PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF
DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF
PTKMR-BATAN
Muji Wiyono dan WahyudiPusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi– BATAN
ABSTRAK
PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN. Telah dilakukan
pemantauan paparan radiasi dan kontaminasi radioaktif permukaan di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR-BATAN pada triwulan I, II, III, dan IV tahun 2010. Pemantauan paparan radiasi dilakukan pada enam titik pengukuran menggunakan surveimeter Babyline 61A tipe E 508A No. 413 buatan Nardeux – Loches, sedangkan pengukuran kontaminasi permukaan dilakukan dengan metode tes usap, kemudian dicacah menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe buatan Ortec model GMX-25P4. Hasil pengukuran rerata paparan radiasi pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif berkisar antara (0,24 ± 0,07) mR/jam di pintu masuk hingga (2,42 ± 0,13) mR/jam di tempat penyimpanan sumber radioaktif. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun berkisar antara 1,06 mSv hingga 10,63 mSv. Nilai ini masih dibawah NBD yang diizinkan sehingga tempat tersebut aman bagi pekerja radiasi.Tingkat kontaminasi radioaktif pada pengukuran triwulan I, III dan IV adalah tidak terdeteksi (ttd), sedangkan pada triwulan II tingkat kontaminasi radioaktif 137Cs berkisar antara tidak terdeteksi (ttd) hingga (2,39 ± 0,22) Bq/cm2, kontaminasi 60Co berkisar antara (0,09 ± 0,02) Bq/cm2 hingga (0,11 ± 0,02) Bq/cm2 dan kontaminasi radioaktif 152Eu berkisar antara (0,13 ± 0,02) Bq/cm2 hingga (51,99 ± 4,54) Bq/cm2.Pada tempat yang terkontminasi dilakukan dekontaminasi hingga tempat tersebut bebas dari kontaminasi.
Kata kunci : paparan radiasi, kontaminasi, dan limbah radioaktif
ABSTRACT
MONITORING THE RADIATION EXPOSURE AND RADIOACTIVE CONTAMINATION IN TEMPORARY RADIOACTIVE WASTE STORAGE ROOM OF PTKMR-BATAN. Monitoring of
radiation exposure and radioactive contamination on the surface of a temporary storage space for radioactive waste PTKMR-BATAN has been carried out at quarterly I, II, III, and IV, 2010. Monitoring was done at six points of measurement using Babyline survey meter type E 508A No. 61a. 413 made by Nardeux - Loches and the measurement of the surface contamination was done by smear test method, and then counted using a gamma spectrometer with HPGe detector of Ortec model GMX-25P4. Result of measurement of radiation exposure average on temporary storage of radioactive waste was ranged from (0,24 ± 0,07) mR/hour at the entrance to (2.42 ± 0.13) mR/hour in the storage of radioactive sources. Estimated radiation doses received by a radiation worker for one year was ranged from 1.06 mSv to 10.63 mSv. This value is still below the value of permissible maximum dose limit, so the place is safe for radiation workers. Radioactive contamination levels at quarterly I, III and IV measurement were not detectable (nd), while its at quarterly II radioactive contamination levels of 137Cs ranged from not detectable (nd) to (2.39 ± 0.22) Bq/cm2, contamination of 60Co ranged from (0.09 ± 0.02) Bq/cm2 to (0.11 ± 0.02 ) Bq/cm2 and radioactive contamination of 152Eu ranged from (0.13 ± 0.02) Bq/cm2 to (51.99 ± 4.54) Bq/cm2. At contamination places, the decontamination was also done until it was free from contamination, so that the places were safe for the radiation worker.
I. PENDAHULUAN
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) merupakan unit kerja di Badan Tenaga Nuklir Nasional
(BATAN) yang mempunyai tugas
melaksanakan penelitian dan pengembangan di bidang dosimetri, biomedika nuklir, teknik
nuklir kedokteran, dan pelaksanaan
pelayanan metrologi radiasi serta pelayanan
pengendalian keselamatan kerja dan
kesehatan1. Dalam melaksanakan kegiatan penelitian dan pelayanan tersebut dihasilkan limbah radioaktif yang memiliki potensi bahaya radiasi terhadap pekerja, anggota
masyarakat dan lingkungan. Untuk
mengurangi potensi bahaya radiasi tersebut diperlukan ruangan khusus untuk menyimpan sementara limbah radioaktif dan sumber-sumber radioaktif sesudah digunakan dalam penelitian.
Ruang penyimpanan sementara limbah
radioaktif PTKMR-BATAN mempunyai
ukuran panjang 6 meter, lebar 6 meter dengan ketinggian dari lantai ke atap 3,5 meter, serta berdinding dan beratap beton. Ruangan tersebut disekat menjadi beberapa bagian menggunakan bahan triplek dengan ketinggian 1,65 meter dan digunakan sebagai tempat penyimpanan limbah radioaktif padat, limbah radioaktif cair, sumber
radioaktif untuk penelitian, bungkusan
sebelum uji usap, bungkusan setelah uji usap dan lemari alat.
Di dalam ruang penyimpanan
sementara limbah radioaktif merupakan
ruang kerja bagi pekerja radiasi. Pekerjaan yang dilakukan dalam ruangan tersebut
antara lain : pengumpulan limbah,
pengelompokan limbah, preparasi
pengukuran aktivitas konsentrasi limbah, pengukuran kontaminasi permukaan tempat kerja, preparasi penelitian dengan bahan zat radioaktif, penyimpanan limbah, preparasi pengangkutan limbah, pemantauan radiasi dan lain-lain.
