1978-9971-2010-085
DESCRIPTION
adalahTRANSCRIPT
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 85
PENGUNGKUNGAN SUMBER 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, DAN 24
Na PASCA IRADIASI
Wijono, Pujadi, dan Gatot Wurdiyanto
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN
ABSTRAK
PENGUNGKUNGAN 85
Kr, 133
Xe, 198
Au DAN 24
Na PASCA IRADIASI. Telah dilakukan proses
pengungkungan sumber radioaktif 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, dan 24
Na pasca iradiasi. Waktu iradiasinya masing-
masing 5 menit, kecuali 85
Kr selama 15 menit. Sumber-sumber tersebut memiliki umur paro yang relatif
pendek (kecuali 85
Kr) dan beraktivitas tinggi, sehingga harus diterapkan metode teknik proteksi radiasi
eksterna yang tepat dan memadai (sesuai peraturan ketenaganukliran) untuk meningkatkan jaminan
keselamatan radiasi. Alat ukur radiasi yang digunakan adalah Monitor 4 S/N 26140 dengan detektor GM
LND712, Dose Calibrator Mark VI S/N 20406-5880-05 dan sistem pencacah kamar pengion Capintec CRC-
7BT S/N 71742. Hasil pengukuran umur paro 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, dan 24
Na berturut-turut sebesar (14,32 jam
± 7,22%), (17,84 jam ± 13,80%), (64,49 jam ± 2,39%) dan (15,05 jam ± 0,56%). Laju paparan awalnya
adalah 103912,0; 22181,9; 330167,7 dan 357265,4 mR/jam. Dari jenis penahan radiasi (kontainer dan kotak
Pb) yang digunakan maka dapat ditentukan faktor koefisien atenuasi linear bahannya () sebesar 0,06028
mm-1
. Laju paparan maksimal pasca pengungkungan didapat 180,2 mR/jam. Dengan demikian dapat
ditentukan waktu pengungkungan minimal sumber-sumber tersebut masing-masing selama 131,37; 123,90;
699,03 dan 164,92 jam. Dengan menggunakan teknik proteksi radiasi eksterna yang tepat, diharapkan
penanganan hasil iradiasi 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, dan 24
Na dapat berlangsung dengan selamat dan aman bagi
pekerja radiasi maupun lingkungan.
Kata kunci : iradiasi, sumber radioaktif, paparan, proteksi dan radiasi eksterna
ABSTRACT
THE IMMOBILIZATION OF SOURCES OF 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, AND 24
Na AFTER IRRADIATION
PROCESS. The immobilization of sources of 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, and 24
Na after irradiation process have been
carried out. Irradiation time of 5 minutes was done for all materials, except for 85
Kr that was 15 minutes.
The sources have a short half-life (except 85
K) and have high activity. The method of external radiation
protection technique application which adequate and correct should be applied appropriate with Nuclear
Energy Regulation to improve radiation safety assurance. The radiation measuring instrument used were
Monitor 4 S/N 26140 with detector of GM LND712, Dose Calibrator Mark of VI S/N 20406-5880-05 and
Ionization Chamber Counting System of Capintec CRC-7BT S/N 71742. The measured half life of 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, and 24
Na were (14.32 hour ± 7.22%), (17.84 hour ± 13.80%), (64.49 hour ± 2.39%) and (15.05
hour ± 0.56%), respectively. The early rate exposure are 103912.0; 22181.9; 330167.7 and 357265.4
mR/hour respectively. From type of radiation shield (box and container of Pb) can be determined the
coefficient factor of materials linear attenuation () was 0.06028 mm-1
. The maximum exposure fast after
decay was 180.2 mR/hour. Thereby it can be determined that immobilization time of lact the source were
131.37; 123.90; 699.03 and 164.92 hour respectively. By using corrected external radiation protection
technique it is expected the handling of irradiation result of 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, and 24
Na can be done safely
and secure for radiation worker and environment.
Keywords : irradiation, radioactive source, expossure, protection and externa radiation
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 86
I. PENDAHULUAN
Penerapan teknologi nuklir telah
banyak digunakan di berbagai bidang,
diantaranya pemanfaatan 85
Kr, 133
Xe, 198
Au,
dan 24
Na yang diiradiasi di dalam Reaktor
Nuklir. Sumber-sumber radioaktif ini rata-
rata memiliki umur paro yang relatif pendek
(dalam orde jam). Waktu iradiasinya kadang
berselang beberapa hari/minggu terhadap
penggunaannya, sehingga diperlukan tingkat
radioaktivitas tinggi dari hasil iradiasi.
