u308 - digilib-batan – informasi pustaka batandigilib.batan.go.id/e-prosiding/file...
TRANSCRIPT
Prosiding Pertemllan dan PreselllaslIlmiah FlIJ1gsional Pengembmlgan Teknologi i\'uklir J
Jakarta, 12Desember 2007 ISSN: 1978-9971
PREDIKSI DOSIS EKIV ALENT SELURUH TUBUH PEKERJA RADIASI
INST ALASI RADIOMET ALURGI BERDASARKAN ICRP 60
Budi Prayitno dan SuliyantoPusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BA TAN
ABSTRAKPREDIKSI DOSIS EKIV ALENT SELURUH TUBUH PEKERJA RADIASI INST ALASIRADIOMET ALURGI BERDASARKAN ICRP 60, Prediksi Dosis Ekivalent Seluruh Tubuh
(DEST) Pekerja Radiasi Instalasi Radiometalurgi (IRM) berdasarkan internarional Commission OnRadiological Protection (iCRP) 60 telah dilakukan. Kegiatan yang dilakukan dengan mengevaluasinilai DEST yang diterima PekeIja Radiasi dalam satu tahun selama kegiatan di lRM, terutamapengujian elemen bakar bekas MTR 30 pasca iradiasi dan Low Enrichment Uranium (LEU) target.Dari kegiatan uji terse but didapat prediksi DEST tertinggi yang diterima PekeIja Radiasi terhadapkegiatan yang sama jika IRM me~gani 6 elemen bakar bekas tipe MTR 30 dan 7 foil target LEU •dalam setahun. Sehingga didapat prediksi DEST tertinggi jika lRM beroperasi maksimal sekitar8,86 mSv/tahun. Jika acuan DEST berdasarkan iCRP 60, nilai ini masih di bawah 20 mSv/tahun.
Kata kunci : dosis ekivalen seluruh tubuh, pekeIja radiasi, proteksi radiasi.
ABSTRACT
PREDICTION OF EQUIVALENT DOSE OF WHOLE BODY RADIATION WORKER OFRADIOMETALLURGY INSTALLATION PURSUANT TO ICRP 60. Prediction of
equivalent Dose of whole body (DEST) Radiation Worker in Radio metallurgy Installation (IRM)pursuant to International Commission On Radiological Protection (ICRP) 60 have been done.Activity conducted by evaluating the value ofDEST that accepted by Radiation Worker in one yearduring IRM operation, especially post irradiation examination (pIE) of MTR 30 spent fuel and Foiltargets. From the PIE will be gotten the highest estimate of DEST that accepted by RadiationWorker. The estimation is the same value if IRM perform the PIE of 6 MTR 30 spent fuels and 7foil targets in one year. So that got to predict the highest DEST if IRM operated maximal about8.86 mSv/year. If reference DEST pursuant to ICRP 60, this value still under 20 mSv/year
Key words: equivalent dose of whole body, radiation worker, radiation protection.
qI. PENDAHULUAN
Instalasi Radiometalurgi (IRM)
adalah sebuah instalasi nuklir yang
terletak di dalam Kawasan Puspiptek
Serpong dan dikelola oleh Pusat
Teknologi Bahan Bakar Nuklir (pTBN).
Sejak diresmikannya pada tanggal 12
Desember 1990 Instalasi Radiometalurgi
(IRM) telah beberapa kali melakukan uji
pasca iradiasi (UPI). Uji pasca iradiasi
pertama kalidilakukan tahun 1993 dan
untuk pe~ama kali elemen bakar bekas
jenis U308 mas uk ke dalam bilik panas
IRM pada tanggal 23 Januari 1993.
