PENDAHULUANPemantauan radioaktivitas dan radiasilingkungan secara nasional telah dilakukanoleh PTKMR tiap tahun secara terus-menerusdisesuaikan dengan Landmark dan programBATAN. Tujuan pemantauan ini antara lainProsiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah FungsionalPengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 9untuk mendapatkan peta laju dosis radiasi gamma lingkungan yang dipakai sebagai datadasar tingkat radiasi lingkungan di wilayahIndonesia. Data dasar tersebut dapat dipakaiuntuk mengevaluasi distribusi radioaktif jikaterjadi kecelakaan nuklir baik yang berasaldari dalam maupun dari manca negara.Pada umumnya radiasi gamma (γ)lingkungan yang dipantau berasal darisumber radiasi alamiah, yaitu dari angkasaluar (radiasi kosmik) dan dari dalam bumi.Dalam penelitian ini radiasi gamma yangdiukur sebagian besar berasal dari dalambumi, yaitu berupa radionuklida primordial,umumnya berasal dari tanah atau batu-batuandan bahan-bahan mineral yang mengandungderet thorium (232Th), deret uaranium (238U),dan potasium-40. Dosis radiasi gammaalamiah tahunan rerata yang berasal daridalam bumi yang diterima penduduk duniaberkisar dari 0,3 sampai 0,6 mSv denganrata-rata 0,5 mSv [1,2].Mengingat sangat luasnya wilayahIndonesia, pada kegiatan tahun 2011pemantauan radiasi gamma dilakukan diwilayah Pulau Bintan Provinsi KepulauanRiau. Adapun kegiatan penelitiansebelumnya telah dilakukan pemantauanradiasi gamma lingkungan di beberapawilayah Indonesia, yaitu di Sumatera, Jawa,Bali, Kalimantan, Sulawesi, Nusa Tenggara,Maluku dan sebagian Papua [3-7].Secara umum Pulau Bintan memilikistruktur geologi dari formasi goungon dibagian tengah dengan penyusunnya sedimenklastik dan batu pasir serta endapan flufial,sedangkan di bagian pinggirnya merupakanformasi granit dengan penyusunnya berupaintrusif, felsik dan graditoid serta endapan utamanya adalah batholit[8,9].II. METODOLOGIPenentuan dosis radiasi gammadilakukan dengan melakukan pengukuranpaparan radiasi gamma menggunakan surveimeter. Pengukuran paparan radiasi gamma dilakukan secara langsung pada beberapa tempat yang mewakili daerah pengukuran. Nilai pengukuran yang sebenarnya dihitungmenggunakan persamaan umum sebagai berikut [10,11]:0 0 X (X F ) X i k …………........ (1)dengan :X0 : paparan radiasi gamma sebenarnya(R/j)Xi : paparan radiasi gamma yang terbaca dialat (R/h)Fk : faktor kalibrasi survei meter.X0 : ketidakpastian pengukuran pajananradiasi gamma (%)Untuk menghitung besarnya nilaiketidakpastian menggunakan persamaansebagai berikut :2 20 Xi Fk X ................. (2)dengan :X0 : ketidakpastian pengukuran pajananradiasi gamma (%)

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 10Xi : ketidakpastian pengukuran dengansurveimeter (%)Fk : ketidakpastian dari kalibrasi alat (%)Dari hasil pengukuran paparan radiasi gamma, maka ditentukan besarnya laju dosis serap ke seluruh tubuh manusia menggunakan persamaan sebagai berikut[10,11] :D X f 0 0 (Gy/h) ....................... (3)dengan :D0 : laju dosis serap (mGy/h)X0 : laju paparan radiasi gamma sebenarnya(mR/h)f : faktor konversi dari pajanan ke dosisserap ( 0,877 R/Gy)Setelah laju dosis serap diketahui maka besarnya nilai dosis ekivalen tahunan yang diterima penduduk dapat dihitung menggunakan persamaan sebagai berikut[10,11] :H D W N T T r 0 (Sv) ............... (4)dengan :HT : dosis ekivalen tahunan total seluruhtubuh (mSv)D0 : laju dosis serap (mGy/h)Wr : faktor kualitas radiasi ( untuk radiasigamma Wr=1)N : faktor modifikasi (N=1)T : jumlah jam dalam satu tahun ( 365,25hari x 24 hari/jam = 8.766 jam)Daerah penelitan dibagi-bagi dalamgrid atau sel yang berukuran 10 km 10 km(Gambar 1). Penentuan koordinat lokasipenelitian ditentukan dengan menggunakanGlobal Positioning System (GPS), modelGPSMap 60CSx buatan Garmin (Gambar 2) untuk menunjukkan letak lintang geografik, yaitu posisi bujur dan lintang [9].

