BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

No : 01/KNS/I/01/00/2009 Tgl : 28 Desember 2009 Rev : 0

BATAN

PEDOMAN KESELAMATAN DAN PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG

Lembar judul


BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL KAWASAN NUKLIR SERPONG Tangerang Selatan, 2009



BATAN

Halaman i dari xii

KATA PENGANTAR Instalasi nuklir BATAN yang berada di kawasan PUSPIPTEK Serpong meliputi : •

Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG GAS)

•

Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset (IPEBRR)

•

Instalasi Produksi Elemen Bakar Eksperimental (IPEBRR)

•

Instalasi Radiometalurgi (IRM)

•

Instalasi Radioisotop dan Radiofarmaka (IRR)

•

Instalasi Produksi Radioisotop (IPR)

•

Instalasi Spektrometri Neutron (ISN)

•

Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR)

Secara keseluruhan instalasi nuklir tersebut beserta laboratorium penunjang lainnya berada di satu lokasi yang disebut Kawasan Nuklir Serpong (KNS) BATAN. Sesuai dengan Undang-undang No. 10 tahun 1997 tentang Ketenaganukliran dan Peraturan Pemerintah No. 33 tahun 2007 tentang Keselamatan Sumber Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, kegiatan nuklir di KNS harus dilaksanakan dengan memperhatikan keselamatan dan keamanan baik bagi pekerja, masyarakat maupun lingkungan di sekitarnya. Mengingat keragaman potensi bahaya kegiatan nuklirnya, agar tercipta pengelolaan yang efektif dan efisien dibentuk Komisi Proteksi Radiasi KNS yang bertujuan untuk mengintegrasikan sistem keselamatan dan proteksi radiasi KNS. Komisi memandang perlu untuk menyusun pedoman yang dapat digunakan untuk mencapai tujuan tersebut dalam bentuk dokumen “Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong”. Dokumen serupa terkait keselamatan dan keamanan bertajuk “Pedoman Umum Keselamatan dan Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Puspiptek Serpong” telah dibuat tahun 1989 dengan revisi terakhir tahun 1993. Seiring dengan perubahan struktur organisasi, dinamika kegiatan dan “lesson learned” kejadian di KNS serta perkembangan sistem keselamatan dan proteksi radiasi internasional. Pedoman terkait keamanan

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Kata Pengantar



BATAN

Kawasan

Nuklir

Serpong

dituangkan

dalam

Halaman ii dari xii

dokumen

tersendiri

mengingat

kekhususannya. Dokumen ini memuat pokok-pokok pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi dan lingkungan KNS yang mencakup instalasi nuklir dan fasilitas radiasi, organisasi, fungsi dan tugas keselamatan, serta koordinasi di antara pemegang izin. Beberapa peraturan, standar dan rekomendasi nasional maupun internasional digunakan sebagai acuan. Selanjutnya dokumen ini menjadi panduan dalam pelaksanaan keselamatan dan proteksi radiasi tiap instalasi dan fasilitas yang terdapat di KNS. Tiap instalasi dan fasilitas menggunakan pedoman ini sebagai acuan dalam pembuatan petunjuk pelaksanaan dan prosedur tetap pelaksanaan keselamatan dan proteksi radiasi yang sesuai bagi instalasi dan fasilitas di KNS. Dokumen ini merupakan revisi 0 tentang Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong. Dokumen ini terbuka untuk perbaikan dan penyempurnaan sesuai dengan kebutuhan dan perkembangan pengetahuan, dan perubahan kegiatan dan instalasi dan fasilitas di KNS serta perkembangan peraturan dan perudang-undangan yang berlaku.

Jakarta, 30 Desember 2009 Ketua Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Djarot S. Wisnubroto

Kata Pengantar



BATAN


Halaman iii dari xii

DAFTAR ISI Halaman KATA PENGANTAR ......................................................................................................... i DAFTAR ISI .....................................................................................................................iii DEFINISI ..........................................................................................................................xi BAB 1 PENDAHULUAN ................................................................................................. 1 1.1 Lingkup dan Tujuan ................................................................................................... 1 1.2 Sumber Acuan ........................................................................................................... 1 1.3 Pembuat Dokumen .................................................................................................... 2 1.4 Ketentuan Pelaksanaan............................................................................................. 3 BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN .............................. 5 2.1 Umum........................................................................................................................ 5 2.2 Organisasi ................................................................................................................. 5 2.3 Tanggung Jawab ....................................................................................................... 7 2.3.1 Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir ........................................................................ 7 2.3.1.1 Unit Pengamanan ....................................................................................... 8 2.3.1.2 Unit Layanan Kesehatan ............................................................................. 8 2.3.2 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ...................................................................... 8 2.3.2.1 Bidang Keselamatan Lingkungan ................................................................ 8 2.3.3 PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN ............................................ 9 2.3.3.1 BK/BKI/P2K3............................................................................................... 9 2.3.4 PT. Batan Teknologi ............................................................................................ 9 2.3.4.1 Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard ......................................................... 9 2.3.5 Para Pekerja .......................................................................................................10 2.4 Sarana ......................................................................................................................10 2.4.1 Fasilitas atau Instalasi.........................................................................................10 2.4.2 Medis ..................................................................................................................10 2.4.3 Lingkungan .........................................................................................................10 2.4.4 Sistem Keselamatan dan Keamanan (BSS)........................................................12


Daftar Isi


BATAN


Halaman iv dari xii

BAB 3 PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN ........................................................ 13 3.1 Umum ...................................................................................................................... 13 3.2 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi .................................................................. 14 3.2.1 Induksi Efek Deterministik .................................................................................. 15 3.2.2 Induksi Efek Stokastik ........................................................................................ 15 3.2.3 Induksi Penyakit selain Kanker ........................................................................... 16 3.2.4 Efek Radiasi pada Embrio dan Fetus ................................................................. 16 3.2.5 Judgement dan Ketidakpastian .......................................................................... 17 3.3 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi .................................................... 17 3.3.1 Umum ................................................................................................................ 17 3.3.2 Besaran Dosis .................................................................................................... 17 3.3.2.1 Dosis Serap (D) ......................................................................................... 17 3.3.2.2 Faktor Bobot Radiasi ................................................................................. 18 3.3.2.3 Dosis Ekivalen, H....................................................................................... 18 3.3.2.4 Faktor Bobot Jaringan dan dosis efektif ..................................................... 19 3.3.2.5 Dosis Ekivalen Terikat ............................................................................... 20 3.3.2.6 Dosis Efektif Terikat ................................................................................... 20 3.3.2.7 Dosis Efektif Kolektif .................................................................................. 20 3.4 Kajian Paparan Radiasi ............................................................................................ 21 3.4.1 Paparan Radiasi Eksternal ................................................................................. 21 3.4.2 Paparan Radiasi Internal .................................................................................... 22 3.4.3 Paparan Pekerjaan............................................................................................. 24 3.4.4 Paparan Masyarakat .......................................................................................... 26 3.4.5 Aplikasi Dosis Efektif .......................................................................................... 26 3.4.6 Dosis Efektif Kolektif ........................................................................................... 28 3.5 Tingkatan Proteksi Radiasi....................................................................................... 29 3.6 Prinsip Proteksi Radiasi ........................................................................................... 29 3.7 Proteksi Lingkungan................................................................................................. 30

Daftar Isi



BATAN


Halaman v dari xii

BAB 4 PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA..........................................................................................31 4.1 Lingkup dan Tujuan ..................................................................................................31 4.2 Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan Kerja .......................................................31 4.3 Pengawasan Nilai Batas Dosis .................................................................................32 4.3.1 Radiasi Eksternal ................................................................................................32 4.3.1.1 Dosimeter Perorangan ...............................................................................32 4.3.1.2 Pemantauan Tingkat Radiasi Daerah Kerja................................................33 4.3.2 Radiasi Internal ...................................................................................................33 4.3.2.1 Pemantauan Dosis Internal ........................................................................33 4.3.2.2 Perhitungan Dosis Internal .........................................................................34 4.3.2.3 Dosis Efektif Total ......................................................................................34 4.3.3 Penyinaran Khusus Direncanakan ......................................................................35 4.3.4 Pengawasan Pengunjung, Tamu dan Pekerja Non-Radiasi ................................36 4.3.5 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan atau Kecelakaan ...............................37 4.4 Pemantauan Kesehatan ...........................................................................................38 BAB 5 PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN ............................................39 5.1 Lingkup dan tujuan ...................................................................................................39 5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan ..........................................................39 5.3 Kriteria Pekerja Radiasi yang Dipantau.....................................................................39 5.4 Metode Pemantauan ................................................................................................40 5.5 Periode Pemantauan ................................................................................................41 5.6 Pencatatan Dan Penyimpanan Dosis Radiasi Perorangan .......................................41 5.7 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan .......................................................................42 5.8 Penerimaan Dosis Berlebih ......................................................................................42 BAB 6 PENGAWASAN DAERAH KERJA ....................................................................43 6.1 Lingkup Dan Tujuan .................................................................................................43 6.2 Pembagian Daerah Kerja Di Kawasan Nuklir Serpong .............................................43 6.3 Pembagian Daerah Kerja Instalasi Nuklir..................................................................43 6.4 Pengendalian Paparan Radiasi ................................................................................47 6.5 Pengendalian Radiasi Gama, Sinar – X Atau Neutron .............................................48


Daftar Isi


BATAN


Halaman vi dari xii

6.6 Pengendalian Radiasi Beta ...................................................................................... 49 6.7 Pengendalian Kontaminasi....................................................................................... 50 6.7.1 Pengaturan Lalu Lintas Orang dan Barang di Dalam Instalasi ............................ 50 6.7.2 Pengaturan Lalu-Lintas Orang, Kendaraan dan Barang di Daerah Instalasi Nuklir ................................................................................ 50 6.7.3 Lalu Lintas Orang, Kendaraan dan Barang dari Daerah Instalasl Nuklir ke Daerah Non Instalasl Nuklir ................................................ 51 6.7.4 Detektor Pendeteksi Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk Daerah lnstalasi Nuklir ...................................................................................... 51 6.8 Pengawasan Kontaminasi Pekerja ........................................................................... 51 6.8.1 Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja ........................................................... 52 6.9 Pencegahan Kontaminasi pada Pekerja................................................................... 53 6.10 Izin Kerja ................................................................................................................. 53 6.11 Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah Kerja ................................................... 53 6.12 Pengontrolan Sistem Ventilasi................................................................................. 54 6.13 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan.............................................................. 54 6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di Daerah lnstalasi Nuklir .......................... 55 6.15 Pengelolaan Tanaman Dalam Daerah Instalasi Nuklir............................................. 55 BAB 7 PENGAWASAN SUMBER, BARANG DAN PERALATAN ................................ 57 7.1 Lingkup dan Tujuan.................................................................................................. 57 7.2 Sumber .................................................................................................................... 57 7.2.1 Identifikasi Sumber ............................................................................................. 57 7.2.2 Pencatatan dan Pengawasan Sumber ............................................................... 59 7.2.3 Sumber Terdaftar di Daerah Instalasi Nuklir ....................................................... 59 7.2.4 Sumber Terdaftar di Daerah Laboratorium Penunjang ....................................... 60 7.2.5 Penyimpanan Sumber ........................................................................................ 60 7.2.6 Pemindahan dan Pengiriman Sumber ................................................................ 60 7.2.7 Penyimpanan Sumber ........................................................................................ 61 7.2.8 Pembuangan Sumber ........................................................................................ 61 7.3 Pemindahan Peralatan atau Barang di atau dari Daerah Instalasi Nuklir.................. 62 7.3.1 Pemindahan Antar Gedung di Daerah Instalasi Nuklir ........................................ 62

Daftar Isi



BATAN


Halaman vii dari xii

7.3.2 Pemindahan Peralatan atau Barang Tidak Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir ......................................................................................63 7.3.3 Pemindahan Barang dari Daerah Instalasi Nuklir Ke Luar Kawasan Nuklir Serpong ...................................................................................64 7.3.4 Peralatan dan Barang Kontraktor ........................................................................64 7.4 Pemidahan Peralatan dan Barang Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir........65 7.4.1 Pemindahan dari Daerah Instlasi Nuklir ke Daerah Laboratorium Penunjang ....65 7.4.2 Pemindahan dari Daerah Instalasi Nuklir ke Luar Kawasan Nuklir Serpong .......65 7.4.2.1 Dokumen, Buku-Buku dan Perlengkapan Pribadi .......................................66 7.4.2.2 Wadah Pakai Ulang dan Peralatan Pemadam Kebakaran .........................66 7.4.2.3 Limbah dari Daerah Instalasi Nuklir ............................................................66 7.5 Pengiriman dan Penerimaan Bahan Radioaktif ........................................................66 7.5.1 Penerimaan Kiriman Bahan Radioaktif ...............................................................67 7.5.2 Pengiriman Bahan Radioaktif..............................................................................67 7.5.3 Wadah untuk Pengiriman ....................................................................................68 7.5.4 Tindakan Keselamatan pada Pengangkutan.......................................................68 BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH ..................................................................................71 8.1 Lingkup dan Tujuan ..................................................................................................71 8.2 Kebijakan Pengolahan Limbah .................................................................................71 8.3 Pengaturan dan Pengawasan Limbah radioaktif yang dilepaskan ke Lingkungan ..72 8.4 Pengelolaan dan Pemantauan Limbah .....................................................................72 8.4.1 Klasifikasi limbah radioaktif .................................................................................73 8.4.1.1 Limbah Cair................................................................................................73 8.4.1.2 Limbah Radioaktif Padat ............................................................................74 8.4.2 Pengelolaan limbah ............................................................................................74 8.4.2.1 Pengelolaan Limbah non Radioaktif ...........................................................74 8.4.2.2 Pengelolaan limbah radioaktif ....................................................................74 8.5 Pengawasan Saluran Pembuangan..........................................................................76 8.6 Pengawasan Pembuangan Gas/ Aerosol ke Udara ..................................................77 8.7 Pengolahan Limbah Radioaktif .................................................................................77 8.7.1 Pengangkutan Limbah ........................................................................................77


Daftar Isi


BATAN


Halaman viii dari xii

8.7.2 Proses Pengolahan Limbah Radioaktif ............................................................... 78 8.7.3 Penyimpanan Limbah yang Telah Diproses ....................................................... 79 BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA ..................................................... 81 9.1 Lingkup dan tujuan ................................................................................................... 81 9.2 Respirator dan Perlengkapan Pelindung Tubuh ....................................................... 81 9.2.1 Respirator........................................................................................................... 81 9.2.1.1 Respirator Tanpa Pemasok Udara............................................................. 81 9.2.1.2 Respirator dengan Pemasok Udara ........................................................... 82 9.2.1.3 Persyaratan Pemakaian Respirator ........................................................... 83 9.2.1.4 Hambatan dalam Pemakaian Respirator ................................................... 84 9.2.2 Perlengkapan Pelindung Tubuh ......................................................................... 84 9.2.2.1 Kacamata Pengaman ................................................................................ 84 9.2.2.2 Pelindung Kepala ...................................................................................... 85 9.2.2.3 Pelindung tangan dan Kaki (Shoe and Hand Cover) .................................. 85 9.2.2.4 Pakaian Pelindung ..................................................................................... 83 BAB 10 PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN ........................................ 85 10.1 Lingkup dan tujuan ................................................................................................. 85 10.2 Jenis Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan ........................................................ 85 10.3 Dampak Penting yang Dipantau .............................................................................. 86 10.4 Sumber Dampak Penting ........................................................................................ 86 10.5 Parameter Lingkungan yang Dipantau .................................................................... 87 10.5.1 Udara ................................................................................................................ 87 10.5.2 Air ..................................................................................................................... 88 10.5.3 Tanah ................................................................................................................ 88 10.5.4 Tanaman ........................................................................................................... 89 10.6 Waktu dan Frekuensi Pemantauan ......................................................................... 89 10.7 Batasan Dosis Anggota Masyarakat........................................................................ 90 LAMPIRAN 1. SK Pembentukan Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong Tahun 2009 2. SK Pembentukan Tim Penyusun Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong Daftar Isi



BATAN


Halaman ix dari xii

DEFINISI Daerah Instalasi Nuklir

adalah daerah yang terdapat instalasi nuklir dan dibatasi dengan pagar kuning yang memiliki akses terbatas.

Daerah Non Instalasi Nuklir Instalasi Nuklir

adalah daerah di luar pagar kuning namun didalam pagar Batan adalah reaktor nuklir, fasilitas yang digunakan untuk pemurnian, konversi, pengayaan bahan nuklir, fabrikasi bahan bakar nuklir dan/atau pengolahan ulang bahAn bakar nuklir bekas; dan/atau fasilits yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan bakar nuklir bekas.

Daerah supervisi

adalah daerah yang berada di bawah pengawasan yang memadai untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion dan dibagi menjadi daerah radiasi sangat rendah dan daerah radiasi rendah.

Daerah Pengendalian

adalah suatu daerah yang di bawah aturan khusus yang dimaksudkan untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion dan lalu lintasnya dikendalikan

Sumber radiasi

adalah segala sesuatu yang dapat menyebabkan paparan radiasi, seperti dapat memancarkan radiasi pengion, atau melepaskan zat radioaktif dan dapat diperlakukan sebagai entiti tunggal untuk maksud proteksi dan keselamatan radiasi.

Radiasi Pengion

adalah gelombang elektromagnetik dan partikel bermuatan yang karena energi yang dimilikinya mampu mengionisasi media yang dilaluinya

Pemegang izin

adalah orang atau badan yang telah Pemanfaatan Tenaga Nuklir dari BAPETEN

Pekerja radiasi golongan A

adalah pekerja radiasi yang mungkin menerima dosis sama dengan atau lebih besar dari 15 mSv per tahun

Pekerja radiasi golongan B

adalah pekerja radiasi yang mungkin menerima dosis lebih kecil dari 15 mSv per tahun

Pembatas Dosis

adalah pembatas prospektif pada dosis individu dari satu sumber yang berfungsi sebagai batas atas dosis dalam optimisasi proteksi dan keselamatan untuk sumber tersebut.

Dosis berlebih

adalah dosis yang melampaui nilai batas dosis tahunan yang telah ditetapkan.

Kontaminasi

adalah keberadaan zat radioaktif pada suatu bahan, tempat atau bagian tubuh, yang tidak diinginkan dan dapat menimbulkan bahaya internal.


menerima

izin

Definisi


BATAN


Halaman x dari xii

Dekontaminasi

adalah upaya yang dilakukan untuk memindahkan atau mengurangi kontaminasi, baik dengan cara fisika maupun kimia.

Sumber Terbungkus

adalah zat radioaktif berbentuk padat yang terbungkus secara permanen dalam kapsul yang terikat kuat

Paparan Radiasi

adalah penyinaran radiasi yang diterima oleh manusia atau materi, baik disengaja atau tidak, yang berasal dari radiasi internal maupun eksternal.

Dosis radiasi

adalah jumlah energi yang dipindahkan dengan jalan ionisasi kepada suatu volume tertentu atau kepada seluruh tubuh, yaitu biasanya disamakan dengan jumlah energi yang diserap oleh jaringan atau zat lainnya tiap satuan massa pada tempat pengukuran. adalah dosis radiasi yang masih dapat diterima oleh seseorang tanpa menimbulkan kelainan-kelainan genetik atau somatik yang berarti menurut tingkat kemajuan / pengetahuan pada dewasa ini, tidak termasuk untuk tujuan kedokteran adalah petugas yang ditunjuk oleh Pemegang Izin dan oleh Bapeten dinyatakan mampu melaksanakan pekerjaan yang berhubungan dengan Proteksi Radiasi

Nilai Batas Dosis

Petugas Proteksi Radiasi Pekerja Radiasi

adalah setiap orang yang karena jabatannya atau tugasnya selalu berhubungan dengan medan radiasi dan oleh instansi yang berwenang senantiasa memperoleh pengamatan tentang dosis-dosis radiasi yang diterimanya.

Limbah Radioaktif

adalah zat radioaktif dan bahan serta peralatan ayng telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian instalasi nuklir, yang tidak dapat digunakan lag

Daerah Supervisi

adalah daerah yang berada di bawah pengawasan yang memadai untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion

Daerah Pengendalian

Adalah daerah yang digunakan untuk daerah pengendalian tetapi kondisi paparpekerjaan tetap dalam peninjauan, meskipun tidak ada tindakan proteksi khusus atau ketentuan keselamatan yang umumnya diperlukan.

Instalasi nuklir

Adalah : a. Reaktor nuklir b. fasilitas yang digunakan untuk pemurnian, konversi, pengayaan bahan nuklir, fabrikasi bahan nuklir dan/atau pengolahan ulang bahan bakar nuklir bekas dan/atau c. fasilitas yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan bakar nuklir bekas

Daftar Isi



BATAN


Halaman xi dari xii

Radiotoksisitas

adalah toksisitas yang terkandung dalam radiasi pengion yang dipancarkan oleh suatu radionuklida dan turunannya; tidak hanya dikaitkan dengan karakteristik radioaktivitas sumber, tetapi juga dengan sifat fisika dan kimianya, serta metabolisme unsur tersebut dalam tubuh atau organ

Penyinaran khusus direncanakan

adalah penyinaran yang dapat melebihi salah satu NBD untuk pekerja radiasi, yang secara khusus dibolehkan untuk diterima dalam situasi tertentu dalam opersi normal, apabila alternatif lain secara teknis yang tidak mengakibatkan penyinaran lebih tersebut, tidak dapat digunakan

Radiasi Pengion

adalah gelombang elektromagnetik atau partikel bermuatan yang karena energi yang dimilikinya mampu mengionisasi media yang dilaluinya

Paparan Pekerjaan

adalah paparan yang diperoleh akibat bekerja di medan radiasi atau dengan sumber zat radioaktif.


Definisi


BATAN

Daftar Isi


Halaman xii dari xii




BATAN

Halaman 1 dari 96

BAB 1 PENDAHULUAN

1.1 Lingkup dan Tujuan Dokumen ini memuat: -

Pedoman keselamatan terhadap radiasi pengion

-

standar proteksi radiasi dan

-

standar pemantauan radiasi lingkungan

Dokumen pedoman ini berlaku untuk kegiatan di bawah Pemegang Izin (PI) di Kawasan Nuklir Serpong (KNS). PI bertanggung jawab menerapkan sistem manajemen dalam semua tahapan dan unsur program keselamatan dan proteksi radiasi. Pedoman ditujukan untuk mengendalikan penerimaan, pemilikan, penggunaan, pemindahan dan penyimpanan bahan berizin oleh PI sedemikian dosis total kepada perorangan tidak melebihi standar proteksi radiasi yang diberikan dalam ketentuan pedoman ini.

1.2 Sumber Acuan •

Undang-Undang RI No. 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran

•

Peraturan Pemerintah RI No. 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif

•

Peraturan

Pemerintah

RI

No.

26

Tahun

2002

tentang

Keselamatan

Pengangkutan Zat Radioaktif •

Peraturan Pemerintah RI No. 27 Tahun 2002 tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif

•

Peraturan Pemerintah RI No. 29 Tahun 2008 tentang Perizinan Pemanfaatan Sumber Radiasi Pengion dan Bahan Nuklir

•

Peraturan Pemerintah RI No. 4 Tahun 1996 tentang Penyertaan Modal Negara RI. untuk Pendirian Perusahaan Perseroan (Persero) dalam Bidang Nuklir


Pendahuluan


BATAN

•


Halaman 2 dari 96

Keputusan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional No. 392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan Tata Kerja BATAN

•

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 03/ Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif

•

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 04/ Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengangkutan Zat Radioaktif

•

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 05/ Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif

•

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 02/ Ka-BAPETEN/V-99 tentang Baku Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan

•

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 02P/ Ka-BAPETEN/I-03 tentang Pedoman Sistem Pelayanan Pemantauan Dosis Eksternal Perorangan

•

International Commission on Radiation Protection Publication No. 103 “Recommendations for a System of Radiological Protection”, 2007

•

Safety Series No. 115 “Internaltional Basic Safety Standard for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources”, 1996

•

Safety Guide No. RS-G-1.8, “Environmental and Source Monitoring for Purposes of Radiation Protection”, 2005

1.3 Pembuat Dokumen Dokumen ini dibuat oleh Tim Penyusunan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang dibentuk berdasarkan surat keputusan Ketua Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong No. 70/PLR/X/2009 dengan susunan anggota tim tertera pada Lampiran A. Dokumen ini merupakan penyempurnaan dan pengembangan dari Pedoman Umum Keselamatan dan Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Puspiptek Serpong dengan perhatian utama pada implementasi program proteksi radiasi yang baku. Sedangkan untuk Pedoman Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Nuklir Serpong dibuat dalam dokumen tersendiri.

Pendahuluan



BATAN


Halaman 3 dari 96

1.4 Ketentuan Pelaksanaan Isi yang dapat diterapkan dari dokumen ini harus digunakan sebagai persyaratan dalam standar proteksi radiasi KNS yang berlaku sejak 1 Januari 2010. Dalam hal ada peraturan perundang-undangan nasional yang lebih ketat yang harus diikuti maka peraturan tersebut menggantikan ketentuan yang ada di dokumen ini.


Pendahuluan


BATAN

Pendahuluan


Halaman 4 dari 96



BATAN


Halaman 5 dari 96

BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN 2.1 Umum Di KNS terdapat banyak izin pemanfaatan tenaga nuklir. Pemegang izin bertanggung jawab atas pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi fasilitas atau instalasinya. Dalam pelaksanaan kegiatan, PI dibantu oleh satuan keselamatan dan proteksi radiasi. Secara umum sistem pengelolaan keselamatan dalam hal kegiatan terkait yang memerlukan koordinasi maupun kegiatan tertentu yang berdampak di luar fasilitas atau instalasi berada di bawah koordinasi Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN). Komisi Proteksi Radiasi mengkoordinasikan pengelolaan proteksi radiasi dan lingkungan KNS, sesuai Keputusan Kepala BATAN No 120/KA/VI/2009. Pelaksanaan pengelolaan dan pemantauan radiasi lingkungan berada di bawah koordinasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR), sesuai dengan Keputusan Kepala BATAN No. 392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan Tata Kerja BATAN. PKTN berkoordinasi dengan pengelola kawasan PUSPIPTEK dan pihak lain terkait (di antaranya Pemda, POLRI, TNI, dan Depkes) dalam hal kegiatan berdampak ke luar KNS.

