faktor dosis per satuan release daerah

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 14IO-6086

FAKTOR DOSIS PER SA TUAN RELEASE DAERAH SEMENANJUNG MURIA:PEMBUANGAN EFLUEN RADlOAKTIF KE ATMOSFIR.

Erwallsyah Lubis

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BA T AN

ABSTRAK

FAKTOR DOSIS PER SATUAN RELEASE DAERAH SEMENANlUNG MURIA:

PEMBUANGAN EFLUEN RADIOAKTIF KE ATMOSFIR. Nilai Faktor Dosis per Satuan Release (FDSR)di daerah S. Muria untuk pembuangan efluen ke atmosfir te!ah dihitung dengan menggunakan metode faktorpemekatan. lalur yang diperhatikan hanya dari jalur paparan radiasi eksternal, deposisi permukaan daninhalasi, sedangkan dari jaIur injesi (ingestion) tidak diperhatikan karena belum tersedia data dukung yangmemadai. Sebagian data spesifik kawasan yang tersedia untuk perhitungan digunakan dalam pengkajian.Hasil yang diperoleh menunjukan bahwa kelompok umur kritis didominasi oleh kelompok umur dewasa.Nilai FDSR dari seluruh jalur perantara yang relevan untuk suatu kawasan dapat digunakan untukmenghitung dosis dari pengoperasian PLTN yang akan diintroduksi, khususnya untuk pembuangan ke efluenke atmosfir.

Kata kunci: Faktor dosis, pembuangan efluen, atmos1ir

ABSTRACT

DOSE PER UNIT RELEASE FACTOR IN MURIA PENINSULA: FOR EFFLUENT RELEASE TO

THE ATMOSPHERE. The Dose per Unit Release Factor (DURF) for Muria Peninsula site was calculatedusing concentration factor method. The external radiation, surface depotition and inhalation pathways weretake into acount, but not for the ingestion pathway because of the lack of the data. Site specific data that existfor calculation of DURF is used. The results indicated the critical group is dominated by adult. Further more,the DURF from all relevan pathways can be used for calculating the dose from the NPP that will beintroduced in Muria Peninsula, especially for ejJluent release to the atmosphere.

Keywords: Dose factor, efluen release, atmosphere

PENDAHULUAN

Dalam pengoperasian pembangkitIistrik tenaga nuklir (PL TN) tidak dapatdihindarkan efluen gas/partikulat dan efluen

cair dibuang ke lingkungan. Efluen gas yangdibuang ke udara/ atmosfer dan efluen cair

yang dibuang ke badan air (sungai, danau,

laut) berpotensi mengandung sejumlah kecilzat radioaktif/radionuklida sebagai sisa

proses. Radionuklida yang terlepaskan ke

Iingkungan hidup akhirnya akan sampai

kepada manusia melalui beberapa jalllr

perantara (pathway), sehingga berpotensi

meningkatkan penerimaan dosis radiasi pada

anggota masyarakat yang bermukim di

sekitar PL TN. Sesuai ketentuan yang

berlaku dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir

(Bapeten), pembuangan efluen gas dan cairdari pengoperasian PL TN haruslah

mendapat izin dan kandungan tiap jenisradionuklida yang terdapat dalam efluendibatasi konsentrasinya. sehingga potensi

dosis radiasi yang akan diteril11a anggotamasyarakat tidak melampaui batasan dosis

yang diperkenankan.

16

Batasan dosis yang diperkenankan

dapat diterima oleh anggota masyarakatadalah 5 mSy per tahun [I].

Rekomendasi internasional terbaru yang

terdapat dalam pllblikasi Basic SafetyStandard adalah I mSy per tahun untuk

anggota masyarakat dan dosis pembatas

(dose constraint) untuk pembuangan efluen

untuk sumber tunggal adalah 0.3 mSy per

tahun (I Sy = 100 joule/kg) [2].