Berdasarkan Keputusan Kepala BA TAN
No. 392/KAlXI/2005 tentang Organisasi
dan Tata Kerja BA TAN, Pusat Teknologi
Bahan Bakar Nuklir (PTBN) mempunyai
tugas melaksanakan Pengembangan
Teknologi Bahan Bakar Nuklir dan
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 33
Prosiding Pertemllan dan Presentasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi NlIklir 1
Jakarta, 12 Desember 2007 rSSN: 1978-9971
Untuk mengantisipasi peraturan yang
baru ini IRM harns mempersiapkan agar
DEST yang diterima Pekerja Radiasinya
tidak melebihi dari nilai 20 mSv/tahun .
mengeluarkan PERKA yang bam tentang
Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi
yang besarnya DEST pekerja radiasi 20
mSv/tahun (mereyisi S.K BAPETEN
Basil pantauan DEST saat itu dievaluasi
dan kemudian diprediksikan seberapa
besar DEST yang akan diterima pekerja
radiasi apabila IRM beroperasi optimal.
Di Laporan Analisis Keselamatan IRM,
dikatakan kapasitas IRM dirangcang
untuk menerima 1 elemen bakar tipe
01/Ka-BAPETENN-1999).
akanberencanaBAPETEN
nomor:
Dosis (NED) yang telah ditetapkan oleh
struktur beserta komponennya.
Pengelolaan fasilitas ini jika tidak
sesuaJ dengan standar peraturan yang
ada, dapat menimbulkan dampak
radiologi baik kepada pekerjanya maupun
lingkungan di sekitarnya. Nilai Batas
berfungsi sebagai laboratorium uji pasca
iradiasi elemen bakar bekas dan bahan
Protection (ICRP) No. 26 tahun 1977,
besarnya dosis ekivalent seluruh tubuh
(DEST) ditentukan sebesar 50
mSv/tahoo[J]. Sementara berdasarkan
..'Badan PengawasTenagaNuklir
(BAPETEN)
Nomor:01/Ka-
BAPETENN -1999,
mengacukepada
International
CommissionRadiation
Radiasi dilakukan dengan bantuan
Thermoluminesence Detector (TLD) jenis
TLD HP(10) berkemampuan merekam
PWR atau 6 elemen bakar tipe MTR 30
atau 1 bundel elemen bakar tipe PHWR
setelah didinginkan selama 3 bulan(3J.
Mengingat selama ini IRM barn
menangani kegiatan uji pasca iradiasi
elemen bakar tipe MTR 30 dua kali dalam
satu tabun, maka apabila beroperasi
optimal dalam satu tabun berapa prediksi
DEST yang akan diterima pekerja
radiasinya berdasarkan ICRP 60.
aturan International Atomic Energy
Agency (lAEA) yang barn mengacu
kepada International Commission
Radiation Protection (ICRP) No. 60
Tabun 1990 besarnya DEST I:I;dalah20
mSv/taboo [2J.Peraturan Pemerintah No.
33 tabun 2007, tentang Keselamatan
Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber
Radioaktif, menetapkan DEST untuk
pekerja radiasi juga sebesar 20
mSv/tabun. DEST pekerja radiasi IllI
adalah jumlahan dari dosis intern a dan
eksterna yang diterima oleh pekerja
radiasi dalam satu tabun. Selanjutnya
Pemantauan DEST Pekerja
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 34
Prosiding Pertemuall Jail Presemasi J/miah FzmgsiollLJI Pellgembangall Teknologl Suklir 1
Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
radiasi P dan y dengan daya ternbus sinar
y setebal 10 mm (1 em) dari permukaan
kulit [3]. Dosis radiasi yang terekam di
TLD dibaea dengan menggunakan TLD
Reader Model 6600 merek Harshaw.
Hasil baeaan tiap triwulan pemakaian
TLD dievaluasi berdasarkan urutan DEST
dari yang tertinggi hingga yang terendah.
Kemudian dari DEST hasil triwulan ini
dijumlah untuk' . perorangan setiap
tahunnya. Untuk dosis intema dipantau
m~lalui urine pekerja radiasi dan
memonitor tubuh pekeIja radiasi dengan
whole body counter (WBC). Pemantauan
dosis intema pekeIja radiasi dilakukan
dengan menganalisis kandungan zat
radioaktif di urine dan memonitor pekerja
radiasi dengan WBe, hasilnya
menunjukkan tidak terdeteksi adanya
pekerja radiasi di IRM yang terkena dosis
intema. Dengan demikian DEST pekerja
radiasi IRM hanya berasal dari dosis
ekstema.