Menurut Peraturan Pemerintah
Republik Indonesia Nomor 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, bahwa untuk memastikan Nilai Batas Dosis (NBD) bagi pekerja dan masyarakat tidak terlampaui, setiap Pemegang Izin wajib melakukan : pembagian daerah kerja, pemantauan paparan radiasi dan/atau kontaminasi radioaktif di daerah kerja, pemantauan radioaktivitas lingkungan di luar fasilitas atau instalasi dan pemantauan dosis yang diterima pekerja. Pemantauan paparan radiasi dan kontaminasi di daerah kerja tersebut dilakukan secara terus menerus, berkala dan/atau sewaktu-waktu sesuai dengan jenis sumber yang digunakan. 2 Dalam upaya untuk memenuhi ketentuan peraturan yang berlaku, telah dilakukan pemantauan paparan radiasi dan kontaminasi radioaktif di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR – BATAN pada triwulan I, II, III, dan IV tahun 2010.
Pada makalah ini disajikan tata kerja, hasil pemantauan paparan radiasi dan
kontaminasi radioaktif di daerah kerja serta pembahasan hasil yang diperoleh. Dari
pemantauan radiasi yang dilakukan
diharapkan diperoleh informasi laju paparan radiasi dan tingkat kontaminasi permukaan, sehingga dapat diperkirakan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun dan perkiraan waktu kerja agar NBD tidak terlampaui.
II. TINJAUAN PUSTAKA Paparan Radiasi
Besaran radiasi yang pertama kali diperkenalkan adalah paparan radiasi dengan
simbol X yang didefinisikan sebagai
kemampuan radiasi sinar-X atau gamma untuk menimbulkan ionisasi di udara dalam volume tertentu. Secara matematis paparan dapat dituliskan sebagai 3:
dm
dQ
X
... ( 1 )dengan dQ merupakan jumlah muatan pasangan ion yang terbentuk di suatu elemen volume udara bermassa dm.
Dalam satuan internasional (SI) satuan paparan adalah coulomb/kilogram (C/kg). Pengertian 1 C/kg adalah besar paparan yang dapat menyebabkan terbentuknya muatan listrik sebesar satu coulomb pada suatu elemen volume udara yang mempunyai massa 1 kg. Sedangkan untuk satuan cgs untuk paparan adalah rontgen (R), dengan 1 R = 2,58 x 10-4 C/kg.
Laju paparan adalah besarnya paparan per satuan waktu dan diberi simbol Ẋ. Satuan
laju paparan dalam SI adalah C/kg.jam sedangkan dalam satuan cgs adalah R/jam. Untuk mengukur laju paparan radiasi diperlukan alat ukur radiasi surveimeter. Laju paparan radiasi sebenarnya yang terukur adalah besarnya laju paparan yang terbaca pada alat ukur dikurangi laju paparan latar kemudian dikalikan dengan faktor kalibrasi alat ukur sesuai dengan persamaan:
Xg = (Xa - XBg) x FK ... (2)
dengan :
Xg = laju paparan sebenarnya di tempat
yang diukur.
Xa = bacaan laju paparan dari alat ukur
XBg = bacaan laju paparan latar
FK = faktor kalibrasi alat ukur
Ketidakpastian pengukuran laju
paparan radiasi sebenarnya (µXg) dihitung
dengan persamaan : 2 2 2 FK FK X X X X X X Bg Bg a a g g ... ( 3 ) dengan σXa, σXBg dan σFK adalah deviasi
standar dari masing-masing bacaan laju paparan dari alat ukur, bacaan laju paparan latar dan faktor kalibrasi.
Perkalian laju paparan dengan faktor konversi dari nilai paparan ke dosis (f) dinamakan laju dosis serap (Ď).3,4
Ď = Ẋ . f (Rad/jam ) ... ( 4 ) Faktor konversi nilai laju paparan ke dosis untuk radiasi gamma adalah 1 R/jam = 0,877 Rad/jam. Satuan lama dosis serap adalah rad (radiation absorbed dose)
sedangkan dalam satuan SI adalah Gray (Gy), dimana 1 Gy = 100 Rad.
Jika laju dosis serap dikalikan dengan faktor bobot radiasi (WR) maka diperoleh laju
dosis tara / ekivalen (H).3,4
Ĥ = Ď . WR (rem/jam) ... (5)
Faktor bobot radiasi untuk foton, partikel dan neutron berbagai energi dapat dilihat pada Tabel 2.3,4
Satuan cgs untuk laju dosis ekivalen adalah rem/jam sedangkan untuk satuan SI adalah Sievert per jam (Sv/jam), dimana 1 Sv = 100 rem. Apabila laju dosis ekivalen dikalikan dengan waktu paparan, akan diperoleh dosis ekivalen total.3,4
H = Ĥ . t ... ( 6 )
dengan :
H = dosis ekivalen (rem)
Ĥ = laju dosis ekivalen (rem/jam) t = durasi terkena dosis radiasi (jam)
Tabel 2. Faktor bobot radiasi untuk foton, partikel dan neutron.
No. Jenis Radiasi
Faktor Bobot Radiasi
(WR)
1. Foton, untuk semua energi 1 2. Elektron dan Muon, semua
energi
1 3. Neutron dengan energi:
< 10 keV
10 keV hingga 100 keV
> 100 keV hingga 2 MeV
> 2 MeV hingga 20 MeV
> 20 MeV 5 10 20 10 5 4. Proton, selain proton rekoil,
dengan energi > 2 MeV
5
Nilai Batas Dosis (NBD) untuk pekerja radiasi tidak boleh melampaui dosis efektif sebesar 20 mSv pertahun rata-rata selama lima tahun berturut-turut atau dosis efektif sebesar 50 mSv dalam satu tahun tertentu 5. Sehingga laju paparan radiasi yang boleh diterima pekerja radiasi adalah 2,5 mR/jam dan masyarakat umum adalah 0,25 mR/jam.