Dalam makalah ini akan dilakukan

pengkajian nilai Faktor Dosis per Satuan

Release (FDPR) untuk pembuangan efluen

gas/ partikulat ke atmosfer untuk daerah

calon lokasi PL TN di Semenanjung Muria.

HasH yang diperoIeh selanjutnya dapatdigllnakan sebagai salah satu alat untllk

mengevaluasi desain PL TN yang akan di

banglln di S. Mllria.

METODOLOGI

Dalam pengkajian nilai FDSR untukpembuangan efluen gas/partikulat ke

atmosfer dilakukan perhitungan berdasarkanjalar perpindahan radionuklida hingga ke


ISSN 1410-6086

1. Deposisi radionuklida

manusia dengan metode faktor pemekatan(concentration factor method) [3].

A. Radionuklida

Jenis radionuklida yang diperhatikandalam pengkajian ini adalah melaluipembuangan efluen gas/ partikulat radioaktifmelalui cerobong yang tingginyadiasumsikan 60 m. Oalam perhitunganfaktor dispersi atmosferik, penyebaranefluen dalam bentuk beluk (plume) tidakdipengaruhi oleh gedung lain yang ada disekitamya (wake effect building) danradionuklida yang diperhatikan ditunjukandalam Tabel1.

B. Jalur Perpindahan

Anggota masyarakat yangdiperhatikan dalam pengkajian ini adalahpenduduk lokal yang bermukim di sekitarkawasan PLTN. Penduduk akan menerima

paparan radiasi melalui jalur inhalasi.paparan ekstemal dari beluk danradionuklida yang terdeposisi padapermukaan tanah dan dari mengkonsumsihasil pertanian serta dari hasil petemakanlokal, seperti ditunjukan dalam Gambar 1.Oalam pengkajian ini jalur yangdiperhatikan hanya dari jalur paparan radiasiektemal awan radioaktif dan dari yangterdeposisi serta dari inhalasi, sedangkandari jalur injesi (ingestion) belumdiperhatikan karena belum tersedia datadukung yang memadai untuk pengkajiannya.

C. Aktivitas Radionuklida Dalam Beluk

Radionuklida yang terlepaskan keatmosfer melalui pembuangan efluen gas!partikulat ke udara akan disebarkan olehangin dan mengalami pengenceran sebagaifungsi jarak dari titik pembuangan. Faktorpengenceran/ faktor dispersi radionuklida(X/Q) yang terlepaskan ke atmosfir melaluitinggi cerobong 60 m untuk kawasan S.Muria telah dihitung dengan model dispersiGaussian berdasarkan data kondisi

meteorologi setempat. Nilai (X!Q) maksimalterjadi pada radius 500 m dari titikpembuangan ke sektor utara, yaitu sebesar4.0 x 10'7 detiklm3 [4]. Aktivitas konsentrasidi udara untuk tiap radionuklida per satuanrelease pada jarak 500 m dari titikpembuangan (cerobong) ditunjukan dalamTabel 1.

Radionuklidaatmosfer dalam

yang disebarkan di

perjalanannya akan

17

mengalami deposisi basah saat tejadi hujandan deposisi kering bila tidak terjadi hujan.Deposisi kering dihitung sebagai berikut,

Dk = Vg X Cu (I)

Ok = Laju deposisi kering. Bq.m'2.detik'l.

Vg = Laju deposisi untuk senyawa organik0.01 m.detik'l dan untuk senyawalainnya 0.001 mldetik dan untuk gasnobel adalah nol [3].

Cu = Konsentrasi aktivitas radionuklidadi udara di atas permukaan tanah,Bq.m'3.

Oeposisi basah dihitung sebagai berikut,

Db = (A x Q)! ( D x L x U) (2)

Db = Laju deposisi basah. Bq.m·2.detik,l.A = Koefisien pencucian oleh air hujan,

0,0001 detik'lQ = Laju release. Bq.detik·1 •

o = Jarak ke titik release, 500 m.L = Lebar sudut dari sektor yang

diperhatikan, (radian).U = Kecepatan angin pada tinggi

efektif, m. detik,l.

