Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012
ISSN 0852-2979
EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO Ruminta Ginting, Ratih Kusuma Putri Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN ABSTRAK EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PTBATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO. Telah dilakukan evaluasi dosis radiasi internal pekerja radiasi PT-Batan Teknologi dengan metode in-vitro. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan tingkat penerimaan dosis radiasi internal terhadap para pekerja radiasi dengan metode in-vitro. Evaluasi dosis radiasi internal dilakukan melalui analisis terhadap sampel urin pekerja radiasi yaitu analisis uranium total dan analisis beta total. Hasil pemantauan menunjukkan bahwa dosis radiasi internal yang diterima pekerja pada tahun 2012 dengan metode in-vitro rata-rata 0.01 mSv. Kata kunci : Dosis radiasi internal, Analisis in-vitro, intake ABSTRACT EVALUATION INTERNAL RADIATION DOSE OF RADIATION WORKERS PT-BATAN TECHNOLOGY BY IN-VITRO METHODE. It has been evaluated internal radiation dose of radiation workers PT-Batan Technology with in-vitro methods. This study aimed to determine the level of acceptance of internal radiation dose for radiation workers with in-vitro methods. Evaluation of internal radiation dose through the analysis of urine samples for radiation workers by total uranium and total beta analyzes. Monitoring results showed that the internal radiation dose received by workers in the year 2012 with in-vitro method average 0.01 mSv. Key word : Internal radiation dose, In-vitro analysis, intake
PENDAHULUAN. Pemantauan dosis terhadap para pekerja radiasi di suatu Instalasi nuklir perlu dilakukan secara rutin baik melalui pemantauan eksternal maupun melalui pemantauan internal. Pemantauan ini bertujuan untuk menjamin keselamatan dan kesehatan kerja terhadap radiasi. Pemantauan dosis radiasi eksternal adalah pemantauan dosis terhadap para pekerja radiasi dimana sumber radiasi berada di luar tubuh, sedangkan pemantauan dosis radiasi internal adalah pemantauan dosis dimana sumber radiasi berada di dalam tubuh pekerja. Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan menggunakan badge TLD, film badge, dosimeter pena dan lain sebagainya, sedangkan pemantauan dosis radiasi internal dilakukan melalui pencacahan langsung terhadap seluruh tubuh atau organ tubuh tertentu yang disebut dengan metode in-vivo ataupun melalui pencacahan hasil ekskresi tubuh yang disebut dengan metode in-vitro. Salah satu tugas pokok Bidang Keselamatan dan Lingkungan - Pusat Teknologi Limbah Radioaktif khususnya di Sub Bidang Pengendalian Personil 611
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012
ISSN 0852-2979
adalah melakukan pemantauan dosis personil terhadap para pekerja radiasi di Kawasan Nuklir Serpong, baik pemantauan eksternal maupun pemantauan internal. Pemantauan dengan metode in-vivo dilakukan apabila para pekerja radiasi berpotensi menerima paparan radiasi internal dari radionuklida yang mempunyai daya tembus tinggi seperti sinar gamma, sinar – x atau radiasi bremstahlung. Sebaliknya jika para pekerja diperkirakan menerima paparan radiasi internal dari radionuklida pemancar alfa atau beta maka pemantauan dilakukan melalui analisis hasil ekskresi tubuh seperti urin, faeces, keringat darah dan lain-lain melalui analisis radiokimia.