Menurut desain sel panas IRM
mampu menangani sebuah elemen bakar
biblis A dan dapat ditempatkan dalam sel
beton ZG 101, ZG 102 ataupun ZG I03.
Untuk euplikan elemen bakar dengan
aktivitas sebesar 4xlOJ2 Bq (5 em
panJang elemen) dapat ditempatkan
dalam sel baja ZG 104, ZG lOS, ZG 107,
ZG 108, ZG ]] 0, ZG I] I dan ZG ] 12.
Dalam ZG ]06 dapat ditempatkan 5 buah
euplikan padat dengan total aktivitas13
2x] 0 Bg. Untuk sel ZG ]09 dapat
ditempatkan ] gram e1emen bakar yang
dilarutkan dalam 50 ml HN03 serta 6
buah euplikan padat masing-masing
seberat I gram [3] .
Metoda dilakukan dengan
mengevaluasi DEST yang "diterima
pekerja radiasi dari tahun 1993 hingga
tahun 2006, kemudian diprediksi berapa
DEST yang akan diterima pekerja radiasi
seandainya IRM beroperasi optimal
menanganl UJI pasea iradiasi 6 elemen
bakar tipe MTR 30 dan 7 buah Low
Enrichment Uranium (LEU) target.
Tujuan dari memprediksi DEST tertinggi
di IRM ialah apabila kegiatan di
laboratorium dilakukan seeara optimal
dan diberlakukan aturan ICRP 60,
pekerja radiasi yang menangani uji pasea
iradiasi dapat mempersiapkan diri lebih
awal terhadap DEST yang akan
diterimanya.
II. TEORI
Nilai batas dosis yang telah
ditetapkan oleh Badan Pengawas Tenaga
Nuklir nomor: OllKa-BAPETENN-
1999, tentang Keselamatan Kerja
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 35
Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah FlingslOna/ Pengembangan Tekn%gi Nlik/ir 1
Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
Terhadap Radiagi mencakup dosis radiasi
ekstema dan dosis radiasi interna. Dalam
dan radiasi interna (tidak termasuk dosis
yang diterima dari radiasi untuk tujuan
Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap
Radiasi.
medik) yaitu sebesar 50mSv/tahun
(sesuai dengan SK Kepala BAPETEN no.
permasalahan ini akan dibahas yang
berhubungan dengan dosis ekstema. Hal
ini disebabkan sejak beroperasinya IRM
pekerja radiasi tidak terdeteksi terkena
dosis radiasi intema.
011KA-BAPETENN-1999 ten tang
Nilai batas dosis di Indonesia:
Keputusan Ka. BAPETEN
01/Ka- BAPETENN -1999.
1. Ketentuan Tentang Nilai BatasDosis Berdasarkan International
Commission On RadiologicalProtection International (ICRP) No.26 [4].
' .• Ditetapkan berdasarkan Surat
No.
International Commission Radiation
Protection (ICRP) No. 26 Tahun
1977 (Tabel 1) dan Safety Series
lAEA No.9 Tahun 1983.
Ketentuan tentang DEST . ini
dimaksudkan untuk mengatur dengan
lebih tegas nilai penyinaran dan dosis
radiasi tertinggi yang dapat diterima oleh
pekerja radiasi didasarkan pada jumlah
dosis yang berasal dari radiasi ekstema
• Didasarkan atas rekomendasi
Tabel I. Nilai Batas Dosis di Indonesia (ICRP No.26 Tahun1977 )
UNTUKUNTUKBATASAN
PEKERJA RADlASIMASYARAKAT( mSy )
( mSy )A. Penyinaran
.terhadapseluruhtubuh (untuk Efek Stokastik ) 1. Se-luruhtubuh
505
2. Wanita hamil15-
3. Janin 10-B. Penyinaran Iokal ( untuk efek
NonStokastik / deterministic)
I.Rata-rata untuk setiap organ
50050
2. Lensa mata15015
3. Kulit50050
4. Tangan, lengan, kaki50050
Catatan: mSy ( millisievert ), ] mSv = 100 mrem ( millirem )
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 36
Prosiding }'erlemllan dan Presemasi Ilmiah FlIngslOnal Pengembangan Teknologi XlIklir J
Jakana. 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971
2. Ketentuan Tentang Nilai Batas DosisBerdasarkan International
Commission On RadiologicalProtection International (ICRP) No.60 [2].
