Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limbah V Pusat Teknologi limbah Radioaktif - SATAN ISSN 1410-6086 PRAKIRAAN PENERIMAAM DOSIS PADA KEGIATAN DEKOMISIONING PABRIK ASAM FOSFAT-PETRO KIMIA GRESIK. Erwansyah Lubis, Heru Umbara, Agus Gindo S. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN ABSTRAK PRAKIRAAN PENERIMAAM DOSIS PADA KEGIATAN DEKOMISIONING PABRIK ASAM FOSFAT- PETRO KIMIA GRESIK. Prakiraan penerimaan dosis pada kegiatan dekomisioning Pabrik Asam Fosfat-Petro Kimia Gresik (PAF-PKG) telah dilakukan. Prakiraan dosis eksterna dilakukan berdasarkan laju paparan radiasi maksimal di tiap daerah kerja (zona-1, 2, 3 dan 4). Prakiraan dosis interna dilakukan berdasarkan konsentrasi radionuklida dan ukuran partikulat di udara di tiap daerah kerja, perhitungan dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak LUOEP 2.0. Hasil yang diperoleh menunjukan bahwa pad a kegiatan dekomisioning berjalan secara normal di daerah zona-1, 2, 3 dan 4 akan memberikan dosis efektif masing-masing sebesar 0,27 mSv, 1,23 mSv, 1,37 mv dan 11,85 mSv dalam setahun. Prakiraan penerimaan dosis untuk kasus kecelakaan terparah yang dapat terjadi, dosis interna untuk organ paru yang diterima diprakirakan mencapai 21,06 mSv atau 4,2 % dari Nilai Batas Oosis (NBO) per tahun. Oapat disimpulkan bahwa penerimaan dosis efektif maksimal pad a kegiatan dekomisioning PAF-PKG masih jauh lebih rendah dari NBO yang diperkenankan. ABSTRACT ESTIMATION OF DOSE RECEIVED IN DECOMMISSIONING OF PHOSFAT ACID FACTORY-PETRO KIMIA GRESIK. The estimation of dose received in decorlmissioning of Phosphate Acid Factory-Petro f\imia Gresik (PAF-PKG) was carried out. The external dose estim3ted base on the radiation rate in each working area of zona-1, 2, 3 and 4. The internal dose estimated base on the radionuclides activity and diameter of particulate exist in each working area. The calculation of the internal dose was carried out by LUOEP 2.0 computer code. The results indicated that in the normal activity of decommissioning, the effective dose will received by the worker per year were 0.27 mSv in zona-1, 1.23 mSv in zona-2, 1.37 mSv in zona-3 and 11.85 mSv in zona-4. The internal dose received when a worse accident happens in decommissioning activity is 21.06 mSv for lung organ or 4.2 % of the dose limit for that organ. Based on the discussion above, indicated that in the decommissioning of PAF-PKG the dose received by the workers is far lower than the dose limit. PENDAHULUAN Instalasi Pemurnian Asam Fosfat-Petro Kimia Gresik (PAF-PKG) merupakan instalasi yang digunakan untuk memproduksi Yellow Cake (YC). Instalasi PAF-PKG sejak tahun 1989 telah dihentikan dan sampai sekarang tidak pernah dioperasikan kembali. Pihak manajemen PT Petro Kimia Gresik telah memutuskan bahwa instalasi PAF-PKG tidak akan dioperasikan kembali dan diprogramkan untuk dilakukan dekomisioning [1]. Sesuai dengan Undang-Undang No. 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran, pasal 22 ayat (1) dan Surat Keputusan Kepala Badan Pengawasan Tenaga Nuklir (BAPETEN) NO.06/Ka. BAPETENN-99 Tentang Pembangunan dan pengoperasian Reaktor Nuklir, PT. Petro Kimia Gresik dalam rangka dekomisioning berkewajiban memohon izin kepada BAPETEN. Permohonan izin dekomisionig harus dilampiri dengan program dekomisioning yang telah disetujui oleh BAPETEN. Penyusunan program dekomisioning harus mengacu pada SK. 206 BAPETEN No.07-P/Ka. BAPETEN/I-02 mengenai "Pedoman dekomisioning fasilitas medis, industri dan penelitian serta instalasi nuklir non-reaktor" [2,3,4]. Dalam rangka menyusun program dekomisoning langkah awal yang harus dilakukan adalah pengkajian potensi dampak nuklir dan non-nuklir terhadap pekerja dan lingkungan yang kemungkinan timbul dalam pelaksanaan dekomisioning. Oalam makalah ini akan disampikan hasil kajian prakiraan penerimaan dosis terhadap pekerja saat dekomsioning dilaksanakan baik untuk operasi normal ataupun bila terjadi kecelakaan. DAERAH SURVEI Prakiraan potensi penerimaan dosis pada pekerja untuk operasi normal dan bila terjadi kecelakaan saat dekomisioning dilakukan melalui beberapa tahapan kegiatan. Tahap pertama dilakukan survei yang meliputi pengukuran paparan radiasi, pengambilan sampel dan anlisis radionuklida. Tahap kedua dilakukan prakiraan penerimaan dosis eksterna
10
Embed
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limbah V ISSN 1410 ...
