(Sri Wahyuningsih dan  Yusuf Nampira)

## PENENTUAN  WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN  RADIOAKTIF BETA  DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG
Sri Wahyunigsih (1) dan Yusuf Nampira (1)

## 1.  Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN

## Kawasan Puspiptewk, Serpong, Tangerang

## ABSTRAK
PENGUKURAN  KONTAMINAN  RADIOAKTIF  BETA  DI  UDARA  DALAM  LABORATORIUM AKTIVITAS  SEDANG .    Instalasi  Radiometalurgi  merupakan  laboratorium  uji  pasca  irradiasi  bahan bakar  nuklir.    Pengujian  bahan  tersebut  secara  radiokimia  dilakukan  di  laboratorium  aktivitas sedang.  Dalam  pengujian  tersebut    memungkinkan  terjadinya  penyebaran  bahan  radioaktif.  Untuk mengukur radioaktivitas dalam udara yang dihasilkan dari lepasan bahan uji dibutuhkan penetapan parameter  pengambilan  sampel  dan  parameter  pengukuran  hingga  aktivitas  radiokontaminan  dari pengujian  dapat  diukur  secara  optimum  dengan  meminimumkan  gangguan  pengukuran radioaktivitas  dari  bahan  radioaktif  alam.    Pengukuran  radioaktivitas  kontaminan  dalam  udara akibat  dari  kegiatan  pengujian  dapat  memberikan  hasil  pengukuran  yang  akurat    bila  lama pengambilan sampel antara 20-30 menit dan tanpa penundaan (langsung).
Kata kunci : Waktu sampling, udara, kontaminan, radioaktif beta.

## ABSTRACT
MEASUREMENT OF BETA RADIOACTIVE CONTAMINANT IN THE AIR OF MEDIUM ACTIVITY LABORATORY. Radiometallurgy  Installation  is  used  for  Post  Irradiation  Examination  (PIE)  of nuclear fuel. The examination of spent fuel radio-chemically is done at medium activity laboratory. In this  examination,  the  radioactive  contaminant  may  be  distributed  in  the  air  of  working  area.  To measure  radioactivity  contaminant  in  the  air  caused  by  PIE  activity,  air  sampling  time  must  be determined and sample counting must be decayed in order to eliminate the natural radioactivity. The measurement result shows that the optimum air sampling time is 20-30  minutes and no decay time of  air sample (directly).
Kata kunci : Sampling time, air, contaminant, beta radioaktif.

