Ke Daftar Isi
-
Pt'OSldliJJ PW'tomuan
dan PrasWltaslllmlah
FWlDsJonaI ToknIs Non PonaIIU,19 D8s8mIJar 2006
ISSN :1410·6381
PENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DI PABRIK OLEFIN DI CILEGON Wahyudi dan Untung Pujiono PTKMR - BAT AN ABSTRAK PENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DI PABRIK OLEFIN DI CILEGON. Telah dilakukan pengujian kebocoran sumber radioaktif tertutup di pabrik olefin di Cilegon. Kegiatan pengujian meliputi pengukuran pajanan radiasi gamma dan melakukan tes usap. Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan survei meter Ludlum model 19, sedangkan tes usap dilakukan dengan menggunakan KIT tes usap kemudian sampel di analisis di laboratorium dengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Dosis ekivalen dihitung berdasarkan hasil pengukuran pajanan radiasi gamma dan diperoleh nilai berkisar dari (1,42 ± 0,06) ~Sv/th sid (17,72 ± 0,77) ~Sv/th. Hasil pengukuran konsentrasi radionuklida 137Cs dalam sampel tes usap menunjukkan tidak terjadi kebocoran. Kata kunci : sumber radioaktif, kebocoran, dosis ekivalen. ABSTRACT THE LEAKAGE TEST OF CLOSED RADIOACTIVE SOURCE CONTAINERS AT OLEFIN FABRIC IN CILEGON. The leakage test of shield radioactive source containers at olefin fabric in Cilegon has been conducted. The test covered the measurement of gamma exposure rate and wipe test. Gamma exposure rate were measured by using survey meter Ludlum model 19, while the wipe test was done by using wipe test kit and the samples of wipe test were analyzed in laboratory using gamma spectrometer completed with HPGe detector. Equivalent doses that were calculated based on the result of measurement on gamma exposure rate were (1.42 ± 0.06) ~Sv/y to (17.72 ± 0.77) ~Sv/y. The result of 137Cs concentration measurement in wipe test samples was indicating that radioactive source containers were not leakage. Key words: radioactive source, leakage, equivalent doses.
PENDAHULUAN Kemajuan
teknologi
dalam penggunaan
zat radioaktif
telah dimanfaatkan
oleh
beberapa perusahaan untuk sistem kontrol. Pabrik pembuatan biji plastik (elefin) di Cilegon memanfaatkan
sumber radioaktif
137Cs sebagai bagian dari sistem kontrol dalam proses
pembuatannya.
Sistem kontrol tersebut digunakan untuk kendali pada proses pencampuran
123
pros_
portomuan dan Prosontasillmlah
Funoslonal Toknls Non PonoDU,18DosombW' 2006
ISSN :1410 - 6381
bahan baku dengan katalis pada reaktor dan kendali volume pada tangki penyimpanan bahan baku dan tangki pengumpan. Untuk menjamin keselamatan terhadap penggunaan bahan radioaktif, maka Bapeten mensyaratkan adanya pengujian keboeoran seeara berkala[I]. Pengujian keboeoran dilakukan dengan eara melakukan pengukuran pajanan radiasi gamma seeara langsung dan melakukan tes usap. Pengukuran paj anan radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan
surveimeter
sedangkan tes usap dilakukan dengan mengusap bagian luar dari bungkusan zat radioaktif dan hasil tes usap dianalisis di laboratorium dengan spektrometer gamma menggunakan detektor Germanium kemurnian tinggi (HPGe). Bidang Keselamatan dan Kesehatan pada Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) - Batan mempunyai tugas melakukan kegiatan pengawasan keselamatan lingkungan di tingkat nasional dan pemantauan tingkat kontaminasi radionuklida. menguraikan pengukuran
pajanan radiasi gamma serta perhitungan
pekerja radiasi dan pengujian
keboeoran
terhadap
bungkusan
Makalah ini
dosis ekivalen untuk
zat radioaktif
di pabrik
pembuatan biji plastik di Cilegon. HasH pengukuran kemungkinan
yang
diperoleh
dapat digunakan
untuk pengkajian
terhadap
bahaya radiasi yang diterima pekeIja di pabrik sehingga dapat dilakukan
antisipasi sejak dini dan sebagai persyaratan dalam perijinan pemanfaatan zat radioaktif. TAT A KERJA Alat dan bahan Pengukuran pajanan radiasi gamma menggunakan
surveimeter
Ludlum model 19,
sedangkan untuk tes usap dilakukan pengambilan sampel menggunakan wipe test kit dan hasil tes usap dianalisis di laboratorium dan diukur dengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe.
