SEMINAR NASIONAL VIII SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 31 OKTOBER 2013 ISSN 1978-0176
KONTRIBUSI DOSIS RADIASI EKSTERNAL DARI PENGOLAHAN BIJIH EMAS SECARA TRADISIONAL DI KULONPROGO Gede Sutresna Wijaya PTAPB-BATAN Jalan Babarsari PO BOX 6101, Yogyakarta 55282 Email untuk korespondensi:
[email protected]
ABSTRAK KONTRIBUSI DOSIS RADIASI EKSTERNAL DARI PENGOLAHAN BIJIH EMAS SECARA TRADISIONAL DI KULONPROGO. Kegiatan pengolahan bijih emas secara tradisional di Kulonprogo berpotensi meningkatkan konsentrasi material radioaktif yang terjadi secara alamiah atau NORM (Natural Occuring Radioactive Material) yang akan mempengaruhi keselamatan dan kesehatan penambang. NORM pada sampel bijih dan sampel sedimen berupa tailing ditentukan aktivitas spesifiknya dengan metode kesetimbangan sekuler dan diukur aktivitasnya dengan spectrometer gamma. Dalam kondisi kesetimbangan sekuler, aktivitas 226Ra dapat diukur dari aktivitas anak luruhnya 214Pb pada energi 295,1 keV dan energi 351,9 keV serta 214Bi pada energi 609,3 keV, aktivitas 232Th dapat diukur dari anak luruhnya 212Pb pada energi 238,6 keV dan 208Tl pada energi 583,2 keV, sedangkan aktivitas 40K dapat diukur secara langsung pada energi 1460.8 keV. Prediksi dosis radiasi eksternal mengunakan Software RESRAD 6.5. Aktivitas spesifik pada sampel bijih emas untuk 226Ra sebesar (6,219-13,581) Bq/kg, 232Th sebesar (6,953-11,298) Bq/kg, dan 40K sebesar (810,087-1342,500) Bq/kg. Aktivitas spesifik pada sampel sedimen tailing untuk 226Ra sebesar (4,794-7,119) Bq/kg, 232Th sebesar (6,632-7,935) Bq/kg, dan 40K sebesar (642,592-727,901) Bq/kg. Prediksi Dosis radiasi eksternal dari bijih emas sebesar (0,1212-0,1980) mSv/tahun dan untuk sedimen tailing sebesar (0,0968-0,1131) mSv/tahun. Kontribusi dosis radiasi eksternal dari kegiatan pengolahan bijih emas secara tradisional di Kulonprogo adalah (12,12-19,80)% dari NBD (nilai batas dosis) untuk masyarakat umum berdasarkan ICRP 60 sebesar 1 mSv/tahun. Kata kunci :Dosis radiasi, NORM, kesetimbangan sekuler, spectrometer gamma.
ABSTRACT EXTERNAL RADIATION DOSE CONTRIBUTION FROM THE TRADITIONAL PROCESSING GOLD ORE IN KULONPROGO. Gold ore traditionally processing activities in Kulon Progo potentially increasing the concentration of naturally occurring radioactive material or NORM, that will affect the safety and health of miners . The specific activity of NORM on ore samples and tailings sediment samples was determined by secular equilibrium method and its activity was measured by gamma spectrometer. In secular equilibrium condition , 226Ra activity can be measured from the decay product of 214Pb at energy 295.1 keV and 351.9 and 214Bi at energy 609.3 keV. 228Th activity can be measured from their decay product 212Pb at energy 238.6 keV and 208Tl at 583.2 keV, whereas 40K activity can be measured directly at energy 1460.8 keV. External radiation dose was predicted by using RESRAD 6.5 software code. Specific activity in gold ore samples for 226Ra was 6.219 to 13.581 Bq/kg , 232Th was 6.953 to 11.298 Bq/kg, and 40K was 810.087 to 1342.500 Bq/kg . Specific activity in sediment samples of tailings was 4.794 to 7.119 Bq/kg for 226Ra, 6.632 to 7.935 Bq/kg for 232Th and 642.592 to 727.901 Bq/kg for 40K respectively. Prediction of external radiation dose from gold ore processing was 0.1212 to 0.1980 mSv/year and 0.0968 to 0.1131mSv/y from tailings sediment. Contribution of external radiation dose from gold ore traditionally processing activities in Kulon Progo was 12.12 to 19.80 % of NBD (dose limit value) to the general public based on ICRP 60 at 1 mSv/y . Keywords : Radiation dose, NORM, seculler equilibrium, gamma spectrometer.
