PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012

dokumen-dokumen yang mirip
PENGENDALIAN PERSONEL DI PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG TAHUN 2005

MONITORING DOSIS DAN KESEHATAN PEKERJA PPTN SERPONG TAHUN 2006

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

KOMPARASI PERHITUNGAN DOSIS RADIASI INTERNA PEKERJA PPTN SERPONG BERDASARKAN ICRP 30 TERHADAP ICRP 68

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007

KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED

KOMPARASI PRAKIRAAN DOSIS INTERNA SECARA IN-VIVO DAN IN-VITRO. R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

PEMANTAUAN DOSIS INTERNA PEKERJA RADIASI DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2009

PEMANTAUAN PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA DAN INTERNA DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2012

ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK

PENGUKURAN AKTIVITAS URANIUM DAN TURUNAN THORIUM DALAM F/J..NTOM ORG.4N PARU-PARU

KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMAN BAKAR EKSPERIMENTAL TAHUN 2011

KAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LINGKUNGAN DI PUSAT PENGEMBANGAN GEOLOGI NUKLIR TAHUN 2011

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS DEBU DI UDARA DAERAH KERJA PPGN TAHUN 2011

Widyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: ISSN

PENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA

PENGKAJIAN PERHITUNGAN DOSIS RADIASIINTERNA PADA PEKERJA RADIASI BERDASARKAN ICRP 30 DAN ICRP 68

PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT

EVALUASI DOSIS EKIVALENT SELURUH TUBUH (DEST) PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2010

PENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI DAN KESELAMATAN KAWASAN NUKLIR SERPONG TAHUN 2009

PENENTUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL PADA PEKERJA RADIASI DI RUANG PENYINARAN UNIT RADIOTERAPI RUMAH SAKIT DR.KARIADI SEMARANG

PEMANTAUAN DOSIS PERORANGAN DI PUSAT TEKNOLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2013 TENTANG PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM PEMANFAATAN TENAGA NUKLIR

PENELITIAN DAN NUKLIR ABSTRAK PEKERJA BKTPB 1,27. msv. BEM. merupakan. tahun. ABSTRACTT. for radiation. carried out. on radiation.

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI EKSTERNA MELEBIHI BATAS YANG DITENTUKAN.

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI PENGUNJUNG DI TEMPAT PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

Paparan radiasi dari pekerja radiasi sejak tahun berdasarkan kriteria dan lama kerja

PENGEMBANGAN PENGENDALIAN PROTEKSI RADIASI DAERAH KERJA, PERSONIL DAN LINGKUNGAN DI PTLR

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM PEMANFAATAN TENAGA NUKLIR

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

SISTEM PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT, CAIR DAN GAS. Arifin Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif

PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN

ANALISIS DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI.

BAB 1 PENDAHULUAN. Universitas Sumatera Utara

KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP

BAB I PENDAHULUAN. masyarakat sangat di pengaruhi oleh upaya pembangunan dan kondisi lingkungan

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI DI DALAM HOTCELL 101 INSTALASI RADIOMETALURGI

GAMBARAN DOSIS INTERNA DARI BIOASSAY SAMPEL URINE PENDUDUK DESA BOTTENG KABUPATEN MAMUJU

TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS

PENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Diterima: 6 Juni 2016 Layak Terbit: 25 Juli 2016

ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE

PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA

STUDI KESELARASAN PROGRAM KESIAPSIAGAAN NUKLIR TINGKAT FASILITAS/ INSTALASI NUKLIR PTBN TERHADAP PERKA BAPETEN NO.1 TAHUN 2010

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

BAB V KETENTUAN KESELAMATAN RADIASI

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN

OPERASIONAL SISTEM PEMANTAUAN RADIASI SECARA REALTIME DI DAERAH KERJA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM

UJI KESESUAIAN PESAWAT CT-SCAN MEREK PHILIPS BRILIANCE 6 DENGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN NOMOR 9 TAHUN 2011

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

BAB I PENDAHULUAN. keselamatan para tenaga kerjanya (Siswanto, 2001). penting. Berdasarkan data International Labour Organization (ILO) tahun 2003

DEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING

PENGARUH DIAMETER PHANTOM DAN TEBAL SLICE TERHADAP NILAI CTDI PADA PEMERIKSAAN MENGGUNAKAN CT-SCAN

PENGUKURAN RADIASI. Dipresentasikan dalam Mata Kuliah Pengukuran Besaran Listrik Dosen Pengajar : Dr.-Ing Eko Adhi Setiawan S.T., M.T.

