Pt'OSldliJJ PW'tomuan dan PrasWltaslllmlah FWlDsJonaI ToknIs Non PonaIIU,19 D8s8mIJar 2006- ISSN :1410·6381
PENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DIPABRIK OLEFIN DI CILEGON
Wahyudi dan Untung PujionoPTKMR - BAT AN
ABSTRAKPENGUJIAN KEBOCORAN BUNGKUSAN SUMBER RADIOAKTIF TERTUTUP DI
PABRIK OLEFIN DI CILEGON. Telah dilakukan pengujian kebocoran sumber radioaktiftertutup di pabrik olefin di Cilegon. Kegiatan pengujian meliputi pengukuran pajanan radiasigamma dan melakukan tes usap. Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan denganmenggunakan survei meter Ludlum model 19, sedangkan tes usap dilakukan denganmenggunakan KIT tes usap kemudian sampel di analisis di laboratorium dengan spektrometergamma menggunakan detektor HPGe. Dosis ekivalen dihitung berdasarkan hasil pengukuranpajanan radiasi gamma dan diperoleh nilai berkisar dari (1,42 ± 0,06) ~Sv/th sid (17,72 ±0,77) ~Sv/th. Hasil pengukuran konsentrasi radionuklida 137Cs dalam sampel tes usapmenunjukkan tidak terjadi kebocoran.
Kata kunci : sumber radioaktif, kebocoran, dosis ekivalen.
ABSTRACTTHE LEAKAGE TEST OF CLOSED RADIOACTIVE SOURCE CONTAINERS AT
OLEFIN FABRIC IN CILEGON. The leakage test of shield radioactive source containers atolefin fabric in Cilegon has been conducted. The test covered the measurement of gammaexposure rate and wipe test. Gamma exposure rate were measured by using survey meterLudlum model 19, while the wipe test was done by using wipe test kit and the samples of wipetest were analyzed in laboratory using gamma spectrometer completed with HPGe detector.Equivalent doses that were calculated based on the result of measurement on gamma exposurerate were (1.42 ± 0.06) ~Sv/y to (17.72 ± 0.77) ~Sv/y. The result of 137Csconcentrationmeasurement in wipe test samples was indicating that radioactive source containers were notleakage.
Key words: radioactive source, leakage, equivalent doses.
PENDAHULUAN
Kemajuan teknologi dalam penggunaan zat radioaktif telah dimanfaatkan oleh
beberapa perusahaan untuk sistem kontrol. Pabrik pembuatan biji plastik (elefin) di Cilegon
memanfaatkan sumber radioaktif 137Cs sebagai bagian dari sistem kontrol dalam proses
pembuatannya. Sistem kontrol tersebut digunakan untuk kendali pada proses pencampuran
123
pros_ portomuan dan Prosontasillmlah Funoslonal Toknls Non PonoDU,18DosombW' 2006 ISSN :1410 - 6381
bahan baku dengan katalis pada reaktor dan kendali volume pada tangki penyimpanan bahan
baku dan tangki pengumpan.
Untuk menjamin keselamatan terhadap penggunaan bahan radioaktif, maka Bapeten
mensyaratkan adanya pengujian keboeoran seeara berkala[I]. Pengujian keboeoran dilakukan
dengan eara melakukan pengukuran pajanan radiasi gamma seeara langsung dan melakukan
tes usap. Pengukuran paj anan radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan surveimeter
sedangkan tes usap dilakukan dengan mengusap bagian luar dari bungkusan zat radioaktif dan
hasil tes usap dianalisis di laboratorium dengan spektrometer gamma menggunakan detektor
Germanium kemurnian tinggi (HPGe).
Bidang Keselamatan dan Kesehatan pada Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi
Radiasi (PTKMR) - Batan mempunyai tugas melakukan kegiatan pengawasan keselamatan
lingkungan di tingkat nasional dan pemantauan tingkat kontaminasi radionuklida. Makalah ini
menguraikan pengukuran pajanan radiasi gamma serta perhitungan dosis ekivalen untuk
pekerja radiasi dan pengujian keboeoran terhadap bungkusan zat radioaktif di pabrik
pembuatan biji plastik di Cilegon.
HasH pengukuran yang diperoleh dapat digunakan untuk pengkajian terhadap
kemungkinan bahaya radiasi yang diterima pekeIja di pabrik sehingga dapat dilakukan
antisipasi sejak dini dan sebagai persyaratan dalam perijinan pemanfaatan zat radioaktif.