This document is posted to help you gain knowledge. Please leave a comment to let me know what you think about it! Share it to your friends and learn new things together.
Transcript
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limbah VPusat Teknologi limbah Radioaktif - SATAN
ISSN 1410-6086
PRAKIRAAN PENERIMAAM DOSIS PADA KEGIATAN DEKOMISIONINGPABRIK ASAM FOSFAT-PETRO KIMIA GRESIK.
Erwansyah Lubis, Heru Umbara, Agus Gindo S.Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN
ABSTRAKPRAKIRAAN PENERIMAAM DOSIS PADA KEGIATAN DEKOMISIONING PABRIK ASAM FOSFAT
PETRO KIMIA GRESIK. Prakiraan penerimaan dosis pada kegiatan dekomisioning Pabrik AsamFosfat-Petro Kimia Gresik (PAF-PKG) telah dilakukan. Prakiraan dosis eksterna dilakukan berdasarkanlaju paparan radiasi maksimal di tiap daerah kerja (zona-1, 2, 3 dan 4). Prakiraan dosis internadilakukan berdasarkan konsentrasi radionuklida dan ukuran partikulat di udara di tiap daerah kerja,perhitungan dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak LUOEP 2.0. Hasil yang diperolehmenunjukan bahwa pad a kegiatan dekomisioning berjalan secara normal di daerah zona-1, 2, 3 dan 4akan memberikan dosis efektif masing-masing sebesar 0,27 mSv, 1,23 mSv, 1,37 mv dan 11,85 mSvdalam setahun. Prakiraan penerimaan dosis untuk kasus kecelakaan terparah yang dapat terjadi, dosisinterna untuk organ paru yang diterima diprakirakan mencapai 21,06 mSv atau 4,2 % dari Nilai BatasOosis (NBO) per tahun. Oapat disimpulkan bahwa penerimaan dosis efektif maksimal pad a kegiatandekomisioning PAF-PKG masih jauh lebih rendah dari NBO yang diperkenankan.
ABSTRACTESTIMATION OF DOSE RECEIVED IN DECOMMISSIONING OF PHOSFAT ACID FACTORY-PETRO
KIMIA GRESIK. The estimation of dose received in decorlmissioning of Phosphate Acid Factory-Petrof\imia Gresik (PAF-PKG) was carried out. The external dose estim3ted base on the radiation rate ineach working area of zona-1, 2, 3 and 4. The internal dose estimated base on the radionuclides activityand diameter of particulate exist in each working area. The calculation of the internal dose was carriedout by LUOEP 2.0 computer code. The results indicated that in the normal activity of decommissioning,the effective dose will received by the worker per year were 0.27 mSv in zona-1, 1.23 mSv in zona-2,1.37 mSv in zona-3 and 11.85 mSv in zona-4. The internal dose received when a worse accident
happens in decommissioning activity is 21.06 mSv for lung organ or 4.2 % of the dose limit for thatorgan. Based on the discussion above, indicated that in the decommissioning of PAF-PKG the dosereceived by the workers is far lower than the dose limit.
PENDAHULUANInstalasi Pemurnian Asam Fosfat-Petro
Kimia Gresik (PAF-PKG) merupakan instalasiyang digunakan untuk memproduksi YellowCake (YC). Instalasi PAF-PKG sejak tahun1989 telah dihentikan dan sampai sekarangtidak pernah dioperasikan kembali. Pihakmanajemen PT Petro Kimia Gresik telahmemutuskan bahwa instalasi PAF-PKG tidak
akan dioperasikan kembali dan diprogramkanuntuk dilakukan dekomisioning [1].
