Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
KAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000 Moch Romli, M.Muhyidin Farid, Syahrir Pusat Teknologi Limbah Radioaktif – BATAN Gedung 50 Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310 Email :
[email protected]
ABSTRAK KAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000. Pemanfaatan tenaga nuklir berpotensi melepaskan efluen radioaktif gas maupun cair ke lingkungan. BAPETEN telah menetapkan baku tingkat radioaktivitas (BTR) di lingkungan melalui Perka No. 02/Ka-BAPETEN/V-99. Nilai BTR dalam Perka tersebut sudah tidak sesuai dengan besaran dasar dalam ICRP 60. Kajian ini bertujuan untuk menggunakan nilai batas pemasukkan tahunan (annual limit of intake, ALI) yang baru berdasarkan ICRP 60 ke nilai turunan baku tingkat radioaktivitas yang berlaku untuk publik. Berbeda dengan Perka No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 selain jalur paparan internal (inhalasi dan ingesti) juga ditetapkan BTR untuk paparan eksternal (Baku Tingkat Radioaktivitas yang terdeposisi di permukaan tanah). Metode yang digunakan berupa penurunan nilai koefisien dosis untuk masyarakat ke dalam besaran konsentrasi radioaktivitas di lingkungan untuk berbagai radionuklida dari lepasan efluen radioaktif cair dan gas dari PLTN tipe PWR AP1000. Hasil perhitungan dalam kajian ini lebih membatasi (restriktif) dibandingkan nilai baku tingkat radioaktivitas dalam Perka No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 dan menunjukkan kecenderungan nilai yang lebih rendah kecuali untuk beberapa radionuklida. Kata kunci : Baku tingkat radioaktivitas, PLTN AP1000, nilai koefisien dosis, ALI
ABSTRACT STUDY OF DERIVED LIMIT IN ENVIRONMENTAL FOR CANDIDATE AP1000 NUCLEAR POWER PLANT. Utilization of nuclear energy has the potential to release the gas and liquid radioactive effluents into the environment. BAPETEN has set the derived limit in environmental through Perka No.02/Ka-BAPETEN/V-99. Value of derived limit in environmental in that regulation was not appropriate with basic value in ICRP 60. This study aims to use the value of annual limit of intake, a new one based on ICRP 60 to the value derived radioactivity level standard aplicable to the public. Different with Perka No. 02/Ka-BAPETEN/V-99, beside through the internal exposure (inhalation and ingestion) is also set the derived limit in environmental for external exposure (derived limit deposited on the ground surface). The method used is a differential of effective dose coefficient with dose limit of public to radioactivity concentration in environment for various radionuclide from radioactive effluents in liquid and gass from PWR AP1000 nuclear power plant. The result of this study more restrictive than derived limit in Perka No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 and showed a lower value for some radionuclide. Keywords: derived limit, AP1000 nuclear power plant, effective dose coefficient, ALI
1.
PENDAHULUAN
Paparan radiasi yang diterima oleh individu merupakan kontribusi dari paparan eksterna maupun interna, di mana ditentukan batasan dosis radiasi yang mengatur seberapa besar individu terpapari radiasi dalam jangka waktu tertentu. Batasan dosis ini merupakan bagian dari pengendalian paparan radiasi. Untuk batasan dosis interna, perlindungan terhadap pekerja dan masyarakat umum dilakukan dengan penentuan nilai batas dalam
ISSN 1979-1208
176
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional konsentrasi radionuklida yang boleh masuk ke dalam tubuh. Nilai ini sering disebut sebagai baku tingkat radioaktivitas. Di Indonesia, pemanfaatan tenaga nuklir diharuskan memberikan perhatian perlindungan terhadap lingkungan. Untuk itu ada Peraturan Pemerintah No.33 tahun 2007 Pasal 27 ayat (1) tentang kewajiban Pemegang Izin untuk melakukan pemantauan radioaktivitas lingkungan secara terus-menerus dan Pasal 27 ayat (2) tentang nilai batas radioaktivitas lingkungan yang ditetapkan oleh BAPETEN. Sedangkan peraturan teknis yang digunakan adalah PerKa BAPETEN No.02/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Baku Tingkat Radioaktivitas Lingkungan. Ditinjau dari tahun terbitnya, dimungkinkan ada kesenjangan dan ketidakselarasan antara PP No. 33 tahun 2007 dan PerKa BAPETEN No. 02/KaBAPETEN/V-99. Di mana dapat dipastikan peraturan teknis yang ada tidak mengacu kepada induk Peraturan Pemerintahnya. Selain itu, Perka tersebut juga sudah tidak sesuai dengan besaran dasar dalam ICRP 60. Dalam kajian ini, digunakan asumsi konservatif dengan memisalkan anggota masyarakat terpapar pada titik pelepasan zat radioaktif (pendekatan no dilution). Hal ini untuk menghindari penerapan model yang kompleks atau menghindari prosedur pengumpulan data spesifik tapak. Digunakan pendekatan ini juga dengan alasan pada beberapa kasus dosis yang diterima sangat rendah, sedangkan biaya yang digunakan untuk kajian cukup besar. Batasan yang diperbolehkan seperti ALI (Annual Limit of Intake) dan ECL (Effluent Concentration Limit) menggunakan data nilai koefisien dosis dari BSS 115, dan dilakukan perhitungan dengan metode yang direkomendasikan pada 10 CFR part 20.