PEMANTAUAN TINGKAT KEBISINGAN DAERAH KERJA UNTUK MENUNJANG KESEHATAN DAN KESELAMATAN KERJA DI PTLR-BATAN

ANALISA TINGKAT KONTAMINASI DOSIS NUKLIR DAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA INSTALASI KEDOKTERAN NUKLIR

PRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR KAWASAN NUKLIR SERPONG TAHUN 2012

PE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 4, Oktober 2014 ISSN

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN

KAJIAN TERHADAP IMPLEMENTASI PROGRAM PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)

FUNGSI PROGRAM PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM PEMANFAATAN TENAGA NUKLIR

PENGAWASAN PEMBUATAN DI PUSA T RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA

KAJIAN ASPEK KESELAMATAN DALAM PENANGANAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI EKSTERNA BERLEBIH DI PRR

PRARANCANGAN PEMANTAUAN RADIASI DAN KONTAMINASI UDARA DI RUANG KERJA KOMPAKSI DI IPLR

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR FORMULIR PERMOHONAN SURAT IZIN BEKERJA PETUGAS TERTENTU

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

IMPLEMENTASI SK. BAPETEN NOMOR : 01/KA-BAPETEN/V 1999, TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN KERJA TERHADAP RADIASI DI INSTALASI NUKLIR.

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

PENCACAHAN DAN PENGHITUNGAN KONTAMINASI ALPHA DI UDARA DAN LANTAI MENGGUNAKAN ANTARMUKA DT-51

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR

DAFTAR ISI. BAB I. PENDAHULUAN.. 01 A. Latar Belakang 01 Tujuan Instruksional Umum. 02 Tujuan Instruksional Khusus 02

PENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008

EVALUASI PAPARAN RADIASI TERHADAP DOSIS EKSTERNA YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI DI IEBE TAHUN 2008

KAJIAN PENERIMAAN OOSIS RADlASI EKSTERNA PEKERJA RADlASI PRSG-BATAN SERPONG. Sunarningsih, Mashudi, A.Lilik W, Yosep S.

Bab 2. Nilai Batas Dosis

Transkripsi:

PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012 ABSTRAK Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012. Pemantaun dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Serpong tahun 2012 dilakukan dengan pemantauan dosis radiasi eksternal dan internal serta mendata hasil pemeriksaan kesehatan yang dilakukan oleh Sub. bidang Medis Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN). Tujuan kegiatan ini untuk memperoleh data dosis radiasi internal invivo pekerja radiasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif. Pemantauan dosis radiasi internal in-vivo dilakukan dengan menggunakan alat cacah seluruh tubuh (Whole Body Counter Apex In-vivo). Pemantauan dilakukan secara periodik (Triwulan) selama 1 tahun. Hasil Pemantauan dosis radiasi internal disampaikan dalam bentuk Dosis Terikat Efektif E(50). Dari pemantauan ini diperoleh bahwa Dosis Terikat Efektif (E50) rerata tahunan adalah 0 (nol) atau 0% dari Nilai Batas Dosis (NBD) tahunan yang diperkenankan, sedangkan Dosis maksimal E(50) maksimal tahunan 0 atau 0% dari NBD tahunan yang diperkenankan. Kata kunci: pemantauan, dosis radiasi, in-vivo, Nilai Batas Dosis(NBD) ABSTRACT INTERNALRADIATIONDOSEMONITORINGFORWORKERSWITHWBCTECHNOLOGYC ENTREOFRADIOACTIVE WASTESERPONG2012.Monitoringthe radiation dosereceived byradiation workers Serpong Radioactive Waste Technology Centerin the year of 2012was conducted by monitoring the external and internal radiation dose and assessthe results ofa medical examination conducted by Sub. Medical field of Nuclear Technology Partnership Center (PKTN). The purpose of this activity to obtain thein-vivo internal radiation dose data of radiation workers of Radioactive Waste Technology Center.Monitoring of in-vivo internal radiation doses was done using achopped whole body (Whole Body Counter Apex In-vivo). The monitoring is done periodically (Quarterly) for 1 year. The Result of Monitoring internal radiation dose is delivered in the form of bound Effective Dose E(50). From the monitoring is obtained that the found Effective Dose (E50) annual averageis 0 (nol) the annual of Bose Limit Value (DLV) allowed, while the maximum dose E(50) 0 (nol) annual maximum or 0 (nol) of the annual of DLV allowed. Keywords: monitoring, radiation dose, in-vivo, Dose Limit Value (DLV) PENDAHULUAN Sesuai dengan ketentuan Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN). Komisi International Proteksi Radiasi (ICRP) dan PP 63 Tahun 2000, telah dilakukan pemantauan perorangan, baik dari radiasi eksternal maupun internal terhadap pekerja radiasi di Kawasan PPTN Serpong [1,2]. Dalam hal ini adalah pemantauan terhadap pekerja Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Pemantauan dilakukan oleh Sub. Bidang Pemantauan Personil Bidang 591