Dengan demikian diperlukan teknik
pengungkungan berupa aplikasi teknik
proteksi radiasi eksterna yang memadai
dalam penanganan hasil pasca iradiasi
sampai proses penggunaannya (sesuai
peraturan ketenaganukliran yang berlaku).
Pengungkungan ini bertujuan untuk
meningkatkan jaminan keselamatan radiasi
terhadap manusia (pekerja radiasi dan
lingkungan).
Salah satu Peraturan ketenaga-nukliran
yang mengatur tentang Ketentuan
Keselamatan Kerja terhadap Radiasi adalah
Keputusan Kepala BAPETEN No. 01/Ka-
BAPETEN/V-99. Secara operasional
peraturan ini mengatur tentang batasan nilai
laju dosis radiasi untuk pekerja radiasi
dengan nilai lebih kecil dari 50 mSv/tahun
atau 2,5 mrem/jam dan untuk masyarakat
umum lebih kecil dari 0,25 mrem/jam.1
Pada makalah ini akan dilakukan
kajian tentang aplikasi proteksi radiasi
terhadap hasil iradiasi 85
Kr, 133
Xe, 198
Au dan
24Na. Aplikasi teknik proteksi radiasi
(meminimalkan waktu pemaparan,
memaksimalkan jarak dari sumber radiasi
dan memasang penahan radiasi) dianalisis
menggunakan data laju paparan radiasi
gamma dan waktu peluruhannya pasca
iradiasi. Selanjutnya disesuaikan dengan
ketentuan standar seperti yang tertuang
dalam peraturan ketenaganukliran yang
berlaku. Dengan demikian diharapkan
penanganan terhadap sumber-sumber pasca
iradiasi dapat berlangsung dengan selamat
dan aman bagi pekerja radiasi, anggota
masyarakat maupun lingkungan.
II. TEORI
Teknik proteksi radiasi eksterna dapat
dilakukan dengan meminimalkan waktu
pemaparan, memaksimalkan jarak dari
sumber radiasi dan memasang penahan
radiasi yang sesuai jenis radiasinya2. Grafik
Gambar 1 menunjukkan karakteristik laju
paparan versus waktu peluruhan yang
melewati tahap penurunan aktivitas pada titik
A-B-C dan A-B-B’-C’. Untuk penanganan
sumber radioaktif yang beraktivitas tinggi
dan berumur paro pendek menggunakan
metode peluruhan terlebih dahulu (tahap A-
B) sampai nilai aktivitasnya turun sesuai
dengan ketersediaan fasilitas proteksi radiasi
yang ada sebesar P1. Pada tahap B-B’ laju
paparannya menurun dari P1 ke P2 setelah
dipasang sistem penahan radiasi.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 87
Gambar 1 Laju paparan versus waktu
peluruhan
Penurunan laju paparan pada tahap B-
B’ tergantung jenis koefisien atenuasi bahan
yang digunakan. Tahap B-C adalah
peluruhan laju paparan tanpa penerapan
teknik proteksi radiasi. Sedangkan B’-C’
adalah peluruhan laju paparan setelah
penerapan teknik proteksi radiasi dilakukan.
Setelah melewati waktu peluruhan t1 dan t2,
ditetapkan laju paparan P2 sebesar 7,5
mR/jam dan P3 sebesar 2,5 mR/jam 1.
Sebelum melewati batas laju paparan P3
pekerja radiasi diharuskan menerapkan
sistem optimalisasi jarak dan waktu sesuai
Persamaan 1 dan 2.
Koefisien atenuasi linear suatu bahan
penahan radiasi (shielding) tergantung jenis
bahan dan energi sinar gamma. Proses
atenuasi sinar gamma yang berinteraksi
dengan penahan radiasi mengikuti fungsi
eksponensial seperti pada Persamaan 1. Ix
adalah intensitas paparan setelah melewati
penahan setebal x, Io adalah intensitas
paparan tanpa penahan, x adalah tebal
penahan dan adalah koefisien atenuasi
linier bahan.
. x
x oI I e ......... (1)
Pengaturan waktu pemaparan (t)
dirumuskan oleh Persamaan 2. Nilai paparan
yang diterima (Px) sebanding dengan laju
paparan radiasi (Po).
.x oP P t ............ (2)
Hubungan nilai laju paparan (P)
untuk sumber radiasi titik terhadap jarak (r)
dirumuskan oleh Persamaan 3. Nilai paparan
(Pa dan Pb) berbanding lurus terhadap
kuadrat jarak ke sumber radiasi (ra dan rb).