Kontaminasi
Kontaminasi radioaktif adalah adanya zat radioaktif yang tidak terwadahi (sumber terbuka) dan yang tidak dikehendaki berada di suatu lokasi atau tempat tertentu. Sebagai contoh adalah bubuk radioaktif tumpah di
lantai (kontaminasi permukaan), zat
radioaktif cair tumpah di tangan seseorang (kontaminasi perorangan) dan zat radioaktif yang di udara (kontaminasi udara).
Radiasi tidak akan mengakibatkan
kontaminasi, akan tetapi kontaminasi
radioaktif akan menimbulkan bahaya radiasi eksterna apabila aktivitasnya besar dan memancarkan radiasi yang dapat menembus jaringan tubuh, dan bahaya radiasi interna apabila kemudian masuk ke dalam tubuh manusia.
Pengukuran kontaminasi permukaan di daerah kerja dapat diukur dengan metode langsung yaitu diukur secara langsung menggunakan alat ukur dan metode tidak langsung yaitu dengan mengusap bagian yang terkontaminasi dengan kertas usap kemudian kertas usap tersebut dicacah menggunakan alat spektroskopi. Metode
tidak langsung biasa disebut metode tes usap.
Pengukuran secara langsung dilakukan
apabila tempat yang akan diukur tidak dipengaruhi sumber radiasi lain yang dapat mempengaruhi bacaan alat ukur, sedangkan metode tes usap dilakukan apabila di sekitar tempat yang terkontaminasi terdapat sumber radiasi yang tidak mungkin dipindahkan.
Ada dua macam metode tes usap yaitu metode basah (wet wipe test) dan metode kering (dry wipe test). Metode basah dilakukan dengan cara membasahi bahan pengusap dengan larutan deterjen kemudian mengusap permukaan daerah kerja yang kemungkinan terkontaminasi dengan luasan usap ± 100 cm2. Tes usap metode kering dilakukan menggunakan bahan usap dan cara seperti pada metode basah akan tetapi bahan usapnya tidak perlu dibasahi cairan deterjen. Tes usap metode basah dilakukan pada permukaan yang kondisinya kering dan tes
usap metode kering dilakukan pada
permukaan yang kondisinya basah. Bahan pengusap yang digunakan adalah yang memiliki daya penyerapan tinggi seperti: kertas saring, kapas, tissue, cotton buds, dan
lain-lain. Bahan pengusap selanjutnya
dicacah menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe.
Sebelum digunakan dalam
pengukuran, suatu perangkat spektrometer
gamma harus dikalibrasi agar dapat
digunakan untuk analisis. Ada dua macam kalibrasi yang perlu dilakukan yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi. Kalibrasi
energi diperlukan untuk tujuan analisis kualitatif, sedangkan kalibrasi efisiensi untuk tujuan analisis kuantitatif. 5
Kalibrasi efisiensi dilakukan dengan
membandingkan radiasi gamma yang
dideteksi detektor dengan besarnya aktivitas sumber radioaktif standar. Sebagai sumber standar digunakan sumber multi isotop yaitu :
54
Mn, 60Co, 65Zn, 109Cd, 133Ba, 134Cs, 137Cs,
210
Pb dan 241Am yang mempunyai jangkauan
energi dari rendah sampai energi tinggi. Efisiensi pencacahan ditentukan dengan persamaan berikut : 6,7
100
.
P
x
At
N
... (7) denganN : laju cacah sumber standar (cps)
At : aktivitas sumber standar saat pengukuran (Bq).
P : kelimpahan energi gamma (%)
Untuk menghitung aktivitas sumber standar pada saat pengukuran digunakan persamaan:
6,7
t
e
A
A
t o T . 693 , 0 2 / 1.
... ( 8 ) dengan A0 : aktivitas awal (Bq)T1/2 : waktu paro radionuklida (tahun)
t : waktu antara waktu awal penetapan
aktivitas sampai dengan waktu
pengukuran (tahun).
Dengan menghitung efisiensi
pencacahan dari masing-masing energi pada sumber standar maka dapat dibuat kurva
kalibrasi efisiensi fungsi energi. Kurva
kalibrasi tersebut digunakan untuk
menghitung aktivitas kontaminasi radioaktif dari sampel tes usap sesuai dengan persamaan: 8 2 Bq/cm x L P x F x N TK s u ... ( 9 ) dengan
TKu : kontaminasi permukaan yang diusap
(Bg/cm2).
Ns : laju cacah bersih sampel setelah
dikurangi cacah latar(cps).
L : luas permukaan yang diusap (cm2). ε : efisiensi pencacahan (cps/Bq). Pγ : pancaran radiasi γ (%).
F : faktor pindah tes usap (=10 %). 9
Ketidakpastian pengukuran
(uncertainty) kontaminasi permukaan dengan
tes usap (µTKu) dengan tingkat kepercayaan
68,3 % dihitung dengan persamaan: 10, 11 2 2 2 2 2 F F L L P P N N TK TK s s u u (Bq/cm2) ... ( 10 ) dengan Ns, ε, P, L, dan F, adalah
deviasi standar dari masing-masing laju cacah bersih kontaminan, efisiensi alat untuk radionuklida tertentu, pancaran radiasi , luas permukaan yang diusap dan faktor pindah tes usap.
Konsentrasi terendah yang dapat di deteksi (MDC = minimum detectable
concentration) dengan tingkat kepercayaan
68,3 % dihitung dengan persamaan :
F L P b T b N MDC . . . / 33 , 2 (Bq/cm2) ...(11)
dengan Nb adalah laju cacah latar (cps) dan
Tb adalah durasi waktu cacah (detik) .