Pengukuran radiasi gamma dilakukan terhadap 15 lokasi di wilayah Pulau Bintan. Lokasi pengukuran laju dosis radiasi gamma umumnya pada ketinggian rata-rata kurangdari 100 meter dari permukaan laut.Gambar 1. Penentuan titik pengambilan data ukur di Pulau Bintan dengan grid atau sel 10 km x 10 km. Gambar 2. Penggunaan GPS (GlobalPositioning System) buatan Garmin Model GPSMap 60CSx[12]Pengukuran laju dosis radiasi-gamma lingkungan dilakukan menggunakan perangkat mini-instrumen Exploranium Radiation Detection System Model GR-130- mini SPEC (Portable

Gamma Ray Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VII Jakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 1 Spectrometer) dengan detektor NaI (Tl) yang dapat dilihat pada Gambar 3. Alat ukur ini dilengkapi dengan beberapa alat elektronik pendukung, yaitu tegangan tinggi (HV), ratemeter, penyekala otomatik dengan preset time, daya dari baterei, layar peraga LCD, serta sebuah joystick yang berfungsi untuk mengoperasikannya [13]. Alat ukur tersebut dapat diatur (setting) setiap satu detik selama 2 sampai 3 jam. Pengukuran dilakukan di setiap lokasi yang telah ditentukan dan disimpan posisi geografisnya menggunakan GPS (Global Positioning System). Pengukuran laju dosis radiasi-gamma lingkungan menggunakan EXPLORANIUM GR 130 portable (lihat Gambar 3) sangat praktis untuk dibawa ke lapangan karena mempunyai ukuran yang cukup kecil, yaitu panjang 235 mm, lebar 110 mm, dan tinggi 170 mm serta mempunyai berat 2,4 kg termasuk 2 buah baterai sebagai suplai tenaga. Satuan yang digunakan oleh alat ukur tersebut nSv/jam.Alat ukur tersebut dapat dioperasikan dalam 3 mode, yaitu : mode survey, mode dosimeter dan mode analysis. Pada mode survei alat berfungsi sebagai survey-meter, hasil pengukuran ditampilkan dalam bentuk laju cacah dalam satuan cacah/detik (cps). Pada mode dosimeter, hasil pengukuran dapat ditampilkan dalam bentuk laju dosis maupun dosis akumulatif. Apabila dioperasikan dalam mode analisis alat berfungsi sebagai analisis jenis radionuklida yang dapat membedakan jenis radionuklidayang tercacah berdasarkan energinya, denganresolusi sekitar 46 keV pada energi 662 keV (137Cs). Gambar 3. Pegukuran laju dosis menggunakan EXPLORANIUM GR 130 portableIII. HASIL DAN PEMBAHASANHasil pengukuran laju dosis radiasi gamma di 15 lokasi umumnya berasal dari sumber radiasi alamiah yang ada di dalam bumi dalam bentuk radionuklida primordial, yaitu deret uranium (238U) dan thorium (232Th) serta kalium-40. Hal tersebut karena lokasi-lokasi pengukuran radiasi gamma umumnya pada ketinggian kurang dari 100 meter dari permukaan laut, dan radiasi gamma yang berasal dari radiasi kosmik di daerah tropis relatif rendah, sehingga diperkirakan sumber radiasi gamma yang terdeteksi oleh EXPLORANIUM GR 130 adalah berasal dari dalam tanah, yaitu yang terkandung dalam batu-batuan dan bahanbahan mineral. Hasil pengukuran laju dosis radiasi gamma di 15 lokasi di wilayah Pulau Bintan diperlihatkan pada Tabel 1 dan peta laju dosis radiasi gamma lingkungan diperlihatkan pada Gambar 4.Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VII Jakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 12 Tabel 1. Data laju dosis radiasi gamma lingkungan di beberapa lokasi di Pulau Bintan, 2011. No. Kode L o k a s i Pulau Bintan umumnya berupa formasigoungon dengan penyusunnya sedimenklastik dan pasir batu pada bagian tengah kearah timur pulau dan bagian baratnya berupaberupa granit Bintan dengan penyusunutamanya adalah intrusif, felsik dan graditoiddengan membentuk endapan batholit. Dipulau Bintan juga terdapat kegiatanpengolahan hasil tambang yang mengolahsumber daya alam yaitu tambang bauksit [9].