Keselamatan Lingkungan (BKL). Pemantauan rutin setiap tiga bulan sekali dalam satu tahun. Periode pemantauan untuk dosis radiasi internal bergantung pada sifat kimia dan fisika radionuklida, atau kondisi kerja. Jumlah pekerja yang dipantau adalah 85 orang [4].Tujuan dilakukan pemantauan terhadap pekerja radiasi dengan metode in-vivo ini untuk mengetahui dosis radiasi internal in-vivo yang diterima pekerja akibat masuknya radionuklida (radionuklida pemancar γ) ke dalam tubuh dengan mengukur pancaran radiasi γ dari radionuklida yang ada didalam tubuh. Dan untuk memenuhi Peraturan Pemerintah No. 63 tahun 2000 tentang Keselamatan Kerja dan Kesehatan Terhadap Pemanfaatan Tenaga Nuklir dan Peraturan Pemerintah No.64 tentang Perizinan Pemanfaatan Tenaga Nuklir dan AMDAL PPTN Serpong, juga sebagai sarana pembuktian bahwa pekerja menerima dosis radiasi dibawah Nilai Batas Dosis (NBD) yang diperkenankan, juga agar efek determenistik (non stokastik) tidak diterima oleh pekerja radiasi dan probabilitas efek stokastik ditekan serendah mungkin dengan memperhatikan aspek sosial dan ekonomi [2,3,4,5]. Dosis radiasi internal yang diukur secara in-vivo adalah Dosis Terikat Efektif E(50) yaitu jumlah dosis terikat rata-rata dalam organ atau jaringan dengan memperhitungkan faktor bobot (W T ) masing-masing organ [9,11]. TATA KERJA Bahan dan Peralatan Dalam melaksanakan pemantauan dosis internal digunakan alat cacah seluruh tubuh Whole Body Counter (WBC) Apex-Invivo buatan Canberra, yang dilengkapi dengan software IMBA, Nitrogen cair dan sumber standar diperlukan dalam mengoperasikan alat cacah WBC. Baju pasien diperlukan oleh pasien ketika dicounting (dicacah). Pemantauan ini dilakukan di PTLR pada tahun 2012. Metode Pemantauan dosis radiasi internal in-vivo dilakukan dengan metode langsung dengan menggunakan alat cacah seluruh tubuh WBC Apex in-vivo. Pekerja radiasi dipantau dengan alat WBC selama 10 menit untuk jenis Total Body dengan posisi berdiri, detektor bergerak dari atas kepala turun ke bawah sampai ujung kaki dan 10 menit untuk thyroid Counting posisi duduk dengan detektor tetap atau tidak bergerak pada posisi thyroid [6,7,8]. Hasil pengukuran kemudian dianalisis menggunakan perangkat lunak Apex in-vivo PC untuk memperoleh jenis dan jumlah unsur yang terdeteksi, sedangkan perhitungan dosis internal in-vivo dengan software IMBA informasi yang harus dilengkapi adalah jenis radionuklida yang terdeteksi, prakiraan waktu intake, jalur intake (inhalation, ingestion, injection), mode intake (acute, chronic), ukuran partikel, jenis penyerapan radionuklida (fast, moderate, slow), model pengukuran (total body, thyroid, lung). Dosis hasil perhitungan adalah dosis terikat efektif E(50) yang setara dengan dosis seluruh tubuh [9,10]. 592

Untuk menghitung dosis terikat efektif (commited effective dose) yang diterima pekerja dari inhalasi (pernafasan) dan injesi (pecernaan) dari radionuklida yang masuk kedalam tubuh, digunakan persamaan sebagai berikut [9,10,11] : E(50) = e(g)j,inh.ij,inh + e(g)j,ing.ij,ing... (1) j j Dengan E(50) : dosis terikat efektif e(g)j,inh : koefisien dosis terikat efektif persatuan masukan (intake) radionuklida j dari inhalasi (Sv/Bq) e(g)j,ing : koefisien dosis terikat efektif persatuan masukan (intake) radionuklida j dari inngesi (Sv/Bq) Ij,inh : pemasukan radionuklida j melalui inhalasi Ij,ing : pemasukan radionuklida j melalui ingesi Hasil evaluasi pemantauan dosis radiasi internal in-vivo dari pemroses dosis dilaporkan ke Pusat terkait, BAPETEN dan Kepala BATAN secara pereodik [4]. HASIL DAN PEMBAHASAN Pelaksanaan pemantauan personil dengan Apex in-vivo terlihat pada Gambar 1. Hasil pemantauan dosis internal in-vivo untuk tahun pemantauan 2012 ditampilkan dalam Table 1. Untuk pemantauan Triwulan I berjumlah 29 orang, Triwulan II berjumlah 20 orang, Triwulan III berjumlah 17 orang dan triwulan IV berjumlah 19 orang. Setelah dilakukan analisis data pemantauan dengan Apex invivo dan evaluasi dosis dengan software IMBA diperoleh hasil tidak terdeteksi (ttd) dalam batas normal atau di bawah Nilai Batas Dosis (NBD) untuk pekerja Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Serpong. Tabel 2. Adalah rentang penerimaan dosis internal in-vivo dan jumlah pekerja di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Serpong, secara keseluruhan pekerja menerima dosis 0 atau tidak terdeteksi adanya radionuklida 85 orang. Atau bisa dilihat selengkapnya pada Grafik 1. Dosis internal secara in-vivo yang diterima pekerja radiasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif untuk tahun 2012 adalah E(50) minimal: 0, E(50) reratanya 0 msv atau 0 % dari NBD dan untuk E(50) maksimal 0 msv, atau 0 % dari NBD tahunan [4,11]. Potensi resiko yang mungkin timbul atau diterima oleh pekerja adalah efek stokastik dan determenistik, Untuk membatasi peluang terjadinya efek stokastik pada pekerja radiasi, ditetapkan batas dosis 20 msv dalam 1 tahun. Sedangkan untuk mencegah efek determenistik, batas dosis ekivalen sebesar 500 msv dalam 1 tahun ditentukan untuk semua jaringan, kecuali lensa mata yang ditetapkan 150 msv dalam 1 tahun [9,11]. 593