2.
BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN
Nilai koefisien dosis untuk masyarakat umum, baik itu melalui inhalasi maupun ingesti, diambil dari BSS 115. Sedangkan untuk mencari effective dose coefficient dalam perhitungan batas tingkat radioaktivitas yang terdeposisi di permukaan tanah, digunakan perangkat lunak Radtoolbox. Dalam kajian ini dapat dibagi ke dalam 4 kelompok perhitungan, yaitu ECLudara, ECLudara untuk gas mulia, ECLair, dan batas tingkat radioaktivitas yang terdeposisi di permukaan tanah. Untuk mendapatkan nilai ECL (non-gas mulia dan air), perlu dicari dulu nilai ALI masing-masing radionuklida lepasan potensial PLTN AP1000 dari nilai nilai koefisien dosis yang telah didapat. Nilai ALI dihitung menggunakan rumus: (1) dengan E menyatakan NBD masyrakat umum, dan emasyaraka adalah nilai koefisien dosis untuk masyarakat umum berdasarkan BSS 115. Besarnya ECLudara (di luar gas mulia) dihitung dengan persamaan: (2) Besarnya nilai ALI didapatkan dengan memasukkan nilai koefisien dosis yang didapat dari BSS 115 ke dalam rumus ALI. Sedangkan nilai 1.2 ( ) adalah banyaknya volume udara yang dihirup oleh seorang individu dalam waktu 1 jam. Nilai ini diambil dari referensi kajian yang dilakukan di Korea, dipakai nilai ini dengan pertimbangan kondisi fisik orang Korea tidak berbeda jauh dengan kondisi fisik orang Indonesia. Kemudian nilai 8760 jam merupakan jumlah jam dalam 1 tahun. Karena kajian ini ditujukan untuk masyarakat umum, maka paparan radiasi yang diperhitungkan adalah sepanjang waktu dalam setahun, tidak hanya terbatas pada hari atau jam kerja saja. Sedangkan nilai 2
ISSN 1979-1208
177
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional merupakan faktor yang diambil agar perhitungan dapat digunakan untuk segala klasifikasi umur[4]. Nilai ECLudara untuk gas mulia dihitung dengan persamaan: (3) dengan epublic merupakan nilai koefisien dosis untuk gas mulia dalam satuan Sv m3/Bq dt. Karena digunakan untuk masyarakat umum, maka nilai koefisien dosis tersebut dikondisikan untuk NBD 1 mSv/tahun. Dari perhitungan tersebut, pembilang dalam persamaan di atas hasilnya dalam satuan . Karena masih ada satuan detik dalam hasil perhitungan tersebut, maka untuk hasil ECL perlu dibagi dengan jumlah detik dalam 1 tahun (364,25 hari x 24 jam x 3600 detik). Nilai ECLair dihitung dengan persamaan: (4) Perhitungan ECLair ini yang nantinya akan menjadi dasar dalam pengenaan paparan internal melalui jalur ingesti. Untuk perhitungan ALI tidak berbeda jauh dengan persamaanpersamaan yang di atas, tetap diperhatikan bahwa digunakan NBD untuk masyarakat umum sebesar 1 mSv/tahun. Sedangkan nilai 0.73m3/tahun merupakan rata-rata banyaknya volume air yang masuk ke dalam tubuh manusia dalam jangka waktu 1 tahun. Sedangkan nilai faktor 2 adalah nilai yang direkomendasikan oleh 10 CFR Part 20, agar perhitungan ini dapat digunakan dalam segala klasifikasi umur[4]. Batas tingkat radioaktivitas yang terdeposisi di permukaan tanah ditentukan dengan , dengan epublic merupakan nilai koefisien dosis dalam satuan Sv m2/Bq Tahun yang nilainya didapat dengan menggunakan perangkat lunak radtoolbox yang didalamnya terdapat library dari Federal Guidance Report No. 12 (FGR12). Kemudian dengan konversi dan pembatasan dosis 1 mSv/tahun, dihasilkan batas tingkat radioaktivitas yang terdeposisi di permukaan tanah dalam satuan Bq/m2.