2.2 Organisasi Organisasi proteksi radiasi pada tiap unit kerja melekat pada bidang keselamatan unit terkait, sedangkan unit yang tidak memiliki bidang keselamatan dibawah P2K3 sesuai dengan SK Kepala BATAN No. 392/KA/XI/2005 tetang Organisasi dan Tata Laksana. PT Batan Teknologi mengacu pada Peraturan Pemerintah no. 04/1996. Struktur organisasi keduanya ditunjukkan pada Gambar 2.1. Komisi proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang bertanggung jawab langsung kepada Kepala BATAN dengan tugas memberikan saran dan rekomendasi kepada Kepala BATAN baik diminta maupun tidak diminta tentang segala sesuatu yang berkaitan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Pengelolaan Proteksi Radiasi Dan Lingkungan



BATAN

Halaman 6 dari 96

dengan proteksi radiasi dan lingkungan Kawasan Nuklir Serpong, khususnya dalam hal sebagai berikut: 1. Koordinasi kegiatan proteksi radiasi kawasan baik yang sebelumnya tidak ada maupun yang bersifat peningkatan; 2. Pendekatan terpadu untuk mendapatkan sistem proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang efektif baik dari sisi regulasi, fasilitas proteksi radiasi maupun ketiadaan ketentuan yang mengatur. 3. Penetapan tingkatan radiologis yang belum ada ketentuannya dengan mengkaji rekomendasi

internasional

dan

pengalaman

negara

lain

yang

telah

menerapkannya. 4. Peningkatan budaya keselamatan di Kawasan Nuklir Serpong. 5. Penilaian efektivitas proteksi radiasi instalasi di Kawasan Nuklir Serpong. Dalam pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi, Pemegang Izin membentuk satuan organisasi berupa : •

Bidang Keselamatan untuk PRSG, PTBN, PRR, PRPN.

•

Bidang Keselamatan dan Lingkungan untuk PTLR

•

Bidang Keselamatan dan Instrumentasi untuk PTBIN

•

Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard untuk BATEK

•

P2K3 untuk PRPN, PTRKN, PKTN

Pengelolaan pemantauan radiasi lingkungan dan pemantauan dosis peorangan pekerja radiasi menjadi tanggung jawab PTLR. PusatKemitraan

Teknologi

Nuklir

memiliki

sistem

keselamatan

yang

mengkoordinasikan pengelolaan keselamatan dalam kawasan dan luar kawasan.




BATAN


Halaman 7 dari 96

Gambar 2-1 Struktur Organisasi Sistem Keselamatan KNS (BATAN)

CEO PT. Batan Teknologi (Persero)

Direktur Divisi Produksi

Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard

Gambar 2-2 Struktur Organisasi Sistem Keselamatan KNS (PT. BATEK)

2.3 Tanggung Jawab 2.3.1 Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir Kepala Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir bertanggung jawab bagi terlaksananya keamanan Kawasan Nuklir Serpong, terlaksananya kegiatan kesehatan kerja para pekerja dan mengkoordinasikan satuan pengamanan yang terdapat di PTBN, PRSG, PTLR, PRR. kepala PKTN bertanggung jawab dalam mengeluarkan prosedur dan instruksi kerja tentang pengaturan kesehatan kerja, menyediakan personil, sarana dan prasrana bagi tercapainya keamanan dan kesehatan pekerja di Kawasan Nuklir Serpong.




BATAN

2.3.1.1


Halaman 8 dari 96

Unit Pengamanan

Kepala Unit Pengamanan PKTN bertanggung jawab kepada kepala PKTN bagi terlaksananya keamanan dan ketertiban di Kawasan Nuklir Serpong. Kepala unit pengamanan PKTN juga mengadakan koordinasi dengan kepela unit pengamanan lainnya selama menjaga keamanan dan ketertiban di Kawasan Nuklir Serpong.

2.3.1.2

Unit Layanan Kesehatan

Unit layanan kesehatan ini bertugas membantu kepala PKTN dalam melaksanakan keselamatan kerja khususnya kesehatan kerja bagi seluruh kegiatan instalasi nuklir di Kawasan Nuklir Serpong.

2.3.2 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Kepala Pusat Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) selain bertanggung jawab bagi keselamatan dan keamanan instalasinya, juga bertanggung jawab dalam terlaksananya kegiatan pemantauan dosis radiasi seluruh pekerja, baik dosis internal maupun eksternal serta pelaksanaan keselamatan radiasi Kawasan Nuklir Serpong dan daerah di sekitarnya. Kepala Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) selain menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang keselamatan dan keamanan instalasinya, juga menetapkan prosedur dan instruksi kerja yang berkaitan dengan pemantauan dosis pekerja, pengelolalan keselamatan lokasi dan pemantauan lingkungan.

2.3.2.1

Bidang Keselamatan dan Lingkungan

Kepala Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL) PTLR selain bertugas membantu kepala PTLR dalam melaksaakan keselamatan dan keamanan kerja kegiatan instalasi pengolahan limbah radioaktif juga melaksanakan kegiatan pemantauan dosis seluruh pekerja Kawasan Nuklir Serpong dan melaksanakan kegiatan pemantauan lingkungan, pengawasan lokasi dan penanggulangan kedaruratan nuklir di lokasi Kawasan Nuklir Serpong dan Kawasan Puspiptek.





BATAN

Halaman 9 dari 96

2.3.3 PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN Kepala PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN bertanggung jawab bagi keselamatan dan keamanan instalasinya. Selain itu pusat-pusat tersebut melakukan koordinasi dalam melaksakan latihan kedaruratan nuklir. Kepala pusat tersebut juga harus menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang keselamatan dan keamanan instalasinya.

2.3.3.1

Bidang Keselamatan/Bidang Keselamatan dan Instrumentasi/

2.3.3.2

Panitia Pembina Keselamatan dan Kesehatan Kerja

Kepala Bidang Keselamatan (BK), Bidang Keselamatan dan Instrumentasi (BKI) dan Ketua

Panitia

Pembina

Keselamatan

dan

Kesehatan

Kerja

(P2K3)

bertugas

melaksanakan dan mengawasi kegiatan keselamatan, membuat dan menetapkan prosedur dan Instruksi kerja bagi terciptanya keselamatan di instalasinya serta menyediakan personil, sarana dan prasarana yang diperlukan. Selain itu BK dan P2K3 juga bertugas melakukan pemantauan daerah kerja dan pemantauan personil di instalasinya. Apabila instalasinya menghasilkan limbah radioaktif maka BK/BKI/P2K3 bertugas mengelola limbah tersebut sebelum dilakukan pengiriman ke PTLR.

2.3.4 PT. Batan Teknologi PT. Batan Teknologi dalam hal ini Direktur Divisi Produksi bertanggung jawab bagi keselamatan instalasinya. Selain itu juga harus melakukan koordinasi dengan BATAN dalam melaksakan kedaruratan nuklir. Direktur Divisi Produksi juga harus membuat dan menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang keselamatan instalasinya.

2.3.4.1

Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard

Kepala Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard bertugas melaksanakan dan mengawasi kegiatan keselamatan, membuat dan menetapkan prosedur dan Instruksi kerja bagi terciptanya keselamatan di instalasinya. Selain juga bertugas melakukan pemantauan daerah kerja dan pemantauan personil di instalasinya. Kepala Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard juga bertugas mengelola limbah radioakif sebelum dilakukan pengiriman ke PTLR. Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong




BATAN

Halaman 10 dari 96

2.3.5 Para Pekerja Setiap pekerja wajib mentaati ketentuan keselamatan kerja. Setiap pekerja bertanggung jawab atas keselamatan dirinya dan orang lain di sekitarnya. Apabila prosedur dan instruksi kerja tidak sesuai dengan kegiatan yang akan dilaksanakan atau pekerja tidak yakin terhadap prosedur yang ada, maka ia dapat melakukan konsultasi dengan atasan langsung atau penanggung jawab keselamatan kerja di insatalasinya.

2.4 Sarana 2.4.1 Fasilitas atau Instalasi Kegiatan fasilitas atau instalasi dilengkapi dengan sarana keselamatan dan proteksi radiasi yang meliputi : •

reaktor nuklir

•

fasilitas yang digunakan untuk pemurnian, konversi, pengayaan bahan nuklir, fabrikasi bahan nuklir dan/atau pengolahan ulang bahan bakar nuklir bekas dan/atau

•

fasilitas yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan bakar nuklir bekas

•

instalasi zat radioaktif dan/atau instalasi sumber radiasi pengion

2.4.2 Medis Fasilitas kedokteran dilengkapi dengan peralatan kesehatan umum, gigi, dan kedaruratan

nuklir.

Fasilitas

ini

melaksanakan

pelayanan

kesehatan

termasuk

pemantauan kesehatan pekerja KNS, baik rutin maupun darurat. Dalam hal kedaruratan nuklir terdapat korban yang tidak dapat ditangani, dilakukan kerjasama dengan rumah sakit rujukan.

2.4.3 Lingkungan Pemantauan lingkungan kawasan nuklir Serpong harus dilengkapi dengan berbagai jenis sistem pemantauan radiasi dan penunjangnya, yakni : Pengelolaan Proteksi Radiasi Dan Lingkungan



BATAN

a.


Halaman 11 dari 96

Sistem Pemantau Cuaca. Sistem pemantau cuaca untuk kawasan nuklir Serpong harus mampu menyediakan

data meteorologi yang sesuai untuk keperluan kajian sebaran pelepasan zat radioaktif ke atmosfer. Untuk itu sistem ini dilengkapi dengan sensor parameter arah dan kecepatan angin, frekuensi curah hujan, temperatur dan kelembaban udara, serta intensitas radiasi matahari. Pengolahan data dilakukan dengan perangkat lunak yang mampu menampilkan cakra angin (wind rose). b.

Sistem Pemantau Radiasi Ambien (Beacon). Lepasan zat radioaktif ke atmosfer dari fasilitas nuklir di KNS akan memberikan

peningkatan terhadap paparan radiasi di lingkungan. Peningkatan tersebut dapat diketahui dengan pemasangan sistem pemantau radiasi ambien pada beberapa lokasi di sekitar instalasi. Untuk menjamin tingkat keselamatan radiasi di KNS harus dilengkapi dengan beberapa buah detektor yang terhubung dengan Batan Safety and Security (BSS). c.

Sistem Pemantau Buangan Cair. Pengoperasian fasilitas nuklir di KNS akan menimbulkan limbah cair yang dalam

batasan tertentu dapat dilepas ke lingkungan. Pelepasan buangan cair harus dikontrol dan diawasi dengan ketat sehingga tidak menimbulkan kerusakan terhadap lingkungan. Pengawasan ini dilakukan dengan pengelolaan buangan cair secara terpadu melalui sistem pemantauan buangan terpadu (PBT). d.

Laboratorium Lingkungan. Pelepasan zat radioaktif cair dan gas/aerosol akan memberikan dampak terjadinya

peningkatan konsentrasi radionuklida di lingkungan. Peningkatan konsentrasi radionuklida di lingkungan dapat diketahui dengan analisis berbagai macam sampel lingkungan. Kawasan nuklir Serpong harus dilengkapi dengan laboratorium lingkungan dengan peralatan pengambilan dan preparasi sampel serta peralatan analisis seperti : spektrometer-γ, α/β counter cacah latar rendah, alat ukur kontaminasi permukaan dan alat ukur paparan radiasi lingkungan.




BATAN


Halaman 12 dari 96

2.4.4 Sistem Keselamatan dan Keamanan (BSS) Kegiatan fasilitas atau instalasi dilengkapi dengan sistem keselamatan dan proteksi radiasi yang meliputi sarana keselamatan sumber (perisai, ventilasi) dan sarana proteksi radiasi (dosimeter perorangan, alat pantau radiasi daerah kerja, alat pelindung diri).




BATAN


Halaman 13 dari 96

BAB 3 PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN 3.1 Umum Sasaran utama dari pengembangan konsep proteksi radiasi adalah proteksi manusia dan lingkungan terhadap efek merusak paparan radiasi tanpa terlalu membatasi pemanfaatan tenaga nuklir yang dapat terkait paparan tersebut. Pencapaian sasaran ini tidak cukup hanya didasarkan pada pengetahuan ilmiah tentang paparan radiasi dan efek kesehatannya. Pencapaian juga mensyaratkan suatu model untuk proteksi manusia dan lingkungan terhadap radiasi. Sebagai contoh aspek sosial dan ekonomi dalam proteksi radiasi tidak dapat melulu didasarkan pada ilmu pengetahuan, diperlukan ‘value judgement’ tentang kepentingan relatif berbagai jenis risiko dan tentang perimbangan risiko dan manfaat (benefit). Proteksi radiasi berurusan dengan dua jenis efek berbahaya. Dosis tinggi menyebabkan efek deterministik yang hanya nampak bila dosis tersebut melebihi suatu batas ambang. Sedangkan dosis tinggi dan rendah dapat menyebabkan efek stokastik (kanker atau efek keturunan) yang dapat meningkat secara statistik dan setelah paparan ada periode laten yang lama sebelum efek muncul. Proteksi manusia terhadap radiasi dilaksanakan melalui pengelolaan dan pengendalian paparan terhadap radiasi pengion sedemikian sehingga efek deterministik dapat dicegah, dan risiko efek stokastik dikurangi ke suatu tingkatan yang layak dicapai. Sebaliknya, konsep ‘proteksi lingkungan’ sulit untuk didefinisikan secara universal karena dari satu negara ke negara lain atau dari satu keadaan ke keadaan lain menggunakan konsep yang tidak sama. ICRP mendasarkan proteksi lingkungan pada pencegahan atau pengurangan frekuensi efek radiasi yang mengganggu ke suatu tingkatan dampak yang sepele pada konservasi keragaman biologis.


Proteksi Radiasi dan Lingkungan


BATAN


Halaman 14 dari 96

3.2 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi Pada umumnya efek paparan radiasi terhadap kesehatan dapat dikelompokan menjadi 2 (dua) kategori yaitu: a. Efek deterministik (reaksi jaringan yang berbahaya) yaitu sebagian besar sel jaringan mengalami kematian atau fungsi sel rusak karena dosis radiasi tinggi. b. Efek stokastik, yaitu kanker atau efek keturunan berupa pengembangan kanker pada individu yang terpapari karena mutasi sel somatik atau penyakit keturunan pada keturunan individu yang terpapari karena mutasi sel reproduktif. Efek biologi akibat paparan radiasi diperhitungan pula pada embrio, janin dan penyakit lainnya selain kanker. ICRP publikasi 60 (1991) mengklasifikasikan efek radiasi yang menimbulkan reaksi pada jaringan sebagai efek deterministik. Dan menggunakan istilah efek stokastik untuk efek radiasi yang menimbulkan kanker dan penyakit yang dapat diwariskan kepada keturunannya. Energi radiasi pengion yang diterima jaringan/organ dapat mengakibatkan perubahan pada molekul, kerusakan pada elemen selular dan gangguan fungsi atau kematian sel. Kerusakan pada jaringan hidup diakibatkan oleh adanya transfer energi radiasi pengion ke atom dan molekul dalam struktur sel. Radiasi pengion menjadikan atom dan molekul tersebut terionisasi dan menyebabkan: • terbentuknya radikal bebas • terpecahnya ikatan kimia • terbentuknya ikatan kimia baru dan ikatan silang antar molekul • kerusakan molekul yang sangat berperan dalam proses di dalam tubuh (seperti

DNA, RNA, dan protein). Sel-sel yang telah rusak pada tingkat kerusakan tertentu dapat mengalami perbaikan, misalnya pada dosis rendah sebagaimana yang kita terima dari dosis radiasi latar, kerusakan selular dapat segera diperbaiki. Namun pada tingkat dosis yang lebih tinggi, dapat terjadi kematian sel bahkan pada dosis yang sangat tinggi sel tidak dapat tergantikan, jaringan menjadi rusak dan organ tidak berfungsi.




BATAN


Halaman 15 dari 96

3.2.1 Induksi Efek Deterministik Induksi reaksi jaringan pada umumnya ditandai dengan adanya dosis ambang. Alasan ditetapkannya dosis ambang adalah bahwa kerusakan radiasi (gangguan fungsi yang serius atau kematian sel) suatu populasi kritis sel pada suatu jaringan perlu dipertahankan sebelum terlanjur jaringan tersebut cedera atau rusak. Di atas dosis ambang akan terjadi cedera atau kerusakan jaringan. Semakin besar dosis radiasi semakin meningkat terjadinya keparahan pada jaringan dan daya pemulihan jaringanpun akan terganggu. Reaksi jaringan terhadap radiasi dini (beberapa hari hingga beberapa minggu) yang melampaui dosis ambang mungkin akan terjadi peradangan yang diakibatkan pelepasan faktor seluler atau mungkin reaksi yang mengakibatkan hilangnya sel-sel. Reaksi jaringan tunda (orde bulan hingga tahunan) dapat berupa jenis umum jika muncul sebagai akibat langsung dari kerusakan jaringan. Sebaliknya, reaksi tunda ini dapat berupa jenis akibat jika muncul sebagai akibat kerusakan selular dini. Tinjauan data biologi dan klinis telah mendorong perkembangan penilaian ICRP terhadap mekanisme jaringan dan sel yang mendasari reaksi jaringan dan dosis ambang yang berlaku untuk organ dan dan jaringan utama. Walaupun demikian untuk dosis serap hingga sekitar 100 mGy (LET rendah atau tinggi) tidak ada jaringan yang dinyatakan memperlihatkan gangguan klinis. Pernyataan ini berlaku untuk paparan akut tunggal dan juga untuk dosis rendah pada paparan radiasi kronik. Efek deterministik selain ditandai dengan adanya dosis ambang juga pada umumnya timbul tidak lama setelah paparan radiasi terjadi, adanya penyembuhan spontan dan tergantung pada tingkat keparahan dan besarnya paparan radiasi yang diterima mempengaruhi tingkat keparahan. Contoh efek deterministik antara lain kerusakan kulit, eritema, epilepsi, katarak dan kemandulan.

3.2.2 Induksi Efek Stokastik Efek stokastik adalah 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




BATAN


Halaman 16 dari 96

terjadinya dipengaruhi oleh besarnya dosis. Contoh efek stokastik adalah kanker dan penyakit yang diwariskan kepada keturunannya. Pada kasus kanker, studi eksperimen dan epidemologi memberikan fakta adanya risiko radiasi sekali pun dengan ketidakpastian pada dosis sekitar 100 mSv atau kurang. Meskipun tidak ada bukti langsung risiko radiasi pada manusia untuk kasus penyakit yang diturunkan, hasil pengamatan eksperimen menunjukkan menguatnya pendapat yang menyatakan bahwa risiko untuk generasi mendatang harus diperhitungkan dalam sistem proteksi.

3.2.3 Induksi Penyakit selain Kanker Sejak tahun 1990 akumulasi fakta menunjukkan bahwa frekuensi penyakit nonkanker meningkat pada beberapa populasi yang terpapar radiasi. Fakta statistik yang paling kuat untuk induksi efek non-kanker pada dosis efektif dalam orde 1 Sv yang diturunkan dari analisis mortalitas terkini survivor bom atom Jepang setelah tahun 1968. Studi tersebut memperkuat bukti statistik mengenai hubungan antara dosis dengan terutama penyakit jantung, stroke, gangguan pencernaan dan penyakit pernafasan.

3.2.4 Efek Radiasi pada Embrio dan Fetus Risiko reaksi jaringan dan kecacatan dalam embrio dan janin yang terpapari telah diulas di ICRP publikasi 90 (2003). Ulasan ini memperkuat penilaian risiko di dalam rahim (ICRP publikasi 60). Berdasarkan ICRP publikasi 90, risiko cedera jaringan dan kecacatan di dalam rahim pada dosis di bawah 100 mGy dari radiasi LET rendah. Data terbaru menunjukan bahwa embrio rentan terhadap efek mematikan pada periode praimplantasi dari perkembangan embrio. Pada dosis di bawah 100 mGy, efek mematikan pada embrio sangat jarang terjadi. Sehubungan dengan kecacatan pada embrio, data terbaru menunjukan bahwa ada pola radiosensitivitas dalam rahim yang tergantung pada usia kehamilan dengan sensitivitas maksimum terjadi pada masa pembentukan organ utama. Berdasarkan data pengamatan pada hewan diperoleh ada dosis ambang sekitar 100 mGy untuk induksi kecacatan, untuk tujuan praktis ICRP menilai bahwa risiko kecacatan setelah paparan dalam rahim pada dosis di bawah 100 mGy adalah tidak ada (tidak terjadi efek kecacatan pada embrio). Proteksi Radiasi dan Lingkungan



BATAN


Halaman 17 dari 96

ICRP publikasi 90 meninjau data korban bom atom mengenai induksi keterbelakangan mental yang berat setelah terpapari radiasi pada periode pra-natal paling sensitif (8-15 minggu setelah pembuahan) mendukung dosis ambang paling tidak 300 mGy. Jadi, di bawah 300 mGy tidak terjadi efek keterbelakangan mental yang berat.

3.2.5 Judgement dan Ketidakpastian Walaupun ICRP menyadari potensi pentingnya efek sinergistik antara radiasi dan perantara (agent) yang lain, hingga saat ini tidak ada bukti yang kuat tentang interaksi tersebut pada dosis rendah yang membenarkan modifikasi perkiraan risiko radiasi yang ada. Dengan mempertimbangkan informasi terkini, ICRP merekomendasikan sistem proteksi radiasi yang praktis dengan berasumsi bahwa pada dosis di bawah sekitar 100 mSv, kenaikan dosis proporsional dengan peluang timbulnya kanker atau efek keturunan.

3.3 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi 3.3.1 Umum Besaran dosimetrik khusus telah dikembangkan untuk penilaian dosis dari paparan radiasi. Besaran proteksi yang fundamental didasarkan pada pengukuran deposit energi pada organ dan jaringan tubuh manusia. Untuk melihat hubungan dosis radiasi dengan risiko radiasi, perlu diperhitungkan variasi pada efektivitas biologi radiasi dengan kualitas yang berbeda dan variasi sensitivitas organ dan jaringan terhadap radiasi pengion.

3.3.2 Besaran Dosis 3.3.2.1 Dosis Serap (D) Adalah jumlah energi yang diserap per satuan massa sebagai hasil dari interaksi radiasi pengion dengan materi. Satuan dosis serap dalam satuan SI adalah Gray (Gy) yang sama dengan energi deposisi sebesar 1 joule per kilogram (J/kg) dalam materi, yang dalam hal ini adalah organ/jaringan, atau 1 Gy = 1 J/kg.





BATAN

Halaman 18 dari 96

Satuan lama dari dosis serap adalah erg/gram dengan nama khusus rad. 1 rad setara dengan 100 erg/gram, dengan demikian 1Gy = 100 rad. Besaran dosis serap ini dapat digunakan untuk semua jenis radiasi pengion.

3.3.2.2 Faktor Bobot Radiasi Untuk menunjukan kualitas radiasi dalam kaitannya dengan akibat biologi yang dapat ditimbulkannya, diperkenalkan istilah faktor bobot radiasi, wR. Sebelumnya digunakan isitilah faktor kualitas (Q). Nilai faktro bobot

radiasi dipilih berdasarkan

efektivitas relatif dalam menimbulkan akibat biologi yang bersifat stokastik pada dosis rendah. Contoh efek stokastik adalah induksi kanker yang kemungkinan timbulnya efek tersebut merupakan fungsi dosis yang diterima. Tabel 3.1 menunjukan besarnya faktor bobot radiasi berdasarkan ICRP 103 (2007) Tabel 3-1. Faktor bobot radiasi, wR No

Jenis Radiasi

WR

1. Foton

1

2. Elektron dan muon

1

3.

2

Proton dan pion bermuatan

4. Partikel alfa , fisi fragmen dan ion berat

20

5. Neutron En< 1 MeV

2,5 + 18,2e −[ln( En )]

1MeV ≤ En ≤ 50 MeV

5,0 + 17,0 e −[ln( 2 En )]

En > 50 MeV

2,5 + 3,25 e −[ln( 0, 04 En )]

2

/6

2

/6

2

/6

3.3.2.3 Dosis Ekivalen, H Besaran dosimetri yang lebih bermakna adalah dosis rata-rata dalam organ yang telah dibobot yang disebut dengan dosis ekivalen dalam organ T dan ditentukan melalui persamaan:

H T ,R = wR DT ,R ........................................................................................... (3.1) dengan DT,R adalah dosis serap yang dirata-ratakan untuk daerah organ atau jaringan T yang disebabkan oleh radiasi R. Jika medan radiasi terdiri dari beberapa jenis Proteksi Radiasi dan Lingkungan




BATAN

Halaman 19 dari 96

dan energi radiasi dengan faktor bobot radiasi berbeda-beda, maka dosis ekivalen total menjadi:

H T = ∑ wR DT ,R .......................................................................................... (3.2) R

Faktor bobot tidak mempunyai satuan, maka satuan dosis ekivlen sama dengan satuan dosis serap yaitu J/kg. Namun demikian untuk membedakan keduanya maka dosis ekivalen diberi satuan sievert (Sv) Satuan lama untuk dosis ekivalen adalah rem dan hubungan antara keduanya adalah 1 Sv = 100 rem.

3.3.2.4 Faktor Bobot Jaringan dan dosis efektif Hubungan antara kemungkinan terjadinya akibat stokastik dengan dosis ekivalen bergantung pada kepekaan organ atau jaringan yang terkena paparan radiasi. Oleh karena itu, untuk menunjukan akibat stokastik total yang berasal dari berbagai dosis pada berbagai organ yang berbeda dianggap perlu untuk mendefinisikan besaran lain yang diturunkan dari dosis ekivalen yaitu dengan memberikan bobot pada dosis ekivalen di setiap organ. Faktor bobot nyang digunakan untuk dosis serap dalam setiap organ T disebut faktor bobot jaringan, wT.

Tabel 2 menunjukkan nilai faktor bobot jaringan

berdasarkan ICRP 103 (2007). Tabel 3-2. Faktor bobot jaringan , wT No 1.

Jaringan/organ Sumsum tulang merah, usus besar, paru, lambung, dada, jaringan lainnya*

wT (masing-masing) 0,12

2. Gonad

0,08

3. Kandung kemih, oesofagus, hati, tiroid

0,04

4. Permukaan tulang, otak, kelenjar ludah, kulit

0,01

*

Jaringan lainnya: adrenal, daerah extratorasik (ET), kandung kemih empedu (gall bladder), jantung, noda getah bening, otot, oral mucosa, pankreas, prostat (♂), usus halus, limpa, thymus, uterus/cervix (♀).

