauh dibawah batas yang diizinkan. Pengawasan terhadap bahaya radiasi dalam operasional hotcell IRM, harus rutin dilakukan oleh Petugas Proteksi Radiasi (PPR). 5. KESIMPULAN Laju paparan radiasi selama tahun 2008, 2009 dan 2010 pada sisi operasi, tidak melampaui batas yang dipersyaratkan desain hotcell IRM (< 10 µsv/jam). Laju paparan radiasi selama tahun 2008, 2009 dan 2010 pada sisi intervensi, tidak melampaui batas yang dipersyaratkan desain hotcell IRM (< 50 µsv/jam). Dapat disimpulkan bahwa sistem keselamatan radiasi hotcell IRM, memenuhi batasan desain yang dipersyaratkan. 6. DAFTAR PUSTAKA [1] YUWONO INDRO, Evaluasi Keselamatan Kerja IRM atas dasar data lapangan dan rancang bangun, Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV, ISSN , PEBN-BATAN, Serpong, 1998 [2] ANONIM, PSAR - IRM, GCNF Interatom General Description. [3] ANONIM, Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Radiometalurgi, revisi 6, PTBN, Serpong, [4] ANONIM, Peraturan pemerintah RI Nomor 33 tahun 2007 tentang keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber radioaktif, [5] BAPETEN, Keputusan Kepala BAPETEN Nomor 01/Ka-BAPETEN/V-99, tentang ketentuan keselamatan kerja terhadap radiasi, [6] MARTIN A. and HARBINSON S.A, An introduction to radiation protection, Chapman & hall, third edition, London, Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 222 Muradi dkk