3.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Perka BAPETEN no.02/Ka-BAPETEN/V-99 menetapkan nilai baku tingkat radioaktivitas dalam dua kompartemen lingkungan, yaitu air dan udara serta menetapkan batas masukan tahunan, yang keduanya bergantung sifat dan jenis radionuklida. Pembedaan sifat radionuklida terlarut dan tak terlarut sangat sulit untuk dipraktekkan atau dinilai karena pada umumnya radionuklida di lingkungan yang terukur adalah hasil akumulasi berbagai sumber kontaminan di lingkungan, sedangkan untuk mengidentifikasi sifat kelarutan radionuklida harus dirunut dari sumber kontaminan. Nilai baku tingkat radioaktivitas di air dan udara yang telah ditetapkan seharusnya telah mempertimbangkan efek radiologik/batas masukan terhadap manusia sehingga nilai batas masukan tidak perlu ditetapkan secara terpisah dengan kadar tertinggi yang diizinkan di air dan udara. Dalam kajian ini, perhitungan baku tingkat radioaktivitas telah dibatasi oleh nilai batas dosis untuk masyarakat umum (1mSv/tahun), sehingga nilai yang didapat secara otomatis merupakan nilai baku tingkat radioaktivitas yang telah memperhitungkan efek radiologik terhadap manusia. 3.1
Inhalasi Penentuan ECL udara dalam kajian ini terbagi menjadi 2, yaitu untuk radionuklida potensial lepasan PLTN AP1000 yang non-gas mulia dan gas mulia. Pada perhitungan ECL udara ini dilakukan dengan metode no dilution, dalam artian besarnya nilai ECL udara tepat
ISSN 1979-1208
178
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional di lepasan cerobong nilainya sama besar dengan nilai ECL udara pada jarak berapapun dari cerobong tersebut. Untuk perhitungan ECL non-gas mulia diperhitungkan ALI sebagai besarnya aktivitas yang boleh diterima dengan nilai batas dosis untuk masyarakat umum 1 mSv/tahun. Kemudian untuk mendapatkan nilai ECL dalam satuan aktivitas per volume, maka nilai ALI tersebut dibagi dengan jumlah volume udara yang dihirup oleh masyarakat umum dalam jangka waktu 1 tahun. Berdasarkan 10 CFR part 20, volume udara tersebut dikalikan dengan faktor 2 agar hasil perhitungan menjadi lebih restriktif untuk semua klasifiksasi umur. Diharapkan dengan mengacu pada nilai batas dosis yang ditetapkan dalam ICRP 60 (1 mSv/tahun), hasil kajian ini lebih membatasi dibandingkan dengan perhitungan dengan menggunakan nilai batas dosis ICRP 26 (5 mSv/tahun). Dalam kajian ini juga diperhitungkan ECL untuk gas mulia, khususnya yang merupakan radionuklida potensi lepasan PLTN AP1000. Dari perhitungan menggunakan metode dari 10 CFR Part 20, didapatkan besaran yang menjadi baku tingkat radioaktivitas untuk gas mulia dalam satuan Bq/m3. Nilai ECL inilah yang kemudian dijadikan sebagai Baku Tingkat Radioaktivitas Udara. 3.2
Ingesti Untuk pembatasan paparan internal melalui jalur ingesi, digunakan ECL air. Air atau cairan sebagai bagian terbesar dalam tubuh manusia dianggap dapat mewakili pembatasan paparan melalui jalur ingesi. Besarnya nilai ECL air diperhitungkan dari nilai batas pemasukan tahunan (ALI) yang dibagi dengan besarnya volume konsumsi air dalam 1 tahun. Untuk lebih konservatif, digunakan faktor 2 (sesuai 10 CFR Part 20) agar hasil perhitungan ini dapat digunakan semua klasifikasi umur. Nilai ECL air ini digunakan sebagai Baku Tingkat Radioaktivitas (BTR) untuk air dalam satuan Bq/m3. 3.3