2 2. .a a b bP r P r ........... (3)
III. TATA KERJA
Bahan yang digunakan dalam
penelitian ini adalah 4 sumber radiasi dari
hasil iradiasi di Reaktor Serba Guna G.A.
Siwabessy yang berupa 85
Kr, 133
Xe3, 198
Au
dan 24
Na. Sumber-sumber tersebut telah
diiradiasi beserta masing-masing
pembungkusnya (alumunium foil). Waktu
iradiasinya masing-masing selama 5 menit,
kecuali 85
Kr yang diiradiasi selama 15 menit.
Alat ukur radiasi yang digunakan adalah
Monitor 4 S/N 26140 dengan detektor GM
LND712, Dose Calibrator Mark VI S/N
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 88
20406-5880-05 dan sistem pencacah kamar
pengion Capintec CRC-7BT S/N 71742.
Foto alat-alat ini ditunjukkan dalam Gambar
2. Sistem penahan radiasi (shielding)
menggunakan kontainer dengan tebal 25 mm
dan kotak Pb dengan tebal 28 mm.
Sedangkan peralatan bantu keselamatan
menggunakan pinset, sarung tangan karet,
pemantau radiasi perorangan (TLD), isolatip,
stereofoam, kertas tissue, kantong plastik
isolator dan beberapa stiker berlambang
radiasi 3.
Sampel-sampel pasca iradiasi
tersebut di atas memiliki laju paparan radiasi
yang cukup tinggi hingga ribuan mili
Rontgen/jam (mR/jam) dan umur paro yang
relatif pendek (dalam orde jam). Sehingga
penanganannya menggunakan metode
pengungkungan/peluruhan terlebih dahulu
sampai nilai aktivitasnya turun menjadi
sebesar P1 sesuai dengan tersedianya fasilitas
proteksi radiasi yang ada (seperti ditunjukkan
dalam Gambar 1. Jenis penahan radiasi
ditentukan dari bahan timbal (Pb) yang
berupa kontainer dan kotak Pb. Total tebal
penahan radiasi tersebut dapat dihitung
sebesar 53 mm. Dengan menggunakan
Persamaan 3 maka nilai faktor koefisien
atenuasi linier bahan () dapat ditentukan
dari hasil pengukuran laju paparan sebelum
dan sesudah menggunakan penahan. Dengan
demikian besarnya laju paparan pada titik P1
dapat ditentukan. Selang waktu t0-t1 dari
masing-masing sampel berbeda-beda
tergantung aktivitas dan umur paronya.
Besarnya aktivitas ditentukan oleh jenis
sumber radioaktif pasca iradiasi dan lamanya
proses iradiasi di dalam reaktor. Umur paro
ditentukan dari hasil pengulangan
pengukuran laju paparan menggunakan
monitor 4 pada jarak tetap. Hal ini dilakukan
pada jarak tertentu dari sumber radiasi yang
laju paparannya harus lebih kecil dari 2,5
mR/jam untuk menghindari nilai paparan
yang melampaui batas yang diijinkan sesuai
peraturan ketenaganukliran yang berlaku.
Teknik meminimalkan waktu
pemaparan dilakukan pada saat
memindahkan sumber-sumber radioaktif
pasca iradiasi (yang telah melewati fase
pengungkungan) ke dalam sistem kontainer
dan kotak Pb secepatnya. Sebagai koreksi
nilai laju paparan awal (P0) masing-masing
sumber dijumlahkan dengan laju paparan
awal alumunium foil (Al-Foil)
pembungkusnya. Apabila umur paro sumber
jauh lebih besar dibanding Al-foilnya, maka
pada saat laju paparannya sebesar P1 maka
nilai koreksinya tidak lagi berpengaruh
terhadap aktivitas murni dari sumber yang
bersangkutan. Dengan menggunakan
Persamaan 2 maka karakteristik grafik
paparan radiasi terhadap waktu penanganan
maksimumnya dapat ditentukan.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 89
Gambar 2. Skema aplikasi teknik proteksi radiasi eksterna terhadap hasil irradiasi 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, dan 24
Na.
Teknik proteksi radiasi
memaksimalkan jarak dilakukan dengan
menempatkan posisi pekerja radiasi pada
jarak tertentu terhadap sumber-sumber pasca
iradiasi sehingga para pekerja radiasi dan non
radiasi/masyarakat umum masing-masing
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 90
hanya terpapar maksimal 2,5 mR/jam dan
0,25 mR/jam 1. Perhitungan jarak minimal
terhadap sumber radioaktif dapat ditentukan
dengan menggunakan Persamaan 3.
