Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong Revisi 1

PUSPIPTEK Serpong, November 2011

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi KNS

Daftar Isi Daftar Isi ..................................................................................... i KATA PENGANTAR ................................................................... vii BAB 1 PENDAHULUAN ............................................................. 1 1.1 Lingkup dan Tujuan ............................................... 1 1.2 Sumber Acuan ....................................................... 1 1.3 Pembuat Dokumen ............................................... 3 1.4 Ketentuan Pelaksanaan ........................................ 3 BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN ................................................................ 4 2.1 Lingkup dan Tujuan ............................................... 4 2.2 Umum ................................................................... 4 2.3 Organisasi.............................................................. 4 2.4 Tanggung Jawab .................................................... 7 2.5 Sarana ................................................................. 10 BAB 3 DASAR PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN ............ 13 3.1. Lingkup dan Tujuan ............................................. 13 3.2 Umum ................................................................. 13 3.3 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi............. 14 3.4 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi ................................................................. 17 3.5 Pengkajian Paparan Radiasi ................................ 20 3.6 Tingkatan Proteksi Radiasi .................................. 28 3.7 Prinsip Proteksi Radiasi ....................................... 28 3.8 Proteksi Lingkungan ............................................ 29

i


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 4.4 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan atau Kecelakaan................................................... 34 4.5 Pemantauan Kesehatan ....................................... 35 BAB 5 PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN ............ 37 5.1 Lingkup dan Tujuan ............................................. 37 5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan ...... 37 5.3 Kriteria Pekerja Radiasi Yang Dipantau ................ 37 5.4 Metode Pemantauan........................................... 38 5.5 Periode Pemantauan ........................................... 39 5.6 Dosimeter Perorangan ........................................ 39 5.7 Perhitungan Dosis Radiasi Internal ..................... 40 5.8 Dosis Efektif ......................................................... 40 5.9 Rekaman dan Penyimpanan Data Dosis Radiasi Perorangan .............................................. 41 5.10 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan ................... 42 5.11 Penerimaan Paparan Radiasi Berlebih ................ 42 BAB 6 PENGENDALIAN 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 6.5 Pengendalian Kontaminasi .................................. 50 ii


6.6 Detektor Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk Daerah lnstalasi Nuklir ........................................ 52 6.7 Pencegahan dan Pengawasan Kontaminasi Pekerja ................................................................ 52 6.8 Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja ........... 52 6.9 Persetujuan Kerja ................................................ 54 6.10 Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah Kerja .................................................................... 54 6.11 Pengendalian Lepasan melalui Sistem Ventilasi .............................................................. 55 6.12 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan ......... 56 6.13 Labelisasi Radiasi................................................. 56 6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di Fasilitas................................................................ 62 6.15 Pengelolaan Tanaman Dalam Pagar Kuning ....... 63 BAB 7 PENGENDALIAN ZAT RADIOAKTIF, PERALATAN DAN BARANG .............................................................. 65 7.1 Lingkup dan Tujuan ............................................. 65 7.2 Pengendalian Zat Radioaktif ............................... 65 7.3 Pengendalian Pemindahan Peralataan/ Barang ................................................................. 71 7.4 Pemidahan Peralatan atau Barang Terkontaminasi ................................................... 73 7.5 Pemindahan Peralatan dan Barang Kontraktor dari Daerah Instalasi Nuklir .............. 75 7.6 Bahan Nuklir........................................................ 75 7.7 Pemindahan Dokumen, Buku-Buku dan Perlengkapan Pribadi .......................................... 75 7.8 Pemindahan Wadah Pakai Ulang Atau Peralatan Pemadam Kebakaran.......................... 76 iii


BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH ............................................... 77 8.1 Lingkup dan Tujuan ............................................. 77 8.2 Kebijakan Pengelolaan Limbah ........................... 77 8.3 Klasifikasi dan Jenis Limbah................................. 78 8.4 Tatalaksana Pengelolaan Limbah ........................ 80 8.5 Pengelolaan Efluen Radioaktif Cair dan Gas/Aerosol ......................................................... 85 BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA ....................... 86 9.1 Lingkup dan Tujuan ............................................. 86 9.2 Respirator dan Alat Pelindung Diri ...................... 86 9.3 Perlengkapan Pemadam Kebakaran ................... 96 9.4 Peralatan P3K ...................................................... 98 BAB 10 PEMANTAUAN RADIOLOGI LINGKUNGAN................... 99 10.1 Lingkup dan Tujuan ............................................. 99 10.2 Program Pemantauan Lingkungan ...................... 99 10.3 Jenis Pemantauan Radiologi Lingkungan .......... 101 10.4 Dampak Penting yang Dipantau ........................ 101 10.5 Sumber Dampak Penting ................................... 102 10.6 Komponen Lingkungan dan Parameter yang Dipantau ............................................................ 102 10.7 Waktu dan Frekuensi Pemantauan ................... 105 10.8 Batasan Dosis Anggota Masyarakat .................. 106 DEFINISI .................................................................................. 117

iv


LAMPIRAN A: SK Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong (disalin sesuai aslinya) ..................... L-1 LAMPIRAN B:

Batas Lepasan Radionuklida ke Atmosfer Kawasan Nuklir Serpong ................................ L-5

LAMPIRAN C:

Tabel Tingkat Pengecualian: Konsentrasi Aktivitas yang Dikecualikan dan Aktivitas Radionuklida yang Dikecualikan (pembulatan) ................................................. L-6

LAMPIRAN D: Surat Pengeluaran Barang ........................... L-12 LAMPIRAN E:

Bukti Pengiriman Peralatan atau Barang .... L-13

LAMPIRAN F:

Surat Keterangan Bebas Kontaminasi ......... L-14

LAMPIRAN G: Surat Jalan ................................................... L-15

v


vi


vii


viii


BAB 1 PENDAHULUAN

1.1

Lingkup dan Tujuan Dokumen ini berisi tentang:

a. pedoman keselamatan terhadap radiasi pengion, b. standar proteksi radiasi dan, c.

standar pemantauan radiologi lingkungan,

untuk Kawasan Nuklir Serpong (KNS). Dokumen pedoman ini berlaku untuk kegiatan di bawah Pemegang Izin (PI) di 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 hingga dosis efektif total kepada perorangan tidak melebihi standar proteksi radiasi yang diberikan dalam ketentuan pedoman ini. 1.2

Sumber Acuan

a.

Undang-Undang RI No. 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran

b.

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

c.

Peraturan Pemerintah RI No. 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif

d.

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

e.

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

f.

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

1


g.

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

h.

Keputusan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional No.135/KA/VIII/2009 tentang Rencana Pengelolaan Lingkungan dan Rencana Pemantauan Lingkungan

i.

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No.01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi

j.

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

k.

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

l.

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

m.

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

n.

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

o.

Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No.6 Tahun 2010 tentang Pemantauan Kesehatan untuk Pekerja Radiasi

p.

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

q.

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

r.

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

2


1.3

Pembuat Dokumen

Dokumen ini disusun oleh Tim Penyusunan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang dibentuk berdasarkan Surat Keputusan Ketua Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong No. 01/KNS/III/2011 dengan susunan anggota tim tertera pada Lampiran A. Dokumen ini merupakan revisi dari Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong dengan perhatian utama pada implementasi program proteksi radiasi yang baku. Sedangkan untuk Pedoman Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Nuklir Serpong sudah tercakup dalam Sistem Proteksi Fisik Instalasi dan Bahan Nuklir Kawasan Nuklir Serpong. 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 2012. Dalam hal ada peraturan perundang-undangan nasional yang lebih ketat yang harus diikuti maka peraturan tersebut menggantikan ketentuan yang ada di dokumen ini.

3


BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN

2.1

Lingkup dan Tujuan

Bab ini berisi uraian tentang organisasi pengelolaan keselamatan Kawasan Nuklir Serpong. Tugas dan tanggungjawab masing-masing unsur organisasi diuraikan termasuk kedudukan dan peran Komisi Proteksi Radiasi KNS. Sarana dan layanan KNS terkait pengelolaan keselamatan dan kesehatan dipaparkan di akhir bab. 2.2

Umum

Di KNS terdapat banyak izin pemanfaatan tenaga nuklir. Pemegang izin (PI) 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 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.069/KA/III/2011. Pelaksanaan pengelolaan dan pemantauan radiologi lingkungan serta pemantauan dosis personil di KNS 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. 2.3

Organisasi

Organisasi proteksi radiasi pada tiap unit kerja melekat pada bidang keselamatan unit terkait, sedangkan unit yang tidak memiliki bidang keselamatan di bawah P2K3 sesuai dengan Surat Keputusan Kepala BATAN No.392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan Tata Laksana. Organisasi Proteksi radiasi PT. Batan Teknologi mengacu pada Peraturan

4


Pemerintah No.33 Tahun 2007. Struktur organisasi keduanya ditunjukkan pada Gambar 2.1 dan Gambar 2.2. Komisi proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong 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 dengan proteksi radiasi dan lingkungan Kawasan Nuklir Serpong, khususnya dalam hal sebagai berikut: a. Koordinasi kegiatan proteksi radiasi kawasan baik yang sebelumnya tidak ada maupun yang bersifat peningkatan; b. Pendekatan terpadu untuk mendapatkan sistem proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang efektif baik dari sisi regulasi, fasilitas proteksi radiasi maupun ketiadaan ketentuan yang mengatur; c.

Penetapan tingkatan radiologi yang belum ada ketentuannya dengan mengkaji rekomendasi internasional dan pengalaman negara lain yang telah menerapkannya dan bila diperlukan menggunakan data yang spesifik tapak;

d. Peningkatan budaya keselamatan di Kawasan Nuklir Serpong; dan e. Penilaian efektivitas proteksi radiasi instalasi di Kawasan Nuklir Serpong. Dalam pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi, PI membentuk satuan organisasi berupa: a.

Bidang Keselamatan untuk PRSG, PTBN, PRR, PRPN.

b.

Bidang Keselamatan dan Lingkungan untuk PTLR

c.

Bidang Keselamatan dan Instrumentasi untuk PTBIN

d.

Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard BATEK

e.

P2K3 untuk PRPN, PTRKN, PKTN.

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

5

Gambar 2.1 Struktur Organisasi Proteksi Radiasi BATAN


6


Direktur Utama PT Batan Teknologi (Persero) Direktur Produksi PT Batan Teknologi (Persero) Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard

Keselamatan Kerja

Safeguard dan Akunting Bahan Nuklir

Gambar 2.2 Struktur Organisasi Proteksi Radiasi PT. Batan Teknologi 2.4

Tanggung Jawab

Tanggung jawab organisasi BATAN di KNS terkait pengelolaan proteksi radiasi dijelaskan berikut ini. 2.4.1

Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir

Kepala Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir bertanggung jawab atas terlaksananya keselamatan dan 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 prasarana bagi tercapainya keamanan dan kesehatan pekerja di KNS. 2.4.1.1 Unit Pengamanan Nuklir Kepala Unit Pengamanan PKTN bertanggung jawab kepada kepala PKTN atas terlaksananya keselamatan, keamanan dan ketertiban Kawasan Nuklir Serpong. Kepala unit pengamanan PKTN juga mengadakan koordinasi dengan Kepala unit pengamanan lainnya selama menjaga keselamatan, keamanan dan ketertiban di Kawasan Nuklir Serpong.

7


2.4.1.2 Bidang Pengelolaan Kawasan Nuklir Serpong 2.4.1.2.1 Subbidang Pelayanan Kesehatan Subbidang Pelayanan Kesehatan bertugas melaksanakan pemantauan kesehatan pekerja di KNS. 2.4.1.2.2

Subbidang Pengelolaan Prasarana dan Sarana

Subbidang Pengelolaan Prasarana dan Sarana bertugas menyediakan prasarana dan sarana keselamatan KNS. 2.4.2

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Kepala Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) selain bertanggung jawab atas keselamatan dan keamanan instalasinya, juga bertanggung jawab dalam terlaksananya kegiatan pemantauan dosis radiasi seluruh pekerja radiasi KNS serta pelaksanaan keselamatan radiasi lingkungan 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, pengelolaan dan pemantauan lingkungan. 2.4.2.1 Bidang Keselamatan dan Lingkungan Kepala Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL) PTLR selain bertugas membantu kepala PTLR dalam melaksanakan keselamatan dan keamanan kerja kegiatan instalasi pengolahan limbah radioaktif juga melaksanakan kegiatan pemantauan dosis seluruh pekerja radiasi KNS dan melaksanakan kegiatan pemantauan lingkungan radiologi KNS dan sekitarnya termasuk pemantauan lingkungan kedaruratan. 2.4.3

PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN

Kepala PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN bertanggung jawab atas keselamatan dan keamanan instalasinya. Setiap PI harus menetapkan program keselamatan dan proteksi radiasi beserta prosedur dan instruksi kerjanya.

8


2.4.3.1 Bidang Keselamatan/Bidang Keselamatan dan Instrumentasi/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 program keselamatan dan proteksi radiasi dan membuat prosedur dan instruksi kerja. BK, BKI dan P2K3 harus melakukan pemantauan daerah kerja dan memastikan pekerja radiasi di bawah kelolanya terpantau penerimaan dosisnya. Apabila instalasinya menimbulkan limbah radioaktif maka BK/BKI/P2K3 bertugas mengelola limbah tersebut sebelum dilakukan pengiriman ke PTLR. 2.4.4

PT. Batan Teknologi

PT. Batan Teknologi dalam hal ini Direktur Divisi Produksi bertanggung jawab bagi keselamatan instalasinya. Dalam melaksanakan keselamatan dan proteksi radiasi, PT. Batan Teknologi bergabung dalam Komisi Proteksi Radiasi KNS dan berkoordinasi dengan BATAN dalam melaksanakan kedaruratan nuklir. Direktur Divisi Produksi juga harus membuat dan menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang keselamatan instalasinya. 2.4.4.1 Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard PT. Batan Teknologi (Persero) memiliki dua kelompok kegiatan yaitu:

a. Kelompok Kegiatan Keselamatan Kelompok kegiatan ini bertugas membuat dan menetapkan prosedur dan instruksi kerja keselamatan, melaksanakan kegiatan pemantauan daerah kerja, pemantauan dan pengelolaan limbah radioaktif dan pemantauan personil baik di Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (IPRR) maupun di Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset (IPEBRR).

9


b. Kelompok Kegiatan Safeguard dan Akunting Bahan Nuklir Kelompok kegiatan ini bertugas membuat dan menetapkan prosedur dan instruksi kerja kegiatan safeguard sistem Akunting Bahan Nuklir, melakukan pengendalian dan pengawasan terhadap semua perubahan dan perpindahan bahan nuklir dengan mencatat dan menghitung serta membukukan semua transaksi bahan nuklir baik yang berada dalam instalasi, keluar dan masuk di MBA RI-D (di IPEBRR) maupun di KMP-D MBA RI-C (di IPRR). 2.4.5

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 instalasinya. 2.5

Sarana

2.5.1

Fasilitas

Kegiatan fasilitas KNS (fasilitas radiasi atau instalasi nuklir) meliputi: a.

Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS);

b.

Instalasi Radiometalurgi (IRM);

c.

Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE);

d.

Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset (IPEBRR);

e.

Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR);

f.

Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (IPRR PRR dan BATEK);

g.

Kanal Hubung Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas (KH IPSB3);

h.

Fasilitas hamburan neutron dan Analisis Aktivasi Neutron (AAN); dan

i.

Instalasi zat radioaktif dan/atau instalasi sumber radiasi pengion.

10


2.5.2

Poliklinik

Fasilitas kesehatan dilengkapi dengan peralatan kesehatan umum, gigi, dan laboratorium kesehatan. Fasilitas ini melaksanakan pelayanan kesehatan termasuk pemantauan kesehatan pekerja KNS, baik rutin maupun darurat. Dalam hal kedaruratan nuklir jika terdapat korban yang tidak dapat ditangani dirujuk ke rumah sakit. 2.5.3

Lingkungan

Pemantauan lingkungan KNS harus dilengkapi dengan berbagai jenis sistem pemantauan radiasi dan penunjangnya, yakni:

a. Sistem Pemantau Cuaca Sistem pemantau cuaca untuk KNS harus mampu menyediakan data meteorologi yang sesuai untuk keperluan pengkajian sebaran lepasan 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 menentukan cakra angin (wind rose) dan kelas kestabilan atmosfer.

b. Sistem Pemantauan Gama Lingkungan Lepasan zat radioaktif ke atmosfer dari fasilitas di KNS dapat meningkatkan paparan radiasi di lingkungan. Peningkatan tersebut dapat diketahui dengan pemasangan alat pantau radiasi ambien pada beberapa lokasi di dalam dan lepaskawasan. Hasil pengukuran alat pantau radiasi gama lingkungan tersebut secara kontinu dan real-time dikirim ke pengolah data lingkungan BKL di Gedung 71 lantai 3. Sistem Pemantauan Gama Lingkungan berfungsi untuk mengamati fluktuasi tingkat radiasi gama di KNS sedemikian sehingga dapat mendeteksi secara dini lepasan radioaktivitas abnormal.

11


c. Sistem Pemantauan Buangan Terpadu Pengoperasian fasilitas nuklir di KNS akan menimbulkan efluen radioaktif 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) yang berada di PTLR.

d. Laboratorium Lingkungan Pelepasan zat radioaktif cair dan gas/aerosol meningkatkan konsentrasi radionuklida di lingkungan. Nilai 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-, spektrometer-, sistem pencacah latar rendah /, alat ukur kontaminasi permukaan dan alat ukur paparan radiasi lingkungan. 2.5.4

Sistem Keselamatan dan Keamanan

Kegiatan fasilitas atau instalasi dilengkapi dengan sistem keselamatan dan proteksi radiasi yang meliputi sarana keselamatan sumber (perisai, ventilasi dsb) dan sarana proteksi radiasi (dosimeter perorangan, alat pantau radiasi daerah kerja, alat pelindung diri). Kawasan Nuklir Serpong dilengkapi dengan Sistem keselamatan dan keamanan tingkat kawasan (BSS, BATAN Safety and Security System) yang berada di gedung 90 PKTN yang berfungsi untuk mengkoordinasikan pelaksanaan penanggulangan kedaruratan.

12


BAB 3 DASAR PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN

3.1.

