PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012

ISSN 0852-2979

PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN 2012 Yanni Andriani , Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN 2012. Telah dilakukan pengukuran dosimeter perorangan berupa TLD (Thermoluminisence Dosimeter ) untuk pekerja radiasi Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) . Kegiatan ini bertujuan untuk memantau penerimaan dosis pekerja radiasi dan dilakukan secara periodik setiap tri wulan. Proses pengukuran kartu TLD menggunakan alat TLD Reader Harshaw Model 6600 dengan menggunakan software WinREMS. Tipe kartu TLD yang digunakan untuk pekerja PRSG terdiri dari 3 jenis, yaitu TLD tipe BGN-7767, tipe BGN-7776 dan tipe BG-7001. Tahapan kegiatan terdiri dari penerimaan sampel TLD, preparasi sampel TLD, pengukuran dan perhitungan dosis TLD. Dari hasil kegiatan diperoleh data dosis ekivalen seluruh tubuh atau Hp (10) semua pekerja PRSG pada triwulan I dengan nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum 2,06 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,19 mSv sedangkan triwulan II diperoleh nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum 1,39 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,09 mSv. Untuk triwulan III nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum 1,19 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,11 mSv, dan triwulan IV dieroleh nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum 1,10 mSv serta nilai dosis rata-rata 0,04 mSv. Dapat disimpulkan bahwa nilai dosis Hp (10) pekerja radiasi PRSG pada tahun 2012 masih berada di bawah nilai batas dosis tahunan yaitu sebesar 20 mSv. Kata kunci : pemantauan dosis perorangan, dosimeter perorangan (TLD), dosis ekivalen ABSTRACT MEASUREMENT OF PERSONAL DOSIMETER FOR CENTRE FOR MULTIPURPOSE REACTOR’S RADIATION WORKERS IN 2012. Measurement of personal dosimeter TLD (Thermoluminisence Dosimeters) for Centre for Multipurpose Reactor’s (PRSG) radiation workers has been done. The aim is to monitor receiving personal dose of radiation workers and it done periodically quarterly. Measurement process of TLD card by using TLD Reader Model 6600 with WinREMS software. TLD cards used for the workers consists of 3 types, ie BGN-7767 TLD , BGN-7776 and BG-7001. Measurement of TLD include of sample receipt, preparation sample of TLD , TLD measurements and dose calculations. From the results of the dose for Hp (10) obtained PRSG all workers in the first quarter, value of the minimum dose 0,00 mSv; maximum dose value 2,06 mSv and the mean dose value 0,19 mSv, while the second quarter, value of the minimum dose 0,00 mSv; maximum dose value 1,39 mSv and the mean dose value 0,09 mSv. For the third quarter, the value of the minimum dose 0,00 mSv; maximum dose value 1,19 mSv and the mean dose value 0,11 mSv, and the fourth quarter, the value of the minimum dose 0,00 mSv; maximum dose value 1,10 mSv and the mean dose value 0 ,04 mSv. It can be concluded that the dose of PRSG radiation workers in 2012 still be well below the annual dose limit of 20 mSv. Keywords: personal dose monitoring, personal dosimeter ( TLD), equivalen dose

PENDAHULUAN Berdasarkan Peraturan Ka.BATAN No: 392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan Tata Kerja BATAN bahwa Subbid. Pengendalian Personel – Bidang Keselamatan dan Lingkungan mempunyai tugas melakukan pengendalian paparan radiasi yang diterima personel dan salah satu program kerjanya adalah