Tingkat kontaminasi di daerah kerja radiasi dibedakan ke dalam 3 daerah
kontaminasi yaitu kontaminasi rendah,
sedang dan tinggi. Batas kontaminasi permukaan daerah kontaminasi rendah, sedang dan tinggi pemancar alfa dan beta disajikan pada Tabel 1:
Tabel 1. Pembagian daerah kontaminasi 5
No. Daerah Kontaminasi Pemancar alpa () (Bq/cm2) Pemancar beta () (Bq/cm2) 1. Rendah 0 < < 0,37 0 < < 3,7 2. Sedang 0,37 < 3,7 3,7 < 37 3. Tinggi 3,7 37
III. TATA KERJA
Pengukuran Laju Paparan Radiasi
Surveimeter Babyline 61A tipe E 508A No. 413 buatan Nardeux – Loches sebelum digunakan untuk pengukuran dicek
tegangan baterainya dan dilakukan
pengukuran cacah latar belakang. Kemudian pengukuran laju paparan radiasi dilakukan pada ketinggian 1 meter di atas permukaan lantai di titik 1 (tempat bungkusan sebelum uji usap), titik 2 (tempat limbah radioaktif padat) dan seterusnya seperti pada Gambar 1. Pengukuran laju paparan radiasi dilakukan pada : triwulan I, II, III dan IV tahun 2010. Laju paparan radiasi dan ketidakpastian
pengukurannya dihitung sesuai dengan
Keterangan:
1. Tempat bungkusan sebelum uji usap. 4. Tempat Limbah radioaktif cair. 2. Tempat limbah radioaktif padat. 5. Tempat bungkusan sesudah uji usap. 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif. 6. Pintu masuk
Gambar 1. Ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif di Gedung B PTKMR
Pengambilan Sampel Usap Kontaminasi Radioaktif
Disiapkan sarung tangan, kertas usap, rasiacwash, plastik seal, dan spidol. Pada saat melakukan uji usap pada daerah kerja, sarung tangan dipakai. Kertas usap disemprot dengan rasiacwash, kemudian digunakan untuk megusap daerah kerja pada titik 1 dengan luas usapan 100 cm2. Kertas
usap dimasukkan dalam plastik seal,
dimasukkan dalam vial, diberi kode dan siap dicacah dengan Spektrometer Gamma HPGe. Untuk titik 2, titik 3 dan seterusnya dilakukan dengan cara yang sama. Pengambilan sampel usap pada titik yang sama dilakukan pada triwulan I, II, III dan IV tahun 2010.
Kalibrasi Spektrometer Gamma HPGe model GMX-25P4
Sumber standar multi isotop 54Mn,
60
Co, 65Zn, 109Cd, 133Ba, 134Cs, 137Cs, 210Pb dan 241Am dalam wadah vial dengan aktivitas masing-masing : (135,62 ± 0,82; 215,48 ± 1,92; 351,78 ±3,68; 350,03 ± 2,42; 169,07 ± 1,12; 51,29 ± 0,47; 52,85 ± 0,37; 355,88 ± 2,23; 225,03 ± 1,75) Bq buatan PTKMR-BATAN pada tanggal 1 Oktober 2004 yang tertelusur ke Laboratorium IAEA diletakkan di atas detektor HPGe pada Spektrometer Gamma buatan Ortec model GMX-25P4 yang telah dikalibrasi energinya, kemudian dicacah selama 3600 detik. Aktvitas sumber
standar pada pengukuran dihitung
menggunakan persamaan 8 dan efisiensi alat
Kemudian dibuat grafik hubungan energi dengan efisiensi untuk analisis kuantitatif.
Pengukuran Sampel Usap.
Vial berisi sampel usap diletakkan di atas detektor pada Spektrometer Gamma HPGe yang telah diset dan dikalibrasi energinya. Sampel usap pada titik 1 – titik 6 masing-masing dicacah selama 3600 detik secara bergantian. Kemudian vial berisi kertas usap yang masih bersih (belum digunakan untuk mengusap) dicacah dengan cara dan waktu yang sama sebagai cacah latar. Selanjutnya peak yang muncul pada masing-masing spektrum hasil pencacahan sampel usap dihitung aktivitas kontaminasi radioaktif dan ketidakpastiannya sesuai dengan Persamaan 9 dan 10. Dihitung pula batas konsentrasi terendah sesuai dengan Persamaan 11.
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil pengukuran paparan radiasi di
ruang penyimpanan sementara limbah
radioaktif pada triwulan I, II, III dan IV disajikan pada Tabel 2.
Pada triwulan I paparan radiasi berkisar antara (0,20 ± 0,02) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,56 ± 0,27) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan II paparan radiasi berkisar antara (0,17 ± 0,02) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,41 ± 0,25) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan III paparan radiasi berkisar antara (1,04 ± 0,14) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,30 ± 0,24) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif dan pada triwulan IV paparan radiasi berkisar antara (0,30 ± 0,03) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,56 ± 0,27) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Paparan radiasi rerata selama empat kali pengukuran adalah berkisar antara (0,24 ± 0,07) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,42 ± 0,13) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif.
Tabel 2. Laju paparan radiasi di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif.