Nilai batas dosis berdasarkan
International Commission Radiation
Protection (ICRP) No. 60 Tahun 1990
(belum diacu di Indonesia) ditentukan
DEST (Tabel 2).
Tabel2. Nilai Batas Dosis (NBD) untuk personel berdasarkan ICRP 60
UNTUK PERSONELNILAI BATAS DOSIS (NBD)
•
20 mSy/tahun secara rata-rata selama 5 tahun. ..'
• Penerimaanmaksimumsetahun" 50mSydengan
PEKERJA RADIASI
memperhitungkanpenenmaandosisditahun
berikutnya. •Untuk lensa mata 150 mS;y/tahun
•Untuk tangan, kaki, kulit 500mSy/tahun
•
6 mSy/tahunSISW A MAGANG (Usia 16-18 tahun)
•50 mSy/tahun untuk lensa mata
•] 50 mSy/tahun untuk tangan, kaki, kulit
• Masa
rata-ratadapatdiperpanjangmenjadi]0
DALAM KEADAAN
(sepuluh) tahun
KHUSUS
•Untuk sementara NBD dapat diubah asal di bawah 50mSy/tahun dan tidak boleh selama 5 tahun•
1 mSy/tahun
•Untuk kondisi khusus boleh 5 mSv/tahun asal rata-rata
MASYARAKAT
selama 5 tahun adalah ] mSv / tahun
~
15 mSv/tahun untuk lensa mata .
•5 mSv/tahun untuk kaki, tangan, kulit
III. TAT A KERJA
Pembacaan TLD yang dipakai
oleh Pekerja Radiasi PTBN dilakukan
oleh Pusat Teknologi Limbah Radioatif.
Jenis TLD yang dipakai ialah jenis TLD
HP(10) berkemampuan merekam radiasi
P dan y dengan daya tembus sinar y
setebal 10 mm dari permukaan kulit [5].
Dosis radiasi yang terekam di TLD
dibaca dengan menggunakan TLD
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radias; - Badan Tenaga Nukl;r Nas;onal 37
Pros/ding Perlemuan dan Presentasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1
Jakarla. 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971
Reader Model 6600 merek Harshaw. Bo == baeaan elemen TLD dari rLD
Langkah-Iangkah pembacaannya sebagai
berikut :
I. TLD yang telah habis masa pakainya
dikirim ke PTLR.
2. Film TLD terse but dikeluarkan dari
bingkai TLD.
3. Film TLD dimasukkan ke dalam
holder bacaan alat Harshaw model
blanko, dalam satuan nano
Coulomb.
RCF = faktor kalibrasi Reader, dalam
satuan nano Coulomb/mSv.
4. Hasil bacaan TLD ditampilkan pada
layar monitor, dalam satuan mSv.
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN
D - {(Bx Ecc)-(Box Ecco)}nanoCouI01rb .... (1)RCF
yang digunakan.
Ecco = faktor Koreksi elemen TLD
blanko yang digunakan.
B = bacaan elemen TLD dan kartu
TLD yang digunakan dalam
satuan nano Coulomb.
dengan :
D = dosis perorangan dalam satuan
mSv/jangka waktu penoda
TLD.
Hasil evaluasi DEST pekerja
radiasi di IRM sejak beroperasinya IRM
hingga tahun 2006 ditampilkan pada
Tabel 3. Tampak pada Tabel 3 pekeIja
radiasi menenma DEST tertinggi sebesar
2,92 mSv/tahun dengan rerata sebesar
(0,49 ± 0,13) mSv/tahun dan terjadi di
tabun 1999. Peningkatan DEST ini ada
kecenderungan disebabkan kegiatan
penelitian yang dilakukan di IRM dengan
Argon National Laboratory (ANL) pada
tahun tersebut, yaitu masuknya LEU
target ke sel panas IRM khususnya tabun
1997 sampai dengan tahun1999. DEST
pada Tabel 3 ini hanya berasal dari dosis
radiasi eksterna.faktor Koreksi elemen TLD
6600, dengan bantuan l'.erangkat
lunak WinREMS, hasil pembacaan
TLD akan dikonversi menjadi satuan
dosis (mSv) dengan persamaan
berikut [2] :
Ecc
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 38
'.