Nilai wT yang ditentukan agar setiap dosis ekivalen yang diberikan merata seluruh tubuh menghasilkan dosis efektif dengan nilai sama dengan dosis ekivalen tersebut. Jumlah faktor bobot jaringan untuk seluruh tubuh sama dengan 1 (satu). Jika organ T





BATAN

Halaman 20 dari 96

yang mempunyai faktor bobot jaringan wT diberi dosis ekivalen HT maka dosis efektifnya adalah

E = H T wT .................................................................................................. (3.3) Untuk paparan terjadi di seluruh tubuh maka dosis efektif yang diterima oleh tyubuh sama dengan

E = ∑ H T wT = ∑ wT ∑ wR DT ,R ................................................................. (3.4) T

T

3.3.2.5 Dosis Ekivalen Terikat Dosis ekivalen terikat adalah besaran yang digunakan untuk memperkirakan dosis yang diterima seseorang dari radiasi yang dipancarkan oleh radionuklida yang ada dalam tubuh (paparan radiasi internall). Jika unsur radioaktif masuk ke dalam tubuh dan terdeposit di dalam tubuh maka jaringan tubuh akan menerima dosis tertentu. Besarnya dosis ini merupakan fungsi dari berbagai faktor antara lain jenis radionuklida, waktu paro dan metabolisme radionuklida tersebut di dalam tubuh. Untuk penentuan batas masukan tahunan, ICRP menerapkan perhitungan dosis melalui dosis ekivalen total pada organ yang menerima paparan selama 50 tahun setelah radionuklida masuk ke dalam tubuh. Dosis terikat yang dihitung melalui cara ini disebut sebagai dosis ekivalen terikat, HT(50)

3.3.2.6 Dosis Efektif Terikat Jumlah dosis ekivalen terikat dalam setiap organ atau jaringan dikalikan dengan faktor bobot jaringannaya akan menghasilkan dosis efektif terikat atau,

E (50) = ∑ H T (50) wT .................................................................................... (3.5) T

3.3.2.7 Dosis Efektif Kolektif Dosis kolektif diperlukan untuk menyatakan efek radiasi pada suatu kelompok orang, terutama terhadap paparan pekerjaan, untuk maksud optimisasi proteksi radiasi. Besaran ini memperhitungkan paparan semua individu dalam suatu kelompok selama kurun waktu

operasional tertentu di daerah radiasi. Dosis efektif kolektif S dihitung

sebagai penjumlahan semua dosis efektif individu pada kurun waktu tertentu atau selama operasi. Nama khusus yang digunakan untuk besaran dosis efektif kolektif adalah ‘orangsievert’




BATAN


Halaman 21 dari 96

3.4 Kajian Paparan Radiasi 3.4.1 Paparan Radiasi Eksternal Pengkajian dosis terhadap paparan radiasi dari sumber eksternal biasanya dilakukan dengan memantau individu dengan menggunakan dosimeter perorangan yang dikenakan di tubuh, atau misalnya dalam kasus pengkajian prospektif, dengan mengukur atau memperkirakan H*(10) dan menerapkan koefisien konversi yang sesuai. Besaran operasional untuk pemantauan individu adalah Hp(10) dan Hp(0,07). Jika dosimeter perorangan dikenakan di suatu posisi yang mewakili paparan pada tubuh, untuk dosis rendah dan dengan asumsi keseragaman paparan seluruh tubuh, Hp(10) memberikan nilai dosis efektif yang cukup seksama untuk tujuan proteksi radiasi Paparan radiasi eksternal adalah paparan radiasi yang sumber radiasinya berada di luar tubuh. Faktor utama untuk melindungi seseorang dari paparan radiasi eksternal adalah dengan 3 faktor yaitu: 1. Waktu Besarnya dosis yang diterima seseorang berbanding lurus dengan lama waktu orang tersebut berada di medan radiasi atau, Dosis radiasi = laju dosis x waktu paparan Ini berarti jika seseorang ingin agar dosis radiasi yang diterima serendah mungkin, maka waktu yang digunakan untuk kegiatan yang melibatkan terjadinya paparan radiasi harus sesingkat mungkin. 2. Jarak Laju paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber radiasi,dengan demikian dosis total yang diterima pun akan berkurang dengan bertambahnya jarak. Untuk sumber radiasi pemancar gama berdimensi kecil, dosis radiasi berbanding terbalik dengan kuadrat jarak. Pada umumnya desain dari bungkusan bahan radioaktif mempunyai fungsi untuk menambah jarak agar dapat mengurangi laju dosis pada permukaan bungkusan.




BATAN


Halaman 22 dari 96

3. Perisai Penggunaan bahan perisai antara sumber radiasi dengan manusia juga berfungsi untuk mengurangi dosis radiasi yang diterima dan biasanya cara ini lebih banyak digunakan karena lebih mudah dan kondisi keselamatan lebih terjamin. Jumlah atau ketebalan perisai yang dibutuhkan bergantung pada jenis radiasi, aktivitas sumber dan laju dosis yang dikehendaki di luar atau di balik bahan pelindung. Pengurangan laju dosis berbanding secara eksponensial dengan ketebalan bahan perisai. Untuk radiasi gama, bahan padat seperti timbal (Pb) dan baja adalah paling efektif maka bahan ini banyak digunakan dalam desain bungkusan.

3.4.2 Paparan Radiasi Internal Sistem

pengkajian

dosis

untuk

pemasukan

(pemasukan)

radionuklida

mengandalkan pada perhitungan, yang dapat dipertimbangkan sebagai besaran operasional untuk pengkajian dosis paparan internal. Pemasukan dapat diperkirakan baik dari pengukuran langsung (misalnya pemantauan eksternal seluruh tubuh atau organ dan jaringan tertentu) atau pengukuran tidak langsung (misalnya, air seni atau tinja), atau pengukuran pada sampel lingkungan, dan penerapan model biokinetik. Selanjutnya, dosis efektif dihitung dari pemasukan menggunakan koefisien dosis yang direkomendasikan oleh ICRP untuk sebagian besar radionuklida. Koefisien dosis diberikan untuk anggota masyarakat dari berbagai usia dan untuk orang dewasa yang terpapari karena pekerjaannya. Radionuklida yang terdapat dalam tubuh manusia meradiasi jaringan selama jangka waktu yang ditentukan oleh waktu-paro fisik dan retensi biologis dalam tubuh. Dengan demikian, radionuklida tersebut dapat memberikan peningkatan dosis pada jaringan tubuh selama berbulan-bulan atau bertahun-tahun setelah pemasukan. Kebutuhan untuk mengatur paparan radionuklida dan akumulasi dosis radiasi selama waktu yang lama telah membawa pada definisi dari besaran dosis terikat. Dosis terikat dari radionuklida dalam tubuh adalah dosis total yang diperkirakan akan diterima dalam jangka waktu tertentu. Dosis ekivalen terikat, HT (τ), dalam sebuah jaringan atau organ T ditentukan dengan:





BATAN

H T (τ ) = ∫

t0 +τ

t0

Halaman 23 dari 96

H T (t ) .................................................................................... (3.6)

di mana τ adalah waktu gabungan setelah waktu pemasukan t0. Untuk selanjutnya, besaran dosis efektif terikat E(τ) ditentukan dengan:

E (τ ) = ∑ wT H T (τ ) ................................................................................... (3.7) T

Untuk memenuhi batasan dosis, ICRP merekomendasikan bahwa dosis terikat ditetapkan pada tahun di mana pemasukan terjadi. Untuk pekerja, dosis terikat biasanya dievaluasi selama lebih dari 50 tahun setelah pemasukan. Jangka waktu terikat 50 tahun adalah suatu nilai yang dipertimbangkan oleh ICRP sebagai harapan usia pekerja dihitung sejak ia masuk kerja di usia muda. Dosis efektif terikat dari pemasukan radionuklida juga digunakan dalam penentuan dosis perkiraan untuk anggota masyarakat. Dalam kasus ini, jangka waktu terikat 50 tahun dianjurkan untuk orang dewasa. Untuk bayi dan anak-anak, dosis dievaluasi hingga usia 70 tahun. Dosis efektif dari pemasukan radionuklida karena kerja dinilai berdasarkan pemasukan pekerja dan koefisien dosis acuan. Perhitungan koefisien dosis untuk radionuklida tertentu (Sv Bq-l) menggunakan model biokinetik dan dosimetrik yang telah didefinisikan. Model-model tersebut digunakan untuk menggambarkan masuknya berbagai bentuk kimia radionuklida ke dalam tubuh dan distribusinya serta retensi setelah masuk ke darah. Fantom pria dan wanita komputasi juga digunakan untuk menghitung, untuk serangkaian sumber, fraksi energi yang dipancarkan dari suatu daerah sumber S yang diserap di daerah target T. Perkiraan ini dianggap memadai untuk tugas-tugas utama dalam proteksi radiasi. Koefisien dosis efektif terikat rata-rata-jender e(τ) untuk pemasukan radionuklida tertentu dihitung menurut persamaan:

 h M (τ ) + hTF (τ )  e(τ ) = ∑ wT  T  (50) wT ............................................................(3.8) 2 T   dengan wT adalah faktor bobot jaringan untuk jaringan T, dan hTM (τ ) dan hTF (τ ) adalah koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan T dari pria dan wanita, masingmasing, untuk periode terikat τ. Penjumlahan dalam persamaan (4.8) juga berlaku pada koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan lainnya (remainder), baik pria dan wanita. Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong



BATAN


Halaman 24 dari 96

Paparan radiasi internal adalah paparan radiasi yang sumber radiasinya ada di dalam tubuh. Sumber radiasi dapat berada di dalam tubuh karena adanya radionuklida yang masuk ke dalam tubuh melalui pernafasan (inhalasi), pencernaan (injesi) dan melalui kulit (luka terbuka, pori-pori kulit). Pencegahan paparan radiasi internall dapat dilakukan dengan: 1. Membatasi jumlah bahan radioaktif yang akan digunakan sekecil mungkin sesuai keperluan 2. Mencegah tersebarnya

bahan radioaktif di sumbernya, yaitu dengan cara

mewadahi dan mengungkungnya. 3. Penggunakan alat pelindung diri yang memadai misalnya baju pelindung (labcoat), shoecover, sarung tangan, masker yang sesuai, alat monitor perorangan dan monitor ruangan. 4. Dilarang makan, minum dan bersolek di laboratorium. 5. Melakukan pekerjaan di meja atau ruang asap dan menggunakan kertas isap atau kertas merang jika ada ada kemungkinan zat radioaktif tumpah. 6. Tangan tidak menyentuh langsung apa pun sebelum dipastikan tangan bebas dari kontaminasi dan yang akan dipegang bebas kontaminasi.

3.4.3 Paparan Pekerjaan Dalam pemantauan paparan pekerjaan (occupational exposure) radiasi eksternal, dosimeter perorangan mengukur dosis ekivalen perorangan Hp(10). Nilai yang terukur ini dianggap sebagai penilaian terhadap dosis efektif dengan asumsi keseragaman paparan seluruh tubuh. Untuk paparan internal, dosis efektif terikat umumnya ditentukan dari pengkajian terhadap pemasukan radionuklida dari pengukuran bioassay atau besaran lain (misalnya aktivitas yang terjadi di dalam tubuh atau di dalam tinja sehari-hari). Dosis radiasi ditentukan dari pemasukan menggunakan koefisien dosis yang dianjurkan oleh ICRP 68 atau BSS 115. Dosis yang diperoleh dari pengkajian paparan pekerjaan radiasi eksternal dan pemasukan radionuklida digabungkan untuk penentuan nilai total dosis efektif, E, untuk pemenuhan batasan dosis dan pembatas dosis (dose constraint) menggunakan rumus sebagai berikut:

E ≅ H P (10) + E (50) (4.10) ....................................................................... (3,9) Proteksi Radiasi dan Lingkungan



BATAN


Halaman 25 dari 96

di mana Hp(10) adalah dosis ekivalen perorangan dari paparan eksternal dan E(50), dosis efektif terikat dari paparan internal, ditentukan dengan:

E (50) = ∑ e j ,inh (50) ⋅ I j ,inh + ∑ e j ,ing (50) ⋅ I j ,ing j

............................................(3,10)

j

dengan ej,inh(50) adalah koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pemasukan melalui inhalasi dari suatu radionuklida j, Ij,inh adalah aktivitas pemasukan dari suatu radionuklida j melalui inhalasi, ej,ing(50) adalah koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pemasukan dari suatu radionuklida j melalui injesi (penelanan), dan Ij,ing adalah aktivitas pemasukan dari radionuklida j melalui injesi. Dalam perhitungan dosis efektif dari radionuklida tertentu, kelonggaran mungkin perlu dibuat untuk karakteristik dari materi yang masuk ke dalam tubuh. Koefisien dosis yang digunakan dalam persamaan (3,10) adalah yang ditetapkan oleh ICRP tanpa meninggalkan karakteristik anatomis, fisiologis, dan biokinetik Pria Acuan (Reference Man) dan Wanita Acuan (Reference Female) sebagaimana diberikan dlaam ICRP 2002. Perhitungan dapat diambil dari karakteristik fisik dan kimia dari pemasukan, termasuk diameter aerodinamik median aktivitas (AMAD) dari aerosol yang terhirup dan bentuk kimia zat partikulat radionuklida tertentu

yang terambil. Dosis efektif yang

ditetapkan dalam catatan dosis pekerja adalah nilai di mana Orang Acuan (Reference Person) akan merasakan sebab daerah radiasi dan aktivitas pemasukan yang dihadapi oleh pekerja. Jangka waktu terikat 50 tahun merupakan periode akumulasi dosis yang mungkin selama usia kerja (ini hanya relevan untuk radionuklida dengan waktu paro fisik panjang dan retensi panjang di jaringan tubuh). Pengumpulan radionuklida melalui kejadian yang tak terkendali yang melibatkan luka memiliki implikasi di luar kesesuaian dengan praktek kerja dan dengan demikian kejadian semacam ini tidak termasuk dalam persamaan (3.10). Arti penting dari peristiwaperistiwa ini harus dievaluasi dan dicatat, perawatan medis yang sesuai disediakan, dan lebih jauh pembatasan paparan pekerja dipertimbangkan jika perlu. Dalam kasus yang langka dari kontribusi signifikan paparan eksternal berpenetrasi radiasi lemah, kontribusi dari dosis kulit terhadap dosis efektif perlu dipertimbangkan selain persyaratan yang diberikan dalam persamaan (3.10) untuk pengkajian dosis efektif. Dosis radiasi dari isotop radon, terutama radon-222, dan produk-produk peluruhannya




BATAN


Halaman 26 dari 96

mungkin juga perlu dipertimbangkan dalam pengkajian dosis secara keseluruhan (ICRP 65). Dalam keadaan tertentu di mana pemantauan individu dengan dosimeter perorangan tidak dilakukan, seperti paparan petugas penerbangan, pengkajian dosis efektif dapat diperoleh dari nilai-nilai dari besaran dosis ekivalen ambien, H*(10). Dosis efektif kemudian dihitung menggunakan faktor-faktor yang sesuai dari data di daerah radiasi, atau dengan menghitung dosis efektif secara langsung dari data tersebut.

3.4.4 Paparan Masyarakat Prinsip-prinsip dasar perkiraan dosis efektif adalah sama bagi anggota masyarakat seperti bagi pekerja. Dosis efektif tahunan untuk anggota masyarakat adalah jumlah dosis efektif yang diperoleh dalam satu tahun dari paparan eksternal dan dosis efektif terikat dari radionuklida yang masuk ke tubuh dalam tahun tersebut. Dosis ini tidak diperoleh dengan pengukuran langsung paparan individu seperti pada paparan pekerjaan tetapi terutama ditentukan oleh pengukuran efluen dan lingkungan, perilaku data, dan pemodelan. Komponen akibat pelepasan efluen radioaktif dapat diperkirakan dengan pemantauan efluen untuk instalasi yang sudah ada, atau prediksi efluen dari instalasi atau sumber selama periode desain. Informasi tentang konsentrasi radionuklida dalam efluen dan lingkungan digunakan bersama-sama dengan pemodelan radioekologi (analisis jalur transportasi lingkungan, melalui udara, air, tanah, sedimen, tanaman, dan hewan kepada manusia) untuk mengkaji dosis dari paparan radiasi eksternal dan pemasukan radionuklida. Kelengkapan informasi ini diberikan dalam Annex B, ICRP 103.

3.4.5 Aplikasi Dosis Efektif Kegunaan dasar dan pokok dari dosis efektif dalam proteksi radiasi bagi pekerja dan masyarakat umum adalah: •

pengkajian dosis prospektif untuk perencanaan dan optimisasi proteksi; dan

•

pengkajian dosis retrospektif untuk menunjukkan pemenuhan terhadap batas dosis, atau untuk membandingkan dengan pembatas dosis atau tingkat acuan (reference level). Dalam pengertian ini, dosis efektif digunakan untuk tujuan regulasi di seluruh dunia.

Dalam praktek penerapan proteksi radiasi, dosis efektif digunakan untuk mengelola risiko Proteksi Radiasi dan Lingkungan



BATAN


Halaman 27 dari 96

efek stokastik pekerja dan masyarakat umum. Perhitungan dosis efektif atau koefisien konversi yang sesuai untuk paparan eksternal dan koefisien dosis paparan internal, didasarkan pada dosis terserap, faktor pembobotan (wR dan wT), dan nilai-nilai referensi bagi tubuh manusia serta organ-organ dan jaringannya. Dosis efektif tidak didasarkan pada data dari orang perorang. Dalam penerapan umumnya, dosis efektif tidak memberikan dosis spesifik-individu melainkan untuk Orang Acuan dalam suatu situasi paparan tertentu. Ada beberapa keadaan dengan nilai-nilai parameter dapat diubah dari nilai-nilai acuan dalam perhitungan dosis efektif. Oleh karena itu, adalah penting untuk membedakan antara nilai-nilai parameter acuan yang dapat berubah dalam perhitungan dosis efektif dalam situasi paparan tertentu dan nilai-nilai yang tidak dapat diubah dalam definisi dosis efektif (misalnya faktor bobot). Dengan demikian, dalam pengkajian dosis efektif dalam situasi paparan pekerjaan, perubahan dapat dilakukan misalnya berkaitan dengan karakteristik suatu daerah radiasi eksternall (sebagai contoh arah paparan) atau karakteristik fisik dan kimia dari radionuklida yang terhirup atau tertelan. Dalam kasus seperti itu perlu menyatakan dengan jelas penyimpangan dari nilai-nilai parameter acuan. Dalam pengkajian dosis retrospektif untuk individu tertentu yang mungkin secara substansial melebihi batasan dosis, dosis efektif dapat memberikan takaran pendekatan awal dari keseluruhan kerusakan (detriment). Jika dosis radiasi dan risiko perlu dikaji dengan cara yang lebih akurat, diperlukan perkiraan spesifik lanjutan dosis organ atau jaringan, terutama jika risiko organ spesifik bagi individu tertentu diperlukan. Dosis efektif dimaksudkan untuk digunakan sebagai besaran proteksi berdasarkan nilai-nilai acuan dan karena itu tidak direkomendasikan untuk evaluasi epidemiologi, juga tidak dianjurkan digunakan untuk penyelidikan tertentu retrospektif yang rinci dari paparan dan risiko perorangan. Sebaliknya, dosis terserap harus digunakan dengan efektivitas biologis biokinetic paling tepat dan data faktor risiko. Dosis organ atau jaringan, bukan dosis efektif, diperlukan untuk mengkaji kemungkinan induksi kanker dalam individu terpapar. Penggunaan dosis efektif tidak sesuai untuk pengkajian reaksi jaringan. Dalam situasi seperti itu perlu untuk memperkirakan dosis terserap dan memperhitungkan RBE yang sesuai sebagai dasar pengkajian atas efek radiasi (Annex B, ICRP 103).




BATAN


Halaman 28 dari 96

3.4.6 Dosis Efektif Kolektif Dosis kolektif diperlukan untuk menyatakan efek radiasi pada suatu kelompok orang, terutama terhadap paparan pekerjaan, untuk maksud optimisasi proteksi radiasi (ICRP 26, ICRP 60). Besaran ini memperhitungkan paparan semua individu dalam suatu kelompok selama kurun waktu operasional tertentu di daerah radiasi. Dosis efektif kolektif S dihitung sebagai penjumlahan semua dosis efektif individu pada kurun waktu tertentu atau selama operasi. Nama khusus yang digunakan untuk besaran dosis efektif kolektif adalah ‘orang-sievert’. Dalam proses optimisasi, tindakan proteksi radiasi dan skenario operasional dibandingkan dalam kerangka pengkajian dosis efektif individu dan kolektif yang diharapkan. Dosis efektif kolektif, S, didasarkan pada asumsi hubungan efek dosis linear untuk efek stokastik tanpa ambang (model LNT, linear non-threholds). Atas dasar ini, maka dimungkin untuk menganggap dosis efektif bersifat aditif. Dosis efektif kolektif adalah sebuah alat optimisasi, untuk membandingkan teknologi radiasi dan prosedur proteksi. Dosis efektif kolektif tidak dimaksudkan sebagai alat untuk studi epidemiologi, dan tidak sepantasnya menggunakan besaran tersebut dalam proyeksi risiko. Hal ini karena asumsi implisit dalam perhitungan dosis efektif kolektif (misalnya, ketika menerapkan model LNT) menyembunyikan ketidakpastian biologis dan statistik yang besar. Khususnya, perhitungan kematian akibat kanker berdasarkan dosis efektif kolektif yang melibatkan paparan sepele pada populasi besar menjadi tidak masuk akal dan harus dihindari. Perhitungan semacam itu yang didasarkan pada dosis efektif kolektif tidak dikehendaki, yang secara biologis dan statistik sangat tidak pasti. Untuk menghindari penggabungan yang tidak tepat, misalnya dosis individu sangat rendah selama jangka waktu yang panjang dan wilayah geografis yang luas, syarat-syarat pembatasan perlu ditetapkan. Rentang dosis dan jangka waktu harus ditentukan. Dosis efektif kolektif yang disebabkan nilai dosis efektif individu antara E1 dan E2 didefinisikan sebagai: E2  dN  S ( E1 , E2 , ∆T ) = ∫ E   dE ................................................................... (3.11) E1  dE  ∆T

di mana (dN dE )dE menyatakan jumlah individu yang terpapar dosis efektif antara E dan E + dE dalam jangka waktu ∆T. Bila rentang dosis individu merentang beberapa Proteksi Radiasi dan Lingkungan



BATAN


Halaman 29 dari 96

orde besarnya, distribusinya harus dibagi menjadi beberapa rentang dosis individu, masing-masing rentang tidak lebih dari dua atau tiga orde, dengan ukuran populasi, ratarata dosis individu, dan ketidakpastian dihitung secara terpisah untuk setiap rentang. Jika dosis efektif kolektif lebih kecil daripada kebalikan risiko kerusakan yang relevan, pengkajian risiko harus memperhatikan bahwa kemungkinan terbesar jumlah kelebihan efek kesehatan adalah nol (NCRP Report 121, 1995).

3.5 Tingkatan Proteksi Radiasi Pada ICRP 60, efek kontribusi dosis individu dari suatu sumber tidak bergantung terhadap efek dosis dari sumber lainnya. Untuk banyak tujuan, tiap sumber atau kelompok sumber biasanya diperlakukan berbeda. Untuk itu perlu mempertimbangkan paparan individu yang dipapari oleh sumber atau kelompok sumber ini. ICRP 103 menekankan perlunya pendekatan ‘source-related’ ini karena tindakan dapat diambil pada suatu sumber untuk meyakinkan proteksi suatu kelompok individu dari sumber tersebut. Dalam situasi paparan yang direncanakan (kondisi operasi normal), pembatasan source-related terhadap dosis individu disebut pembatas dosis (dose constraint). Untuk paparan potensial konsep yang serupa adalah pembatas risiko (risk constraint). Untuk situasi paparan kedaruratan dan existing, pembatasan source-related-nya adalah tingkat acuan (reference level). Konsep pembatas dosis dan tingkat acuan digunakan dalam proses optimisasi proteksi untuk membantu pencapaian bahwa semua paparan dijaga serendah yang dapat dicapai secara layak dengan memperhatikan faktor sosial dan ekonomi. Dalam kasus tertentu situasi-paparan-yang-direncanakan, pembatasan terpisah pada jumlah dosis pekerja dan pada jumlah dosis masyarakat disyaratkan. Pembatasan ‘individual-related’ ini dinyatakan dalam pembatasan dosis.

3.6 Prinsip Proteksi Radiasi Prinsip proteksi radiasi berdasarkan BSS 115 terdiri dari 3 (tiga) unsur yaitu: a. Justifikasi Justifikasi adalah semua kegiatan yang melibatkan paparan radiasi hanya dilakukan jika menghasilkan nilai lebih atau memberikan manfaat yang nyata (azas manfaat). Justifikasi dari suatu rencana kegiatan atau operasi yang melibatkan paparan radiasi Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong



BATAN


Halaman 30 dari 96

dapat ditentukan dengan mempertimbangkan keuntungan dan kerugian dengan menggunakan analisa untung -rugi utnuk meyakinkan bahwa akan terdapat keuntungan lebih dari dialkukannya kegiatan tersebut. 2. Optimasi Optimasi adalah semua paparan harus diusahakanserendah-rendahnya yang dapat dicapai (As Low As Reasonably Achievable – ALARA) dengan mempertimbangkan faktor ekonomi dan sosial. Syarat ini menyatakan bahwa kerugian/ kerusakan dari suatu kegiatan yang melibatkan radiasi haarus ditekan serendah mungkin dengan menerapkan peraturan proteksi. Dalam pelaksnaannya, syarat ini dapat dipenuhi mislanya dengan pemilihan kriteria deasin atau penentuan nilai batas/tingkat acuan bagi tindakan yang akan dilakukan. 3. Limitasi Limitasi adalah semua dosis ekivalen yang diterima oleh seseorang tidak boleh melampaui Nilai Batas Dosis (NBD) yang telah ditetapkan. Pembatasan dosis ini dimaksud untuk menjamin bahwa tidak ada seorangpun terkena risiko radiasi baik efek sotakastik maupun efek deterministik akibat dari penggunaan radiasi maupun zat radioaktif dalam keadaan normal.

3.7 Proteksi Lingkungan Proteksi lingkungan ditujukan untuk mempertahankan keragaman biologis agar terjaga konservasi spesies, dan melindungi kesehatan dan status habitat alam, komunitas, dan ekosistem. Hingga saat ini dipercaya bahwa proteksi terhadap manusia dalam

kaitannya

dengan situasi paparan yang direncanakan dengan melaksanakan suatu standar pengendalian lingkungan yang diperlukan untuk melindungi masyarakat akan juga melindungi lingkungan. Hal ini kemungkinan dapat tidak berlaku untuk situasi paparan kedaruratan dan existing. Untuk itu ICRP sekarang (ICRP 103) mulai mempertimbangkan untuk perlunya rekomendasi proteksi lingkungan untuk semua situasi paparan. Pada dasarnya perkembangan terkait proteksi lingkungan masih sangat terbatas dan biasanya spesifik dari satu negara ke negara lain. Selain mempertahankan keragaman biologis juga dipertimbangkan konservasi bangunan kuno langka bernilai budaya tinggi. Proteksi Radiasi dan Lingkungan




BATAN

Halaman 31 dari 96

BAB 4 PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA 4.1 Lingkup dan Tujuan Pengawasan Nilai Batas Dosis (NBD) untuk radiasi eksternall dilakukan melalui pemantauan dosis menggunakan dosimeter perorangan dan pemantauan tingkat radiasi daerah kerja.

