u308 - digilib-batan – informasi pustaka batandigilib.batan.go.id/e-prosiding/file...

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


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


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 )


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


'.

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


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


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.


u308 - digilib-batan – informasi pustaka batandigilib.batan.go.id/e-prosiding/file...

Documents