597


ISSN 0852-2979

layanan pemantauan dosis perorangan para pekerja radiasi dari paparan eksternal di Kawasan Nuklir Serpong. Unit kerja di Kawasan Nuklir Serpong yang dipantau sebanyak 9 (sembilan) unit kerja, diantaranya adalah Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG). Dalam rangka pemantauan dosis radiasi perorangan ini maka setiap pekerja radiasi diwajibkan menggunakan dosimeter perorangan saat bekerja. Dosimeter yang digunakan adalah Thermoluminisence Dosimeter (TLD) . Salah satu keuntungan dalam penggunaan TLD ini adalah mudah dalam pengoperasian, evaluasi dosis dapat dilakukan lebih cepat daripada dosimeter lainnya, mampu memantau radiasi dengan rentang dosis dari rendah hingga tinggi, dapat dipakai ulang dan tidak peka terhadap faktor lingkungan. Namun demikian, TLD juga mempunyai kelemahan karena data dosis langsung hilang setelah proses pembacaan, sehingga tidak bisa dilakukan pembacaan ulang. [5] Dalam kegiatan rutin pemantauan dosis pekerja saat ini TLD sering kali dimanfaatkan untuk pemantauan radiasi-β, -γ, sinar-X, elektron, proton maupun neutron dengan jangkauan dosis radiasinya dari 0,1 mGy sampai dengan kira-kira 1.000 Gy. [2]. Jenis dosimeter yang digunakan oleh pekerja disesuaikan dengan potensi paparan radiasi yang diterima. Kegiatan yang dilakukan di PRSG berpotensi menghasilkan paparan radiasi beta, gamma, serta netron. Pekerja radiasi PRSG menggunakan 3 jenis kartu TLD yang terdiri dari 2 jenis kartu TLD untuk β, γ, n yaitu tipe 7767, tipe 7776 , dan 1 (satu) jenis TLD untuk Beta, Gamma, yaitu tipe 7001. Kartu TLD tipe BGN - 7767 dan 7776 terdiri dari 4 chip didalamnya sedangkan kartu TLD tipe BG- 7001 terdiri dari 2 chip . Kartu TLD yang digunakan dapat dilihat pada Gambar 1.

Gambar 1. Kartu TLD Tipe BGN-7776, BGN-7767 dan BG-7001 beserta holder TLD . Pengukuran TLD menggunakan metode Thermoluminisensi (TL). Proses TL merupakan fenomena fisika berupa pancaran cahaya dari suatu bahan yang dipanaskan, yang sebelumnya menyerap radiasi pengion. Pemanasan dari luar ini ternyata hanya mampu melepaskan elektron-elektron dari perangkap yang tidak terlalu dalam. Ada elektron-elektron lain yang berada di dalam perangkap tidak terpengaruh oleh pemanasan pertama ini. Dengan demikian, masih ada informasi lain yang tersimpan di dalam bahan. Informasi ini hanya dapat dikeluarkan

598


ISSN 0852-2979

dengan cara menyinari bahan dengan radiasi elektromagnetik, biasanya digunakan sinar ultra violet untuk memberikan energi pada elektron-elektron yang berada di perangkap dalam sehingga mampu melepaskan diri dari perangkap tersebut dan berpindah ke perangkap yang tidak terlalu dalam. Elektron-elektron yang sudah berpindah tempat ini apabila mendapatkan energi panas dari luar akan melepaskan diri dari perangkap dan melakukan rekombinasi dengan lubang pasangannya semula. Jadi apabila bahan yang telah mengalami proses TL itu disinari dengan ultra violet dan mengalami pemanasan lagi, maka dari bahan tersebut akan dipancarkan lagi cahaya tampak. Fenomena tersebut saat ini banyak diterapkan dalam berbagai bidang ilmu pengetahuan, seperti untuk mendapatkan informasi mengenai dosis radiasi yang sebelumnya diterima oleh bahan yang berperan sebagai dosimeter radiasi. Akumulasi dosis radiasi yang diterima bahan akan sebanding dengan intensitas pancaran TL dari bahan tersebut[2]. Pengukuran dosimeter TLD ini menggunakan alat TLD Reader Harshaw Model 6600. Alat TLD Reader secara rutin setiap tahun dilakukan kalibrasi eksterna ke Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) . TLD Reader ini dilengkapi dengan software WinREMS yang terintergrasi. Gambar TLD Reader dapat dilihat di bawah ini.