Daerah yang masih relatif terjaga dan belumbanyak dilakukan pengolahan hasil bumiyaitu di wilayan Teluk Sebong (Gambar 4),di wilayah tersebut di bangun obyek wisatainternasional yang bernama Lagoi. Paparandi wilayah Lagoi relatif lebih tinggidibandingkan dengan pengukuran di daerahlainnya.Pada Tabel 2 dapat dilihat bahwa padaumumnya, tingkat radiasi gamma di wilayahpulau Bintan tersebut lebih tinggidibandingkan dengan hasil pengukuranradiasi gamma di wilayah sebagian Jawakecuali Jawa Tengah, sebagian Sumaterakecuali Sumatera Utara, Kalimantan, Bali,Nusa Tenggara Barat dan Nusa TenggaraTimur, dan Ambon. Namun data laju dosisuntuk wilayah Pulau Bintan lebih rendahdibandingkan dengan data laju dosis dariTual - Maluku Tenggara [14].

IV. KESIMPULANHasil pengukuran tingkat laju dosisradiasi gamma lingkungan pada 15 lokasi diwilayah Pulau Bintan bervariasi dari (35,59 ±21,31) nSv/jam sampai dengan (238,10 ±47,42) nSv/jam dengan nilai reratanya adalah(132,41 ± 56,48) nSv/jam. Pada umumnya,tingkat radiasi gamma di wilayah PulauBintan lebih tinggi dibandingkan denganhasil pengukuran radiasi gamma di sebagianbesar wilayah Jawa, sebagian besar wilayahSumatera, Kalimantan, Bali dan NusaTenggara serta lebih rendah dibandingkanTual – Maluku Tenggara.

I. PENDAHULUANBagi institusi yang dalam kegiatannya memiliki potensi bahaya radiasi tinggi, khususnya karena penggunaan sumber radiasi terbuka, maka Pemegang Izin sesuai dengan pasal 21 Peraturan Pemerintah Nomor 33 tahun 2007 tentang Keselamatan RadiasiPengion Dan Keamanan Sumber Radioaktif, harus benar-benar lebih mematuhi persyaratan proteksi radiasi yang meliputi justifikasi,limitasi dosis dan optimisasi proteksi dan keselamatan radiasi [1,2,4].Salah satu bentuk penerapan prinsipoptimisasi proteksi dan keselamatan radiasiadalah pemegang izin harus mengupayakan agar besarnya dosis yang diterima oleh pekerja radiasi khususnya yang bekerja di daerah radiasi tinggi di bawah nilai batas dosis (NBD) yang

diizinkan dengan mempertimbangkan faktor sosial dan ekonomi. Upaya pengendalian penerimaan dosis ini dimaksud untuk menjamin bahwa tidak ada seorang pekerja radiasi yangbekerja di daerah radiasi tinggi terkena risiko radiasi baik efek sotakastik (efek radiasi yang munculnya tidak memerlukan dosis ambang. Pada umumnya timbul setelah melalui masa tenang yang lama, tidak ada penyembuhan spontan, tingkat keparahan tidak dipengaruhi oleh besarnya dosis radiasi dan peluang terjadinya dipengaruhi oleh besarnya dosis) maupun efek deterministik ( efek radiasi yang selain ditandai dengan adanya dosis ambang juga pada umumnya timbul tidak lama setelah paparan radiasi terjadi, adanya penyembuhan spontan dan tergantung pada tingkatkeparahan dan besarnya paparan radiasi yang diterima mempengaruhi tingkat keparahan).Untuk keperluan tersebut pemegang izin harus menerapkan sistem pengawasan terhadap pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggi [1,2,3,5].Dalam menetapkan sistem pengawasan terhadap pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggi, pemegang izin harus memperhatikan beberapa faktor seperti potensi bahaya, jumlah pekerja radiasi serta beban dan frekuensi pekerjaan. Apabila pekerja radiasi menerima dosis melebihi NBD, maka yang bersangkutan berhak mendapatkan tindak lanjut pemeriksaan kesehatan dan konseling [1,2,3,5]