Laju deposisi total adalah jumlah lajudeposisi basah dan laju deposisi keringdihitung sebagai berikut,

Dt = Dk + ( a x Db) (3)

Ot = Laju deposisi total. Bq.m'2.detik'l.a = Fraksi terjadi hujan dalam setahun

diasumsikan sebanyak 20 % (0.2)untuk kasus S. Muria.

Laju deposisi total pada permukaantanah pada jarak 500 m dari titik releaseuntuk 1 Bq.tahun-I ditampilkan dalamTabel1.

2. Laju dosis dari paparan eksternal

Penduduk yang bermukim di sekitarkawasan PLTN akan menerima paparandosis ekstemal dari beluk dan dari

radionuklida yang terdeposisi padapermukaan tanah. Laju dosis ekstemal persatuan release dari paparan radionuklidayang terdapat dalam beluk (imersi) dihitungdengan rumus,

LDekt = LDekt(u) x A (u) (4)

DRekt = Laju dosis eksternal dari belukradioaktif pada jarak 500 m darititik release, uSv.jam'I perBq.tahun'l.

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI

Pusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATANPusat Penelitian I1mu Pengetahuan dan Teknologi-RlSTEK

ISSN 1410-6086

Laju dosis eksternal per satuankonsentrasi di udara, uSv.jam,1per Bq.m'3[3].Konsentrasi aktivitas radionuklida

dalam beluk pad a jarak 500 mdari titik release per satuanrelease, Bq.m'3 per Bq.tahun'l(TabeIl).

Laju dosis paparan ekstemal dariradionuklida yang terdeposisi padapermukaan tanah dihitung dengan rumus.

LDektd = LDektdux Rd (5)

D. Metoda Perhitungan FDSR

I. FOPR jaIur inhalasi

FDSR untuk jalur inhalasi untuk tiapkelompok umur dihitung dengan persamaan.

FDSRinh = Au x T w X Li X Kinh •••••• (6)

FDSRinh = Faktor dosis per satuan releaseberdasarkan jalur inhalasi daribeluk pada radius 500 m dari titikrelease, uSv.tahun'l per Bq.tahun,l.

Au = Aktivitas konsentrasi radionuklidadi udara pada jarak 500 m dari titikrelease, Bq.m'3 per Bq.tahun'l(TabeI 1).

Tw = Waktu tinggal untuk tiap kelompokumur di daerah radius 500 m darititik release diasumsikan 8760

jam/tahun.Lj = Laju inhalasi untuk tiap kelompok

umur balita (=0,22 m3.jam'l. remaja

Fraksi waktu tinggal di dalamrumah/gedung, untuk balita = 0,9;remaja = 0,8 dan dewasa = 0,5[3].

= 0,64 m3.jam'l dan dewasa = 0,92m3.jam'l [3D.

Kinh = Koefisien dosis inhalasi untuk tiapkelompok umur, uSV.Bq'I[3].

PaparanJaIur2. FOSR untukEksternal

FDSR untuk jalur paparan ekstemaluntuk tiap kelompok umur dihitung denganpersamaan.

FSd = Faktor shielding dari rumah/gedung terhadap paparaneksternal, Sf = 0.2 [3].

Fl = Fraksi waktu tinggal di luarrumah/ gedung, untuk balita =0.1; remaja = 0.2 dan dewasa =0.5 [3].

FDSRoks! = Faktor dosis per satuan releasedari jalur paparan ekstemal dariaktivitas radionuklida yangterdapat di udara dan yangterdeposisi untuk tiap kelompokumur, uSv tahun'l per Bq.tahun'l.

DRoks! = Laju dosis ekstemal dariradionuklida di udara atau dari

yang terdeposisi, uSv.jam'lperBq.tahun'l.