Gede Sutresna
328
STTN_BATAN
SEMINAR NASIONAL VIII SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 31 OKTOBER 2013 ISSN 1978-0176 Resuspensi radionuklida merupakan proses perpindahan radionuklida yang terdeposit di permukaan tanah ke atmosfer. Faktor yang mempengaruhi resuspensi radionuklida diantaranya faktor material (ukuran partikel, bentuk, dan gaya ikat), jenis permukaan (kekasaran dan kelembaban), waktu terdepositnya radionuklida, dan intensitas penggunaan tanah. Potensi peningkatan NORM dalam tahap produksi dan pasca produksi biasanya terdapat di bahan baku (batuan, pasir, dll), limbah (slag, sludge, limbah batuan atau pasir, cairan, gas, dan debu), hasil produksi (semen, gypsum, pupuk, dll), dan kerak di peralatan yang digunakan (pipa, tangki, katup, dll)
PENDAHULUAN Penambangan emas di Kabupaten Kulon Progo yang secara geografis terletak antara 7o38’42” LS-7o59’03” LS dan 110o01’37” BT110o16’26” BT telah berlangsung sejak tahun 1994, dengan ditemukannya urat-urat kuarsa yang mengandung
sulfida, emas dan perak yang
terdistribusi secara acak dalam urat kuarsa dengan kadar 1 - 13,8 ppm Au dan 5,4 - 63,2 ppm Ag.[1] Penambangan emas dilakukan dengan sistem tambang bawah tanah, yaitu dengan cara membuat terowongan (adit) dan sumur (vertical shaft).[1] Penambangan bijih emas dilakukan dengan cara penggalian mengikuti urat kuarsa yang diperkirakan memiliki kandungan emas cukup tinggi. Penambangan dan pengolahan bijih emas secara tradisional di Kulon Progo dicirikan dengan penggunaan teknik eksplorasi dan eksploitasi dengan alat-alat sederhana dan murah. Proses pengolahan emas menggunakan teknik amalgamasi, yaitu dengan mencampur bijih emas dengan merkuri untuk membentuk amalgam dengan media air. Produk akhir dijual dalam bentuk bullion (paduan emas dan perak) dengan memperkirakan kandungan emas pada bullion tersebut. Kegiatan penambangan berpotensi meningkatkan konsentrasi NORM atau material radioaktif yang terjadi secara alami yaitu berupa radionuklida thorium (232Th) dan anak turunnya seperti 228Ra, 228Ac, 228Th, 224Ra, 220Rn, 216Po, 212Pb, 212 Bi, 212Po, 208Tl, dan 208Pb. Radionuklida deret uranium (238U) dan anak turunnya seperti 234Th, 234m Pa, 234U, 230Th, 266Ra, 222Rn, 218Po, 214Pb, 214Bi, 214 Po, 210Pb, 210Bi, 210Po, dan 206Pb. Radionuklida 40 K yang tidak membentuk deret dan ada di lapisan kulit bumi dengan berbagai tingkat konsentrasi.
