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