Prosiding Pertemllan dan PreselllaslIlmiah FlIJ1gsional Pengembmlgan Teknologi i\'uklirJ
Jakarta, 12Desember 2007 ISSN: 1978-9971
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 1993. 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
Prosiding Pertemllan dan Presentasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi NlIklir 1
Jakarta, 12 Desember 2007 rSSN: 1978-9971
Untuk mengantisipasi peraturan yang
baru ini IRM harns mempersiapkan agar DEST yang diterima Pekerja Radiasinya tidak melebihi dari nilai 20 mSv/tahun .
mengeluarkan PERKA yang bam tentang
Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi
yang besarnya DEST pekerja radiasi 20
mSv/tahun (mereyisi S.K BAPETEN
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
01/Ka-BAPETENN-1999). akan berencana
BAPETEN
nomor:
Dosis (NED) yang telah ditetapkan oleh 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 berfungsi sebagai laboratorium uji pasca iradiasi elemen bakar bekas dan bahan
Protection (ICRP) No. 26 tahun 1977, besarnya dosis ekivalent seluruh tubuh
(DEST) ditentukan sebesar 50
mSv/tahoo[J]. Sementara berdasarkan
.
.'Badan PengawasNuklirTenaga (BAPETEN) Nomor: 01/Ka-BAPETENN -1999, mengacu kepada International Commission Radiation
Radiasi dilakukan dengan bantuan
Thermoluminesence Detector (TLD) jenis
TLD HP(10) berkemampuan merekam
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.
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 adalah jumlahan dari dosis intern a dan
eksterna yang diterima oleh pekerja
radiasi dalam satu tabun. Selanjutnya
Prosiding Pertemuall Jail Presemasi J/miah FzmgsiollLJI Pellgembangall Teknologl Suklir 1
Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
radiasi P dany 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
TLDdievaluasi berdasarkan urutan DEST dari yang tertinggi hingga yang terendah. Kemudian dari DEST hasil triwulan ini
dijumlah untuk' . perorangan setiap
tahunnya. Untuk dosis intema dipantau
m~lalui urine pekerja radiasi dan
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 I 03.
Untuk euplikan elemen bakar dengan
aktivitas sebesar 4xlOJ2 Bq (5 em
panJang elemen) dapat ditempatkan
dalam sel baja ZG 104, ZG lOS, ZG 107,
ZG 108, ZG ]] 0, ZG
I] I
dan ZG ] 12. Dalam ZG ] 06 dapat ditempatkan 5 buah euplikan padat dengan total aktivitas13
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 pekerja radiasi dari tahun 1993 hingga tahun 2006, kemudian diprediksi berapa 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
Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah FlingslOna/ Pengembangan Tekn%gi Nlik/ir 1
Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
Terhadap Radiagi mencakup dosis radiasi ekstema dan dosis radiasi interna. Dalam
dan radiasi interna (tidak termasuk dosis yang diterima dari radiasi untuk tujuan
Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi.
medik) yaitu sebesar 50mSv/tahun
(sesuai dengan SK Kepala BAPETEN no.
permasalahan ini akan dibahas yang
berhubungan dengan dosis ekstema. Hal ini disebabkan sejak beroperasinya IRM pekerja radiasi tidak terdeteksi terkena dosis radiasi intema.
011KA-BAPETENN-1999 ten tang
Nilai batas dosis di Indonesia:
Keputusan Ka. BAPETEN
01/Ka- BAPETENN -1999.
1. Ketentuan Tentang Nilai Batas
Dosis Berdasarkan International
Commission On Radiological
Protection International (ICRP) No. 26 [4].
'
.• Ditetapkan berdasarkan Surat
No.
International Commission Radiation Protection (ICRP) No. 26 Tahun
1977 (Tabel 1) dan Safety Series
lAEA No.9 Tahun 1983.