## PENDAHULUAN
Instalasi  Radiometalurgi  (IRM)  meru- pakan    fasilitas  uji  pasca  irradiasi  di  Pusat Teknologi  Bahan  Bakar  Nuklir.  Bahan  yang diuji  adalah  bahan bakar pasca irradiasi,  yang terdiri  dari  uranium  bahan  hasil  belah,  bahan hasil biak dan nuklida hasil aktivasi neutron [1,2]
Oleh  sebab  itu  IRM  merupakan  salah  satu fasilitas nuklir yang perlu diperhatikan terutama  faktor  keselamatan  bagi  pekerjanya. Diantara  faktor  keselamatan  yang  perlu diperhatikan  diantaranya  adalah  paparan radiasi    dan  tingkat  radiokontaminasi  dalam udara  ruang  kerja [3] .    Peraturan  Badan
Pengawas  Tenaga  Nuklir  mempersyaratkan bahwa tingkat
kontaminasi radioaktif pemancar  beta  (  )  dalam  ruang  labora-torium tidak boleh lebih dari 200 Bq/m 3 [4] .
Pembagian  daerah  atau  area  kerja  di
IRM
berdasarkan zona radiasi dan kontaminasi dimaksudkan sebagai cara pengungkungan  kontaminan.  Daerah  kerja IRM dibagi dalam empat zona, yaitu :
 Zona-I adalah area bebas radiasi dan kontaminasi dari kegiatan di IRM, seperti area perkantoran, disebut Daerah Kerja Tidak Aktif.
 Zona-II adalah zona radiasi rendah dan
bebas kontaminasi atau tingkat kontaminasi di bawah nilai batas yang diijinkan (D ≤25µ
Sv/jam), misalnya R 136.
 Zona-III adalah zona radiasi sedang dan
kemungkinan potensi kontaminasi sedang
atau melampaui batas yang diijinkan (25
<D≤3000 Sv/jam), misalnya R135.
 Zona-IV adalah zona radiasi dan
kontaminasi  tinggi (D>3000 Sv/jam), seperti
hot cell .
Pengujian  sampel  radioaktivitas  tinggi dilakukan dalam bilik radiasi yang terpisah dari ruang proses dan ruang perbaikan.  Beberapa bilik  radiasi  mempunyai  pintu  akses  barang yang  menghubungkan  bilik  radiasi  dengan ruang  perbaikan.    Sampel  analisis  radiokimia disiapkan    dalam  lemari  asam  di  ruang  labo- ratorium  aktivitas  sedang.  Untuk  mengetahui unjuk  kerja  elemen  bakar  di  dalam  reaktor maka  elemen  bakar  pasca  irradiasi  diuji  dan analisis.
Dalam melakukan pekerjaan ini dimungkinkan terjadinya sebaran bahan radioaktif  dalam  bentuk  padatan  dan  gas  ke udara  sekitar  sumber  kegiatan.    Penyebaran
bahan  radioaktif  ke  lingkungan  laboratorium disebabkan  oleh  adanya  kegagalan    peng- kondisian  atmosfer  ruang  isolasi  dimana proses  tersebut  berlangsung,  dan  kemudian bahan-bahan  ini  keluar  dari  lemari  asam  ke ruang laboratorium.
Bahan  radioaktif  berbentuk  gas  dari lepasan bahan  bangunan laboratorium berupa anak luruh uranium diantaranya 226 Ra (1,60x10 3 tahun)  dan 222 Rn    (3,82  hari)    hasil dari peluruhan 238 U juga 219 Rn (3,96 detik) dan 223 Ra (43 menit) hasil dari peluruhan 235 U serta anak  luruh 232 Th  yang  diantaranya 220 Rn, sedangkan  radioaktif  pemancar  radiasi  dari bahan  uji  pasca  irradiasi  berasal  diantaranya 137 Cs, 85 Kr  dan 144 Ce.    Radionuklida-radio- nuklida tersebut ditangkap dalam filter sampel. Oleh  sebab  itu  dalam  pengukuran  radiokon- taminan  yang  berasal  dari  kegiatan  yang dilakukan  dalam  laboratorium,  perlu  dilakukan pembedaan  antara  radionuklida  dari  ke  dua sumber  di  atas,  yaitu  menghilangkan  radiasi yang  berasal  dari  radionuklida  lepasan  dari bahan bangunan.
Sehubungan  dengan hal tersebut maka perlu  dilakukan  pengkondisian  dari  waktu pengambilan  sampel  sehingga  radioaktivitas alam yang terikut dalam sampel mencapai nilai optimum  sedangkan  jumlah  bahan  radioaktif kontaminan yang berasal dari  kegiatan mencapai  nilai  maksimum  yang  tergantung dari  kemampuan  alat  pengambil  sampel  dan kondisi  pengukuran  yang  dibutuhkan  hingga gangguan dari radioaktivitas lingkungan minimum.  Waktu  pengambilan  sampel  udara dan  waktu  tunda  pencacahan  akan  berpe- ngaruh  terhadap  tingkat  radioaktivitas  beta yang dihasilkan.