Pros/ding Perremuan tinn Presetllasi IImrah Fllngsiollal Pellgelllbangoll Tekllologi Nuklir J
jaklIrlO. 12 Deselllber 2007 ISSN: 1978-9971
Tabel3. Dosis Ekivalent Seluruh Tubuh (DEST) Pekerja Radiasi IRM tahun ]993-2006
DESTDESTDEST]umlah TLD
Tahunlumlah
terendahtertinggi di atas rerataTLD
rerata
(mSv)(mSv)(mSv)(TLD)Da]am %
]993
610,350,990,55 ± 0.07711,48
]994
6]0,270,740,53 ± 0,079]4,75
]995
620,45],250,76 ± 0,221625,8]]996
620,40],470,53 ± 0,0758,07
1997
670,342,27I 0,98±0,1368,96
1998
700,421,650,80 ± 0,07912,86]999
840,152,920..49± 0,]355,95
2000
780,351,360,59 ± 0,098]0,26
200]
830,30],020,73 ± 0,07]6]9,282002
720,]60,890,70 ± 0,081013,892003
750,001,40 '0,92 ± 0,081114,67
2004
790,000,170,0] ± 0,029] 1,392005
930,000,400,03 ± 0,0599,68
2006
1010,000,30I 0,01 ± 0,0143,96
Selama beroperasinya IRM,
pekerja radiasi diketahui tidak pernah
menerima dosis radiasi yang berasal dari
dosis interna. Jika dibandingkan kegiatan
penanganan elemen bakar bekas dengan
kegiatan penanganan sampel LEU target,
peketja radiasi lebihbanyak menerima
DEST saat mengetjakan LEU target
(Kegiatan masuknya material uji
ditabelkan pada Tabel 4). Hal ini wajar
karena dalam penanganan e]emen bakar
bekas sebenarnya hanya potongan
sebagian keeil dari inti plat elemen bakar
tersebut. DEST yang diterima pekerja
radiasi saat uji pasea iradiasi 1 elemen
bakar bekas tipe MrR 30 di tahun 1993
tertinggi sebesar 0,99 mSv/tahun dengan
rerata sebesar (0,55 ± 0,07) mSv/tahun.
Uji pasea iradiasi 2 buah e]emen bakar
bekas tipe MrR 30 di tahun 1994
tertinggi adalah sebesar 0,74 mSv/tahun
dengan rerata sebesar (0,53 ± 0,07)
mSv/tahun. Kegiatan di tahun ]993 jika
dibandingkan dengan tahun ]994, maka
DEST tertinggi terjadi di tahun 1993 saat
penanganan 1 elemen bakar. Kegiatan di
se] panas IRM meningkat pada tahun
1997-1999 jika dibandingkan dengan
tahun sebelumnya dan sesudahnya.
Pusat Teknologi Keselamatan dan Melrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 39
Prosidmg Pertemuan dan Presentasi J/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir I
Jakarta, 12 Desember 20D; ISSN: 1978-9971
Tabe! 4. Jenis material yang masuk ke sel panas IRM.