4.2 Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan Kerja Peraturan keselamatan kerja di medan radiasi yang berkaitan dengan pembatasan dosis kerja radiasi, ketentuan tingkat radiasi dan kontaminasi daerah kerja serta pemeriksaan kesehatan pekerja mengacu pada Basic Safety Standard 115 “Internaltional Basic Safety Standars for Protection againts Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. Untuk membatasi efek stokastik bagi pekerja ditetapkan dosis efektif rata-rata 20 mSv per tahun, dalam jangka 1 tahun boleh menerima 50 mSv namun dalam jangka 5 tahun , rata-rata per tahun tidak boleh lebih dari 20 mSv. Untuk mencegah efek deterministik kepada pekerja radiasi, batas dosis ekivalen sebesar 500 mSv dalam 1 tahun ditentukan untuk semua jaringan kecuali lensa mata yang ditetapkan 150 mSv dalam 1 tahun seperti yang ditunjukkan dalam Tabel 4.1. NBD untuk anggota masyarakat mengikuti pola penerapan untuk pekerja radiasi dengan nilai lebih rendah, yaitu sebesar 1/20 NBD pekerja radiasi. NBD stokastik untuk pekerja radiasi adalah :

∑ W T HT = 20 mSv ........................................................................

(4.1)

dengan HT adalah dosis ekivalen untuk jaringan dalam satu tahun pada jaringan T dan WT adalah faktor bobot jaringan Untuk paparan radiasi merata seluruh tubuh, maka WT = 1. Pada Tabel 3.2. ditunjukkan nilai-nilai faktor bobot jaringan.


Pegaturan dan Pengawasan Terhadap Keselamatan dan Kesehatan Kerja


BATAN


Halaman 32 dari 96

Tabel 4.1 Nilai Batas Dosis Penerapan

Pekerja

Anggota Masyarakat

20 mSv 150 mSv 500 mSv

1 mSv 15 mSv 50 mSv

Penerapan

Wanita Usia Subur

Wanita Hamil

Batas Dosis Abdomen per 13 minggu Batas Dosis janin selama kehamilan

5,20 mSv -

1 mSv

Batas Dosis per Tahun Dosis Efektif Lensa mata Jaringan dan organ selain lensa mata

NBD bagi pekerja radiasi wanita usia subur ditetapkan dengan membatasi dosis ke abdomen 5,20 mSv dalam 13 minggu dan tidak melebihi NBD yang diijinkan. NBD bagi wanita hamil berdasarkan atas paparan pada janin sejak awal mengandung hingga melahirkan tidak melebihi 1 mSv. Ketentuan ini dapat dipenuhi dengan mengklasifikasikan wanita hamil sebagai pekerja radiasi kategori B, yaitu kategori pekerja yang menerima dosis lebih kecil dari 6 mSv dalam 1 tahun. Agar NBD tidak terlampaui dilakukan pengawasan dosis radiasi eksternal dan internal serta pemeriksaan kesehatan pekerja. Di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) evaluasi dosis perorangan pada umumya dilakukan setiap 3 bulan berdasarkan atas penjumlahan penerimaan dosis radiasi eksternall dan internall serta membandingkan penerimaan dosis tersebut terhadap NBD triwulan.

4.3 Pengawasan Nilai Batas Dosis 4.3.1 Radiasi Eksternal Pengawasan NBD untuk radiasi eksternal dilakukan melalui pemantauan dosis radiasi personil menggunakan dosimeter perorangan dan pemantauan tingkat radiasi daerah kerja. Dosimeter Perorangan Untuk mengukur dosis radiasi eksternal digunakan dosimeter perorangan. Ada dua jenis dosimeter perorangan, yaitu TLD dan dosimeter saku/pena. Dosimeter saku/pena adalah dosimeter yang dosisnya dapat dibaca secara langsung setiap saat (direct reading), sedangkan TLD adalah dosimeter dosis akumulasi dalam perioda pemantauan Pegaturan dan Pengawasan Terhadap Keselamatan dan Kesehatan Kerja



BATAN


Halaman 33 dari 96

tertentu. Dosimeter personal berdasarkan jenisnya dapat digunakan untuk memantau dosis radiasi gama dan/atau radiasi beta energi tinggi serta radiasi neutron yang ditentukan berdasarkan daerah kerja atau medan radiasi. Dosimeter saku/pena biasanya untuk pemantauan dosis dari gama, sedangkan TLD dapat digunakan untuk ketiga kombinasi radiasi tersebut. Dosimeter saku/pena digunakan untuk mendukung pemakaian TLD, khususnya untuk medan radiasi yang tinggi. Dosimeter saku/pena juga digunakan untuk keperluan pemantauan dosis tamu/pengunjung. TLD dan dosimeter pena/saku dipakai di bagian tubuh yang paling banyak menerima paparan radiasi

biasanya di bagian dada atau

pinggang. Jika kemungkinan penerimaan paparan radiasi cukup tinggi di bagian anggota tubuh tertentu misalnya jari tangan maka menggunakan dosimeter cincin, jika penerimaan dosis dosis tinggi di bagian pergelangan tangan maka menggunakan dosimeter tangan. Pemantauan Tingkat Radiasi Daerah Kerja Cara lain untuk mengawasi NBD adalah pemantauan tingkat paparan radiasi (eksternal) di daerah kerja. Jika laju paparan radiasi daerah kerja diketahui melalui pemantauan daerah kerja, misalnya menggunakan surveimeter radiasi, lama pekerja berada di medan radiasi dapat ditentukan agar NBD tidak terlampaui. Lebih detail pemantauan tingkat paparan radiasi di daerah kerja diterangkan dalam bab pengendalian daerah kerja.

4.3.2 Radiasi Internal Pemantauan Dosis Internal Pemantauan dosis internal di KNS hanya untuk personal pekerja radiasi, khususnya pekerja radiasi yang berpotensi menerima dosis radiasi internal, seperti pekerja radiasi yang bekerja di daerah kerja sumber terbuka. Ada dua metode pemantauan dosis internal yaitu pengukuran secara langsung dengan Whole Body Bounter (WBC) atau cara in-vivo dan analisis sampel eksresi atau cara in-vitro. Pemantauan dengan WBC digunakan untuk mendeteksi zat radioaktif pemancar gama yang berada di dalam tubuh pekerja. Analisis sampel ekskresi tubuh dilakukan untuk memantau zat radioaktif pemancar alfa (misalnya: uranium, thorium) atau untuk pemancar beta murni atau yang fraksi emisi gamanya kecil (misalnya: H-3, Sr-90, Y-90). Umumnya sampel yang diambil adalah urin. Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong




BATAN

Halaman 34 dari 96

Perhitungan Dosis Internal Untuk menghitung dosis internal atau dosis efektif terikat ( committed effective dose) yang diterima pekerja dari

inhalasi (menghirup) dan ingesi (melalui mulut) dari

radionuklida yang masuk ke dalam tubuh, digunakan persamaan sebagai berikut: E(50) = ∑ e(g)j,inh . Ij,inh + ∑ e(g)j,ing . Ij,ing ...................................................... (4.2) j j E(50)

=

Dosis efektif terikat dari inhalasi radionuklida j dan ingesi radionukilda j

e(g)j,inh

=

koefisien dosis efektif terikat persatuan intake (masukan) radionuklida j dari inhalasi (Sv/Bq)

e(g)j,ing

=

koefisien dosis efektif terikat persatuan intake (masukan) radionuklida j dari ingesi (Sv/Bq)

Ij,inh

=

intake (masukan) radionuklida j melalui inhalasi

Ij,ing

=

intake (masukan) radionuklida j melalui ingesi

Besarnya koefisien dosis efektif terikat persatuan intake {e(g)} bergantung pada jenis radionukilda, jalur masuk radionuklida ke dalam tubuh, usia, jenis penyerapan radionuklida dalam saluran pernafasan, fraksi penyerapan radionukida ke dalam cairan tubuh (darah), ukuran partikel radionukilda dan batas masukan tahunan radionuklida. Koefisien ini ada pada BSS 115 “International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources (IAEA, 1996) dan juga ada pada Safety Report Series No 37 “Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of radionuclides” (IAEA, 2004). Intake adalah masukan radionuklida ke dalam tubuh, besarnya intake bergantung kepada waktu intake, jenis dan sifat fisis/kimia radionuklida, jenis penyerapan radionuklida dalam saluran pernafasan, , ukuran partikel radionuklida, fraksi intake berdasarkan fungsi retensi dan ekskresi radionuklida . Waktu intake ditentukan dengan menghitung waktu awal masuknya radionukida ke dalam tubuh sampai dengan waktu dilakukan pencacahan radionuklida. Dosis Efektif Total Dosis efektif total dapat terjadi secara eksternal maupun internal melalui berbagai jalur. Dosis radiasi eksternal terjadi karena paparan radiasi langsung dari sumber tertutup, misal sumber yang berada di dalam wadah namun radiasinya masih menembus perisai Pegaturan dan Pengawasan Terhadap Keselamatan dan Kesehatan Kerja




BATAN

Halaman 35 dari 96

wadah, dan/atau terbuka, seperti radionuklida yang terdispersi di udara, radionuklida yang terdeposisi di lantai, pakaian dan kulit. Dosis radiasi internal dapat terjadi karena adanya kontaminasi yang masuk ke dalam tubuh melalui berbagai jalur, misal melalui inhalasi, ingesi (melalui pencernaan) atau lewat luka terbuka. Dosis total efektif dihitung dengan mempertimbangkan semua jalur dominan yang memungkinkan pekerja terpapar, yaitu: E = HP(10) + E(50) ............................................................................ (4.3) E

=

Dosis total dari paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi internal

Hp(10)

=

Dosis radiasi dari paparan radiasi eksternal

E(50)

=

Dosis efektif terikat dari inhalasi radionuklida j dan ingesi radionukilda j (dosis radiasi internal)

4.3.3 Penyinaran Khusus Direncanakan Pengawasan penerimaan dosis personal selain dengan cara pemantauan dosis radiasi memakai alat ukur radiasi dan pemantauan paparan radiasi daerah kerja, juga dilakukan dengan cara pembatasan-pembatasan penyinaran/ paparan atau aturan-aturan keselamatan radiasi. Penyinaran khusus direncanakan hanya boleh dilakukan bagi pekerja radiasi golongan A . Penanggung jawab pelaksanaan penyinaran khusus direncanakan harus membuat prosedur pelaksanaan kerja yang telah dievaluasi dan disetujui oleh Pemegang Izin. Izin penyinaran khusus direncanakan hanya diberikan dalam keadaan khusus selama operasi normal apabila: • •

tidak ada alternatif lain hal tersebut dilakukan dengan mempertimbangkan jenis kelamin, usia dan kesehatan pekerja yang bertugas. Dosis radiasi (termasuk dosis terikat) untuk penyinaran khusus direncanakan, dalam

setahun tidak boleh melebihi 50 mSv dan rata-rata dalam 5 tahun 20 mSv. Penyinaran khusus direncanakan tidak boleh diberikan kepada pekerja radiasi, apabila : •

tahun sebelumnya dan tahun berjalan pernah menerima dosis melebihi NBD tahunan.




BATAN

•


Halaman 36 dari 96

pekerja radiasi yang bersangkutan pernah menerima penyinaran akibat keadaan darurat atau kecelakaan sehingga mengakibatkan penerima dosis melebihi 3 kali NBD.

• pekerja radiasi yang bersangkutan adalah wanita dalam usia subur. • pekerja radiasi tersebut tidak bersedia. Sebelum menerima penyinaran khusus direncanakan, pekerja yang bersangkutan harus menerima penjelasan mengenai risiko yang terkandung dalam tugas dan tindakan keselamatan yang diambil selama berlangsungnya pekerjaan. Terlampauinya NBD sebagai akibat penyinaran khusus direncanakan tidak boleh dipakai sebagai alasan untuk memindahkan yang bersangkutan dari tugasnya yang biasa. Setelah menerima penyinaran khusus direncanakan, pekerja tersebut harus diperiksa kesehatannya oleh dokter instalasi. Kondisi penyinaran selanjutnya bergantung kepada persetujuan dokter instalasi.

4.3.4 Pengawasan Pengunjung, Tamu dan Pekerja Non-Radiasi NBD bagi pengunjung, tamu, ataupun personal yang bukan pekerja radiasi (nonradiasi) dikategorikan sebagai NBD anggota masyarakat. Mereka meliputi : •

Pekerja administrasi di KNS atau yang bukan bekerja di daerah radiasi.

•

Pengunjung yang berada di KNS dalam waktu relatif singkat.

•

Kontraktor, pemasok bahan/barang ataupun para pegawainya

•

Tamu (peneliti, mahasiswa atau siswa magang) yang bekerja di daerah radiasi dan tinggal/ bekerja kurang dari 1 bulan.

•

Para pengunjung lain seperti supir/ buruh angkutan barang, pelayanan dan perbaikan telepon, air, listrik ataupun pemasang peralatan. Untuk mereka diberikan dosimeter sementara (pena/saku) jika memasuki daerah

radiasi dan dikembalikan kepada petugas keselamatan saat keluar daerah radiasi. Dosimeter selanjutnya dievaluasi/ dibaca. NBD untuk siswa magang berumur serendah-rendahnya 18 tahun yang sedang melaksanakan pelatihan atau kerja praktik atau yang karena keperluan pendidikannya terpaksa menggunakan sumber radiasi atau berada di daerah radiasi, sama dengan NBD pekerja radiasi. Pegaturan dan Pengawasan Terhadap Keselamatan dan Kesehatan Kerja



BATAN


Halaman 37 dari 96

NBD untuk siswa magang berumur antara 16 sampai 18 tahun yang sedang melaksanakan pelatihan atau kerja praktik, atau yang karena keperluan pendidikannya terpaksa menggunakan sumber radiasi atau berada di daerah radiasi adalah 3/10 NBD pekerja radiasi. NBD untuk siswa magang berumur kurang dari 16 tahun yang sedang melaksanakan pelatihan atau kerja praktik tetapi tidak menggunakan sumber radiasi sama dengan NBD anggota masyarakat umum. Jika mereka terpaksa terkena radiasi, dosis yang boleh mereka terima dalam sekali penyinaran tidak boleh melebihi 1/10 dari NBD untuk pekerja radiasi. Untuk tamu (peneliti/ tenaga ahli, mahasiswa, siswa, atau buruh kontraktor) yang bekerja di daerah instalasi nuklir KNS lebih dari 1 bulan, ketentuan dan perlakuan pengawasan dosis kepada mereka sama seperti pekerjaan radiasi KNS.

4.3.5 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan atau Kecelakaan Untuk membatasi dosis terhadap pekerja dan anggota masyarakat akibat pelepasan tak terkendali bahan radioaktif diperlukan perencanaan (kesiapsiagaan) yang rinci dalam menghadapi kedaruratan dan latihan kedaruratan secara berkala. Kesiapsiagaan KNS diatur dalam Pedoman Kedaruratan Nuklir Kawasan Serpong. Latihan kedaruratan nuklir dilaksanakan baik secara parsial di setiap fasilitas atau instalasi dan secara menyeluruh setiap tahun. Dalam keadaan darurat, seorang sukarelawan (volunteer) dapat menerima dosis berlebih untuk maksud menyelamatkan manusia atau mencegah luka/sakit yang lebih parah, atau untuk mencegah peningkatan bahaya yang sangat besar. Setiap keadaan darurat biasanya memiliki sifat unik sehingga sukar untuk menetapkan batasan dosis yang akan sesuai untuk semua keadaan. Dalam keadaan kedaruratan nuklir mungkin terjadi beberapa pekerja radiasi menerima dosis berlebih, terutama dalam kegiatan yang melibatkan penyelamatan jiwa manusia. Tiap situasi harus diperhitungkan dengan cermat oleh petugas keselamatan yang berkompeten dan suatu putusan harus didasarkan pada perhitungan ini. Dalam kecelakaan, dosis radiasi yang diterima korban kecelakaan ataupun petugas penanggulangan kecelakaan harus dievaluasi dan dilaporkan secara terpisah. Apabila




BATAN


Halaman 38 dari 96

dosis yang diterima melampaui 2 kali NBD tahunan harus dilakukan pemeriksaan kesehatan khusus. Dalam kondisi kedaruratan nuklir seseorang dapat menerima dosis seluruh tubuh 1

Gy untuk maksud penyelamatan jiwa manusia. Bila dalam operasi ini

diperkirakan dosis radiasi lebih besar dari pada 1 Gy, maka risiko radiasi harus diperhitungkan dengan cermat dengan mempertimbangkan laju dosis di tempat kecelakaan, kondisi korban dan kemungkinan untuk bertahan hidup.

4.4 Pemantauan Kesehatan Pemantauan kesehatan bagi pekerja radiasi dan non-radiasi di KNS berupa pemeriksaan kesehatan meliputi pemeriksaan laboratorium dan pemeriksaan fisik untuk menjamin ada atau tidak pengaruh kesehatan akibat dari kegiatan atau pekerjaannya. Selama masa bekerja, pekerja mendapat pemeriksaan kesehatan dengan pengaturan sebagai berikut : a. Pekerja radiasi diperiksa 1 tahun sekali, bila memungkinkan 6 bulan sekali. b. Pekerja non-radiasi (pekerja administrasi/ sekretariat) diperiksa 1 tahun sekali. c. Siswa magang, kontraktor, peneliti/ahli yang berkunjung di KNS lebih dari enam bulan mendapat pemeriksaan kesehatan. d. Pada keadaan kecelakaan radiasi dilakukan pemantauan kesehatan khusus bagi yang diduga menerima dosis berlebih. Hasil atau rekaman pemeriksaan kesehatan diarsipkan dalam data kesehatan pekerja yang ditangani oleh Poliklinik KNS. Hasil pemeriksaan kesehatan dilaporkan kepada Pemegang Izin yang bersangkutan untuk penatalaksanaan. Jika pekerja menerima dosis radiasi berlebih akibat tugasnya sehari-hari atau mengalami kecelakaan, maka petugas kesehatan menanggulangi keadaan korban tersebut bersama dengan BK. Bila keadaan korban tidak dapat ditanggulangi dengan fasilitas yang ada di KNS maka petugas kesehatan mengirim korban ke rumah sakit.





BATAN

Halaman 39 dari 96

BAB 5 PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN 5.1 Lingkup dan tujuan Dalam bab ini dijelaskan mengenai jenis pemantauan, kriteria pekerja yang dipantau, metode pemantauan, periode pemantauan, pencatatan dan penyimpanan dosis radiasi, pelaporan dosis radiasi serta penanganan dosis berlebih. Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan untuk mengetahui besarnya dosis yang diterima pekerja radiasi dalam rangka mematuhi ketentuan batasan dosis.

5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan dengan 2 (dua) cara yaitu: 1. Pemantauan dosis radiasi eksternal, dilakukan dengan menggunakan dosimeter perorangan 2. Pemantauan dosis radiasi internal, dilakukan dengan 2 (dua) cara yaitu : a. Pemantauan pekerja radiasi secara langsung (in-vivo) b. Pemantauan pekerja radiasi secara tidak langsung (in-vitro)

5.3 Kriteria Pekerja Radiasi yang Dipantau Pekerja radiasi dikelompokkan menjadi 2 (dua) golongan yaitu golongan A dan golongan B. Pekerja radiasi golongan A adalah pekerja yang diperkirakan akan menerima dosis efektif ≥ 1/3 NBD dan pekerja radiasi golongan B adalah pekerja yang diperkirakan akan menerima dosis efektif < 1/3 NBD. Pemantauan dosis radiasi perorangan harus diberikan kepada pekerja radiasi golongan A dan secara umum tidak harus untuk pekerja radiasi golongan B. Namun jika pekerja radiasi golongan A maupun golongan B akan memasuki daerah pengendalian harus diberikan 1 (satu) atau lebih dosimeter perorangan. Untuk memasuki daerah kerja pengendalian yang tidak rutin misalnya tamu, pengunjung atau orang yang bukan pekerja radiasi, maka tidak perlu diberikan dosimeter perorangan.


Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan


BATAN


Halaman 40 dari 96

Pemantauan dosis radiasi internal diutamakan diberikan kepada pekerja radiasi golongan A dan pekerja radiasi yang menangani bahan radioaktif/sumber radiasi terbuka dengan potensi kontaminasi internal yang signifikan. Bagi pekerja radiasi lainnya, pemantauan dosis radiasi internal tidak diperlukan, kecuali jika diperlukan untuk konfirmasi atau jika terjadi kecelakaan yang diduga terjadi kontaminasi internal.

5.4 Metode Pemantauan Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan menggunakan dosimeter perorangan yaitu dosimeter termoluminesens (TLD). Jenis TLD yang digunakan adalah Lithium Fluorida (LiF) tipe BG-0110. TLD tipe BG-0110 digunakan untuk mendeteksi radiasi β dan γ. TLD tipe BGN-7776 atau 7767 digunakan untuk mendeteksi radiasi β, γ dan neutron. Setiap pekerja radiasi diberi 2 (dua) badge TLD yaitu seri A dan seri B. Dosis radiasi eksternal yang diukur TLD adalah Dosis Ekivalen Kulit (Surface dose) atau Hp(0,07) dan Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (deep dose) atau Hp(10). Bagi pekerja radiasi yang tidak bekerja dengan sumber radiasi berdaya tembus lemah (radiasi β dan γ / foton berenergi < 15 KeV), dosis radiasi eksternal yang diukur hanya Hp(10). Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode pencacahan langsung (in-vivo) dilakukan dengan mencacah tubuh pekerja (full scan, total body, tiroid atau paru-paru) menggunakan alat cacah Whole Body Counter (WBC). Metode in-vivo ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja akibat masuknya radionuklida pemancar γ ke dalam tubuh dengan mengukur pancaran radiasi γ dari radionuklida yang ada di dalam tubuh . Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-vitro dilakukan dengan mencacah hasil metabolisme tubuh dalam hal ini adalah sampel urin pekerja. Pemantauan ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja akibat masuknya radionukida (pemancar α, β dan γ) ke dalam tubuh pekerja. Dosis radiasi internal yang diukur baik secara in-vivo (dengan WBC) maupun secara in-vitro (dengan mencacah urin) adalah Dosis Terikat Efektif (HE) yaitu jumlah dosis terikat rerata dalam organ atau jaringan dengan memperhitungkan faktor bobot (W T) masingmasing organ. Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan



BATAN


Halaman 41 dari 96

5.5 Periode Pemantauan Periode pemantauan dosis radiasi eksternal ditentukan berdasarkan daerah radiasi tempat pekerja radiasi bekerja. Untuk pekerja yang bekerja di daerah radiasi tinggi dan diperkirakan dapat menerima dosis melebihi NBD maka periode pemantauannya 2 (dua) minggu dan selambat-lambatnya 1 (satu) bulan. Untuk pekerja yang bekerja di medan radiasi rendah dan sedang pada umumnya mempunyai periode pemantauan 3 (tiga) bulan. Periode pemantauan untuk dosis radiasi internal bergantung pada sifat kimia dan fisika radionuklida, kondisi daerah kerja dan jenis pekerjaan. Namun demikian dapat dibagi menjadi 4 (empat) jenis pemantauan yaitu: 1. Pemantauan rutin: biasanya mempunyai periode pemantauan berkisar antara 2 minggu sampai 3 bulan 2. Pemantauan khusus: pemantauan yang dilakukan di luar jadwal rutin misalnya karena adanya kondisi abnormal. 3. Pemantauan operasional/penugasan: pemantauan yang dilakukan karena adanya penugasan. 4. Pemantauan konfirmasi: pemantauan yang dilakukan 1 kali dalam setahun untuk pembuktian bahwa pekerja bebas kontaminasi radionuklida internal.

5.6 Pencatatan Dan Penyimpanan Dosis Radiasi Perorangan Setiap dosis radiasi yang diterima oleh pekerja baik dosis radiasi eksternal maupun dosis radiasi internal karena akibat kerja, harus dicatat. Pencatatan dosis radiasi dilakukan baik secara manual maupun elektronik. Data dosis radiasi pekerja radiasi dibuat ganda dan disimpan pada tempat yang berbeda. Setiap pekerja mempunyai kartu riwayat dosis yang berisikan antara lain : nama pekerja , nomor identifikasi, tanggal lahir, mulai bekerja, bidang pekerjaan, besarnya dosis radiasi dan periode pemantauan. Kartu riwayat dosis radiasi pekerja harus disimpan dan dipelihara dengan baik agar tidak rusak, tidak terbakar, tidak hilang, bersifat rahasia dan mudah diperoleh jika diperlukan. Penyimpanan kartu riwayat dosis ini dipelihara selama pekerja masih aktif




BATAN


Halaman 42 dari 96

bekerja atau setidaknya sampai pekerja berusia 75 tahun atau 30 tahun setelah pekerja berhenti bekerja dengan radiasi.

5.7 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan Hasil evaluasi pemantauan dosis radiasi perorangan oleh laboratorium pemroses dosis perorangan disampaikan kepada Pemegang Izin dan BAPETEN. Setiap pekerja radiasi berhak untuk mengetahui besarnya dosis yang diterima selama bekerja di medan radiasi. Untuk itu atasan langsung berhak mendapatkan hasil evaluasi dosis radiasi perorangan dari Pemegang Izin.

5.8 Penerimaan Dosis Berlebih Yang dimaksud paparan radiasi berlebih adalah : 1. Paparan radiasi yang diterima pekerja mendekati atau sedikit di atas NBD. 2. Paparan radiasi yang diterima pekerja melebihi NBD tetapi masih di bawah dosis ambang efek deterministik. 3. Paparan radiasi yang diterima pekerja melebihi atau sekitar dosis ambang efek deterministik. Jika kedapatan pekerja menerima paparan radiasi seperti salah satu di atas, maka : 1. Laboratorium pemroses dosis perorangan segera melakukan peninjauan ulang hasil perhitungan dosis radiasi dengan memperhitungkan faktorfaktor yang dapat mendukung kemungkinan terjadinya kesalahan dalam perhitungan dosis radiasi. 2. Laboratorium pemroses dosis perorangan segera melaporkan hasil evaluasi dosis radiasi tersebut kepada Pemegang Izin dan BAPETEN. 3. Jika pekerja radiasi menerima dosis ≥ 2 NBD tahunan, harus dilakukan pemeriksaan kesehatan khusus oleh tenaga medis yang kompeten dan mempunyai pengetahuan tentang efek deterministik.