## TEORI
Untuk  mengetahui  besarnya  tingkat radioaktivitas  udara  dihitung  menggunakan rumus sbb [5] :
(Sri Wahyuningsih dan  Yusuf Nampira)
Ak =Nx1/Vx1/E.................................(1)
dimana :
Ak  =  Aktivitas  zat  radioaktif 
di  udara (Bq/m 3 )
N  =  Cacah netto (cps) V  = Volume udara yang dihisap (m 3 ) E  = Effisiensi (%)
Sedangkan  radioaktivitas- β  hasil  pengukuran sampel  yang  diambil  dalam  variasi  waktu tunda (Gambar 2) memiliki pola  radioaktivitas-  dan  peluruhan  sama,  yaitu  mengikuti persamaan [1] :
A= Ao − 0,693t / T 1 / 2 ....…………..    (2)
dimana :
A 0
: radioaktivitas dalam sampel saat pengambilan sampel, A : radioaktivitas saat pengukuran T : waktu tunda
T 1/2
: waktu paro radionuklida yang dominan memberi kontribusi radiasi dalam sampel.

## TATA KERJA
 Alat
 Pompa hisap udara, merk Portable Dust Sampler , Type L100 240 V, Seri 671, debit 85 L/menit
 Pencacah Beta model PSR-8 , Effisiensi
37,71 %
 Petri disc dan pinset
 Penyangga dudukan pompa (tinggi 1 meter)
 Bahan
 Kertas saring, glass fibre papers θ 58 mm,
produk German
 Cara  kerja
 Diambil sampel udara dengan pompa hisap selama 5 menit berjarak 1m dari lemari
asam .  DiUlangi langkah kesatu dengan waktu pengambilan sampel berturut-turut 5, 10, 15, 20, 25, 30, dan 35 menit.
 Sampel diambil dari pompa dengan petri disk dan pinset.
 Sampel dicacah menggunakan pencacah radiasi betha (PSR-8) dengan waktu tunda 5 menit.
 Ulangi langkah 4 dengan waktu tunda sampai   270 menit dengan selang waktu 5, 10 dan 30   menit.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Tingkat radioaktivitas kontaminan pemancar  radiasi-  dalam  udara  laboratorium ditunjukkan dalam Tabel 1 (terlampir).
Hasil  pencacahan  radiokontaminan pemancar-  dalam  hasil sampling udara laboratorium radioaktivitas menunjukkan
hubungan  cacah  radiasi-  seperti  yang ditunjukkan  dalam  Gambar  1,  sedangkan hubungan  antara  lama  sampling  terhadap cacah  radioaktif  dalam  sampel  ditunjukkan dalam Gambar 2. Dari Gambar  1  dan Tabel 1 pada  Lampiran    terlihat  apabila  waktu  tunda semakin  lama  maka  jumlah  cacah  per  menit (cpm) semakin kecil, demikian sebaliknya. Hal ini  disebabkan  sebagian  unsur  radioaktif  yang mempunyai  waktu  paruh  pendek    sudah meluruh  sedangkan  yang  waktu  paruhnya lebih  panjang  belum  mengalami  peluruhan. Misalnya  pada waktu tunda 10 menit  dengan waktu  pengambilan  sampel  selama  20  menit aktivitas  di udara  sebesar 15.297 cpm, akan menurun  menjadi    sebesar  13.877  cpm apabila  waktu  tunda  menjadi  20  menit. Demikian  pula  untuk  waktu  tunda    yang  lain akan menunjukkan kecenderungan yang hampir sama.
Gambar 1.  Hubungan antara cacah sampel  dan waktu tunda pencacahan
Apabila ditinjau dari
waktu pengambilan  sampel  terhadap  aktivitas β udara      sepert  terlihat  pada  Gambar  2  dapat dikatakan  bahwa    semakin  lama  waktu pengambilan  sampel    akan  diperoleh  jumlah bahan  radioaktif/partikel  yang  ditangkap  oleh kertas  filter    akan  semakin  banyak.  Akan tetapi bila waktu pengambilan sampel tersebut  melebihi  dari  30  menit  akan  terjadi pelepasan kembali partikel yang telah ditangkap oleh filter. Hal ini disebabkan   oleh hisapan  pompa  penghisap  udara  yang secara  terus  menerus  digunakan  dalam sampling radiokontaminan udara dalam sampel  dan  kertas  filter  telah  mengalami kejenuhan.