TAT A KERJA
Alat dan bahan
Pengukuran pajanan radiasi gamma menggunakan surveimeter Ludlum model 19,
sedangkan untuk tes usap dilakukan pengambilan sampel menggunakan wipe test kit dan hasil
tes usap dianalisis di laboratorium dan diukur dengan spektrometer gamma menggunakan
detektor HPGe.
Pengukuran pajanan radiasi gamma
Pengukuran pajanan radiasi gamma dilakukan menggunakan survei meter micro R
meter model 19 buatan Ludlum-USA. Survei meter ini mempunyai rentang atau skala bacaan
dalam satuan microRontgen per jam (1lR/h) dan dikalibrasi di Laboratorium Metrologi Radiasi
iiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiii
124
•Pr'osldi/rj Pertllnwan dan PresentasllimlaII Fungslonal TBknls Non peneUU. 19 Desemher 2U06~ - ISSN :1410 - 5381
PTKMR Batan dengan faktor kalibrasi; Fk = 1,01 ± L1 ,3%. Pengukuran pajanan radiasi gamma
dilakukan secara langsung pada beberapa tempat y<ng mewakil; daerah pengukuran. NjJai
pengukuran yang sebenarnya dihitung menggunakan :)ersamaan umum sebagai berikut [2,3]:
(flR/h) (1)
dengan :
Xo : pajanan radiasi gamma sebenarn} a (flR/j)
Xi : pajanan radiasi gamma yang terb<,ca di a1at (flRlh)
Fk : faktor ka1ibmsi survei meter (Fk'""' 1,01)
L\Xo : ketidakpastian pengukural1 pajamn radiasi gamma (%)
Sedangkan ketidak pastiannya dihitung menggurrakar persamaan sebagai berikut :
(~tIVh) (2)
dengan :
L\Xo : ketidakpastian pengukuran pajanan radiasi gamma (%)
O'Xi : ketidakpastian pengukuran dengan surveimeter (%)
O'Fk : ketidakpastian dari ka1ibrasi alat (%)
Dari hasil pengukuran pajanan radiasi gammCl, maka ditentukan besarnya laju dosis
serap ke seluruh tubuh manusia menggunakan persamaan sebagai berikut [4] :
Do =Xo·f (Gylh) (3)
dengan :
Do : laju dosis serap (mGy/h)
Xo : laju pajanan radiasi gamma sebemrnya (mR/h)
f :faktor konversi dari pajanan ke dosis serap (0,877 R/Gy)
Setelah laju dosis serap diketahui maka besarnya ni1ai dosis ekivalen tahunan yang
diterima pekerja dapat dihitung menggunakan persamaan sebagai berikut [4] :
H T = Do . Wr • N . T (flSv) (4)
dengan
HT : dosis ekiva1en tahunan total seluruh tubuh (flSV)
125
ProsldiIJ,J perternuan dan Presemasillmlah FWlDslon&J Teknls Non PeneDU,19 Desember 2306- ISSN :14ID - 5381
Do : laju dosis serap (mGy/h)
Wr : faktor hmlitas radiasi (untuk radiasi gamma Wr=l)
N : faktor modifikasi (N= 1)
T : jumlahjam kerja untuk pekerja dalam satu tabun (T=2000 jam)
Gambar 1. Surveimeter model-19 micro·R-meter buatan Ludlum-USA, KITtes usap dan Rad-Con untuk de]~ontamniasi permukaan.
Tabel 1. Sumber radioaktif yang dimanfaatk: 111 oleh pabr lk olefin di Cilegon.
Kode sumber Lokasi penempatan sum be]
Source-l
Tangkibahan baku
Source-2
Tangki bahan baku
Source-3
Tangkibahan baku
Source-4
Tangkibahan baku
Source-5
Tangkibahan baku
Source-G
Reaktor
Source- 7
Reaktor
Source-8
Tangki pengumpan katalis
Source-9
Tangki pcngumpan katalis
Source-l 0
Tangki pcncampur
Source-II
Tangki pencampur ~ klidaAktivitas
(mCi)~'7CS
250U7Cs
250
U7Cs
300
mCs
250
U7Cs
300
U7Cs
2000
U7Cs
300
mCs
50
mCs
50
D7Cs
500
mCs
500
126
-prosldlJPJ Purtemuan dan Prosentasillmlah Funuslonal TBknIs Non PoneUtf.19 Desember 2006.