BATAN


Halaman 43 dari 96

BAB 6 PENGAWASAN DAERAH KERJA 6.1 Lingkup Dan Tujuan Kegiatan pengawasan daerah kerja di Kawasan Nuklir Serpong yang meliputi pembagian daerah kerja dan pengawasannya memiliki tujuan untuk membatasi dan memperkecil penerimaan dosis perorangan sebagaimana yang ditetapkan oleh Peraturan Pemerintah Nomor 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif serta Peraturan Kepala BAPETEN tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang berlaku.

6.2 Pembagian Daerah Kerja Di Kawasan Nuklir Serpong Untuk keperluan pembatasan penyinaran sebagai wujud implementasi tujuan proteksi radiasi, maka daerah kerja di Kawasan Nuklir Serpong dibagi menjadi : 1. Daerah Instalasi Nuklir, mencakup instalasi nuklir yang dibatasi oleh pagar kuning di bawah pengawasan unit pengamanan nuklir. Pada daerah ini hanya pekerja radiasi dan orang yang telah diberi izin yang boleh masuk. 2. Daerah Non Instalasi Nuklir, mencakup laboratorium, fasilitas penunjang, administrasi dan sarana pelayanan lainnya. Daerah ini berada di luar pagar kuning tetapi masih di dalam pagar BATAN dan keamanannya tetap dalam pengawasan petugas keamanan BATAN.

6.3 Pembagian Daerah Kerja Instalasi Nuklir Pembagian daerah kerja disesuaikan dengan kegiatan di tiap instalasi dan disesuaikan dengan kegiatan yang dilakukan di instalasi tersebut. Secara garis besar daerah kerja instalasi nuklir dibagi menjadi : 1. Daerah Supervisi, dibedakan atas: a. Daerah Radiasi Sangat Rendah: Daerah kerja yang memungkinkan seorang pekerja menerima dosis 0,4 mSv atau lebih, dan kurang dari 2 mSv dalam satu tahun.


Pengawasan Daerah Kerja


BATAN


Halaman 44 dari 96

b. Daerah Radiasi Rendah: Daerah kerja yang memungkinkan seorang pekerja menerima dosis 2 mSv atau lebih, dan kurang dari 6 mSv dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu. 2. Daerah Pengendalian, yang dibedakan atas: a. Daerah Radiasi, yang terdiri atas: 1) Daerah Radiasi Sedang Daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap pada daerah itu menerima dosis 6 mSv atau lebih dan 20 mSv dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu dari tubuh. 2) Daerah Radiasi Tinggi Daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap dalam daerah itu menerima dosis 20 mSv atau lebih dalam satu tahun atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu dari tubuh. b. Daerah kontaminasi, terdiri atas: 1) Daerah kontaminasi rendah Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi yang besarnya lebih kecil dari 0,4 Bq/cm2 untuk pemancar alfa dan lebih kecil dari 4 Bq/cm2 untuk pemancar beta. 2) Daerah kontaminasi sedang Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi radioaktif 0,4 Bq/cm2 atau lebih tapi kurang dari 4 Bq/cm2 untuk pemancar alfa dan 4 Bq/cm2 atau lebih tetapi kurang dari 40 Bq/cm2 untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara tidak melebihi sepersepuluh Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara. 3) Daerah kontaminasi tinggi Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi 4 Bq/cm2 atau lebih untuk pemancar alfa dan 40 Bq/cm2 atau lebih untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara kadang– kadang lebih besar dari Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara.




BATAN


Halaman 45 dari 96

Daerah Radiasi Sangat Rendah 1 mSv ≤ Dosis ≤ 5 mSv Daerah Supervisi

Daerah Radiasi Rendah 5 mSv ≤ Dosis ≤ 15 mSv

Daerah Radiasi Sedang 15 mSv ≤ Dosis ≤ 50 mSv Daerah Kerja Daerah Radiasi Daerah Radiasi Tinggi > 50 mSv

Daerah Kontaminasi Rendah TK < 0,4 Bq/cm2

Daerah Pengendalian

Daerah Kontaminasi TK < 4 Bq/cm2

Daerah Kontaminasi

Daerah Kontaminasi TK < 40 Bq/cm2

Gambar 6-1. Diagram Pembagian Daerah Karja Daerah kerja di instalasi tersebut harus diawasi dan dipantau jenis kontaminan dan tingkat kontaminasinya oleh petugas Keselamatan Kerja yang bersangkutan. Data hasil pemantauan ini digunakan untuk evaluasi keselamatan dan kesehatan kerja para pekerja dan peralatan proteksi radiasi yang perlu digunakan di daerah tersebut. Daftar penggolongan zat radioaktif berdasarkan tingkat bahayanya dicantumkan pada Tabel 6.1 dan daftar tingkat kontaminasi maksimum pada berbagai daerah kerja dicantumkan pada Tabel 6.2. Selain itu harus pula dilakukan analisis dampak radiologi apabila terjadi kecelakaan pada penanganan bahan radioaktif di daerah kerja tersebut dan tindakan penanggulangannya.





BATAN

Halaman 46 dari 96

Tabel 6-1. Klasifikasi Isotop Berdasarkan Radiotoksisitas Relatif Per Satuan Aktivitas. Group 1 : Radiotoksisitas Sangat Tinggi 210

226

227

210

Po

228

228

228

Ra

227

Ac

230

22

Na

56

Co

95

125

131

144

36

Cl

60

106

127m

133

45

Ca

89

110m

Ag

129m

46

Sc

90

115m

Cd

54

Mn

91

Pb

Ra Ra

Th Th Th

231

233

238

241

243

Am

244

249

230

234

239

Pu

242

Pu

242

Cm

245

250

232

232

237

Np

241

Am

243

246

252

Pa

U

U

U

U

U

Pu

Pu

Cm

Cm Cm Cm

Cf Cf Cf

Group 2 : Radiotoksisitas Tinggi Co Sr Sr Y

Zr

Sb

I

Ce

181

Hf

207

228

210

Bi

230

211

At

234

Bi

I

152

134

Cs

154

124

137

160

Tb

192

Ir

212

In

126

140

170

Tm

204

Tl

224

Sb

125

65

Zn

91

103

125m

Y

105

Ru

114m

Te Te I I

124

Cs Ba

Eu Eu

182

Ta

Pb

Ac

Pa Th

236

U

Ra

249

Gd

Bk

I Group 3 : Radiotoksisitas Sedang

7

Be

48

Sc

140

153

187

W

198

231

127

141

159

183

Re

199

Au

233

Y

105

129

143

165

186

197

Hg

239

131m

142

166

Dy

188

197m

132

143

Ho

185

203

Sr

Ru

Te

Gd

Au

14

48

V

69m

Zn

90

18

F

51

Cr

72

Ga

92

24

Na

52

Mn

73

93

Y

103

38

56

74

97

Zr

109

Pr

166

31

52

76

93m

105

130

147

Nd

169

191

200

32

55

77

As

95

Nb

111

Ag

132

149

171

193

201

35

59

Fe

75

Se

99

Mo

109

Cd

134

147

171

190

202

41

57

Co

82

96

115

135

I

149

175

194

Ir

203

42

58

85m

97

115m

In

135

Xe

151

177

191

Pt

206

43

K

63

87

Kr

98

113

Sn

131

153

181

193

212

47

Ca

65

Ni

86

Rb

99

Tc

125

136

152

47

64

Cu

85

97

Ru

122

131

155

C

Cl Si P S A K

Sc

Mn Fe Fe

Co

As As As

Br

Ni

Kr

Sr

Nb

Tc Tc Tc

Ru Rh Pd Pd Ag

Cd

Sn Sb

Te Te Te

Te I I I

Cs Cs Ba

Ce Ce Pr

Nd

Pm Pm Sm Sm

Gd Dy

Er Er

Tm Yb Lu W

Eu Eu

185

W

Re Re Os Os Os Ir

Pt

Th

Pa

Np

Hg

Hg Tl Tl Tl

Pb Bi Bi

197

Pt

220

196

Au

222

Rn Rn

Group 4 : Radiotoksisitas Rendah 3

58m

15 37

H O A

71

87

97

103m

59

85

91m

96m

Tc

131m

69

85

93

Tc

129

Co

Ni Zn

Ge Kr Sr


Rb Y

Zr

Nb

99m

I

Rh

131m

135

191m

133

147

193m

In

134m

187

197m

Xe

Xe Cs

Cs Sm Re

Os

232

Th

238

Pt

Nat

Th

Nat

Pt

235

U

U

U



BATAN


Halaman 47 dari 96

Tabel 6-2. Tingkat Kontaminasi Permukaan Maksimum Yang Diizinkan *) Jenis Daerah Kerja Daerah yang tidak diawasi Daerah yang diawasi Daerah kontaminasi tinggi dan tidak umum dimasuki

Tingkat Maksimum Yang Diizinkan, Bq/Cm2 α 0,4 4 **) 4 40**) >4 >40**)

β kecuali Sr-90

Sr-90

4

0,4

40

4

>40

>4

*) Sebagai pedoman luas rata-rata pengukuran diusahakan 300 cm2. Luasan 1000 cm2 dapat digunakan untuk lantai, dinding dan atap. **) harga ini hanya digunakan untuk pemancar-α selain radionuklida sangat toksik dalam group I pada tabel 6.1.

6.4 Pengendalian Paparan Radiasi Bahaya radiasi eksternal dapat dikurangi dengan memperkecil semua tingkat radiasi eksternall yang dapat dilaksanakan dengan cara berikut : 1.

Menggunakan sumber radiasi dengan aktivitas sekecil mungkin

2.

Menjaga jarak sejauh yang dapat dilaksanakan dari sumber radiasi

3.

Membatasi waktu kerja seminimum mungkin

4.

Menggunakan pelindung yang sesuai antara sumber dan pekerja dan bila perlu menggunakan pelindung tambahan untuk memastikan orang lain di dekat atau di sebelah ruangan tidak terkena paparan.

5.

Melaksanakan survei daerah kerja secara rutin, dan memasang tanda bahaya dan peringatan yang diperlukan.

6.5 Pengendalian Radiasi Gama, Sinar – X Atau Neutron Laju dosis di daerah kerja yang ada di KNS ditentukan sebagai berikut : 1. Daerah dengan Laju Dosis kurang dari 10 µSv/jam Untuk daerah kerja dengan laju dosis kurang dari 10 µSv/jam tidak memerlukan tindakan pencegahan khusus terhadap radiasi eksternal. Bila seorang pekerja yang bekerja dalam daerah kerja dengan laju dosis sebesar ini, maka dalam setahun (2000 Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong



BATAN


Halaman 48 dari 96

jam) dosis radiasi yang diterima 20 mSv sesuai dengan Peraturan Kepala BAPETEN tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. Ketentuan ini berlaku juga untuk siswa magang usia 18 tahun Bila bukan pekerja radiasi yang dipekerjakan secara tetap seperti mereka yang magang, maka laju dosisnya tidak boleh melebihi 6 mSv/tahun dan untuk masyarakat umum, tidak boleh melebihi 1 mSv/tahun. 2. Daerah dengan Laju Dosis lebih besar dari 10 µSv/jam. Semua daerah kerja dengan laju dosis melebihi 10 µSv/jam harus diberi tanda radiasi tertentu. Bidang Keselamatan yang bersangkutan bertanggung jawab untuk memantau secara rutin dan sejauh diperlukan serta memperbaruinya apabila ada perubahan. Adanya perubahan kondisi yang diperkirakan akan mengubah laju paparan di daerah kerja perlu menjadi perhatian Bidang Keselamatan yang bersangkutan. Pekerja radiasi yang bekerja di daerah dengan laju dosis lebih dari 10 µSv/jam selain menggunakan TLD - badge juga disarankan untuk menggunakan dosimeter perorangan saku/pena (direct

reading

dosimeter).

Bidang

Keselamatan

yang

bersangkutan

menyediakan sekaligus memberikan pengarahan dan petunjuk mengenai penggunaan perlengkapan tambahan ini. 3.

Daerah Bahaya Khusus.

Untuk daerah dengan bahaya khusus, Bidang Keselamatan setempat bertanggung jawab untuk menentukan pemasangan tanda bahaya yang memberikan peringatan kepada pekerja radiasi bahwa ada radiasi tinggi di daerah tersebut berikut petunjuk pelaksanaan dalam menghadapi tanda-tanda peringatan tersebut. Alat tanda bahaya ini dapat memberikan respon berupa : a. Bunyi atau suara tanda peringatan. b. Cahaya tanda peringatan. c. Tanda peringatan lain. Untuk sistem pemantauan kritikalitas yang dipasang di ruang tertentu pada instalasi harus digabungkan dengan tanda bahaya guna keperluan evakuasi di dalam gedung dan dihubungkan pula dengan tanda bahaya di luar gedung untuk memberitahukan personil




BATAN


Halaman 49 dari 96

yang berada di sekitar gedung. Tanda peringatan dalam gedung juga dilakukan dengan menggunakan pengeras suara (paging system).

6.6 Pengendalian Radiasi Beta Untuk daerah kerja yang menggunakan sumber radiasi beta (β), pengendalian dilakukan dengan memperhatikan sifat-sifat radiasi beta di mana penentuan paparan radiasinya diukur dengan surveymeter yang mempunyai sensitivitas tinggi. Sinar β tidak menembus jaringan sedalam sinar-γ, sehingga organ yang paling penting untuk diperhatikan ialah kulit dan lensa mata. Mata dapat dengan mudah dilindungi dengan kaca mata pengaman (safety glass) maka kulit menjadi organ kritis. Kontribusi laju dosis radiasi beta dari sumber terbuka dapat diperkirakan dari laju dosis gama yang dipancarkannya. Sebagai contoh perbandingan laju dosis radiasi dari sumber 60

Co, 32P, 90Sr, 90Y dan 137Cs pada berbagai jarak terlihat pada Tabel 6.3. Tabel 6-3 Laju Dosis Radiasi β dan γ dari sumber titik 37 MBq 60Co di udara *)

*)

NO.

JARAK DARI SUMBER

1.

LAJU DOSIS (µGy/jam) RADIASI BETA

RADIASI GAMMA

1

9.000.000

125.000

2.

3

830.000

14.000

3.

10

43.000

1.250

4.

30

1300

10

5.

100

Kecil

10

(250 C;101 Kpa) Tabel 6-4 Laju Dosis Radiasi β dari sumber titik 37 MBq 32P, 90Sr dan 137Cs LAJU DOSIS (µGy/jam)

NO.

JARAK DARI SUMBER

1.

1

3.500.000

10.500.000

6.400.000

2.

3

370.000

1.060.000

730.000

3.

10

35.000

84.000

50.000

4.

30

3.900

8.000

4.800

5.

100

350

450

100


32

P

90

137

Sr

Cs



BATAN


Halaman 50 dari 96

6.7 Pengendalian Kontaminasi Kegiatan pengendalian kontaminasi dimaksudkan untuk pencegahan bahaya kontaminasi baik di dalam daerah instalasi nuklir maupun di daerah non instalasi nuklir. Upaya ini dilakukan dalam bentuk pengaturan lalu lintas orang dan barang di dalam instalasi, pengaturan lalu lintas orang, barang dan kendaraan di luar instalasi.

6.7.1 Pengaturan Lalu Lintas Orang dan Barang di Dalam Instalasi Untuk menghindari terjadinya penyebaran kontaminasi di dalam instalasi, maka pengaturan lalu lintas orang dan barang di dalam instalasi diatur oleh Bidang Keselamatan yang bersangkutan sesuai dengan ketentuan yang berlaku di instalasinya.

6.7.2 Pengaturan Lalu-Lintas Orang, Kendaraan dan Barang di Daerah Instalasi Nuklir Untuk pencegahan dan pengawasan kontaminasi dan penyebarannya maka setiap orang yang berada di daerah instalasi nuklir harus dikenal identitasnya dengan memakai tanda pengenal. Kartu tanda pengenal ini dilengkapi dengan pasfoto. Para pekerja atau pegawai Kawasan Nuklir Serpong, yang mempunyai kegiatan di daerah instalasi nuklir, masuk melalui pintu utama dengan tetap mengenakan tanda pengenal selama berada di daerah instalasi Nuklir. Tamu ataupun pengunjung sebelum memasuki daerah instalasi Nuklir diharuskan meminta izin di MGS untuk memperoleh kartu tanda pengenal tamu. Setiap pekerja tidak diizinkan mengunjungi instalasi lain di luar daerah instalasinya kecuali petugas khusus ataupun hal tersebut dilakukan karena tugasnya setelah memperoleh izin Petugas Pengamanan yang berada di Instalasi yang dikunjungi. Kendaraan para pekerja/tamu/pengunjung harus diletakan di tempat yang telah disediakan. Untuk kendaraan pekerja/tamu/pengunjung karena sesuatu keperluan akan masuk ke daerah instalasi nuklir harus memperoleh izin sebelumnya dari Petugas Pengamanan yang ada di MGS, kecuali ambulance, mobil pemadam kebakaran dalam keadaan darurat dan kendaraan yang beroprasi dalam daerah instalasi nuklir serta kendaraan lain dengan izin khusus.




BATAN


Halaman 51 dari 96

6.7.3 Lalu Lintas Orang, Kendaraan dan Barang dari Daerah Instalasl Nuklir ke Daerah Non Instalasl Nuklir Setiap pekerja radiasi yang berada di daerah instalasi nuklir dan akan memasuki daerah non instalasi nuklir karena suatu keperluan diwajibkan untuk menanggalkan baju kerja dan melalui pemeriksaan kontaminasi. Selain itu tidak diperkenankan membawa barang atau bahan dari daerah instalasi nuklir kecuali setelah medapat izin dari Pengusaha Instalasi/Pemegang Izin. Demikian pula kendaraan yang berasal dari daerah instalasi nuklir ke daerah non instalasi nuklir harus melalui pemeriksaan kontaminasi. Pada dasarnya barang yang berada/telah digunakan di daerah instalasi nuklir tidak dapat dipindahkan ke daerah non instalasi nuklir, kecuali telah melalui prosedur administratif dan pemeriksaan kontaminasi.

6.7.4 Detektor Pendeteksi Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk Daerah lnstalasi Nuklir Pada pintu masuk pos penjagaan daerah instalasi nuklir dipasang detektor radiasi untuk pengecekan kontaminasi perorangan. Detektor ini adalah detektor untuk pemeriksaan tingkat kontaminasi tangan dan kaki yang dilengkapi pula dengan probe untuk seluruh tubuh (hand-foot and cloth monitor). Untuk pengecekan kendaraan dan barang digunakan probe sintilasi.

6.8 Pengawasan Kontaminasi Pekerja Kontaminasi pada pekerja radiasi dapat terjadi di ruang kerja, diruang atau tempat lain melalui benda/barang yang dipakai seperti pakaian, sepatu dan lain-lain, atau pun melalui makanan, minuman, merokok dan merias di daerah aktif. Untuk mencegah hal tersebut setiap pekerja radiasi diwajibkan melakukan pamonitoran kontaminasi terhadap dirinya dengan alat yang disediakan dan mematuhi ketentuan dan larangan di daerah kerja aktif tersebut. Di tempat yang telah ditentukan di daerah kerja harus disediakan alat monitor tangan dan kaki dan probe monitor untuk pakaian. Peralatan ini harus mampu mendeteksi tingkat kontaminasi dalam batas aman sesuai dengan ketentuan batas kontaminasi. Untuk pekerja radiasi yang berhadapan dengan kontaminasi U dan Pu atau radionuklida pemancar α lainnya perlu melengkapi dan menyediakan prosedur

khusus berikut

sarananya. Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong



BATAN


Halaman 52 dari 96

6.8.1 Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja Pekerja yang diduga atau telah diketahui terkontaminasi permukaan kulitnya oleh zat radioaktif harus melalui proses dekontaminasi. Proses dekontaminasi dilakukan dengan cara mencuci permukaan kulit yang terkontaminasi dengan sabun atau bahan lain yang sesuai (tidak bersifat abrasif). Ketentuan dekontaminasi dibuat oleh Bidang Keselamatan instalasi yang bersangkutan dan pelaksanaannya dilakukan dibawah pengawasan petugas proteksi radiasi. Batas tingkatan kontaminasi dan tindakan dekontaminasi yang perlu dilakukan diberikan Pada TabeI 7.4. Bagi pekerja radiasi yang terkontaminasi dengan disertai luka atau keadaan lain yang memerlukan tindakan medis, maka dekontaminasi dilakukan di gedung poliklinik Kawasan Nuklir Serpong untuk mendapatkan pertolongan medis yang diperlukan. Tabel 6-5. Tingkat Tindakan Untuk Kontaminasi Kulit Tingkat kontaminasi β (Bq/cm2)

Tindakan yang Diambil

Tingkat Kontaminasi α (TK) (Bq/cm2)

4

Cuci dengan seksama dan bersihkan dari kontaminasi yang dapat terlepas. Tingkat ini tidak berbahaya terhadap kesehatan

TK < 0,4

4 < TK < 4000

Cuci dengan seksama selama jam kerja biasa, orang yang terkontaminasi pada tingkat ini sesudah dibersihkan dibawa ke unit pelayanan kesehatan untuk treatment lebih lanjut. Selama di luar jam kerja biasa, pekerja datang untuk treatment pada kesempatan pertama jam kerja biasa (yakni bila dokter yang bertugas telah datang )

0,4 < TK < 40

> 4000

Mula-mula cuci hingga bersih. Kontaminasi di atas tingkat ini harus dilaporkan segera ke dokter kantor setiap waktu

> 40

Catatan : 1. Tingkat tindakan ini berIaku untuk kontaminasi fixed yang tetap lekat pada kulit sekalipun telah diusahakan pembersihan berkali-kali dengan metode yang seharusnya. Hubungi segera petugas proteksi radiasi tempat bekerja untuk pengarahan dan bantuan.




BATAN


Halaman 53 dari 96

2. Bila kulit luka atau lecet terkena kontaminasi, dokter yang bertugas harus diberitahu dan akan menunjukkan tindakan yang akan diambil. 3. Luas rata-rata pengukuran bergantung pada luas permukaan detektor.

6.9 Pencegahan Kontaminasi pada Pekerja Untuk pencegahan bahaya kontaminasi setiap unit kerja harus menyediakan sarana perlindungan pekerja (protective devices) berupa penutup sepatu (shoe cover), baju kerja (lab coat), respirator dan pelengkapan lain sesuai dengan tingkat bahaya kontaminasi yang dapat terjadi. Pada daerah kontaminasi dengan tingkat kontaminasi tinggi, perlengkapan ini disediakan langsung di daerah tersebut dan disediakan pula tempat ganti pakaian serta pelaksanaan pekerjaannya di bawah pengawasan petugas proteksi radiasi.

6.10 Izin Kerja Setiap kegiatan penanganan zat radioaktif hanya dapat dilakukan setelah mendapat izin kerja dari Bidang

Keselamatan

yang bersangkutan. lzin kerja dikeluarkan oleh

petugas proteksi radiasi untuk memastikan bahwa pekerja radiasi yang bersangkutan telah mengikuti dan memiliki kewenangan tertentu untuk melaksanakan pekerjaan tersebut dan telah dilengkapi dengan peralatan proteksi radiasi dan perlengkapan keselamatan kerja yang memadai. Petugas proteksi radiasi di daerah kerja bertanggung jawab untuk memastikan bahwa persyaratan kerja proteksi radiasi dan penanggulangan bahaya lainnya telah dipenuhi. Pekerja radiasi yang akan bekerja di daerah radiasi yang memungkinkan penerimaan dosis radiasi mendekati NBD mingguan, maka pekerja radiasi diwajibkan mengajukan permohonan untuk bekerja dengan terlebih dahulu menyampaikan uraian pekerjaan. Selanjutnya Bidang Keselamatan mengevaluasi kelayakan pekerjaan tersebut.

6.11 Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah Kerja Pengawasan kontaminasi udara di daerah kerja adalah tanggung jawab masingmasing

petugas Keselamatan di tiap instalasi yang bersangkutan.

Secara umum

kontaminasi udara dapat digolongkan atas dua golongan yaitu kontaminasi oleh gas dan partikel (aerosol) radioaktif.




BATAN


Halaman 54 dari 96

Kontaminasi udara oleh gas radioaktif dapat terjadi karena adanya proses penguapan (Evaporation atau volatilization). Partikel atau aerosol dapat berupa debu dan serpihan padat dengan ukuran 1-50 µm. Untuk mengamankan pekerja dari adanya bahaya kontaminasi udara ini perlu dilakukan pemantauan secara rutin dengan peralatan yang telah ditentukan, pemantauan pola dan laju aliran udara di dalam ruangan serta melengkapi

para pekerja dengan peralatan proteksi kontaminasi untuk seluruh tubuh

maupun pernafasan.

6.12 Pengontrolan Sistem Ventilasi Seluruh sistem ventilasi pelepasan (exhaust) yang terpasang pada gedung yang menyimpan bahan radioaktif harus dipantau bila diperkirakan akan ada pelepasan ke lingkungan melalui sistem ventilasi yang lebih dari 1/100 tingkat pelepasan administratif (Harga tingkat pelepasan administratif ditetapkan 3/10 batas pelepasan turunan, lihat “Batas Pelepasan Maksimal Zat Radioaktif ke Atmosfer dan Badan Air untuk Tiap Instalasi Nuklir Batan di Daerah PPTA Serpong” ) untuk radionuklida yang bersangkutan dalam satu hari. Jika diperkirakan terdapat beberapa jenis radionuklida rumus berikut digunakan untuk menentukan perlunya pemantauan rutin.

C C C 1 + 1 + 1 + ....... ≤ 0,01 ................................................... (6.1) TPA1 TPA 2 TPA 3 dengan C jumlah radionuklida yang dilepaskan per hari, TPA adalah tingkat pelepasan administratif untuk radionuklida bersangkutan (yang ke – i ). Pengaturan sistem ventilasi dilakukan bila terindikasi adanya pelepasan radioaktif di udara sampai tingkat kontaminasi di udara kembali aman di bawah batas yang diizinkan.

6.13 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan Untuk mencegah terjadinya kontaminasi internal pada pekerja radiasi, maka di daerah kerja radiasi dan atau kontaminasi setiap pekerja radiasi dilarang untuk makan, minum, merokok dan berhias. Pada tempat - tempat dengan tingkat kontaminasi tinggi, setiap pekerja radiasi dilarang menyimpan bahan makanan, mempersiapkan bahan makanan dan minuman. Larangan merokok ditetapkan karena selain dapat menimbulkan bahaya kontaminasi juga dapat menimbulkan bahaya kebakaran. Selain daripada itu,




BATAN


Halaman 55 dari 96

sumber air minum yang digunakan, terutama di daerah instalasi nuklir harus jelas asal usulnya dan hal yang harus pula diawasi kemungkinan terkontaminasi.