Tw = Waktu tinggal untuk tiapkelompok umur, 8760 jam.tahun'l.

FSI = Faktor shielding di luar rumahterhadap paparan ekstemal. sarnadengan 1.

FDSR untuk kelompok umur dariseluruh jalur perantara selanjutnyadijumlahkan, selanjutnya dibandingkanuntuk memperoleh FDSR yang akanmemberikan dosis tertinggi bila dikalikandengan nilai source term.

Laju dosis ekstemal dariradionuklida yang terdeposisipada radius 500 m dari titikrelease, uSv.jam'l perBq.tahun'l.Laju dosis ekstemal per satuanlaju deposisi, uSv.jam'l perBq.m'2. detik'I[3].Laju deposisi per satuan release,Bq/m2.detik per Bq/tahun(TabeI 1).

Dekl(u) =

A (u)

LDektd

LDektdu

18


Beluk (Plume)

ISSN 14IO-6086

Inhalasi Eksternal Injesi (Ingestion)

Gambar 1. Diagram alir jalur pelepasan efluen ke atmosfer hingga ke manusia [3].

HASIL DAN PEMBAHASAN

Pengusaha instalasi/ fasilitas nuklirberdasarkan peraturan ketenaganukliranharns mendapat izin operasi. Dalam izinoperasi ini secara tidak langsung memuatizin untuk pembuangan efluen radioaktifbernpa gas dan partikulat ke atmosfer danefluen cair radioaktif ke badan air (sungai,danau, laut, dIl). Dalam permohonan izintersebut termuat hasil pengkajian dampakradiologis yang memberikan informasipotensi dosis yang dapat diterima olehanggota masyarakat kelompok keritis yangbermukim di sekitar instalasi/ fasilitas

nuklir. Batasan dosis yangdirekomendasikan secara internasional yangtermuat dalam publikasi Basic SafetyStandard [2] untuk anggota masyarakatadalah I mSv per tahun dengan dosispembatas (dose constraint) maksimalsebesar 0,3 mSv per tahun untuk sumbertunggal.

Dalam pengkajian ini dilakukanpenghitungan Faktor Oosis Per SatuanRelease (FDPSR) untuk calon lokasi PLTN,

19

untuk pembuangan efluen gas/ partikulatradioaktif ke atmosfer, hasil yang diperolehditunjukan dalam Tabel 2. Bila sourceterm PLTN terpilih yang akan beroperasi diS. Muria diketahui, dengan mengalikansource term tersebut dengan data FDPSRyang termuat dalam Tabel 6 akan diperolehbesarnya dosis yang akan di timbulkanmelalui jalur paparan eksternal dan inhalasi.

KESIMPULAN DAN SARAN

Pengkajian ini masih perlu ternsdilanjutkan khususunya untuk pembuanganefluen ke badan air (laut). Bila nilai FDPSRtelah diperoleh, maka dengan mengetahuisource term fasilitas nuklir yang akandibangun, berdasarkan nilai FOPSR dapatdihitung potensi dosis yang dapat diterimaoleh anggota penduduk yang bennukim disekitar fasilitas nuklir tersebut. Nilai FOPSR

untuk jalur perpindahan lain belum dapatdihitung karena beberapa besaran yangdibutuhkan masih belum tersedia.

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-R/STEK

ISSN 1410-6086

DAFT AR PUST AKA

1. Peraturan Pemerintah Nomor 63 Tahun

2000 tentang keselamatan dankesehatan terhadap PemanfaatanRadiasi Pengion.

2. IAEA. International Basic SafetyStandard for Protection againstIonizing Radiation and for the Safety ofRadiation Sources. Safety Series No.115. Vienna. 1996.