II. TATA KERJAPenyusunan manajemen penerimaan dosis bagi pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggi dilakukan dengn cara : 1. Kajian terhadap peraturan mengenai pembatasan nilai dosis.2. Kajian terhadap prosedur kerja di daerah radiasi tinggi yang dikeluarkan oleh Medhi Physics [1].3. Tinjauan pengalaman terkait dengan masalah penanganan pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggi.4. Studi literatur terkait dengan manajemen dosis radiasi personil. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VII Jakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 93III. HASIL DAN PEMBAHASANBagi institusi yang salah satu kegiatannya mengharuskan pekerja radiasi bekerja di daerah radiasi tinggi, maka guna melindungi keselamatan dan kesehatan pekerja radiasi tersebut, pemegang izin harus menerapkan sistem pengawasan dengan ruang lingkup sebagai berikut :1. Permohonan persetujuan bekerja di daerah radiasi tinggi.2. Pemantauan potensi bahaya.3. Rkomendasi dan persetujuan.4. Penjelasan potensi bahaya dan tindakan proteksi radiasi.5. Pengawasan pelaksanaan pekerjaan.6. Evaluasi penerimaan dosis.7. Upaya tindak lanjut.a. Permohonan persetujuan bekerja didaerah radiasi tinggiBagi atasan yang akan menugaskan pekerja radiasi untuk bekerja di daerah radiasi tinggi harus menyampaikan pemberitahuan/ permohonan secara resmi dan tertulis kepada penanggungjawab keselamatan (Kepala Bidang Keselamatan atau Manajer Keselamatan) dengan menjelaskan jenis pekerjaan, tujuan pekerjaan, lokasi pekerjaan, target penyelesaian pekerjaan, waktu pelaksanaan

pekerjaan, nama pekerja radiasi yang terlibat serta jenis dan besarnya aktivitas zat radioaktif yang digunakan [1,2,3,5].Contoh formulir permohonan persetujuan bekerja di daerah radiasi tinggi diberikan pada Lampiran 1.b. Pemantauan potensi bahayaSetelah menerima permohonan persetujuan untuk pekerjaan di daerah radiasi tinggi, penanggungjawab keselamatan menugaskan petugas proteksi radiasi untuk memantau potensi bahaya yang ada di lokasi pekerjaan. Dari hasil pemantauan ini dengan diketahuinya besarnya potensi bahaya yang ada dapat dipastikan tindakan proteksi radiasi apa saja yang dibutuhkan dan harus diterapkan secara baik dan benar, baik sebelum, pada saat maupun setelah pekerjaan selesai dilakukan [1,2,3,5]. Hasil pemantauan potensi bahaya ini oleh petugas proteksi radiasi harus disampaikan kepada penanggungjawab keselamatan sebagai bahan untuk pengambilan keputusan dan evaluasi terhadap pelaksanaan kegiatan di daerah radiasi tinggi tersebut.c. Rekomendasi dan persetujuanpelaksanaan pekerjaanPenanggungjawab keselamatan setelah memperoleh informasi dan data hasil pemantauan potensi bahaya di daerah kerja dari petugas proteksi radiasi selanjutnya melakukan evaluasi untuk menilai sejauhmana kelayakan pekerjaan tersebut ditinjau dari segi proteksi radiasi dan fisika kesehatan. Jika memang dipandang layak, maka penanggungjawab keselamatan memberikan rekomendasi dan persetujuan untuk pelaksanaan pekerjaan tersebut[1,2,3,5].d. Penjelasan potensi bahaya dantindakan proteksi radiasiSebelum melakukan pekerjaan, pekerja radiasi oleh penanggungjawab keselamatan terlebih dahulu diberikan penjelasan tentang potensi bahaya yang akan dihadapi sehingga dapat dipastikan perlengkapan proteksi radiasi personil apa saja yang dibutuhkan serta tindakan proteksi radiasi yang harus dilaksanakan oleh pekerja radiasi baik sebelum, pada saat maupun setelah pekerjaan selesai dilakukan [1,2,3,5].e. Pengawasan pelaksanaan pekerjaanGuna melindungi keselamatan dan kesehatan pekerja radiasi yang melakukan kegiatan di daerah radiasi tinggi,maka pengawasan terhadap pelaksanaan kegiatan tersebut harus dilakukan secara benar-benar sesuai dengan ketentuan proteksi radiasi.Ada dua cara pengawasan yang dapat dilakukan, yaitu [1,2,3,5] :1. Berdasarkan waktu kerja yang diizinkan. Dengan diketahuinya nilai laju paparan radiasi dan batasan nilai dosis yang diizinkan untuk waktu satu hari, maka dapat ditentukan lamanya waktu kerja yang diizinkan bagi pekerja radiasi untuk bekerja di daerah radiasi tinggi. Agar kegiatan bisa tetap dilakukan dengan tetap terjaganya keselamatan dan kesehatan pekerja radiasi, maka harus dilakukan pembagian tugas terhadap beberapa pekerja radiasi. Cara pengawasan seperti ini cukup sulit untuk diterapkan bila beban pekerjaan yang ada harus bisa selesai dalam tenggatwaktu tertentu. Misalnya dalam kegiatan produksi larutan senyawa bertanda Iodium-131 yang harus bisa selesai dalam tenggat waktu tertentu karena sangat dibutuhkan untuk penyembuhan pasien di rumah sakit. Bila menggunakan cara pengawasan seperti ini, maka kegiatan tidak bisa selesai dan kebutuhan untuk penyembuhan pasien di rumah sakit tidak terpenuhi.2. Berdasarkan Perkiraan Besarnya DosisYang Diterima.