Gambar 2. Alat TLD Reader Harshaw Model 6600 Hasil pengukuran atau pembacaan TLD diperoleh dalam satuan nano Coloumb (nC) dengan menggunakan software WinREMS. Peralatan dilengkapi dengan pendukung antara lain faktor kalibrasi TLD (Element Correction Factor / ECC) dan faktor kalibrasi alat (Reader Correction Factor / RCF), maka hasil bacaan dikonversi menjadi satuan dosis yaitu mrem. Pada pemantauan ini, dosis yang diukur adalah dosis ekivalen seluruh tubuh (deep dose) atau Hp (10) dan dosis ekivalen Kulit (Surface dose) atau Hp (0,07) dalam satuan mSv. Bagi pekerja radiasi yang bekerja dengan sumber radiasi berdaya tembus lemah (radiasi β atau µ / foton berenergi < 15 KeV, dosis radiasi eksternal yang diukur hanya untuk penerimaan dosis ekivalen seluruh tubuh atau Hp (10) .

599


ISSN 0852-2979

Besarnya dosis TLD yang diterima dikategorikan sebagai penerimaan dosis efektif eksternal, sedangkan penerimaan dosis efektif internal didapat melalui pencacahan seluruh tubuh menggunakan WBC (Whole Body Counter). Nilai dosis efektif (eksternal dan internal) yang diterima pekerja dibandingkan dengan nilai batas dosis (NBD) untuk mengetahui apakah sudah melampaui NBD atau masih di bawah NBD. Setiap dosis radiasi yang diterima oleh pekerja dicatat dalam kartu riwayat dosis masing-masing pekerja radiasi dan kartu ini harus disimpan selama pekerja itu aktif bekerja atau 30 tahun setelah pekerja tersebut berhenti bekerja dengan radiasi. Pemantauan dosis perorangan menggunakan TLD di Kawasan Nuklir Serpong dilakukan secara periodik, yaitu setiap tiga bulan (triwulan) untuk setiap tahunnya. Pekerja radiasi PRSG yang dipantau tersebar di 5 (lima) bidang , yakni Bidang Sitem Reaktor, Bidang Operasi Reaktor, Bidang Keselamatan , Unit Jaminan Mutu, dan Unit Pengamanan Nuklir. TATA KERJA Alat dan Bahan Kartu TLD tipe BGN -7776, tipe BGN -7767- dan tipe BG -7001- sejumlah banyaknya pekerja radiasi PRSG, kunci pembuka holder TLD, kotak penyimpanan kartu TLD, TLD Reader Harshaw Model 6600, Gas Nitrogen, dan formulir – formulir jaminan mutu seperti formulir penerimaan sampel, formulir penyerahan TLD Tahapan Kegiatan 1. Penerimaan Sampel TLD a) Sampel TLD yang diterima, dicatat dengan mengisi formulir permohonan pengujian Penerimaan Sampel Uji TLD dan dicatat dalam log book untuk menghindari ketidaksesuaian pekerjaan yang akan dilakukan. b) Data-data yang dicatat dalam buku maupun formulir Penerimaan Sampel Uji TLD/ permohonan pengujian TLD adalah pelanggan, alamat pelanggan seri TLD, periode pemakaian TLD, tanggal penerimaan TLD, jumlah TLD (TLD blanko dan TLD pelanggan), jumlah total TLD, pelaksana yang menerima TLD dan pelaksana yang menyerahkan TLD. c) Sampel TLD yang telah diterima, diserahkan kepada bagian pelaksana. d) Jika terdapat ketidaksesusaian pada sampel TLD maka dilakukan konfirmasi kepada pelanggan, hasil konfirmasi dicatat pada formulir penyerahan TLD. 2. Preparasi Sampel TLD a) Cek keberadaan kartuTLD dalam lencana, jumlah seri TLD dan seri TLD yang diterima dari pelanggan b) Tempatkan TLD di meja preparasi contoh uji TLD, susun sesuai dengan nomor urut pada formulir penyerahan TLD; c) Lakukan pengecekan terhadap nomor ID, nama dan jumlah TLD; d) Keluarkan kartu TLD dari lencana TLD , lalu cek jumlah kartu TLD;