3. Initial Radiological Assessmm/Methodology-Part 2 Methods and InputData. Environmental Agency. May.2006.

4. LUBIS E., H. UMBARA,SYARBAINY, OUNANDJAR, TheActivity and The Development ofRadioecology Marine Laboratory inIndonesia, IAEA -SM -354/ 167P,Proceedings of Marine PollutionSymposium, Monaco, 5-9 October1998.

Tabell. Konsentrasi radionuklida di udara dan laju deposisi per satuan release lBq.Tahun'l padajarak 500 m dari titik pembuangan di calon tapak PLTN S. Muria.

Konsentrasi AktivitasLaju deposisiRadionuklida Waktu-parodi udara

(Bq.m'2.detik'l. per Bq. Thn'l)(BQ.m'J per BQ.Thn'l)H-3

12.35 t1.27E-14 -H-3 Organik

12.35 t1.27E-14 -C-II

20.38 m1.27E-14 -C-14

5730 t1.27E-14 -N-l3

9.965 t1.27E-14 -0-15

122.2 d1.27E-14 -F-18

109.77 m1.27E-14l.52E-17Na-22

2.602 t1.27E-14 1.52E-17Na-24

15j1.27E-14 1.52E-17P-32

14.29 hI.27E-14 1.52E-17P-33

25.4 d1.27E-14 1.52E-17S-35

87.44 d1.27E-141.52E-17CI-36

301.000 t1.27E-141.52E-17Ar-41

1.827 i1.27E-14 -Ca-45

163 h1.27E-14 1.52E-17Ca-47

4.53 h1.27E-14 1.52E-17V-48

16.238 h1.27E-141.52E-17Cr-51

27.704 h1.27E-14l.52E-17Mn-52

5.591 h1.27E-14 l.52E-17Mn-54

312.5 h1.27E-141.52E-17Mn-56

2.58j1.27E-14 1.52E-17Fe-55

2.7 t1.27E-14 1.52E-17Fe-56

44.53 h1.27E-141.52E-17Co-56

78.76 h1.27E-14 1.52E-17Co-57

270.9 h1.27E-141.52E-17Co-58

70.6 h1.27E-14 1.52E-17Co-60

5.271 t1.27E-14 1.52E-17Ni-63

96 t1.27E-14 1.52E-17Zn-65

243.9 h1.27E-141.52E-17Oa-67

78.26 il.27E-14 1.52E-17Se-75

119.8 h1.27E-14 1.52E-178r-82

35.3 iI.27E-14 1.52E-17Kr- 79

35j1.27E-14 -Kr-81 m

13 d1.27E-14 -Kr-85

10.72 tI.27E-14 -Kr-85m

4.48 i1.27E-14 -Rb-82

1.3 mI.27E-14 1.52E-17

20

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPllsal Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusal Penelilian /Imll Pengelahllan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 1410-6086