Konsep ini memiliki pengertian bahwa pekerja radiasi bisa menyelesaikan pekerjaan dalam tenggat waktu tertentu dengan potensi laju paparan radiasi yang ada, dimana perkiraan besarnya nilai dosis yang diterima oleh pekerja radiasi tersebut tidak boleh melebihi nilai yang telah ditetapkan oleh pemegang izin (misalnya tidak boleh melebihi 75% dari NBD mingguan). Bila dosis yang diterima melebihi nilai ini, maka untuk mengerjakan pekerjaan serupa padaperiode berikutnya harus dilakukan oleh pekerja radiasi lain.f. Evaluasi penerimaan dosisPekerja radiasi yang melakukan kegiatan di daerah radiasi tinggi dalam tenggat waktu tertentu dan dengan nilai laju paparan radiasi yang ada harus bias memperkirakan sendiri berapa besarnya dosis yang akan diterimanya tanpa harus banyak bergantung pada petugas proteksi radiasi Besarnya perkiraan nilai dosis yang diterima dan prosentase terhadap NBD ini harus dicatat dengan baik dan benar pada lembar rekaman kualitas yang sudah disahkan oleh satuan jaminan kualitas [1,2,3,5]. Contoh format rekaman kualitas diberikan pada Lampiran 2. Hasil catatan perkiraan nilai dosis yang dilengkapi dengan prosentase terhadap NBD ini oleh pekerja radiasi harus dilaporkan kepada atasannya. Dari laporan ini, atasan pekerja radiasi dapat mengetahui apakah dosis yang diterima pekerja radiasi masih dibawah NBD atau tidak [1,2,3,5].Selanjutnya atasan pekerja radiasi menyampaikan laporan catatan perkiraan nilai dosis yang dilengkapi dengan prosentase terhadap NBD ini kepada penanggungjawab keselamatan ( kepala bidang keselamatan atau manajer keselamatan ). Berdasarkan laporanini, penanggungjawab keselamatan melakukan evaluasi secara menyeluruh terhadap pelaksanaan kegiatan di daerah radiasi tinggi tersebut, apakah untuk pelaksanaan kegiatan pada periode berikutnya pekerja radiasi yang bersangkutan masih tetapditugaskan ataukah harus diganti denganpekerja radiasi yang lain.Hasil evaluasi ini oleh penanggungjawab keselamatan disampaikan kepada atasan pekerja radiasi sehingga dapat diketahui apakah harus dilakukan penggantian pekerja radiasi atau tidak.Dengan cara seperti ini maka besarnya dosis yang diterima oleh pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggi dapat diperkirakan sebelumnya tanpa harus menunggu hasil evaluasi TLD-badge da dapat dikendalikan sehingga besarnya dosis yang diterima tidak sampai melebihi khususnya NBD tahunan. Inilah yang dinamakan konsep pengawasan melekat yang dilakukan secara sinergi sehingga keselamatan dan kesehatan pekerja radiasi dapat terjaga [1,2,3,5].g. Upaya tindak lanjutApabila karena bekerja di daerah radiasi tinggi mengakibatkan pekerja radiasi menerima dosis yang melebihi NBD baik secara perhitungan maupun dari hasil evaluasi TLD-badge, maka dilakukan tindaklanjut sebagai berikut [1,2,3,5]:1. Penanggungjawab keselamatanmemberitahukan secara formal kepada atasan pekerja radiasi agar yang bersangkutan sementara diistirahatkan dari bekerja di daerah radiasi dan/atau daerah kontaminasi sampai dengan batas waktu diketahuinya hasil evaluasi dan kajian terhadap penerimaan dosis tersebut.2. Penanggungjawab keselamatan meminta atasan pekerja radiasi untukmenyampaikan riwayat pekerjaan yang dilakukan oleh pekerja radiasi tersebut selama periode waktu penerimaan dosis untuk keperluan evaluasi dan pengkajian.3. Pekerja radiasi yang menerima dosis berlebih berhak mendapatkan tindak lanjut pemeriksaan kesehatan dan konseling.4. Jika pekerja radiasi menerima dosis > 200 mSv dilakukan pemeriksaan hematologik,limfosit absolut dan aberasi kromosom.