6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di Daerah lnstalasi Nuklir Kegiatan perbaikan (maintenance) dan pembangunan gedung di daerah instalasi nuklir dapat menimbulkan dan menyebarkan kontaminasi. Oleh karena itu kegiatan perbaikan dan pembangunan harus direncanakan dan dikonsultasikan dengan pihak petugas keselamatan dan keamanan. Para pekerja bangunan yang selama kegiatannya berada di dalam daerah instalasi nuklir harus mendapatkan dosimeter perorangan dan diberlakukan persyaratan serta kewajiban sebagaimana para pekerja lainnya. Seluruh peralatan, bahan dan perlengkapan lain yang masih dan telah digunakan dalam kegiatan perbaikan dan pembangunan di daerah aktif tidak diperkenankan dibawa atau digunakan di daerah lain sebelum dilakukan pemeriksaan kontaminasi oleh petugas proteksi radiasi Bidang Keselamatan unit kerja yang bersangkutan. Demikian pula tidak diperkenankan membuka warung ataupun menyiapkan makanan dan minuman di daerah terbuka di daerah instalasi nuklir. Setiap pekerja setelah selesai melaksanakan pekerjaannya di daerah aktif diwajibkan pula melalui pemeriksaan kontaminasi dan menyimpan perlengkapan kerja di tempat yang telah ditentukan secara baik dan benar.

6.15 Pengelolaan Tanaman Dalam Daerah Instalasi Nuklir Tanaman yang menghasilkan buah atau bagian yang dapat dimakan tidak diperkenankan terdapat dalam daerah aktif. Pengelolaan tanaman hias, rumput dan tanaman lain yang terdapat di daerah aktif harus dilaksanakan dengan memperhatikan kemungkinan penyebaran kontaminasi. Untuk hal tersebut, sampah tanaman dari daerah aktif harus diperiksa dari adanya kontaminasi dan pembuangannya tidak boleh dicampurkan dengan pembuangan sampah tanaman dari daerah lain. Demikian pula pemindahan pohon dan tanaman dari daerah aktif dilaksanakan setelah ada persetujuan Petugas Keselamatan.




BATAN



Halaman 56 dari 96




BATAN

Halaman 57 dari 96

BAB 7 PENGAWASAN SUMBER, BARANG DAN PERALATAN 7.1 Lingkup dan Tujuan Pada bab ini diuraikan pedoman tentang penanganan, pemindahan dan penyimpanan sumber dan barang berikut yakni : •

Sumber (radioaktif)

•

Peralatan atau barang yang terkontaminasi

•

Peralatan atau barang yang terdapat di daerah instalasi nuklir dan tidak terkontaminasi agar bahaya radiasi dan tingkat kontaminasi dapat dicegah sekecil mungkin sesuai dengan peraturan

7.2 Sumber Setiap sumber radiasi yang terdapat di setiap instalasi harus didata dan diawasi penanganannya. Bidang Keselamatan instalasi yang bersangkutan harus melakukan pendataan mengenai sumber yang terdapat di daerah pengawasannya. Unit kerja yang tidak mempunyai Bidang Keselamatan, yang bertanggung jawab mengenai hal tersebut di atas adalah Ketua P2K3 atau Tim Keselamatan. Beberapa jenis sumber memerlukan pengawasan yang lebih ketat karena tingkat bahayanya besar. Beberapa jenis Sumber yang memerlukan pengawasan tersebut dicantumkan pada Tabel 7. l.

7.2.1 Identifikasi Sumber Sumber radiasi harus ditempatkan dalam wadah yang aman agar tingkat paparan dan/atau kontaminasi tidak melebihi ketentuan yang berlaku serta diberi tanda radiasi yang memuat keterangan tentang : •

Jenis dan jumlah sumber

•

Bentuk dan jenis senyawa kimianya dan bentuk fisiknya

•

Tanggal penentuan kuantitas tersebut.

•

Tanggal sumber dibuat.

•

Nama pembuat/asal sumber

•

Nama pemilik.


Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan


BATAN


Halaman 58 dari 96

Tabel 7.1 Nilai aktivitas zat radioaktif yang dinyatakan sebagai jumlah berarti

Isotop Tunggal Actinium – 227 Antimony-124 Arsenic-74 Barium-140 Berylium-7 Bismuth-207 Bismuth-210 Bromine-82 Cadmium-109 Calsium-45 Calcium-47 Carbon-14 Cerium-144 Cwsium-134 Cesium-137 Clorine-36 Cromium-51 Cobalt-57 Cobalt-58 Cobalt-60 Copper-64 Copper-67 Gold-198 Hydrogen-3 Iodine-123 Iodine-125 Iodine-131 Iodine-132 Indium-113 Indium-114 Indium-192 Iron-55 Iron-59 Krypton-85 Lanthanum-140 Lead-210

kBq 3,7 370 370 370 3700 370 37 370 370 370 370 3700 37 370 370 370 3700 370 370 370 3700 3700 370 37000 3700 37 37 370 3700 370 370 3700 370 3700 370 3,7

µCi 0,1 10 10 19 100 10 1 10 10 10 10 100 1 10 10 10 100 10 10 10 100 100 10 1000 10 1 1 10 100 10 10 100 10 100 10 0,1

Isotop Tunggal Manganese-54 Manganese-56 Mercury-197 Mercury-203 Molibdenum-99 Nickel-63 Phosphorus-32 Polonium-210 Potassium-42 Promethium-147 Radium-226 Rubedium-86 Scandium-40 Selenium-75 Silver-110 Sodium Sodium=24 Strntium-85 Strontium-89 Strontium-90 Sulphur-35 Technetium-99 Technetium-99m Tin-133 Thallium-204 Xenon-133 Xenon-135 Yitrium-87 Yitrium-90 Zinc-65 Isoto dari unsure dengan nomor atom >89 Isotop yang tidak disebut diatas

kBq

µCi

370 370 3700 370 370 370 370 3,7 370 370 3,7 370 370 370 370 81770 370 370 370 3,7 370 370 3700 370 370 3700 3700 370 370 370 3,7

10 10 100 10 10 10 10 1 10 10 1 10 10 10 10 2210 10 10 10 0,1 10 10 100 10 10 100 100 10 10 10 0,1

3,7

0,1

Keterangan ini harus dilekatkan langsung pada wadah atau terikat erat pada wadah dan kuat agar tidak mudah terlepas. Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan




BATAN

Halaman 59 dari 96

Apabila beberapa jenis sumber disimpan bersamaan dalam suatu tempat, maka harus diperhatikan laju dosis radiasi dalam ruangan penyimpanan tersebut, jika laju dosis melampaui batas aman yang ditentukan maka penempatan sumber tersebut harus terpisah. atau penempatannya harus di tempat yang khusus.

7.2.2 Pencatatan dan Pengawasan Sumber Setiap Unit Kerja harus mempunyai kartu indeks yang memuat semua sumber yang perlu didaftar dalam unit kerjanya. Bidang Keselamatan yang bersangkutan menyimpan duplikat kartu tersebut. Bila suatu sumber secara tetap terbagi-bagi menjadi bagianbagian, maka bagian tersebut harus didaftar sebagai sumber yang baru dan asal usul sumber baru tersebut ikut dinyatakan dalam kartu indeks. Kepala Bidang Keselamatan yang memiliki sumber bertanggung jawab atas penyimpanan catatan sumber yang terdaftar tersebut yang berada di daerah atau gedung yang diawasinya. Walaupun demikian organisasi pencatatan dapat dilakukan pada masing-masing unit kerja, pada suatu instalasi atau gedung atau laboratorium lainnnya bergantung keadaan yang dihadapi. Bidang keselamatan yang bersangkutan harus diberitahu tempat penyimpanan catatan tersebut dan berhak untuk memeriksanya. Selain itu harus diusahakan agar Jumlah sumber yang berada atau terdapat di tiap unit kerja diusahakan sekecil mungkin, sesuai dengan keperluannya. Permintaan atau pun pengadaan sumber baru ataupun tambahan dari sumber yang telah ada harus dilaporkan kepada Bidang Keselamatan yang bersangkutan. Bidang Keselamatan yang bersangkutan akan memberikan saran dan pertimbangan dalam mengusahakan keamanan sumber. Dengan demikian jumlah sumber yang terdapat di tiap unit kerja dapat dibatasi dalam jumlah minimum, agar pengawasan dan keselamatan kerja dapat terkendali.

7.2.3 Sumber Terdaftar di Daerah Instalasi Nuklir Sumber yang harus didaftar adalah sumber yang mengandung bahan radioaktif alfa dan melebihi 10 kali MPBB serta akan digunakan untuk proses. Sebagai pengecualian adalah uranium alam, uranium susut kadar dan thorium alam. Uranium yang diperkaya dengan

235

U mengikuti prosedur pertanggung jawaban bahan khusus. Termasuk pula

dalam kategori ini Radium yang digunakan sebagai standard.





BATAN

Halaman 60 dari 96

7.2.4 Sumber Terdaftar di Daerah Laboratorium Penunjang Radionuklida dalam jumlah lebih besar dari batasan berikut diperlakukan sebagai sumber yang perlu didaftar apabila terdapat atau disimpan di daerah tidak aktif antara lain: •

Sejumlah radionuklida yang mudah terdispersi dan melebihi nilai yang tercantum pada Tabel 7.1.

•

Suatu sumber yang tidak mudah terdispersi dan bila tanpa pelindung mempunyai laju dosis gama atau sinar-X melebihi 25 µSv/j atau laju dosis beta melebihi 100µGy/j pada jarak 30 cm dari sumber.

•

Sumber netron yang memancarkan lebih dari l04 neutron/cm2 dt.

•

Setiap radionuklida dalam jumlah 370 MBq dengan waktu paruh kurang dari 48 jam.

7.2.5 Penyimpanan Sumber Setiap unit kerja diwajibkan menyediakan tempat yang memenuhi syarat untuk penyimpanan sumber yang digunakannya dengan memperhatikan sifat dan jenis dari sumber. Apabila unit kerja tidak memiliki gudang dan Bidang Keselamatan, maka sumber dapat dititipkan kepada unit kerja lain yang memiliki Bidang Keselamatan dan gudang yang memenuhi syarat. Apabila diperlukan pertimbangan dari Bidang Keselamatan yang bersangkutan dapat dimintakan dan Bidang Keselamatan yang bersangkutan diwajibkan pula secara rutin mencek sumber tersebut. Bagi unit kerja yang tidak mempunyai Bidang Keselamatan dapat meminta bantuan kepada unit kerja yang terdekat dan mempunyai Bidang Keselamatan.

7.2.6 Pemindahan dan Pengiriman Sumber Bila suatu sumber akan dipindahkan atau digunakan di luar KN Serpong, maka harus mengikuti prosedur angkutan dan transportasi

pemindahan sumber serta

wadahnya harus ditempeli Label Transit Barang warna Biru atau Merah dengan menyebutkan sifat dan jumlah aktivitas yang ada. Pemberian label juga mengesahkan bahwa bagian luar wadah bebas kontaminasi. Label Transit Barang Merah digunakan bila laju dosis dari sumber lebih besar dari 10 mSv/j pada permukaan wadah atau bila atas pertimbangan petugas proteksi radiasi setempat sumber tersebut sangat berbahaya (radiotoksisitas sangat tinggi). Bila laju dosis sumber kurang dari 10 mSv/j pada permukaan wadah dan menurut pandangan petugas Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan



BATAN


Halaman 61 dari 96

tidak terlalu berbahaya maka digunakan Label Transit Barang Biru. Kriteria pengemasan sumber untuk pengiriman keluar Kawasan Nuklir Serpong dijelaskan pada sub bab 7.5.3. Bidang Keselamatan dan Unit Kerja yang mengirim sumber bertanggung jawab atas faktor keselamatan pembungkusan sumber tersebut dan memberikan label yang diperlukan serta memberi petunjuk keselamatan yang diperlukan untuk pengiriman sumber tersebut. Bidang Keselamatan dari unit kerja pengirim wajib mempunyai dokumen setiap pemindahan sumber

dari tempat asal ke tempat tujuan. Petugas keamanan di

pintu keluar diwajibkan memeriksa apakah pengiriman tersebut telah dilengkapi dengan dokumen yang benar dan mencatatnya. Penerima kiriman sumber bertanggung jawab untuk mencatat sebagaimana mestinya dan potongan (stub) Label Barang Transit diserahkan ke Bidang Keselamatan yang bersangkutan. Potongan bagian atas label tersebut harus tetap bersama sumber sampai pemindahan berikutnya hingga pengisian label yang baru dibuat. Bidang Keselamatan tempat penerima kiriman tersebut diharuskan memeriksa kesesuaian sumber apakah ketentuan pada label telah sesuai dan tidak terdapat penyimpangan dari petunjuk dan isi ketentuan yang dinyatakan pengirim. Tiap Bidang Keselamatan yang bersangkutan akan menggunakan potongan Label Transit barang untuk mencatat lokasi tiap sumber dan secara berkala memeriksa kondisinya di lokasi tersebut.

7.2.7 Penyimpanan Sumber Tiap Kepala Bidang dan unit kerja diwajibkan menyediakan tempat yang layak bagi tiap sumber yang digunakannya dengan memperhatikan sifat dan jenis dari sumber, apabila diperlukan pertimbangan dari Bidang Keselamatan yang bersangkutan dapat dimintakan dan Bidang Keselamatan yang bersangkutan diwajibkan pula secara rutin mengecek

sumber

tersebut.

Bagi

pusat-pusat

yang

tidak

mempunyai

Keselamatan dapat meminta bantuan kepada Pusat yang terdekat dan

Bidang

mempunyai

Bidang Keselamatan.

7.2.8 Pembuangan Sumber Suatu sumber yang tersisa dari suatu proses atau penggunaannya dan karena pertimbangan tertentu tidak dapat atau tidak akan digunakan lagi oleh unit kerja yang bersangkutan tidak boleh dibuang ke saluran pembuangan ataupun ke tempat Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong



BATAN


Halaman 62 dari 96

pembuangan lain, bahan sisa ini diberlakukan sebagai limbah radioaktif dan harus ditempatkan di dalam wadah khusus dan dilaporkan kepada petugas keselamatan, untuk penanganan selanjutnya harus diserahkan ke instalasi pengolahan limbah radioaktif PTLR. Bidang Keselamatan

yang bersangkutan diharuskan mengawasi penanganan

limbah ini.

7.3 Pemindahan Peralatan atau Barang di atau dari Daerah Instalasi Nuklir Penempatan atau peletakan suatu barang di daerah instalasi nuklir haruslah direncanakan sebaik mungkin agar tidak mengalami pemindahan. Pemindahan dapat berlangsung antar gedung/instalasi dalam daerah instalasi nuklir atau pun pemindahan ke gedung/instalasi di daerah non-aktif`. Dalam hal lain pemindahan dapat pula terjadi dari daerah non-aktif ke daerah instalasi nuklir atau pun ke luar lokasi KN Serpong. Apabila terjadi suatu kondisi yang mengharuskan peralatan atau barang harus dipindahkan, maka harus mengikuti prosedur pemindahan. Peralatan atau barang yang ditempatkan atau digunakan di daerah instalasi nuklir umumnya tetap tinggal di daerah tersebut. Apabila diperlukan atau akan dipindahkan ke tempat lain, harus dilakukan melalui prosedur tertentu. Oleh karena itu penempatan atau peletakan suatu barang di daerah instalasi nuklir haruslah direncanakan sebaik mungkin agar tidak mengalami pemindahan. Pemindahan dapat berlangsung antar gedung/instalasi dalam daerah instalasi nuklir atau pun pemindahan ke gedung/instalasi di daerah non-aktif`. Dalam hal lain pemindahan dapat pula terjadi dari daerah non-aktif ke daerah instalasi nuklir, atau pun ke luar lokasi KN Serpong.

7.3.1 Pemindahan Antar Gedung di Daerah Instalasi Nuklir Pemindahan peralatan/barang dari satu gedung ke gedung lain di daerah instalasi nuklir tidak memerlukan penanganan/pewadahan khusus asalkan tingkat kontaminasi kurang dari batasan seperti yang ditunjukkan pada Tabel 6.2 dan dengan laju dosis kurang dari 20 µSv/j pada jarak 2,5 cm. Bila tingkat kontaminasi lebih besar dari yang ditentukan pada Tabel 6.2, maka barang tersebut harus dibungkus atau diwadahi selayaknya. Wadah yang digunakan harus dapat mencegah kemungkinan pelepasan kontaminasi dari pembungkus atau




BATAN


Halaman 63 dari 96

barang ke lingkungan atau ke pengangkut. Semua bungkusan atau wadah seperti ini harus diberi label yang menunjukkan tingkat radiasi dan kontaminasi. Label Transit Barang Merah atau Biru digunakan untuk menunjukkan apakah laju dosis dari barang lebih besar atau kurang dari 10 mSv/j pada permukaan wadah. Label Merah untuk laju dosis lebih besar 10 mSv/j dan label biru untuk laju dosis lebih kecil dari 10 mSv/j.

7.3.2 Pemindahan Peralatan atau Barang Tidak Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir Barang atau peralatan yang diperlukan saja yang diizinkan dibawa ke daerah instalasi nuklir mengingat risiko kontaminasi dan prosedur yang harus dilalui apabila hendak dibawa ke luar. Selain itu perlu pula diperhatikan beberapa jenis barang sukar untuk diketahui/diukur tingkat kontaminasinya karena bentuk dan keadaan barang tersebut, misalnya bahan yang berpori bagian dalam suatu wadah dan lain-lain. Dalam hal ini riwayat penggunaan barang dapat dijadikan pertimbangan bagi penentuan apakah termasuk golongan barang yang terkontaminasi atau tidak. Jika pemindahan barang dilakukan dari daerah instalasi nuklir ke daerah tidak aktif maka pemindahan tersebut dilakukan dengan mengisi formulir permintaan izin pemindahan yang ditujukan kepada Bidang Keselamatan di instalasi yang dituju. Dalam permohonan tersebut dijelaskan alasan pemindahan tersebut, tingkat kontaminasinya dan riwayat pemakaian/ penggunaan barang tersebut. Dengan demikian petugas keselamatan mengetahui adanya barang yang berasal dari daerah instalasi nuklir yang dipindahkan dan dapat mengambil tindakan keselamatan yang diperlukan. Selain itu tujuan pengisian formulir tersebut adalah untuk memberitahu kepada pemilik gedung di daerah tidak aktif adanya pemindahan barang dan barang tersebut telah dipantau tingkat kontaminasinya. Tingkat kontaminasi harus kurang dari batas yang diperbolehkan untuk daerah tidak aktif. Apabila izin telah diperoleh barang yang akan dipindahkan berikut dengan formulir yang telah diisi dibawa ke pos penjagaan. Petugas penerima barang di pos penjagaan memerikas barang tersebut apakah sesuai dengan formulirnya dan dilakukan pengecekan ulang tingkat kontaminasinya.




BATAN


Halaman 64 dari 96

Beberapa pemindahan tertentu dibebaskan dari persyaratan terdahulu. Hal ini meliputi pemindahan surat, peralatan kantor, kendaraan dan semacamnya. Pengecualian ini didasarkan bahwa barang tersebut :

hanya dngunakan di daerah bebas kontaminasi,

telah melewati Pos Penjagaan, dan

bersedia dikenai pemeriksaan kontaminasi setiap waktu.

7.3.3 Pemindahan Barang dari Daerah Instalasi Nuklir Ke Luar Kawasan Nuklir Serpong Pemindahan harus dilakukan melalui pengisian formulir permintaan pemindahan/ pengiriman barang sebagaimana yang berlaku pada pemindahan/pengiriman barang dari daerah instalasi nuklir ke daerah Laboratorium Penunjang di KN Serpong. Petugas proteksi radiasi di gedung asal barang mengukur tingkat radiasi dan/atau kontaminasi barang tersebut dan mencatatnya pada formulir. Apabila dari pemeriksaan tersebut dijumpai adanya kontaminasi yang berarti, petugas dapat menolak pengiriman barang tersebut. Dalam hal tidak dijumpai adanya kontaminasi yang berarti, formulir pemindahan barang berikut dengan hasil pemeriksaan petugas keselamatan dibawa ke pos penjagaan, untuk mendapatkan pemeriksaan dokumen dan pengecekan tingkat kontaminasi sekali lagi. Setelah hal tersebut dilakukan pemindahan/pengiriman barang dapat dilakukan. Setelah barang sampai di tempat tujuan, petugas keselamatan setempat melakukan pengecekan ulang, dan setelah segala sesuatunya memenuhi persyaratan, penerima menandatangani surat pengiriman.

7.3.4 Peralatan dan Barang Kontraktor Peralatan dan barang kontraktor yang digunakan dan dipakai di daerah instalasi nuklir selama kegiatannya di daerah tersebut, tidak dapat dibawa masuk atau dipindahkan keluar, sebelum ada izin dari petugas Keselamatan. lzin ini diperlukan untuk mencegah terjadi penyebaran kontaminasi. Untuk memperoleh izin tersebut pihak kontraktor/pemilik barang mengajukan permohonan yang menjelaskan alasan pemindahan dan tujuan selanjutnya dari barang tersebut. Untuk hal tersebut petugas Keselamatan melakukan pemeriksaan tingkat kontaminasi. Apabila dijumpai adanya tingkat kontaminasi dalam jumlah yang berarti, barang/peralatan tersebut Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan



BATAN


Halaman 65 dari 96

harus melalui proses dekontaminasi. Setelah pemeriksaan tersebut, izin pengeluaran dari daerah instalasi nuklir dapat diberikan, dan izin tersebut harus ditujukkan pada petugas keamanan di pos penjagaan. Kontraktor/pemilik barang bertanggung jawab atas risiko dekontaminasi dan wajib mematuhi ketentuan tersebut.

7.4 Pemidahan Peralatan dan Barang Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir 7.4.1 Pemindahan dari Daerah Instlasi Nuklir ke Daerah Laboratorium Penunjang Peralatan/barang yang terkontaminasi pada umumnya tidak boleh keluar dari daerah instalasi nuklir, kecuali untuk hal berikut : a. Peralatan yang bebas kontaminasi tetapi mempunyai sumber khusus yang melekat dan merupakan bagian dari peralatan tersebut, contoh timbangan gravimetrik. Untuk ini diperlukan pengisian formulir yang menyertai peralatan tersebut. b. Kendaraan,

perlengkapan

konstruksi

milik

KNS

dan

alat

lainnya

yang

terkontaminasi secara tetap (fixed) dan tidak menimbulkan bahaya pada pemakai, c. Bidang Keselamatan melakukan pencatatan perlengkapan ini dan bila mungkin secara periodik memberitahu pemilik tentang tingkat kontaminasinya. Pemindahan barang golongan (a) dan (b) ini tidak perlu disertai Label Transit Barang. d. Barang/peralatan terkontaminasi yang penting digunakan di daerah Laboratorium Penunjang dan telah mendapat persetujuan dari Kepala Bidang Keselamatan. Pemindahan ini harus menggunakan formulir khusus dan disertai Label Transit Barang serta harus mengembalikan barang tersebut ke daerah instalasi nuklir apabila

tidak digunakan lagi di daerah tidak-aktif. Pemohon pemindahan

barang/perlatan bertanggung jawab untuk mengawasi barang tersebut selama digunakan di daerah tidak aktif.

7.4.2 Pemindahan dari Daerah Instalasi Nuklir ke Luar Kawasan Nuklir Serpong Peralatan dan barang yang terkontaminasi mengingat sifatnya penting yang akan digunakan di luar daerah instalasi nuklir KNS dapat dipindahkan untuk digunakan di tempat yang memerlukan dengan mengikuti prosedur yang telah ditetapkan.




BATAN


Halaman 66 dari 96

Pemindahan ini dilakukan setelah mendapat izin dan pemeriksaan tingkat bahaya kontaminasi yang seksama dari petugas keselamatan. Pengirimannya harus dilaksanakan sesuai dengan prosedur dan peraturan Pengangkutan Bahan Radioaktif dari BAPETEN.

7.4.2.1 Dokumen, Buku-Buku dan Perlengkapan Pribadi Tiap karyawan bertanggung jawab menjaga buku, catatan, surat dan barang-barang lain miliknya yang digunakan di daerah instalasi nuklir agar terbebas dari kontaminasi dan sedapat mungkin dibatasi penggunaannya hanya di tempat diperlukan. Seorang pekerja yang akan berhenti bekerja di KNS dan sebelumnya bekerja di daerah instalasi nuklir harus

memeriksakan

peralatan

dan

barang-barang

miliknya

dari

kemungkinan

kontaminasi. Pemeriksaan ini dilakukan oleh petugas keselamatan di instalasi yang bersangkutan.

7.4.2.2 Wadah Pakai Ulang dan Peralatan Pemadam Kebakaran Perlengkapan dalam kategori ini terlepas dari ketentuan yang disebutkan terdahulu, yang penting diperhatikan dalam hal ini adalah pemeriksaan tingkat kontaminasi perlengkapan tersebut sebelum dipindahkan dari daerah instalasi nuklir. Perlengkapan sekurang-kurangnya diperiksa dua kali, sekali di gedung asalnya dan sekali lagi di Pos Penjagaan. Pengaturan pelaksanaan pemeriksaan ini merupakan tanggungjawab Bidang Keselamatan.

7.4.2.3 Limbah dari Daerah Instalasi Nuklir Semua limbah yang berasal dari daerah yang diawasi dianggap terkontaminasi. Bidang Keselamatan setempat menentukan dan mengatur limbah yang terkontaminasi. Limbah yang terkontaminasi harus diangkut ke tempat penyimpanan limbah di PTLR dengan kendaraan pengangkut khusus limbah.

7.5 Pengiriman dan Penerimaan Bahan Radioaktif Pemegang izin bertanggung jawab terhadap segala persyaratan dan ketentuan yang harus dipenuhi dalam pengiriman dan penerimaan barang bahan /zat radioaktif yang berkaitan dengan kegiatannya. Ketentuan pengiriman dan penerimaan bahan radioaktif mengacu pada PP No. 26 tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif dan peraturan pengangkutan bahab berbahaya. Untuk pengiriman keluar negeri harus mengikuti ketentuan dari negara yang bersangkutan dan peraturan IAEA. Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan



BATAN


Halaman 67 dari 96

7.5.1 Penerimaan Kiriman Bahan Radioaktif Setiap penerimaan kiriman bahan/zat radioaktif ke fasilitas di KNS, pertama kali harus melalui gudang instalasi. Setelah sampai di gudang instalasi, petugas penerima memberitahukan petugas keselamatan tentang adanya penerimaan tersebut. Tahap awal yang harus dilakukan adalah pemeriksaan dokumen dan wadah/pembungkus, kemudian pemeriksaan tingkat radiasi/kontaminasi yang terdapat pada bahan pembungkus. Pemeriksaan ini harus disaksikan oleh perwakilan pihak pengirim dan/atau pihak yang mengusahakan pengangkutannya, agar adanya penyimpangan/kelainan yang terjadi dapat diketahui oleh pihak-pihak yang berkepentingan untuk tindak lanjut penyelesainnya. Pembukaan wadah/pembungkus dapat pula dilakukan di tempat dimana barang tersebut dipakai/digunakan, Dalam hal ini prosedur dan ketentuan yang dilakukan adalah sama. Bidang Keselamatan akan merekomendasikan kepada pihak pemilik tentang tindakan keselamatan dan keamanan yang harus dilakukan pada saat pembukaan wadah/ pembungkus tersebut.

