Ke Daftar Isi Prosldino
PortomuaD
daD ProsoDtasilimiah
ISSH :1410 - 5381
Fungslonal ToknIs Non PonoUtL 19 Oosombor 2006
PENENTUAN KONSENTRASI 228Th, 226Ra, 228Ra DAN 4°K DALAM SAMPEL NORM P ADA INDUSTRI MINY AK DAN GAS ALAM DI INDONESIA Wahyudi dan Muji Wiyono PTKMR - BAT AN
ABSTRAK PENENTUAN KONSENTRASI 228Th,226Ra,228RaDAN 40K DALAM SAMPEL NORM PADA INDUSTRI MINY AK DAN GAS ALAM DI INDONESIA. Telah dilakukan penentuan konsentrasi 228Th, 226Ra, 228Ra dan 40K dalam sam pel NORM pad a salah satu industri minyak dan gas alam di Indonesia. Sam pel berupa padatan dikumpulkan dari beberapa lokasi pad a salah satu industri minyak dan gas alam tersebut. Di laboratorium sampel di preparasi dengan dikeringkan dalam oven pada suhu 105°C selama 24 jam, kemudian diayak menggunakan ayakan 8 mesh. Sampel ditempatkan dalam Marinelli 1 liter, di lem dan ditunggu sampai terjadi kesetimbangan radioaktif antara thorium dan radium dengan anak luruhnya yang memancarkan radiasi gamma kemudian diukur menggunakan spektrometer gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe. Hasil anal isis memperlihatkan konsentrasi 228Th,226Ra,228Radan 40K berturut-turut adalah (62,12 ± 1,41 sid 5185,94 ± 12,95) Bq/kg, (37,93 ± 1,62 sid 2754,77 ± 13,39) Bq/kg, (20,28 ± 0,38 sid 7290,97 ± 32,81) Bq/kg dan (9,35 ± 1,51 sid 603,24 ± 19,59) Bq/kg.
ABSTRACT CON CENTRA TION DETERMINATION OF 228Th, 226Ra, 228Ra AND 40K IN NORM SAMPLES OF OIL AND NATURAL GAS INDUSTRY IN INDONESIA. Concentration measurement of 228Th, 226Ra, 228Raand 40K in NORM samples at one of Indonesia oil and natural gas industry has been carried out. The solid samples took from one of the oil and natural gas industry locations. The samples prepared in laboratory and dried in oven at 105°C for 24 hours and sift by using 8 mesh sieves. The samples transferred to Marinelli 1 iiter, sealed and wait for radioactivity equilibrium for thorium and radium with progenies the gamma radiation exposure and measured by using gamma spectrometer with HPGe detector. The result of analyses showed the concentration of 228Th, 226Ra, 228Ra and 40K were (62.12 ± 1.41 to 5185.94 ± 12.95) Bq/kg, (37.93 ± 1.62 to 2754.77 ± 13.39) Bq/kg, (20.28 ± 0.38 to 7290.97 ± 32.81) Bq/kg and (9.35 ± 1.51 to 603.24 ± 19.59) Bq/kg.
PENDAHULUAN Manusia dengan segala kegiatannya selalu dikelilingi oleh radiasi yang berasal dari alam maupun buatan apalagi di daerah tersebut terdapat kegiatan yang mengolah hasil tam bang sehingga dapat meningkatkan merupakan
radioaktivitas
lingkungan
salah satu negara produsen minyak dan gas
minyak dan gas alam yang melakukan
mempunyai
kegiatan pengolahan 381
[1]. Di Indonesia yang industri tam bang
hasil tam bang. Kegiatan
Prosldlng
Portmnuan
pengolahan
daD PrasaDtaslllmlah
hasil
FungsloDaI
tam bang
Taknls
secara
Non FanaUtL
umum
19 Dasambor
dapat
ISSN :1410 - 5381
2006
meningkatkan
radioaktivitas
diantaranya dari deret uranium berupa 226Ra, dari deret thorium berupa serta radionuklida tersebut
pemancar
merupakan
hasil
228Th dan 228Ra
gamma energi tinggi berupa 4oK. Keempat samping
yang tidak
diharapkan
dalam
alam
radionuklida
kegiatan
industri
pengolahan hasil tam bang, namun timbul akibat pengolahan hasil tam bang sehingga sering disebut Naturally Occurring Radioactive Jo.:faterial(NORM). Pemantauan
tingkat radioaktivitas
lingkungan perlu dil,akukan untuk mengetahui
tingkat konsentrasi radioaktivitas dan mengantisipasi Data hasil pengukuran
merupakan acuan untuk daerah industri tam bang minyak dan gas
alam yang ada di Indonesia pertimbangan
secara dini bahaya yang ditimbulkan.