5. Rekomendasi yang diperoleh dari hasilpemeriksaan kesehatan dan konseling oleh Penanggungjawab keselamatan digunakan sebagai dasar evaluasi dan pengkajian serta penetapan pekerja radiasi untuk diizinkan bekerja kembali.IV. KESIMPULANBerdasarkan uraian tersebut di atas, dapat ditarik beberapa kesimpulan sebagai berikut :1. Potensi bahaya, jumlah pekerja radiasi, beban dan frekuensi pekerjaan yang dilakukan oleh pekerja radiasi serta lamanya waktu kerja sangat menentukan besarnya dosis radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi tersebut.2. Pekerja radiasi yang akan bekerja didaerah radiasi tinggi berhak mendapat penjelasan tentang potensi bahaya yang akan dihadapi, harus menggunakan perlengkapan proteksi radiasi personil sesuai dengan kategori daerah kerja yang akan dimasuki serta wajib mematuhi ketentuan proteksi radiasi baik sebelum, pada saat maupun setelah bekerja.3. Atasan yang menugaskan pekerja radiasi untuk bekerja di daerah radiasi tinggi harus benar-benar memperhatikan kemungkinan besarnya dosis radiasi yang akan diterima oleh pekerja radiasi tersebut dan membuat pengaturan pekerjaan sesuai dengan ketentuan proteksi radiasi. 4. Untuk kepentingan keselamatan dan kesehatan dirinya, maka pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggidengan mengetahui potensi laju paparanradiasi dan lamanya waktu kerja yangdijalani harus bisa memperkiraan berapabesarnya dosis yang akan diterimanyatanpa harus selalu bergantung padapetugas keselamatan atau petugasproteksi radiasi.5. Pekerja radiasi yang karena bekerja didaerah radiasi tinggi menerima dosisyang melebihi NBD baik secaraperhitungan maupun dari hasil evaluasiTLD-badge berhak mendapatkan tindaklanjut pemeriksaan kesehatan dankonseling.DAFTAR PUSTAKA1. Medhi Physics, Health Physics Manual,Medhi Physics, 1989.2. BADAN PENGAWAS TENAGANUJKLIR, Keputusan KepalaBAPETEN No. 01/Ka-BAPETEN/V-99tentang Ketentuan Keselamatan KerjaTerhadap Radiasi, 1999.3. MUHAMMAD, S., “Buku Saku ProteksiRadiasi”, Divisi Produksi, PT.BatanTeknologi ( Persero ), 2000.Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 97

III. TATA KERJABahan dan PeralatanBahan dan peralatan yang digunakandalam uji kebocoran zat radioaktif Ir-192pada peralatan kamera gamma radiografiindustri jenis portabel adalah sebagai berikut:1. 4 (empat) kamera radiografi gammaTech Ops 660 (S/N:3941, 3895, S-3745& 2248) jenis projection exposurecontainer dengan aktivitas sumberradioaktif Ir-192 masing-masing sebesar26,972 Ci, 10,775 Ci, 7,96 Ci, dan66,264 Ci.2. 1 (satu) kamera radiografi gamma TCNIM (S/N:2976) jenis projection exposurecontainer dengan aktivitas sumberradioaktif Ir-192 sebesar 7,30 Ci.3. 5 (lima) unit kendali sumber (crank)4. 5 (lima) selongsong proyeksi (guidetube)5. Kapas terpasang pada gagang/lidi untukuji usap6. Bahan penyerap berupa pembalut wanita7. Rad-Con Surface Cleaner (radiacwash)yang disemprotkan untuk melembabkankapas8. Kantong plastik untuk menyimpansampel uji usapProsiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 1079. Sarung tangan10. Planset berdiameter 5 cm untukmeletakkan sampel uji usap ketikadicacah.11. Spektrometer gamma HPGe Ortec GEM-60-5 dan HPGe Ortec GMX-25P4 untukmencacah sampel uji12. SpidolMetode Uji1. PersiapanKamera gamma, unit kendalisumber, dan guide tube yang akan diujidisiapkan. Semua peralatan yang akandiuji tersebut perlu dipastikan dalam