Pengukuran laju paparan radiasi
menggunakan Monitor 4 yang dimulai dari
posisi terjauh hingga terdekat terhadap
sumber radiasi. Posisi ini tanpa
menggunakan penahan radiasi sekunder dan
pada selang waktu jam kerja normal bagi
pekerja (8 jam/ hari), sehingga para pekerja
radiasi maupun non radiasi tidak
mendapatkan akumulasi dosis yang tidak
melampaui Nilai Batas Dosis (NBD)
tahunan.
Setelah diperoleh grafik karakteristik
laju paparan permukaan luar sistem
pembungkus dari masing-masing sumber
radiasi terhadap waktu peluruhannya maka
dapat ditentukan selang waktu penanganan
t0-t1, t0-t3 dan t1-t2 (sesuai grafik Gambar 1).
Selanjutnya dari hasil pengukuran dan
perhitungan ini dapat dibuat tabel laju
paparan , waktu iradiasi dan waktu peluruhan
dari masing-masing sumber radioaktif pasca
iradiasi.
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil pengukuran laju paparan radiasi
awal (P0) pada jarak 1 cm dari sumber
radioaktif 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, dan 24
Na pasca
aktivasi masing-masing sebesar 103912,0;
22181,9; 330167,7; dan 357265,4 mR/jam.
Sedangkan umur paronya ditentukan dari
hasil pengulangan pengukuran laju paparan
menggunakan monitor 4 pada jarak tetap.
Hal ini dilakukan pada jarak tertentu dari
sumber radiasi yang laju paparannya kurang
dari 2,5 mR/jam untuk menghindari nilai
paparan yang melampaui batas yang
diijinkan sesuai peraturan ketenaganukliran
yang berlaku. Hasil pengukuran umur paro
dari sumber radioaktif 85
Kr, 133
Xe, 198
Au,
24Na, dan Al-Foil masing-masing sebesar
(14,32 jam ± 7,22%), (17,84 jam ± 13,80%),
(64,49 jam ± 2,39%), (15,05 jam ± 0,56%)
dan (15,71 jam ± 10,29%). Nilai
ketidakpastian dari hasil pengukuran umur
paro 85
Kr dan 133
Xe terlihat lebih besar
dibanding sumber radioaktif lainnya. Hal ini
kemungkinan disebabkan adanya perbedaan
faktor geometri dari sumber 85
Kr dan 133
Xe
yang berbentuk/wujud gas. Sedangkan untuk
jenis sumber lain (198
Au dan 24
Na) berbentuk
padat.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 91
Al-Foil
0
100
200
300
400
500
600
700
800
0 50 100 150
Waktu Peluruhan (jam)
La
ju P
ap
ara
n
(mR
/ja
m)
Xe-133
0
5000
10000
15000
20000
25000
0 100 200 300
Waktu Peluruhan (jam)
La
ju P
ap
ara
n
(mR
/ja
m)
Kr-85
0
20000
40000
60000
80000
100000
120000
0 100 200 300
Waktu Peluruhan (jam)
La
ju P
ap
ara
n
(mR
/ja
m)
Au-198
0
50000
100000
150000
200000
250000
300000
350000
0 500 1000 1500
Waktu Peluruhan (jam)
La
ju P
ap
ara
n
(mR
/ja
m)
Na-24
0
50000
100000
150000
200000
250000
300000
350000
400000
0 100 200 300
Waktu Peluruhan (jam)
La
ju P
ap
ara
n
(mR
/ja
m)
Gambar 3. Grafik laju paparan radiasi versus waktu peluruhan
Dari Gambar 3 juga ditunjukkan
karakteristik grafik laju paparan versus waktu
peluruhan untuk Al-Foil. Nilai laju
paparannya memiliki relatif lebih kecil
dibanding sumber radioaktifnya. Hal ini
dapat mengurangi faktor kesalahan
pengukuran umur paro dari masing-masing
sumber radioaktif terutama untuk sumber
yang aktivitasnya jauh lebih tinggi seperti
pada 198
Au dan 24
Na.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 92
Karakteristik grafik paparan radiasi
sesaat pasca iradiasi versus waktu maksimum
untuk pekerja radiasi ditunjukkan dalam
Gambar 4. Hasil ini menunjukkan waktu
maksimum penanganannya berbanding
terbalik terhadap besar laju paparan awalnya.