BTR yang Terdeposisi di Permukaan Tanah Nilai baku tingkat radioaktivitas ini didapat dari nilai koefisien dosis yang dihitung melalui perangkat lunak Radtoolbox yang menggunakan basis data dari Federal Guidance Report No. 12 (FGR12). Kemudian dibatasi dalam besaran aktivitas per satuan luas dengan dibatasi nilai batas dosis untuk masyarakat. Dari perhitungan tersebut, didapat nilai Baku Tingkat radioaktivitas (BTR) yang terdeposisi di permukaan tanah dalam satuan Bq/m2. Nilai BTR ini menjadi salah satu pertimbangan pembatasan untuk paparan eksternal. 3.4
Penyinaran Gabungan Nilai baku tingkat radioaktivitas di atas dihitung untuk masing-masing radionuklida potensi lepasan PLTN AP1000, dengan berasumsi bahwa tidak ada penyinaran dari isotop lain serta tidak melalui lebih dari 1 (satu) jalur paparan. Tetapi dalam kenyataannya, dimungkinkan untuk penyinaran lebih dari 1 (satu) jenis radionuklida dan juga lebih dari 1 (satu) jalur paparan. Untuk itu diperlukan suatu perhitungan yang dapat memberikan nilai batas untuk kejadian tersebut : (5) dengan
Ci (udara), Ci (air) ECLudara , ECLair D
ISSN 1979-1208
= konsentrasi aktual radionuklida di lingkungan (udara dan air) = konsentrasi maksimum radionuklida yang diperbolehkan di lingkungan (udara dan air) = besarnya dosis eksternal yang diterima
179
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional NBD
=
Nilai Batas Dosis untuk masyarakat umum
Jika terjadi penyinaran lebih dari 1 (satu) radionuklida dan lebih dari 1 (satu) jalur paparan, maka digunakan penjumlahan besarnya perbandingan konsentrasi aktual dan dosis yang didapat dengan konsentrasi yang diperbolehkan di lingkungan dan nilai batas dosis, di mana hasil dari penjumlahan perbandingan tersebut tidak boleh lebih atau sama dengan 1 (satu). Tabel 1. Perbandingan BTR Udara Hasil Kajian dengan Perka 02/Ka-BAPETEN/V-99 No .
Kelompok
Radionuklid a
BTR udara BTR Kajian
Perka 02/Ka-BAPETEN/V-99 Terlarut
Tak terlarut
1
Sr-89
7,80E+00
3,00E+01
1,00E+01
2
Sr-90
1,32E+00
4,00E-01
7,00E+00
Sr-91
1,29E+02
7,00E+01
3,00E+02
Sr-92
2,26E+02
7,00E+02
4,00E+02
5
Ba-139
8,49E+02
-
-
6
Ba-140
9,33E+00
-
-
7
Ce-141
1,49E+01
-
-
8
Ce-143
6,34E+01
-
-
9
Ce-144
1,32E+00
-
-
10
Pu-238
1,03E-03
3,00E-03
4,00E-02
Pu-239
9,51E-04
2,00E-03
4,00E-02
12
Pu-240
9,51E-04
2,00E-03
4,00E-02
13
Pu-241
5,28E-02
1,00E-01
4,00E+01
14
Np-239
5,11E+01
1,00E+03
7,00E+02
15
Cs-134
7,21E+00
4,00E+01
1,00E+01
Cs-136
3,96E+01
4,00E+01
2,00E+01
3 4
11
Sr & Ba
Ce
16 17
Cs
Cs-137
1,03E+01
7,00E+01
2,00E+01
18
Cs-138
1,98E+03
-
-
19
Rb-86
5,11E+01
4,00E+02
7,00E+01
20
I-130
7,10E+01
-
-
21
I-131
6,43E+00
1,00E+01
4,00E+02
22
I-132
5,06E+02
3,00E+02
1,00E+03
I-133
3,17E+01
4,00E+01
3,00E+02
24
I-134
1,06E+03
7,00E+02
4,00E+03
25
I-135
1,49E+02
1,00E+02
4,00E+02
26
Ru-103
1,98E+01
-
-
27
Ru-105
2,80E+02
-
Ru-106
1,70E+00
1,00E+02
7,00E+00
23
28 29
Iodium
Ru
-
Rh-105
1,36E+02
1,00E+03
7,00E+02
30
Mo-99
5,34E+01
1,00E+03
3,00E+02
31
Tc-99m
2,50E+03
4,00E+04
2,00E-02
Te-127m
6,43E+00
2,00E+02
4,00E+01
32
Te
ISSN 1979-1208
180
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional 33
Te-127
3,66E+02
2,00E+03
1,00E+03
34
Te-129m
7,21E+00
1,00E+02
4,00E+01
35
Te-129
1,29E+03
7,00E+03
4,00E+03
36
Te-131m
5,06E+01
4,00E+02
2,00E+02
37
Te-132
2,38E+01
3,00E+02
1,00E+02
38
Sb-127
2,80E+01
-
-
39
Sb-129
2,07E+02
-
-
Tabel 2. Perbandingan BTR Air Hasil Kajian dengan Perka 02/Ka-BAPETEN/V-99 No .