Konsentrasi AktivitasLaju deposisiRadionuklida

Waldu-parodi udara(Bq.m-2.detik-l• per Bq. Tim-I)(Bq.m-J per Bq.Thn-l)Rb-83

86.2 hI.27E-14 1.52E-17

Sr-89

50.5 hI.27E-14 1.52E-17

Sr-90

29.12 t1.27E-141.52E-17

Y-90

64 i1.27E-14 1.52E-17

Zr-95

63.98 h1.27E-141.52E-17

Nb-95

35.2 h1.27E-14 1.52E-17

Mo-9966i1.27E-14 1.52E-17

1'c-99

213.000t1.27E-141.52E-17

1'c-99m6.02j1.27E-14 1.52E-17

Ru-I03

39.28 hI.27E-14 1.52E-17

Ru-I06

368.2 hI.27E-14 1.52E-17

Ag-IIOm

249.9 h1.27E-141.52E-17

In- I II

2.83 h1.27E-14 1.52E-17

In-113m1.658j1.27E-14 ] .52E-17

Sb-125

2.77 tI.27E-14 1.52E-17

1-12313.2 j1.27E-14 1.52E-17

1-12560.14 h1.27E-141.52E-17

1-1291.57E+07 t1.27E-141.52E-17

1-1318.04 h1.27E-14 1.52E- 17

1-1322.3 jI.27E-14 1.52E-17

1-13320.8jI.27E-14 1.52E-17

1-13452.6 m1.27E-14 1.52E-17

1-1356.61 j1.27E-14 1.52E- 17

Xe-1335.245 h1.27E-14 -

Cs-1342.062 tI.27E-14 1.52E-17

Cs-136]3.] hI.27E-14 1.52E-17

Cs-] 3730 t1.27E-14 J .52E-17

Ba-14012.74 h1.27E-14 1.52E-17

La-14040.272 j1.27E-141.52E-17

Ce-14132.5 h1.27E-14 1.52E-17

Ce- J 44284.3 h1.27E-141.52E-17

Pm-1472.623 t1.27E-14 1.52E-17

Sm-15346.7 jI.27E-14 1.52E-17

Eu-15213.33 t1.27E-14 1.52E-] 7

Eu-1548.8 t1.27E-14 1.52E-17

Eu-1554.96 t1.27E-14 1.52E-17

Er-1699.3 h1.27E-14 1.52E-17

Lu-l776.71 h1.27E-14 1.52E-17

Au-1982.69 h1.27E-14 1.52E-17

1'1-2013.04 h1.27E-14 1.52E-17

Pb-21 022.3 tI.27E-14 1.52E-17

Po-21 0138.38hI.27E-14 1.52E-17

Rn-2223.82 h1.27E-14 -

Ra-22311.43 hI.27E-14 1.52E-17

Ra-2261600 t1.27E-14 1.52E-17

1'h-23077000 t1.27E-141.52E-17

1'h-2321.405E+10 t1.27E-141.52E-17

1'h-23424.1 hI.27E-14 1.52E-17

U-234244.500 tI.27E-141.52E-17

U-2357.038E +08 tI.27E-141.52E-17

U-2384.468E+09 tI.27E-141.52E-17

Np-2372.14E+06 t1.27E-141.52E-] 7

PlI-23887.74 tI.27E-14 1.52E-17

21

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI

Plisat Teknologi Limbah RadioaktifBATANPlisat Penelitian !/mll Pengetahllan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 14I0-6086

Konscntrasi Al\tivitasLaju deposisiRadionuklida Waktu-parodi udara

(llq.m'2.detil(1. per llq. Tlm·l)(Bq.m·J per Bq.Thn·1)Pu-239

24.065 t1.27E- I4I .52E- I7Pu-240

6.537 t1.27E- I41.52E-17Pu-24 I

14.4 t1.27E-14 1.52E-17Pu-242

376.300 t1.27E-141.52E-17Am-241

432.2 tI.27E-14 1.52E-17Am-242

16.02 jI.27E-14 1.52E-17Am-243

7.38tI.27E-14 1.52E-17Cm-242

162.8 h1.27E-14 I .52E-I 7Cm-243

28.5 tI.27E- I4 1.52£- 17Cm-244

18.11 tI.27E- 141.52E- 17

Keterangan. t= tahun. h =- hari. j = jam. m = menit. d = detik.

Tabel2 . Faktor dosis persatuan release (FDSR) total untuk release ke atmosfe di S. Muria.