Penanganan terhadap NORM bisa dilihat dari dua sudut pandang yaitu prospective dan de facto situation. Prospective situations adalah situasi dimana perlindungan dilakukan dengan cara merencanakan penanganan peningkatan NORM pada suatu kegiatan. Perencanaan penanganan bertujuan untuk meminimalisasikan dampak NORM yang mungkin terjadi. De facto situations adalah situasi dimana perlindungan dilakukan setelah terjadi peningkatan NORM. Perlindungan dilakukan dengan cara melakukan tindakan intervensi dari pihak-pihak terkait. Tindakan intervensi meliputi pembersihan (clean up), isolasi, dan penempatan (disposal). Tindakan intervensi bertujuan untuk menetapkan langkah penanganan selanjutnya mengenai masalah NORM tersebut. Ada 2 kemungkinan penanganan NORM yang dapat dilakukan, yaitu : 1. Pelepasan tanpa syarat atau UDRLs (Unconditional Derived Release Limits). 2. Pelepasan bersyarat atau CDRLs (Conditional Derived Release Limits). Penanganan terhadap NORM dimaksudkan agar penerimaan dosis masyarakat umum dimana ICRP 60 menetapkan limitasi dosis yang diterima masyarakat umum sebesar 1 mSv/tahun dengan batas aktivitas spesifik radionuklida sebesar 1 Bq/g (kecuali 40K sebesar 10 Bq/g). Basic Safety Standar (BSS-115) menetapkan tingkat pengecualian (exemption level) dosis yang diterima masyarakat umum sebesar 10 µSv/tahun. UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) menetapkan tingkat pengecualian distribusi NORM dalam tanah untuk setiap radionuklida sebesar 1000 Bq/kg, khusus untuk 40K sebesar 10000 Bq/kg. Dalam publikasi IAEA-RS-G-1.7 menetapkan tingkat penanganan (action level) sebesar 0,5 µSv/jam dengan batas pengecualian aktivitas spesifik radionuklida sebesar 1 Bq/g. Beberapa Negara maju seperti Jepang, Amerika Serikat, dan Kanada telah membuat peraturan tentang NORM. Jepang memberlakukan limitasi dosis dan aktivitas spesifik radionuklida masing-masing sebesar 1 mSv/tahun dan 0,5 Bq/g,
Persebaran NORM ini terkait dengan deposisi, translokasi, dan resuspensi radionuklida[2]. Deposisi adalah proses terakumulasinya radionuklida yang ada di atmosfer ke permukaan tanah akibat terbawa air hujan (wet deposition) dan akibat terbawa angin (dry deposition). Faktor yang mempengaruhi deposisi kering adalah ukuran partikel radionuklida, dimana semakin besar ukuran partikelnya maka radionuklida tersebut akan semakin mudah terdeposit di permukaan tanah. Translokasi radionuklida adalah perpindahan radionuklida dalam suatu substansi atau media bahan. Perpindahan ini tergantung pada faktor fisis, kimia, dan biologis. Faktor fisis mencakup karakteristik deposisi dan kontaminan (curah hujan dan ukuran partikel), faktor kimia mencakup spesiasi polutan dan komposisi air, sedangkan faktor biologis mencakup siklus vegetatif.
STTN-BATAN
329
Gede Sutresna
SEMINAR NASIONAL VIII SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 31 OKTOBER 2013 ISSN 1978-0176 Amerika Serikat dalam SSRCR tahun 2004 menetapkan tingkat pengecualian aktivitas spesifik radionuklida sebesar 185 Bq/kg, sedangkan Kanada mewajibkan pekerja berlisensi untuk yang menerima dosis diatas 1 mSv/tahun. Prediksi dosis radiasi dari suatu radionuklida yang terkonsentrasi di tanah dipengaruhi oleh 3 faktor, yaitu analisis sumber, perpindahan lingkungan, dan analisis dosis.[3] Analisis sumber dilakukan untuk mengetahui tingkat pelepasan radioaktivitas ke lingkungan. Tingkat pelepasan radioaktivitas dipengaruhi oleh faktor geometri area terkontaminasi, konsentrasi radionuklida, peluruhan radionuklida, dan tingkat penurunan konsentrasi radionuklida. Analisis perpindahan lingkungan adalah identifikasi jalur perpindahan radionuklida dari sumber ke area paparan serta penentuan tingkat perpindahan di sepanjang jalur perpindahannya. Jalur utama radionuklida alam masuk ke dalam tubuh berasal dari paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi internal. Analisis rasio dosis dilakukan untuk menentukan faktor konversi dosis (DCF) radiasi pengion dari paparan radiasi. Distribusi dosis di dalam tubuh tergantung pada jenis radiasi dan lokasi paparan radionuklida (di dalam atau luar tubuh). Dosis ekivalen efektif (EDE) merupakan gabungan bobot dosis ekivalen dari organ yang berbeda-beda sesuai faktor bobotnya. Pada paparan radiasi eksternal, DCF adalah rasio tingkat EDE terhadap konsentrasi radionuklida di udara, air, dan tanah. Distribusi dosis di dalam tubuh tergantung pada pola distribusi dari radionuklida di lingkungan. Pola distribusi ideal yang sering digunakan adalah distribusi seragam pada area yang tak terbatas (infinite) atau semi-infinite. Dengan menggunakan distribusi ideal maka besar DCF terkait tingkat EDE terhadap konsentrasi radionuklida dapat diketahui. Dosis ekivalen efektif (EDE)/ dari radiasi eksternal pada waktu t setelah pengukuran ditunjukkan oleh rasio dosis atau DSR(t)[3].