Lingkup dan Tujuan

Konsep proteksi radiasi dalam pemanfaatan tenaga nuklir baik terhadap manusia maupun lingkungan dikemukakan. Pemaparan mencakup kuantifikasi efek radiasi terhadap kesehatan melalui besaran-besarn dosis dan pembobotan termasuk aplikasinya. Prinsip proteksi tidak hanya membatasi penerimaan dosis juga melibatkan justifikasi dan optimasi. Proteksi lingkungan sebagai hal relatif baru dalam perlindungan nonhuman disinggung secukupnya. 3.2

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 selalu didasarkan pada ilmu pengetahuan, diperlukan „value judgement‟ tentang kepentingan relatif berbagai jenis risiko dan tentang perimbangan risiko dan manfaat. Proteksi radiasi berkaitan dengan dua jenis efek berbahaya. Dosis tinggi menyebabkan efek deterministik yang hanya terlihat 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‟ dalam proteksi radiasi sulit untuk didefinisikan secara universal karena dari

13


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. 3.3

Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi

Pada umumnya efek paparan radiasi terhadap kesehatan dapat dikelompokkan menjadi 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 diperhitungkan 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: a.

terbentuknya radikal bebas

b.

terpecahnya ikatan kimia

c.

terbentuknya ikatan kimia baru dan ikatan silang antar molekul

d.

kerusakan molekul yang sangat berperan dalam proses di dalam tubuh (seperti DNA, RNA, dan protein)

14


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. 3.3.1

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

15


pada tingkat keparahan dan besarnya paparan radiasi yang diterima mempengaruhi tingkat keparahan. Contoh efek deterministik antara lain kerusakan kulit, eritema, epilepsi, katarak dan kemandulan. 3.3.2

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 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. 3.3.3

Induksi Penyakit selain Kanker

Sejak tahun 1990 akumulasi fakta menunjukkan bahwa frekuensi penyakit non-kanker 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. 3.3.4

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

16


100 mGy dari radiasi LET rendah. Data terbaru menunjukan bahwa embrio rentan terhadap efek mematikan pada periode pra-implantasi 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). 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. 3.3.5

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. 3.4 3.4.1

Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi 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

17


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. 3.4.2

Besaran Dosis

3.4.2.1 Dosis Serap (D) 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. Satuan lama dari dosis serap adalah erg/gram dengan nama khusus rad. Satu rad setara dengan 100 erg/gram, dengan demikian 1 Gy = 100 rad. Besaran dosis serap ini dapat digunakan untuk semua jenis radiasi pengion. 3.4.2.2 Faktor Bobot Radiasi Untuk menunjukan kualitas radiasi dalam kaitannya dengan akibat biologi yang dapat ditimbulkannya, diperkenalkan istilah faktor bobot radiasi, wR. Sebelumnya digunakan istilah faktor kualitas (Q). Nilai faktor 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 menunjukkan besarnya faktor bobot radiasi berdasarkan ICRP 103 (2007) 3.4.2.3 Dosis Ekivalen, H Besaran proteksi digunakan dalam batas paparan untuk menegaskan bahwa adanya efek kesehatan stokastik dijaga di bawah tingkatan yang tidak dapat diterima dan bahwa reaksi jaringan dihindarkan. Definisi besaran proteksi didasarkan pada dosis serap rata-rata, DT,R dalam suatu volume organ atau jaringan T (lihat Tabel 3.2), akibat radiasi tipe R (lihat Tabel 3.1). Radiasi R menentukan tipe dan energi radiasi yang

18


datang ke tubuh atau dipancarkan oleh radionuklida yang berada dalam tubuh. Besaran proteksi dosis ekivalen pada organ atau jaringan, HT, didefinisikan sebagai

∑

......................................... (3.1)

Penjumlahan dilakukan atas semua tipe radiasi yang terlibat. Satuan dosis ekivalen adalah J kg-1 dan bernama khusus sievert (Sv). Satuan lama untuk dosis ekivalen adalah rem dan hubungan antara keduanya adalah 1 Sv = 100 rem. Tabel 3.1 Faktor bobot radiasi, wR No

wR

Jenis Radiasi

1. Foton

1

2. Elektron dan muon

1

3. Proton dan pion bermuatan

2

4. Partikel-α, fragmen fisi dan ion berat

20

5. Neutron En < 1 MeV

2,5  18,2e[ln(En )]

1 MeV ≤ En ≤ 50 MeV

5,0  17,0 e[ln(2 En )]

En > 50 MeV

2,5  3,25 e[ln(0,04En )]

2

/6 2

/6 2

/6

3.4.2.4 Faktor Bobot Jaringan dan dosis efektif Dosis efektif, E, didefinisikan sebagai jumlah terbobot dosis-dosis ekivalen jaringan berikut:

∑

∑

∑

............. (3.2)

dengan wT adalah faktor bobot jaringan untuk jaringan T dan

wT = 1. Penjumlahan dilakukan atas semua organ dan jaringan tubuh manusia yang diperhitungkan peka terhadap

19


induksi efek stokastik. Nilai-nilai wT ini merepresentasikan andil organ dan jaring individu atas semua kerusakan radiasi dari efek stokastik. Satuan dosis efektif adalah J kg-1 dengan nama khusus sievert (Sv). Satuan ini sama dengan satuan dosis ekivalen. Dalam penggunaan harus dinyatakan secara jelas besaran yang digunakan. Nilai wT untuk organ dan jaringan berdasarkan ICRP 103 (2007) diberikan pada Tabel 3-2. Nilai wT untuk jaringan lainnya (0,12) berlaku untuk dosis rata-rata 13 organ dan jaringan untuk tiap jender yang diberikan dalam catatan kaki di Tabel 3.2. Tabel 3.2 Faktor Bobot Jaringan, wT

wT

No

Jaringan/organ

1.

Sumsum tulang merah, Usus besar, Paru, Lambung, Payudara, Jaringan lainnya*)

0,12

2.

Gonad

0,08

3.

Kandung kemih, Oesofagus, Hati, Tiroid

0,04

4.

Permukaan tulang, Otak, Kelenjar ludah, Kulit

0,01

*)

(masing-masing)

Jaringan lainnya: Adrenal, daerah Extratorasik (ET), Kandung kemih empedu (gall bladder), Jantung, Ginjal, Node getah bening, Otot, Mukosa mulut, Pankreas, Prostat (♂), Usus halus, Limpa, Timus, Rahim/Leher rahim (♀).

3.5 3.5.1

Pengkajian Paparan Radiasi 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 dosis ekivalen ambien, H*(10), dan menerapkan koefisien konversi yang sesuai. Besaran operasional untuk pemantauan individu adalah Hp(10)

20


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 3.5.2

Paparan Radiasi Internal

Sistem pengkajian dosis untuk pemasukan radionuklida mengandalkan pada perhitungan, yang diperlakukan 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 didefinisikan sebagai:

( )

∫

(̇ )

............................... (3.3)

dengan τ adalah waktu integrasi setelah waktu pemasukan t0. Untuk selanjutnya, besaran dosis efektif terikat E(τ) dinyatakan sebagai:

21


( )

( )

∑

.............................. (3.4)

Untuk memenuhi batasan dosis, ICRP merekomendasikan bahwa dosis terikat ditetapkan pada tahun 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-1) 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 tugastugas utama dalam proteksi radiasi. Koefisien dosis efektif terikat rata-rata jenis kelamin e(τ) untuk pemasukan radionuklida tertentu dihitung menurut persamaan:

( )

∑

[

( )

( )

]

.................... (3.5)

dengan wT adalah faktor bobot jaringan untuk jaringan T, dan ( ) dan ( ) adalah koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan T dari pria dan wanita, masing-masing, untuk periode terikat T. Penjumlahan dalam persamaan (3.5) juga berlaku

22


pada koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan lainnya (remainder), baik pria maupun wanita. 3.5.3

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) dengan menggunakan rumus sebagai berikut:

(

)

(

)

............................... (3.6)

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

(

)

∑

(

)

∑

(

)

..... (3.7)

dengan

(

) : koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pemasukan melalui inhalasi dari suatu radionuklida j; : aktivitas pemasukan dari suatu radionuklida j melalui inhalasi;

(

) : koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pemasukan dari suatu radionuklida j melalui injesi (jalur pencernaan), dan : aktivitas pemasukan dari radionuklida j melalui injesi.

23


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 (3.7) adalah yang ditetapkan oleh ICRP tanpa meninggalkan karakteristik anatomis, fisiologis, dan biokinetik Pria Acuan (Reference Man) dan Wanita Acuan (Reference Female) sebagaimana diberikan dalam ICRP 2002. Nilai koefisien dosis memperhitungkan karakteristik fisik dan kimia dari pemasukan, termasuk diameter aerodinamik median aktivitas (AMAD) dari aerosol yang terhirup dan bentuk kimia zat partikulat di mana radionuklida tertentu menempel. Dosis efektif yang ditetapkan dalam rekaman dosis pekerja adalah nilai di mana Orang Acuan (Reference Person) terpapar medan radiasi dan aktivitas pemasukan yang dialami 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 yang lama di jaringan tubuh). Dalam kasus yang langka dari andil signifikan paparan eksternal berdaya tembus radiasi lemah, andil 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 222Rn, dan produk-produk peluruhannya mungkin juga perlu dipertimbangkan dalam pengkajian dosis secara keseluruhan (ICRP 65). Dalam keadaan tertentu pemantauan individu dengan dosimeter perorangan tidak dilakukan, seperti paparan petugas penerbangan, pengkajian dosis efektif dapat diperoleh dari nilai besaran dosis ekivalen ambien, H*(10). Dosis efektif kemudian dihitung dengan menggunakan faktor-faktor yang sesuai dari data di daerah radiasi, atau dengan menghitung dosis efektif secara langsung dari data tersebut. 3.5.4

Paparan Masyarakat

Prinsip-prinsip dasar perkiraan dosis efektif bagi anggota masyarakat sama 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

24


dalam tahun tersebut. Dosis ini tidak diperoleh dengan pengukuran langsung paparan perorangan 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. 3.5.5

Aplikasi Dosis Efektif

Kegunaan dasar dan pokok dari dosis efektif dalam proteksi radiasi bagi pekerja dan masyarakat umum adalah: a.

pengkajian dosis prospektif untuk perencanaan dan optimisasi proteksi; dan

b.

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 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 serap, faktor pembobotan (wR dan wT), dan nilai-nilai acuan tubuh manusia serta organ-organ dan jaringannya. Dosis efektif tidak didasarkan pada data dari perorangan. 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

25


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 eksternal (sebagai contoh arah paparan) atau karakteristik fisik dan kimia dari radionuklida yang terhirup atau tercerna. 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 biokinetik 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 serap dan memperhitungkan RBE (Relative Biological Effectiveness) yang sesuai sebagai dasar pengkajian atas efek radiasi (Annex B, ICRP 103). 3.5.6

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

26


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

(

)

∫

(

)

................ (3.8)

dengan (dN/dE)dE menyatakan jumlah individu yang terpapar dosis efektif antara E dan E + dE dalam jangka waktu ∆T. Bila kisaran dosis individu besarnya merentang hingga beberapa orde, distribusinya harus dicirikan dengan membaginya menjadi beberapa kisaran dosis perorangan, tiap kisaran besarnya tidak melebihi dua atau tiga orde, dengan ukuran populasi, dosis

27


perorangan rata-rata, dan ketidakpastian ditentukan terpisah untuk tiap kisaran. 3.6

Tingkatan Proteksi Radiasi

Pada ICRP 60, efek kontribusi dosis perorangan dari suatu sumber tidak bergantung efek dosis dari sumber lainnya. Untuk banyak tujuan, tiap sumber atau kelompok sumber biasanya diperlakukan berbeda. Untuk itu perlu mempertimbangkan paparan perorangan 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 perorangan 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. 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 „individualrelated‟ ini dinyatakan dalam pembatasan dosis. 3.7

Prinsip Proteksi Radiasi

Prinsip proteksi radiasi berdasarkan Basic Safety Standard (BSS) 115*) terdiri atas 3 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 *)

International Basic Safety Standards for Protection againts Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Source.

28


dari suatu rencana kegiatan atau operasi yang melibatkan paparan radiasi dapat ditentukan dengan mempertimbangkan keuntungan dan kerugian dengan menggunakan analisa untung-rugi untuk meyakinkan bahwa akan terdapat keuntungan lebih dari dilakukannya kegiatan tersebut.

b. Optimasi Pada optimasi semua paparan harus diusahakan serendah yang layak 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 harus ditekan serendah mungkin dengan menerapkan peraturan proteksi. Dalam pelaksanaannya, syarat ini dapat dipenuhi misalnya dengan pemilihan kriteria desain atau penentuan nilai batas/tingkat acuan bagi tindakan yang akan dilakukan.

c. Pembatasan Pada pembatasan 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 seorang pun terkena risiko radiasi baik efek sotakastik maupun efek deterministik akibat dari penggunaan radiasi maupun zat radioaktif dalam keadaan normal. 3.8

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

29


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.

30


BAB 4 PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA

4.1

Lingkup dan Tujuan

Bab ini berisi uraian tentang pengaturan dan pengawasan keselamatan dan kesehatan kerja agar dosis radiasi (eksternal dan internal) yang diterima para pekerja radiasi, tamu, pengunjung, dan bukan pekerja radiasi sekecil mungkin dalam batas yang diijinkan. 4.2

Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan Kerja

Pengaturan 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 BSS 115. Untuk membatasi peluang terjadinya efek stokastik pada pekerja radiasi, ditetapkan batas dosis efektif 20 mSv dalam 1 tahun. Sedangkan untuk mencegah efek deterministik, 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 mSv dalam 1 tahun. Tabel 4.1

Nilai Batas Dosis untuk Pekerja Radiasi dan Masyarakat

Penerapan

Pekerja Radiasi Tahunan *)

Triwulan

Masyarakat Tahunan

Dosis Efektif

20 mSv

5 mSv

1,0 mSv

Lensa mata

150 mSv

35 mSv

15 mSv

Jaringan/organ lain

500 mSv

125 mSv

50 mSv

Dosis wanita hamil selama kehamilan

1 mSv

*)

̶

̶

dosis efektif maksimal setahun sebesar 50 mSv dengan total 5 tahun sebesar 100 mSv.

31


NBD bagi wanita hamil didasarkan atas paparan pada janin sejak awal mengandung hingga melahirkan tidak melebihi 1 mSv. Agar NBD tidak terlampaui dilakukan pengawasan dosis radiasi eksternal dan internal. Evaluasi dosis perorangan pekerja radiasi pada umumnya dilakukan setiap triwulan berdasarkan atas penjumlahan penerimaan dosis radiasi eksternal dan internal serta membandingkan penerimaan tersebut terhadap NBD triwulan. Pemeriksaan kesehatan rutin terhadap pekerja radiasi dilakukan minimal sekali dalam setahun untuk kondisi normal. Pemeriksaan kesehatan tambahan dapat dilakukan terhadap pekerja radiasi pada kondisi khusus. Pemeriksaan kesehatan pekerja radiasi melalui sistem keselamatan radiasi yang tersedia di KNS atau laboratorium yang ditunjuk oleh Pemegang Ijin. 4.3 4.3.1

Pengawasan Nilai Batas Dosis Radiasi Eksternal

Pengawasan NBD untuk radiasi eksternal dilakukan dengan cara menggunaan dosimeter perorangan dan pemantauan paparan radiasi daerah kerja. 4.3.1.1 Pemantauan Dosis Perorangan Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan secara eksternal dan internal. Pemantauan eksternal dilakukan dengan menggunakan dosismeter perorangan (TLD dan dosimeter pena/saku). Pemantauan internal dilakukan secara in-vivo dan/atau in-vitro. Pemantauan dosis perorangan ini secara rinci dijelaskan pada Bab 5. 4.3.1.2 Pemantauan Paparan Radiasi Daerah Kerja Untuk mencegah NBD tidak terlampaui, maka dilakukan pemantauan paparan radiasi daerah kerja, pengaturan waktu (lama) kerja dan pengaturan pekerja radiasi. Lebih detail tentang pemantauan paparan radiasi di daerah kerja diterangkan dalam Bab 6.

32


4.3.2

Pembatas Dosis (Dose Constraint)

Untuk penerapan optimisasi proteksi radiasi dan keselamatan radiasi agar besar dosis yang diterima pekerja radiasi serendah mungkin sesuai dengan prinsip ALARA, maka diterapkan konsep pembatas dosis di KNS. Pembatas dosis adalah suatu nilai batas atas prospektif dosis pekerja radiasi yang tidak boleh melampaui NBD. Komisi Proteksi Radiasi KNS merekomendasikan Pembatas Dosis lebih kecil dari 20 mSv. Setiap Pemegang Izin (PI) menetapkan pembatas dosis sesuai dengan karakteristik masing-masing fasilitas. PI menetapkan sasaran ALARA untuk maksud optimasi penerimaan dosis. Dari hasil sasaran ALARA dapat ditentukan pembatas dosis yang baru. 4.3.3

Pengawasan Pengunjung, Tamu dan Pekerja NonRadiasi

Nilai Batas Dosis bagi pengunjung, tamu atau pun personal yang bukan pekerja radiasi (non-radiasi) dikategorikan sebagai NBD anggota masyarakat. Mereka meliputi: a.

Pekerja administrasi di KNS atau tidak bekerja di daerah radiasi.

b.

Pengunjung yang berada di KNS dalam waktu relatif singkat (8 jam).

c.

Kontraktor, pemasok pegawainya.

d.

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

e.

Para pengunjung lain seperti sopir/buruh angkutan barang, pelayan dan perbaikan telepon, air, listrik atau pun pemasang peralatan.

bahan/barang

atau

pun

para

Pengunjung/tamu yang masuk ke daerah kerja radiasi diberi dosimeter saku/pena, dan diserahkan kepada petugas keselamatan jika pengunjung/tamu keluar dari daerah radiasi untuk dibaca/dievaluasi. NBD untuk siswa magang berumur di atas 18 tahun yang sedang melaksanakan pelatihan atau praktek kerja atau yang karena keperluan pendidikannya terpaksa menggunakan

33


sumber radiasi atau berada di medan radiasi, sama dengan NBD pekerja radiasi. NBD untuk siswa magang berumur antara 16 sampai dengan 18 tahun yang sedang melaksanakan pelatihan atau kerja praktek, atau yang karena keperluan pendidikannya terpaksa menggunakan sumber radiasi atau berada di daerah radiasi adalah 6 mSv per tahun. 4.4

Penyinaran Kecelakaan

Abnormal

dalam

Kedaruratan

atau

Untuk membatasi dosis terhadap pekerja dan anggota masyarakat akibat pelepasan tak terkendali bahan radioaktif (release) diperlukan perencanaan (kesiapsiagaan) yang rinci dalam menghadapi kedaruratan dan latihan kedaruratan secara berkala. PI diwajibkan membuat Program Kesiapsiagaan Kedaruratan Nuklir untuk fasilitasnya. Untuk konsekuensi kecelakaan dalam- dan lepas-kawsan, disusun Program Kesiapsiagaan Kedaruratan Nuklir KNS yang dikoordinasikan oleh PKTN. Program kesiapsiagaan tersebut mengatur infra struktur dan kesiapan fungsi penanggulangan. Juga diatur latihan atau gladi kedaruratan nuklir baik parsial maupun terpadu yang melibatkan. Dalam keadaan darurat, seorang sukarelawan dapat menerima dosis berlebih untuk maksud penyelamat jiwa atau mencegah luka/sakit yang lebih parah, atau untuk mencegah peningkatan bahaya yang sangat besar. Dosis maksimum seluruh tubuh yang dapat ditoleransi untuk penyelamatan jiwa adalah 1 Gy dalam 2 hari. Bila dalam operasi ini diperkirakan dosis radiasi lebih besar daripada 1 Gy, maka risiko radiasi harus diperhitungkan dengan sangat cermat dengan mempertimbangkan satu pertimbangan laju dosis di tempat kecelakaan, kondisi korban dan kemungkinan untuk bertahan hidup. Dalam keadaan kedaruratan nuklir mungkin terjadi beberapa pekerja radiasi menerima dosis berlebih. Penyelamatan jiwa manusiadi medan radiasi tinggi dilakukan oleh petugas yang berkompeten. Tiap situasi yang terjadi pada kondisi darurat harus diperhitungkan dengan cermat oleh petugas proteksi radiasi sebagai dasar mengambil keputusan.