RadionuldidauSv.Tahun' per

DewasaBq.Tahun·iH-3

4.20E-21Dewasa

H-3 Organik

--

C-Il2,69E-21Balita

C-14

2.05E-19DewasaN-13

--

0-15--

F-181.25E-14Dewasa

Na-22

3.52E-11DewasaNa-24

1.03E-13DewasaP-32

3.77E-19RemajaP-33

1.54E-19DewasaS-35

1.43E-19RemajaCI-36

1.36E-14DewasaAr-41

--

Ca-453.96E-18Dewasa

Ca-47

1.16E-13DewasaV-48

1.07E-12Dewasa

Cr-512.03E-14Dewasa

Mn-524.78E-13Dewasa

Mn-545.28E-12Dewasa

Mn-562.33E-14Dewasa

Fe-554.55E- I7Dewasa

Fe-561.2 IE-12Dewasa

Co-565.95E-12Dewasa

Co-57

6.08E- I3DewasaCo-58

1.53E-12DewasaCo-60

6.63E-IIDewasa

Ni-634.98E-20Remaja

2n-65

2.88E-12DewasaGa-67

I.27E-14Dewasa

Se-75

9.63E-13DewasaBr-82

l. I7E- 13Dewasa

Kr-79

--

Kr-8lm--

22

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Umbah VIPusat Teknologi Umbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian llmu Pengetahuan dan Teknologi-RlSTEK

ISSN 1410-6086

Radiolluklida

uSv.Tahull-1 perDewasaBq.Tahull-1

Kr-85

--

Kr-85m

--

Rb-821.21E-14Dewasa

Rb-83

9.64E-13Dewasa

Sr-89

2.04E-16Dewasa

Sr-90

2.78E-17Dewasa

Y-90

I.93E-16Dewasa

Zr-95

2.17E-12Dewasa

Nb-95

6.24E-13Dewasa

Mo-99

1.l3E-14Dewasa

Tc-99

--

Tc-99mI.95E-15Dewasa

Ru-I03

4.36E-13Dewasa

Ru-I06

1.52E-12Dewasa

Ag-II0m

I.44E-l1Dewasa

In-I II

2.88E-14Dewasa

In-113m

3.08E-15Dewasa

Sb-125

7.19E-12Dewasa

1-123

3.45E-15Dewasa

1-125

1.37E-14Dewasa

1-129

2.32E-13Dewasa

1-131

7.52E-14Dewasa

1-1323.04E-14Dewasa

1-133

1.94E-14Dewasa1-134

3.15E-14Dewasa

1-135

2.92E-14Dewasa

Xe-133

--

Cs-1342.08E-11Dewasa

Cs-1366.7IE-13Dewasa

Cs-137

3.76E-11Dewasa

Ba-140

7.05E-13DewasaLa-140

1.15E-13DewasaCe-141

5. 19E-14DewasaCe-144

2.72E-13DewasaPm-147

2.59E-18DewasaSm-153

2.48E-15DewasaEu-152

5.19E-IIDewasaEu-154

4.56E-1 IDewasaEu-155

1.l2E-12DewasaEr-169

7.46E-18DewasaLu-l77

5.47E-15DewasaAu-198

2.99E-14DewasaTI-201

5.99E-15DewasaPb-210

3.69E-14DewasaPo-210

3.64E-16DewasaRn-222

I, iOE-18BalitaRa-223

7.62E-14DewasaRa-226

1.52E-10DewasaTh-230

1.12E-12DewasaTh-232

3.99E-I0DewasaTh-234

9.95 E- 15Dewasa

23

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah RadioaktifBATANPusat Pene/itian limit Pengetahuan dan Teknologi-RfSTEK

ISSN 1410-6086

Radionuklida

uSv.Tahun" perDewasaBq.Tahun·1

U-234

7.23E-15Dewasa

U-235

1.20E-IIDewasa

U-238

1.84E-12Dewasa

Np-237

1.68E-IIDewasaPu-238

7.27E-15Dewasa

Pu-2399.20E-15Dewasa

Pu-2408AOE-I5Dewasa

Pu-24 I9.68E-15Dewasa

Pu-2425.60E-I4Dewasa

Am-24 I7.87E-13Dewasa

Am-2423.32E-16Dewasa

Am-2431.44E-IIDewasa

Cm-242

9.24E-16DewasaCm-243

6.55E-12DewasaCm-244

IAOE-I4Dewasa

24

faktor dosis per satuan release daerah

Documents