masing-masing radionuklida diambil dari federal guidance report (FGR).Faktor transfer lingkungan untuk radiasi eksternal adalah rasio EDE sumber sebenarnya terhadap EDE untuk sumber standar dikali dengan faktor hunian dan pelindung. Dalam FGR-12 diasumsikan bahwa sumber memiliki nilai tak terbatas dalam luasan lateral, sedangkan pada keadaan sebenarnya sumber memiliki variasi kedalaman, bentuk, cover, dan ukuran. Nilai ETF pada waktu t untuk radiasi eksternal dihitung dengan Persamaan 2. [3] 𝐄𝐓𝐅(𝐭) = 𝐅𝐎 × 𝐅𝐒(𝐭) × 𝐅𝐀(𝐭) × 𝐅𝐂𝐃(𝐭)……(2) Dengan FO: faktor hunian dan pelindung, FS(t): faktor bentuk, FA(t): faktor area, FCD(t): faktor cover dan kedalaman. Faktor hunian dan pelindung (FO) adalah perbandingan seseorang berada di lokasi kontaminasi serta pengurangan tingkat paparan radiasi eksternal oleh bangunan atau struktur lain dalam setahun. [3] 𝐅𝐎 = 𝐟𝐨𝐭𝐝 + (𝐟𝐢𝐧𝐝 × 𝐅𝐬𝐡 ) ………………………(3) dengan : fotd: fraksi outdoors/tahun, find: fraksi indoors/tahun, Fsh: faktor pelindung indoors.
METODE Alat yang digunakan dikelompokkan atas: a.
b.
c.
𝐭+𝐭
𝐃𝐒𝐑(𝐭) = ∑ 𝐃𝐂𝐅 × ∑ ∫𝐭 𝐢𝐧𝐭 𝐄𝐓𝐅(𝐭) × 𝐒𝐅(𝐭) × 𝐁𝐑𝐅 𝐝𝐭 ……………………………………… (1) dengan : DCF: faktor konversi dosis (mSv/tahun per Bq/g), ETF(t): faktor transfer lingkungan pada waktu t, SF(t): faktor sumber dan BRF: branching factor. Faktor konversi dosis untuk jalur radiasi eksternal adalah EDE tahunan yang diterima dari paparan radiasi suatu radionuklida dengan konsentrasi tertentu, pada daerah kontaminasi yang seragam dengan kedalaman tidak terbatas dan perluasan lateral. Dosis ini dihitung pada jarak 1 meter diatas permukaan tanah. Nilai DCF untuk
Gede Sutresna
330
dalam
penelitian
ini
Alat pengambilan sampel yang terdiri dari pencuplik sedimen pada kolam penampung tailing (coring tool), dan sekop kecil untuk pengambilan sampel pada bijih emas. Alat preparasi sampel yang terdiri dari : nampan, alat penggerus bijih (Balls Mill/Pulverizer), ayakan mesh, timbangan digital “Sartorius”. Alat Analisis berupa sistem spektrometri gamma yang terdiri dari detektor HPGe type coaxial (diameter 49,9 dan panjang 40,5 mm) dengan effisiensi relatif 15%, resolusi 1,87 keV pada energy 1,33 MeV, dilengkapi dengan perisai Pb yang dilapisi dengan Cd dan Cu. Tebal perisai yang digunakan adalah 10 cm. Amplifier: Model 2020 produksi Canberra, Sumber Tegangan Tinggi (HV) model 3106D produksi Canberra beroperasi pada tegangan 2500 V DC, Multi Channel Analyzer jenis Multiport II produksi Canberra dengan lebar kanal 16k. Akuisisi dan analisis data dilakukan dengan computer yang dilengkapi perangkat lunak Genie-2000 versi 3,0. Secara skematis alat spektrometer gamma ditunjukkan pada Gambar 1.