Sesuai dengan Undang-Undang No.10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran,pasal 22 ayat (1) dan Surat Keputusan KepalaBadan Pengawasan Tenaga Nuklir(BAPETEN) NO.06/Ka. BAPETENN-99Tentang Pembangunan dan pengoperasianReaktor Nuklir, PT. Petro Kimia Gresik dalamrangka dekomisioning berkewajiban memohonizin kepada BAPETEN. Permohonan izindekomisionig harus dilampiri dengan programdekomisioning yang telah disetujui olehBAPETEN. Penyusunan programdekomisioning harus mengacu pada SK.
206
BAPETEN No.07-P/Ka. BAPETEN/I-02
mengenai "Pedoman dekomisioning fasilitasmedis, industri dan penelitian serta instalasinuklir non-reaktor" [2,3,4].
Dalam rangka menyusun programdekomisoning langkah awal yang harusdilakukan adalah pengkajian potensi dampaknuklir dan non-nuklir terhadap pekerja danlingkungan yang kemungkinan timbul dalampelaksanaan dekomisioning. Oalam makalahini akan disampikan hasil kajian prakiraanpenerimaan dosis terhadap pekerja saatdekomsioning dilaksanakan baik untuk operasinormal ataupun bila terjadi kecelakaan.
DAERAH SURVEI
Prakiraan potensi penerimaan dosis padapekerja untuk operasi normal dan bila terjadikecelakaan saat dekomisioning dilakukanmelalui beberapa tahapan kegiatan. Tahappertama dilakukan survei yang meliputipengukuran paparan radiasi, pengambilansampel dan anlisis radionuklida. Tahap keduadilakukan prakiraan penerimaan dosis eksterna
Presiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusal Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN
dan interna. Pada tahap akhir dilakukanevaluasi untuk mendapatkan rekomendasiguna penyusunan program proteksi radiasidalam pelaksanaan kegiatan dekomisioning.
Oaerah sampling adalah daerah kerja diPAF-PKG yang meliputi,
- Oaerah zona-1, adalah daerah persiapanawal (Feed acid treatment) untuk prosespemurnian asam fosfat.
- Oaerah zona-2, adalah daerah prosespemisahan gypsum dan daerah ekstraksisiklus pertama. Oalam ekstraksi sikluspertama terjadi pemisahan U(VI) dariphasa air ke phasa organic, sehinggaterjadi pemekatan U(VI) dalam phasaorganic.
ISSN 1410-6086
- Oaerah zona~3, adalah daerah ekstraksisiklus kedua, pemisahan asam fosfat darilarutan orgainik kaya U(VI) dan pemisahanU(VI) ke dalam larutan karbonat.
- Oaerah zona-4, adalah daerah pemisahanendapan organic (Gunk treatment), daerahpengeringan dan pengepakan YC sertagudang produksi.
METODOLOGIPeralatan
Pengukuran dan analisis parameter dalamkarakterisasi bahan di daerah zona-1, 2, 3 dan4, serta peralatan yang digunakan terincidalam Tabel1.
-. Tingkat kontaminasi-u-. Poliradiameter, IPAB-71Instalasi
-. Tinqkat kontaminasi-Il/y-. Uji usap dan ESP-2Permukaan
-. Papa ran radiasi-. Radiameter, FH40-FAG
lantai
-. Tingkat kontaminasi-u-. Poliradiameter, IPAB-71
-. Tingkat kontaminasi-II'y
-. Uji usap dan ESP-2Tabel 1. P . di FAP-PKG
Prakiraan Penerimaan Oosis oleh PekerjaJalur penerimaan dosis terhadap
pekerja pada saat dekomisioning adalahmelalui jalur eksterna dan interna. Penerimaandosis eksterna dominan berasal dari dosis
submersi, yaitu papa ran eksternal yang datangdari sekitar tempat kerja. Oosis interna berasaldari jalur inhalasi, yaitu menghirup udara yangterkontaminasi di tempat kerja. Oosis eksternadihitung dengan mengalikan besarnya lajupaparan radiasi di daerah kerja dengan waktupekerja berada selama 1 tahun di daerah kerjatersebut.