7.5.2 Pengiriman Bahan Radioaktif Instalasi/unit kerja di KN Serpong yang akan mengirim zat/bahan radioaktif keluar daerah Kawasan Nuklir Serpong, setelah melakukan pembungkusan harus memeriksa tingkat radiasi/tingkat kontaminasi pada pembungkus sebelum mengirimkan ke gudang pengiriman. Setelah itu bahan tersebut dikirim ke gudang sebelum diangkut keluar KN Serpong. Setelah sampai di gudang penampungan KN Serpong, petugas gudang memberitahukan kepada petugas keselamatan tentang adanya pengiriman tersebut. Petugas keselamatan akan memeriksa apakah persyaratan dan ketentuan keamanan dan keselamatan pengiriman tersebut telah memenuhi persyaratan dan ketentuan yang berlaku. Selain itu petugas keselamatan melengkapi dokumen pengiriman dengan prosedur keselamatan dan keamanan yang diperlukan dalam pengiriman tersebut, berserta dengan tindakan penyelamatan jika terjadi kecelakaan. Tata cara dan prosedur pengiriman serta petugas yang bertanggungjawab dalam pengiriman ini akan diatur lebih lanjut oleh pengelola Kawasan Nuklir Serpong.




BATAN


Halaman 68 dari 96

7.5.3 Wadah untuk Pengiriman Wadah untuk pengiriman harus memenuhi kriteria penggunaan wadah untuk pengangkutan sebagaimana yang ditetapkan dalam Ketentuan BAPETEN. Wadah yang dipakai berulang kali, setelah dipergunakan dan apabila akan digunakan lagi harus bebas dari kontaminasi. Apabila perlu harus dilakukan dekontaminasi untuk meyakinkan tidak adanya kontaminasi pada wadah. Apabila ada keraguan atas penanganan dekontaminasi dari wadah, Bidang Keselamatan dapat memberikan rekomendasi tentang hal tersebut, dan bila perlu menyarankan penggantian wadah.

7.5.4 Tindakan Keselamatan pada Pengangkutan Ketentuan dan tindakan keselamatan pada pengangkutan dan pengiriman bahan/zat radoaktif harus diberikan oleh petugas keselamatan kepada pihak pelaksana pengangkutan dengan mengingat peraturan dan ketentuan yang dikeluarkan oleh BAPETEN. Beberapa hal yang harus diperhatikan dalam hal ini antara lain adalah : a. Tingkat radiasi dalam kabin pengemudi. Apabila pengangkutan dilakukan dengan kendaraan, maka laju dosis radiasi dalam kabin pengemudi harus tidak boleh melebihi 0,3 NBD dan diukur agar tidak mcmbahayakan pengemudi. Selain itu harus diperhatikan pula kemungkinan terjadinya kontaminasi pada kendaraan. Pemerikasaan laju dosis radiasi dan tingkat kontaminasi harus dilakukan oleh petugas proteksi radiasi yang bertanggungjawab. Kendaraan bekas pengangkutan bahan/ sumber radioaktif wajib didekontaminasi. Kepada pengemudi diberikan instruksi tentang hal-hal yang harus dilakukannya dalam hal terjadinya keadaan yang menyimpang dari keadaan normal dan kepada pengemudi diberikan dosimeter. b. Tanda bahaya dan tanda peringatan. Apabila pengangkutan bahan/sumber radioaktif tersebut dilakukan dengan angkutan darat, maka kendaraan pengangkutan tersebut harus dilengkapi dengan tanda peringatan dan tanda-tanda lain tentang adanya bahan/zat radioaktif yang diangkut oleh kendaraan tersebut. Tanda peringatan dibuat prosedur penggunaannya. Apabila perlu kendaraan tersebut harus dikawal oleh petugas proteksi radiasi dan petugas keamanan. Hal inil diatur oleh ketentuan yang dikeluarkan oleh BAPETEN.




BATAN


Halaman 69 dari 96

c. Tindakan Keselamatan. Setiap pengangkutan bahan/zat radioaktif yang berpotensi menimbulkan dampak radiologi pada pengangkutannya, harus dikawal oleh petugas proteksi radiasi, petugas tersebut bertindak sebagai petugas penanggulangan apabila terjadi kecelakaan. Oleh karena itu analisis kecelakaan harus dilakukan pada setiap pengangkutan.

Setiap

pengangkutan bahan/sumber radioaktif wajib dilengkapi dengan analisis kecelakaan, prosedur, dan tindakan penanggulangan. Berdasarkan analisis kecelakaan, ditetapkan apakah pengangkutan tersebut memerlukan prosedur dan tindakan pananggulangan. Hal ini ditetapkan dan dilakukan oleh petugas Keselamatan yang berwenang atau yang ditunjuk untuk hal tersebut.




BATAN



Halaman 70 dari 96



BATAN


Halaman 71 dari 96

BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH 8.1 Lingkup dan Tujuan Dalam bab ini diuraikan pokok-pokok kegiatan dalam penanganan dan pengelolaan limbah radioaktif dan non radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) agar dampak dari limbah yang ditimbulkan dapat dikendalikan dan diawasi dalam batas yang tidak membahayakan lingkungan. Yang dimaksud limbah radioaktif di sini adalah zat radioaktif dan bahan serta peralatan yang telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian instalasi nuklir yang tidak dapat digunakan lagi. Limbah ini tidak boleh dibuang ke lingkungan, akan tetapi dikelola dan diolah untuk diamankan, dengan demikian kegiatan Nuklir di KNS tidak membuang limbah radioaktif ke lingkungan. Secara Teknis tidak mungkin untuk membebaskan sama sekali limbah dari kegiatan di Kawasan Nuklir Serpong dari bahan radioaktif. Beberapa zat radioaktif, seperti gas/aerosol dalam jumlah kecil dan dalam batas yang tidak membahayakan, akan terlepas ke lingkungan. Dalam hal ini pembatasan jumlah buangan akan dikendalikan dan dikontrol agar tetap berada dalam jumlah yang tidak membahayakan. Batas buangan ini ditetapkan oleh instansi yang berwenang, yakni Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN). Walaupun dalam bab ini pengelolaan terutama ditujukan pada limbah cair dan padat yang mengandung radioaktif tetapi juga secara umum menyangkut pula limbah non radioaktif dan limbah yang mengandung bahan kimia berbahaya dan beracun (B-3).

8.2 Kebijakan Pengolahan Limbah Beberapa pokok kebijakan dalam pengelolaan dan penanganan limbah di KNS adalah sebagai berikut : 1. Pengelolaan limbah radioaktif didasarkan pada pencegahan dan perlindungan pekerja, masyarakat dan lingkungan dari adanya potensi bahaya dari limbah, baik dalam jangka pendek ataupun jangka panjang. Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Pengelolaan Limbah


BATAN


Halaman 72 dari 96

2. Pengeluaran limbah radioaktif baik yang dilepaskan ke udara melalui cerobong (sistem ventilasi) maupun ke badan air dibatasi dalam jumlah yang sekecil mungkin, dalam batas aman yang ditetapkan oleh peraturan. 3. Semua limbah radioaktif yang berasal dari instalasi nuklir, kecuali yang terlepas ke udara, disimpan/ditampung dalam tempat penyimpanan khusus yang disediakan unit kerja yang bersangkutan. 4. Limbah radioaktif tersebut diangkut ke Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif untuk diproses menjadi bentuk yang aman dan mudah ditangani untuk selanjutnya disimpan di tempat yang aman di lokasi KNS.

8.3 Pengaturan dan Pengawasan Limbah Radioaktif yang Dilepaskan ke Lingkungan Pengaturan pembuangan limbah radioaktif dalam jumlah kecil terutama dalam bentuk gas/ aerosol ke udara dan dalam bentuk cair ke saluran pembuangan atau badan air didasarkan pada Batas Buangan Maksimum (BBM) yang ditetapkan oleh peraturan dan diawasi melalui pelaksanaan pemantauan lingkungan. BBM ini diturunkan melalui perhitungan berdasarkan batas dosis maksimum yang ditetapkan BAPETEN untuk publik dari seluruh jalur dampak radioaktif yang akan diterima masyarakat dari adanya zat radioaktif yang dilepaskan/ terlepas ke lingkungan. Untuk pengawasan administratif, batas buangan ditetapkan pada nilai 0,6 dari nilai BBM. Batas administratif ini tidak boleh dilampaui, tanpa adanya alasan yang jelas dan atas izin dari Bidang Keselamatan yang bersangkutan. Pengontrolan buangan ke udara dan ke saluran pembuangan pada tiap instalasi nuklir dilakukan oleh tiap instalasi dan dilaporkan kepada Bidang Keselamatan dan Lingkungan- Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (BKL-PTLR). Bidang Keselamatan dan Lingkungan–PTLR

bertanggung

jawab

melaksanakan

pemantauan

radioaktifitas

lingkungan dan melakukan analisis dampak lingkungan dari adanya pelepasan zat radioaktif ke lingkungan.

8.4 Pengelolaan dan Pemantauan Limbah Berdasarkan bentuk fisiknya, limbah yang berasal dari kegiatan instalasi di KNS dapat berbentuk padat, cair dan gas/aerosol. Pengelolaan limbah (padat dan cair) yang

Pengelolaan Limbah




BATAN

Halaman 73 dari 96

mengandung bahan berbahaya beracun (B-3) atau bahan kimia kadaluarsa dari unit kerja di BATAN dikelola oleh PTLR dengan peraturan khusus.

8.4.1 Klasifikasi limbah radioaktif 8.4.1.1 Limbah Cair Limbah radioaktif cair berdasarkan aktivitasnya diklasifikasikan dalam jenis limbah radioaktif tingkat rendah, tingkat sedang dan tingkat tinggi. Limbah cair yang tidak terkontaminasi yang berasal dari limbah sanitasi, buangan air hujan dan proses lain dari instalasi nuklir dibuang ke saluran pembuangan air hujan (drainase). Dari tingkat bahaya yang dikandungnya limbah radioaktif cair diklasifikasikan sesuai dengan tingkat keracunan dan aktivitas yang dikandungnya menjadi lima(5) kategori seperti dalam Table 8-1 sebagai berikut. Tabel 8-1 Kategori limbah radioaktif cair Kategori 1 2 3 4 5

Aktivitas (A = µCi/ml) -6

A ≤ 10 10 < A ≤ 10-3 10-3 < A ≤ 10-1 10-1 < A ≤ 10+1 101 < A ≤ 104 -6

Keterangan Tidak diolah Diolah (evaporasi) Diolah dan sebagian perlu penahan Diolah dan perlu penahan Perlu pendingin

Limbah cair yang mengandung zat radioaktif dalam batas yang aman tidak melebihi baku mutu di lingkungan dapat dibuang ke saluran pembuangan setelah mendapat izin atau rekomendasi dari BKL-PTLR. Pengawasan dan Berita Acara Pelaksanaan Pembuangan dilaksanakan oleh BKL – PTLR setelah dilakukan analisis. Berita acara ini ditanda tangani kedua belah pihak. Sistem saluran pembuangan limbah cair non-radioaktif tidak diperkenankan digunakan untuk membuang limbah bahan organik ataupun B-3 lainnya. Limbah cair yang mengandung zat radioaktif dalam jumlah yang lebih besar dari batas administratif tidak dibuang ke saluran pembuangan. Limbah cair ini ditampung dalam wadah penampungan sesuai jenis dan tingkat aktivitasnya.


Pengelolaan Limbah


BATAN


Halaman 74 dari 96

Pengumpulan limbah radioaktif cair dari tempat asalnya sampai ke wadah penyimpanan adalah tanggung jawab tiap satuan kerja. Limbah cair radioaktif dalam wadah ini akan diambil oleh petugas pengolahan limbah sesuai dengan prosedur dan ketentuan yang ditetapkan. Limbah dibawa dengan angkutan khusus (truk tangki limbah cair) ke tempat pengolahan limbah setelah dilakukan koordinasi. Secara umum limbah yang ditampung tersebut haruslah diketehui : 1.

Jenis kandungan Radionuklida dan aktivitasnya.

2.

Asal limbah

3.

Volume larutan/ berat.

4.

Paparan radiasi.

Keterangan tentang limbah ini harus dicantumkan pada tiap wadah dan menjadi tanggung jawab tiap unit kerja.

8.4.1.2 Limbah Radioaktif Padat Limbah padat yang berasal dari kegiatan instalasi nuklir dapat berupa limbah yang mengandung zat radioaktif dan yang tidak mengandung zat radioaktif.

8.4.2 Pengelolaan limbah 8.4.2.1 Pengelolaan Limbah non Radioaktif Limbah padat yang tidak terkontaminasi seperti kertas, plastik, serpihan kaca/ logam dan lain-lain disimpan di tempat yang terpisah dan jauh dari tempat penyimpanan limbah yang terkontaminasi radioaktif. Limbah non radioaktif ini disimpan dalam kantong plastik dan ditutup atau diikat dan diberi tanda non radioaktif. Setiap unit kerja wajib untuk mengecek apakah limbah tersebut terkontaminasi atau tidak. Untuk limbah serpihan logam/ kaca dan bahan lainnya disimpan di tempat yang khusus dan tidak dapat tercecer/ terlepas.

8.4.2.2 Pengelolaan limbah radioaktif Dalam penempatan limbah radioaktif hendaknya dilakukan klasifikasi oleh petugas yang diawasi petugas proteksi radiasi satuan kerja terkait. Pengklasifikasian limbah radioaktif dilakukan oleh unit penghasil limbah dan kemudian dikelompokkan berdasarkan karakteristik limbah radioaktif yang meliputi : Pengelolaan Limbah




BATAN

Halaman 75 dari 96

a. Aktivitas b. Waktu paro c. Jenis radiasi d. Bentuk fisik dan kimia e. Sifat racun f.

Asal limbah radioaktif

Dari pancaran radiasinya limbah radiaoktif padat dibagi menjadi : •

Limbah radioaktif tingkat rendah

•

Limbah radioaktif tingkat sedang

•

Limbah radioaktif tingkat tinggi

Limbah radioaktif tingkat rendah masih dipisahkan menjadi limbah radiaoktif bebas kontaminasi, seperti pakaian bekas yang dipakai di laboratorium daerah aktif, kertas dan perlengkapan lain yang berasal dari dari daerah aktif. Limbah yang terkontaminasi atau kontak langsung dengan bahan radioaktif. Limbah padat dikategorikan menjadi empat (4) kategori sebagai berikut. Tabel 8-2. Kategori limbah radioaktif padat Kategori

Laju dosis permukaan (D=R/jam)

Keterangan

1 2 3 4

D ≤ 0,2 0,2 < D ≤ 2 2
Pemancar β/γ Pemancar β/γ Tidak mengandung α Dominan pemancar α

Badan pelaksana, BUMN, Koperasi atau badan swasta yang akan melaksanakan pengelolaan limbah radioaktif wajib memperoleh ijin dari Badan Pengawas. Ijin ini akan diberikan setelah ada bukti kerjasama atau penunjukan dari Badan Pelaksana dalam hal ini PTLR. Penghasil limbah harus menyediakan tempat penampungan sesuai dengan volume dan karakteristik limbah radioaktif. Semua limbah dari daerah kontaminasi dan daerah pengawasan dianggap limbah radioaktif. Selain itu untuk proses pengolahannya limbah ini dibedakan pula menurut limbah yang dapat dibakar (combustible) dan yang tidak dapat dibakar. Limbah ini ditampung di Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Pengelolaan Limbah


BATAN


Halaman 76 dari 96

tempat yang sesuai dengan penggolongannya yang merupakan tanggung jawab setiap instalasi penghasil limbah. Untuk limbah radioaktif yang mengandung pemancar β/γ, harus dipisahkan tersendiri dan digolongkan pula menurut jenis yang dapat di bakar dan tak dapat di bakar. Limbah ini di informasikan dan dikoordinasikan dengan pusat pengolah limbah untuk diambil oleh petugas pengolahan limbah. Untuk keperluan administrasi dan pencatatan untuk mencegah adanya limbah yang hilang, maka setiap kali pengambilan limbah radioaktif

petugas kedua belah pihak harus mengisi formulir yang telah disediakan.

Limbah radioaktif yang mengandung pemancar- α dipisahkan untuk dilakukan poses pengolahan tersendiri. Limbah padat yang tidak mengandung pemancar-α dan paparan radiasi lebih dari tingkat rendah atau sedang digolongkan sebagai limbah aktivitas tinggi. Jika limbah jenis ini ada, maka pihak instalasi harus pengupayakan penahan agar laju dosis pada jarak 1 m tidak melebihi 1 mSv/jam, sebelum limbah dikirim ke instalasi pengolah limbah. Untuk hal tersebut prosedur berikut dilakukan •

Petugas proteksi radiasi mengecek paparan radiasinya secara berkala. Apabila tingkat radiasi pada permukaan tanpa adanya shielding melampaui 50 mSv/jam atau pada jaran 1 meter melampaui 1 mSv/jam, maka pengangkutan dilakukan dengan menggunakan wadah pengangkut khusus.

•

Tanggung jawab pengangkutan limbah ini adalah sepenuhnya pada penghasil limbah namun dapat dikoordinasikan dengan unit pengolahan limbah.

Limbah yang mengandung bahan fisi harus memenuhi ketentuan tentang pengelolaan bahan fisi yang ditetapkan. Limbah ini adalah tanggung jawab instalasi yang bersangkutan dan harus disimpan di kolam penyimpanan sementara limbah dan memenuhi persyaratan pewadahannya. Limbah bahan baker bekas atau bahan bakar bekas yang cacad harus di kemas sebelum disimpan di kolam penyimpanan sementara dan telah mengalami pendinginan sedikitnya 100 hari.

8.5 Pengawasan Saluran Pembuangan Pengawasan saluran pembuangan dari adanya kontaminasi zat radioaktif ataupun dari bahan berbahaya dilakukan melalui pemantauan saluran pembuangan, terutama Pengelolaan Limbah



BATAN


Halaman 77 dari 96

pada titik buangan (effluent) tiap instalasi. Apabila dalam saluran pembuangan ini terdapat bahan radioaktif ataupun bahan berbahaya yang melampaui batas yang ditetapkan akan dilakukan penaksiran dampak radiologik dan dilacak sumbernya oleh Komisi Proteksi Radiasi KNS.

8.6 Pengawasan Pembuangan Gas/ Aerosol ke Udara Buangan gas/aerosol dari daerah kerja aktif di tiap instalasi melalui sistem ventilasi khusus. Sistem ventilasi ini dilengkapi dengan sistem penyaring agar jumlah yang terlepas ke udara sekecil mungkin dibawah tingkat administrasi yang ditetapkan. Untuk mengontrol buangan ini setiap sistem ventilasi dilengkapi dengan alat pengukur tingkat kontaminasi dan atau alat pencuplik contoh udara/ partikel. Contoh yang diambil dianalisis jenis dan tingkat kontaminasinya. Data hasil pemantauan buangan ini dicatat dan dilaporkan kepada Bidang Keselamatan dan Lingkungan - PTLR guna penaksiran dampak radiologik. Menjadi kewajiban tiap instalasi untuk melengkapi sistem ventilasi daerah aktifnya dengan alat ukur atau alat pengambil contoh udara/ aerosol dan melakukan analisisnya.

8.7 Pengolahan Limbah Radioaktif 8.7.1 Pengangkutan Limbah Limbah radioaktif yang terkumpul di berbagai instalasi dan unit kegiatan di Kawasan Nuklir Serpong akan diangkut ke Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif. Pengangkutan ini dilakukan dengan kendaraan pengangkut limbah khusus dan dilaksanankan oleh petugas pengangkut limbah dari Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif. Sebelum diangkut penghasil limbah melakukan koordinasi dengan PTLR, dan petugas PTLR akan melakukan survei serta melakukan pengecekan tingkat kontaminasi dan paparan radiasi serta sifat fisika dan kimia limbah untuk menetapkan jenis pengangkut dan cara pemindahannya yang sesuai dari tempat penampungan ke mobil pengangkut limbah. Jenis limbah yang diangkut dapat berbentuk cair, semi cair ataupun padat dengan tingkat aktivitas yang berbeda-beda bergantung pada asal-usul limbah. Pengangkutan ini dilaksanakan dengan memperhatikan faktor keselamatan dan keamanan menurut prosedur yang ditetapkan.


Pengelolaan Limbah


BATAN


Halaman 78 dari 96

8.7.2 Proses Pengolahan Limbah Radioaktif Limbah yang diangkut, sebelum diproses, ditampung di tempat penampungan limbah sementara. Proses Pengolahan yang dilakukan bergantung pada bentuk fisik limbah dan proses yang dilakukan umumnya adalah mengurangi/ memperkecil volume limbah, pengungkungan limbah dan penempatan limbah yang telah terkungkung pada tempat penyimpanan yang aman. Untuk limbah cair proses pengurangan volume dilakukan melalui proses penguapan atau evaporasi, konsentrat yang diperoleh dari penguapan ini selanjutnya dikungkung melalui proses sementasi. Pada Proses ini, konsentrat dicampur dengan bahan semen, pasir dan aditif dalam wadah shell yang terbuat dari beton dengan volume 950 liter atau drum berbentuk silinder. Dengan cara ini limbah atau zat radioaktif akan terkungkung secara tetap dan bahan beton ini sekaligus merupakan penghambat (shielding) dari radiasi yang dipancarkan oleh zat radioaktif yang terkungkung. Untuk limbah padat, proses yang dilakukan meliputi pemampatan limbah untuk memperkecil volumenya atau proses kompaksi. Pemampatan ini dilakukan dalam drum volume 100 liter berbentuk silinder dan dimampatkan di dalam drum volume 200 liter dengan mesin pemampat (compactor) sehingga satu drum 200 liter dapat berisi limbah sebanyak 6-7 drum 100 liter terkompaksi. Limbah yang telah padat ini pada bagian sisinya diisi dengan adukan semen, pasir dan air melalui proses sementasi, dengan demikian limbah padat akan terkungkung secara tetap dalam wadahnya, dan sekaligus bahan beton ini akan menahan radiasi yang dipancarkan oleh limbah radioaktif tersebut. Untuk limbah cair yang mudah dibakar, terutama limbah radioaktif dalam pelarut organik yang mudah dibakar dilakukan proses pembakaran (incineration) untuk menghilangkan pelarutnya. Sisa pembakaran dalam bentuk debu selanjutnya dicampur dengan adukan semen untuk pengungkungan. Demikian pula halnya untuk limbah padat yang mudah dibakar, seperti limbah dalam bentuk kertas, bahan plastik dan limbah dari hewan percobaan yang telah terkontaminasi atau diperlakukan dengan zat radioaktif. Jenis limbah ini untuk mengurangi volumenya dibakar di tungku pembakaran (incenerator). Abu sisa

Pengelolaan Limbah



BATAN

pembakaran

PEDOMAN KESELAMATAN DAN PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG yang

mengandung

zat

radioaktif

Halaman 79 dari 96

selanjutnya

disementasi

untuk

pengungkungannya.

8.7.3 Penyimpanan Limbah yang Telah Diproses Limbah yang telah diproses dan dikungkung selanjunya dipindah ke tempat penyimpanan yang aman. Tempat penyimpanan ini berupa bangunan yang terhindar dari hujan dan banjir, dan dinding bangunan dirancang untuk mampu menahan radiasi dari limbah yang terkungkung. Dengan demikian limbah radioaktif yang berasal dari kegiatan nuklir

KNS

diamankan

dan

dikendalikan


agar

tidak

mencemari

lingkungan.

Pengelolaan Limbah


BATAN


Pengelolaan Limbah

Halaman 80 dari 96



BATAN


Halaman 81 dari 96

BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA 9.1 Lingkup dan tujuan Dalam bab ini

diuraikan beberapa jenis perlengkapan keselamatan kerja

perorangan (protective device) yang meliputi respirator, perlengkapan pelindung tubuh/bagian tubuh.

9.2 Respirator dan Perlengkapan Pelindung Tubuh Tujuan pemakaian respirator dan perlengkapan pelindung tubuh adalah untuk melindungi tubuh/bagian tubuh dari bahaya radiasi dan kontaminasi, baik dalam kegiatan normal maupun dalam kegiatan penanggulangan bahaya atau penyelamatan diri. Di dalam daerah kerja yang dirancang dan dikontrol secara baik, pemakaian respirator dan perlengkapan pelindung hampir tidak diperlukan kecuali dalam keadaan darurat. Penggunaan respirator dan perlengkapan pelindung hanya akan efektif apabila digunakan menurut cara dan aturan yang benar. Oleh karena itu setiap pekerja harus dilatih dalam penggunaan alat tersebut dan harus dibuat petunjuk pemakaian dan penggunanaannya.

9.2.1 Respirator Respirator adalah alat untuk mencegah masuknya bahan/zat radioaktif ataupun bahan berbahaya dan beracun ke dalam tubuh melalui pernapasan ataupun melalui mulut, bergantung pada bentuk dan jenis bahan penyaring yang digunakan dan tujuan pemakaiannya. Beberapa jenis respirator yang digunakan di KNS adalah sebagai berikut :

9.2.1.1 Respirator Tanpa Pemasok Udara Respirator ini tidak dilengkapi dengan alat pemasok udara dan fungsinya untuk mencegah masuknya kontaminan dari udara melalui saluran pernafasan. Bentuk respirator ini ada yang berupa setengah muka (half- facepiece), seluruh muka (full-facepiece) dan ada pula yang berbentuk hood, yang dilengkapi dengan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Perlengkapan Keselamatan Kerja


BATAN


Halaman 82 dari 96

cungkup pengungkung bagian kepala. Respirator ini dilengkapi dengan filter penyerap kontaminan dan jenis ini ada yang dapat menahan gas/aerosol, uap dan partikel dengan ukuran tertentu. Respirator ini hanya dapat digunakan di daerah yang cukup oksigennya dan tidak dapat digunakan di daerah yang kekurangan oksigen, seperti di daerah kebakaran atau daerah lain yang berasap. Pemilihan jenis respirator yang sesuai bagi tiap orang di tiap tempat diatur dan ditentukan oleh petugas keselamatan. Suatu hal yang penting diperhatikan dalam pemakaian alat ini adalah ukuran dan bentuk muka pemakainya. Respirator ini tidak efektif dipakai oleh mereka yang berjanggut. Dalam pemesanan alat ini adalah ukuran dan jenis filter yang diperlukan harus pula diperhatikan. Dalam hal ini ukuran filter disesuaikan dengan diameter/ukuran partikel dan terkadang respirator juga menahan gas dan uap. Jenis respirator ini tidak dapat digunakan didaerah kekurangan oksigen.