34


Dalam kecelakaan, dosis radiasi yang diterima korban kecelakaan atau pun petugas penanggulangan kecelakaan harus dievaluasi dan dilaporkan secara terpisah. Apabila dosis yang diterima melampaui 100 mSv harus dilakukan pemeriksaan kesehatan khusus. 4.5

Pemantauan Kesehatan

PI berkewajiban melakukan pemantauan kesehatan 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. Calon pekerja radiasi sebelum bekerja menggunakan sumber radiasi atau bertugas di daerah radiasi harus telah menjalani pemeriksaan fisik dan laboratorium. Selama masa bekerja, pekerja mendapat pemeriksaan kesehatan fisik dan laboratorium dengan pengaturan sebagai berikut: a.

Pekerja radiasi dan Pekerja non-radiasi (pekerja administrasi/sekretariat) diperiksa minimal 1 tahun sekali.

b.

Mahasiswa magang, kontraktor, peneliti/ahli yang berkunjung dan bekerja di medan radiasi KNS kurang dari enam bulan wajib menjalani pemeriksaan kesehatan fisik sebelum bekerja.

c.

Mahasiswa magang, kontraktor, peneliti/ahli yang berkunjung dan bekerja di medan radiasi KNS lebih dari enam bulan wajib menjalani pemeriksaan kesehatan fisik dan laboratorium sebelum bekerja dengan biaya diluar tanggung jawab PI.

d.

Pada keadaan kecelakaan radiasi dilakukan pemantauan kesehatan khusus bagi yang menerima dosis melebihi 100 mSv.

Hasil pemeriksaan kesehatan pekerja diarsipkan dalam data kesehatan pekerja yang ditangani oleh klinik KNS atau klinik yang ditunjuk oleh PI. Hasil pemeriksaan kesehatan dilaporkan kepada PI yang bersangkutan untuk penatalaksanaan kesehatan.

35


Jika pekerja radiasi mendapat dosis berlebih akibat tugasnya sehari-hari atau mengalami kecelakaan radiasi, maka petugas kesehatan menanggulangi keadaan korban tersebut bersama dengan Bidang Keselamatan terkait. Bila keadaan korban tidak dapat ditanggulangi dengan fasilitas yang ada di KNS maka petugas kesehatan klinik KNS mengirim korban ke rumah sakit. Pekerja radiasi yang akan pensiun atau tidak akan bertugas sebagai pekerja radiasi secara permanen harus menjalani pemeriksaan fisik dan laboratorium. Dalam hal ini hanya pekerja radiasi yang pemeriksaan kesehatan terakhirnya lebih dari 6 bulan. Pemegang ijin memfasilitasi konseling kesehatan kepada pekerja radiasi yang menerima dosis berlebih.

36


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 dengan 2 macam pemantauan yaitu:

perorangan

a.

Pemantauan dosis radiasi eksternal

b.

Pemantauan dosis radiasi internal.

dilakukan

Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan menggunakan dosimeter perorangan. Pemantauan dosis radiasi internal dilakukan dengan 2 (dua) cara yaitu: a.

Pemantauan pekerja radiasi secara langsung (in-vivo)

b.

Pemantauan (in-vitro)

5.3

pekerja

radiasi

secara

tidak

langsung

Kriteria Pekerja Radiasi Yang Dipantau

Pekerja radiasi yang mendapat pemantauan dosis adalah pekerja radiasi yang diperkirakan menerima dosis efektif per tahun > 1 mSv. Pekerja radiasi yang akan bekerja di medan radiasi tinggi dianjurkan untuk menggunakan dosimeter tambahan misalnya dosimeter pena yang dapat dibaca langsung. Tamu atau pengunjung lainnya yang bukan pekerja radiasi, jika akan memasuki daerah kerja pengendalian tidak perlu mengenakan dosimeter perorangan. Pemantauan dosis radiasi internal diutamakan diberikan kepada pekerja radiasi yang menangani bahan radioaktif/sumber radiasi terbuka dengan potensi kontaminasi internal dan diperkirakan akan menerima dosis terikat efektif pertahun > 1 mSv. Bagi pekerja

37


radiasi lainnya, pemantauan dosis radiasi internal tidak diperlukan, kecuali jika diperlukan untuk konfirmasi atau jika terjadi kecelakaan yang diduga terjadi kontaminasi radiasi internal. 5.4

Metode Pemantauan

Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan menggunakan dosimeter perorangan yaitu dosimeter termoluminesens (TLD). Jenis TLD yang digunakan adalah Lithium Florida (LiF) tipe BG-0110. TLD tipe BG-0110 digunakan untuk mendeteksi radiasi  dan . TLD tipe BGN-7776 atau 7767 digunakan untuk mendeteksi radiasi ,  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 (seperti radiasi  dan /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, 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 (radionukida pemancar-) ke dalam tubuh dengan mengukur pancaran radiasi  dari radionuklida yang ada di dalam tubuh. Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode invitro dilakukan dengan mencacah hasil metabolisme tubuh dalam hal ini adalah contoh urin. Pemantauan ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja akibat masuknya radionukida (pemancar ,  dan ) ke dalam tubuh pekerja. Dosis radiasi internal yang diukur baik secara in-vivo (dengan WBC) maupun secara in-vitro (dengan mencacah contoh urin) adalah Dosis Terikat Efektif E(50) yaitu jumlah dosis terikat rata-rata dalam organ atau jaringan dengan memperhitungkan faktor bobot (wT) masing-masing organ.

38


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 dapat dilakukan setiap 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. Pekerja radiasi yang memenuhi kriteria pada sub bab 5.3 yang perlu dipantau dosis radiasi internal. Jenis pemantauan dosis radiasi internal terdiri atas: a.

Pemantauan rutin: biasanya mempunyai periode pemantauan tiap 3 bulan.

b.

Pemantauan khusus: pemantauan yang dilakukan di luar jadwal rutin misalnya karena adanya kondisi abnormal.

c.

Pemantauan operasional/penugasan: pemantauan yang dilakukan karena adanya penugasan.

d.

Pemantauan konfirmasi: pemantauan yang dilakukan 1 kali dalam setahun untuk pembuktian bahwa pekerja bebas kontaminasi radionuklida internal.

5.6

Dosimeter Perorangan

Untuk mengukur dosis radiasi eksternal digunakan dosimeter perorangan. Ada 2 jenis dosimeter peorangan yaitu TLD dan dosimeter pena atau Electronic Personal Dosimeter (EPD). Dosimeter pena (saku) atau EPD merupakan dosimeter yang dosisnya dapat dibaca secara langsung setiap saat (direct reading), sedangkan TLD adalah dosimeter yang tidak dapat membaca langsung dosis yang direkamnya, dosis yang direkam TLD merupakan dosis akumulasi yang memerlukan alat baca (TLD reader ) untuk dapat mengetahui dosis yang direkam oleh TLD. Dosimeter perorangan berdasarkan jenisnya dapat digunakan untuk memantau dosis radiasi gama dan/atau beta serta radiasi neutron yang ditentukan berdasarkan daerah

39


kerja atau medan radiasi. Dosimeter saku dan EPD biasanya untuk pemantauan satu jenis dosis radiasi yaitu gama atau neutron, sedangkan TLD dapat digunakan untuk memantau ketiga jenis radiasi tersebut. Dosimeter saku dan EPD digunakan untuk mendukung pemakaian TLD, khususnya digunakan pada medan radiasi tinggi juga digunakan oleh tamu/pengunjung. Dosimeter perorangan 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 radiasi tinggi di bagian pergelangan tangan/kaki maka menggunakan dosimeter tangan/kaki. 5.7

Perhitungan Dosis Radiasi Internal

Untuk menghitung dosis radiasi internal atau dosis terikat efektif (committed effective dose) yang diterima pekerja dari inhalasi (pernafasan) dan injesi (pencernaan) dari radionuklida yang masuk ke dalam tubuh, digunakan persamaan sebagai berikut:

(

)

∑ ( )

∑ ( )

.... (5.1)

dengan

(

) : dosis terikat efektif dari inhalasi radionuklida j dan injesi radionukilda j

( )

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

( )

: koefisien dosis terikat efektif persatuan pemasukan radionuklida j dari injesi (Sv/Bq) : pemasukan radionuklida j melalui inhalasi : pemasukan radionuklida j melalui injesi

5.8

Dosis Efektif

Dosis radiasi dapat diperoleh dari sumber radiasi eksternal dan dapat juga diperoleh dari sumber radiasi internal.

40


Dosis radiasi eksternal terjadi karena paparan radiasi langsung dari sumber radiasi tertutup, misal sumber yang berada di dalam wadah namun radiasinya masih menembus perisai 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 radionuklida yang masuk ke dalam tubuh melalui berbagai jalur, misal melalui inhalasi, injesi dan pori-pori kulit atau luka terbuka. Dosis efektif dihitung dengan mempertimbangkan semua jalur dominan yang memungkinkan pekerja terpapar, yaitu:

(

)

(

)

............................... (5.2)

dengan : dosis total dari paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi internal (Dosis Efektif)

(

) : Dosis radiasi dari paparan radiasi eksternal

(

) : Dosis terikat efektif dari inhalasi radionuklida j dan /atau injesi radionukilda j (Dosis Radiasi Internal)

5.9

Rekaman dan Penyimpanan Data Dosis Radiasi Perorangan

Setiap dosis radiasi yang diterima oleh pekerja baik dosis radiasi eksternal maupun dosis radiasi internal akibat kerja, harus direkam. Rekaman 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: a.

nama pekerja,

b.

nomor identifikasi,

c.

tempat dan tanggal lahir,

d.

jenis pekerjaan,

e.

tahun pemantauan, dan

f.

besarnya dosis radiasi yang diterima.

41


Kartu riwayat dosis radiasi pekerja harus disimpan dan dipelihara dengan baik agar tidak rusak, tidak terbakar, tidak hilang, bersifat terbatas dan mudah diperoleh jika diperlukan. Kartu riwayat dosis ini disimpan selama pekerja masih aktif bekerja atau setidaknya sampai pekerja berusia 75 tahun atau 30 tahun setelah pekerja berhenti bekerja dengan radiasi. 5.10

Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan

Hasil evaluasi pemantauan dosis radiasi perorangan baik radiasi eksternal maupun radiasi internal oleh laboratorium pemroses dosis disampaikan kepada Pemegang Ijin (PI) dan BAPETEN. PI wajib menyampaikan hasil evaluasi pemantauan dosis kepada pekerja radiasi melalui kepala bidangnya. 5.11

Penerimaan Paparan Radiasi Berlebih

Paparan radiasi berlebih adalah paparan radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi melampaui NBD yang ditetapkan. Jika pekerja radiasi menerima paparan berlebih maka yang perlu dilakukan adalah: a.

Laboratorium pemroses dosis radiasi perorangan segera melaporkan hasil evaluasi dosis tersebut kepada PI dan BAPETEN.

b.

PI selanjutnya melakukan penelusuran riwayat pekerjaan pekerja radiasi yang menerima paparan radiasi berlebih tersebut dan melakukan tindakan yang diperlukan.

c.

Jika pekerja radiasi menerima dosis > 200 mSv dilakukan pemeriksaan sel darah lengkap, limfosit absolut dan aberasi kromosom pada sel somatik.

d.

Pekerja radiasi yang menerima dosis berlebih berhak mendapatkan tindak lanjut pemeriksaan kesehatan dan konseling. Bagi yang membutuhkan konseling dapat menghubungi Klinik Kawasan Nuklir Serpong.

42


BAB 6 PENGENDALIAN DAERAH KERJA

6.1

Lingkup dan Tujuan

Kegiatan pengendalian daerah kerja di Kawasan Nuklir Serpong yang meliputi pembagian daerah kerja dan pemantauannya memiliki tujuan membatasi dan memperkecil penerimaan dosis perorangan dalam batas keselamatan 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. 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: a.

Daerah Instalasi Nuklir adalah daerah yang dibatasi oleh pagar kuning yang di dalamnya terdapat instalasi nuklir dan fasilitas pemanfaatan zat radioaktif yang hanya boleh dimasuki oleh pekerja radiasi dan orang yang telah diberi izin.

b.

Daerah Non Instalasi Nuklir, adalah daerah di luar pagar kuning yang mencakup laboratorium, fasilitas penunjang, administrasi dan sarana pelayanan lainnya.

6.3

Pembagian Daerah Kerja Instalasi Nuklir

Pembagian daerah kerja instalasi nuklir disesuaikan dengan kegiatan yang dilakukan di tiap instalasi nuklir tersebut. Secara garis besar daerah kerja instalasi nuklir dibagi menjadi: a. Daerah Supervisi, terdiri atas: 1) Daerah Radiasi Sangat Rendah Daerah kerja yang memungkinkan seseorang pekerja menerima dosis kurang dari atau sama dengan 1 mSv (100 mRem) dalam satu tahun.

43


2) Daerah Radiasi Rendah Daerah kerja yang memungkinkan seseorang pekerja menerima dosis lebih dari 1 mSv (100 mrem) tapi kurang dari 6 mSv (600 mrem) dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai batas dosis organ yang sesuai. b. Daerah Pengendalian, dibedakan atas: 1) Daerah Radiasi, terdiri atas:

a)

Daerah Radiasi Sedang Daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap pada daerah itu menerima dosis 6 mSv (600 mrem) atau lebih tetapi kurang dari 20 mSv (2 rem) dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai batas dosis organ yang sesuai.

b)

Daerah Radiasi Tinggi Daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap dalam daerah itu menerima dosis 20 mSv (2 rem) atau lebih dalam satu tahun atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu dari tubuh.

2) Daerah Kontaminasi, terdiri atas:

a)

Daerah kontaminasi rendah Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi yang besarnya lebih kecil dari 0,37 Bq/cm2 -5 2 (10 µCi/cm ) untuk pemancar- dan lebih kecil dari 3,7 Bq/cm2 (10-4 µCi/cm2) untuk pemancar-.

b)

Daerah kontaminasi sedang Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi radioaktif 0,37 Bq/cm2 (10-5 µCi/cm2) atau lebih tapi kurang dari 3,7 Bq/cm2 (10-4 µCi/cm2) untuk pemancar- dan 3,7 Bq/cm2 (10-4 µCi/cm2) atau lebih tetapi kurang dari 0,37 Bq/cm2 (10-5 µCi/cm2) untuk pemancar-, sedangkan kontaminasi udara tidak melebihi sepersepuluh Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara.

44


c)

Daerah kontaminasi tinggi Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi dari 3,7 Bq/cm2 (10-4 µCi/cm2) atau lebih untuk pemancar- dan 37 Bq/cm2 (10-3 µCi/cm2) atau lebih untuk pemancar-, sedangkan kontaminasi udara kadang-kadang lebih besar dari Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara.

Rangkuman pembagian daerah kerja ini diberikan pada Gambar 6.1. Daerah kerja di fasilitas harus dipantau paparan radiasi, jenis dan tingkat kontaminasinya oleh petugas Keselamatan Kerja. Data hasil pemantauan ini digunakan untuk evaluasi keselamatan dan kesehatan kerja para pekerja dan peningkatan unjuk kerja peralatan proteksi radiasi yang perlu digunakan di daerah tersebut. Klasifikasi isotop berdasarkan radiotoksisitas relatif per satuan aktivitas pada Tabel 6.1 dan Tingkat Kontaminasi Permukaan Maksimum Yang Diizinkan pada Tabel 6.2 dapat digunakan untuk pengendalian daerah kerja. Tabel 6.1

Klasifikasi Isotop Berdasarkan Relatif Persatuan Aktivitas

Radiotoksisitas

Group 1: Radiotoksisitas Sangat Tinggi 210 210 228

Pb

226

Ra

227

231

Pa

233

U

238

Pu

241

Pu

243

Am

244

Cm

249

Cf

Po

228

Ra

228

230

U

234

U

239

Pu

242

Pu

242

Cm

245

Cm

250

Cf

Ra

227

Ac

230

232

U

232

U

237

Np

241

Am

243

Cm

246

Cm

252

Cf

Th Th Th

Group 2: Radiotoksisitas Tinggi 22

36 45

Co

95

Cl

60

Co

106

Sc

Ru

Sr

110m

90

Sr

115m

91

Mn

Zr

89

Ca

46 54

56

Na

Y

125

Sb

127m

Te

Ag

129m

Cd

124

Te I

114m

In

126

I

124

Sb

125

I

131

I

144

133

I

152

Ce

Cs

154

137

Cs

160

Ba

Eu Tb

170

Hf

Eu

134

140

181

Tm

182

Ta

192 204

Ir

Tl

228

207

Bi

210

Bi

211 212 224

230

Ac

Pa

234

At

Th

236

Pb 249

Ra

U

Bk

45


Group 3: Radiotoksisitas Sedang 48

65

Sc

7

Be

48

69m

V

14

C 51

Cr

72

52

Mn

90

Zn

125m

Ru

105

Y

127

Ru

105

73

93

Y

103

131m

56

74

97

Zr

109

132

52

76

93m

105

55

77

As

95

59

Fe

75

Se

99

57

Co

82

Na

Si P

35

S

41

A

58

Co

42

K

47

47

239

Pr

166

Ho

185

Ag

130

147

Nd

169

191

Nb

111

Ag

132

149

171

193

Mo

109

Cd

134

147

171

190

Br

96

115

Cd

135

I

149

175

194

Ir

203

mKr

97

115m

Xe

Pt

Nb

Tc Tc

Pr

Te I I

Nd

I

Pm Pm

Re

Er Er

Tm Yb

Os

Hg

Os Os

201

Tl Tl

202

Tl

Pb

151

177

191

206

Sn

181

193

212

Sm

Kr

153

65

Ni

86

Rb

99

Tc

125

136

152

64

Cu

85

97

Ru

122

131

155

Cs

Sn

Sm

Cs

Sb

Lu W

Eu

Ba

Eu

185

W

Pt

Hg

Hg

200

Ir

Np

203

135 131

Sr

Re

In

113

Tc

Dy

Pa

Au

143

Pd

Te

98

Sc

199

197m

Ce

87

Ca

233

188

Pd

Te

63

K

Re

Th

Au

Dy

85

Ni

43

183

Gd

231

198

166

Rh

143

159

W

142

As

Fe

32

Ce

187

Gd

197

As

Fe

31

141

153

186

As

Mn

Cl

Gd

165

Ga

129

140

Te

Te

Y

F

38

103

Sr

92

18 24

91

Zn

Bi Bi

197

Pt

220

196

Au

222

Rn Rn

Group 4: Radiotoksisitas Rendah 3

H

15 37

58m

O

59

A

69

71

Ge

87

Ni

85

Kr

91m

Zn

85

Sr

93

Co

Tabel 6.2

Rb Y

Zr

97

103m

Rh

131m

96m

131m

In

133

99m

129

Nb Tc Tc

I

Xe

Xe

134m

Cs

135

Cs

191m

Os

147

Sm

193m

Pt Nat Th Nat U

Re

197m

Pt

187

232

Th

235

238

U

U

Tingkat Kontaminasi Permukaan Maksimum Yang Diizinkan*)

Jenis Daerah Kerja

Tingkat Maksimum Yang Diizinkan, Bq/Cm2 90 α β kec. 90Sr Sr

Daerah kontaminasi rendah

0,37 3,7**)

3,7

0,37

Daerah kontaminasi sedang

3,7 37**)

37

3,7

> 3,7 > 37**)

> 37

> 3,7

Daerah kontaminasi tinggi dan tidak umum dimasuki *)

Sebagai pedoman luas rata-rata pengukuran diusahakan 300 cm2. Luasan 1 000 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.