Analisis dosis interna dilakukan denganmenggunakan paket program LUOEP 2.0(Lung Deposition) yang merupakan perangkatlunak untuk memprediksi dosis internaberdasarkan jalur inhalasi yang diakibatkanoleh masuknya radionuklida ke dalam tubuhmelalui saluran pernapasan, ICRP-66 tahun1993 [5]. Oalam paket program ini terdapatmodul analisis biologis (bioassay) yangmemungkinkan perhitungan aktivitasradionuklida yang terekskresi dan terdeposit diorgan paru, organ lain serta retensiradionuklida seluruh tubuh. Model perpindahanpartikulat yang digunakan dalam perangkat iniialah model standar ICRP. Fraksi deposisi
207
dalam alveolar interstitial (AI) diasumsikan 0,3:0,6: 0,1 (AI,: AI,: A13), fraksi deposisi padatrakea, bronkus dan bronkiolus (BB, dan bb,)ialah 0,5 untuk ukuran diameter aerodinamis
kurang dari atau sama dengan 2,5 ~ pm{:(
dan menurun untuk ukuran > 2,5 ff ~lm
dimana p adalah densitas partikel dan Z adalahfaktor bentuk, sementara fraksi tinggal padadinding saluran pernapasan (Bbsecretory danbbsecrelOry) ialah 0,007 pada semua ukuran,serta 0,0005 material yang terdeposisi dalamextra thoracic (farink dan larink=ET ,). Oosisekuivalen pada umur t dalam organ T untukindividu berumur To pada saat mulai intakesualu radionuklida diekspresikan denganpersamaan,
qs.)(t) : aktivitas radionuklida j yang beradadalam organ sumber Spada umur t.
C : faktor konversi dosis terhadap
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN
aktivitas dan total energi yang diserapper satuan masa pada organ target T.
WR : faktor bobot untuk radiasi R, ERadalah energi radiasi R.
YR : yield radiasi R per transformasi inti.AF(T ~S;t)R: fraksi energi radiasi R yang
diemisikan dalam S dan diserap olehorgan target T pada umur individu t.
Mr(t) : masa organ target pad a umurindividu t.
Dalam perhitungan dosis internadiperlukan beberapa parameter input dimanasebagian nilai parameter input diperoleh darihasil penelitian terhadap pekerja orangIndonesia (site specific), sebagian merupakanasumsi dan lainnya merupakan nilai standar
,ISSN 1410-6086
yang direkomendasikan oleh ICRP. Dosisinterna yang diperoleh merupakan prediksi nilaidosis maksimum yang selanjutnya akandibandingkan dengan dosis efektif tahunanmenurut ICRP-60 tahun 1990 [6].
HASIL DAN PEMBAHASANPenerimaan Oosis EksternaOi Zona-1
Zona-1 adalah daerah persiapan awal(Feed acid pretreatment) untuk prosespemurnian asam phospat. Di daerah zona-1belum terjadi proses ekstraksi ataupunpemekatan U, kadar U-238 sama dengan yangterdapat dalam umpan. Data tingkat paparanpermukaan dari tangki-tangki dan peralatanpenunjang ditampilkan dalam Tabel 2.
Tabel 2. Karakterisasi bahan, tangki dan peralatan di daerah zona -1
No.Unit Proses Tangki
Paparan permukaan,Isi/ Bahan~ISv/jam
1.Feed Acid S-2010,12-
PretreatmentE-2010.12-
(persiapan awalE-2510,12-
asam phosphat dariM/TK-2030,12-
petrokimia dg. P-2050,12-Pengaturan valensi, P-2030,12-pen-dinginan dan P-3050,12-penjernihan dan P-3060,12-tangki-tangki P-3100,12-pendukung proses M-3110,12-yang ada di zona I) M/TK-305
0,12-TK-306
0,12-TK-902
0,12-TK-903
0,10Kapur (34 m~)TK-914
0,12-TK-916
0,12-TK-918
0,16Kapur (1 ,7 m~)TK-931
0,12-TK-933
0,12-TK-302
0,13-
Totallimbah35,7 m3
Keterangan :(-) = Kosong; S = Spliter box; E =Cooler, M = Mixer~ TK =Tangki; P = Pompa
Di daerah zona-1 laju dosis adalah 0,12± 0,01 ~lSv/jam, tingkat laju dosis ini tidakberbeda nyata dengan laju dosis latar (0,13 ±0,02 J,lSv/jam). Pekerja radiasi bila bekerja didaerah zona-1 untuk 2.000 jam kerja per tahunmempunyai potensi menerima dosis eksternasebesar 240 ~LSV.Nilai batas dosis (NBD) yangdiperkenankan berdasarkan SK kepalaBapeten No. 01/Ka.BAPETENN-1999 adalah
208
50 mSv per tahun, sehingga potensipenerimaan dosis ini relatif rendah hanya 0,48% NBD.