Pengujian kebocoran bungkusan sumber radioaktif tertutup
ISSN :1410 - 6381
Pengujian kebocoran dilakukan dengan melakukan tes usap pada permukaan
bungkusan yang diperkirakan potensial terjadi kebocoran kemudian hasil tes usap dibawa ke
laboratorium selanjutnya diukur konsentrasi 137Csdengan spektrometer gamma menggunakan
detektor HPGe.
Konsemrasi 137Cs dianalisis pada puncak spektrum energi 661,66 keV dengan~..' .
kelimpahan sebesar 85%. Untuk menghitung konsentrasi radionuklida yang terkandung dalam
sam pel digunakan persamaan sebagai berikut [5] :
.............................. (5)
dengan :
Asp : konsentrasi radionuklida (Bq)
ty : efisiensi pada energi 661,66 keY (%)
Nsp : cacah sampel (cacah)
NBG : cacah latar (cacah)
tsp : waktu cacah sampel (detik)
tBG : waktu cacah latar (detik)
cr : simpangan baku (Bq)
py :yield dari 137Cspada energi 661,66 keY (85%)
sedangkan ketidak pastian pengukuran dihitung menggunakan persamaan berikut :
dengan
a= N.\,/, + N HG2 2
t.~f' t BG
.............................................. (6)
cr : simpangan baku (Bq)
Nsp : cacah sampel (cacah)
NBG : cacah latar (cacah)
tsp : waktu cacah sampel (detik)
tBG : waktu cacah latar (detik)
127
PI'Osll!llJJPertBmnan dan ProsentaslllmJah FunosionaiTeknls NonPeneUtl,18D8sernlJer2006 ISSN:1410- 6381iiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiioiiiiiiiiiiiOiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiiii
Dalam melakukan pengusapan, tidak semua zat radioaktif yang menempel pada
bungkusan zat radioaktif terangkat pada media pengusap. Untuk itu periu diperhitungkan
faktor pindah dari tes usap. Faktor pindah tes usap berbeda-beda tergantung jenis
radionuklidanya, faktor pindah tes usap untuk 137Cs sebesar (59 ± 5)% (Tabel 2), sehingga
untuk menghitung besarnya kontaminasi pada permukaan bungkusan zat radioaktif digunakan
persamaan :','.
ACs-137 = A.\'p . Fp (7)
dengan :
ACs-137 : aktivitas 137Cspada permukaan bungkusan zat radioaktif (Bq)
Asp : konsentrasi 137Cs dalam sampel tes usap (Bq)
Fp : faktor pindah (%)
Tabel 2. Faktor pindah tes usap wadah sumber radioaktif tertutupuntuk beberapajenis radionuklida [6].
No.RadionuklidaFaktor pindah (%)
1.
137Cs 59 ± 5
2.
6OCo 70 ± 10
3.
226Ra 24 ± 11
Nilai batas terendah deteksi untuk sistem spektrometer gamma dengan tingkat
kepercayaan 68% ditentukan menggunakan persamaan sebagai berikut [5] :
- 2 33·LLD68% -, &y . Py
dengan :
.............................. (8)
LLD68% : batas deteksi terendah (Bq)
Ey : efisiensi pada energi 661.66 keY (%)
NBG : cacah latar (cacah)
tOG : waktu cacah latar (detik)
py : yield dari 137Cspada energi 661,66 keY (85%)
128
ProsIdIiJJ Plil'tDmuan dan Prosontasl Dmlah Funoslon&l Jakols Non PeIl8DtL 18 Dosambor 2006
NaG : cacah latar (cacah)
taG : waktu cacah latar (detik)
py :yield dari 137Cs pada energi 661,66 ke V (85%)
ISSN :1410 - 6381
Gambar 2. Sistem spcktrometcr gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe
HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil pengukuran pajanan radiasi gamma di pabrik olefin di Cilegon disajikan pad a
Tabel 3, dengan menggunakan persamaan 1, 2, 3 dan 4 dapat ditentukan dosis ekivalen
tahunan untuk pekerja radiasi. Pada pengukuran pajanan radiasi gamma yang telah dilakukan
terhadap sumber zat radioaktif yang dimanfaatkan pabrik olefin di Cilegon pada jarak 1 meter
dengan asumsi jam kerja selama satu tahun adalah 2000 jam diperoleh nilai dosis ekivalen
terendah di lokasi reaktor dengan nilai sebesar (1,42 ± 0,06) mSv/tahun, sedangkan tertinggi
di lokasi tangki bahan baku dan tangki pencampur dengan nilai sebesar (17,72 ± 0,77)
IlSv/tahun.