dan sebagai masukan
bagi para pembuat
kebijakan
dan
Bapeten dalam membuat peraturan tentang batasan konsentrasi NORM di
lingkungan. Makalah
ini menjelaskan
tentang pengukuran
radionuklida
alam dalam sampel
NORM pada salah satu industri minyak dan gas alam di Indonesia. 228Th, 226Ra, 228Ra dan 4°K di lakukan di Laboratorium
Analisis radionuklida
Keselamatan,
Kesehatan
dan
Lingkungan PTKMR Batan Jakarta.
DASAR TEORI Untuk menganalisis sistem spektrometer mendapatkan lingkungan
hasil
cemaran radiasi pada sampel lingkungan
gamma dengan detektor HPGe (germanium kemurnian tinggi). Untuk penguj ian yang
yang terkendali,
akurat
maka
diperlukan
prosedur
peralatan yang stabil dan terkalibrasi,
sum bar daya manusia yang terampil. Kalibrasi efisiensi spektrometer dengan
biasanya digunakan
membandingkan
respon sistem terhadap
yang
baku,
serta didukung oleh gamma dilakukan
sumber standar yang telah diketahui
aktivitasnya. Untuk melakukan kalibrasi efisiensi digunakan persamaan berikut [2,3] : = (Ns / ts - N HG / t HG
& y
At'
. •••••••••••••••••••••••••••••••
)
Py
dengan : Ey
:
efisiensi pencacahan
Ns
:
cacah standar (cacah)
(%)
NBG : cacah latar (cacah) ts
:
waktu cacah standar (detik)
382
(1)
Prosldlng Portomuan daD Prasontasilimlah
FW1gslonalTaknls NODPeDelitL 19 Dasambor 2006
ISSN :1410 -
6381
tBG : waktu eaeah latar (detik) At
: aktivitas sumber standar pad a saat peneaeahan (Bq)
Pr
: kelimpahan energi gamma (%)
Sam pel padatan
yang
dianalisis
mt:mpunyai
kerapatan
yang berbeda
dengan
kerapatan sumber yang digunakan, oleh sebab itu untuk kerapatan sampel yang lebih besar ,....
dari kerapatan sumber standar perlu ada koreksi faktor serapan diri. Untuk menentukan koreksi faktor serapan diri digunakan persamaan F;, =~ Jt
=
JLm
sebagai berikut [4]: (2)
1-
eJl1
••••••••••••••••••••••••
JL mP
::
= 1,287 E Y -0,435
(3)
.
(4)
••••••••••••.•.•.••.....••...••••.•• ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••
dengan: Fk
:
faktor koreksi serapan diri
J..l
:
koefisien serapan linier (em-I)
: tebal sampel (em) koefisien serapan massa pad a energi gamma (em2/g)
J..lm
:
p
: kerapatan sam pel (g/em3)
Ey
:
energi gamma (ke V)
Konsentrasi
radionuklida
228Th ditentukan dari anak luruhnya yang memanearkan
radiasi gamma, yaitu 212Pbpada puneak energi 233,63 keY dengan Pr = 43,5%; konsentrasi radionuklida 226Raditentukan dari anak luruhnya yang memanearkan
radiasi gamma, yaitu
214Bi pad a puneak energi 609,31 keY dengan py = 44,6%; konsentrasi
radionuklida 228Ra
ditentukan dari anak luruhnya yang memanearkan radiasi gamma, yaitu 228Ae pad a puneak energi 911,07 ke V dengan Pr = 26,6% dan 4uK dapat ditentukan
seeara langsung pada
energi 1460,81 keY dengan Pr = 10,67% [4,j]. Untuk menghitung konsentrasi radionuklida yang terkandung dalam sampel (Asp) digunakan persamaan berikut [4,5] :
(Nsl' / t.\'p
A, = --------'1'
-
N so / t so )
± (J'
&y • P y . F K . w
383
..........................