Waktu maksimum penanganan terhadap 85
Kr,
133Xe,
198Au, dan
24Na masing-masing 0,69;
3,15; 0,22 dan 0,20 detik. Nilai waktu-waktu
tersebut tidak memungkinkan bagi pekerja
radiasi untuk melakukan proses pemindahan
dari tempat iradiasi ke dalam kontainer dan
kotak Pb yang membutuhkan waktu normal
sekitar 60 detik. Oleh karena itu diperlukan
proses pengungkungan sampai laju aktivitas
masing-masing sumber pasca iradiasi
menurun sampai 180,2 mR/jam (sesuai
kemampuan tebal sistem penahan radiasi
yang digunakan). Lamanya pengungkungan
minimal dari sumber-sumber tersebut di atas
masing-masing 131,37; 123,90; 699,03 dan
164,92 jam. Nilai ini sebesar interval waktu
antara t0-t1 seperti yang ditunjukkan dalam
Tabel Laju paparan dan peluruhan sumber-
sumber radioaktif atau dalam Gambar 1.
Dengan menggunakan perhitungan
Persamaan 3 diperoleh batasan jarak
penanganan terhadap sumber radioaktif 85
Kr,
133Xe,
198Au,
24Na, Al-Foil, dan Total seluruh
sumber pasca iradiasi untuk pekerja radiasi
seperti yang ditunjukkan dalam Gambar 5.
Jarak minimum penanganannya terhadap
sumber masing-masing sebesar 203,9; 94,2;
363,4; 378,0; 16,5 dan 570,7 cm. Pada jarak
minimum ini dapat digunakan untuk
melakukan proses pengulangan dari
pengukuran laju paparan pada jarak tetap,
sehingga hasilnya dapat digunakan untuk
memperhitungkan umur paro dan besarnya
laju paparan pada permukaan sumber.
Dengan metode ini para pekerja radiasi tidak
akan memperoleh paparan radiasi yang
melampaui batas yang diizinkan sesuai
peraturan ketenaganukliran yang berlaku.
0,200,22
3,15
0,69
0.00
0.50
1.00
1.50
2.00
2.50
3.00
3.50
Kr-85 Xe-133 Au-198 Na-24
Wak
tu M
ak
sim
al
(det
ik)
Gambar 4. Grafik paparan radiasi versus
waktu maksimum
203.9
94.2
363.4 378
16.5
570.7
0.0
100.0
200.0
300.0
400.0
500.0
600.0
Kr-85 Xe-133 Au-198 Na-24 Al-Foil Total
Ja
ra
k m
inim
al
(cm
)
Gambar 5. Grafik paparan radiasi versus
jarak minimum
Jenis penahan radiasi telah
ditentukan dari bahan timbal (Pb) yang
berupa kontainer dan kotak Pb. Total tebal
penahan radiasi tersebut dapat dihitung
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 93
sebesar 53 mm. Dengan menggunakan
Persamaan 1 maka nilai faktor koefisien
atenuasi linear bahan () dapat ditentukan
sebesar 0,06028 mm-1
. Dengan demikian
besarnya laju paparan pada titik P1 dapat
ditentukan sebesar 180,2 mR/jam.
Sedangkan waktu peluruhan dari t0 terhadap
t1, t2 dan t3 untuk masing-masing sumber
radioaktif ditunjukkan dalam tabel laju
paparan, waktu iradiasi dan peluruhan
sumber-sumber radioaktif.
Waktu iradiasi 85
Kr paling lama (15
menit) dibandingkan sumber lainnya yang
masing-masing selama 5 menit. Namun
aktivitas yang dihasilkan lebih kecil
dibandingkan aktivitas 198
Au ataupun 24
Na.
Hal ini membuktikan bahwa besarnya
aktivitas tidak hanya ditentukan oleh
lamanya proses iradiasi di dalam reaktor,
namun ditentukan juga oleh jenis sumber
radioaktif yang diiradiasi.
Dengan diketahuinya Laju paparan
radiasi awal (P0), ketersediaan penahan
radiasi dan umur paro (T½) dari masing-
masing sumber sumber radioaktif pasca
iradiasi, maka dapat ditentukan metode yang
tepat pada aplikasi teknik proteksi radiasi
yang harus digunakan dalam penanganannya.
Dengan demikian diiharapkan proses
penanganan terhadap sumber-sumber
radioaktif tersebut di atas dapat berlangsung
dengan aman dan selamat bagi pekerja
radiasi maupun lingkungan.