46

Gambar 6.1 Diagram Pembagian Daerah Kerja


47


6.4

Pengendalian Paparan Radiasi Eksternal

Bahaya radiasi eksternal dapat dikurangi dengan memperkecil semua tingkat radiasi eksternal yang dapat dilaksanakan dengan cara berikut: a.

Menggunakan sumber radiasi sesuai kebutuhan.

b.

Menjaga jarak sejauh yang dapat dimungkinkan dari sumber radiasi.

c.

Pengaturan waktu kerja.

d.

Menggunakan perisai radiasi yang sesuai.

e.

Melaksanakan pemantauan daerah kerja secara rutin dan memasang tanda bahaya radiasi yang sesuai.

6.4.1

Pengendalian Radiasi Gama, Sinar-X atau Neutron

Pengendalian daerah kerja di KNS berdasarkan laju dosis ditentukan sebagai berikut: 6.4.1.1 Daerah dengan Laju Dosis Kurang dari 10 µSv/jam Daerah kerja dengan laju dosis kurang dari 10 µSv/jam tidak memerlukan tindakan pencegahan khusus terhadap radiasi eksternal. Bila seorang bekerja dalam daerah ini, maka dalam setahun (2000 jam) dosis radiasi yang diterima rata-rata sebesar 20 mSv dan dalam periode 5 tahun dosis yang terakumulasi tidak boleh melebihi 100 mSv. 6.4.1.2 Daerah Dengan Laju Dosis Lebih Besar dari 10 µSv/jam. Semua daerah kerja dengan laju dosis melebihi 10 µSv/jam harus diberi tanda radiasi. Bidang Keselamatan bertanggung jawab memantau secara rutin dan memperbaharuinya apabila ada perubahan. Adanya perubahan kondisi yang diperkirakan akan mengubah laju paparan di daerah kerja perlu menjadi perhatian Bidang Keselamatan Kerja. Pekerja radiasi yang bekerja di daerah radiasi tinggi selain menggunakan badge TLD juga menggunakan dosimeter saku. Bidang Keselamatan memberikan pegarahan dan petunjuk mengenai penggunaan dosimeter saku.

48


6.4.1.3 Daerah Bahaya Khusus Pada daerah dengan bahaya khusus, Bidang Keselamatan bertanggung jawab menentukan pemasangan tanda bahaya yang memberikan peringatan kepada pekerja radiasi bahwa ada radiasi tinggi dan memberi petunjuk pelaksanaan untuk merespon tanda-tanda peringatan tersebut. Alat tanda peringatan bahaya ini dapat berupa: a.

Bunyi atau sirene.

b.

Cahaya.

c.

Atau tanda lain.

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 yang berada di sekitar gedung. Tanda peringatan dalam gedung juga dilakukan dengan menggunakan pengeras suara (paging system). 6.4.2

Pengendalian Radiasi Beta

Daerah kerja yang menggunakan sumber radiasi beta (β), pengendaliannya dilakukan dengan memperhatikan sifat-sifat radiasi beta dan penentuan paparan radiasinya diukur dengan surveimeter yang mempunyai sensitivitas tinggi. Sehubungan daya tembus radiasi β dalam jaringan tidak sedalam radiasi-γ, maka organ yang paling penting untuk diperhatikan ialah kulit dan lensa mata. Mengingat 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 60Co, 32P, 90Sr, 90Y dan 137Cs pada berbagai jarak terlihat pada Tabel 6.3 dan 6.4.

49


Laju Dosis Radiasi β dan γ dari sumber titik 37 MBq 60 Co di udara*)

Tabel 6.3

Laju Dosis (μGy/jam)

No.

Jarak dari Sumber

Radiasi 

Radiasi 

1.

1

9.000.000

125.000

2.

3

830.000

14.000

3.

10

43.000

1.250

4.

30

1300

10

100

Kecil

10

5. *)

0

(25 C;101 kPa)

Tabel 6.4

No.

Laju dosis radiasi beta dari sumber titik 37 MBq 90 Sr dan 137Cs.

Jarak dari Sumber

P,

Laju Dosis (μGy/jam) 32

90

P

Sr

137

Cs

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

6.5

32

Pengendalian Kontaminasi

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. 6.5.1

Pengaturan Lalu Lintas Orang dan Barang di Dalam Fasilitas

Untuk menghindari terjadinya penyebaran kontaminasi di dalam fasilitas, maka pengaturan lalu lintas orang dan barang

50


di dalam instalasi diatur oleh Bidang Keselamatan sesuai dengan ketentuan yang berlaku di instalasinya. 6.5.2

Pengaturan Lalu Lintas Orang, Kendaraan dan Barang di Daerah Instalasi Nuklir

Untuk pencegahan dan pengawasan penyebaran kontaminasi maka setiap orang yang berada di daerah instalasi nuklir harus dikenal identitasnya dengan memakai tanda pengenal. Kartu tanda pengenal pekerja dilengkapi dengan pasfoto. Para pekerja atau pegawai KNS yang mempunyai kegiatan di daerah instalasi nuklir, masuk melalui pintu utama dengan tetap mengenakan tanda pengenal selama berada di daerah instalasi Nuklir. Tamu atau pun pengunjung sebelum memasuki daerah instalasi Nuklir diharuskan meminta izin di MGS (Pos Gerbang Utama, Main Gate Station) untuk memperoleh kartu tanda pengenal tamu. Setiap pekerja tidak diizinkan mengunjungi instalasi lain di luar daerah instalasinya kecuali petugas khusus atau pun karena suatu karena tugas dan memperoleh izin Petugas Pengamanan yang berada di Instalasi yang dikunjungi. Kendaraan para pekerja/tamu/pengunjung harus ditempatkan di lokasi yang telah disediakan. Untuk kendaraan pekerja /tamu /pengunjung karena sesuatu keperluan akan masuk ke daerah instalasi nuklir terlebih dahulu harus memperoleh izin dari Petugas Pengamanan yang ada di MGS, kecuali ambulan, mobil pemadam kebakaran dalam keadaan darurat dan kendaraan yang beroprasi dalam daerah instalasi nuklir serta kendaraan lain dengan izin khusus. 6.5.3

Pengaturan Lalu Lintas Orang, Kendaraan dan Barang Keluar Dari Daerah Instalasi Nuklir

Setiap pekerja yang akan meninggalkan daerah radiasi dan/atau daerah kontaminasi dan akan keluar dari daerah instalasi nuklir diwajibkan mengikuti prosedur pemantauan kontaminasi personil. Pekerja tersebut tidak diperkenankan membawa barang atau bahan dari daerah instalasi nuklir kecuali telah melalui prosedur administratif dan pemeriksaan kontaminasi serta mendapat izin dari Pemegang Izin.

51


6.6

Detektor Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk Daerah lnstalasi Nuklir

Lalu lintas orang, barang dan kendaraan yang akan keluar masuk daerah instalasi nuklir dipantau dengan detektor radiasi pada pintu masuk pos penjagaan daerah instalasi nuklir. 6.7

Pencegahan dan Pengawasan Kontaminasi Pekerja

Setiap fasilitas harus menyediakan sarana perlindungan pekerja (protective devices) berupa penutup sepatu (shoe cover), baju kerja (lab coat), respirator dan pelengkapan lain sesuai untuk mencegah terjadinya kontaminasi pada pekerja. Bagi instalasi/unit kerja yang memiliki daerah dengan potensi kontaminasi harus menyediakan perlengkapan kerja sesuai dengan potensi yang ada dan memiliki ruang ganti pakaian. Setiap pekerja radiasi yang bekerja di daerah pengendalian diwajibkan melakukan pemantauan kontaminasi sebelum meninggalkan daerah kerja. Alat pemantau kontaminasi tangan dan kaki ditempatkan pada jalur ke luar daerah pengendalian. 6.8

Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja

Bagi pekerja yang permukaan kulitnya terkontaminasi zat radioaktif maka harus dilakukan 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 dan diawasi oleh petugas proteksi radiasi. Permukaan kulit dinyatakan terkontaminasi apabila: a.

Tingkat kontaminasi melebihi 1,8 Bq/cm2 (untuk )

Tingkat kontaminasi melebihi 0,18 Bq/cm2 (untuk ) Batas tingkatan kontaminasi dan tindakan dekontaminasi yang perlu dilakukan diberikan pada TabeI 6.5. Bagi pekerja radiasi yang terkontaminasi dengan disertai luka atau keadaan lain yang memerlukan tindakan medis maka dekontaminasi dilakukan di klinik KNS untuk mendapatkan pertolongan medis yang diperlukan.

52


Tabel 6.5

Tingkat Tindakan untuk Kontaminasi Kulit

Tingkat kontaminasi β (TK) (Bq/cm2)

Tingkat Kontaminasi α (TK) (Bq/cm2)

Tindakan yang Diambil

TK < 3,7

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

TK < 0,37

3,7 < TK < 3700

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 )

0,37 < TK < 37

TK > 3700

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

TK > 37

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

Bila kulit luka atau lecet terkena kontaminasi, dokter yang bertugas harus diberitahu dan akan menunjukkan tindakan yang akan diambil.

c.

Luas rata-rata pengukuran permukaan detektor.

bergantung

pada

luas

53


6.9

Persetujuan Kerja

Pekerja radiasi yang akan bekerja di daerah radiasi yang memungkinkan menerima dosis radiasi mendekati NBD mingguan, maka pekerja radiasi diwajibkan mengajukan permohonan bekerja yang ditandatangani kepala bidang yang bersangkutan dengan menyampaikan tujuan dan uraian pekerjaan yang akan dilakukan. Selanjutnya bidang keselamatan mengevaluasi kelayakan pekerjaan tersebut. Sebelum pekerjaan dilakukan petugas proteksi radiasi terlebih dahulu memantau paparan radiasi dan tingkat kontaminasi baik permukaan maupun udara untuk memastikan potensi bahaya yang ada. Guna menghindari penerimaan dosis radiasi yang cukup signifikan, maka petugas proteksi radiasi melakukan pembagian tugas dan waktu kerja. 6.10

Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah Kerja

Petugas Keselamatan di tiap fasilitas bertanggung jawab melakukan pengawasan kontaminasi udara di daerah kerja. Secara umum kontaminasi udara dapat digolongkan atas dua golongan yaitu kontaminasi gas dan kontaminasi partikel (aerosol) radioaktif. Pemantauan radioaktivitas udara harus dilaksanakan: a.

Bila individu diperkirakan menerima paparan 40 atau lebih DAC hour*)†dalam setahun, atau

b.

Sejauh diperlukan untuk menetapkan bahaya radioaktivitas yang ada di udara bila peralatan pelindung pernafasan untuk melindungi diri terhadap radionuklida yang ada di udara diharuskan dipakai.

Pemantauan udara real time harus dilakukan sesuai keperluan untuk mendeteksi dan menyediakan peringatan konsentrasi aktivitas di udara yang memastikan tindakan segera untuk menghentikan inhalasi zat radioaktif yang ada di udara.

*)

DAC (Derived Air Concentration) hour atau jam konsentrasi udara turunan merupakan ALI dikalikan fraksi tahunan, contoh untuk DAC hour 40 maka fraksinya adalah 40/2000. ALI adalah Annual Limit on Intake atau Batas Pemasukan Tahunan.

54


6.11

Pengendalian Lepasan melalui Sistem Ventilasi

Seluruh sistem ventilasi pelepasan (exhaust) yang terpasang pada gedung yang mengelola bahan radioaktif harus dipantau bila diperkirakan ada pelepasan ke lingkungan melalui sistem ventilasi yang lebih dari 1/100 tingkat acuan. Nilai tingkat acuan ditetapkan 3/10 batas pelepasan turunan sebagaimana diberikan pada Lampiran B untuk radionuklida yang bersangkutan dalam seminggu. Jika diperkirakan terdapat beberapa jenis radionuklida digunakan rumus berikut: ........ (6.1)

dengan C adalah jumlah radionuklida ke-i yang dilepaskan ker hari dan TPA adalah tingkat pelepasan acuan untuk radionuklida bersangkutan. Bila terindikasi adanya pelepasan radioaktif di udara, dilakukan pengaturan sistem ventilasi sampai tingkat kontaminasi di udara kembali aman di bawah batas yang diizinkan. Batas pelepasan cerobong pada berbagai fasilitas di KNS diberikan pada Tabel 6.6 berikut: Tabel 6.6

Batas Pelepasan Fasilitas.

Cerobong

pada

Beberapa

Batasan, Bq/m3

Fasilitas

Radioaktivitas terukur

IRM

Gross  Gross 

2 20

IEBE

Gross 

2

RSG GAS

Gas mulia Iodine Partikulat

4.000 -----

IPRR

Gas mulia Iodine Partikulat

1 0,4 2,2

IPEBRR

Gross 

2

55


Bila batas lepasan di RSG GAS terlampaui, maka secara otomatis akan memberikan sinyal alarm radiasi pada panel tegak di Ruang Kendali Utama (RKU), kemudian petugas keselamatan akan menelusuri penyebab terjadinya alarm dan melakukan tindakan penghentian kegiatan reaktor. Pada fasilitas IPRR bila batas lepasan terlampaui, maka akan dilakukan tindakan penghentian kegiatan kemudian dilakukan pengaturan pola alir dan tekanan udara serta ditelusuri penyebabnya. Pada fasilitas IEBE dan IRM bila batas lepasan terlampaui, maka akan dilakukan penghentian kegiatan yang menyebabkan lepasan tersebut. 6.12

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 dengan potensi kontaminasi, setiap pekerja radiasi dilarang menyimpan dan mempersiapkan bahan makanan dan minuman. Larangan merokok juga ditetapkan karena selain dapat menimbulkan bahaya kontaminasi juga dapat menimbulkan bahaya kebakaran. Sumber air minum yang digunakan, terutama di daerah instalasi nuklir harus jelas asal usulnya dan harus diawasi kemungkinan terkontaminasi. 6.13

Labelisasi Radiasi

Sesuai dengan ketentuan keselamatan radiasi, maka bidang keselamatan di setiap fasilitas harus membuat sistem labelisasi radiasi yang mudah diketahui dan dipahami dengan baik oleh setiap pekerja radiasi sebagai tanda peringatan adanya potensi bahaya radiasi dan/atau kontaminasi. Sistem labelisasi radiasi yang dimaksud meliputi: a.

Sistem labelisasi radiasi daerah kerja

b.

Sistem labelisasi radiasi untuk wadah yang berisi zat radioaktif

c.

Sistem labelisasi radiasi untuk wadah yang berisi limbah radioaktif

d.

Sistem labelisasi untuk peringatan bekerja di daerah radiasi dan/atau daerah kontaminasi.

56


6.13.1 Labelisasi Daerah Kerja Daerah kerja radiasi dan/atau kontaminasi yang ada di instalasi/unit kerja harus diberi label radiasi yang menginformasikan adanya potensi bahaya radiasi dan/atau kontaminasi sesuai dengan kategori daerah kerjanya. Label radiasi daerah kerja terdiri dari dua macam, yaitu label yang digunakan untuk identitas daerah kerja dan label yang digunakan untuk menginformasikan adanya sumber radiasi di daerah kerja. 6.13.1.1 Label Identitas Daerah Kerja. Label identitas daerah kerja biasanya dipasang secara permanen di pintu masuk daerah kerja atau di tempat lain di depan daerah kerja tersebut yang mudah dilihat oleh para pekerja radiasi yang digunakan untuk memberikan informasi tentang kategori daerah kerja. Label terbuat dari lembaran stainless steel atau bahan lain yang cukup tahan lama ini berisi informasi tentang lambang radiasi (dengan warna magenta), kategori daerah (daerah supervisi atau daerah pengendalian), kategori daerah radiasi dan kategori daerah kontaminasi. Contoh label radiasi yang digunakan untuk identitas daerah kerja dengan kategori daerah supervisi diberikan pada Gambar 6.2 dan untuk daerah kerja dengan kategori daerah pengendalian diberikan pada Gambar 6.3. 6.13.1.2 Label Identitas Sumber Radiasi di Daerah Kerja Label identitas sumber radiasi di daerah kerja digunakan untuk memberikan informasi tentang adanya sumber radiasi di suatu tempat di daerah kerja yang dipasang secara tidak permanen di bagian depan tempat tersebut atau di posisi lain yang mudah dilihat oleh para pekerja radiasi. Label yang digunakan terbuat dari kertas yang dapat ditempel dan berisi informasi tentang lambang radiasi (dengan warna magenta), jenis sumber, aktivitas sumber, paparan radiasi dan lamanya waktu kerja yang diizinkan.

57


Gambar 6.2 Label Kategori Daerah Supervisi

Gambar 6.3 Label Kategori Daerah Pengendalian . Apabila sumber radiasi sudah tidak lagi berada di tempat tersebut, maka label harus segera dilepas. Jika label tersebut tidak terkontaminasi, maka dapat dibuang di tempat limbah non radioaktif, sebaliknya jika terkontaminasi maka harus dibuang di tempat limbah radioaktif yang disediakan di tempat tersebut. Contoh label identitas sumber radiasi di daerah diberikan pada Gambar 6.4. Untuk gambar 6.2; 6.3 dan 6.4; 6.5 dan 6.8 dengan ukuran: P x L = 30 x 20 cm warna dasar kuning, lambang radiasi berwarna merah magenta, tulisan berwarna hitam dengan huruf menyesuaikan

58


Gambar 6.4 Label Identitas Sumber Radiasi 6.13.1.3 Sistem Pemagaran Daerah Kerja Lokasi tertentu di daerah kerja yang memiliki potensi bahaya radiasi dan atau kontaminasi karena suatu pekerjaan atau kondisi tertentu memiliki nilai paparan radiasi dan atau tingkat kontaminasi yang jauh melebihi nilai batas untuk lokasi yang ada di ruangan tersebut harus diberikan identitas yang jelas dalam bentuk pemagaran sesuai dengan ketentuan proteksi radiasi yaitu: a.