TAHUN MA TERIAL MASUK KE SEL PANAS IRM
1993
I bh Spent Fuel U308]994
] bh Spent Fuel U3Si2] bh Spent Fuel U308]995
Foil target Zr/U/AIFoil tarzet Zr/U/Zr02Foil target Zr/U/MgFoil target Zr/U/ZrFoil target Zr/Ni - U/SS]996
Foil target Zr/U/SSFoil target Zr/Cu-U-Cu/SS
,Foil tarzet Zr/Ni-U-NiiAI
Foil target Zr/Zn-U-Zn/AlFoil target Zr/Zn-U-Zn/SSFoil target Zr/Cu-U-Cu/Al. 1997Foil target Zr/Cu-U-Cu/SS
Foil target Zr/Ni-U-Nil AIFoil tarzet Zr/Ni-U-NiiSSFoil target Zr/Zn-U-Zn/SSFoil target Zr/Ni-U-Ni/SSFoil target Zr/AI-U-AVSSFoil target Zr/AI-U-AlIAI1998Foil target Zr/Zn-U-Zn/SS
Foil target Zr/Ni-U-NilSSFoil target Zr/Ni-U-NilZrFoil tarzet Zr/Zn-U-Zn/Zr1999Foil target Zr/NiiAU/NilSS
Foil target Zr/NilPu/NilSSFoil target Zr/NiIP-U/AlIZrFoil target Al/NiIP-U/NilAIFoil target AJ/AlIP-U/Ni/AlFoil target Zr/Zn/AU/ZnFoil tarzet Zr/Zn/P-U/Zn2000-2004Tidak ada material masuk sela panas
2005Foil target LEUkode 01-1 dan 01-2
2006Tidak ada material masuk sel panas
Dari Tabel 3, DEST tertinggi,
rerata dan terendah dalam satu tahun dari
1993 hingga 2006, kemudian ditampilkan
dalam bentuk Gambar ]. Hasil evaluasi
DEST antara tahun 1997-1999
menunjukkan DEST yang diterima
pekerja radiasi cukup meningkat, jika
dibandingkan dengan tahun sebelumnya
dan sesudahnya. Hasi evaluasi DEST dari
]993 hingga 2006 dan prediksi IRM
beroperasi optimal dalam satu tahun
menanganl UJI pasca iradiasi 6 elemen
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 40
Prosiding Pertemllan dan Presentasi Jlmiah FlIngsional Pengembangan Teknologi NlIklir 1
Jakarta. 12 Desember :lOD7 ISSN: 1978-9971
bakar tipe MTR 30 dan 7 buah LEU
target DEST yang akan diterima pekerja
radiasi diprediksikan adalah 6 x 0,99 mSv
ditambah 2,92 mSv = 8,86 mSv/tahun.
Pengambilan data IRM menangani 6
elemen bakar tipe MTR 30 Inl
berdasarkan Laporan Analisis
Keselamatan IRM, dikatakan bahwa
kapasitas IRM dirancang untuk menerima
] elemen bakar tipe PWR atau 6 elemen
bakar tipe MTR 30 atau I bundel elemen
bakar tipe PHWR setelah didinginkan
selama 3 bulan [3]. Sedangkan untuk 7
buah LEU target diasumsikan dari
kegiatan di tabun ]999. Pad a waktu itu
DEST tertinggi terjadi sebesar 2,92 mSv.
1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007
Tahun
DEST Pe~erja Radiasi di IRM3,20
3,002,802,602,402,20t: 2,00~
..r:oS1,80"> en1,60E - 1,40
~ en1,20w C 1,00
0,800,600,400,200,00 -1992
- .:....- DEST terendah _____DEST rerata -.- DESTtertinggi
Gambar ]. DEST tertinggi, rerata dan terendah dalam satu tabun dari ]993hingga 2006 di IRM
Jika hasil prediksi DEST pekerja
radiasi sebesar 8,86 mSv/tahun ini di
implementasikan terhadap ICRP 60,
maka DEST maksimum sebesar 20
mSv/tahun dapat diberlakukan di IRM.
v. KESIMPULAN
Prediksi dosis ekivalent seluruh tubuh
(DEST) yang diterima pekerja radiasi
berdasarkan ICRP 60 apabila kegiatan uji
pasca iradiasi (UPl) dalam satu tabun
menangani 6 elemen bakar tipe MTR 30
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 41
Prosiding Perlemllan dan Presentasi IImiah Flll1gsional Pengembangan Teknologi NlIklir I
Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
dan 7 foil target LEU di IRM adalah
sebagai berikut : DEST pekerja radiasi
tertinggi diperkirakan sekitar 8,86
mSv/tahun, nilai ini masih di bawah 20
mSv/tahun (berdasarkan NBD dari ICRP
60). Dengan demikian lmplementasi
ICRP 60 dapat diberlakukan di IRM.