[4] Dalam makalah ini pemantauan dilakukan terhadap para pekerja radiasi dari PT. Batan Teknologi yaitu pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-vitro. Sampel yang dianalisis adalah urin dan jenis analisis yang dilakukan adalah analisis uranium total dan analisis beta total. Pengumpulan sampel dilakukan selama 2 hari kerja dengan volume minimal 500 ml untuk 2 jenis analisis. Melalui pemantauan ini dapat diketahui berapa dosis internal in-vitro yang diterima oleh pekerja radiasi untuk tahun 2012. TATA KERJA Bahan, Peralatan dan Waktu Kegiatan Untuk melakukan kegiatan ini diperlukan beberapa bahan dan peralatan sebagai berikut : Untuk analisis uranium total bahan yang digunakan adalah : sampel urin, HNO3(p), Al(NO3)3, Tri Buthyl Phosphat (TBP), HNO3 5M, Aquades, dan Kerosin. Untuk analisis beta total bahan yang digunakan adalah : sampel urin, 2-Oktanol, Reagent Sulkowich, (NH4)2C2O4 0,1 %, CaCl2 10 % dan aquades. Peralatan yang digunakan adalah : Beker gelas, gelas ukur, Pipet volum, Pipet tetes, Corong pisah, Plat pemanas, Timbangan Analitik Digital, Sentrifuse, Stirrer, Test Tube Mixer, Planset, Lampu Infra Red dan Alat Cacah Alfa- Beta Low Background Counter buatan Canberra. Kegiatan ini dilakukan di Laboratorium In-vitro Gedung 71 Lantai tiga Bidang Keselamatan dan Lingkungan, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN pada tahun 2012. Metode Penelitian Analisis Uranium Total metode Ekstraksi Untuk analisis uranium total, 200 ml sampel urin dimasukkan ke dalam beker gelas 600 ml lalu ditambah 20 ml HNO3(p) lalu dipanaskan di atas plat pemanas hingga hampir kering. Pemanasan dilanjutkan hingga diperoleh residu berwarna kuning pucat atau putih. Selanjutnya residu dilarutkan dalam 40 ml larutan larutan Al(NO3)3 dan uranium yang ada dalam sampel urin di ekstraksi dengan TBP. Uranium hasil ekstraksi ini kemudian diuapkan di atas plat pemanas hingga volumenya lebih kurang 5-10 ml kemudian dimasukkan ke dalam planset lalu dikeringkan dibawah lampu pemanas dan setelah kering dicacah dengan alat cacah alfa-beta Low Back Ground Counter. Analisis Beta Total dengan Metode Pengendapan Untuk analisis beta total 250 ml sampel urin dimasukkan ke dalam beker gelas 600 ml, kemudian di tambahkan 10 tetes 2 –Oktanol dan 25 ml Reagent 612
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012
ISSN 0852-2979
Sulkowich lalu di aduk dengan stirrer selama 15 menit. Kemudian untuk memperbanyak endapan, ditambahkan beberapa tetes larutan CaCl2 10% dan biarkan endapan selama minimum 6 jam. Setelah itu bagian filtratnya dibuang dan endapannya disentrifuse. Endapan yang diperoleh di cuci dengan (NH4)2C2O4 0,1 % lalu di sentrifuse kembali, filtratnya dibuang. Kemudian di tambahkan kira-kira 5-10 ml larutan (NH4)2C2O4 0,1 %, kedalam endapan yang telah disentrifuse lalu larutan di kocok dengan mixer tube dan kemudian endapan ini dimasukkan ke dalam planset yang telah ditimbang terlebih dahulu. Endapan yang ada dalam planset ini di keringkan dibawah lampu pemanas dan setelah kering di cacah dengan alat cacah alfa-beta Low Back Ground Counter. Dari hasil pencacahan yang diperoleh baik untuk uranium total maupun beta total dilakukan perhitungan dosis. Untuk menghitung dosis langkah awal yang harus dilakukan adalah melakukan perhitungan intake. Perhitungan intake didasarkan pada jenis dan jumlah aktivitas radionuklida yang terdeteksi dari hasil pencacahan dengan alfa beta low backgroung counter. Dalam menghitung intake radionuklida ke dalam tubuh diperlukan beberapa informasi yaitu : prakiraan waktu terjadinya intake, data metabolik untuk setiap jenis radionuklida yang terdeteksi, tipe penyerapan radionuklida dalam saluran pernafasan serta parameter dosimetri lainnya yaitu fraksi intake radionuklida berdasarkan fungsi retensi dan ekskresi serta ukuran partikel radionuklida (AMAD 1 μm atau 5 μm). Untuk menghitung intake radionuklida ke dalam tubuh digunakan rumus : M (t ) I (t ) = ...........................................................................