No. Titik Pengukuran :
Laju Paparan (mR/jam)
Triwulan I Triwulan II Triwulan III Triwulan IV Rerata 1. Tempat bungkusan
sebelum uji usap 0,58 ± 0,06 0,56 ± 0,06 1,17 ± 0,15 1,27 ± 0,15 0,90 ± 0,38 2. Tempat limbah radioaktif padat 1,62 ± 0,18 1,68 ± 0,19 2, 26 ± 0,24 2,29 ± 0,24 1,86 ± 0,37 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif 2, 56 ± 0,27 2,41 ± 0,25 2,30 ± 0,24 2,56 ± 0,27 2,42 ± 0,13 4. Tempat limbah radioaktif cair 0,90 ± 0,09 0,94 ± 0,09 1, 86 ± 0,20 1,39 ± 0,16 1,08 ± 0,27 5. Tempat bungkusan
sesudah uji usap 0,76 ± 0,07 0,68 ± 0,07 1,04 ± 0,14 1,06 ± 0,14 0,89 ± 0,19 6. Pintu masuk 0,20 ± 0,02 0,17 ± 0,02 0,30 ± 0,03 0,30 ± 0,03 0,24 ± 0,07
Pada triwulan I paparan radiasi berkisar antara (0,20 ± 0,02) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,56 ± 0,27) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan II paparan radiasi berkisar antara (0,17 ± 0,02) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,41 ± 0,25) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Pada triwulan III paparan radiasi berkisar antara (1,04 ± 0,14) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,30 ± 0,24) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif dan pada triwulan IV paparan radiasi berkisar antara (0,30 ± 0,03) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,56 ± 0,27) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Paparan radiasi rerata selama empat kali pengukuran adalah berkisar antara (0,24 ± 0,07) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,42 ± 0,13) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif.
Paparan
radiasi
pada
titik
pengukuran yang sama dengan waktu
pengukuran yang berbeda nilainya selalu
berubah-ubah. Hal ini karena adanya
penambahan volume limbah radioaktif
padat pada setiap triwulan, walaupun
volumenya kecil. Disamping itu karena
adanya
kegiatan
di
dalam
ruang
penyimpanan
sementara
limbah
radioaktif
seperti
keluar
masuknya
bungkusan berisi sumber radioaktif untuk
uji usap, keluar masuknya sumber
radioaktif pada tempat penyimpanan
sumber radioaktif untuk penelitian, dan
lain-lain.
Paparan radiasi pada tempat
bungkusan sebelum uji usap pada empat triwulan berturut-turut adalah (0,58 ± 0,06) mR/jam, (0,56 ± 0,06) mR/jam, (1,17 ± 0,15) mR/jam dan (1,27 ± 0,15) mR/jam. Paparan radiasi pada titik tersebut berasal dari kamera radiografi yang akan diperbaiki dan diuji usap yang disimpan di tempat tersebut dan
sumber standar 152Eu dalam wadah drum 200
liter dengan aktivitas 0,48 mCi. Disamping itu paparan radiasi juga berasal dari tempat di sekitarnya yaitu yang dominan adalah berasal dari tempat limbah radioaktif padat dan tempat penyimpanan sumber radioaktif.
Paparan radiasi di tempat limbah
radioaktif padat pada empat triwulan
berturut-turut adalah (1,62 ± 0,18) mR/jam, (1,68 ± 0,19) mR/jam, (2,26 ± 0,24) mR/jam dan (2,29 ± 0,24) mR/jam dan paparan radiasi di tempat limbah radioaktif cair adalah (0,90 ± 0,09) mR/jam, (0,94 ± 0,09) mR/jam, (1,86 ± 0,20) mR/jam dan (1,39 ± 0,16) mR/jam. Paparan radiasi di tempat limbah radioaktif padat selain berasal dari limbah radioaktif padat yang disimpan di tempat tersebut, juga berasal dari paparan radiasi sumber radiasi di tempat bungkusan sebelum uji usap dan tempat penyimpanan sumber radioaktif. Sedangkan paparan radiasi di tempat limbah radioaktif cair yang dominan berasal dari tempat penyimpanan
berdekatan dan limbah radioaktif cair dalam kondisi kosong.
Paparan radiasi di tempat
penyimpanan sumber radioaktif adalah yang paling tinggi yaitu pada empat triwulan berturut-turut adalah (2,56 ± 0,27) mR/jam, (2,41 ± 0,25) mR/jam, (2,30 ± 0,24) mR/jam dan (2,56 ± 0,27) serta reratanya adalah (2,42 ± 0,13) mR/jam. Hal ini terjadi karena di tempat tersebut digunakan untuk menyimpan berbagai sumber radioaktif setelah digunakan dalam penelitian. Sumber radioaktif tersebut umumnya berada dalam wadah kontainer yang terbuat dari bahan Pb, hanya dua buah
sumber radioaktif 152Eu standar dengan
aktivitas kecil (1,150 dan 1,148) mCi dalam
pipa paralon berdimensi (12 x 100) cm yang tidak menggunakan bahan perisai Pb.
Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun apabila bekerja selama 8 jam/hari, 5 hari/minggu, 50 minggu/tahun (= 2000 jam/tahun) adalah seperti disajikan pada Tabel 3. Besarnya dosis radiasi tersebut berkisar antara 4,25 mSv pada pintu masuk hingga 42,51 mSv pada tempat penyimpanan sumber radioaktif. Berdasarkan ketentuan Kepala BAPETEN Nomor : 01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, nilai dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi tersebut masih di bawah nilai batas dosis (NBD) tahunan yang diizinkan.
Tabel 3. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun (2.000 jam).