Oleh  sebab  itu  tingkat  pencacahan radiokontaminan  dalam  filter  sampel  akan mencapai  optimum  bila  sampel  diambil selama    waktu    20  sampai  30  menit.  Artinya pada  pengambilan  sampel  dengan  waktu kurang  dari  20  menit    terjadi  kenaikan radioaktivitas    yang  tinggi  (tidak  stabil),  dan demikian  pula  pada  pengambilan    sampel dengan  waktu  melebihi  30  menit  penurunan radioaktivitas yang cukup tajam.
Gambar 2.  Hubungan antara cacah radioaktif dalam sampel terhadap waktu pengam- bilan  sampel
0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 0 50 100 150 200 250 300 Waktu tunda Pencacahan (menit) ca ca h/ m eni t 5 menit 10 menit 15 menit 20 menit 25 menit
30 menit 35 menit
0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 0 2 4 6 8 w aktu pengambilan sampel ( 5 menit) ca ca h ra di oa kt if da la m s am pe l (c ac ah/ m eni t)
Gambar 1  di atas  yang menggam- barkan  cacah/menit  terhadap  waktu  tunda dibuat  menjadi    hubungan  antara  waktu pencacahan  dengan  radioaktifitas-  hasil sampling  udara    dapat  dilihat  dalam  Gambar 3.    Adapun  hubungan  tersebut  mengikuti persamaan  eksponensial  (Y=C s e -cx ),  yang mana  persamaan  tersebut      sesuai  dengan peluruhan  radioaktif  (persamaan  2)  yaitu A=A 0 e -(0,693/T1/2)t .    Persamaan  yang  diperoleh mempunyai  nilai  c    antara  0,0133  dan  0,017, sehingga  harga  waktu  paro  (T 1/2 )  yang diperoleh dari pengukuran tersebut berkisar diantara  40  menit  dan    53.3  menit,  yang menunjukkan  waktu  paro  radionuklida  anak luruh dari deret 235 U, 238 U dan 232 Th.
Hal  ini  menggambarkan  radioaktif pemancar-  dari  pengukuran  dengan  waktu tunda  hingga  200  menit  didominasi  oleh radioaktifitas  dari  latar  (dari  bangunan).  Oleh sebab itu untuk menentukan tingkat radioaktifitas-  dalam  udara  dari  radionuklida yang  terdapat  dalam  sampel    membutuhkan waktu tunda pencacahan lebih besar dari 200 menit.
Gambar 3.  Hubungan waktu tunda antara pencacahan terhadap  radioaktifitas kontaminan  dalam udara
Demikian  pula  apabila  Gambar  2 diubah  menjadi    hubungan  antara  waktu pengambilan  sampel  dengan  radioaktifitas- total dalam sampel  terlihat bahwa  hubungan tersebut  menunjukkan      radioaktifitas-  yang  diperoleh    dari    penghisapan    udara selama  20    sampai  30    menit  adalah  yang paling optimal.
Pada keadaan tersebut terjadi
keseimbangan  antara  peluruhan  radionuklida pemancar-  dari  bahan  radioaktif  latar  dalam udara yang ditangkap oleh filter dengan besar bahan  radioaktif  dalam  udara  yang  ditangkap oleh udara.
y = 24.78e -0.0133x
y = 16.385e -0.0158x y = 12.627e -0.0144x y = 17.16e -0.015x
y = 15.53e -0.0145x y = 14.616e -0.017x y = 11.454e -0.0176x 0 5 10 15 20 25 30 0 50 100 150 200 250 300 Waktu Tunda Pencacahan (m enit) ra d io a k ti v it a s  d a la m u d a ra (B q /m 3 ) 5 menit
10 menit 15 menit 20 menit 25 menit 30 menit 35 menit
Gambar 4.  Pola aktivitas radiokontaminan-  dalam udara laboratorium dengan variasi waktu pengambilan sampel