Tabel 1. Laju paparan, waktu iradiasi dan peluruhan sumber-sumber radioaktif
No Sumber
Radioaktif
Waktu
Iradiasi
Laju Paparan
(mR/jam)
Waktu Peluruhan (jam)
t1 t2 t3
1 Kr-85 15 menit 103912,0 131,37 154,07 219,75
2 Xe-133 5 menit 22181,9 123,90 152,17 234,00
3 Au-198 5 menit 330167,7 699,03 801,25 1097,03
4 Na-24 5 menit 357265,4 164,92 188,78 257,82
5 Al-Foil 5 menit 678,0 30,03 54,93 126,97
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 94
V. KESIMPULAN
Telah ditentukan metode aplikasi
teknik proteksi radiasi eksterna terhadap
sumber radioaktif 85
Kr, 133
Xe, 198
Au, dan 24
Na
pasca iradiasi. Alat ukur radiasi yang
digunakan dalam penelitian ini adalah
Monitor 4 S/N 26140 dengan detektor GM
LND712, Dose Calibrator Mark VI S/N
20406-5880-05 dan sistem pencacah kamar
pengion Capintec CRC-7BT S/N 71742.
Hasil pengukuran umur paro masing-masing
sumber sebesar (14,32 jam ± 7,22%), (17,84
jam ± 13,80%), (64,49 jam ± 2,39%) dan
(15,05 jam ± 0,56%) dan laju paparan
awalnya masing-masing 103912,0; 22181,9;
330167,7 dan 357265,4 mR/jam.
Dari jenis penahan radiasi (kontainer
dan kotak Pb) yang digunakan maka dapat
ditentukan faktor koefisien atenuasi linier
bahannya () sebesar 0,06028 mm-1
. Laju
paparan maksimal yang dicapai pasca
pengungkungan sebesar 180,2 mR/jam.
Dengan demikian dapat ditentukan waktu
pengungkungan minimal dari sumber-sumber
tersebut masing-masing selama 131,37;
123,90; 699,03 dan 164,92 jam.
Dengan menggunakan metode
aplikasi teknik proteksi radiasi eksterna yang
tepat, diharapkan penanganan hasil iradiasi
85Kr,
133Xe,
198Au, dan
24Na dapat
berlangsung dengan selamat dan aman bagi
pekerja radiasi maupun lingkungan.
UCAPAN TERIMA KASIH
1. Bapak Dr. Susilo Widodo, selaku
Kepala Pusat Teknologi Keselamatan
dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga
Nuklir Nasional, Jakarta
2. Bapak Kepala Pusat Reaktor Serba
Guna – Badan Tenaga Nuklir Nasional,
Puspiptek, Tangerang
3. Bapak Ir. Suwoto, MT, Saleh
Hastaman, ST, Mustafa dan Ainul yang
telah banyak membantu pelaksanaan
teknis pada proses iradiasi Ar-41 di
PRSG – BATAN
4. Bapak Drs. Otto Pribadi Ruslanto, MT,
Selaku Kepala Bidang Metrologi
Radiasi PTKMR – BATAN
5. Bapak Holnisar, Hermawan Candra,
S.Si, Rosdiani dan Agung
Agusbudiman, selaku staf sub bidang
standardisasi yang telah banyak
membantu proses iradiasi dan
pengambilan data penelitian
6. Achmad Abdullah, Sigit Nur Cahyo dan
Arif Maulana Yusuf, selaku mahasiswa
praktek dari Fakultas MIPA – UI, yang
telah banyak membantu proses
pengambilan data penelitian di
Laboratorium Standardisasi, PTKMR-
BATAN.
DAFTAR PUSTAKA
1. BADAN PENGAWAS TENAGA
NUKLIR, Ketentuan Keselamatan Kerja
terhadap Radiasi, Keputusan Kepala
Bapeten No. 01/Ka.Bapeten/V-99,
Jakarta, 1999.
2. BADAN PENGAWAS TENAGA
NUKLIR, Himpunan Peraturan
Perundang-undangan Ketenaga-nukliran,
Jakarta, 2003.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 95
3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY
AGENCY, Recommendations for the Safe
Use and Regulation of Radiation Sources
in Industry, Medicine, Research and
Teaching, Safety Series No. 102, IAEA,
1990.
4. A. MARTIN and A. An. HARBISON,
Introduction to Radiation Protection, third
edition, 1986.
5. NICHOLAS TSOULFANIDIS,
Measurements Procedures, NCRP Report
No.58, Ist edition, 1978.