No. Titik Pengukuran Dosis Radiasi
(mSv) Daerah Kerja
Daerah Radiasi
1. Tempat bungkusan sebelum uji usap 15,70 Pengendalian Sedang
2. Tempat limbah radioaktif padat 32,68 Pengendalian Sedang
3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif 42,51 Pengendalian Sedang
4. Tempat limbah radioaktif cair 18,88 Pengendalian Sedang
5. Tempat bungkusan sesudah uji usap 15,52 Pengendalian Sedang
6. Pintu masuk 4,25 Pengawasan Sangat
Berdasarkan perkiraan dosis yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun, maka tempat bungkusan sebelum uji usap, tempat limbah radioaktif padat, tempat penyimpanan sumber radioaktif, tempat limbah radioaktif cair dan tempat bungkusan sesudah uji usap termasuk daerah kerja pengendalian dan daerah radiasi sedang karena perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun (2.000 jam) lebih dari 15 mSv dan kurang dari 50 mSv. Sedangkan pada tempat pintu masuk adalah termasuk daerah kerja pengawasan dengan daerah radiasi rendah karena perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun (2.000 jam) adalah 1 mSv atau lebih dan kurang dari 5 mSv.
Untuk mengurangi besarnya paparan radiasi yang diterima pekerja radiasi dalam bekerja di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif, dilakukan dengan cara memindahkan kegiatan ke luar ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif. Kegiatan tersebut antara lain : pengujian bungkusan zat radioaktif, pengelompokan
limbah, preparasi pengukuran aktivitas
konsentrasi limbah, preparasi penelitian dengan bahan zat radioaktif dan preparasi pengangkutan limbah. Sedangkan untuk kegiatan pengumpulan limbah, pengukuran
kontaminasi permukaan tempat kerja,
penyimpanan limbah harus tetap dilakukan di dalam ruang penyimpanan sementara limbah
radioaktif. Penggunaan cara tersebut
mengurangi waktu dalam melakukan
kegiatan/pekerjaan yang dilakukan di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif menjadi lebih singkat yaitu kurang dari 2 jam/hari. Apabila pekerja radiasi bekerja 5 hari/minggu, 50 minggu/tahun, maka akan diperoleh total waktu kerja selama satu tahun sebesar 500 jam, sehingga perkiraan dosis yang diterima menjadi seperempatnya dari dosis radiasi rerata yang terdapat pada Tabel 3. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama satu tahun (500 jam) dapat dilihat pada Tabel 4. Dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi per tahun berkisar antara 1,06 mSv sampai dengan 10,63 mSv, terendah di pintu masuk dan tertinggi di tempat penyimpanan sumber radioaktif.
Tabel 4. Perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi selama 1 tahun (500 jam).
No. Titik Pengukuran : Dosis Radiasi (mSv)
1. Tempat bungkusan sebelum uji usap 3,92
2. Tempat limbah radioaktif padat 8,17
3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif 10,63
4. Tempat limbah radioaktif cair 4,72
5. Tempat bungkusan sesudah uji usap 3,88
Hasil kalibrasi efisiensi pada spektrometer gamma dengan detektor HPGe model GMX-25P4 disajikan dalam Gambar 2. Diperoleh dua persamaan kalibrasi untuk energi kurang dari 200 keV dengan persamaan Y = 0,0673ln(X)-0,2020 dengan R2 = 0,9405 dan untuk energi lebih dari 200
keV dengan persamaan Y = 0,7724X-0,596
dengan R2 = 0,9214. Nilai efisiensi dari
persamaan tersebut digunakan untuk
menentukan tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah
radioaktif, yaitu dengan menganalisis sampel usap yang telah dicacah.
Hasil pengukuran tingkat kontaminasi
radioaktif pada ruang penyimpanan
sementara limbah radioaktif PTKMR – BATAN disajikan pada Tabel 5 dan Tabel 6. Dari enam titik pengukuran pada triwulan I, III dan IV, tingkat kontaminasi radioaktif adalah tidak terdeteksi (ttd) atau kurang dari konsentrasi terendah yang dapat dideteksi (MDC) yaitu untuk 137Cs < 0,01 Bq/cm2,
60
Co dan 152Eu < 0,02 Bq/cm2.
Gambar 2. Kurva kalibrasi efisiensi fungsi energy pada Spektrometer Gamma HPGe GMX-25P4.
Tabel 5. Tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR – BATAN pada triwulan I, III dan IV tahun 2010.
No. Titik Pengukuran :
Tingkat Kontaminasi (Bq/cm2)
Triwulan I Triwulan III Triwulan IV
137Cs 60Co 152Eu 137Cs 60Co 152Eu 137Cs 60Co 152Eu
1. Tempat bungkusan
sebelum uji usap ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 2. Tempat limbah radioaktif padat ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 4. Tempat limbah radioaktif cair ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd 5. Tempat bungkusan
sesudah uji usap ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd
6. Pintu masuk ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd ttd
Keterangan : MDC137Cs = 0,01 Bq/cm2, 60Co dan 152Eu = 0,02 Bq/cm2 serta ttd = tidak terdeteksi
Pada triwulan III, tingkat
kontaminasi radioaktif terdapat pada lima titik pengukuran yaitu pada tempat : bungkusan sebelum uji usap, limbah radioaktif padat, penyimpanan sumber
radioaktif, limbah radioaktif cair dan bungkusan sesudah uji usap. Pada titik
pengukuran pintu masuk tidak
terkontaminasi.
Tabel 6. Tingkat kontaminasi radioaktif pada ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif PTKMR – BATAN pada triwulan II tahun 2010.