STTN_BATAN
………
SEMINAR NASIONAL VIII SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 31 OKTOBER 2013 ISSN 1978-0176 226 kesetimbangan sekuler antara Ra dengan anak luruhnya.[4] Sampel juga ditimbang beratnya. Hal yang sama juga dilakukan terhadap material standar tanah (standard reference material) IAEA-Soil-6. Kalibrasi energi sinar gamma dilakukan dengan sumber standar berbentuk titik 152Eu dan kalibrasi effisiensi pengukuran detektor dilakukan dengan Standar Reference Material (IAEA –Soil 6). Hal ini perlu dilakukan mengingat effisiensi pengukuran dengan spektrometer gamma sangat dipengaruhi oleh bentuk geometri sumber, komposisi matrik sampel dan tenaga photon gamma.
Gambar 1. Skema Alat Spektrometer Gamma
Effisiensi pencacahan pada puncak photon sinar gamma dapat dihitung dari rumus :
Bahan: Pada penelitian ini bahan yang digunakan adalah sampel bijih emas yang diambil dari lokasi pemrosesan dan juga sampel sedimen yang diambil dari kolam penyimpanan tailing. Bahan lain yang digunakan adalah standar reference material IAEA Soil-6 untuk kalibrasi effisiensi spectrometer gamma dengan geometri silinder ukuran diameter 5 cm dan tinggi 4,9 cm. Kalibrasi tenaga spektrometri gamma dilakukan dengan sumber standar titik (point source) 152Eu. Bahan lain yang digunakan adalah kantung plastic, wadah polietilen berbentuk silinder yang mempunyai tutup dengan diameter 5 dan tinggi 4,9 cm dan sealer.
𝜺𝜸 (𝑬) =
........................
(4)
dimana 𝑨𝒔 adalah aktivitas standar (Bq/kg), 𝑵𝒔 adalah net area standar (cacah), 𝒕𝒔 adalah waktu pencacahan (detik), 𝜺𝜸 (𝑬) adalah efisiensi pencacahan pada energi tertentu, 𝒎𝒔 berat standar (kg) dan 𝒑𝜸 adalah kelimpahan energi gamma/yield.
HASIL DAN PEMBAHASAN Dalam analisis secara kuantitatif menggunakan spektrometer gamma dua hal utama yang harus dilakukan adalah melakukan kalibrasi energi dan kalibrasi effisiensi. Pada penelitian ini digunakan sumber titik multi energi 152Eu untuk melakukan kalibrasi energi. Kalibrasi energi dilakukan dengan menggunakan sumber standar 152 Eu dengan energi 244,7; 344,4; 778,9 dan 1408 KeV. Tujuan dari kalibrasi energi adalah untuk mencari hubungan antara energi dengan nomor kanal. Pada tahapan kalibrasi energi ini, alasan penggunaan radionuklida 152Eu dikarenakan radionuklida 152Eu memiliki energi radiasi gamma yang banyak dan rentang antara energi radiasi 152Eu dan 40K cukup dekat, dimana masih dalam daerah kerja untuk penentuan salah satu radionuklida yang terjadi secara alamiah (NORM) yaitu 40K. Pada Gambar 2, tampak bahwa hasil kalibrasi energy menunjukkan bahwa setiap puncak photonnya sudah teridentifikasi sebagai puncak energy nuklida 152Eu. Kalibrasi efisiensi dilakukan dengan menggunakan sumber standar IAEA soil 6 dengan 226 Ra sebagai acuan radionuklida yang diteliti. Standar IAEA soil 6 dalam keadaan kesetimbangan sekuler, sehingga aktivitas 226Ra dapat diukur dari aktivitas anak luruhnya 214Pb pada energi 295,1 keV dan energi 351,9 keV serta 214Bi pada energi 609,3 keV. IAEA soil 6 dicacah selama 25200 detik. Aktivitas spesifik 226Ra dalam sumber standar IAEA soil 6 sebesar 78,9 Bq/kg. Efisiensi