Gambar 1. Pemantauan Pekerja dengan alat WBC Apex In-vivo [6,7,8] Tabel 1. Hasil Pemantauan Dosis Radiasi Internal In-vivo pekerja Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Tahun 2012 [10] Jumlah Pekerja E(50) msv Prosentase PERIODE Minimal Rerata Maksimal Terhadap NBD(%) Triwulan I 29 0 0 0 0 Triwulan II 20 0 0 0 0 Triwulan III 17 0 0 0 0 Triwulan IV 19 0 0 0 0 Tahunan 85 0 0 0 0 Keterangan E(50) NBD pertahun ttd : Dosis Terikat Efektif Tahunan : 20 msv : tidak terdeteksi/dibawah batas deteksi Tabel 2. Rentang penerimaan dosis internal In-vivo dan jumlah pekerja di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Serpong pada Tahun 2012 [9]. NO. Penerimaan Dosis (msv) Jumlah Pekerja (orang) 1. 0 2.5 85 2. 2.6 5 0 3. 5.1 7.5 0 4. 7.6 10 0 5. 10.1 20 0 6. >20 0 594

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN 0852-2979 Jumlah Pekerja (orang) 90 80 70 60 50 40 30 20 10 0 0-2.5 2.6-5 5-7.5 7.6-10 10.1-200 >20 Dosis E50 (msv) Grafik 1. Penerimaann Dosis Internal In-vivo Pekerja radiasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Serpong Tahun 2012 KESIMPULAN Berdasarkan data pemantauan dosis radiasi internal dengann metode in-vivo untuk pekerja radiasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif tahun 2012 dapat disimpulkan bahwa secara umum keselamatan pekerja terhadap bahaya radiasi masih dalam batasan dosis yang aman karena masih dibawah NBD yang diperkenankan. Namun tetap harus diperhatikan keselamatan pekerja saat bekerja di daerah radiasi,seperti sistem proteksi diri yang baik sehingga akan relatif lebih kecil dalam penerimaan dosis. DAFTAR PUSTAKAA [1]. BAPETEN, SK. NO.01/KA.BAPETEN/V-99, Ketentuan Keselamatan [2]. Kerja Terhadap Radiasi, Jakarta. Tahun 1999 [3]. PP.No. 33 tahun 2007 tentang Keselamatan dan Kesehatan Terhadap Pemanfaatan Radiasi Pengion. [4]. PP. No. 29 tahun 2008 tentang Perizinan Pemanfaatan Tenagaa Nuklir. [5]. P2PLR-BATAN, NO. DOK. P2PLR/6/PDRE/3/012/01/1999. Program Pemantauan Dosis Radiasi Interna PPTN-BATAN Serpong, Tahun 1999 [6]. ANBERRA, User s Manual Apex-InVivo, Productivity Software 1.0 7065586. CANBERRA. 2009 [7]. Genie 2000 3.2 Operations manual Spectroscopy Software. CANBERRA. Tahun 2009 [8]. Canberra Industries Inc, Connectitut, Tahun 1990 595

[9]. CANBERRA, Model 2280 Accuscan-II Germanium Vertical Scanning Whole Body Counter Cise 749, Canberra Industries Inc, Connectitut, Tahun 1990 [10]. ICRP NO.68, Individual Monitoring for Intakes of Radionuclides by workers Design and Interpretation, Pergamon Press Tahun 1994 [11]. Introduction to IMBA Profesional, CANBERRA. 2012 596