No. Titik Pengukuran :
Tingkat Kontaminasi (Bq/cm2)
Hasil Pengukuran Sesudah
Didekontaminasi
137
Cs 60Co 152Eu 137Cs 60Co 152Eu
1. Tempat bungkusan
sebelum uji usap 2,39 ± 0,22 ttd ttd ttd ttd ttd
2. Tempat limbah radioaktif padat ttd 0,10 ± 0,02 0,13 ± 0,02 ttd ttd ttd 3. Tempat penyimpanan sumber radioaktif ttd 0,11 ± 0,02 51,99 ± 4,54 ttd ttd ttd 4. Tempat limbah radioaktif cair ttd 0,09 ± 0,02 0,38 ± 0,05 ttd ttd ttd 5. Tempat bungkusan
sesudah uji usap ttd ttd 0,17 ± 0,02 ttd ttd ttd
Kontaminasi radioaktif 137Cs terdapat di tempat bungkusan sebelum uji usap dengan nilai (2,39 ± 0,22) Bq/cm2. Tingkat kantamisasi pada tempat tersebut tergolong daerah kontaminasi rendah dan harus dilakukan dekontaminasi, mengingat tempat tersebut merupakan daerah yang harus bebas
kontaminasi. Kontaminasi pada tempat
tersebut kemungkinan berasal dari bungkusan
zat radioaktif milik perusahaan yang
disimpan pada tempat tersebut selama proses pengujian bungkusan tipe A.
Tingkat kontaminasi radioaktif 60Co berkisar dari (0,09 ± 0,02) Bq/cm2 ditempat limbah radioaktif cair hingga (0,11 ± 0,02)
Bq/cm2 di tempat penyimpanan sumber
radioaktif. Tempat tersebut termasuk daerah kontaminasi rendah. Sedangkan tingkat kontaminasi radioaktif 152Eu berkisar dari (0,13 ± 0,02) Bq/cm2 di tempat limbah radioaktif padat hingga (51,99 ± 4,54)
Bq/cm2 di tempat penyimpanan sumber
radioaktif. Pada tempat limbah radioaktif padat, limbah radioaktif cair dan bungkusan
sesudah uji usap termasuk daerah
kontaminasi rendah. Pada tempat
penyimpanan sumber radioaktif termasuk daerah kontaminasi tinggi karena tingkat kontaminasinya > 37 Bq/cm2. Hal ini disebabkan kemungkinan bocornya wadah
sumber 152Eu yang disimpan di tempat
tersebut mengikat wadah sumber tersebut terbuat dari bahan paralon.
Pada tempat-tempat yang
terkontaminasi radioaktif selanjutnya
dilakukan proses dekontaminasi. Hasil
pengukuran setelah proses dekontaminasi menunjukan bahwa tempat tersebut tingkat
kontaminasinya tidak terdeteksi (ttd) atau < MDC dari alat Spektrometer Gamma HPGe yaitu tingkat kontaminasi untuk 137Cs < 0,01 Bq/cm2,untuk 60Co dan 152Eu < 0,02 Bq/cm2, sehingga tempat tersebut dinyatakan bebas dari kontaminasi.
IV. KESIMPULAN
Rerata paparan radiasi di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif dari empat kali pengukuran di triwulan I, II, III dan IV tahun 2010 berkisar antara (0,24 ± 0,07) mR/jam pada pintu masuk hingga (2,42 ± 0,13) mR/jam pada tempat penyimpanan sumber radioaktif, sehingga perkiraan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi yang bekerja di ruang tersebut selama satu tahun (2 jam/hari x 5 hari/minggu x 50 minggu/tahun = 500 jam) berkisar antara 1,06 mSv hingga 10,63 mSv. Nilai ini masih jauh di bawah NBD yang diizinkan sehingga tempat tersebut aman bagi pekerja radiasi.
Tingkat kontaminasi radioaktif pada pengukuran triwulan I, III dan IV adalah tidak terdeteksi (ttd), sedangkan pada pengukuran triwulan II tingkat kontaminasi radioaktif 137Cs adalah berkisar antara tidak terseteksi (ttd) hingga (2,39 ± 0,22) Bq/cm2 di tempat bungkusan sebelum uji usap, kontaminasi 60Co berkisar antara (0,09 ± 0,02) Bq/cm2 di tempat limbah radioaktif cair hingga (0,11 ± 0,02) Bq/cm2 di tempat
penyimpanan sumber radioaktif dan
kontaminasi radioaktif 152Eu berkisar antara (0,13 ± 0,02) Bq/cm2 di tempat limbah radioaktif padat hingga (51,99 ± 4,54)
Bq/cm2 di tempat penyimpanan sumber
dilakukan dekontaminasi hingga tempat tersebut bebas dari kontaminasi.
DAFTAR PUSTAKA
1. PERATURAN KEPALA BADAN
TENAGA NUKLIR, Organisasi dan Tata Kerja Badan Tenaga Nuklir, Peraturan Kepala BATAN No. 392/KA/XI/2005 tahun 2005, Jakarta, 2005.
2. Peraturan Pemerintah Republik Indonesia
Nomor 33 tahun 2007, tentang
Keselamatan Radiasi Pengion dan
Keamanan Sumber Radioaktif, Jakarta, 2007.
3. SUWARNO WIRYOSIMIN, Mengenal Asas Proteksi Radiasi, Penerbit ITB Bandung, Bandung, 1995.
4. CEMBER, H., Introduction to Health Physics, Second Edition-revised and Enlarged, Health Professions Division, McGrow-Hill,Inc, 1983.
5. Keputusan Kepala BAPETEN nomor:
01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang
Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, 1999.
6. MUJI WIYONO dan BUNAWAS, Penentuan Aktivitas Limbah Radioaktif
Padat Menggunakan Spektrometer
Gamma In-Situ, Prosiding Seminar
Teknologi Pengelolaan Limbah V,
PTLR-BATAN, Kawasan Puspitek
Serpong, Tangerang, 2007, hal. 100-109.
7. BADAN TENAGA NUKLIR
NASIONAL, Prosedur Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, BATAN, Jakarta, 1998. hal. 137-155.