600


ISSN 0852-2979

e) Masukkan kartu TLD ke dalam kotak stainless steel 3. Pengukuran Sampel TLD a) Masukkan kartu TLD yang telah disusun dalam kotak stainless steel, ke dalam cartridge sebelah kanan alat TLD Reader, letakkan kartu TLD blanko pada posisi paling bawah; b) Lihat pada monitor Nilai Intensitas TLD ditampilkan oleh TLD Reader dalam satuan nano Coulomb (nC) atau mikroCoulomb (µC); c) Rubah nilai intensitas TLD tersebut di atas menjadi satuan dosis (mrem) oleh perangkat lunak yang ada dalam TLD Reader; d) Lakukan perhitungan hasil analisis dengan mengacu pada IK Perhitungan Dosis Radiasi Perorangan Dengan TLD. 4. Perhitungan dosis TLD a) Hasil bacaan terhadap elemen TLD yang dibaca oleh TLD Reader dalam satuan nano Coulomb (nC) atau micro coulomb (μC). b) Hasil bacaan dihitung menggunakan perangkat lunak WinREMS dan dikonversi menjadi satuan dosis dengan menggunakan rumus sebagai berikut:

D= D B ECC Bo ECCo RCF

{(BxECC) − (B 0 xECC 0 )} RCF

........................................ (1)

: Dosis perorangan yang diterima pelanggan (mSv atau mrem) : Bacaan TLD pelanggan (nC) : Faktor koreksi elemen TLD pelanggan : Bacaan TLD blanko (nC) : Faktor koreksi elemen TLD blanko : Faktorkalibrasi TLD Reader (Reader Calibration Factor) (nC/mSv atau nC/mrem)

HASIL DAN PEMBAHASAN Diperoleh data hasil pengukuran dosis TLD pekerja radiasi Pusat Reaktor Serba Guna pada Triwulan I s.d Triwulan IV tahun 2012 yang tersebar di 5 (lima) bidang, yaitu bidang Sistem Reaktor, Operasi Reaktor, Keselamatan, Unit Jaminan Mutu dan Unit Pengamanan Nuklir. Tabel 1 Nilai Dosis Pekerja Radiasi PRSG Triwulan I / 2012 nilai dosis nilai dosis nilai dosis Bidang minimum maksimum rata-rata Hp 10 (mSv) Hp 10 (mSv) Hp 10 (mSv) Sistem Reaktor 0,00 0,20 0,01 Operasi Reaktor

0,00

2,06

0,47

Keselamatan

0,00

0,10

0,02

Unit Pengamanan Nuklir

0,00

0,00

0,00

Unit Jaminan Mutu

0,00

0,00

0,00

601


ISSN 0852-2979

Berdasarkan Tabel 1 di atas, diperoleh data hasil pengukuran dosis pekerja radiasi PRSG pada triwulan I / 2012, dimana nilai dosis minimum pekerja radiasi dari semua bidang bernilai 0,00 mSv. Untuk bidang Sistem Reaktor, dosis maksimum sebesar 0,20 mSv dan nilai dosis rata-rata sebesar 0,01 mSv. Bidang Operasi Reaktor nilai dosis maksimum sebesar 2,06 mSv dan rata-rata 0,47 mSv. Bidang Keselamatan mempunyai nilai maksimum 0,10 mSv dan dosis rata-rata 0,02 mSv. Sedangkan untuk Unit Pengamanan Nuklir dan Unit Jaminan Mutu tidak mempunyai nilai dosis yang terukur atau bernilai 0,00 mSv. Tabel 2 Nilai Dosis Pekerja Radiasi PRSG Triwulan II / 2012