Kelompok
Radionuklid a
BTR air BTR Kajian
Perka 02/Ka-BAPETEN/V-99 Terlarut
Tak terlarut
1
Sr-89
2,63E+05
4,00E+05
1,00E+06
2
Sr-90
2,45E+04
4,00E+06
1,00E+06
Sr-91
1,05E+06
3,00E+06
2,00E+06
3 4
Sr & Ba
Sr-92
1,59E+06
3,00E+06
2,00E+06
5
Ba-139
5,71E+06
-
-
6
Ba-140
2,63E+05
-
-
7
Ce-141
9,65E+05
-
-
8
Ce-143
6,23E+05
-
-
9
Ce-144
1,32E+05
-
-
Pu-238
2,54E+03
2,00E+05
1,00E+06
Pu-239
2,74E+03
2,00E+06
1,00E+06
12
Pu-240
2,74E+03
2,00E+05
1,00E+06
13
Pu-241
1,43E+05
7,00E+06
4,00E+07
14
Np-239
8,56E+05
4,00E+06
4,00E+06
15
Cs-134
3,60E+04
3,00E+05
1,00E+06
Cs-136
2,28E+05
3,00E+06
2,00E+06
Cs-137
5,27E+04
7,00E+05
1,00E+06
18
Cs-138
7,44E+06
-
-
19
Rb-86
2,45E+05
3,00E+06
7,00E+05
20
I-130
3,42E+05
-
-
21
I-131
3,11E+04
7,00E+04
2,00E+06
I-132
2,36E+06
2,00E+06
7,00E+06
I-133
1,59E+05
3,00E+05
1,00E+06
24
I-134
6,23E+06
4,00E+06
2,00E+07
25
I-135
7,36E+05
7,00E+05
3,00E+06
26
Ru-103
9,38E+05
-
-
27
Ru-105
2,63E+06
-
-
Ru-106
9,78E+04
4,00E+05
4,00E+05
Rh-105
1,85E+06
4,00E+06
4,00E+07
30
Mo-99
1,14E+06
7,00E+06
1,00E+06
31
Tc-99m
3,11E+07
2,00E+08
1,00E+08
Te-127m
2,98E+05
2,00E+06
2,00E+06
10 11
Ce
16 17
22 23
28 29
32
Cs
Iodium
Ru
Te
ISSN 1979-1208
181
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional 33
Te-127
4,03E+06
1,00E+07
7,00E+06
34
Te-129m
2,28E+05
1,00E+06
7,00E+05
35
Te-129
1,09E+07
3,00E+07
3,00E+07
36
Te-131m
3,60E+05
2,00E+06
1,00E+06
37
Te-132
1,80E+05
1,00E+06
7,00E+05
38
Sb-127
4,03E+05
-
-
39
Sb-129
1,63E+06
-
-
Tabel 3. Nilai BTR untuk gas mulia radionuklida lepasan PLTN AP1000 No.
Nuklida
BTR gas mulia (Bq/m3) 1mSv 1 tahun
1
Kr-85m
5,39E+04
2
Kr-85
1,44E+06
3
Kr-87
9,35E+03
4
Kr-88
3,78E+03
5
Xe-131m
9,93E+05
6
Xe-133m
2,89E+05
7
Xe-133
2,65E+05
8
Xe-135m
1,99E+04
9
Xe-135
3,31E+04
10
Xe-138
6,76E+03
Tabel 4. Nilai BTR untuk Radionuklida yang terdeposisi dipermukaan tanah No.