kondisi terlepas (tidak tersambung).Kemudian kapas/bahan penyerap, kantongplastik, dan Rad-Con Surface Cleaner(radiacwash) disiapkan.2. Pengambilan Sampel UjiKamera gamma Tech Ops 660S/N : 3941 beserta unit kendali sumberdan guide tube disiapkan. Semua benda ujitersebut dipastikan dalam kondisi terlepas.Kemudian, tutup depan kamera gamma(plug nut) dilepaskan.Setelah sarung tangan dipakai,disemprotkan radiacwash pada kapasyang terbalut pada ujung lidi. Kapas padaujung lidi diusapkan ke dalam lubangdepan kamera gamma sampai bagianterdalam di dekat sumber. Kemudianujung lidi dipatahkan dan kapasdimasukkan ke dalam kantong plastikyang sudah disediakan. Langkah tersebutdiulang menggunakan kapas kering tanpasemprotan radiacwash. Selanjutnyabagian luar plastik diberi identifikasi.Semua langkah tersebut diulang, tetapiyang diusap adalah lubang pada guidetube.Bahan penyerap yang sudahdisiapkan disemprot dengan radiacwash.Kemudian kabel kendali pada unit kendalisumber diusap menggunakan bahanpenyerab yang sudah dilembabkan. Bahanpenyerap yang sudah digunakan untukmengusap kabel kendali dimasukkan kedalam kantong plastik. Langkah tersebutdiulang dengan menggunakan bahanpenyerap kering tanpa disemprotradiacwash. Kemudian bagian luarkantong plastik diberi identifikasi.Semua langkah pengambilansampel uji pada kamera gamma, unitkendali sumber, dan guide tube yang laindiulang.3. Pencacahan Sampel UjiSemua sampel hasil pengusapandicacah menggunakan spektrometergamma. Berdasarkan hasil pencacahan

sampel dilakukan perhitungan aktivitaskebocoran zat radioaktif Ir-192 padakamera gamma radiografi industri yangdiuji menggunakan Persamaan 1.Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 108IV. HASIL DAN PEMBAHASANPencacahan sampel uji dilakukanmenggunakan spektrometer gamma HPGeOrtec GMX-25P4 dan HPGe Ortec GEM-60-5. Spektrometer gamma HPGe Ortec GMX-25P4 memiliki efisiensi 2,56% (Cs-137) danresolusi 2,06 keV pada energi 1332,5 keV(Co-60), sedangkan spektrometer gammaHPGe Ortec GEM-60-5 memiliki efisiensi1,48% (Cs-137) dan resolusi 2,06 keV padaenergi 1332,5 keV (Co-60). Sementara itu,kelimpahan pancaran gamma pada Ir-192adalah 85%. Sampel uji kamera gamma TechOps 660 S/N: S-3745 dan 2248 serta kameragamma TCN IM S/N: 2976 besertaaksesorisnya dicacah menggunakanspektrometer gamma HPGe Ortec GMX-25P4. Sedangkan sampel uji kamera gammaTech Ops 660 S/N: 3941 dan 3895 dicacahmenggunakan spektrometer gamma HPGeOrtec GEM-60-5.Dengan mengambil faktor pindah (F)sebesar 100% karena dianggap semuakontaminan terambil maka nilai aktivitasradioaktif hasil uji usap yang terukur dapatdilihat pada Tabel 1. Sedangkan nilaiaktivitas radioaktif hasil uji usap yang terukurseperti terlihat pada Tabel 2, menggunakanfaktor pindah (F) sebesar 56%. Nilai faktorpindah ini didasarkan pada hasil pengukuranfaktor pindah terkecil hasil tes usap untuksumber radioaktif Cs-137 dan Co-60 [3].Tabel 1. Hasil uji kebocoran radioaktif Ir-192 pada kamera gamma dengan F=100%.No. Obyek PengukuranAktivitas Pada Kamera Gamma(Bq)Tech Ops660:S-3745Tech Ops660:2248

TCN IM: 2976Tech Ops660:3941Tech Ops660:38951. Lubang kamera gamma ttd ttd ttd ttd ttd2. Lubang guide tube ttd ttd ttd ttd ttd3. Kabel kendali ttd ttd ttd 0,37 ttdCatatan: ttd=tidak terdeteksiTabel 2. Hasil uji kebocoran radioaktif Ir-192 pada kamera gamma dengan F=56%.No. Obyek PengukuranAktivitas Pada Kamera Gamma(Bq)Tech Ops660:S-3745Tech Ops660:2248TCN IM: 2976Tech Ops660:3941Tech Ops660:38951. Lubang kamera gamma ttd ttd ttd ttd ttd2. Lubang guide tube ttd ttd ttd ttd ttd3. Kabel kendali ttd ttd ttd 0,64 ttdCatatan: ttd=tidak terdeteksiProsiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 109Hasil perhitungan kebocoran zatradioaktif Ir-192 pada berbagai kameragamma dan asesorisnya dengan faktor pindahsebesar 100% menunjukkan bahwa tidakterjadi kebocoran zat radioaktif Ir-192 karenanilai kebocoran radioaktif tidak terdeteksiatau kurang dari 185 Bq. Hasil uji kebocoranradioaktif pada lubang kamera gammamaupun lubang guide tube menunjukanbahwa aktivitas radioaktif Ir-192 tidakterdeteksi Namun pada kabel kendali untukkamera gamma Tech Ops 660 S/N 3941terdeteksi kebocoran 0,37 Bq, sementara itupada lubang depan kamera gamma tersebuttidak terdeteksi adanya kebocoran radioaktif.Karena tidak terdeteksi adanya kebocoran zat