Sistem Reaktor

nilai dosis minimum Hp 10 (mSv) 0,00

nilai dosis maksimum Hp 10 (mSv) 0,71

nilai dosis rata-rata Hp 10 (mSv) 0,02

Operasi Reaktor

0,00

1,39

0,20

Keselamatan

0,00

0,17

0,01


0,00

0,00

0,00

Unit Jaminan Mutu

0,00

0,00

0,00

Bidang

Data hasil pengukuran dosis pekerja radiasi PRSG pada triwulan II / 2012 dapat dilihat pada Tabel 2 Nilai dosis minimum pekerja radiasi dari semua bidang bernilai 0,00 mSv. Bidang Sistem Reaktor mempunyai nilai dosis maksimum 0,71 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,02 mSv. Bidang Operasi Reaktor mempunyai nilai dosis maksimum 1,39 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,20 mSv. Bidang Keselamatan mempunyai nilai dosis maksimum 0,17 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,01. Untuk Unit Pengamanan Nuklir dan Unit Jaminan Mutu tidak mempunyai nilai dosis yang terukur atau bernilai 0,00 mSv. Tabel 3 Nilai Dosis Pekerja Radiasi PRSG Triwulan III / 2012 nilai dosis nilai dosis nilai dosis Bidang minimum maksimum rata-rata Hp 10 (mSv) Hp 10 (mSv) Hp 10 (mSv) Sistem Reaktor 0,00 0,27 0,03 Operasi Reaktor

0,00

1,19

0,25

Keselamatan

0,00

0,18

0,04


0,00

0,00

0,00

Unit Jaminan Mutu

0,00

0,09

0,02

Tabel 3 menunjukkan data hasil pengukuran dosis pekerja radiasi PRSG pada triwulan III / 2012. Nilai minimum dari semua bidang bernilai 0,00 mSv. Bidang Sistem Reaktor mempunyai nilai dosis maksimum 0,27 mSv dan nilai

602


ISSN 0852-2979

dosis rata-rata 0,03 mSv. Bidang Operasi Reaktor mempunyai nilai dosis maksimum 1,19 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,25 mSv. Bidang Keselamatan mempunyai nilai dosis maksimum 0,18 mSv dan dosis rata-rata 0,04 mSv. Unit Jaminan Mutu mempunyai nilai dosis maksimum 0,09 mSv dan nilai dosis ratarata 0,02 mSv. Sedangkan untuk Unit Pengamanan Nuklir tidak mempunyai nilai dosis yang terukur atau bernilai 0,00 mSv.

Tabel 4 Nilai Dosis Pekerja Radiasi PRSG Triwulan IV / 2012 nilai dosis nilai dosis nilai dosis Bidang minimum maksimum rata-rata Hp 10 (mSv) Hp 10 (mSv) Hp 10 (mSv) Sistem Reaktor 0,00 0,00 0,00 Operasi Reaktor

0,00

1,10

0,10

Keselamatan

0,00

0,26

0,01


0,00

0,00

0,00

Unit Jaminan Mutu

0,00

0,00

0,00

Data hasil pengukuran dosis pekerja radiasi PRSG pada triwulan IV / 2012 tercantum pada Tabel 4 Nilai dosis minimum pekerja radiasi dari semua bidang bernilai 0,00 mSv. Bidang Sistem Reaktor mempunyai nilai dosis maksimum dan nilai dosis rata-rata yang sama sebesar 0,00 mSv. Bidang Operasi Reaktor mempunyai nilai dosis maksimum 1,10 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,10 mSv. Bidang Keselamatan mempunyai nilai dosis maksimum 0,26 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,01 mSv. Sedangkan untuk Unit Pengamanan Nuklir dan Unit Jaminan Mutu tidak mempunyai nilai dosis yang terukur atau bernilai 0,00 mSv. Ditinjau dari perolehan dosis untuk pekerja radiasi selama tahun 2012, maka dari kelima bidang yang ada di PRSG, pekerja di bidang Operasi Reaktor merupakan pekerja yang paling banyak menerima dosis dan berkontribusi memberikan nilai dosis maksimum serta nilai rata-rata dosis yang lebih tinggi dibandingkan dengan bidang lainnya. Sedangkan jika ditinjau dari jumlah pekerja radiasi, bidang Operasi Reaktor mempunyai jumlah pekerja radiasi paling banyak yaitu 57 orang, sementara bidang Sistem Reaktor berjumlah 31 orang, bidang Keselamatan 25 orang, Unit Pengamanan Nuklir 20 orang dan Unit Jaminan Mutu sebanyak 5 orang. Berikut ini adalah rekapitulasi penerimaan dosis eksternal semua pekerja radiasi di PRSG triwulan I s.d triwulan IV tahun 2012. Tabel 5 Rekapitulasi Penerimaan Dosis Eksternal Pekerja PRSG tahun 2012