Oi Zona-2
Data tingkat papa ran radiasi dankontaminasi permukaan serta aktvitas jenistotal a dan [J pada berbagai bahan danperalatan di zona-2, ditunjukan dalam Tabel 3.
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN
Tabel 3: Karakterisasi bahan, tangki dan peralatan di zona -2
dengan asam MISE·0,150,20,2Kerak asam!n,jndphosphat encer) 412 O,OI5m'
1YV'3E·0,130,404Karak a5am!ndnd
413O,OI5m'
TK,4350.20 $1sa asam«dn,j
kuat/l,06 m'P.4350,13
TK·4250,20 Kara~Jndn.J
0,212m'P.425020
IYI'1K4n0,25 Vera~1n,jn,j
O,212m'PD·422 Sirong aCId
S·451Production
TK.452(mengubah
PD·452valens, U dalam
E·451a5am phosphat
E·452pekat kaya U
P.454menjad' U·6)
P.456E·453P.453
Keterangan :(c) = cair, ( p ) = padat, PD = Filter pompa, L = Launder, FIL= Filter, PV = Filtrate receiver,PS = Post Settler, FC = Flotation Cell, Itd,= tidak terdetksi.
209
ISSN 1410-6086
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN
Laju dosis di daerah zona-2 adalah0,18 ± 0,10 IlSvl jam dengan laju dosismaksimal 0,60 IlSv/jam. Pekerja radiasimempunyai potensi menerima dosis eksternarerata sebesar 0,36 mSv per tahun ( 0,72 %NBD) dan maksimal sebesar 1,2 mSv pertahun (2,4 % NBD). Penerimaan dosismaksimal sebesar 1,2 mSv per tahun di daerahzona-2 ini relatif rendah. Daerah zona-2merupkan daerah proses siklus pertamaekstraksi U-238, sehingga telah terjadipemakatan U(VI). Dalam bebrapa tangki dansystem proses U(VI) masih tersisa yang telahberupa kerak, sehingga di daerah ini dalamkegiatan dekomisioning mempunyai potensiadanya penerimaan dosis interna.
Oi Zona-3
Data tingkat paparan radiasi dankontaminasi permukaan, aktivitas total a dan pdalam berbagai perala tan dan bahan di zona-3ditampilkan dalam Tabel 4.
Laju dosis rerata di daerah zona-38dalah 0,65 ± 00,78 pSvl jam, laju dosisrnaksll1lal 2,1 ilSV per jdm , Berdasarkan lajudosis rerata, pekerja radiasi mempunyaipotensi menerima dosis eksterna sebesar 1,3mSv per tahun (2,6 % NBD) dan maksimalsebesar 4,2 mSv (8,4 % NBD), Penerimaandosis sebesar 4,2 mSv per tahun di daerahzona-3 ini masih rendah dibandingkanterhadap NBD yang diperkenankan. Sarnaseperti di daerah zona-2, kegiatandekomisioning di daerah ini mempunyaipotensi terjadinya penerimaan dosis interna,
Oi Zona-4
Daerah ini merupakan bagian prosespemisahan endapan organik (phase-3) yangmerupakan hasil dari proses ekstraksi.Berdasarkan data Tabel 5, terlihat bahwapaparan permukaan relatif jauh lebih besardibandingkan data papa ran permukaan didaerah zona-1. Tingkat aktivitas total-a dantotal-I) dari gunk dan pelarut organik dalamtangki-tangki relatif jauh lebih besar dariExemption Level. Hal ini memberikan informasibahwa seluruh peralatan dalam daerah initelah terkontaminasi U(VI), kecuali pompapompa. Jumlah gunk yang tersisa sebanyak47,74 m3.