Nilai Batas Dosis (NBD) pajanan radiasi gamma yang diijinkan oleh Bapeten adalah
50 mSv/tahun untuk pekerja radiasi, sedangkan untuk masyarakat umum adalah sebesar 5
mSv/tahun[I]. Nilai dosis yang diterima oleh pekerja radiasi tertinggi adalah (17,72 ± 0,77)
129
ProsllllnO P9rtBmuan dan Presentasillmiafi Funosionai Toknls Non PonoUtI. m Desombor 2006 ISSN ;1410 . 5381
Pad a prakteknya pekerja radiasi hanya berada beberapa saat at au beberapajam di dekat
sumber radiasi ditempatkan pada saat melakukan pemeriksaan, sehingga kemungkinan dosis
yang diterima masih di bawah dari hasil perhitungan, ini memperlihatkan bahwa pekerja aman
dari bahaya radiasi eksterna.
Tabel 3. Dosis ekivalenjarak 1 m dari bungkusan sumber radioaktif dan pengukuran
konsentrasi I37Cs dalam sampel tes usap, Sept. 2004
No. Dosis EkivalenKonsentrasi U7CsLokasi pengukuran
()lSv/tahun)dalam tes usap (Bq)l.
Tangkibahan baku 8,86 + 0,38::;;0,42
2.Tangki bahan baku 17,72 + 0,77::;;0,42
3.Tangki bahan baku 17,72 ± 0,77::;;0,42
4.Tangki bahan baku 17,72 ± 0,77
S; 0,42
5.Tangki bahan baku 17,72 + 0,77::;;0,42
().
Reak tor 3,54 ± 0,15::;;0,42
7.Reaktor 1,42 + 0,06::;;0,42
8.Tangki pengumpan katalis 3,54±O,15::;;0,42
9.Tangki pengumpan katalis 3,54 ± 0,15::;;0,42
10.Tangki peneampur 17,72 ± 0,77
::;;0,42
11.Tangki pencampur 14,17 ± 0,61::;;0,42
Catatan : LLDw/o untuk pengukuran I37Cs sebesar 0,42 Bq
Dengan menggunakan persamaan 5, 6, 7 dan 8 dihitung konsentrasi radionuklida 137Cs
dalam sampel tes usap. Hasil pengujian kebocoran disajikan dalam Tabel 3, diperoleh hasil
bahwa konsentrasi I37Cs tidak terdeteksi, sedangkan batas nilai kebocoran suatu zat radioaktif
adalah apabila hasil tes usap terdapat kontaminasi minimum sebesar 185 Bq[ 1], hal ini
memperlihatkan bahwa bungkusan sumber radioaktif dalam keadaan aman dan tidak terjadi
kebocoran.
Untuk menjamin keselamatan pekerja maupun keamanan sumber radiasi yang
digunakan oleh perusahaan, maka pengujian kebocoran ini perlu dilakukan secara berkala.
Scsuai dengan rekomcndasi Bapeten, pengujian kebocoran dilakukan minimal sekali dalam
130
Prosldq Partemuan dan PresentasJ IImIah FunuslOIlai TBknls Non PeneDU,18Desambar 2006- ISSN:1410·5381
setahun. Dengan dilakukannya pemeriksaan ini maka keberadaan dan kondisi fisik zat
radioaktifyang dipakai terjamin keamanan dalam penggunaan dan penempatan.
Hasil pengukuran tes usap ini dapat digunakan sebagai salah satu data dukung dalam
melakukan pemantauan sumber radiasi yang ada di pabrik olefin sesuai dengan PP No.63
tahun 2000 tentang Pemanfaatan Radiasi Pengion yaitu melakukan p~mantauan secara
berkala dan terus menerus sehingga menjamin keamanan dan keselamatan sumber radiasi
yang dimilikinya.
KESIMPULAN
Dari hasil pengukuran pajanan radiasi gamma dan analisis terhadap sampel tes usap di
pabrik olefin di Cilegon diperoleh hasil sebagai berikut:
1. Nilai dosis ekivalen tahunan di pabrik olefin di Cilegon berkisar dari (1,42 ± 0,06)
flSv/tahun sampai (17,72 ± 0,77) flSv/tahun, sehingga pekerja radiasi aman dari
bahaya radiasi eksterna.