UCAP AN TERIMAKASIH
Terima kasih kepada Kepala
Pusat 'Teknologi Limbah Radioaktif
beserta Stafuya yang telah membantu
pelaksanaan pembacaan TLD milik
Pekerja Radiasi PTBN.
DAFTAR PUSTAKA
1. ANONIM, Badan Pengawas TenagaNuklir, "Ketentuan KeselamatanKerja Terhadap Radiasi", BAPETENnomor : 01/Ka- BAPETENN -1999,tahun 1999.
2. ANONlM, International CommissionOn Radiological Protection, ICRPpublication 60, Recommendations ofthe International Commission on
Radiological Protection, 1990.
3. TIM LAPORAN ANALISIS
KESELAMATAN, Pusat TeknologiBahan Bakar Nuklir, "LaporanAnalisis Keselamatan Instalasi
Radiometalurgi (LAK IRM)", revisi6, tahun 2006.
4. ANONIM, International CommissionOn Radiological Protection, ICRPpublication 26, Recommendations ofthe International Commission on
Radiological Protection, 1977.
s. ANONIM, Pusat Teknologi LimbahRadioaktif, "Prosedur PengelolaanTLD", no. dok. PLR/7/PeDPE/1II002/03/2006 rev. 3, tahun 2006.
Tanya Jawab :
1. Penanya: Nazaroh(pTKMR-BA TAN)
Pertanyaan :
1. Apa keuntungan dan kerugiannyabagi instansi saudara bila telahmenerapkan ICRP 60?
2. Apa usaha instansi saudara untukdapat memenuhi peraturan ICRP60?
Jawaban : Budi Prayitno(PTBN - BAT AN)
1. Keuntungannya kami dapatmemprediksi seandainya IRMberoperasi maksimal pekerjaradiasi IRM akan menerima DEST
di bawah 20 mSv/th, dengandemikian kami tidak perlumerubah desain instalasi,sedangkan kerugiannya tidak ada.
2. Prinsip ALARA tetap diterapkandi instalasi.
2. Penanya: Hotman Lubis(pRR-BATAN)
Pertanyaan :
1. Seharusnya kesimpulan penerimaan dosis itu dilihat juga dariaktivitas karyawan penerima dosisbukan dari kerja di hot cell saja,sebab karyawan yang bekerja dihot cell bebas dari paparan ?
Jawaban : Budi Prayitno(PTBN - BAT AN)
1. Memang ideaInya demikian,namun hal tersebut sulit karena
"
"
Pusat Teknologi Keselamaian dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 42
Prosiding Perrellll/an don Presentasi Ilmiah Fungsumal Pengembangan Teknologi AlIklzr 1
Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971
bekerjanya seorang pekerjaradiasi selalu berpindah-pindahtempat. Alasan lain karenadengan masuknya material kehot cell selanjutnya materialtersebut setelah dibongkardiambil sebagian kecil dandianalisis ke lab. di luar hot cell
dan pekerja radiasi yangmenanganinya juga yang bekerjadi hot cell.
3. Penanya: Muji Wiyono(pTKMR-BA TAN)
Pertanyaan : .
1. Dalam Tabel 3, dosis ekiyalenseluruh tubuh (DEST) terendahantara tahun ·2003 sid 2006 adalah
0,00 mSy. Berapakah batasdeteksi terendah alat yangdigunakan untuk eyaluasi dosis?
2. Kenapa nilainya sarna dengan nol(0) ?
Jawaban : Budi Prayitno(pTBN - BA TAN)
I. Alat baca TLD PTPLR batas
deteksi terendahnya di bawah0,05 mSy.
2. Memang seharusnya ditulis tidakterdeteksi, namun untukkepentingan audit BAPETENdisarankan sebaiknya ditulisangkanya, karena jika ditulis tidakterdeteksi dapat mempunyaianggapan yang bermacarn-macarn, sehingga lebih baikditulis DEST = O.
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 43