Pemagaran dilakukan pada jarak aman dari sumber radiasi berdasarkan hasil pengukuran paparan radiasi.

b.

Pemagaran dilakukan dengan menggunakan tiang penyangga yang dihubungkan dengan rantai plastik warna kuning dan pada tiang digantungkan label yang terbuat dari lembaran stainless steel atau bahan lain yang cukup tahan lama dan berisi informasi tentang lambang radiasi (dengan warna magenta), nomor ruangan, jenis sumber, tanggal pengukuran, nilai paparan radiasi pada jarak pemagaran, nilai tingkat kontaminasi permukaan, waktu yang diizinkan berada di dekat lokasi serta tandatangan petugas proteksi radiasi.

Contoh label radiasi yang dipasang pada tiang penyangga diberikan pada Gambar 6.5.

59


Gambar 6.5 Label Sumber pada Pemagaran Daerah Kerja 6.13.2 Labelisasi Wadah Berisi Zat Radioaktif Wadah yang didalamnya berisi zat radioaktif harus diberi label radiasi secara jelas dan benar untuk menginformasikan adanya potensi bahaya radiasi yang ada di dalamnya. Label yang digunakan terbuat dari kertas yang dapat ditempel pada bagian kanan dan kiri serta depan dan belakang sisi wadah yang berisi informasi tentang lambang radiasi (dengan warna hitam), jenis zat radioaktif, aktivitas zat radioaktif, kategori bungkusan dan indeks angkutan (paparan radiasi pada jarak 1 meter dari permukaan bungkusan). Apabila zat radioaktif sudah tidak lagi berada di dalam wadah tersebut, maka label harus segera dilepas. Jika label tersebut tidak terkontaminasi, maka dapat dibuang di tempat limbah non radioaktif, sebaliknya jika label terkontaminasi maka harus dibuang di tempat limbah radioaktif yang disediakan. Contoh label bungkusan kategori I - Putih, II - Kuning dan III - Kuning diberikan pada Gambar 6.6.

60


Gambar 6.6 Label Kategori Bungkusan Zat Radioaktif 6.13.3 Labelisasi Wadah Limbah Radioaktif Wadah yang didalamnya berisi limbah radioaktif harus diberi label radiasi secara jelas dan benar untuk menginformasikan adanya potensi bahaya radiasi yang ada di dalamnya. Label yang digunakan terbuat dari kertas yang dapat ditempel pada bagian kanan dan kiri serta depan dan belakang sisi wadah limbah yang berisi informasi tentang lambang radiasi (dengan warna hitam), jenis dan kategori limbah radioaktif, paparan radiasi pada permukaan dan pada jarak 1 meter dari permukaan, tanggal pengukuran dan tandatangan petugas proteksi radiasi. Contoh label radiasi untuk wadah limbah radioaktif diberikan pada Gambar 6.7. Label berupa stiker dengan ukuran P x L = 20 x 15 cm. Dasar berwarna kuning dengan lambang radiasi merah magenta dan tulisan berwarna hitam.

61


Gambar 6.7 Label Wadah Limbah Radioaktif 6.13.4 Label Peringatan Bekerja di dan/atau Daerah Kontaminasi

Daerah

Radiasi

Guna mencegah terjadinya penyebaran kontaminasi pada para pekerja khususnya kontaminasi interna, maka pada daerah kerja yang memiliki potensi radiasi dan/atau kontaminasi perlu dipasang label peringatan yang terbuat dari lembaran stainless steel atau bahan lain yang cukup tahan lama dan dipasang secara permanen di pintu masuk daerah kerja atau di tempat lain di depan daerah kerja tersebut yang mudah dilihat oleh para pekerja radiasi. Label berisi informasi tentang lambang radiasi (dengan warna magenta), peringatan adanya zat radioaktif, larangan makan, minum, merokok dan berhias. Contoh label peringatan bekerja di daerah radiasi dan/atau daerah kontaminasi ini diberikan pada Gambar 6.8. 6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di Fasilitas Kegiatan pemeliharaan, perbaikan dan pembangunan di fasilitas dapat menimbulkan dan menyebarkan kontaminasi. Oleh karena itu kegiatan perbaikan dan pembangunan harus

62


DILARANG! MAKAN – MINUM MEROKOK BERHIAS Gambar 6.8 Peringatan Bekerja di Daerah Radiasi dan/atau Daerah Kontaminasi. direncanakan dengan baik dan dikonsultasikan dengan pihak petugas keselamatan dan keamanan. Para pekerja bangunan yang selama kegiatannya berada di dalam fasilitas lebih dari 6 bulan harus mendapatkan dosimeter perorangan dan diberlakukan persyaratan serta kewajiban sebagaimana pekerja radiasi. Seluruh peralatan, bahan dan perlengkapan lain yang masih dan telah digunakan dalam kegiatan perbaikan dan pembangunan di daerah pengendalian tidak diperkenankan dibawa atau digunakan di daerah lain sebelum dilakukan pemeriksaan kontaminasi oleh petugas proteksi radiasi. Setiap pekerja setelah selesai melaksanakan pekerjaannya di daerah pengendalian diperiksa tingkat kontaminasinya oleh PPR dan menyimpan perlengkapan kerja di tempat yang telah ditentukan secara baik dan benar. 6.15

Pengelolaan Tanaman Dalam Pagar Kuning

Tanaman yang menghasilkan buah atau bagian yang dapat dimakan tidak diperkenankan terdapat dalam pagar kuning. Pengelolaan tanaman hias, rumput dan tanaman lain yang terdapat di dalam pagar kuning harus dilaksanakan dengan memperhatikan kemungkinan penyebaran kontaminasi. Bila terjadi lepasan abnormal, maka dilakukan pemantauan

63


kontaminasi pada tanaman. Dalam hal nilai kontaminasi melebihi tingkat klierens, maka sampah tanaman diberlakukan sebagai limbah radioaktif.

64


BAB 7 PENGENDALIAN ZAT RADIOAKTIF, PERALATAN DAN BARANG

7.1

Lingkup dan Tujuan

Dalam bab ini dijelaskan mengenai penanganan, penyimpanan dan pemindahan: a.

Zat radioaktif

b.

Peralatan atau barang yang terkontaminasi

c.

Peralatan atau barang tidak terkontaminasi.

Kegiatan pengendalian zat radioaktif, peralatan dan barang ini dilakukan untuk mencegah terjadinya penyebaran bahaya radiasi dan kontaminasi baik pada pekerja maupun lingkungan. 7.2

Pengendalian Zat Radioaktif

Setiap zat radioaktif yang terdapat di setiap fasilitas harus didata dan dikendalikan penanganannya secara baik dan benar oleh Bidang Keselamatan. Bagi fasilitas yang tidak mempunyai Bidang Keselamatan, PI bertanggung jawab atas keselamatan pengelolaannya. Setiap Fasilitas yang memanfaatkan zat radioaktif harus memiliki ijin dari BAPETEN. Konsentrasi aktivitas yang dikecualikan dan aktivitas radionuklida yang dikecualikan dari perijinan BAPETEN diberikan Lampiran C. 7.2.1

Identifikasi Zat Radioaktif

Zat radioaktif yang ada di setiap instalasi/unit kerja harus ditempatkan dalam wadah atau tempat yang aman dan memenuhi syarat agar tingkat paparan dan/atau kontaminasi tidak melebihi ketentuan yang berlaku serta diberi identitas sebagai berikut: a.

Jenis dan jumlah sumber

b.

Bentuk dan jenis senyawa kimianya dan bentuk fisiknya

c.

Tanggal penentuan kuantitas tersebut.

d.

Tanggal sumber dibuat.

65


e.

Nama pembuat/asal sumber

f.

Nama pemilik.

Sedangkan untuk zat radioaktif dalam bentuk produk jadi, identitas yang dimaksud meliputi: a.

Identitas wadah yang meliputi: 1) Nomor seri dan tipe wadah. 2) Nama pembuat/asal wadah.

b.

Identitas bungkusan yang meliputi: 1) Jenis sumber (nama, jenis senyawa kimia dan bentuk fisik) 2) Aktivitas dan tanggalnya. 3) Kategori bungkusan. 4) Indeks angkutan. 5) Keterangan tentang nilai paparan radiasi dan nilai tingkat kontaminasi permukaan bungkusan yang ditandatangani oleh Petugas Proteksi Radiasi.

Keterangan ini harus dilekatkan langsung pada wadah atau terikat kuat pada wadah agar tidak mudah terlepas. Contoh label diberikan pada Gambar 6.5. Apabila beberapa jenis zat radioaktif disimpan bersamaan dalam suatu tempat, maka harus diperhatikan nilai paparan radiasi dalam ruangan penyimpanan tersebut, jika nilai paparan radiasi melampaui batas aman yang ditentukan maka penempatan sumber tersebut harus terpisah atau penempatannya harus di tempat yang khusus. 7.2.2

Rekaman Zat Radioaktif

Setiap Fasilitas harus mempunyai rekaman yang berisii tentang jenis, jumlah dan lokasi penyimpanan zat radioaktif yang ada di unit kerjanya. Bidang yang memiliki zat radioaktif harus melakukan pencatatan jenis, jumlah, lokasi penyimpanan dan pemakaian secara baik dan benar sesuai dengan ketentuan. Kepala bidang yang memiliki zat radioaktif secara periodik melaporkan data jenis, jumlah, lokasi penyimpanan dan pemakaiannya kepada Kepala Bidang Keselamatan. Data ini selanjutnya oleh Pemegang Ijin dilaporkan kepada BAPETEN.

66


7.2.2.1 Rekaman Zat Radioaktif di Daerah Instalasi Nuklir Zat radioaktif di daerah Instalasi Nuklir yang harus direkam adalah zat radioaktif yang konsentrasi aktivitasnya melebihi nilai yang ditetapkan pada Lampiran C. 7.2.2.2 Rekaman Zat Radioaktif di Daerah Non Instalasi Nuklir Radionuklida dalam jumlah lebih besar dari batasan berikutdiperlakukan sebagai zat radioaktif yang harus direkam apabila terdapat atau disimpan di daerah Non Instalasi Nuklir : a.

Sejumlah radionuklida konsentrasi aktivitasnya melebihi nilai yang ditetapkan pada Lampiran C.

b.

Suatu sumber yang tidak mudah terdispersi dan bila tanpa pelindung mempunyai laju dosis gama atau sinar-X melebihi 10 μSv/jam atau laju dosis beta melebihi 40 μGy/jam pada jarak 30 cm dari permukaan wadah yang berisi zat radioaktif.

c.

Sumber netron 4 l0 neutron/cm2 dt.

7.2.3

yang

memancarkan

lebih

dari

Penyimpanan Zat radioaktif

Setiap Fasilitas diwajibkan menyediakan tempat yang memenuhi syarat untuk penyimpanan zat radioaktif sesuai ketentuan. Penyimpanan zat radioaktif diatur sesuai dengan jenis dan karakteristiknya. Bidang Keselamatan secara periodik melakukan pemeriksaan dan pemantauan yang meliputi : a.

Pemantauan sistem pengamanan di lokasi penyimpanan zat radioaktif.

b.

Pemantauan paparan radiasi di lokasi Penyimpanan zat Radioaktif.

c.

Pemeriksaan keberadaan Penyimpanan.

d.

Pencatatan jenis dan jumlah zat radioaktif yang digunakan.

zat

radioaktif

di

lokasi

67


7.2.4

Pemindahan Zat Radioaktif

7.2.4.1 Pemindahan Zat Radioaktif di Dalam Fasilitas Setiap zat radioaktif yang akan dipindahkan dari suatu tempat ke tempat lain di dalam Fasilitas baik untuk keperluan penggunaan maupun penyimpanan harus dilakukan di bawah kendali Bidang Keselamatan. Pemindahan zat radioaktif dilengkapi dengan Berita Acara Pemindahan yang memuat : a. b. c. d. e.

Tanggal pemindahan Jenis dan aktivitas zat radioaktif Lokasi pemindahan Tujuan pemindahan Pelaksana pemindahan

7.2.4.2 Pemindahan Zat Radioaktif Antar Fasilitas di dalam KNS Bila zat radioaktif akan dipindahkan dari satu Fasilitas ke Fasilitas lain di dalam daerah instalasi nuklir, maka harus memenuhi persyaratan administrasi dan persyaratan teknis. Pemindahan zat radioaktif antar Fasilitas hanya boleh dilakukan dengan tujuan yang jelas (dibuktikan dengan surat menyurat resmi antar Fasilitas) dan mengikuti prosedur pengeluaran barang yang berlaku di Fasilitas tersebut. Zat radioaktif yang akan dipindahkan harus tersimpan di dalam wadah yang dijamin keselamatannya dan sudah dinyatakan bebas kontaminasi oleh bidang keselamatan serta diberi identitas yang lengkap dan benar sesuai dengan ketentuan pengiriman zat radioaktif. Zat radioaktif diijinkan keluar dari Fasilitas pengirim apabila telah dilengkapi dengan dokumen berikut: a.

Surat pengeluaran barang yang sudah disetujui oleh para pihak yang berwenang.

b.

Surat pengantar dari kepala instalasi/unit kerja.

c.

Sertifikat kendali kualitas zat radioaktif.

d.

Sertifikat bebas kontaminasi.

e.

Dokumen lain yang diperlukan

Bidang keselamatan dari Instalasi/unit kerja yang menerima zat radioaktif harus memeriksa kelengkapan dokumen dan kelayakan bungkusan zat radioaktif, selanjutnya

68


dicatat secara lengkap dan benar sesuai prosedur yang berlaku. 7.2.5

Penerimaan Dan Pengiriman Zat Radioaktif

7.2.5.1 Penerimaan Zat Radioaktif. Setiap ada penerimaan kiriman bahan/zat radioaktif ke Instalasi/Unit kerja di KNS, terlebih dahulu harus dilakukan pemeriksaan oleh Petugas Keamanan Nuklir untuk mengetahui asal kiriman dan isi bungkusan zat radioaktif serta pihak penerimanya. Petugas Keamanan Nuklir menginformasikan kedatangan bungkusan zat radioaktif tersebut kepada kepala instalasi/unit kerja penerima. Setelah melalui prosedur penerimaan barang, Bidang Keselamatan melakukan pemeriksaan yang meliputi: a.

Kondisi fisik bungkusan zat radioaktif.

b.

Kelengkapan dokumen.

c.

Kesesuaian data antara yang ada di bungkusan dengan yang ada di dokumen pengiriman.

d.

Paparan radiasi baik pada permukaan bungkusan maupun pada jarak 1 meter dari permukaan.

e.

Kontaminasi permukaan.

Apabila dari hasil pemeriksaan ternyata ada penyimpangan/kelainan, maka Bidang Keselamatan menyampaikan temuan tersebut kepada Pemegang Ijin untuk selanjutnya disampaikan kepada pihak pengirim guna penyelesaian lebih lanjut. Jika bungkusan zat radioaktif tersebut dinyatakan sesuai, maka Bidang Keselamatan menyerahkan kepada pengguna untuk disimpan dan digunakan sesuai dengan prosedur. Data hasil pemeriksaan bungkusan zat radioaktif dan bukti serahterima dengan pihak pengguna harus disimpan oleh Bidang Keselamatan secara baik dan benar sesuai prosedur yang berlaku. 7.2.5.2 Pengiriman Zat Radioaktif ke Luar KNS Pengiriman zat radioaktif hanya bisa dilakukan apabila pihak pengirim dan penerima memiliki izin pemanfaatan zat

69


radioaktif dari BAPETEN. Sebelum melakukan pengiriman zat radioaktif, instalasi/unit kerja pengirim terlebih dahulu harus mengajukan izin pengalihan dan persetujuan pengangkutan zat radioaktif ke BAPETEN. Zat radioaktif yang akan dikirim harus dimasukkan ke dalam wadah/pembungkus yang sesuai dengan jenis dan aktivitasnya. Bidang keselamatan harus melakukan pemeriksaan kelayakan pengiriman yang meliputi pemeriksaan kontaminasi pada permukaan wadah/pembungkus dan pengukuran paparan radiasi baik pada permukaan maupun pada jarak 1 meter dari permukaan wadah/pembungkus. Bungkusan zat radioaktif yang sudah dinyatakan layak kirim, harus diberi identitas yang jelas sesuai dengan kategori bungkusan (I - Putih, II - Kuning atau III - Kuning) secara lengkap dan benar. Selanjutnya bungkusan dimasukkan dan ditempatkan ke dalam kendaraan pengangkut yang telah memenuhi persyaratan pengangkutan zat radioaktif sedemikian hingga terjamin keamanan dan keselamatannya sejak dari tempat pemberangkatan sampai ke tempat tujuan. Petugas proteksi radiasi memasang rambu-rambu radiasi pada kendaraan pengangkut dan melakukan pemantauan paparan radiasi baik pada permukaan maupun pada jarak 1 meter dari permukaan kendaraan pengangkut serta pada tempat pengemudi. Hasil pemantauan ini harus dicatat sesuai dengan prosedur. Bila kendaraan pengangkut yang berisi bungkusan zat radioaktif dinyatakan telah siap, maka sebelum meninggalkan instalasi/unit kerja pengirim, terlebih dahulu harus dilengkapi dengan beberapa dokumen berikut: a.

Sertifikat kendali kualitas

b.

Sertifikat bebas kontaminasi.

c.

To Whom It May Concern.

d.

Packing list.

e.

Bukti pengiriman.

f.

Surat jalan yang ditandatangi Kepala Keamanan Nuklir Serpong

g.

Fotokopi surat izin pemanfaatan.

h.

Fotokopi surat BAPETEN.

70

izin

pengalihan

zat

radioaktif

dari


i.

Fotokopi persetujuan pengangkutan zat radioaktif dari BAPETEN.

j.

Prosedur penanggulangan keadaan darurat pengangkutan zat radioaktif.