2. Hasil pengujian menunjukkan tidak terjadi kebocoran pada bungkusan zat radioaktif.
3. Data hasil pengujian tes usap dapat digunakan sebagai salah satu data dukung dalam
melakukan pemantauan sumber radiasi yang ada di pabrik olefin sesuai dengan PP
No.63 tahun 2000 tentang Pemanfaatan Radiasi Pengion.
DCAP AN TERIMA KASIH
Terima kasih kami sampaikan kepada Bp. Drs. Abdul Wa'id sebagai PPR dari PTKMR
Batan yang telah membantu dalam kegiatan ini.
DAFT AR PUST AKA
1. BAPETEN, Keputusan Kepala BAPETEN No.0IlKa·BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan
Keselamatan Kerja Tcrhadap Radiasi, Bapeten, Jakarta (1999).
131
-Pr£lsldIIJ,J PertBnwan dan Presentasillmlah Fungslonal TBknls Non PenoUU, 18 Dosombor 2006- ISSN :14ID - 5381
: Hadirahman (PPR-BA TAN)
2. Ludlum Measurement Inc. Instruction Manual Ludlum Model 19 Micro R Meter.
Sweetwater, Texas, Revised October 1993.
3. ISO 9978: 1992(E). Radiation protection - Sealed radioactive sources - Leakage test
methods.
4. AKHADI, M., Dasar-Dasar Proteksi Radiasi, Rineka Cipta, Cetakan Pertama, Jakarta
(2000).
5. BArAN, Prosedur Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, Badan Tenaga Nuklir
Nasional, Jakarta, (1998).
6. SUHARYONO, G., BUNAWAS, INDIYATI, T., KUSDIANA dan SETIAWAN, A.,
Penentuan faktor pindah tes usap wadah sumber radiasi tertutup, Prosiding Presentasi
Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, Jakarta 21-22 Sep. 1995 P3KRBiN-Batan,
Jakarta (1995) 239-244.
Tanya - Jawab :
1. Penanya
Pertanyaan
Pada waktu mengukur paparan anda hanya mengukur sekali sewaktu tes kebocoran bukan
secara periodik, kenapa laju dosis yang ekivalenltahun bukan laju dosis saat tes kebocoran ?
Jawaban : Wahyudi (PTKMR - BAT AN)
Pengukuran hanya dilakukan sekali dalam satu tahunlberkala, namun untuk perhitungan
dosis ekivalen menggunakan rentang waktu satu tahun.
2.Penanya : Eko Jumpeno (PTKMR-BA TAN)
Masukan : NBD = 5 Rem/tahun atau 50000 ~lSv/tahun bukan 5000 ~lSv/tahun.
Jawaban : Wahyudi (PTKMR - BAT AN)
NBD untuk pekerja radiasi = 50000 ~Sv/tahun sedangkan untuk anggota masyarakat adalah
5000 ~Sv/tahun.
132
-Prosl~ portornmm dan Presentasl IIrnlah FunoslonaJTaknls Nan PenoJlU,18Dosernbar 2006• ISSN :1410 - 6381
3. Penanya : Subagyo ES (PPGN-BA TAN)
Pertanyaan
Apa alasan jarak pengukuran 1m dari sumber?
Apa indibsi awal yang didapat seandainya terdapat kebocoran yang sangat kecil dan
tersembunyi, bagaimana mcngatasinya?
.Jawaban : Wahyudi (PTKMR - BAT AN)
Dasarnya prosedur pengujian kebocoran sumber radiasi teitutup yang dibuat Lab.KKL
PTKMR BATAN.
Indikasi awal terjadi kebocoran adalah terkontaminasinya tes usap, diatasi dengan dilakukan
penutupan tempat terjadi kebocoran.
4. Penanya : Muji Wiyono (PTKMR-BATAN)
Pertanyaan
Dalam kesimpulan No.3 dinyatakan bahwa hasil tes usap digunakan sebagai persyaratan
izin pemanfaatan tenaga ~uklir, padahal untuk melakukan tes usap itu harus sudah
mendapatkan izin pemanfaatan, jadi mana yang benar?
Saran : hasil tes usap bukan digunakan sebagai persyaratan izin pemanfaatn melainkan
menerapkan PP No. 63/2000 tentang Pemanfaatn radiasi Pengion yaitu melakukan
pemantauan secara berkala dan terus menerus.
Jawaban : Wahyudi (PTKMR-BATAN)
Yang benar uji usap dilakukan setelah ada ijin pemanfaatan zat radioaktif. Terima kasih,
saran kami terima
133
Top Related