(5)
ProsllJlno Portonwan
dan Prosantasl
0"=
~SN:1411-
Umlah FWIIISIonai TBknls Non PBnBUtL 19 DBStJlllbor 2006
Nsp ---2--
+ ----2-NBG
5381
(6)
. ••••••••••••••••••••••
t flG standar deviasi energi gamma (%) efisiensi berat sampel pencacahan (kg) waktll standar sampel (detik) dengan ::: kelimpahan cacah latar (detik) faktor sam koreksi serapan diri (%) cacah latar pel (cacah). (cacah) tsp
w (J NBG tBG Fk Nsp tsp py
Ey
Kemampllan sllatll alat lIntuk melakukan pengukuran berbeda-beda tergantung pada spesifikasi dan kinerja alat terse but. Besarnya konsentrasi minimum yang dapat dideteksi (MDC, Minimum Detectable Concentration) untuk suatu sistem spektrometer dipengaruhi
oleh efisiensi pencacahan,
cacah latar dan berat sampel. Untuk menghitllng
MDC dengan tingkat kepercayaan 95% ditentukan dengan persamaan berikllt [3,4]:
~l!:: ~
MDC = 4,66. t:r
.
Pr
. Fk . W
gamma
•..•..........•........•......
dengan: MDC
: konsentrasi minimum terdeteksi (Bg/kg)
NB
: laju cacah latar (cps)
tB
: waktu cacah latar (detik)
lOr
:
py
: kelimpahan energi gamma (%)
Fk
:
w
: herat sampel (kg)
efisiensi pencacahan (%)
faktor koreksi serapan diri
384
(7)
ProsIIIInQ Po."tamuan dan PresOIItaslllmlah
ISSN :1410 - 5381
Funoslonal Teknls Non Penelitl18 Oesember 2006
TATA KERJA Perala tan Peralatan yang digunakan untuk melakukan pengukuran radionllklida dalam sampel NORM ini adalah sistcm pencacah spektrometer
gamma dengan detektor HPGe buatan
Ortec model GEM-25 I 85 dengan efisiensi relatif 27%. Sistem tersebut terdiri dari detektor HPGe,
pre-amplifier
659, penganalisis
model 257P, ampl(fier model 679, sllmber tegangan tinggi model
salur ganda (MCA) 9 I 6, dan dioperasikan dengan
perangkat
lunak
Maestro for Windows 98 buatan Ortec, serta dilengkapi dengan sistem shielding Pb dengan dengan ketebalan 5cm dan dimensi 55 cm x 55 em x 55 em sebagai ruang sam pel, yang secara skema diperlihatkan
Shielding Pb bata
pada Gambar I.
Tutup geser
Det. HPGe
MCA 916
GEM·25185
Ortec
dan PA 257P
II HI
Sampel Tempat
i
.
679 rte
I
~p
!
~
I I •
BIN 2000
__
!I
!
________ . J Canberra!
Printer
Gambar I. Skema sistem spektrometer gamma dengan detektor HPGe
Bahan Bahan berupa sampel NORM yang dikllmplllkan dari 9 lokasi sampling yang berbeda pada salah satu perusahaan padatan. Sumber standar
industri minyak dan gas alam di Indonesia yang digunakan
(Isotope Products Laboratories), Untllk mengoreksi
hasil
adalah
Amerika dan
pengllkuran
I37CS
digunakan
Marinelli.
385
152Eu
dalam Marinelli
dalam Marinelli Aquadest
yang
dalam bentuk buatan IPL
bllatan Amersham. ditempatkan
dalam
-------- ~--_._--------------"- ---------..
Frosldlng Pur_an
dan Prosentaslllmlah
Gambar
ISSN :1410·5381
FWiDslonal Teknls Non PonaUtL 18 Dasambur 2006
2. Sam pel NORM yang telah ditempatkan
dalam Marinelli.
Metodologi Sam pel I 05°e selama
Marinelli, radioaktif
padatan
dipreparasi
24 jam, kemudian
diberi
nomor
antara
radium
gamma
selama
detektor
HPGe
kode,
di laboratorium diayak dengan di lem
dan thorium
4 minggu.
dan
yang telah dikalibrasi
228Ra dan 40K dalam sampellangsung
ayakan
anak
dipanaskan
sampai
luruhnya
dengan
[3], sehingga
cara
pada
8 mesh. Sam pel ditempatkan
di diamkan
dengan
Sam pel diukur
dengan
sistem
yang
terjadi
dalam
kesetimbangan
memancarkan
spektrometer
konsentrasi
suhu
radiasi
gamma
radionuklida
dengan
228Th, 226Ra,
dapat.