Pelaksanaan pengangkutan harus didampingi petugas proteksi radiasi dan/atau petugas keamanan sumber radioaktif, petugas tersebut bertindak sebagai petugas penanggulangan apabila terjadi kecelakaan dan gangguan pada saat pengangkutan. 7.2.6

Residu Zat Radioaktif

Zat radioaktif yang tersisa dari suatu proses atau penggunaannya dan karena pertimbangan tertentu tidak dapat atau tidak akan digunakan lagi oleh instalasi/unit kerja tidak boleh dibuang ke lingkungan. Bahan sisa ini diberlakukan sebagai limbah radioaktif dan harus ditempatkan di dalam wadah khusus dan disimpan di tempat yang telah ditentukan serta dilaporkan kepada petugas keselamatan. Penanganan selanjutnya dilakukan sesuai dengan yang diatur di dalam Bab 8. 7.3

Pengendalian Pemindahan Peralataan/Barang

Untuk menghindari terjadinya penyebaran kontaminasi, maka pemindahan peralatan atau barang dari daerah radiasi harus mengikuti ketentuan yang diatur dalam Sub Bab ini. 7.3.1

Pemindahan Peralatan/Barang antar Instalasi/Unit Kerja dan Keluar dari Daerah Instalasi Nuklir

Pemindahan peralatan atau barang baik antar instalasi/unit kerja di daerah instalasi nuklir atau pun keluar dari daerah instalasi nuklir harus dilakukan sesuai dengan prosedur pengeluaran peralatan atau barang yang berlaku. Untuk menghindari terjadinya penyebaran kontaminasi, maka peralatan atau barang yang akan dipindahkan terlebih dahulu harus dilakukan pemeriksaan paparan radiasi dan kontaminasi permukaan oleh Bidang Keselamatan. Bila tingkat kontaminasi lebih besar dari batasan yang ditentukan pada Tabel 6.2 dan/atau dengan laju dosis lebih dari 20 μSv/jam pada jarak 2,5 cm, maka peralatan atau barang tersebut memerlukan

71


penanganan/pewadahan khusus dan diberlakukan sesuai dengan Subbab 7.5. Peralatan atau barang yang sudah dinyatakan layak untuk dipindahkan, terlebih dahulu harus dilengkapi dengan beberapa dokumen yang diperlukan. a.


b.

Bukti pengiriman peralatan atau barang

c.

Surat keterangan bebas kontaminasi.

d.


Contoh dokumen-dokumen tersebut di atas diberikan pada Lampiran D sampai Lampiran F. Instalasi/unit kerja pengirim sebelum mengeluarkan peralatan atau barang, terlebih dahulu menginformasikan kepada instalasi/unit kerja penerima tentang waktu pelaksanaan pengiriman peralatan atau barang tersebut. Peralatan atau barang setelah sampai di instalasi/unit kerja penerima, terlebih dahulu dilakukan pemeriksaan oleh pihak keamanan untuk mengetahui jenis dan jumlah serta kelengkapan dokumennya. Bidang keselamatan memeriksa dokumen hasil pemeriksaan paparan radiasi dan kontaminasi yang berasal dari pihak pengirim, selanjutnya dilakukan pengukuran ulang untuk membuktikan kebenaran hasil pemeriksaan tersebut. Peralatan atau barang yang sudah diperiksa selanjutnya diperlakukan sesuai dengan prosedur penerimaan barang yang berlaku di instalasi/unit kerja penerima. 7.3.2

Pemindahan dari Daerah Instalasi Nuklir ke Luar Kawasan Nuklir Serpong

Pemindahan peralatan atau barang keluar KNS hanya boleh dilakukan setelah ada kesepakatan secara legal antara pihak pengirim dan penerima serta mengikuti prosedur pengeluaran barang yang berlaku. Peralatan atau barang yang akan dikirim terlebih dahulu dilakukan pemeriksaan paparan radiasi dan pemeriksaan kontaminasi permukaan oleh petugas proteksi radiasi sesuai prosedur yang berlaku. Peralatan atau barang yang sudah dinyatakan layak kirim, harus dilengkapi dengan beberapa dokumen berikut:

72


a.


b.

Bukti pengiriman peralatan atau barang.

c.

Surat pengantar dari kepala instalasi/unit kerja.

d.

Surat keterangan bebas kontaminasi.

e.

Surat jalan yang sudah ditandatangani oleh Kepala Unit Pengamanan Nuklir KNS.

f.


Contoh dokumen 1, 2 dan 4 diberikan pada Lampiran D - F, sedangkan contoh surat jalan yang sudah ditandatangani oleh Kepala Unit Pengamanan Nuklir KNS diberikan pada Lampiran G. Instalasi/unit kerja pengirim sebelum mengeluarkan peralatan atau barang, terlebih dahulu menginformasikan kepada instalasi/unit kerja penerima tentang waktu pelaksanaan pengiriman peralatan atau barang tersebut. Peralatan atau barang sesampainya di instalasi/unit kerja penerima, terlebih dahulu dilakukan pemeriksaan oleh pihak keamanan untuk mengetahui jenis dan jumlah serta kelengkapan dokumennya. Bidang keselamatan memeriksa dokumen hasil pemeriksaan paparan radiasi dan kontaminasi yang berasal dari pihak pengirim, selanjutnya dilakukan pengukuran ulang untuk membuktikan kebenaran hasil pemeriksaan tersebut. Peralatan atau barang yang sudah diperiksa selanjutnya diperlakukan sesuai dengan prosedur penerimaan barang yang berlaku di instalasi/unit kerja penerima. 7.4

Pemidahan Peralatan atau Barang Terkontaminasi

7.4.1

Pemindahan Antar Instalasi/Unit Kerja di Daerah Fasilitas dan Keluar dari Daerah Fasilitas

Peralatan/barang yang terkontaminasi pada umumnya tidak boleh keluar dari daerah fasilitas, kecuali untuk hal berikut: a.

Peralatan yang bebas kontaminasi tetapi mempunyai sumber khusus yang melekat dan merupakan bagian dari peralatan tersebut, contoh timbangan gravimetrik.

73


b.

Kendaraan dan alat lainnya milik instalasi/unit kerja yang ada di KNS yang terkontaminasi secara tetap (fixed) dan tidak menimbulkan bahaya pada pemakai (dosis yang diterima tidak melebihi NBD mingguan). Bidang Keselamatan melakukan pencatatan perlengkapan ini dan bila mungkin secara periodik memberitahu pemilik tentang tingkat kontaminasinya. Pemindahan barang butir (a) dan (b) ini tidak perlu disertai dokumen pendukung.

c.

Barang/peralatan terkontaminasi yang penting digunakan di luar daerah Instalasi Nuklir dan telah mendapat persetujuan dari Kepala Bidang Keselamatan. Pemindahan ini harus mengikuti ketentuan pengeluaran barang dari daerah radiasi dan/atau daerah kontaminasi. 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/peralatan bertanggung jawab untuk mengawasi barang tersebut selama digunakan di daerah tidak aktif.

Pemindahan peralatan atau barang terkontaminasi baik antar instalasi/unit kerja di daerah Instalasi Nuklir atau pun keluar daerah Instalasi Nuklir harus dilakukan sesuai dengan prosedur pengeluaran peralatan atau barang yang berlaku. Peralatan atau barang terkontaminasi yang akan dipindahkan terlebih dahulu harus dilakukan pemeriksaan paparan radiasi dan kontaminasi permukaan oleh Bidang Keselamatan. Untuk menghindari terjadinya penyebaran kontaminasi, maka peralatan atau barang yang akan dipindahkan diperlukan penanganan/pewadahan khusus. Prosedur selanjutnya sama dengan prosedur pemindahan zat radioaktif. 7.4.2

Pemindahan Dari Daerah Instalasi Nuklir ke Luar KNS.

Pemindahan peralatan atau barang terkontaminasi keluar KNS hanya boleh dilakukan setelah ada kesepakatan secara legal antara pihak pengirim dan penerima serta mengikuti prosedur pengeluaran barang yang berlaku. Prosedur selanjutnya sama seperti pengiriman zat radioaktif keluar dari KNS.

74


7.5

Pemindahan Peralatan dan Barang Kontraktor dari Daerah Instalasi Nuklir

Peralatan atau 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 keamanan dan 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 paparan radiasi dan tingkat kontaminasi. Apabila tingkat kontaminasi permukaannya melebihi batas yang diizinkan, maka peralatan atau barang tersebut terlebih dahulu harus didekontaminasi sampai benar-benar dinyatakan aman. Prosedur selanjutnya sama seperti prosedur pemindahan peralatan atau barang dari daerah Instalasi Nuklir. 7.6

Bahan Nuklir

Pengendalian bahan nuklir mengikuti ketentuan safeguards IAEA. (Sesuai Prosedur Pengendalian Bahan Nuklir setiap Instalasi/Unit kerja yang mempunyai Material Balance Area). 7.7

Pemindahan Dokumen, Perlengkapan Pribadi

Buku-Buku

dan

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 yang bekerja di daerah Instalasi Nuklir dan akan berhenti bekerja di KNS terlebih dahulu harus memeriksakan peralatan dan barang-barang miliknya dari kemungkinan adanya kontaminasi. Pemeriksaan ini dilakukan oleh petugas keselamatan di instalasi yang bersangkutan. Prosedur selanjutnya sama seperti prosedur pemindahan peralatan atau barang dari daerah Instalasi Nuklir.

75


7.8

Pemindahan Wadah Pakai Ulang Atau Peralatan Pemadam Kebakaran

Pemindahan wadah ulang atau peralatan pemadam kebakaran yang digunakan di daerah Instalasi Nuklir hanya boleh dilakukan sesuai dengan prosedur pengeluaran peralatan atau barang. Tata cara dan prosedurnya sama dengan prosedur pemindahan peralatan atau barang dari daerah Instalasi Nuklir.

76


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. Limbah ini tidak boleh dibuang langsung ke lingkungan, tetapi harus dikelola dan diamankan. Secara teknis beberapa kegiatan di KNS akan menimbulkan limbah radioaktif berupa lepasan efluen cair dan gas ke lingkungan. Dalam hal ini pembatasan jumlah lepasan akan dikendalikan agar tetap berada dalam jumlah yang tidak membahayakan. Batas lepasan efluen ini ditetapkan oleh instansi yang berwenang (ICRP 72) lihat Tabel 10.5. Pengelolaan limbah meliputi limbah cair dan padat yang mengandung radioaktif dan limbah non radioaktif termasuk limbah B3. 8.2

Kebijakan Pengelolaan Limbah

Beberapa pokok kebijakan dalam pengelolaan dan penanganan limbah di KNS adalah sebagai berikut: a.

Pengelolaan limbah radioaktif didasarkan pada pencegahan dan perlindungan pekerja, masyarakat dan lingkungan dari adanya potensi bahaya dari limbah, baik dalam jangka pendek atau pun jangka panjang.

b.

Pelepasan efluen radioaktif baik ke udara melalui cerobong (sistem ventilasi) maupun ke badan air dibatasi dalam jumlah yang sekecil mungkin dalam batas aman.

c.

Semua limbah radioaktif yang berasal dari fasiltas nuklir, kecuali yang terlepas ke udara, ditampung sementara dalam tempat khusus yang disediakan oleh masing-masing fasilitas nuklir.

d.

Limbah radioaktif dari fasilitas nuklir di KNS diangkut ke IPLR untuk dikelola lebih lanjut sehingga memenuhi ketentuan keselamatan dan keamanan.

77


8.3

Klasifikasi dan Jenis Limbah

Berdasarkan jenisnya limbah radioaktif dibagi menjadi limbah cair, padat dan gas, sedangkan berdasarkan klasifikasinya limbah radioaktif diklasifikasikan menjadi tiga yaitu limbah radioaktif aktivitas rendah, sedang, dan tinggi. 8.3.1

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). Limbah radioaktif cair berdasarkan aktivitasnya diklasifikasikan menjadi 3 seperti dalam Tabel 8.1 sebagai berikut. Tabel 8.1

Klasifikasi Limbah Radioaktif Cair

Klasifikasi

Aktivitas A (Bq/ml)

Keterangan

Rendah Sedang

3,7.104< A ≤ 3,7.107 3,7.107< A ≤ 3,7.109

Tinggi

3,7.109< A ≤ 37.1010

Diolah (evaporasi) Diolah dan sebagian perlu penahan Diolah dan perlu penahan

Limbah cair yang di bawah batas pelepasan dapat dibuang ke lingkungan. Pelepasan limbah cair oleh fasilitas di bawah pengawasan Bidang Keselamatan dan Lingkungan PTLR setelah dilakukan analisis dan didokumentasikan dalam bentuk berita acara. Limbah cair yang mengandung zat radioaktif dalam jumlah yang lebih besar dari batas baku tingkat radioaktivitas lingkungan, tidak dibuang ke saluran pembuangan. Limbah cair ini ditampung dalam wadah penampungan sesuai jenis dan tingkat aktivitasnya. Penghasil limbah tidak diperkenankan untuk melakukan pengenceran limbah cair yang berlawanan dengan prinsip pemekatan dalam pengolahan limbah.

78


Pengumpulan limbah radioaktif cair dari tempat asalnya sampai ke wadah penyimpanan adalah tanggung jawab penghasil limbah. 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 diketahui: a.

Jenis kandungan Radionuklida dan aktivitasnya.

b.

Asal limbah

c.

Volume larutan/berat.

d.

Paparan radiasi.

e.

Keasaman/pH

f.

Konduktivitas

Keterangan tentang limbah ini harus dicantumkan pada tiap wadah dan menjadi tanggung jawab tiap unit kerja. 8.3.2

Limbah Radioaktif Padat

Limbah padat yang berasal dari kegiatan instalasi nuklir dapat berupa limbah yang mengandung zat radioaktif dan yang tidak mengandung zat radioaktif. Dalam penempatan limbah radioaktif padat hendaknya dilakukan klasifikasi oleh petugas dan diawasi oleh petugas proteksi radiasi unit kerja terkait. Klasifikasi limbah radioaktif padat dilakukan oleh penghasil limbah dan kemudian dikelompokkan berdasarkan karakteristik limbah radioaktif yang meliputi: a.

Aktivitas

b.

Waktu paro

c.

Jenis radionuklida

d.

Bentuk fisik dan kimia

e.

Sifat racun

f.

Asal limbah radioaktif

79


Ditinjau dari aktivitasnya limbah radioaktif padat dibagi menjadi: a. b. c.

Limbah radioaktif tingkat rendah Limbah radioaktif tingkat sedang Limbah radioaktif tingkat tinggi Untuk keperluan penanganannya,limbah radioakif padatdiklasifikasikan menjadi empat (4) seperti pada Tabel 8.2 sebagai berikut: Tabel. 8.2 Klasifikasi Limbah Radioaktif Padat Klasifikasi paparan radiasi Rendah Sedang Tinggi Umur panjang

Laju dosis permukaan (D= mSv/jam) D ≤ 0,2 0,2 < D ≤ 2 D> 2 Aktivitas (Bq/gram)

Keterangan Pemancar / Pemancar / Tidak mengandung  Dominan pemancar / umur panjang di atas tingkat klierens

Limbah radioaktif padat yang dominan berumur panjang dipisahkan dari pengolahan limbah radioaktif lainnya. Penghasil limbah dapat melakukan klierens terhadap limbah radioaktif padat tingkat rendah berupa pakaian kerja, shoecover, atau perlengkapan kerja personil lainnya dan pembungkus luar. Dalam hal limbah yang ditimbulkan dari proses di laboratorium, penghasil limbah menyediakan wadah sesuai kategori limbahnya untuk selanjutnya dikirim ke IPLR. Sesuai dengan kategorinya limbah radioaktif padat dibagi menjadi: a.

limbah radioaktif padat terbakar,

b.

limbah radioaktif padat terkompaksi,

c.

limbah radioaktif padat tak terbakar tak terkompaksi.

8.4

Tatalaksana Pengelolaan Limbah

Berdasarkan bentuk fisiknya, limbah yang berasal dari kegiatan instalasi di KNS dapat berbentuk padat, cair dan gas/aerosol. Selain limbah radioaktif, limbah non radioaktif

80


(padat dan cair) yang mengandung bahan berbahaya beracun (B-3) atau bahan kimia kadaluwarsa dari penimbul limbah di KNS diserahkan ke PTLR. 8.4.1

Limbah Radioaktif

8.4.1.1 Penyediaan Wadah Limbah Radioaktif Penghasil limbah wajib menyediakan wadah tempat penampungan limbah radioaktif yang sesuai dengan spesifikasi yang ditentukan oleh PTLR di setiap ruangan yang menggunakan zat radioaktif. Wadah limbah radioaktif cair aktivitas rendah dan sedang yang berasal dari laboratorium di instalasi dapat berupa jerigen tahan asam (polyethylene), sedangkan limbah radioaktif cair aktivitas tinggi ditampung dalam botol gelas. Wadah penyimpanan limbah radioaktif padat aktivitas rendah dan sedang dapat berupa drum bertutup ukuran 100 liter yang bagian dalamnya dilapisi dengan kantong plastik yang kuat dan mudah diambil supaya limbah tersebut dapat dipindahkan tanpa menimbulkan kontaminasi. Untuk wadah limbah radioaktif padat dengan paparan radiasi tinggi berupa drum 100 liter yang dimasukkan dalam shell beton 950 liter atau shell beton 350 liter. Semua wadah penampungan limbah radioaktif harus diberi identifikasi yang jelas yang memuat karakteristiknya. Untuk menahan paparan radiasi,maka perlu digunakan penahan radiasi yang sesuai. 8.4.1.2 Pengumpulan Radioaktif

dan

Pengelompokan

Limbah

Limbah radioaktif cair yang berasal dari laboratorium dan instalasi harus dikumpulkan dan dikelompokkan di dalam wadah jerigen tahan asam (polyethylene) dan botol gelas. Limbah radioaktif dari instalasi dalam volume yang besar ditampung dalam tangki berdasarkan pada tingkat aktivitasnya (rendah, sedang).Limbah radioaktif padat dengan paparan radiasi rendah dan sedang dikumpulkan dan dikelompokkan di dalam wadah drum bertutup ukuran 100 liter berdasarkan kategori padat terbakar, padat terkompaksi dan padat tidak terbakar tidak terkompaksi. Limbah radioaktif yang dominan

81


berumur panjang harus dipisahkan dari limbah radioaktif lainnya. Jenis dan jumlah limbah radioaktif yang terkumpul harus direkam dan didokumentasikan oleh petugas dari bidang keselamatan. 8.4.1.3 Pengemasan dan Pelabelan Limbah Radioaktif 8.4.1.3.1 Pengemasan dan Pelabelan Limbah Radioaktif Cair Sebelum dilakukan pengiriman ke PTLR, terlebih dahulu harus dipastikan bahwa limbah radioaktif cair yang tertampung di dalam wadah jerigen telah benar-benar terjamin keselamatannya. Petugas proteksi radiasi melakukan pengukuran paparan radiasi baik pada permukaan wadah maupun pada jarak 1 meter dari permukaan. Selanjutnya wadah diberi label yang sesuai dengan ketentuan pengiriman limbah radioaktif yang berisi informasi tentang jenis limbah, volume limbah, paparan radiasi (pada permukaan wadah dan pada jarak 1 meter dari permukaan wadah), kandungan radioniklida, tanggal penanganan dan tandatangan petugas proteksi radiasi. Limbah cair yang berasal dari tangki penampungan di instalasi, dilakukan analisis kandungan dan aktivitasnya oleh pihak penghasil. Apabila hasil analisis lebih rendah dari Baku Tingkat Radioaktivitas (BTR) di lingkungan maka diajukan ke PTLR untuk disalurkan ke PBT. Apabila hasil analisis lebih tinggi atau sama dengan BTR maka limbah harus dikirim ke PTLR sesuai prosedur. 8.4.1.3.2 Pengemasan dan Pelabelan Limbah Radioaktif Padat Sebelum dilakukan pengiriman ke PTLR, terlebih dahulu harus dipastikan bahwa limbah radioaktif padat yang sudah tersimpan di dalam wadah sudah benar-benar tersortir sesuai dengan kategorinya. Setelah wadah limbah tertutup rapat dan dijamin keselamatannya, petugas proteksi radiasi melakukan pengukuran paparan radiasi baik pada permukaan wadah maupun pada jarak 1 meter dari permukaan. Selanjutnya wadah harus diberi label yang sesuai dengan ketentuan