603


ISSN 0852-2979

I

Nilai dosis minimum Hp (10) (mSv) 0,00

Nilai dosis maksimum Hp (10) (mSv) 2,06

Nilai dosis ratarata Hp (10) (mSv) 0,19

II

0,00

1,39

0,09

III

0,00

1,19

0,11

IV

0,00

1,10

0,04

Triwulan

Dalam hal ini nilai dosis yang dibandingkan dengan Nilai Batas Dosis (NBD) hanya penerimaan dosis eksternal untuk ekivalen seluruh tubuh atau Hp (10) saja, serta tidak dengan memperhitungkan penerimaan dosis internalnya. Secara umum, nilai dosis eksternal yang diterima pekerja radiasi PRSG tahun 2012 masih dibawah Nilai Batas Dosis (NBD) tahunan yang telah ditetapkan yaitu 20 mSv per tahun. KESIMPULAN Dari hasil kegiatan diperoleh data dosis seluruh pekerja PRSG tahun 2012 pada triwulan I, nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum sebesar 2,06 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,19 mSv, sedangkan triwulan II nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum sebesar 1,39 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,09 mSv. Untuk triwulan III nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum sebesar 1,19 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,11 mSv, sedangkan triwulan IV nilai dosis minimum 0,00 mSv ; nilai dosis maksimum sebesar 1,10 mSv dan nilai dosis rata-rata 0,04 mSv. Secara umum, nilai dosis eksternal yang diterima pekerja radiasi PRSG tahun 2012 masih dibawah Nilai Batas Dosis (NBD) tahunan yang telah ditetapkan yaitu 20 mSv per tahun. DAFTAR PUSTAKA [1]. ANONIM. Ka.BATAN No: 392/KA/XI/2005 tentang “Organisasi dan Tata Kerja BATAN” [2]. MUKHLIS AKHADI, “Mengoptimalkan Penggunaan Dosimeter Perorangan di Medan Radiasi Campuran”, Buletin ALARA Volume 7 & 8 Nomor 1 & 2 Agustus dan Desember, Jakarta, 2005. [3]. IAEA, “Assesment of Occupational Exposure Due to External Sources of Radiation”, IAEA Safety Standards Series No.RS-G-1.3, Vienna,1999. [4]. ANONIM, “Operator’s Manual Model 6600 Automated TLD Reader with WinREMS”, Saint Gobain Crystal and Detectors Radiation Measurement Products , USA, 2002. [5]. INTERNATIONAL COMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, “Recommendation of the International Commission on Radiological Protection, Publication No.60”, Pegamon Press,Oxford and New York, 1991.