Cara Kerja: Sampel bijih emas dan sampel sedimen tailing dengan alat pencuplik diambil dari beberapa lokasi pemrosesan (B1, B2 dan B3) dan dimasukkan ke dalam kantung plastic yang telah disiapkan. Metode pengambilan sampel sedimen tailing (S1) adalah systematic random sampling. Systematic random sampling adalah metode pengambilan sampel dengan cara membagi daerah pengambilan sampel menjadi beberapa bagian wilayah kecil, untuk kemudian dari tiap bagian wilayah kecil tersebut dilakukan pengambilan sampel. Diharapkan dengan metode tersebut dapat mewakili populasi kolam penampungan tailing. Dalam penelitian ini kolam penampungan tailing dibagi menjadi 6 bagian, dengan cara membagi kolam menjadi 2 baris dan 3 kolom. Di laboratorium sampel tersebut dikeringkan di bawah sinar matahari untuk kemudian digerus menggunakan ball mills selama 10 menit, kecepatan 200 rpm, dan menggunakan 10 bola penggerus sehingga halus dan tercampur secara homogen. Sampel yang telah halus kemudian diayak ukuran lolos 100 mesh, kemudian dimasukkan ke dalam wadah poliethylen sampai penuh agar diperoleh distribusi merata 220Rn dan 222Rn dengan anak turunnya dalam sampel, dan ditutup dengan rapat agar tidak ada gas 222Rn yang terlepas dan mengganggu sistem kesetimbangan serta didiamkan minimal selama 30 hari agar tercapai
STTN-BATAN
𝑵𝒔 𝑨𝒔 × 𝒎𝒔 × 𝒑𝜸 × 𝒕𝒔
331
Gede Sutresna
SEMINAR NASIONAL VIII SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 31 OKTOBER 2013 ISSN 1978-0176 pencacahan 214Pb pada energi 295,1 keV dan energi 351,9 keV serta 214Bi pada energi 609,3 keV dapat dilihat di Tabel 1.
Gambar 4. Grafik ln efisiensi vs ln energi
Dengan menggunakan persamaan 4, maka aktivitas sampel bijih emas dan sampel sedimen tailing dapat ditentukan. Aktivitas spesifik pada sampel bahan galian (bijih emas) untuk 226Ra sebesar (6,29-13,58) Bq/kg, 228Th sebesar (6,9511,29) Bq/kg, dan 40K sebesar (810,08-1342,50) Bq/kg. Aktivitas spesifik pada sampel sedimen tailing untuk 226Ra sebesar (4,79-7,11) Bq/kg, 228Th sebesar (6,63-7,93) Bq/kg, dan 40K sebesar (642,59727,90) Bq/kg.
Gambar. 2. Spektrum sumber titik 152Eu untuk kalibrasi energi Tabel 1. Efisiensi pencacahan (226Ra) Induk Radionuklida
226Ra
Anak Luruh
Energi
Efisiensi
(KeV) 214Pb
295,1
0,015
214Pb
351,9
0,012
214Bi
609,3
0,006
Pada estimasi dosis menggunakan software RESRAD 6.5, data dan asumsi yang digunakan dalam perhitungan tidak semuanya berasal dari pengukuran langsung melainkan juga asumsiasumsi standar dalam software RESRAD 6.5 berdasarkan pada kondisi ideal. Asumsi-asumsi yang digunakan dapat dilihat pada Tabel 2.