HASIL DAN PEMBAHASAN Konsentrasi energi
radionuklida
238,63 keY dengan
dan 2614 keY karena
dengan
mempunyai
kesalahan
pad a puncak
spektrum
212Pb pada
energi
583,19 keY
dan
dan 35,6%. Dipilihnya
efisiensi
paling
besar
energi
sehingga
dapat
238,63 keY mengurangi
dalam perhitungan. puncak
mempunyai
anak luruhnya dianalisis
30,7%
kelimpahan
dianalisis
43,50% dan 208Tl pad a puncak
kelimpahan
kelimpahan
Dipilihnya tersebut
228Th dapat
secara
kelimpahan
berupa
609,63 keY pada analisis paling
228Ac pada energi
langsung
Data acuan tersebut
energi
pad a energi
disajikan
pada Tabel
226Ra karena
besar yaitu 44,6%. Analisis
911,07 keY dengan 1460,81 keY dengan 1.
386
pada
energi
228Ra dilakukan
kelimpahan kelimpahan
pad a
26,6% dan 40K sebesar
10,67%.
Prosldlng Pertamll3n dan ProsontaslllmIah
ISSN :1410 - 5381
Fungslona) Toknls Non PeneUtl19 Dosomber 2006
Tabel 1. Data aeuan 228Th, 226Ra,228Radan 4°K serta efisiensi peneaeahan sampel yang ditempatkan dalam wadah Marinelli. No.
228Th Efisiensi Analisis 226Ra 228Ra 40K Radionuklida (ke V)(%) 2,239 0,358 30,7 1,130 44,6 35,1 43,5 1,663 1,092 0,803 26,6 0,559 10,67 peneaeahan (%) 35,Q 238.63 Energi Kelimpahan gamma 609.31 212Pb 228 Ae 911.07 351.92 1460.81 583,19 2614,00 40K (langsung)
Dari 9 sampel yang dianalisis diperoleh densitas yang berbeda-beda 0,500 g/em3 ditentukan
ampai
1,500 g/em3•
besarnya
dilakukan
mempunyai
kerapatan
perhitungan
faktor
koreksi
memperhitungkan
kerapatan > 1,0
serapan
diri
dan
untuk
sampel
yang
<1,0 g/em3 tidak ada faktor koreksi serapan dan dianggap sarna
air yang dalam pengukuran
1 g/em3
2,3 dan 4 dapat
1,0 g/em3, sehingga untuk sampel yang mempunyai
kerapatan
dengan sampel
persamaan
nilai faktor koreksi serapan diri. Sumber standar yang digunakan
mempunyai densitas g/em3
Dengan menggunakan
berkisar dari
[4]. Faktor koreksi
ini menggunakan
untuk kerapatan
kerapatan tanpa memperhitungkan
Jika matrik sam pel diperhitungkan
maka kemungkinan
sumber standar dengan
> 1,0g/m3
dihitung
dengan
komposisi atau matrik dari sam pel. besarnya nilai faktor koreksi akan
sedikit berubah. Dengan dihitungnya nilai faktor koreksi ini kesalahan dalam perhitungan telah diminimalkan
dan hasil perhitungan makin mendekati nilai yang sebenarnya.
387
Prosldlng
Pertamuan
Tabel2.
dan Preslintaslllmiah
FungslonaJ
TekJus Non PeneUtL
18 DBsember
ISSN :1410 - 5381
2006
Niiai faktor koreksi sera pan diri sam pel NORM pada beberapa energi gamma.