(1) [3] m(t ) I (t) = intake radionuklida (Bq) M (t) = aktivitas radionuklida yang terdeteksi dari hasil analisis urin pada waktu t setelah intake (Bq). m (t) = fraksi intake atau retensi radionuklida di dalam tubuh pada waktu t setelah intake Setelah diperoleh nilai intake, perhitungan dosis dilakukan dengan menggunakan rumus berikut : E(50) = I (t) x e (g) ....................................................... ( 2 ) [1] E(50) = dosis terikat efektif (Sv) I (t) = intake radionuklida (Bq) e (g) = faktor konversi dosis (Sv/Bq) Selain menggunakan rumus di atas intake radionuklida juga dapat dihitung melalui fungsi retensi dan ekskresi radionuklida yang dinyatakan dalam bentuk matematis yang merupakan fungsi waktu. Sebagai contoh fungsi ekskresi senyawa uranium melalui urin dapat dihitung dengan menggunakan rumus : Y(t) = 1,5 exp(-0,693 t/0,25) + 2,8 x 10-2 exp(-0,693 t/6) + 6,9 x 10-3exp (-0,693 t/20) + 4,8 x 10-7 (-0,693 t/1500) + 3,2 x 10-6 exp (-0,693 t/5000)................................................................................(3) [4] Y(t) adalah fungsi ekskresi radionuklida dari dalam tubuh dan t adalah rentang waktu antara intake dan saat pengumpulan sampel. Intake dihitung dengan menggunakan rumus : I (t) = Eu (t) x { ( 0,48 + 0,15 f1 ) x Y (t) x Fu }-1 exp ( λ.R.t ) .................... 613
(4)
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012
ISSN 0852-2979
Dengan : I (t) = Intake radionuklida ke dalam tubuh. Q (t) = Akt. radionuklida yang terdeteksi dalam contoh urin pada waktu t (Bq) f1 = Fraksi elemen stabil yang masuk ke dalam darah dari saluran pencernaan Y (t) = Fungsi ekskresi radionuklida dari dalam tubuh λR = konstanta peluruhan radionuklida = 0,693 / t½ (hari) t = Rentang waktu antara intake dengan saat pengukuran dengan in-vitro. Untuk radionuklida pemancar beta, sebagai contoh Sr-90 juga mempunyai fungsi ekskresi sesuai dengan data metabolik, distribusi, retensi dan ekskresi dari radionuklida tersebut yang persamaan matematisnya dapat dilihat dalam ICRP-54. Data metabolik dan fungsi matematis untuk setiap jenis radionuklida juga dapat dilihat dalam ICRP tersebut. Setelah intake diperoleh dosis terikat dapat dihitung dengan menggunakan rumus seperti pada perhitungan dosis di atas ( persamaan 2). HASIL DAN PEMBAHASAN Tabel 1. adalah hasil perhitungan dosis radiasi internal dari pekerja radiasi PT. Batan Teknologi melalui analisis uranium total dalam contoh urin. Untuk menghitung dosis yang diterima pekerja, langkah awal yang dilakukan adalah menghitung intake radionuklida yang masuk ke dalam tubuh. Perhitungan intake ini dilakukan dengan mengacu pada ICRP 54 yang didasarkan pada model metabolik saluran pernafasan. Selanjutnya dari nilai intake yang diperoleh dilakukan perhitungan dosis dengan menggunakan faktor konversi dosis e(g) yang mengacu pada ICRP 68 dan Safety Report Series No. 37 yang telah menerapkan Nilai Batas Dosis (NBD) sebesar 20 mSv per tahun. Jumlah pekerja yang dipantau selama tahun 2012 adalah 42 personil dan dosis yang diterima adalah minimum 0,00 , maksimum 0,14 mSv dan rata-rata adalah 0,01 mSv. Tabel 2 adalah perhitungan dosis radiasi internal untuk analisis beta total. Untuk analisis beta total baik perhitungan intake maupun dosis dilakukan dengan mengacu pada ICRP 68 dan Safety Report Series No. 37 yang menerapkan Nilai Batas Dosis (NBD) sebesar 20 mSv per tahun. Jumlah pekerja yang dipantau adalah 30 personil dan dosis yang diterima adalah minimum 0,00, maksimum 0,08 mSv dan rata-rata adalah 0,01 mSv. Tabel 1. Hasil Perhitungan Dosis U-total dalam Contoh Urin Pekerja Radiasi PT. Batan Teknologi Tahun 2012. No. Triwulan Jumlah pekerja Dosis : E(50) mSv yang dipantau Minimum Maksimum Rerata 1 I 11 0,00 0,14 0,02 2 II 12 0,00 0,03 0,00 3 III 6 0,00 0,05 0,02 4 IV 13 0,00 0,00 0,00 5 I+II+III+IV 42 0,00 0,14 0,01 Keterangan : 0 = tidak terdeteksi / di bawah batas deteksi minimum