Kelompok
Radionuklida
ICRP 60 BTR Permukaan Tanah (Bq/m2)
ICRP 26 BTR Permukaan Tanah (Bq/m2)
1
Sr-89
4,63E+11
1,40E+13
2
Sr-90
1,93E+13
1,12E+14
Sr-91
4,37E+10
4,67E+10
3 4
Sr & Ba
Sr-92
2,58E+10
2,54E+10
5
Ba-139
2,17E+11
6,90E+11
6
Ba-140
1,67E+11
1,76E+11
7
Ce-141
4,57E+11
4,29E+11
8
Ce-143
1,05E+11
1,14E+11
9
Ce-144
1,72E+12
1,56E+12
Pu-238
5,05E+13
3,79E+13
10 11
Ce
Pu-239
1,12E+14
8,62E+13
12
Pu-240
5,26E+13
3,95E+13
13
Pu-241
1,84E+16
1,64E+16
14
Np-239
2,06E+11
1,95E+11
15
Cs-134
2,14E+10
2,08E+10
16
Cs-136
1,56E+10
1,52E+10
17
Cs
Cs-137
1,06E+13
1,11E+14
18
Cs-138
1,40E+10
1,45E+10
19
Rb-86
1,90E+11
3,40E+11
ISSN 1979-1208
182
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional 20
I-130
1,55E+10
1,51E+10
21
I-131
8,70E+10
8,40E+10
22
I-132
1,44E+10
1,43E+10
23
Iodium
I-133
5,13E+10
5,32E+10
24
I-134
1,25E+10
1,25E+10
25
I-135
2,16E+10
2,16E+10
26
Ru-103
7,04E+10
6,85E+10
27
Ru-105
4,05E+10
4,12E+10
Ru-106
0,00E+00
0,00E+00
Rh-105
4,27E+11
4,17E+11
30
Mo-99
1,78E+11
2,16E+11
31
Tc-99m
2,78E+11
2,62E+11
32
Te-127m
3,70E+12
2,80E+12
33
Te-127
3,08E+12
6,13E+12
34
Te-129m
5,56E+11
8,40E+11
Te-129
2,78E+11
5,26E+11
Te-131m
2,36E+10
2,31E+10
37
Te-132
1,49E+11
1,39E+11
38
Sb-127
4,69E+10
4,69E+10
39
Sb-129
2,31E+10
2,29E+10
28 29
35 36
4.
Ru
Te
KESIMPULAN
Kajian ini menggunakan besaran dasar ICRP 60 dan metode dari 10 CFR Part 20, sehingga nilai baku tingkat radioaktivitas yang dihasilkan lebih bisa membatasi dibandingkan dengan baku tingkat radioaktivitas pada Perka 02/Ka-BAPETEN/V-99. Asumsi konservatif dengan memisalkan anggota masyarakat terpapar pada titik pelepasan zat radioaktif (pendekatan no dilution) menghasilkan nilai yang lebih antisipatif dibandingkan dengan model yang mempertimbangkan pengenceran konsentrasi efluen. Selain itu dalam kajian ini juga dihasilkan perhitungan baku tingkat radioaktivitas untuk gas mulia dan efluen yang terdeposisi di permukaan tanah. Untuk penyinaran gabungan yang melibatkan penyinaran lebih dari 1 (satu) radionuklida dan 1 (satu) jalur paparan, diberikan perhitungan penjumlahan perbandingan untuk beberapa nuklida dan beberapa jalur paparan, di mana nilainya tidak boleh melebihi atau sama dengan 1 (satu).
DAFTAR PUSTAKA [1]. [2]. [3]. [4]. [5]. [6]. [7].
_________, Recommendation of International Commission of Radiological Protection, ICRP Publication 60, 1991. _________. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, IAEA Safety Series 115, 1996. _________. Perka 02/Ka-BAPETEN/V-99.BAPETEN, 1999. _________, Standard for Protection Against Radiation, 10 CFR Part 20, 1994. _________. External Exposure To Radionuclide in Air, Water, and Soil, Federal Guidance Report No.12. 1993. LEE, J. S., Derived Limits Radiological Protection Against Ionizing Radiation Based on ICRP 60 Recommendations, Korea Institute of Nuclear Safety. 2000. HERMAN, C., Introduction to Health Physics, Pergamon Press Inc. New York 1983.
ISSN 1979-1208
183