Laju dosis rerata di zona-4 adalah 5,73± 8,43 ilSvl jam dengan laju dosis maksimalsebesar 25 pSvl jam, Pekerja radiasi dalam 1tahun mempunyai potensi menerima dosis
21Q
ISSN 1410-6086
eksterna rerata sebesar 11,5 mSv (23 % NBO)dan dosis maksimal sebesar 50 mSv atau
sarna dengan NBD. Potensi penerimaan dosiseksterna di daerah Zona-4 relatif tinggi,demikian pula untuk potensi dosis interna,sehingga pengelolaan keselamatan radiasi didaerah zona-4 dalam kegiatan dekomisionigharus menjadi perhatian yang komprehensif.
Penerimaan Oosis interna
Hasil prakiraan penerimaan dosisinterna selama tahap dekomisioningdidasarkan pada kegiatan dekomisioning yangmeliputi pemindahan sumber (segregasi,pewadahan dan transportasi), pembongkaran(membuka baut, pemotongan dengan gergaji,pemotongan dengan las, pemotongan denganplasma cuting, dll ) maupun dekontaminasi insitu. Berdasarkan hasil pengukuran distribusidiameter partikel debu dengan menggunakanImpaktor bertingkat diperoleh bahwa nilaiAMAD (Activity Median AerodynamicDiameter') atau nilai median diameter partikelrrtdionuklida di udafCl dan konsentrasi
radionuklida (U-L38 dan Th-232) ultarnpilkandalam Tabel 6, Hasil prakiraan penerimaandosis interna seluruh tubuh denganmenggunakan perankat lunak LUDEP untuktiap zona ditampilkan dalam Tabel 7.
Di Zona 1 dan 2Berdasarkan hasil analisis konsentrasi
radionuklida di udara pada zona ini diperolehbahwa radionuklida yang terdeteksi adalah Th232 dengan aktivitas sebesar 0,58 Bq/m3.Berdasarkan data tersebut diperoleh bahwapenerimaan dosis interna apabila pekerjabekerja di zona-1 dan 2 selama 1 tahun (2.000jam kerja) akan menerima dosis seluruh tubuhsebesar 2.75 x 10'2 mSv/tahun, penerimaandosis ini 0,05 % dari nilai NBD per tahun.
Oi Zona-3.
Hasil analisis kandungan radionuklidadi udara pada zona-3 diperoleh bahwakonsentrasi radionuklida yang terdeteksiadalah U-238 dengan aktivitas sebesar 1,69Bq/m3. Hasil perhitungan prakiraanpenerimaan dosis interna untuk seluruh tubuhpada zona-3 adalah 6,58 x 10'2 mSv/tahun,penerimaan dosis intern a di zona-3 hanyalahsebesar 0,13 % dari NBD.
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN
Tabel 4, Karakterisasi bahan, tangki dan peralatan di Zona-3
Tabel 6. Nilai AMAD dan konsentrasi radionuklida di udara berdasarkan zonaZona AMAD (~lm)Konsentrasi Radionuklida (Bq/m3)
1 dan 2
0,38 dan 5,330,58 (Th-232)3
2,0 dan 14,3 1,69(U-238
4
2,5 9.49 (U-238
213
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN
ISSN 1410-6086
Tabel 7. Prakiraan penerimaan dosis internal saat dekomisioning dalam kondisi normal
Zona AMAD (um)Dosis Interna (mSv/tahun)
1
0,38 2.75E-02
2
5,33 1.59E-02
3
2,0 dan 14,36.58E-02, 2.05E-02
4
2,5 3.47E-01
Tabel 8. Dosis efektif tahunan maksimal pada kegiatan dekomisioning PAF-PKG
Zona
Jalur paparan (mSv)Total dosis efektif
Eksterna
Interna(mSv)
I
0,242,75 x 10.2 0,27
II
1,202,75 x 10.2 1,23
III
1,36,58 x 10.2 1,37
IV
11,53,47 x 10.1 11,85
Oi Zona-4Berd2o::ar":an hL1~;1;::In:,lisi~ l.:a"dlJn~;::J11
mc;lonuklida (,1 ,;.:;"::..:.r::r,aca LLma-4 dlpc.-oiGi·,bahwa konsentrasi radionuklida yangterdeteksi adalah U-238 dengan aktivitassebesar 9,49 Bq/m3. Hasil perhitunganprakiraan penerimaan dosis interna untukseluruh tubuh pad a zona-4 adalah 3,47 x 10.1mSv/tahun, penerimaan dosis ini hanyalahsebesar 0,70 % NBD.