1.04113 1.07444 1.04912 Kode Densitas Faktor koreksi serapan diri pad a energi gamma (keV) 1.04110 1.05063 1.09184 1.06050 1.03341 1460,81 911,07 1,00000 ,22222 609,31 ,50000 1,03034 1,03734 1,06752 1,04459 1,11111 011,50000 ,72222 1,22222 ,61111 1,00000 ,00000 1,00000 1,00000 ,77778 (g/cm3) N-5 N-6 N-7 N-2 N-8 N-3 N-9 N-4 238,63 No. Sampel N-1 0.
pel
Hasil pengukuran lengkap diperlihatkan tertinggi ditemukan
konsentrasi
radionuklida
228Th, 226Ra, 228Ra dan 40K secara
pada Tabel 3. Konsentrasi terendah terukur pad a sampel N-7 dan pada sam pel N-3. Perbedaan tersebut kemungkinan
perbedaan lamanya waktu pengoperasian
disebabkan
oleh
peralatan, struktur geologi dari lokasi produksi,
distribusi radionuklida di dalam bumi dan sistem proses yang digunakan. Pada proses pengambilan minyak dan gas alam terdapat dua jenis prod uk samping berupa scale dan sludge. Scale adalah berupa garam-garam dan karbon at (CaC03)
yang
mengendap
pad a permukaan
Sedangkan sludge adalah campuran senyawa-senyawa dengan hidrokarbon
sulfat seperti BaS04, CaS04 dalam
alat-alat
produksi.
organik dan mineral padat dalam air
cair yang terpisah dari minyak dan gas pada saat produksi [8]. Pada
proses pengambilan minyak dan gas dari dalam perut bumi, karena pengaruh suhu, tekanan dan pH, unsur-unsur Ba dan Ca akan mengendap dalam bentuk BaS04, CaS04 dan CaC03 [8,9]. Oleh karena sifat kimia radium hampir sam a dengan Ba dan Ca, maka Ra dan Th akan ikut mengendap
dalam pipa maupun tangki yang digunakan dalam proses industri
minyak dan gas alam, analog dengan radium hal tesebut akan terjadi juga pad a thorium [8]. Struktur geologi merupakan salah satu faktor dalam pembentukan pada sumur minyak dengan formasi batuan akan menghasilkan
NORM dimana
konsentrasi NORM yang
cukup tinggi [8], begitu juga distribusi radionuklida alam dalam perut bumi pada lokasi pengeboran minyak dan gas alam.
388
Prosldlng Pertamuan dan PreselltaslllmIaIJ
ISSN :1410 -
FWlIIslonai Teknls Non PeneDtL 18 Dasember 2006
53H1
Pada sam pel yang dilakukan pengukuran rata-rata konsentrasi 40K lebih rendah dari radionuklida konsentrasi
lainnya kecuali pada sam pel N-I, dimana konsentrasi radionuklida
yang lain. Dari tingkat radioaktivitas
40K lebih tinggi dari
yang terukur ini dapat di
perkirakan bahwa sampel N I merupakan NORM yang tercampur oleh tanah di permukaan. Konsentrasi 40K akan naik mengikuti konsentrasi radionuklida
228Th, 226Th
dan
228Ra,
hal
tersebut dapat dilihat pad a Tabel 3. Dari 9 sam pel yang telah dilakukan pada 4 sam pel yang mempunyai
pengukuran
dip~roleh konsentrasi
aktivitas cukup tinggi dengan nilai di atas 1000 Bq/kg,
yaitu pada sam pel N-2, N-3, N-4 dan N-6. Sam pel tersebut diperkirakan maupun scale yang menempel ditimbulkan
akibat
pengawasan
minimal
berkepentingan
pada pipa produksi.
tertimbunnya dengan
NORM
memberi
Untuk mengantisipasi
di lokasi tanda
radiasi
tersebut
sehingga
226Ra, 228Ra
Kode lokasi Konsentrasi radionuklida (Bq/kg) 133,95 7290,97 1522,84 662,96 187,88 1,62 13,82 ±1,19 7,58 9,95 5,99 15,81 5,76 32,81 37,93 873,94 591,83 321,13 864,91 20,28 379,84 686,53 79,42 85,78 9,35 70,41 ±0,38 3,14 ± 14,76 11,05 ± 10,45 5,79 16,22 1,51 ± 2,07 13,39 9,56 12,02 3,19 14,44 12,20 9,25 19,59 66,10 67,30 217,67 603,24 49,04 298,99 1632,75 1322,68 2754,77 279,87 N-5719,77 N-8 N-4 N-9416,86 11495,24 138,02 085,79 N-3 N-2 62,12 40K 4,82 0,15 6,51 5,56 2,77 1,41 228Ra 226Ra 15,66 N-6788,55 5185,94 ±±±±±12,95 6,00 1,01 N-7 No. Sampel N-1 3.