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
• Didasarkan atas rekomendasi
Tabel I. Nilai Batas Dosis di Indonesia (ICRP No. 26 Tahun1977 ) UNTUK UNTUK BATASAN PEKERJA RADlASI MASYARAKAT ( mSy ) ( mSy ) A. Penyinaran .terhadap seluruh tubuh (untuk Efek Stokastik ) 1. Se-luruhtubuh
50 5 2. Wanita hamil 15 -3. Janin - 10
B. Penyinaran Iokal ( untuk efek Stokastik / deterministic) Non
I.Rata-rata untuk setiap organ
500 50 2. Lensa mata 150 15 3. Kulit 500 50
4. Tangan, lengan, kaki
500 50
Prosiding }'erlemllan dan Presemasi Ilmiah FlIngslOnal Pengembangan Teknologi XlIklirJ
Jakana. 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971
2. 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).
Tabel2. Nilai Batas Dosis (NBD) untuk personel berdasarkan ICRP 60
UNTUK PERSONEL NILAI BATAS DOSIS (NBD)
•
20 mSy/tahun secara rata-rata selama 5 tahun
.
.'.
•
Penerimaanmaksimumdengansetahun" 50mSyPEKERJA RADIASI memperhitungkan penenmaan dosis di tahun berikutnya.
•
Untuk lensa mata 150 mS;y/tahun
•
Untuk tangan, kaki, kulit 500mSy/tahun
•
6 mSy/tahun
SISW A MAGANG (Usia 16-18 tahun)
•
50 mSy/tahun untuk lensa mata
•
] 50 mSy/tahun untuk tangan, kaki, kulit • Masa rata-ratadapat diperpanjang]0 menjadi DALAM KEADAAN (sepuluh) tahun KHUSUS
•
Untuk sementara NBD dapat diubah asal di bawah 50 mSy/tahun dan tidak boleh selama 5 tahun
•
1 mSy/tahun
•
Untuk kondisi khusus boleh 5 mSv/tahun asal rata-rata MASYARAKAT
selama 5 tahun adalah ] mSv / tahun
~
15 mSv/tahun untuk lensa mata .
•
5 mSv/tahun untuk kaki, tangan, kulit
III. TAT A KERJA
Pembacaan TLD yang dipakai
oleh Pekerja Radiasi PTBN dilakukan
oleh Pusat Teknologi Limbah Radioatif. Jenis TLD yang dipakai ialah jenis TLD
HP(10) berkemampuan merekam radiasi
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
Pros/ding Perlemuan dan Presentasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1
Jakarla. 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971
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
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
D - {(Bx Ecc)-(Box Ecco)}nanoCouI01rb .... (1)
RCF
yang digunakan.
Ecco = faktor Koreksi elemen TLD
blanko yang digunakan.
B = bacaan elemen TLD dan kartu
TLD yang digunakan dalam
satuan nano Coulomb. dengan :
D = dosis perorangan dalam satuan
mSv/jangka waktu penoda
TLD.
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 (0,49 ± 0,13) mSv/tahun dan terjadi di tabun 1999. 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.
faktor Koreksi elemen TLD
6600, dengan bantuan l'.erangkat
lunak WinREMS, hasil pembacaan
TLD akan dikonversi menjadi satuan
dosis (mSv) dengan persamaan
berikut [2] :
'.
Pros/ding Perremuan tinn Presetllasi IImrah Fllngsiollal Pellgelllbangoll Tekllologi Nuklir J
jaklIrlO. 12 Deselllber 2007 ISSN: 1978-9971
Tabel3. Dosis Ekivalent Seluruh Tubuh (DEST) Pekerja Radiasi IRM tahun ] 993-2006
DEST DEST DEST ]umlah TLD Tahun lumlah
terendahtertinggi di atas rerata TLD rerata (mSv) (mSv) (mSv) (TLD) Da]am % ]993 610,350,990,55 ± 0.077 11,48 ]994 6]0,270,740,53 ± 0,079 ] 4,75 ]995 620,76 ± 0,220,45],2516 25,8] ]996 620,53 ± 0,070,40],475 8,07 1997 670,342,27 I 0,98±0,136 8,96 1998 700,800,421,65±90,07 12,86 ]999 840,152,920..49±50,]3 5,95 2000 780,590,351,36±80,09 ]0,26 200] 830,730,30],02±]60,07 ]9,28 2002 720,]60,890,70 ±100,08 13,89 2003 750,920,001,40 '±110,08 14,67 2004 790,000,170,0] ±90,02 ] 1,39 2005 930,03 ± 0,050,000,409 9,68 2006 1010,000,30 I 0,01 ±0,014 3,96
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
1997-1999 jika dibandingkan dengan
tahun sebelumnya dan sesudahnya.