Penerimaan Oosis Efektif
Hasil prakiraan penerimaan dosis efektifdari kegiaten dekomisioning fasilitas PAF-PKGdapat dilihat dalam Tabel 8.
Hasil prakiraan penerimaan dosiseksterna, interna dan total dosis efektif untukseluruh tubuh pada kegiatan dekomisioningfasilitas PAF-PKG untuk kondisi normal terincidalam Tabel 8. Penerimaa dosis seluruh tubuh
di zona-1, 2, 3 dan 4 masing-masing adalah0,27 mSv (0,54 % NBD); 1,23 mSv (2,46 %NBD); 1,37 mSv (2,74 % NBD) dan 11,85 mSv(23,7 % NBD) untuk 2000 jam kerja dalamsetahun. Penerimaan dosis seluruh tubuh didaerah zona-1, 2 dan 3 relatif kedl, hal iniumum terjadi pada kegiatan di instalasi nukliruntuk daerah kerja radiasi rendah. Penerimaandosis seluruh tubuh relatif sedang terjadi didaerah zona-4, yaitu sebesar 23,7 % NBD.Penerimaan dosis seluruh tubuh di zona 1, 2, 3dan 4 umumnya didominasi oleh penerimaandosis eksterna. Berdasarkan informasi ini
dengan jelas terlihat bahwa pemindahanbahan radioaktif bdan dekontaminasi tangkidan peralatan yang terkontaminasi pada awalkegiatan dekomisioning di daerah zona-4 akan
214
sangat efektif mengurangi penerimaan dosis<;elurllh tuhuh.
Penerimaan Oosis kecelakaan
Prakiraan penerimaan dosis padakasus kecelakaan dalam kegiatandekomisioning fasilitas PAF-PKG diasumsikanakan terjadi tumpahan bahan YC ketikadilakukan pemindahan dari tangki dryer DR701 yang berisi YC dengan berat kurang lebih6,56 kg. Sebelum dilakukan pemindahan YC,terlebih dahulu dilakukan penutupan tangkiDR-701 (sungkup) dengan menggunakanplastik dan diberi sirkulasi udara sehinggadalam proses pemindahan tidak terjadiakumulasi partikel YC dalam sungkup. Volumeruang sungkup yang digunakan sebagaitempat bekerja pada saat pemindahan YCsebesar 42,8 m3. Skenario kecelakaandiasumsikan terjadi tumpahan YC pada saatpemindahan dari tangki DR-701 ke drumpenyimpanan. Pada sa at itu bersamaan sistemproteksi radiasi yang digunakan tidak berfungsiyaitu pompa sirkulasi udara dalam ruang kerjamengalami gangguan sehingga udara dalamruang kerja menjadi jenuh dan jugadiasumsikan filter pada masker pekerja sudahjenuh sehingga tidak mampu lagi menyaringpartikel (YC) di udara yang menyebabkansebagian YC masuk terhirup oleh pekerja.Berdasarkan data inventori limbah, konsentrasiYC yang berada dalam tangki DR-701mempunyai aktivitas gross alpha sebesar 885Bq/g. Tumpahan YC diasumsikan terjadi padasaat menciduk dari tangki dan tumpah di ruangkerja. Jumlah YC yang tertumpah diasumsikanseberat 0,6 kg sehingga total aktivitas YC di
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN
ruan~ kerja sebesar 581.01 Bq atau 13.56Bq/m . Hasil perhitungan prakiraanpenerimaan dosis interna pada kondisikecelakaan dengan waktu 10 menit, 30 menitdan 1 jam yang dihitung dengan perangkatlunak LUDEP memberikan dosis masingmasing sebesar 42,12 mSv, 115,6 mSv dan231,1 mSv terhadap organ kritis paru. Nilaibatas dosis (NBD) untuk organ adalah 500mSv per tahun.