82


pengiriman limbah radioaktif yang berisi informasi tentang: jenis dan kategori limbah, paparan radiasi (pada permukaan wadah dan pada jarak 1 meter dari permukaan wadah), tanggal penanganan dan tandatangan petugas proteksi radiasi. Limbah padat berupa sumber terbungkus bekas harus dikemas dalam casing atau penahan radiasi sehingga paparan radiasi tidak melebihi 2 mSv/jam. Selanjutnya dilakukan pelabelanyang berisi sekurang-kurangnya informasi tentang asal limbah, paparan, waktu pengukuran, jenis, tanggal pengukuran dan tanda tangan petugas proteksi radiasi. 8.4.1.4 Penyimpanan Sementara di Penghasil Limbah Limbah radioaktif sebelum dikirim ke IPLR, ditempatkan pada tempat yang aman (safe) di ruangan penyimpanan limbah sementara yang memenuhi ketentuan keselamatan kerja radiasi dan diberi papan peringatan “limbah radioaktif”. Pemantauan paparan selalu dilakukan oleh penghasil limbah sampai limbah dikirim ke IPLR. Bahan bakar nuklir bekas disimpan sementara di kolam penyimpanan bahan bakar nuklir bekas sekurang-kurangnya selama 100 hari. Bahan bakar nuklir bekas yang cacat harus di kemas dalam kontainer yang berintegritas tinggi (High Integrated Container) sebelum disimpan di kolam penyimpanan sementara KH-IPSB3. 8.4.1.5 Pengangkutan Limbah Radioaktif dan Pemindahan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) Fasilitas yang akan melakukan pengiriman limbah radioaktif terlebih dahulu harus menyampaikan surat permohonan ke Kepala PTLR dengan menyebutkan jenis dan jumlah limbah radioaktif yang akan dikirim. Sebelum dilakukan pengangkutan oleh PTLR, Petugas Proteksi Radiasi PTLR terlebih dahulu melakukan survei limbah radioaktif yang akan diangkut yang meliputi: a.

Pemeriksaan sifat fisika dan kimia limbah.

b.

Pemeriksaan kondisi wadah.

c.

Pengukuran paparan radiasi pada permukaan dan pada jarak 1 m dari permukaan wadah.

83


d.

Pemeriksaan kontaminasi pada permukaan wadah yang berisi limbah radioaktif.

Bila bungkusan limbah radioaktif telah dinyatakan layak angkut, maka petugas PTLR akan melakukan pengangkutan limbah radioaktif. Fasilitas yang akan melakukan pemindahan BBNB dari PRSG dan PTBN terlebih dahulu harus menyampaikan surat permohonan ke Kepala PTLR dengan melampirkan data sesuai Persyaratan Perka BAPETEN 04/2011. Koordinasi dilakukan antara pihak PTLR dan PRSG atau PTBN untuk menentukan waktu pemindahan dan persyaratan - persyaratan telah dipenuhi. 8.4.2

Limbah Bahan Kimia dan Biologi

Limbah bahan kimia dan biologi dari intern BATAN di KNS dikelola oleh PTLR. Limbah bahan kimia berasal dari laboratorium atau instalasi yang berupa bahan kimia yang sudah tidak dipakai lagi atau kadaluarsa. Limbah bahan kimia dan biologi dapat berbentuk padat atau pun cair dan tidak bercampur atau terkontaminasi dengan zat radioaktif. Limbah bahan kimia yang bercampur atau terkontaminasi dengan zat radioaktif dikategorikan menjadi limbah radioaktif, sedangkan limbah biologi yang tidak infeksius terkontaminasi radioaktif dikategorikan sebagai limbah radioaktif. Limbah biologi yang infeksius dan terkontaminasi radioaktif dikategorikan sebagai limbah biologi, disimpan untuk peluruhan. Limbah bahan kimia dan biologi cair disimpan dalam wadah aslinya atau dalam jerigen yang diberi label yang berisi keterangan sedikitnya meliputi jenis senyawa, jumlah, klasifikasi, dan telah di kemas sesuai dengan ketentuan PTLR. Limbah bahan kimia padat disimpan dalam wadah aslinya dan diberi label. Fasilitas yang akan melakukan pengiriman limbah bahan kimia terlebih dahulu harus menyampaikan surat permohonan ke Kepala PTLR dengan menyebutkan jenis dan jumlah limbah bahan kimia yang akan dikirim serta dilampirkan MSDS (Material Safety Data Sheet). Sebelum dilakukan pengangkutan oleh PTLR, petugas PTLR terlebih dahulu melakukan survei limbah bahan kimia yang akan diangkut.

84


Survei meliputi: a.

Pemeriksaan sifat fisika dan kimia limbah.

b.

Pemeriksaan kondisi wadah.

8.4.3

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 diberlakukan sebagai limbah biasa/limbah rumah tangga. Limbah non radioaktif yang berasal dari daerah aktif wajib untuk dilakukan pemeriksaan apakah limbah tersebut terkontaminasi atau tidak. Untuk limbah serpihan logam/kaca dan bahan lainnya disimpan di tempat yang khusus dan tidak dapat tercecer/terlepas. 8.5

Pengelolaan Efluen Radioaktif Cair dan Gas/Aerosol

Pengelolaan limbah radioaktif yang berupa efluen radioaktif cair dan gas ke lingkungan diatur pada Bab 10 tentang pemantauan radiologi lingkungan.

85


BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA

9.1

Lingkup dan Tujuan

Dalam bab ini diuraikan beberapa jenis perlengkapan keselamatan kerja (protective devices) yang meliputi respirator, alat pelindung diri/bagian tubuh, perlengkapan pemadam kebakaran dan perlengkapan P3K. 9.2

Respirator dan Alat Pelindung Diri

Tujuan pemakaian respirator dan alat pelindung diri adalah untuk melindungi tubuh/bagian tubuh dari bahaya radiasi dan kontaminasi, baik dalam kegiatan normal maupun dalam kegiatan penanggulangan bahaya atau penyelamatan diri. Di daerah Kerja yang dirancang dan dikontrol secara baik, pemakaian respirator dan perlengkapan pelindung hampir tidak diperlukan kecuali dalam keadaan darurat atau pun kegiatan non-rutin yang berisiko tinggi. Penggunaan ini terutama ditujukan untuk kegiatan di daerah kerja yang melebihi batasan kontaminasi yang ditetapkan sebelumnya. 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 atau pun bahan berbahaya dan beracun ke dalam tubuh melalui pernapasan atau pun melalui mulut, bergantung pada bentuk dan jenis bahan penyaring yang digunakan dan tujuan pemakaiannya. Beberapa jenis respirator yang digunakan di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) adalah sebagai berikut:

86


a.

Respirator Tanpa Pemasok Udara

Respirator ini tidak dilengkapi dengan alat pemasok udara dan fungsinya untuk mencegah masuknya kontaminan dari udara melaui saluran pernafasan. Bentuk respirator ini ada yang berupa setengah muka (halffacepiece), seluruh muka (fullfacepiece) dan ada pula yang berbentuk hood, yang dilengkapi dengan sungkup 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 didaerah kebakaran atau daerah lain yang mengandung asap. Pemilihan jenis respirator yang sesuai bagi tiap orang di tiap tempat diatur dan ditentukan oleh petugas keselamatan. Berbagai jenis respirator tanpa pemasok udara diperlihatkan pada Gambar 9.1.

Gambar 9.1 Respirator Tanpa Pemasok Udara 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 di daerah kekurangan oksigen.

87


b.

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 melaui saluran pernafasan. Respirator ini dilengkapi dengan pemasok udara agar bahan tercemar tidak masuk ke saluran pernafasan dan mulut. Respirator ini dapat digunakan untuk menahan partikel, gas atau uap. Udara atau oksigen yang dibutuhkan dapat berasal dari sumber udara yang kontinu dan dari sumber terbatas berupa tabung oksigen. Jenis yang menggunakan sumber kontinu 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 tidak terbatas. Oleh karena itu respirator dengan pemasok udara dari sumber kontinu umumnya digunakan untuk kegiatan-kegiatan perbaikan atau kegiatan khusus lainnya di daerah tertentu, sedang jenis kedua lebih banyak digunakan oleh petugas penyelamat atau pemadam kebakaran. Bentuk respirator dengan pemasok udara ada yang dapat meliputi setengah muka (half-face), seluruh muka (fullface) atau berbentuk hood yang meliputi seluruh bagian kepala yang dikombinasikan dengan 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. Berbagai jenis respirator dengan pemasok udara diperlihatkan pada Gambar 9.2.

Gambar 9.2 Respirator dengan Pemasok Udara

88


9.2.1.1 Persyaratan Pemakaian Respirator Beberapa ketentuan yang perlu diperhatikan dalam pemakaian respirator: a.

Pemakaian respirator hanya diperkenankan setelah ada persetujuan dari Bidang Keselamatan Satuan Kerja.

b.

Tiap jenis dan bentuk respirator mempunyai 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 Satuan Kerja bertanggung jawab dalam memilih/menyediakan respirator yang sesuai serta mengawasi pemeliharaan, pemeriksaan kebocoran dan tingkat kontaminasinya.

9.2.1.2 Hambatan dalam Pemakaian Respirator Beberapa hambatan dalam pemakaian respirator yang perlu diperhatikan oleh tiap pekerja dan petugas keselamatan adalah: a.

Respirator tidak efektif apabila dipakai oleh orang yang berjanggut/bercambang, kecuali tipe hood.

b.

Pemakaian respirator tanpa mengganggu pernafasan.

c.

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

d.

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

pasokan

udara

akan

89


9.2.2

Alat Pelindung Diri

9.2.2.1 Kacamata Pengaman Kaca mata 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 atau pun radiasi ultra violet atau radiasi pengion. Untuk perlindungan mata dari bahaya ini tersedia berbagai jenis kacamata pengaman. Berbagai kaca mata tersebut harus disediakan oleh Bidang Keselamatan Satuan Kerja, sesuai dengan potensi jenis bahaya yang dihadapi tiap pekerja dalam daerah supervisinya. Bentuk kaca mata ini ada yang seperti kaca mata biasa dan ada pula yang berbentuk tertutup untuk seluruh bagian muka. Berbagai jenis kacamata pengaman diperlihatkan pada Gambar 9.3.

Gambar 9.3 Berbagai Jenis Kacamata Pengaman

90


9.2.2.2 Pelindung Kepala Untuk melindungi kepala dari benturan, jatuhan benda berat atau pun 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 yang terbuat dari bahan plastik yang keras dan ukurannya dapat diatur menurut ukuran kepala pemakai. Untuk mencegah kontaminasi dari debu/aerosol atau pun 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. Berbagai jenis pelindung kepala diperlihatkan pada Gambar 9.4.

Gambar 9.4 Berbagai jenis Pelindung Kepala 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 ada yang pendek untuk melindungi tangan hingga pergelangan dan ada pula yang melindungi sampai siku. Jenisnya juga beragam ada yang dari kulit, kain katun, plastik, atau karet, bergantung jenis bahaya yang dihadapi dan perlindungan yang diperlukan. Tiap

91


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 depannya (safety shoes). Pelindung kaki dari bahan kain atau plastik sebatas mata kaki (shoe cover) umumnya digunakan untuk mencegah kontaminasi pada pekerja yang bekerja dalam daerah kontaminasi rendah sampai sedang. Beberapa laboratorium menyediakan sepatu khusus untuk bekerja di laboratorium tersebut. Sepatu boot dari karet sering digunakan untuk pekerja dalam daerah kontaminasi tinggi. Sepatu boot ini juga digunakan dalam penanggulangan kecelakaan, dan kadang-kadang mempunyai tali pengikat pada bagian atas atau dapat dihubungkan pada baju pelindung. Berbagai jenis pelindung tangan dan kaki diperlihatkan pada Gambar 9.5.

Gambar 9.5 Berbagai jenis pelindung tangan dan kaki. 9.2.2.4 Rompi Pantul Cahaya (Reflective Vest) Reflective vest digunakan oleh pekerja yang bekerja atau berada di area yang gelap misal saat keliling piket pada malam hari. Waktu pemakaiannya adalah siang hari saat kabut dan malam hari. Reflective vest tidak wajib dipakai, jika pada

92


baju pekerja sudah dipasang strip reflective (reflective type). Berbagai jenis rompi pantul cahaya diperlihatkan pada Gambar 9.6

Gambar 9.6 Berbagai Jenis Rompi Pantul Cahaya 9.2.2.5 Pelindung Percikan (Safety Googles) Safety goggles digunakan untuk melindungi mata dari percikan benda asing yang datangnya dari depan, samping, bawah dan atas. Safety Googles wajib dikenakan ketika bekerja pada pekerjaan yang mempunyai risiko terkena percikan benda /bahan dari semua arah, misalnya las /welding, gerinda, dan lain-lain. Safety googles untuk las (welding) harus dengan double lens /dua lensa (clear & dark), untuk pekerjaan lainnya safety googles yang digunakan tyre single lens /satu lensa (clear). 9.2.2.6 Pelindung Telinga (Ear Plug/Ear Muff) Pelindung Telinga digunakan ketika masuk ke area yang menimbulkan tingkat kebisingan tinggi, atau disekitar/disekeliling orang yang melakukan pekerjaan dengan tingkat kebisingan tinggi, misalnya masuk genset room, pekerjaan pengolahan limbah dengan sementasi, di area pompa/multiflow, dan lainnya. Salah satu jenis pelindung telinga diperlihatkan pada Gambar 9.7

93


Gambar 9.7 Salah Satu Jenis Pelindung Telinga 9.2.2.7 Masker Masker digunakan untuk melindungi saluran pernafasan dari kemasukkan benda asing, seperti debu atau kontaminasi zat radioaktif. Masker wajib dipakai ketika pekerja berada di area yang mempunyai risiko kontaminasi zat radioaktif melalui saluran pernafasan. Tipe masker yang digunakan tergantung dari jenis benda yang berpotensi terhirup ke saluran pernafasan. Berbagai jenis masker diperlihatkan pada Gambar 9.8.

Gambar 9.8 Berbagai Jenis Masker

9.2.2.8 Pemakaian Eye Wash Eye Wash adalah alat pembilas mata yang berfungsi untuk mengurangi bahaya radiasi akibat adanya kontaminasi ke bagian mata. 9.2.2.9 Pakaian Pelindung Untuk melindungi tubuh atau bagian tubuh atau pakaian dari berbagai bahan kontaminan dan bahan pengotor digunakan pakaian pelindung. Pakaian pelindung untuk pekerja radiasi berbeda dengan yang digunakan di bengkel mekanik atau elektrik. Pakaian pekerja radiasi harus menutupi sebagian besar tubuh dan bahannya terbuat dari plastik atau katun. Beberapa jenis pakaian pelindung ini antara lain adalah:

94


a.

Jenis yang sekali pakai buang

b.

Pakaian ini dibuat dari plastik PVC tebal 0,1 mm sehingga mudah dipakai tetapi tidak dianjurkan digunakan dalam ruangan yang suhunya lebih dari 30C. Ada juga pakaian pelindung jenis ini yang terbuat dari bahan polyester.

c.

Jenis yang dapat dipakai beberapa kali

d.

Pakaian ini dibuat dari kertas plastik (t-bag) yaitu dari bahan serat polipropilen yang dipres atau bahan katun. Pakaian ini dapat berbentuk menutup seluruh tubuh (coverall, baju atau celana), jas laboratorium dan lain-lain. Pakaian ini apabila tidak terkontaminasi dapat dipakai beberapa kali, sebelum akhirnya dilimbahkan.

e.

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 kedaruratan radiasi bentuk dan sifatnya umumnya sama dengan pakaian yang digunakan dalam daerah kerja kontaminasi tinggi, bedanya pakaian ini dilengkapi dengan pemasok udara jinjing (portable) dan dilengkapi pula dengan alat komunikasi. Untuk melindungi tubuh atau bagian tubuh dari kemungkinan terkena paparan radiasi berlebih, 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 (Pb). Pakaian pelindung untuk kebakaran merupakan pakaian yang digunakan untuk melindungi tubuh dari api. Pakaian ini digunakan oleh petugas pemadam kebakaran pada saat memadamkan api. Pakaian kerja yang digunakan di daerah instalasi nuklir tidak boleh dibawa pulang dan harus dibersihkan/dicuci dan didekontaminasi oleh masing-masing instalasi. Pakaian yang

95


akan diperlakukan sebagai limbah radioaktif dikelola oleh Bidang Keselamatan Satuan Kerja. Berbagai jenis pakaian pelindung diperlihatkan pada Gambar 9.9.

Gambar 9.9 Berbagai jenis Pakaian Pelindung 9.3 9.3.1

Perlengkapan Pemadam Kebakaran Peralatan Pemadam Kebakaran

Peralatan pemadam kebakaran digunakan untuk memadamkan api apabila terjadi kebakaran. Beberapa jenis alat pemadam kebakaran yang digunakan di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) adalah sebagai berikut:

a. Alat Pemadam Api Ringan (APAR) Alat Pemadam Api Ringan (APAR) adalah alat pemadam api jinjing yang mudah dibawa, digunakan untuk memadamkan api pada awal terjadinya kebakaran. APAR harus ditempatkan di lokasi yang mudah dijangkau. Jenis bahan pemadam ini disesuaikan dengan potensi kebakarannya (CO, CO2, dry powder, dry chemical dst.)