Catatan :
maka
berupa slag bahaya yang
perlu
orang
tindakan
yang
tidak mendekati daerah penimbunan NORM [8].
Tabel 3. Hasil pengukuran radionuklida 228Th, minyak dan gas alam di Indonesia.
228Th
NORM
MDC MDC MDC MDC
95% 95% 95% 95%
untuk 228Th sebesar 0,15 Bq/kg untuk 226Ra sebesar 0,45 Bq/kg untuk 228Ra sebesar 0,65 Bq/kg untuk 40K sebesar 6,4 I Bq/kg
389
dan 40K di industri
tidak
ProsldlnU
Pertemuan
dan PrssentaslllmJah
Keterbatasan sam pel, sehingga
Funu:;lonaI
dan
faktor
0,45
0,65
menggunakan Marinelli,
dalam mendeteksi
lain.
Bq/kg
data pencacahan
sedangkan
pengukuran
peralatan yang
6,41
diperoleh
nilai
efisiensi, berat sam pel, MDC
dan 4°K masing-masing
226Ra, 228Ra
dan
dalam
persamaan 7 dapat ditentukan nilai MDC. Faktor yang
Dari
228Th,
radionuklida
kemampuan
nilai MDC adalah cacah latar, waktu pencacahan,
95% untuk
Bq/kg,
ISSN :1410 - 5381
2006
18 Dosomber
perlu dihitung MDC untuk menunjukkan
konversi
kepercayaan
Non Pon6DtL
alat ukur yang digunakan
digunakan. Dengan menggunakan mempengaruhi
Teknls
Bq/kg.
Nilai
MDC
dengan
tingkat
sebesar 0,15 Bq/kg,
tersebut
dihitung
dengan
latar selama I jam dan efisiensi pencacahan untuk wadah
lIntllk waktu pencacahan semakin lama akan diperoleh nilai MDC
yang semakin kecil namlln kurang efektif dalam pengukuran [3]. Dengan telah dilakllkannya
pengukuran
radionllklida
dalam sam pel NORM ini,
perllsahaan dapat mengetahlli konsentrasi NORM di lokasi industri miliknya. data dukung mengabaikan
tersebut
maka
tindakan
yang diambil
akan
lebih tepat
Berdasarkan namun
tidak
keberadaan NORM di daerah industri terse but sehingga keselamatan pekerja
dan masyarakat sekitarnya akan lebih terlindungi. Bagi Bapeten diperkirakan
sebagai Badan Pengawas Tenaga Nuklir, apabila
menghasilkan
NORM, dengan mengacu pada Peraturan
Talmn 2002, ten tang Pengelolaan Limbah Radioaktif, wajib untuk melakukan selanjutnya Dalam
peraturan
keberadaan
228Th,
disampaikan
ke Bapeten yang
pengaturan sesllai dengan ketentuan keselamatan
mengenai 226Ra,
Pemerintah No.27
maka indllstri minyak dan gas alam
evaluasi NORM dan hasilnya
akan dilakukan
suatu kegiatan
228Ra
baku
tingkat
radioktivitas
di lingkungan,
radiasi [6]. menetapkan
dalam air yang tak lamt adalah 400 Bq/I, 1000 Bq/I dan
1000 Bq/I, sedangkan 40K belum diatur [10]. Apabila tanah dianggap sebagai media, maka konsentrasi pengawasan. keberadaan
NORM pada industri minyak dan gas alam sudah selayaknya dalam tingkat Hasil pengllkuran ini akan menjadi bahan kajian yang cukup berarti ten tang NORM
di daerah industri minyak dan gas alam, sehingga
sebagai badan
pengawas akan lebih perhatian terhadap keberadaan NORM terutama bagi keselamatan masayarakat dan pekerja pada industri minyak dan gas alam di Indonesia.
390
PresIdIng Par_an
daD PrasaDtasllimiah
FungslenaJ loImls
NWI
PaDaDtl19 Desombor 20D6
ISSN :14U1· 5381
KESIMPULAN Hasil pengukuran konsentrasi
228Th, 226Ra, 228Ra
dan
40K
dalam sam pel NORM di
salah satu industri minyak dan gas alam di Indonesia adalah sebagai berikut : I.