Pengukuran
pajanan radiasi gamma
Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan menggunakan survei meter micro Rmeter model 19 buatan Ludlum-USA. Survei meter ini mempunyai rentang atau skala bacaan dalam satuan microRontgen per jam (1lR/h) dan dikalibrasi di Laboratorium Metrologi Radiasi
iiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiii
124
•~
Pr'osldi/rj Pertllnwan
dan PresentasllimlaII
Fungslonal TBknls Non peneUU. 19 Desemher
ISSN :1410 - 5381
2U06
-
PTKMR Batan dengan faktor kalibrasi; Fk = 1,01 ± ,3%. Pengukuran pajanan radiasi gamma L1
dilakukan secara langsung pada beberapa tempat y
NjJai
pengukuran yang sebenarnya dihitung menggunakan :)ersamaan umum sebagai berikut [2,3]: (flR/h)
(1)
dengan : Xo
: pajanan radiasi gamma sebenarn} a (flR/j)
Xi
: pajanan radiasi gamma yang terb<,ca di a1at (flRlh)
Fk
: faktor ka1ibmsi survei meter (Fk'""' 1,01)
L\Xo
:
ketidakpastian pengukural1 pajamn radiasi gamma (%)
Sedangkan ketidak pastiannya dihitung menggurrakar persamaan sebagai berikut : (~tIVh)
(2)
dengan : L\Xo
:
ketidakpastian pengukuran pajanan radiasi gamma (%)
O'Xi : ketidakpastian pengukuran dengan surveimeter (%) O'Fk : ketidakpastian dari ka1ibrasi alat (%) Dari hasil pengukuran pajanan radiasi gammCl, maka ditentukan besarnya laju dosis serap ke seluruh tubuh manusia menggunakan persamaan sebagai berikut (Gylh)
Do =Xo·f
[4] :
(3)
dengan : Do
: laju dosis serap (mGy/h)
Xo
: laju pajanan radiasi gamma sebemrnya (mR/h)
f
:faktor konversi
dari pajanan ke dosis serap (0,877
Setelah laju dosis serap diketahui maka besarnya
R/Gy)
ni1ai dosis ekivalen tahunan yang
diterima pekerja dapat dihitung menggunakan persamaan sebagai berikut [4] : H T = Do . Wr
•
N .T
(flSv)
(4)
dengan HT
:
dosis ekiva1en tahunan total seluruh tubuh (flSV)
125
-
ProsldiIJ,J perternuan
dan Presemasillmlah
FWlDslon&J Teknls Non PeneDU,19 Desember
Do
: laju dosis serap (mGy/h)
Wr
:
N
: faktor modifikasi
T
: jumlahjam
faktor hmlitas
Gambar
radiasi (untuk
Wr=l)
(N= 1)
kerja untuk pekerja dalam satu tabun (T=2000 jam)
1. Surveimeter model-19 micro·R-meter buatan Ludlum-USA, tes usap dan Rad-Con untuk de]~ontamniasi permukaan.
Tabel 1. Sumber radioaktif
SourceSource-G Source-II Source-2 Source-4 Source-5 70 Source-l Source-8 Source-9 Source-3 Source-l
radiasi gamma
ISSN :14ID - 5381
2306
yang dimanfaatk:
111
oleh pabr lk olefin di Cilegon.
Reaktor Kode sumber Tangkibahan Lokasipengumpan penempatan baku sum be] ~ (mCi) Tangki bahan pcngumpan katalis Tangki pencampur pcncampur U7Cs D7Cs mCs mCs U7Cs ~'7CS
126
2000 250 300 500 50 klida
Aktivitas 250
KIT
-.
prosldlJPJ Purtemuan
dan Prosentasillmlah
Funuslonal TBknIs Non PoneUtf.19 Desember
ISSN :1410 - 6381
2006
Pengujian kebocoran bungkusan sumber radioaktif tertutup Pengujian
kebocoran
dilakukan
dengan melakukan
tes usap pada permukaan
bungkusan yang diperkirakan potensial terjadi kebocoran kemudian hasil tes usap dibawa ke laboratorium selanjutnya diukur konsentrasi 137Csdengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Konsemrasi
137Cs dianalisis
pada puncak spektrum ~..'energi 661,66 ke V dengan .
kelimpahan sebesar 85%. Untuk menghitung konsentrasi radionuklida yang terkandung dalam sam pel digunakan persamaan sebagai berikut [5] : ..............................