Prosidmg Pertemuan dan Presentasi J/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir I
Jakarta, 12 Desember 20D; ISSN: 1978-9971
Tabe! 4. Jenis material yang masuk ke sel panas IRM.
TAHUN MA TERIAL MASUK KE SEL PANAS IRM
1993
I bh Spent Fuel U308 ]994
] bh Spent Fuel U3Si2 ] bh Spent Fuel U308
]995
Foil target Zr/U/AI Foil tarzet Zr/U/Zr02Foil target Zr/U/ZrFoil target Zr/U/Mg
Foil target Zr/Ni - U/SS ]996
Foil target Zr/U/SS Foil target Zr/Cu-U-Cu/SS
,
Foil tarzet Zr/Ni-U-NiiAIFoil target Zr/Zn-U-Zn/Al Foil target Zr/Zn-U-Zn/SSFoil target Zr/Cu-U-Cu/Al . 1997
Foil target Zr/Cu-U-Cu/SS Foil target Zr/Ni-U-Nil AI
Foil tarzet Zr/Ni-U-NiiSS Foil target Zr/Zn-U-Zn/SSFoil target Zr/AI-U-AVSSFoil target Zr/AI-U-AlIAIFoil target Zr/Ni-U-Ni/SS 1998
Foil target Zr/Zn-U-Zn/SS Foil target Zr/Ni-U-NilSS
Foil target Zr/Ni-U-NilZr Foil tarzet Zr/Zn-U-Zn/Zr 1999
Foil target Zr/NiiAU/NilSS Foil target Zr/NilPu/NilSS
Foil target Zr/NiIP-U/AlIZrFoil target Al/NiIP-U/NilAIFoil target AJ/AlIP-U/Ni/AlFoil target Zr/Zn/AU/Zn Foil tarzet Zr/Zn/P-U/Zn 2000-2004
Tidak ada material mas uk sela panas 2005
Foil target LEUkode 01-1 dan 01-2 2006
Tidak ada material masuk sel panas
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 1997-1999
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
Prosiding Pertemllan dan Presentasi Jlmiah FlIngsional Pengembangan Teknologi NlIklir 1
Jakarta. 12 Desember :lOD7 ISSN: 1978-9971
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.
1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007
Tahun
DEST Pe~erja Radiasi di IRM 3,20 3,00 2,80 2,60 2,40 2,20 t:~ ..r:oS 2,001,80 ">E
-
en 1,60 1,40 ~ en 1,20 w C 1,00 0,80 0,60 0,40 0,20 0,00 -1992- .:....- DE ST 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.
KESIMPULANPrediksi 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
Prosiding Perlemllan dan Presentasi IImiah Flll1gsional Pengembangan Teknologi NlIklir I
Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
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 1999.
2. ANONlM, International Commission On Radiological Protection, ICRP publication 60, Recommendations of
the International Commission on
Radiological Protection, 1990.
3. TIM LAPORAN ANALISIS
KESELAMATAN, Pusat Teknologi
Bahan Bakar Nuklir, "Laporan
Analisis Keselamatan Instalasi
Radiometalurgi (LAK IRM)", revisi 6, tahun 2006.
4. ANONIM, International Commission
On Radiological Protection, ICRP publication 26, Recommendations of
the International Commission on
Radiological Protection, 1977.
s.
ANONIM, Pusat Teknologi LimbahRadioaktif, "Prosedur Pengelolaan
TLD", no. dok.
PLR/7/PeD-PE/1II002/03/2006 rev. 3, tahun 2006.
Tanya Jawab :
1. Penanya: Nazaroh
(pTKMR-BA TAN) Pertanyaan :
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
peneri-maan 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
"
Prosiding Perrellll/an don Presentasi Ilmiah Fungsumal Pengembangan Teknologi AlIklzr 1
Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
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
dihot cell.
3. Penanya: Muji Wiyono (pTKMR-BA TAN)
Pertanyaan : .
1. Dalam Tabel 3, dosis ekiyalen
seluruh tubuh (DEST) terendah antara tahun ·2003sid 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 - BATAN)
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
bermacarn-macarn, sehingga lebih baik
ditulis DEST =O.
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 43