radioaktif Ir-192 pada lubang kamera gammaTech Ops 660 S/N 3941, tingkat aktivitasyang terukur pada kabel kendalikemungkinan berasal dari zat radioaktif Ir-192 pada kamera gamma yang lain ketika unitkendali digunakan untuk mengoperasikankamera gamma tersebut.Apabila digunakan nilai faktor pindah56% berdasarkan hasil pengukuran uji usappada permukaan stainless steel dengansumber pemancar gamma Cs-137 dan Co-60,nilai kebocoran zat radioaktif Ir-192 masihtetap tidak terdeteksi atau di bawah 185 Bq.Hasil pengukuran kebocoran zatradioaktif Ir-192 pada kabel kendali untukkamera gamma Tech Ops 660 S/N 3941hanya 0,64 Bq. Masih jauh dari nilai batastingkat kebocoran sebesar 185 Bq.V. KESIMPULAN DAN SARANUji kebocoran zat radioaktif Ir-192pada peralatan kamera gamma radiografijenis portabel dilakukan untuk memenuhiketentuan yang tercantum dalam Pasal 42Ayat (1) butir c Peraturan Kepala BadanPengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) No. 7Tahun 2009. Metoda uji kebocoran radioaktiftersebut mengacu pada SNI 18-6650.2-2002tentang Proteksi radiasi – Sumber radioaktiftertutup. Bagian 2:Metoda uji kebocoran,klausul 5.3. Hasil uji kebocoran radioaktif Ir-192 pada kamera gamma Tech Ops 660 S/N:S-3745, S/N:2248, S/N: 3941¸ S/N:3895, dankamera gamma TCN IM S/N: 2976 besertaasesorisnya yaitu unit kendali sumber danguide tube mengindikasikan tidak adanyakebocoran zat radioaktif Ir-192 .Metoda uji kebocoran zat radioaktif Ir-192 pada kamera gamma jenis portabel jugadapat diterapkan pada kamera gamma jenismobile dan fixed.Untuk mendapatkan nilai kebocoranradioaktif Ir-192 yang lebih akurat perludilakukan penelitian nilai faktor pindah (F)zat radioaktif Ir-192 pada permukaanstainless steel dan permukaan bahan lain yangyang berkaitan dengan peralatan radiografi

gamma industri.DAFTAR PUSTAKA1. BADAN PENGAWAS TENAGANUKLIR, Keselamatan Radiasi dalamPenggunaan Peralatan RadiografiIndustri, Perka No. 7 Tahun 2009,Jakarta, 2009.Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir VIIJakarta, 14 Nopember 2012 ISSN : 1978-9971Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 1102. BADAN STANDARDISASINASIONAL, Proteksi radiasi – Sumberradioaktif tertutup. Bagian 2: Metoda ujikebocoran, SNI 18-6650.2-2002, Jakarta,2002.3. SUHARYONO, G., BUNAWAS,INDIYATI, T., KUSDIANA danSETIAWAN, A., Penentuan FaktorPindah Tes Usap Wadah Sumber RadiasiTertutup, Prosiding Presentasi IlmiahKeselamatan Radiasi dan Lingkungan,21-22 Sep.1995, PSPKR-BATAN,Jakarta, 1995.4. SUZUKI., F.F. et al., Considerations inthe Leakage Test on Sealed RadioactiveSources, IPEN-CNEN/SP. Sao Paulo,Brazil, 2008.5. INTERNATIONAL ATOMICENERGY AGENCY, Manual onGamma Radiography Incorporating:Application Guide, Procedure Guide andBasic Guide Useful. Revision 1, Vienna,1996.6. JUMPENO, B.Y.E.B, Kajian TerhadapPerka BAPETEN No.7 Tahun 2009Mengenai Pengujian PeralatanRadiografi Gamma Industri, BuletinALARA Vol. 12 No. 1, ISSN 1410-4652, Jakarta, 2010.7. JUMPENO, B.Y.E.B, Uji KepatuhanPeralatan Radiografi Gamma Industri