Konsentrasi tertinggi untuk
228Th, 226Ra, 228Ra
dan
pad a sam pel CN-3 dengan
40K
nilai sebesar (5185,94 ± 12,95) Bq/kg; (2754,77 ± 13,39) Bq/kg; (7290,97 ± 32,81) Bq/kg dan (603,24 ± 19,59) Bq/kg. 2. Konsentrasi terendah untuk
228Th, 226Ra, 228Ra
dan
40K
pad a sam pel CN-7 dengan
nilai sebesar (15,66 ± 0,15) Bq/kg; (49,04 ± 0,38) Bq/kg; (20,28 ± 0,38) Bq/kg dan (9,35 ± 1,51) Bq/kg. 3. Dari beberapa sam pel NORM yang telah dilakukan pengukuran terdapat 4 sampel yang telah melebihi batas nilai toleransi di lingkungan ( > 1000 Bq/kg), maka sudah selayaknya dilakukan pengaturan sesuai dengan ketentuan keselamatan radiasi.
UCAP AN TERIMA KASIH Terima kasih kami sampaikan kepada Bapak Drs. Bunawas, APU, dan Bapak Drs. Syarbaini,
M.Sc. yang memberikan
Mas'hud yang telah membantu
bimbingan
dalam penulisan
makalah
ini dan Sdr.
dalam melakukan preparasi sampel.
DAFT AR PUST AKA I.
SUTARMAN,
Peningkatan radiasi alam akibat pemanfaatan
sumber daya alam yang
berasal dari dalam bumi, Buletin ALARA Vol.5 No.2&3 April 2004, P3KRBiNBATAN, Jakarta (2004) 79-88. 2.
WISNU
SUSETYO,
Spektrometer
Gamma
dan Penerapannya
Dalam
Ana/isis
Pengaktifan Netron, Gajah Mada Universiy Press, Yogyakarta (1988). 3.
WAHYUDI dan EMLINARTI,
Kinerja ,spektrometer gamma dengan detektor HPGe
Ortee model GEM-25185, P3KRBiN-BATAN, 4.
2005 (Belum terbit).
BA TAN, Prosedur Ana/isis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, Nasional, Jakarta (1998).
391
Badan Tenaga Nuklir
ProsldinU Portomuan
5.
daD ProseDtasllimlah
~SN :1410 - 5281
FWiuslonai TBknls Non PBDeUtL 19 Desembor 2006
IAEA, Measurement of Radionue/ides in Food and the Environment - A Guidebook., Tech. Rep. Ser. No.295, IAEA, Vienna (1989).
6.
MARTUA SINAGA, Pengawasan naturally occuring radioactice material (NORM), Prosiding
Aspek Keselamatan
Radiasi dan Lingkungan
Jakarta, 18 Maret 2003, P3KRBiN-BATAN, 7.
Jakarta (2003) 41-48.
HISWARA, E., WARSONA, A., WAHYUDI dan BUCHARI, R., Pengukuran tingkat
radiasi dan radioaktivitas lingkungan Presentasi
Ilmiah Keselamatan
P3KRBiN-BATAN, 8.
pad a Industri Non-Nuklir,
daerah industri iambang timah, Prosiding
df
Radiasi dan Lingkungan
VI, 2-3 September
1998,
Jakarta (1998) 135-141.
IAEA, Radiation Protection and the Management of Radioactive Waste in the Oil and
Gas Industry, Safety Reports Series No.34, IAEA, Vienna (2003). 9.
IAEA, Extent of Environmental Contamination by Naturally Occurring Radioactive
Material (NORM) and Technological Options for Mitigation, Technical
Reports
Series No.4! 9, IAEA, Vienna (2003). 10. BAPETEN,
Kep. Ka. Bapeten
No.02/Ka-BAPETEN/V
-99 tentang
Baku Tingkat
Radioaktivitas di Lingkungan, BAPETEN, Jakarta (1999).
Tanya - Jawab 1. Penallya
: : Yayan Tahyan (PRR - BAT AN)
Pertanyaan Berapa lama analisis
228Th,
228Ra,
226Ra
dan
40K
dalam sampel dan berapa jumlah
sampel yang diperlllkan ? Jawaban Analisis
: Wahyudi 228Th, 228Ra, 226Ra
dan
(PTKMR40K
BATAN)
memerlllkan waktll 1 bulan dan jumlah sampel
padatan 2kg dan cairan 5 liter.
392
Ke Daftar Isi