Grafik fitting ln energi vs ln efisiensi dari efisiensi 214Pb pada energi 295,1 keV dan energi 351,9 keV serta 214Bi pada energi 609,3 keV digunakan untuk mencari efisiensi pencacahan pada energi lainnya. Untuk mengukur aktivitas 228Th digunakan anak luruhnya 212Pb pada energi 238,6 keV dan 208Tl pada energi 583,2 keV , sedangkan aktivitas 40K pada energi 1460,8 keV. Grafik fitting dibuat dalam bentuk ln efisiensi vs ln energi bertujuan menghasilkan grafik yang linear. Hasil fitting ln efisiensi (Y) vs ln energi (X) seperti terlihat pada Gambar 3 dan persamaan garisnya adalah 𝒚 = (−𝟏, 𝟐𝟎𝟗𝟓 ∗ 𝑿) + 𝟐, 𝟔𝟗𝟎𝟔 dengan koefisien determinasi ( 𝑹𝟐 = 𝟎, 𝟗𝟗𝟗𝟑 ). Hal ini menunjukkan bahwa detektor semikonduktor HpGe mempunyai effisiensi yang semakin kecil dengan bertambahnya energi dan menurun secara linear dari energi di atas 300 keV seperti terlihat pada Gambar 4.
Tabel 2. Asumsi yang digunakan dalam Estimasi Dosis menggunakan Resrad Code Asumsi Nilai Standar Regulasi FGR-12 Jalur Paparan Radiasi Eksternal Gamma Waktu Perhitungan Tahun ke-0, 1, dan 3 Luas Area Kontaminasi 36 m2 Ketebalan Area 1 meter Kontaminasi Kedalaman cover 0 meter Densitas Zona 1,5 g/cm3 Kontaminasi Tingkat Erosi Zona 0,001 m/tahun Kontaminasi Koefisien Evapotranspirasi 0,5 Kecepatan Angin 2 m/s Presipitasi 1 m/tahun Koefisien Runoff 0,2 Durasi Paparan 100 tahun Bentuk Zona Kontaminasi Sirkular Koefisien Evapotranspirasi 0,5
Dari grafik fitting ln efisiensi vs ln energi dapat ditentukan besaran efisiensi 212Pb pada energi 238,6 keV, 208Tl pada energi 583,2 keV, serta 40K pada energi 1460,8 keV.
Gede Sutresna
Penambang pengolahan bijih emas secara tradisional di Kulon Progo diposisikan (asumsi) sebagai Resident Farmer dalam pemodelan RESRAD. Resident Farmer adalah seseorang yang tinggal, membangun rumah, bercocok tanam,
332
STTN_BATAN
makan dan minum, serta beraktivitas di area kontaminasi. Resident Farmer mengacu pada Reference Man, yaitu orang dengan umur antara 2030 tahun dengan berat badan 70 kg dan tinggi 170 cm. Paparan radiasi yang diterima diasumsikan selama 24 jam/hari, dimana diasumsikan selama 12 jam dihabiskan di dalam bangunan di area kontaminasi, 6 jam dihabiskan di luar bangunan di area kontaminasi, dan 6 jam dihabiskan di luar area kontaminasi. Nilai DCF(t) diambil dari Federal Guidance Report No.12 dapat dilihat pada Tabel A.1[3]. ETF(t) dipengaruhi oleh 4 faktor, faktor hunian dan pelindung (FO), faktor bentuk (FS), faktor area (FA), serta faktor cover, dan kedalaman (FCD). Asumsi yang dalam perhitungan FO per tahun untuk fraksi outdoors sebesar 0,25, fraksi indoors sebesar 0,50, dan faktor pelindung sebesar 0,7. Untuk FS, area kontaminasi diasumsikan berbentuk sirkular dengan nilai FS sebesar 1,0. Pada perhitungan nilai FA diasumsikan area kontaminasi berbentuk sirkular tanpa material cover dengan perhitungan dosis diasumsikan untuk jarak 1 meter dari permukaan area kontaminasi. Faktor area ditentukan dengan metode point-kernel. Metode point-kernel merupakan pembagian area kontaminasi menjadi bagian-bagian kecil yang memberikan kontribusi terhadap dosis radiasi eksternal. 4 fit parameter dalam perhitungan FCD yang digunakan untuk menentukan faktor kedalaman yang nilainya, tercantum pada Pustaka 3, Tabel A.2. SF(t) pada waktu t=0 menghasilkan SF(t) sebesar 1,0 karena nilai konsentrasi yang terukur sama dengan konsentrasi awal. Berdasarkan DCF(t), ETF(t), SF(t), dan BRF dapat diketahui nilai DSR(t). DSR(t) digunakan untuk menghitung EDE yang diterima manusia pada waktu t. Perhitungan dosis radiasi eksternal yang digunakan adalah dosis radiasi eksternal tahun pertama. Hasil dosis radiasi eksternal dari bahan galian pada pengolahan bijih emas secara tradisional di Kulon Progo berkontribusi (12,1219,80)% NBD yang ditetapkan ICRP (International Commission on Radiological Protection) No. 60 tahun 1990, yaitu sebesar 1 mSv/tahun.