(5)
dengan : Asp
: konsentrasi radionuklida (Bq)
ty
:
Nsp
: cacah sampel (cacah)
NBG
: cacah latar (cacah)
tsp
: waktu cacah sampel (detik)
tBG
: waktu cacah latar (detik)
cr
:
py
: yield dari 137Cspada energi 661,66 keY (85%)
efisiensi pada energi 661,66 keY (%)
simpangan baku (Bq)
sedangkan ketidak pastian pengukuran dihitung menggunakan persamaan berikut :
a=
N.\,/, 2
+ N 2HG
t.~f'
..............................................
t BG
dengan simpangan baku (Bq)
cr
:
Nsp
: cacah sampel (cacah)
NBG
: cacah latar (cacah)
tsp
: waktu cacah sampel (detik)
tBG
: waktu cacah latar (detik)
127
(6)
PI'Osll!llJJPertBmnan dan ProsentaslllmJah FunosionaiTeknls Non PeneUtl,18D8sernlJer2006
ISSN:1410- 6381
iiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiioiiiiiiiiiiiOiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiii
Dalam bungkusan faktor
melakukan
zat radioaktif
pindah
dari
radionuklidanya,
terangkat
tes
usap.
besarnya
tidak
semua
pada media
Faktor
pindah
zat radioaktif
kontaminasi
yang
pengusap.
Untuk
tes
berbeda-beda
usap
tes usap untuk 137Cs sebesar (59
faktor pindah
untuk menghitung persamaan
pengusapan,
pada permukaan
menempel
pada
itu periu diperhitungkan tergantung
jenis
± 5)% (Tabel 2), sehingga
bungkusan
zat radioaktif
digunakan
: ','.
=
ACs-137
(7)
A.\'p . Fp
dengan : ACs-137 : aktivitas
137Cspada permukaan
bungkusan
zat radioaktif
137Cs dalam sampel tes usap (Bq)
Asp
: konsentrasi
Fp
: faktor pindah (%)
Tabel 2. Faktor pindah tes usap wadah sumber radioaktif untuk beberapajenis radionuklida [6].
kepercayaan
batas
terendah
68% ditentukan
deteksi
-,
untuk
menggunakan
- 2 33· LLD68%
tertutup
Radionuklida 137 Cs Faktor 226Ra 6OCo 70 59 ± 24 ±±10 11 5pindah (%)
No.
Nilai
(Bq)
sistem
persamaan
..............................
spektrometer
gamma
sebagai berikut [5] :
(8)
&y . Py
dengan : LLD68% : batas deteksi terendah
(Bq)
Ey
: efisiensi pada energi 661.66 keY (%)
NBG
: cacah latar (cacah)
tOG
: waktu cacah latar (detik)
py
: yield dari 137Cspada energi 661,66 keY (85%)
128
dengan
tingkat
ProsIdIiJJ Plil'tDmuan dan Prosontasl
ISSN :1410 - 6381
Dmlah Funoslon&l Jakols Non PeIl8DtL 18 Dosambor 2006
NaG
: cacah latar (cacah)
taG
: waktu cacah latar (detik)
py
: yield dari
137Cs
Gambar 2. Sistem spcktrometcr
pada energi 661,66 ke V (85%)
gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe
HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran Tabel 3, dengan
pajanan radiasi gamma di pabrik olefin di Cilegon disajikan pad a
menggunakan
persamaan
1, 2, 3 dan 4 dapat ditentukan
dosis ekivalen
tahunan untuk pekerja radiasi. Pada pengukuran pajanan radiasi gamma yang telah dilakukan terhadap sumber zat radioaktif yang dimanfaatkan
pabrik olefin di Cilegon pada jarak 1 meter
dengan asumsi jam kerja selama satu tahun adalah 2000 jam diperoleh terendah di lokasi reaktor dengan nilai sebesar (1,42 di lokasi
nilai dosis ekivalen
± 0,06) mSv/tahun, sedangkan
tangki bahan baku dan tangki pencampur
dengan
nilai sebesar (17,72
tertinggi
± 0,77)
IlSv/tahun. Nilai Batas Dosis (NBD) pajanan radiasi gamma yang diijinkan oleh Bapeten adalah 50 mSv/tahun
untuk pekerja radiasi, sedangkan
mSv/tahun[I].