Pekerja radiasi yang bekerja dalamsungkup apabila terjadi kegagalanprosedur/operasi harus segera keluar dariruang sungkup dengan segera sesuai prosedurkedaruratan. Waktu yang diperlukan olehpekerja untuk keluar dari sungkup diprakirakankurang dari 5 menit, sehingga dosis internayang diterima pekerja sebesar 21,06 mSv,penerimaan dosis ini hanyalah sebesar 4,2 %dari NBD yang diperkenankan. Penerimaandosis intern a yang relatif kedl ini belum masukkedalam kategori kecelakaan radiologis.
KESIMPULAN
Hasil prakiraan penerimaan total dosisefektif untuk seluruh tubuh pada kegiatandekomisioning fasilitas PAF-PKG untuk kondisinormal di zona-1, 2, 3 dan 4 masing-masingadalah 0,27 mSv (0,54 % NBD); 1,23 mSv(2,46 % NBD); 1,37 mSv (2,74 % NBD) dan11,85 mSv (23,7 % NBD) untuk 2000 jam kerjadalam setahun. Penerimaan dosis seluruhtubuh di daerah zona-1, 2 dan 3 relatif kedl,hal ini umum terjadi pada kegiatan di instalasinuklir untuk daerah kerja radiasi rendah.Penerimaan dosis seluruh tubuh relatif sedangterjadi di daerah zona-4, yaitu sebesar 23,7 %NBD. Penerimaan dosis seluruh tubuh di zona
1, 2, 3 dan 4 umumnya didominasi olehpenerimaan dosis eksterna. Berdasarkaninformasi ini dengan jelas dapat disimpulkanbahwa pemindahan bahan radioaktif dandekontaminasi tangki dan peralatan yangterkontaminasi pad a awal kegiatandekomisioning di 'daerah zona-4 akan sangatefektif mengurangi penerimaan dosis seluruhtubuh.
Prakiraan penerimaan dosis pada kasuskecelakaan dalam kegiatan dekomisioningfasilitas PAF-PKG diasumsikan akan terjaditumpahan bahan YC ketika dilakukan
215
ISSN 1410-6086
pemindahan dari tangki dryer DR-701 yangberisi YC dengan berat kurang lebih 6,56 kg.inventori limbah, konsentrasi YC yang beradadalam tangki DR-701 mempunyai aktivitasgross alpha sebesar 885 Bq/g. Hasil prakiraanpenerimaan dosis interna pad a kondisikecelakaan dengan waktu 10 menit, 30 men itdan 1 jam yang dihitung dengan perangkatlunak LUDEP memberikan dosis masingmasing sebesar 42,12 mSv, 115,6 mSv dan231,1 mSv terhadap organ kritis paru. Nilaibatas dosis (NBD) untuk organ paru adalah500 mSv per tahun. Pekerja radiasi yangbekerja melakukan pemindahan YC apabilaterjadi kegagalan prosedur/operasi harussegera keluar dari ruang sungkup dengansegera sesuai prosedur kedaruratan. Waktuyang diperlukan oleh pekerja untuk keluar daridaerah kerja diprakirakan kurang dari 5 menit,sehingga dosis interna yang diterima pekerjasebesar 21,06 mSv, penerimaan dosis inihanyalah sebesar 4,2 % dari NBD yangdiperkenankan. Berdasarkan factor bobotsebesar 0,12, dosis interna ini akanmemberikan dosis efektif sebesar 2,35 mSv ..Penerimaan dosis interna yang relatif kedl inibelum masuk' kedalam kategori kecelakaanradiologis, sehingga penerapan proteksi radiasisecara umum cukup memadai untukpenanggulangan jenis kecelakaan ini.
DAFT AR PUST AKA
1. LAPORAN KEGIATAN, Pengendalian danevaluasi dekomisioning fasilitas pemurnianasam fosfat PT Petro Kimia Gresik, Badan
Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta, 2001.2. Undang-Undang No. 10 Tahun 1997
Tentang Ketenaganukliran.3. Surat Keputusan Kepala Badan
Pengawasan Tenaga Nuklir (BAPETEN)No.06/Ka. BAPETENN-99.
4. Suat Keputusan Kepala BAPETEN NO.07PIKa. BAPETENII-02 Mengenai "Pedomandekomisioning fasilitas medis, industri danpenelitian serta instalasi nuklir nonreaktor.
5. ICRP Publication No. 66 tahun 19936. ICRP Publication 60 tahun 1990