9.2.1.2 Respirator dengan Pemasok Udara Respirator jenis ini dilengkapi dengan pemasok udara untuk pernafasan dengan demikian jenis respirator ini lebih efektif digunakan untuk mencegah masuknya berbagai kontaminan ke dalam tubuh melalui saluran pernafasan. Respirator ini dapat digunakan untuk menahan partikel, gas atau pun uap. Udara atau oksigen yang dibutuhkan dapat berasal dari sumber udara yang terus menerus (kontinu) dan dapat pula berasal dari sumber terbatas berupa tabung gas/oksigen. Jenis yang menggunakan sumber kontinyu mempunyai daya tahan yang lebih lama akan tetapi terbatas daerah gerakan yang dilakukan, karena bergantung pada panjang saluran udara yang digunakan antara sumber dengan pemakai respirator. Pada jenis kedua, waktu pemakaian terbatas, bergantung pada kapasitas tabung, akan tetapi daerah gerakan terbatas. Oleh karena itu respirator dengan pemasok udara dari sumber kontinu umumnya digunakan untuk kegiatan-kegiatan perbaikan ataupun kegiatan khusus lainnya di daerah tertentu, sedang jenis kedua lebih banyak digunakan oleh petugas penyelamat atau pemadam kebakaran. Bentuknya ada yang setengah muka (half-face), seluruh muka (full-face) atau berbentuk hood yang meliputi seluruh bagian kepala yang dikombinasikan dengan





BATAN

Halaman 83 dari 96

pakaian. Respirator jenis terakhir ini baik digunakan dalam daerah yang mengandung kontaminan dalam bentuk uap atau gas. Keuntungan lain dari respirator jenis ini adalah dapat digunakan dalam daerah yang kadar oksigennya rendah.

9.2.1.3 Persyaratan Pemakaian Respirator Beberapa ketentuan yang perlu diperhatikan dalam pemakaian respirator : a. Pemakaian respirator hanya diperkenankan setelah ada persetujuan dari Bidang Keselamatan Unit Kerja . b. Tiap jenis dan bentuk respirator mempunyai batasan-batasan tertentu dan tidak dapat digunakan pada setiap tempat atau keadaan c. Respirator tanpa pemasok udara tidak dapat dipakai untuk daerah yang kadar oksigennya rendah. d. Tiap jenis filter mempunyai kapasitas tertentu dan apabila telah jenuh tidak efektif digunakan. e. Pemakaian respirator tanpa pemasok udara/ oksigen akan menghambat pernapasan dalam batas tertentu. f.

Bidang

Keselamatan

memilih/menyediakan pemeliharaannya

Unit

Kerja

respirator

dan

bertanggung

yang

pemeriksaaan

sesuai

jawab dan

kebocoran

dalam

mengawasi dan

tingkat

kontaminasinya.

9.2.1.4 Hambatan dalam Pemakaian Respirator Selain itu beberapa hal berikut yang menjadi hambatan dalam pemakaian respirator perlu pula diperhatikan oleh tiap pekerja dan petugas keselamatan. 1)

Respirator

tidak

efektif

apabila

dipakai

oleh

orang

yang

berjanggut/bercambang, kecuali tipe hood. 2)

Pemakaian

respirator

tanpa

pemasok

udara

akan

mengganggu

pernafasan. 3)

Respirator dengan muka tertutup (full-facepiece) akan mengganggu daya pandang.




BATAN

4)


Halaman 84 dari 96

Pemakaian respirator tipe hood bisa mengganggu kemampuan pandangan dan pendengaran, kecuali yang dirancang khusus untuk mengatasinya.

9.2.2 Perlengkapan Pelindung Tubuh 9.2.2.1 Kacamata Pengaman Kacamata pengaman digunakan untuk melindungi mata dari kemungkinan bahaya yang timbul dari kegiatan yang dilakukan pekerja. Bahaya tersebut dapat berasal dari benda padat berupa serpihan logam atau debu, cairan atau gas yang membahayakan mata ataupun radiasi ultra violet atau radiasi pengion. Untuk perlindungan mata dari bahaya ini tersedia berbagai jenis kacamata pengaman. Berbagai kacamata pengaman tersebut harus disediakan oleh Bidang Keselamatan Unit Kerja, sesuai dengan potensi jenis bahaya yang dihadapi tiap pekerja dalam daerah pengawasannya. Bentuk kacamata pengaman ini ada yang seperti kacamata biasa dan ada pula yang berbentuk tertutup untuk seluruh bagian muka.

9.2.2.2 Pelindung Kepala Untuk melindungi kepala dari jatuhan benda berat ataupun kontaminasi dari debu, disediakan penutup kepala. Penutup kepala untuk melindungi kepala dari jatuhan benda berat biasanya digunakan di daerah kerja mekanik dan bangunan. Penutup kepala ini berbentuk helm (helmet) yang terbuat dari bahan plastik yang keras dan ukurannya dapat diatur menurut ukuran kepala pemakai. Untuk mencegah kontaminasi dari debu/ aerosol ataupun cairan tersedia pula berbagai jenis bentuk penutup kepala yang terbuat dari berbagai jenis bahan. Penutup kepala ini ada yang berbentuk topi dan ada pula yang berbentuk songkok, yang menutupi seluruh bagian kepala, pemilihan bentuk ini bergantung pada jenis kontaminan dan ukuran partikel debunya. Bahan penutup kepala ini ada yang terbuat dari katun dan ada pula dari bahan plastik. Jenis bahan plastik umumnya digunakan untuk menghadapi kontaminan dalam bentuk aerosol zat organik.




BATAN


Halaman 85 dari 96

9.2.2.3 Pelindung tangan dan Kaki (Shoe and Hand Cover) Untuk melindungi tangan dari bahaya panas, cairan yang korosif dan kontaminasi zat radioaktif tersedia berbagai jenis dan bentuk sarung tangan. Sarung tangan ini adanya yang berbentuk pendek untuk melindungi bagian tangan terbatas sampai pergelangan tangan dan ada pula yang mencakup sampai siku. Jenisnya juga beragam ada yang dari kulit, kain kassa, plastik, ataupun karet, bergantung jenis bahaya yang dihadapi dan perlindungan yang diperlukan. Tiap instalasi harus menyediakan sarung tangan yang sesuai dengan kebutuhannya. Untuk melindungi kaki atau bagian kaki dari berbagai jenis bahaya dan dari kontaminasi tersedia berbagai bentuk pelindung kaki. Jenis dan bentuk pelindung kaki ini beragam, bergantung pada potensi bahaya yang dihadapi dan perlindungan yang diharapkan. Untuk pekerjaan mekanik maka sepatu pengaman terbuat dari bahan yang kuat dan dilapisi lempeng baja pada bagian dalamnya. Pelindung kaki dari bahan kain atau plastik sebatas mata kaki umumnya digunakan untuk mencegah kontaminasi pada pekerja yang bekerja dalam daerah kontaminasi rendah sampai sedang. Sepatu tinggi (boot) dari karet sering digunakan untuk pekerja dalam daerah kontaminasi tinggi. Sepatu jenis ini juga digunakan dalam penanggulangan kecelakaan, dan kadang-kadang mempunyai tali pengikat pada bagian atas atau dapat dihubungkan pada baju pelindung. Di daerah atau ruangan yang harus dijaga kebersihannya dari debu, penutup sepatu dari bahan kain dan plastik baik juga selalu digunakan. Apabila ndalam ruangan tersebut tingkat kelembabannya rendah maka untuk mencegah adanya listrik statis pada penutup sepatu dari bahan plastik, bagian bawah dari penutup sepatu diberi lapisan tipis logam.

9.2.2.4 Pakaian Pelindung Untuk melindungi tubuh atau bagian tubuh ataupun pakaian dari berbagai bahan kontaminan dan bahan pengotor digunakan pakaian pelindung. Untuk pekerja radiasi pakaian pelindung berbeda dari yang digunakan di bengkel mekanik atau elektrik. Pakaian pekerja radiasi haruslah menutupi sebagian besar tubuh dan bahannya terbuat dari plastik atau katun. Beberapa jenis pakaian pelindung ini antara lain adalah :




BATAN

•


Halaman 86 dari 96

Jenis yang sekali pakai buang

Pakaian ini dibuat dari plastik PVC tebal 0,1 mm karenanya mudah dan tidak dianjurkan digunakan dalam ruangan yang suhunya lebih dari 30 oC •

Jenis yang dapat dipakai beberapa kali

Pakaian ini dibuat dari kertas plastik yaitu dari bahan serat polipripulen yang dipres. Bentuknya dapat dibuat yang menutup seluruh tubuh (coverall, baju atau celana), jas laboratorium dan lain-lain. Pakaian ini apabila tidak terkontaminasi dapat dipakai beberapa kali, sebelum akhirnya dibuang. •

Jenis ketiga

adalah yang dapat dicuci dan dan dipakai terus menerus dan dilengkapi dengan pemasok udara dengan aliran 0,6 – 0,7 m3. Pakaian ini khususnya dipakai di daerah yang kontaminasinya tinggi dan di ruangan yang suhunya relatif tinggi dan kerja di daerah tersebut akan menimbulkan keringat atau panas yang berlebihan. Dengan adanya udara alir akan mengurangi pengaruh panas dan kontaminasi. Pakaian pelindung yang digunakan dalam penanggulangan bahaya bentuk dan sifatnya umumnya sama dengan pakaian yang digunakan dalam daerah kerja kontaminasi tinggi, bedanya pakaian ini dilengkapi dengan pemasok udara yang dapat dibawa (portable) dan dilengkapi pula dengan alat komunikasi. Untuk melindungi tubuh atau bagian tubuh dari kemungkinan terkena paparan radiasi yang berlebihan, digunakan pakaian pelindung radiasi (apron). Pakaian pelindung radiasi ini digunakan oleh pekerja radiasi yang menangani sumber radiasi tinggi pada jarak jangkau tertentu. Pakaian ini bahannya mengandung timah hitam. Pakaian kerja yang digunakan di daerah instalasi nuklir tidak boleh dibawa pulang dan harus dibersihkan/dicuci dan didekontaminasi oleh masing-masing instalasi. Pakaian yang akan diperlakukan sebagai limbah radioaktif dikelola oleh Bidang Keselamatan Unit Kerja




BATAN


Halaman 87 dari 96

BAB 10 PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN 10.1 Lingkup dan tujuan Pemantauan radioaktivitas lingkungan meliputi pengukuran paparan radiasi dan tingkat radioaktivitas terhadap berbagai komponen lingkungan seperti udara, air, tanah, sedimen, tumbuhan, hewan dan bahan makanan. Pemantauan lingkungan harus mencakup pengukuran dan pengumpulan informasi pendukung, yang berguna untuk menentukan karakteristik lingkungan (meteorologi, hidrologi, jenis tanah), karakteristik penduduk (distribusi, umur, pola makan, okupasi) dan karakteristik ekonomi (tata guna lahan dan air, teknologi pertanian). Secara umum pemantauan radioaktivitas lingkungan di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) bertujuan untuk : 1) mengevaluasi hasil pemantauan lepasan efluen aerosol/gas maupun efluen cair terhadap ketentuan batas buangan efluen ke lingkungan; 2) memeriksa kondisi radiologi lingkungan untuk menjamin kepatuhan terhadap batasan laju dosis ambien dan baku tingkat radioaktivitas yang diizinkan; 3) memberikan informasi dan data untuk keperluan kajian dosis dan untuk mengkaji paparan atau potensi pemaparan pada kelompok-kelompok atau populasi kritis karena adanya bahan radioaktif atau sumber radiasi di lingkungan dari operasi normal dan kecelakaan atau kegiatan sebelumnya; 4) mengamati perubahan model lingkungan sehingga dapat dilakukan perubahan yang sesuai untuk mengurangi ketidakpastian dalam kajian dosis. 5) mempertahankan kesinambungan catatan dampak radiologi dari kegiatan Reaktor Serba Guna – Laboratorium Penunjang (RSG-LP) kepada masyarakat.

10.2 Jenis Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan Pemantauan untuk tujuan proteksi radiasi pada umumnya dapat dibagi menjadi tiga jenis yakni (1) pemantauan pada sumbernya (source monitoring), (2) pemantauan di lingkungan

(environmental

monitoring)

dan dalam

kasus

yang

sangat

langka,

(3) pemantauan individu anggota masyarakat (individual monitoring). Pemantauan pada Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan


BATAN


Halaman 88 dari 96

sumbernya meliputi pengukuran tingkat paparan radiasi dan aktivitas radionuklida dari sumber radiasi, pemantauan lingkungan dilakukan di luar daerah yang menimbulkan paparan radiasi dan pemantauan individu berkaitan dengan pengukuran dilakukan secara langsung pada anggota masyarakat di sekitar fasilitas nuklir. Pemantauan individu tidak digunakan dalam program pemantauan rutin tetapi digunakan untuk menilai/mengetahui dosis perorangan sebenarnya pada kecelakaan atau untuk tujuan ilmiah seperti validasi model atau penyediaan informasi untuk meyakinkan publik.

10.3 Dampak Penting yang Dipantau Berdasarkan hasil studi Analisis Dampak Lingkungan (ANDAL), dampak penting dari pengoperasian RSG-LP adalah dampak radiologi yang ditimbulkan pada operasi normal dan bila terjadi kecelakaan / kedaruratan nuklir. Komponen lingkungan yang terkena dampak radiologi berdasarkan model fisik penyebaran zat radioaktif ke lingkungan di daerah KNS adalah udara dan air kali Cisalak sebagai medium penerima utama. Sedangkan medium penerima berikutnya dari penyebaran di udara adalah air permukaan, tanah permukaan, tanaman pertanian ataupun tanaman lainnya yang ada di permukaan tanah. Medium penerima berikutnya dari penyebaran di kali Cisalak yang bermuara di sungai Cisadane adalah hasil pertanian, perikanan dan kegiatan lain di sungai.

10.4 Sumber Dampak Penting Sumber dampak penting dari pengoperasian RSG-LP di KNS adalah RSG-GA. Siwabessy, Instalasi Produksi Radioisotop dan Instalasi Produksi Elemen Bakar Nuklir PT. Batan Teknologi, Instalasi Radiometalurgi Pusat Teknologi Bahan Nuklir (IRM), dan Instalasi Produksi Radiofarmaka Pusat Radioisotop Radiofarmaka(IPR). Sumber dampak penting dari kegiatan pengoperasian keempat instalasi tersebut yaitu terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan melalui cerobong dan buangan efluen cair. Sumber dampak penting dapat dilihat pada Tabel 10.1.

10.5 Parameter Lingkungan yang Dipantau Parameter lingkungan yang harus dipantau untuk mengetahui perubahan kualitas dan kecenderungan yang terjadi pada lingkungan hidup dalam pengoperasian RSG-LP adalah : 1. Parameter fisika-kimia yang mencakup udara, tanah permukaan, air permukaan dan air tanah/sumur dengan parameter yang dipantau meliputi dosis/laju dosis Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan




BATAN

Halaman 89 dari 96

ambien dan tingkat radioaktivitas berbagai komponen tersebut. 2. Parameter biologi yang mencakup tanaman liar, tanaman pertanian dan biota air tawar dengan parameter yang dipantau adalah tingkat radioaktivitas. Proses pengumpulan data dilakukan dengan cara pengambilan dan pengukuran berbagai jenis contoh komponen lingkungan di daerah pemantauan yang telah ditentukan kemudian dilakukan analisis data. Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan normal ditunjukkan dalam Tabel 10.2 dan parameter yang dipantau pada kondisi lepasan darurat ditunjukkan dalam Tabel 10.3.

10.5.1 Udara Parameter dalam udara yang harus diamati adalah laju dosis, radioaktivitas dalam udara dan jatuhan basah dalam air hujan. a. Laju Dosis Pemantauan laju dosis ambien dilakukan dengan cara pengukuran langsung secara berkala

pada

berbagai

titik

pengamatan

dengan

menggunakan

alat

ukur

radiasi/surveimeter yang sesuai. Dengan cara ini adanya perubahan laju dosis terhadap hasil pengamatan sebelumnya dapat diketahui. b. Dosis Kumulatif (Integrated dose) Dosis kumulatif dipantau dengan menggunakan Dosimeter Termoluminisensi (TLD) lingkungan. TLD lingkungan ini dipasang di berbagai stasiun di dalam KNS dan setiap pereode tertentu diambil untuk diganti dengan yang baru. TLD dievaluasi jumlah dosis radiasinya dengan menggunakan alat pembaca TLD. Dengan demikian kecenderungan perubahan dosis radiasi ambien dapat diidentifikasi untuk dievaluasi. c.

Radioaktivitas Gas/Aerosol

Kandungan partikel dan gas radioaktif yang terdapat dalam udara dipantau dengan alat pencuplik udara (air sampler) yang dilengkapi dengan kertas saring sebagai penangkap partikel dan carbon catridge untuk maksud menangkap gas iodin radioaktif dan gas lainnya. Cuplikan kertas saring dan carbon catridge diukur melalui alat cacah α/β latar rendah dan spektrometer gama untuk menentukan tingkat konsentrasi radioaktivitas udara.




BATAN


Halaman 90 dari 96

10.5.2 Air a. Air Sumur Pemantauan kemungkinan adanya zat radioaktif yang terdapat pada air tanah dangkal (shallow ground water), dilakukan melalui pencuplikan air sumur penduduk dalam radius 5 km dari reaktor. Analisis konsentrasi aktivitas dalam air dilakukan dengan menggunakan alat cacah α/β latar rendah dan spektrometer gama. b. Air Hujan Pemantauan air hujan dilakukan dengan cara mengambil cuplikan air hujan yang telah ditampung pada stasiun pengamatan air hujan. Pemantauan dilakukan secara berkala tiap 3 bulan dan cuplikan air hujan diolah untuk diukur dan dianalisis kandungan zat radioaktifnya. c. Air Permukaan dan sedimen Sungai Cisadane Pemantauan air Sungai Cisadane dilakukan dengan pengambilan contoh air dan sedimen pada berbagai stasiun pengamatan sepanjang Daerah Aliran Sungai

(DAS)

Cisadane dalam radius 5 km. Pengambilan contoh lingkungan dilakukan secara berkala dan diolah/dipreparasi untuk dilakukan pengukuran dan analisis kandungan zat radioaktifnya. Pengamatan yang sama juga dilakukan terhadap air permukaan lain seperti air danau/telaga, air irigasi, air baku dan air olahan pada proses penjernihan air minum untuk kebutuhan lokal yang terdapat dalam radius 5 km dari tapak reaktor.

10.5.3 Tanah Pemantauan kontaminsasi pada tanah permukaan dan tanah pertanian dilakukan dengan mengambil cuplikan tanah secara berkala pada berbagai lokasi pemantauan yang telah ditetapkan dalam radius 5 km dari reaktor. Contoh tanah setelah diolah, dianalisis kandungan bahan radioaktifnya dengan alat cacah α latar rendah dan spektrometer γ.

10.5.4 Tanaman a. Tanaman Pangan Pemantauan terhadap tanaman pangan dilakukan terhadap sayur-sayuran dan atau buah-buahan yang dihasilkan dari kegiatan pertanian pada daerah radius 5 km dari RSGGAS. Pemantauan ini dilakukan untuk mengetahui kemungkinan adanya kontaminasi zat radioaktif dalam tanaman pangan. Cuplikan tanaman pangan yang diperoleh, diolah dan selanjutnya dianalisis menggunakan alat cacah α/β latar rendah dan spektrometer gama untuk mengidentifikasi tingkat kontaminasi radioaktif pada tanaman pangan. Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan



BATAN


Halaman 91 dari 96

b. Tanaman Liar/Rumput Pemantauan terhadap tanaman liar dilakukan melalui rerumputan yang merupakan bahan makanan ternak besar. Pemantauan ini dilakukan dengan mengambil tanaman liar di tempat penggembalaan ternak, contoh lingkungan tersebut diolah menjadi abu kemudian diukur menggunakan alat cacah α/β latar rendah untuk mengetahui tingkat kontaminasi zat radioaktifnya.

10.6 Waktu dan Frekuensi Pemantauan Frekuensi pemantauan didasarkan pada data tingkat radioaktivitas lingkungan awal dan ketentuan perundang-undangan yang berlaku. Berdasarkan Peraturan Pemerintah Nomor 33 tahun 2009 pasal 27 ayat (1) menyebutkan bahwa pemantauan radioaktivitas lingkungan harus dilakukan secara terus menerus, berkala dan/atau sewaktu-waktu, maka kegiatan pemantauan lingkungan di KNS dilakukan secara rutin dan tidak rutin (khusus). a. Pemantauan rutin dilakukan secara berkala setiap 3 (tiga) bulan. b. Pemantauan tidak rutin atau pemantauan khusus adalah pemantauan yang dilakukan di luar jadwal pemantauan rutin. Pemantauan khusus dilaksanakan hanya pada keadaan : a. Adanya operasi non-rutin yang diperkirakan dapat mengakibatkan peningkatan kontaminasi terhadap lingkungan, b. Adanya kecelakaan yang dapat mengakibatkan tingkat kontaminasi tinggi terhadap lingkungan, c. Ditemukannya tingkat kontaminasi yang cukup berarti dalam contoh lingkungan selama pemantauan rutin.

10.7 Batasan Dosis Anggota Masyarakat Data hasil pemantauan lingkungan harus dapat digunakan untuk melakukan kajian penerimaan dosis radiasi anggota masyarakat. Mengacu pada ICRP 103 maka batasan dosis untuk anggota masyarakat adalah sebagai berikut :





BATAN

Halaman 92 dari 96

Dosis Efektif

1 mSv dalam satu tahun; dalam keadaan khusus sampai 5 mSv dalam satu tahun dengan ketentuan bahwa dosis rata-rata selama lima tahun berturut-turut tidak melebihi 1 mSv per tahun.

Dosis ekivalen untuk lensa mata

15 mSv dalam satu tahun.

Dosis ekivalen pada kulit

51 Sv dalam satu tahun.

10.8 Batasan Buangan Zat Radioaktif Dalam pengoperasian instalasi nuklir atau instalasi radiasi tidak dapat dihindarkan terjadinya buangan zat radioaktif ke lingkungan baik secara atmosferik maupun secara aquatik. Zat radioaktif yang dilepas ke lingkungan merupakan sumber paparan radiasi yang akan meningkatkan penerimaan dosis oleh anggota masyarakat. Untuk menjaga penerimaan dosis anggota masyarakat sesuai batasan dosis yang telah ditetapkan maka perlu dilakukan pembatasan terhadap buangan efluen cair dan gas dari setiap instalasi. Kondisi saat ini, batasan buangan konsentrasi zat radioaktif dalam efluen cair dan gas ke lingkungan mengacu pada PERKA BAPETEN No. 02/Ka. Bapeten/V-99 tentang Baku Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan. Beberapa ketentuan yang harus dipenuhi oleh setiap instalasi sebelum melakukan pelepasan buangan cair dan gas adalah : (a) menentukan komposisi radionuklidanya; (b) menentukan bentuk kimia dan fisika radionuklida, terutama jika hal ini berpengaruh terhadap lingkungan dan perilaku metaboliknya; (c) memperkirakan jumlah total berbagai radionuklida yang akan dilepas per tahun; (d) melakukan pengaturan waktu pelepasan efluen cair atau gas.




BATAN


Halaman 93 dari 96

Tabel 10.1. Sumber Dampak Penting dari Kegiatan Instalasi Nuklir di KNS. Komponen Lingkungan Udara Jatuhan basah Tanah

Air

Air PAM Sungai Cisadane Tanaman

Parameter yang Dipantau

Indikator Dampak

- laju dosis sesaat - dosis kumulatif - radioaktivitas radioaktivitas dalam : - air hujan radioaktivitas dalam : - tanah permukaan

- tingkat paparan - tingkat dosis - aktivitas gross aktivitas radionuklida dalam air hujan aktivitas radionuklida dalam tanah permukaan

3 bulan 3 bulan 3 bulan/ kontinyu

3 bulan 3 bulan

radioaktivitas dalam : - air minum radioaktivitas dalam : - air permukaan - sedimen

aktivitas radionuklida dalam air permukaan dan sumur aktivitas radionuklida dalam air minum aktivitas radionuklida dalam air permukaan dan sumur

radioaktivitas dalam : - rumput/tanaman

aktivitas radionuklida dalam rumput/tanaman

radioaktivitas dalam : - air permukaan - air sumur


Frekuensi Pemantauan

3 bulan 3 bulan

3 bulan 3 bulan 3 bulan 3 bulan



BATAN


Halaman 94 dari 96

Tabel 10.2 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan normal. Jenis Lepasan

Parameter yang dipantau


dosis eksternall : - laju dosis gama - dosis gama kumulatif

- kontinyu dan sesaat - pengukuran 4 kali per tahun

deposisi dari udara : - udara - air hujan Airborne

- tanah permukaan bahan makanan : - sayuran - air minum atau air tanah indikator daratan/terestrial : - rumput/tanaman liar dispersi perairan : - air permukaan

Cairan

- sedimen Bahan makanan akuatik : - ikan air tawar


- pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengumpulan secara kontinyu dan pengukuran 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun



BATAN


Halaman 95 dari 96

Tabel 10.3 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan darurat. Jenis Lepasan

Parameter yang dipantau


Pengukuran selama passage awan radiasi dosis eksternall : - laju dosis gama - kontinyu, dekat dan jauh dari sumber, pemetaan laju dosis eksternall. - laju dosis netron - kontinyu, hanya pada dekat sumber. deposisi dari udara : - udara - air hujan Airborne

Pengukuran setelah passage awan radiasi dosis eksternall : - laju dosis gama deposisi : - tanah permukaan bahan makanan : - sayuran - susu

Cairan

- pengambilan kontinyu, pengukuran setiap 2 jam. - pengumpulan secara kontinyu dan pengukuran setiap 2 jam.

indikator daratan/terestrial : - rumput/tanaman liar Setelah pelepasan dispersi perairan : - air permukaan - sedimen bahan makanan akuatik : - ikan air tawar


- kontinyu, pemetaan laju dosis. - sekali, pemetaan kontaminasi radionuklida yang relevan. - setiap hari, indikator untuk pertanian. - setiap hari, indikator untuk makanan hewan. - setiap hari.

- pengambilan sampel kontinyu, pengukuran 1 kali sehari. - setiap minggu sekali. - pemilihan sampel yang tepat.



BATAN


Halaman 96 dari 96

Gambar 10.1. Instalasi Reaktor dan Laboratorium Penunjang di KNS.



BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

Recommend Documents