Nilai dosis yang diterima oleh pekerja radiasi tertinggi adalah (17,72
129
untuk masyarakat
umum adalah sebesar 5
± 0,77)
ProsllllnO P9rtBmuan
dan Presentasillmiafi
Pad a prakteknya
Funosionai Toknls Non PonoUtI.
m Desombor
2006
ISSN ;1410 . 5381
pekerja radiasi hanya berada beberapa saat at au beberapajam
sumber radiasi ditempatkan
pada saat melakukan
pemeriksaan,
yang diterima masih di bawah dari hasil perhitungan,
sehingga
ini memperlihatkan
di dekat
kemungkinan
dosis
bahwa pekerja aman
dari bahaya radiasi eksterna.
Tabel 3. Dosis ekivalenjarak konsentrasi
1 m dari bungkusan
sumber radioaktif
dan pengukuran
I37Cs dalam sampel tes usap, Sept. 2004
::;;0,42 ::;;0,42 S; 0,42 Konsentrasi U7Cs Reaktor No. Tangkibahan Reak tor bahan dalam tes usap (Bq) baku baku ++ ± 0,38 0,06 0,77 8,86 pengumpan peneampur katalis 3,54 1,42 ± 0,15 Tangki 17,72 Tangki pencampur 14,17 0,61 Ekivalen 3,54±O,15 ±Dosis ()lSv/tahun)
Catatan : LLDw/o untuk pengukuran Dengan menggunakan dalam sampel
apabila
memperlihatkan
persamaan
tes usap. Hasil pengujian
bahwa konsentrasi adalah
I37Cs sebesar 0,42 Bq
I37Cs tidak terdeteksi,
hasil tes usap terdapat bahwa bungkusan
5, 6, 7 dan 8 dihitung konsentrasi kebocoran
disajikan
sedangkan
batas nilai kebocoran
kontaminasi
sumber
radioaktif
radionuklida
dalam Tabel 3, diperoleh
minimum
sebesar
dalam keadaan
137Cs hasil
suatu zat radioaktif 185 Bq[ 1], hal
ini
aman dan tidak terjadi
kebocoran. Untuk digunakan
menjamin
oleh perusahaan,
Scsuai dengan
rekomcndasi
keselamatan
pekerja
maka pengujian Bapeten,
maupun
kebocoran
pengujian
130
keamanan
sumber
ini perlu dilakukan
kebocoran
dilakukan
minimal
radiasi
yang
secara berkala. sekali dalam
-
Prosldq
ISSN:1410·5381
Partemuan dan PresentasJ IImIah FunuslOIlai TBknls Non PeneDU,18Desambar 2006
setahun. Dengan dilakukannya radioaktifyang
pemeriksaan
ini maka keberadaan
dan kondisi fisik zat
dipakai terjamin keamanan dalam penggunaan dan penempatan.
Hasil pengukuran tes usap ini dapat digunakan sebagai salah satu data dukung dalam melakukan pemantauan
sumber radiasi yang ada di pabrik olefin sesuai dengan PP No.63
tahun 2000 tentang Pemanfaatan
Radiasi Pengion yaitu
melakukan
p~mantauan secara
berkala dan terus menerus sehingga menjamin keamanan dan keselamatan sumber radiasi yang dimilikinya.
KESIMPULAN Dari hasil pengukuran pajanan radiasi gamma dan analisis terhadap sampel tes usap di pabrik olefin di Cilegon diperoleh hasil sebagai berikut: 1. Nilai dosis ekivalen tahunan di pabrik olefin di Cilegon berkisar dari (1,42 ± 0,06) flSv/tahun sampai
(17,72 ± 0,77)
flSv/tahun, sehingga pekerja radiasi aman dari
bahaya radiasi eksterna. 2. Hasil pengujian menunjukkan tidak terjadi kebocoran pada bungkusan zat radioaktif. 3. Data hasil pengujian tes usap dapat digunakan sebagai salah satu data dukung dalam melakukan pemantauan sumber radiasi yang ada di pabrik olefin sesuai dengan PP No.63 tahun 2000 tentang Pemanfaatan Radiasi Pengion.