8. BADAN TENAGA NUKLIR
NASIONAL, Pengukuran Tingkat
Kontaminasi Permukaan dan
Dekontaminasi di Daerah Kerja dan Uji Kebocoran Sumber Radiasi, Petunjuk Praktikum, PTKMR – BATAN, Jakarta, 2008.
9. INTERNATIONAL STANDARD,
Evaluation of Surface Contamination – Part 1 : Beta-emitters (maximum beta energy greater than 0.15 MeV) and
alpha-emitters, ISO 7503-1, First edition, 1988.
10. MARTIN, JAMES E., Physics for Radiation Protection, John Wiley & Sons, Inc, New York, 2000.
11. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY
AGENCY, Measurement of
Radionuclides in Food and the
Environment - A Guidebook., Tech. Rep.
Ser. No.295, IAEA, Vienna, 1989.
TANYA JAWAB
1. Penanya : Nani Suryani - PATIR Pertanyaan :
- Mengapa pemantauan dilakukan
setiap triwulan, tidak 1 bulan sekali atau 1 minggu sekali. Apa tidak terlalu lama waktunya?
- Berapa lama syarat minimal
pemantauan yang boleh dilakukan menurut standar yang berlaku?. - Berapa lama waktu penyimpanan
sementara untuk limbah radioaktif sebelum dipindah ke tempat yang permanen/tetap?
Jawaban : Muji Wiyono
- Pemantauan dilakukan setiap
triwulan karena disesuaikan dengan
kegiatan pengelolaan limbah
radioaktif yang dilaporkan tiap
triwulan. Tidak, karena kegiatan ini dilakukan secara rutin sehingga besarnya paparan radiasi sudah dapat diperkirakan.
- Menurut Peraturan Pemerintah No. 33 tahun 2007 batas minimal pemantauan harus dilakukan tidak
diatur, tetapi pada Peraturan
Pemerintah sebelumnya yaitu
Peraturan Pemerintah No. 63 Tahun
2000 tentang Keselamatan dan
Kesehatan terhadap Pemanfaatan
Radiasi Pengion didalam
penjelasannya pemantauan dilakukan setiap enam bulan sekali.
- Tidak ada peraturan yang
menyatakan secara tegas berapa lama waktu menyimpan limbah radioaktif
di ruang penyimpanan sementara, untuk PTKMR-BATAN kira-kira
setiap 2 (dua) tahun dalam
penyimpanan sebelum dikirim ke PTLR, disesuaikan dengan jumlah volume limbah.
2. Penanya : Ghulam F.A. - PTKMR Pertanyaan :
- Bagaimana metode proteksi Bapak, saat melakukan pengusapan di dalam
ruang penyimpanan, mengingat
banyak zat radioaktif di situ?
- Bagaimana manajemen pemantauan udara di ruang penyimpanan agar bisa dipastikan tidak terjadi dispersi
debu radioaktif dari ruang
penyimpanan ke udara lingkungan? Jawaban : Muji Wiyono
- Metode proteksi yang digunakan
adalah dengan membatasi
waktu/mempersingkat waktu dan
memakai sarung tangan pada saat pengusapan.
- Pernah dilakukan pemantauan debu radioaktif dengan metode TSP (total
suspended particulat) dan
pengukuran gas radon dan thoron pada tahun 2008 - 2009.
3. Penanya : Ngatino - PPGN Pertanyaan :
- Perkiraan dosis yang diterima
pekerja 1,06 - 10,63 mSv/tahun. Bagaimana penentuannya sedangkan data paparan 0,24 – 2,42 mR/jam (dengan faktor bobot 0,887 perkiraan dosis tahunan seharusnya lebih tinggi).
- Sumber radiasi yang dominan apa?
Bagaimana korelasi dengan batas kontaminasi yang ditampilkan untuk α dan β?
Jawaban : Muji Wiyono
- Koreksi, barangkali yang dimaksud bukan faktor bobot radiasi tetapi faktor konversi nilai laju paparan ke dosis, yaitu untuk radiasi gamma adalah 1 R/jam = 0,877 Rad/jam. Penentuan dosis radiasi adalah rerata laju paparan radiasi dikalikan faktor
konversi dari nilai paparan ke dosis
dikalikan actor bobot radiasi
dikalikan 500 jam (satu tahun bekerja dengan maksimum bekerja 2 jam/hari). - Sumber radiasi yang paling dominan adalah gamma. Kontaminasi radioaktif dari radionuklida pemancar gamma
nilai batasannya mengacu pada
kontaminasi beta (β). 4. Penanya : Jaka Iman – PRSG Pertanyaan :
- Berapa nilai batas maksimum, batas aman bagi pekerja radiasi?
- Berapa hasil pengukuran pada ruang
penyimpanan sementara limbah
radioaktif padat, cair?
- Apakah pengambilan 6 titik
pengukuran sudah mewakili untuk luas di ruang penyimpanan sementara limbah radioaktif?
Jawaban : Muji Wiyono
- Menurut Keputusan Kepala
BAPETEN nomor:
01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, batas aman paparan radiasi bagi pekerja radiasi adalah 2,5 mR/jam.
- Kontaminasi pada tempat
penyimpanan limbah radioaktif padat adalah (0,10 ± 0,02) Bq/cm2 untuk
60
Co dan (0,13 ± 0,02) Bq/cm2 untuk
152
Eu dan di tempat penyimpanan limbah radioaktif cair adalah (0,09 ± 0,02) Bq/cm2 untuk 60Co dan (0,38 ± 0,05) Bq/cm2 untuk 152Eu.
- Pengambilan 6 titik pengukuran sudah cukup mewakili karena semua
tempat-tempat di ruang penyimpanan
sementara limbah radioaktif sudah diukur.