604


ISSN 0852-2979

Lampiran Tabel 6. Data Hasil Pengukuran Dosimeter Perorangan Bidang Sistem Reaktor Nilai Dosis Hp (10) (mSv) No. No.ID TW I TW II TW III TW IV 1 10103521 0,00 0,00 0,17 0,00 2 3445 0,00 0,00 0,00 0,00 3 3201 0,00 0,00 0,00 0,00 4 3726 0,00 0,00 pensiun 5 3703 0,00 0,00 0,00 0,00 6 3184 0,08 0,05 0,04 0,00 7 1987 0,00 0,00 0,03 0,00 8 3286 0,00 0,00 0,03 0,00 9 3297 0,00 0,71 0,04 0,00 10 3296 0,00 0,00 0,08 0,00 11 1567 0,00 0,00 0,05 0,00 12 2849 0,00 0,00 0,00 0,00 13 4458 0,00 0,00 0,00 0,00 14 3881 0,00 0,00 0,00 0,00 15 4781 0,00 0,00 0,04 0,00 16 3955 0,00 0,00 0,00 0,00 17 3133 0,00 0,00 0,00 0,00 18 4380 0,06 0,00 0,00 0,00 19 3921 0,00 0,00 0,00 0,00 20 4096 0,00 0,00 0,00 0,00 21 3402 0,00 0,00 0,00 0,00 22 4042 0,00 0,00 0,00 0,00 23 3680 0,00 0,00 0,00 0,00 24 4055 0,00 0,00 0,00 0,00 25 4008 0,00 0,00 pensiun 26 4321 0,00 0,00 0,00 0,00 27 3987 0,10 0,00 0,27 0,00 28 4455 0,00 0,00 0,00 0,00 29 3404 0,20 0,00 0,00 0,00 30 5209 0,00 0,00 0,03 0,00 31 4780 0,05 0,00 0,06 0,00 32 5211 0,00 0,00 0,00 0,00 33 5461 0,00 0,00 0,13 0,00 min 0,00 0,00 0,00 0,00 max 0,20 0,71 0,27 0,00 rerata 0,01 0,02 0,03 0,00

605


ISSN 0852-2979

Tabel 7 Data Hasil Pengukuran Dosimeter Perorangan Bidang Operasi Reaktor Nilai dosis Hp (10) (mSv) No. No.ID TW I TW II TW III TW IV 1 10200832 0,12 0,26 0,27 0,75 2 3488 1,15 0,14 0,45 0,00 3 0772 0,06 0,00 0,07 0,00 4 1104 0,00 0,00 0,78 0,11 5 0786 0,19 0,00 0,13 0,00 6 0801 0,08 0,00 0,00 0,00 7 1509 0,28 1,39 0,34 0,00 8 2877 0,15 0,00 0,14 0,00 9 3546 0,12 0,10 0,15 0,04 10 2937 0,09 0,00 0,05 0,00 11 3404 0,15 0,00 0,12 0,00 12 3463 0,12 0,12 0,11 0,00 13 3490 0,43 0,19 0,43 0,94 14 3400 0,07 0,05 0,10 0,00 15 3481 0,14 0,00 0,16 0,00 16 4459 0,16 0,12 0,17 0,03 17 4006 0,14 0,07 0,12 0,00 18 3907 0,07 0,04 0,09 0,00 19 4172 0,13 0,10 0,14 0,00 20 2902 0,47 0,55 0,36 0,30 21 3293 0,13 0,07 0,13 0,07 22 4003 0,09 0,06 0,09 0,00 23 3405 0,09 0,07 0,12 0,05 24 3073 0,05 0,00 0,06 0,00 25 4744 0,09 0,00 0,11 0,00 26 2953 0,09 0,04 0,09 0,00 27 3281 0,19 0,16 0,10 0,00 28 2937 0,11 0,04 0,11 0,00 29 4456 0,11 0,11 0,09 0,00 30 4289 0,00 0,06 0,07 0,00 31 5236 0,18 0,06 0,18 0,07 32 5233 0,08 0,03 0,07 0,00 33 5259 0,15 0,00 0,09 0,00 34 5260 0,18 0,00 0,13 0,00 35 5170 0,00 0,00 0,00 0,00 36 5005 1,77 0,17 0,36 0,00 37 3581 1,15 0,47 0,23 0,00

606


38 39 40 No.

3093 4836 3523 No.ID

41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57

5109 3378 3082 2208 3410 3399 5509 3298 4687 1990 3504 4779 3770 4457 4743 5508 5462 min max rerata

1,07 0,22 0,27 0,00 1,46 0,60 0,43 0,08 2,05 0,26 0,30 0,00 Nilai dosis Hp (10) (mSv) TW I TW II TW III TW I 0,93 0,46 0,17 0,00 1,76 0,53 0,27 0,07 1,49 0,63 0,35 0,05 1,73 0,55 0,44 0,18 1,05 0,46 0,29 0,10 0,00 0,00 0,00 0,00 2,06 0,30 0,49 0,00 0,09 0,03 0,03 0,00 1,37 0,28 0,26 0,00 0,37 0,23 0,68 0,27 0,13 0,03 0,21 0,00 0,56 0,37 0,83 0,54 0,29 0,64 0,97 0,37 0,83 0,84 1,19 1,10 0,42 0,23 0,42 0,41 0,62 0,10 0,46 0,00 0,04 0,00 0,04 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 2,06 1,39 1,19 1,10 0,47 0,20 0,25 0,10