DCAP AN TERIMA KASIH Terima kasih kami sampaikan kepada Bp. Drs. Abdul Wa'id sebagai PPR dari PTKMR Batan yang telah membantu dalam kegiatan ini.
DAFT AR PUST AKA 1. BAPETEN, Keputusan Kepala BAPETEN No.0IlKa·BAPETEN/V-99 Keselamatan Kerja Tcrhadap Radiasi, Bapeten, Jakarta (1999).
131
tentang Ketentuan
--
Pr£lsldIIJ,J PertBnwan
dan Presentasillmlah
2. Ludlum Measurement
Fungslonal
TBknls Non PenoUU, 18 Dosombor
Inc. Instruction
ISSN :14ID - 5381
2006
Manual Ludlum Model
19 Micro R Meter.
Sweetwater, Texas, Revised October 1993. 3. ISO 9978: 1992(E). Radiation protection - Sealed radioactive sources - Leakage test methods. 4. AKHADI, M., Dasar-Dasar Proteksi Radiasi, Rineka Cipta, Cetakan Pertama,
Jakarta
(2000). 5. BArAN,
Prosedur Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, Badan Tenaga Nuklir
Nasional, Jakarta, (1998). 6. SUHARYONO,
G., BUNAWAS, INDIYATI, T., KUSDIANA dan
SETIAWAN, A.,
Penentuan faktor pindah tes usap wadah sumber radiasi tertutup, Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, Jakarta 21-22 Sep. 1995 P3KRBiN-Batan, Jakarta (1995) 239-244.
Tanya - Jawab : 1. Penanya
: Hadirahman
(PPR-BA TAN)
Pertanyaan Pada waktu mengukur paparan anda hanya mengukur sekali sewaktu tes kebocoran bukan secara periodik, kenapa laju dosis yang ekivalenltahun bukan laju dosis saat tes kebocoran ? Jawaban
: Wahyudi (PTKMR - BAT AN)
Pengukuran hanya dilakukan sekali dalam satu tahunlberkala, namun untuk perhitungan dosis ekivalen menggunakan rentang waktu satu tahun. 2.Penanya
: Eko Jumpeno (PTKMR-BA TAN)
Masukan : NBD = 5 Rem/tahun atau 50000 ~lSv/tahun bukan 5000 ~lSv/tahun. Jawaban
: Wahyudi (PTKMR - BAT AN)
NBD untuk pekerja radiasi = 50000 ~Sv/tahun sedangkan untuk anggota masyarakat adalah 5000 ~Sv/tahun.
132
-•
Prosl~
portornmm dan Presentasl IIrnlah FunoslonaJTaknls Nan PenoJlU,18Dosernbar 2006
3. Penanya
ISSN :1410 - 6381
: Subagyo ES (PPGN-BA TAN)
Pertanyaan Apa alasan jarak pengukuran 1m dari sumber? Apa indibsi
awal yang didapat seandainya terdapat kebocoran yang sangat kecil dan
tersembunyi, bagaimana mcngatasinya? .Jawaban
: Wahyudi (PTKMR - BAT AN)
Dasarnya prosedur pengujian kebocoran sumber radiasi teitutup yang dibuat Lab.KKL PTKMR BATAN. Indikasi awal terjadi kebocoran adalah terkontaminasinya tes usap, diatasi dengan dilakukan penutupan tempat terjadi kebocoran. 4. Penanya
: Muji Wiyono (PTKMR-BATAN)
Pertanyaan Dalam kesimpulan No.3 dinyatakan bahwa hasil tes usap digunakan sebagai persyaratan izin pemanfaatan
tenaga ~uklir, padahal untuk melakukan tes usap itu harus sudah
mendapatkan izin pemanfaatan, jadi mana yang benar? Saran : hasil tes usap bukan digunakan sebagai persyaratan izin pemanfaatn melainkan menerapkan
PP No. 63/2000 tentang Pemanfaatn
radiasi Pengion yaitu melakukan
pemantauan secara berkala dan terus menerus. Jawaban
: Wahyudi (PTKMR-BATAN)
Yang benar uji usap dilakukan setelah ada ijin pemanfaatan zat radioaktif. Terima kasih, saran kami terima
133
Ke Daftar Isi