2.
3.
UCAPAN TERIMA KASIH Pada kesempatan ini penulis mengucapkan terimakasih kepada Sdr. Rahmat Kurniawan dari Jurusan Teknik Fisika, Fakultas Teknik Universitas Gadjah Mada atas sumbangan tenaga dan pikirannya sehingga penelitian ini dapat berjalan sebagaimana yang diharapkan.
DAFTAR PUSTAKA 1.
2.
3.
4.
KESIMPULAN 5. Dengan menggunakan metode kesetimbangan sekuler dan analisis dengan spectrometer gamma serta melakukan perhitungan dosis dengan Resrad diperoleh: 1. Aktivitas spesifik pada sampel bahan galian (bijih emas) untuk 226Ra sebesar (6,29-13,58) Bq/kg, 228Th sebesar (6,95-11,29) Bq/kg, dan 40 K sebesar (810,08-1342,50) Bq/kg. Aktivitas spesifik pada sampel sedimen tailing untuk
STTN-BATAN
SEMINAR NASIONAL VIII SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 31 OKTOBER 2013 ISSN 1978-0176 226 Ra sebesar (4,79-7,11) Bq/kg, 228Th sebesar (6,63-7,93) Bq/kg, dan 40K sebesar (642,59727,90) Bq/kg. Dosis radiasi eksternal yang diterima penambang untuk bahan galian sebesar (0,120,19) mSv/tahun dan untuk sedimen tailing sebesar (0,09-0,11) mSv/tahun. Dosis radiasi eksternal yang diterima penambang pengolahan bijih emas secara tradisional di Kulon Progo dari NORM bahan galian/bijih emas (226Ra, 228Th, 40K) berkonstribusi (12,12-19,80)% dari NDB berdasarkan ICRP (International Commission on Radiological Protection) No. 60 tahun 1990, sebesar 1 mSv/tahun untuk masyarakat umum.
6.
333
Gunawan, Kuswandani, Fauzan, Sofyan, A., Setiawan, L., Subarna, Juju, Ariyadi, W. dan Suhendi, E., 2001. Percontohan Penambangan Emas di Kecamatan Kokap, Kabupaten Kulon Progo, Daerah Istimewa Yogyakarta. Puslitbang Tekmira, Bandung. International Atomic Energy Agency, 2009, Quantification of Radionuclide Transfer In Terrestrial and Freshwater Environments for Radiological Assessments, TECDOC-1616, Vienna, Austria. Yu C, Zielen AJ, Cheng J-J, LePoire DJ, Gnanapragasam E, Kamboj S, Arnish J, Wallo A, Williams WA, and Peterson H, 2001, User’s Manual for RESRAD Version 6, Argonne National Laboratory, Illinois. Lidman F, 2005, Isotopic Disequilibrium for Asessment of Radionucide Transport in Peat Lands Uranium-Thorium Series Nuclides In A Core From Klarebacksmossen, Oskarshamn, Sweden. IAEA, 2003, Radiation Protection and the Management of Radioactive Waste in the Oil and Gas Industry, Safety Series No 34 (2003) ISBN 92-0-114003-7. International Atomic Eenergy Agency,(2004) Safety Standar Series No. RS-G-1.7, Application Of The Concepts Of Exclusion, Exemption and Clearance, Vienna.
Gede Sutresna