607

ISSN 0852-2979


ISSN 0852-2979

T abel 8. Data Hasil Pengukuran Dosimeter Perorangan Bidang Keselamatan Nilai dosis Hp (10) (mSv) No. No.ID TW I TW II TW III TW I 1 10304306 0,00 0,00 0,05 0,00 2 4848 0,00 0,00 0,04 0,00 3 3151 0,00 0,00 0,04 0,00 4 3750 0,00 0,00 0,06 0,00 5 3685 0,05 0,09 0,10 0,00 6 3413 0,00 0,00 0,04 0,00 7 3677 0,09 0,00 0,00 0,26 8 3528 0,00 0,00 0,00 0,00 9 3407 0,00 0,09 0,08 0,00 10 3491 0,05 0,00 0,08 0,00 11 2918 0,08 0,17 0,06 0,00 12 5523 0,00 0,00 0,04 0,00 13 0616 0,10 0,00 0,18 0,00 14 3531 0,00 0,00 0,00 0,00 15 3522 0,00 0,00 0,05 0,00 16 3326 0,00 0,00 0,00 0,00 No.

No.ID

17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27

3406 4004 4566 4849 1532 2626 0776 2598 3753 4975 1220 min max rerata

Nilai dosis Hp (10) (mSv) TW I TW II TW III TW I 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,03 0,00 0,04 0,00 0,03 0,00 0,04 pensiun 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,03 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,05 0,00 0,03 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,03 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,10 0,17 0,18 0,26 0,02 0,01 0,04 0,01

608


ISSN 0852-2979

Tabel 9. Data Hasil Pengukuran Dosimeter Perorangan Unit Pengamanan Nuklir Nilai dosis Hp (10) (mSv) No. No.ID TW I TW II TW III TW IV 1 10402991 0,00 0,00 0,00 0,00 2 1907 0,00 0,00 0,00 0,00 3 2984 0,00 0,00 0,00 0,00 4 3225 0,00 0,00 0,00 0,00 5 3473 0,00 0,00 0,00 0,00 6 3477 0,00 0,00 0,00 0,00 7 2994 0,00 0,00 0,00 0,00 8 3227 0,00 0,00 0,00 0,00 9 2053 0,00 0,00 0,00 0,00 10 3985 0,00 0,00 0,00 0,00 11 4015 0,00 0,00 0,00 0,00 12 3974 0,00 0,00 0,00 0,00 13 3946 0,00 0,00 0,00 0,00 14 4254 0,00 0,00 0,00 0,00 15 4234 0,00 0,00 0,00 0,00 16 4230 0,00 0,00 0,00 0,00 17 4885 0,00 0,00 0,00 0,00 18 0909 0,00 0,00 0,00 0,00 19 1101 0,00 0,00 0,00 0,00 20 3983 0,00 0,00 0,00 0,00 min 0,00 0,00 0,00 0,00 max 0,00 0,00 0,00 0,00 rerata 0,00 0,00 0,00 0,00

Tabel 10. Data Hasil Pengukuran Dosimeter Perorangan Unit Jaminan Mutu Nilai Dosis Hp (10) (mSv) No. No.ID TW I TW II TW III TW IV 1 10502395 0,00 0,00 0,09 0,00 2 4573 0,00 0,00 0,00 0,00 3 4460 0,00 0,00 0,00 0,00 4 3398 0,00 0,00 0,00 0,00 5 3678 0,00 0,00 0,00 0,00 min 0,00 0,00 0,00 0,00 max 0,00 0,00 0,09 0,00 rerata 0,00 0,00 0,02 0,00

609


610

ISSN 0852-2979

PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

Recommend Documents