## SIMPULAN
Pengukuran  radiokontaminan-   total (dari  radioaktifitas  bahan  bangunan  dan  dari bahan  uji)  dalam  udara  laboratorium  yang digunakan untuk kegiatan  analisis radiokimia, memberikan  hasil  pengukuran  yang  akurat bila  sampel  diambil  dalam  waktu  antara  20  - 30  menit  dan  tidak  ada  waktu  tunda (langsung)  sedangkan  untuk  mengetahui tingkat  radiokontaminan-  dalam  udara  hasil kegagalan  sistem  keselamatan  pengambilan sampel  dilakukan  dalam  waktu  30  menit dengan  waktu  tunda  pencacahan  lebih  dari 200 menit.

## DAFTAR PUSTAKA
1.    GERHART  FRIEDLANDER,  JOSEPH  W. KENNEDY, EDWARD
S.MACIAS,
JULIAN  MALCOLM  MILLER.: Nuclear and  Radiochemistry ,  John  Wiley  &  Sons, hal 528-529, 536-539, 1981.
2.  MANSON  BENEDICT,  THOMAS  H. PIGFORD,  HANS  WOLFGANG  LEVI.:
Nuclear  Chemical  Egineering ,  2 nd ed.
McGraw-Hill  Book  Company,  hal  53-64, 1981.
3.    SAFETY  FUNDAMENTALS.: The  Safety of Nuclear Installations , SAFETY SERIES No.110, IAEA, Vienna 1993.
4.    BAPETEN.:  Ketentuan  Keselamata Tenaga  Kerja  Terhadap  Radiasi,  01/Ka- APETE/V-99.
5.  Laporan  Analisis  Keselamatan  (LAK) Istalasi  Radiometalurgi  (IRM),  PTBN –
BATAN, 2007.
0 5 10 15 20 25 30 0 5 10 15
20 25 30 35 40 w aktu pengam bilan (Menit) Ra d io a k ti v it a s  d a la m u d a ra ( Bq /m 3 ) 0 menit 5 menit

## LAMPIRAN
Tabel 1. Hasil pengukuran aktivitas sampel udara laboratorium aktivitas sedang
Aktivitas(Bq) Waktu tunda (menit) Lama pengambilan sampel (menit) 5 10 15 20 25 30 35 Langsung 27.755 15.139 12.490 17.442 17.940 15.518 11.031 5 26.746 14.445 12.321 15.486 16.073 13.877 9.263 10 24.980 13.941 12.279 15.297 14.281 12.805 9.029 15 22.330 13.877 12.111 14.698 14.130 11.796 8.903 20 21.573 13.436 11.480 13.877 12.994 10.110 7.677 25 20.312 13.120 9.756 12.805 11.506 9.146 7.912 30 16.779 12.300 8.831 11.512 11.354 8.389 6.686 35 15.518 9.903 8.452 10.250 9.840 8.978 6.434 40 12.868 9.083 7.065 9.367 9.815 7.653 5.587 50 12.237 6.371 7.191 8.295 8.251 6.455 4.776 60 11.733 6.497 5.635 7.254 7.065 5.761 4.019 70 9.714 4.983 4.121 6.055 5.046 4.731 3.081 80 7.695 4.604 3.280 6.024 4.390 3.343 2.487 90 7.191 3.595 3.364 4.258 3.835 3.154 1.910 100 4.920 2.523 2.565 3.532 2.573 2.523 2.126 110 4.668 2.586 2.312 3.059 2.170 2.291 1.856 120 4.289 2.081 1.471 1.766 2.170 1.787 1.640 150 2.523 1.577 0.925 1.419 1.160 0.799 0.919 180 1.892 0.820 0.672 1.198 1.135 0.651 0.504 210 1.766 0.756 0.672 0.788 0.656 0.294 0.486 240 1.261 0.820 0.504 0.473 0.580 0.315 0.288 270 0.883 0.126 0.420 0.378 0.529 0.189 0.036