614
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012
ISSN 0852-2979
Tabel 2. Hasil Perhitungan Dosis Beta-total dalam Contoh Urin Pekerja Radiasi PT. Batan Teknologi Tahun 2012. No. Triwulan Jumlah pekerja Dosis : E(50) mSv yang dipantau Minimum Maksimum Rerata 1 I 8 0,00 0,00 0,00 2 II 6 0,00 0,00 0,00 3 III 9 0,00 0,04 0,00 4 IV 7 0,00 0,08 0,02 5 I+II+III+IV 30 0,00 0,08 0,01 Keterangan : 0 = tidak terdeteksi / di bawah batas deteksi minimum Selanjutnya Tabel 3 adalah total dosis internal melalui analisis in-vitro yaitu analisis uranium total dan beta total dalam contoh urin pekerja radiasi PT. Batan Teknologi untuk tahun 2012. Dari tabel ini secara keseluruhan dapat dilihat bahwa dosis rata-rata yang diterima pekerja pada tahun 2012 adalah minimum 0,00 mSv, maksimum 0,14 mSv dan rata-rata adalah 0,01 mSv. Berdasarkan peraturan Bapeten, Nilai Batas Dosis (NBD) pertahun untuk pekerja radiasi telah ditetapkan sebesar 20 mSv. Dari hasil pemantauan dosis radiasi interna dengan metode in-vitro terhadap para pekerja radiasi PT. Batan Teknologi untuk tahun 2012, baik dengan analisis uranium total maupun dengan analisis beta total diperoleh hasil bahwa dosis yang diterima para pekerja masih jauh dibawah NBD pertahun. Hal ini berarti bahwa keselamatan kerja terhadap radiasi khususnya dari pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-vitro terhadap para pekerja radiasi PT-Batan Teknologi untuk tahun 2012 dapat dikatakan masih dalam batas yang aman. Tabel 3. Hasil Perhitungan Dosis In-vitro ( Beta-total + U-total dalam Contoh Urin Pekerja Radiasi PT. Batan Teknologi) Tahun 2012 Dosis : E(50) mSv No. Triwulan Jumlah pekerja yang dipantau Minimum Maksimum Rerata 1 I 15 0,00 0,14 0,01 2 II 15 0,00 0,03 0,00 3 III 15 0,00 0,05 0,01 4 IV 16 0,00 0,08 0,00 5. I+II+III+IV 61 0,00 0,14 0,01 Keterangan : 0 = tidak terdeteksi / di bawah batas deteksi minimum KESIMPULAN. Dari hasil pemantauan dosis radiasi internal dengan analisis in-vitro yang telah dilakukan terhadap para pekerja radiasi PT. Batan Teknologi untuk pemantauan tahun 2012, diperoleh hasil bahwa dosis radiasi interna yang diterima oleh para pekerja masih jauh di bawah NBD yang diijinkan pertahun. Radionuklida yang dianalisis adalah uranium total dan beta total, sehingga radionuklida yang terdeteksi adalah dalam bentuk aktivitas gross.
615
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012
ISSN 0852-2979
DAFTAR PUSTAKA . [1]. ICRP, “Dose Coeffisients for Intakes of Radionuclides by Workers”, Replacement of ICRP Publication 61, ICRP 68, Pergamon, 1995 [2]. ICRP, “Limits for Intake of Radionuclides by Worker”, ICRP Publication 30, Oxford, 1978 [3]. IAEA, “Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides”, Safety Report Series No. 37, IAEA, Vienna, 2004. [4]. ICRP, “Individual Monitoring for Intake of Radionuclides by Workers, Design and Interpretartion”, ICRP Publication No.54, Pergamon Press, 1987. [5]. “Instruksi Kerja Analisis Uranium Total Dalam Sampel Urin”, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, IK-015/PTLR/SMM-07.01/111-00/2010. [6]. “Instruksi Kerja analisis Beta Total Dalam Sampel Urin”, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, IK-011/PTLR/SMM-07.01/111-00/2010.
616