96


b. Hidran dan Sprinkler Hidran Kebakaran adalah suatu sistem pemadam kebakaran dengan menggunakan air bertekanan. Hidran Kebakaran terdapat pada tempat tertentu di KNS dengan penyedia air dari PUSPIPTEK. Fasilitas radiasi/nuklir dilengkapi sprinkler yang ditempatkan di langit-langit ruangan.

c. Mobil Pemadam Kebakaran Mobil pemadam kebakaran adalah mobil yang dibuat khusus untuk memadamkan kebakaran. Penggunaan APAR dan Hidran di tiap gedung dikelola oleh UPN masing-masing satuan kerja, sedangkan penggunaan Mobil Pemadam Kebakaran dikelola oleh UPN PKTN. Penggunaan pemadam kebakaran hanya akan efektif apabila digunakan menurut cara dan aturan yang benar, oleh karena itu setiap personil UPN harus dilatih dalam penggunaan alat pemadam kebakaran. 9.3.2

Peralatan Rescue Kebakaran

Peralatan Rescue Kebakaran digunakan untuk melindungi atau melakukan evakuasi apabila terjadi kebakaran di KNS. Peralatan yang diperlukan apabila terjadi kebakaran di antaranya:

a. Ambulans Kendaraan yang digunakan untuk mengangkut korban kebakaran dari lokasi kejadian ke rumah sakit.

b. Tandu Tandu digunakan untuk memindahkan korban kebakaran dari lokasi kejadian ke dalam ambulans.

c. Baju Pemadam Kebakaran Baju Pemadam Kebakaran digunakan oleh petugas pemadam kebakaran pada saat memadamkan api.

97


d. Breathing Apparatus Breathing Apparatus digunakan oleh petugas kebakaran pada saat melakukan evakuasi korban kebaran dari lokasi kebakaran atau pada saat memadamkan api. 9.4

Peralatan P3K

Peralatan P3K adalah peralatan yang digunakan untuk pertolongan pertama pada kecelakaan. Setiap gedung di KNS harus mempunyai kotak peralatan P3K. Tiap lobi harus dilengkapi peralatan P3K.

98


BAB 10 PEMANTAUAN RADIOLOGI LINGKUNGAN

10.1 Lingkup dan Tujuan Pemantauan radiologi lingkungan meliputi pengukuran paparan radiasi dan tingkat radioaktivitas terhadap berbagai komponen lingkungan seperti udara, air, tanah, sedimen, tumbuhan 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, pekerjaan) dan karakteristik ekonomi (tata guna lahan dan air). Hasil pemantauan radiologi dan pemantauan lingkungan akan digunakan untuk kajian dampak radiologi lepasan rutin efluen keudara dalam operasi fasilitas dan untuk perencanaan kedaruratan nuklir yang melibatkan pelepasan abnormal. Secara umum pemantauan radiologi lingkungan di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) bertujuan untuk: a.

mengevaluasi hasil pemantauan lepasan efluen aerosol/gas maupun efluen cair terhadap ketentuan batas lepasan efluen ke lingkungan;

b.

memeriksa kondisi radiologi lingkungan untuk menjamin kepatuhan terhadap batasan laju dosis ambien dan baku tingkat radioaktivitas yang diijinkan;

c.

memberikan data dan informasi tentang kondisi lingkungan untuk mengkaji dampak paparan radiasi dan dosis pada kelompok atau populasi kritis dari operasi normal dan kecelakaan;

d.

mengamati perubahan kompartemen lingkungan agar dapat dilakukan penyesuaian untuk mengurangi ketidakpastian dalam kajian dosis.

e.

mempertahankan kesinambungan rekaman dampak radiologi dari kegiatan fasilitas di KNS kepada masyarakat.

10.2

Program Pemantauan Lingkungan

Pemantauan lingkungan di daerah KNS meliputi pengamatan keadaan cuaca dan radiologi lingkungan di daerah KNS,

99


PUSPIPTEK dan Lepas Kawasan sampai radius 5 km dari reaktor yang mencakup pengambilan, pengukuran, preparasi, analisis sampel dan evaluasi. Kegiatan pemantauan lingkungan direkam dan hasilnya dilaporkan secara berkala ke BAPETEN dan satuan kerja di KNS. 10.2.1 Pemantauan Keadaan Cuaca Untuk pengamatan keadaan dan ciri cuaca di KNS terpasang dan dioperasikan system pengamat cuaca. Sistem pengamat cuaca terdiri atas menara meteorologi setinggi 60 m, yang dilengkapi dengan sensor pengamat parameter cuaca yang terpasang pada ketinggian 4, 15 dan 60 meter. Pada ketinggian 4 m terpasang sensor curah hujan dan radiasi sinar matahari siang hari. Ketinggian 15 dan 60 m terpasang sensor arah dan kecepatan angin, suhu udara, kelembaban relatif dan tekanan udara. Data cuaca dari ketinggian 4 m dan 15 m dikirim, ditampilkan dan direkam di server setiap 15 menit, sedangkan data dari ketinggian 60 m dikirim, ditampilkan dan direkam di server setiap 1 menit. Untuk memperoleh informasi tentang cakra angin (wind rose), maka data arah dan kecepatan angin dapat digunakan. Untuk menentukan kelas kestabilan udara akan digunakan data intensitas matahari, suhu udara, kecepatan angin dan deviasi standar arah angin (). Data dan informasi cuaca yang diperoleh selanjutnya akan digunakan untuk kajian dampak radiologi pada operasi normal dan bila terjadi kedaruratan nuklir di dalam- dan lepasKawasan Nuklir Serpong. 10.2.2 Pemantauan Radiologi Lingkungan Pengamatan penyebaran dan distribusi bahan radioaktif di lingkungan dan dosis radiasi yang ditimbulkannya dilakukan melalui program pemantauan lingkungan. Program pemantauan lingkungan meliputi kegiatan dengan sasaran sebagai berikut: a.

100

Pengamatan radioaktivitas alam (natural radioactivity) dan jatuhan debu radioaktif dilakukan sebelum beroperasinya instalasi nuklir dan dilanjutkan terus setelahnya. Tujuan pengamatan untuk memperoleh data radioaktif alam maupun dari sumber-sumber lainnya yang bukan berasal


dari kegiatan fasilitas nuklir. Pengamatan dilakukan pada daerah yang diperkirakan tidak dipengaruhi oleh kegiatan instalasi nuklir. b.

Pengamatan tingkat radiasi dan tingkat kontaminasi radionuklida dalam ekosistem yang diperkirakan dipengaruhi secara langsung oleh kegiatan fasilitas nuklir dan limbahnya. Pengamatan terutama ditujukan terhadap tingkat radiasi lingkungan dan deteksi radionuklida dalam bahan lingkungan yang diperkirakan menjadi media masuknya ke manusia baik melalui pernapasan atau pun melalui bahan makanan yang diproduksi di sekitar daerah pengamatan.

c.

Pengamatan tingkat radiasi dan tingkat kontaminasi lingkungan yang diduga akan menerima pengaruh jika terjadi kecelakaan nuklir.

10.3

Jenis Pemantauan Radiologi Lingkungan

Pemantauan radiologi lingkungan untuk tujuan proteksi radiasi umumnya dapat dibagi menjadi tiga jenis yakni: a.

pemantauan sumber,

b.

pemantauan lingkungan dan

c.

pemantauan perorangan.

Pemantauan sumber meliputi pengukuran tingkat paparan radiasi dan konsentrasi aktivitas radionuklida dari sumber radiasi, pemantauan lingkungan dilakukan di luar daerah yang menimbulkan paparan radiasi dan pemantauan perorangan berkaitan dengan pengukuran yang dilakukan secara langsung pada anggota masyarakat di sekitar fasilitas nuklir. Pemantauan perorangan tidak digunakan dalam program pemantauan rutin tetapi digunakan untuk mengetahui dosis perorangan pada kondisi kecelakaan atau untuk tujuan ilmiah seperti validasi model atau penyediaan informasi untuk meyakinkan publik. 10.4 Dampak Penting yang Dipantau Berdasarkan dokumen Analisis Dampak Lingkungan Reaktor Serba Guna dan Laboratorium Penunjang (ANDAL RSG-LP), Rencana Pengelolaan Lingkungan (RKL) dan Rencana Pemantauan Lingkungan (RPL), dampak penting dari pengoperasian fasilitas di KNS adalah dampak radiologi yang

101


ditimbulkan pada operasi normal dan bila terjadi kecelakaan 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 media penerima utama. Sedangkan media penerima berikutnya dari penyebaran di udara adalah air permukaan, tanah permukaan, tanaman pertanian atau pun tanaman lainnya yang ada di permukaan tanah. Media penerima berikutnya dari penyebaran di kali Cisalak yang bermuara ke sungai Cisadane adalah hasil pertanian, perikanan dan kegiatan lain di sungai. 10.5 Sumber Dampak Penting Sumber dampak penting dari pengoperasian fasilitas nuklir di KNS adalah RSG–GAS, Instalasi Produksi Radioisotop dan Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset PT. Batan Teknologi, Instalasi Radiometalurgi (IRM), Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (IPRR) Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) dan Kanal Hubung Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas (KH-IPSB3). Sumber dampak penting dari kegiatan pengoperasian instalasi tersebut yaitu berupa terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan melalui cerobong dan pemantauan buangan terpadu (PBT) efluen cair. Sumber dampak penting dari kegiatan fasilitas nuklir di KNS dapat dilihat pada Tabel 10.1. 10.6 Komponen Lingkungan dan Parameter yang Dipantau Komponen lingkungan dan parameter yang harus dipantau untuk mengetahui perubahan kualitas dan kecenderungan yang terjadi terhadap lingkungan hidup dari pengoperasian fasilitas di KNS antara lain; udara, tanah permukaan, air permukaan, air tanah/sumur, tanaman liar dan tanaman pertanian, sedangkan parameter yang dipantau mencakup sifat fisika-kimia, paparan radiasi dan radioaktivitas komponen lingkungan. Proses pengumpulan data dilakukan dengan cara pengambilan dan pengukuran berbagai jenis sampel komponen lingkungan di daerah pemantauan yang telah ditentukan kemudian dilakukan analisis. Komponen lingkungan dan parameter yang dipantau ditampilkan pada

102


Tabel 10.2. Sedangkan parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan normal ditunjukkan dalam Tabel 10.3 dan parameter yang dipantau pada kondisi lepasan darurat ditunjukkan dalam Tabel 10.4. 10.6.1 Udara Ambien Parameter dalam udara ambien yang harus diamati adalah paparan radiasi dan konsentrasi aktivitas udara.

a. Paparan Radiasi Pemantauan paparan radiasi udara ambien meliputi laju dosis dan dosis kumulatif dilakukan dengan cara pengukuran secara kontinu, berkala 1 bulanan dan 3 bulanan di berbagai titik pengamatan. Dengan cara ini dapat diketahui adanya perubahan laju dosis terhadap hasil pengamatan sebelumnya dan sesaat (real time). Laju dosis dan dosis di udara (ambient air dose) dipantau secara kontinu dengan menggunakan sistem pemantauan paparan radiasi gama udara ambien terpusat yang dilengkapi dengan detektor tipe GM, sistem alarm, komunikasi data dan pengolahan data. Alat pantau terpasang pada 4 stasiun pengamatan yang terletak dalam daerah KNS yakni di atas gedung 20, 30, 90 dan 93. Dari tiap stasiun pengamatan data dikirim ke pusat pengolahan data yang terletak di Gedung 71 lantai 3. Tingkat acuan peralatan ini diatur pada 0,25 Sv/jam, bila laju dosis melampaui tingkat acuan maka sistem alarm akan memberikan tanda bunyi sehingga lepasan abnormal dapat diketahui secara dini. Laju dosis udara ambien juga dipantau secara berkala 3 bulanan pada berbagai titik pengamat dengan menggunakan alat ukur radiasi lingkungan (surveimeter). Dengan cara ini dapat diketahui perubahan laju dosis selama waktu pengamatan.

b. Dosis Kumulatif (Integrated dose) Dosis kumulatif dipantau secara berkala dengan menggunakan kartu Dosimeter Termoluminisens (TLD) lingkungan. Kartu TLD lingkungan dipasang di beberapa stasiun pantau di dalam KNS. Kartu TLD lingkungan dibaca untuk mengetahui jumlah dosis radiasinya dengan menggunakan alat

103


pembaca TLD. Dengan demikian kecenderungan perubahan dosis radiasi ambien dapat diidentifikasi untuk dievaluasi.

c. Radioaktivitas Aerosol/Gas 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 karbon aktif (carbon catridge) untuk maksud menangkap gas iodin radioaktif dan gas lainnya. Cuplikan kertas saring dan karbon aktif diukur menggunakan alat cacah / latar rendah dan spektrometer gama untuk menentukan tingkat konsentrasi radioaktivitas udara. 10.6.2 Air

a. Air Sumur Pemantauan kemungkinan adanya zat radioaktif yang terdapat pada air tanah dangkal, dilakukan melalui pencuplikan air sumur penduduk dalam radius 5 km dari reaktor. Analisis konsentrasi aktivitas dalam air dilakukan dengan menggunakan alat cacah  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 pada periode tertentu 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 sampel air dan sedimen pada beberapa stasiun pantau di sepanjang Daerah Aliran Sungai (DAS) Cisadane dalam radius 5 km. Pengambilan sampel 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

104


olahan pada proses penjernihan air minum untuk kebutuhan lokal yang terdapat dalam radius 5 km dari reaktor. 10.6.3 Tanah Pemantauan kontaminsasi pada tanah permukaan dan tanah pertanian dilakukan dengan mengambil cuplikan tanah setiap 3 bulanan pada beberapa lokasi pantau yang telah ditetapkan dalam radius 5 km dari reaktor. Sampel tanah setelah diolah, dianalisis kandungan bahan radioaktifnya dengan alat cacah  latar rendah dan spektrometer gama. 10.6.3.1 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 reaktor. 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 latar rendah dan spektrometer gama untuk mengidentifikasi tingkat kontaminasi radioaktif pada tanaman pangan.

b. Tanaman Liar/Rumput Pemantauan terhadap tanaman liar dilakukan melalui jenis rumput lainnya yang merupakan bahan makanan ternak. Pemantauan ini dilakukan dengan mengambil tanaman liar di tempat penggembalaan ternakpada daerah radius 5 km dari reaktor, sampel lingkungan tersebut diolah menjadi abu kemudian diukur menggunakan alat cacah α/β latar rendah untuk mengetahui tingkat kontaminasi zat radioaktifnya. 10.7 Waktu dan Frekuensi Pemantauan Waktu dan frekuensi pemantauan berdasarkan Peraturan Pemerintah RI Nomor 33 Tahun 2009 pasal 27 ayat (1) menyebutkan bahwa pemantauan radioaktivitas lingkungan harus dilakukan secara terus menerus/kontinu, berkala dan

105


atau sewaktu-waktu, maka kegiatan pemantauan lingkungan di KNS dilakukan sebagai berikut ; a.

Pemantauan kontinu dilakukan secara terus menerus

b.

Pemantauan rutin dilakukan secara berkala setiap 1 dan 3 bulan.

c.

Pemantauan khusus atau tidak rutin adalah pemantauan yang dilakukan di luar jadwal pemantauan rutin. Pemantauan khusus dilaksanakan hanya pada kea-

daan: a.

Adanya operasi non-rutin yang diperkirakan terjadi peningkatan kontaminasi terhadap komponen lingkungan,

b.

Adanya kecelakaan yang dapat mengakibatkan tingkat kontaminasi meningkat terhadap komponen lingkungan,

c.

Ditemukannya tingkat kontaminasi yang cukup berarti dalam sampel lingkungan selama pemantauan rutin.

10.8 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 tidak boleh melebihi 1 mSv/tahun diluar kontribusi dosis radiasi latar. Penetapan baku mutu dilakukan dengan menggunakan parameter pembatas dosis yang diterima oleh anggota masyarakat tidak melebihi 1 mSv/tahun. Baku Tingkat Radioaktivitas lingkungan ditetapkan berdasarkan pembatas dosis dan mengikuti batas pemasukan tahunan (ALI) untuk publik berdasarkan ICRP 72 dari lepasan airbone dan cairan seperti yang ditampilkan pada Tabel 10.5.

106


Tabel 10.1 Sumber dampak penting dari kegiatan instalasi nuklir di KNS No 1.

Instalasi Nuklir Reaktor Serba Guna, G.A. Siwabessy

Sumber Dampak Penting Pengoperasian RSGGAS dalam kegiatan,  Irradiasi bahan U235 untuk produksi isotop, analisis kimia, elemen bakar, komponen reaktor, uji bahan reaktor dan penelitian.  Pengujian elemen bakar reaktor daya (power ramp test)  Radiografi neutron  Penggantian dan penyimpanan bahan bakar bekas

2.

Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka

Kegiatan produksi radioisotop,  Penyiapan bahan untuk irradiasi  Pengolahan bahan hasil irradiasi dan pemisahan isotop

Radionuklida Kr-85, Kr-85m, Kr-87, Kr-88, Xe-133, Xe-135, Rb-88, Sr-89, Sr-90, Sr-91, Y-90, Y-91, Zr-95, Zr-97, Nb-95, Mo-99, Ru-103, Ru-106, Rh-105, Te-129, Te-129m, Te-131m, Te-132, Sb-125,I-125, I-131, I-132, I-133, I-134, I-135, Zn-65, Cs-134, Cs-137, Ba-140, La-140, Ce-141, Ce-143, Ce-144. I-131, I-132, I-133, I-135, Xe-33m, Xe-133, Xe-135m, Xe-135, Kr-85m, Kr-85 dan Kr-88

 Pengemasan dan distribusi isotop siap pakai  Pengelolaan limbah proses pengolahan

107


3.

Instalasi Litbang Radioisotop dan Radiofarmaka

Kegiatan produksi radioisotop lainnya dan radiofarmaka,

I-125, I-131

 Produksi radioisotop  I-125  Produksi Kit Radioimmunoassay (RIA) & Immunoradiometric Assay (IRMA)  Pengujian kualitas sediaan radioisotop/ radiofarmaka

4.

Instalasi Radiometalurgi

Kegiatan uji elemen bahan bakar,  Pengujian paska iradiasi elemen bakar dari jenis MTR, HWR, dan LWR.  Pengujian bahan bakar dalam Hot Cell

Kr-85, Xe-133, Sr-89, Sr-90,Y-90, Y-91, Zr-95, Nb-95, Ru-106, Rh-106, Sb-125, Te-127, Te-127m, I-131, Cs-134, Cs-137, Ba-140, La-140, Ce-141, Ce-144, Pr-143, Nd-147, Pm-147, Pm-148, Eu-156, U-234, U-235, U-238, Np-238, Np-239, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-242,Zn-65

5.

Instalasi Elemen Bahan Bakar Eksperimen (IEBE)

Kegiatan litbang produksi bahan bakar nuklir reaktor daya

Uranium alam

6.

Instalasi Pabrikasi Elemen Bahan Bakar Reaktor Riset (IPEBRR)

Kegaiatan produksi bahan bakar nuklir reaktor riset

Uranium diperkaya

108


Tabel 10.2 Komponen Lingkungan yang Kegiatan Instalasi Nuklir di KNS. Komponen Lingkungan

Parameter yang Dipantau

Udara/Ambien  laju dosis  dosis kumulatif

Indikator Dampak

dipantau

dari

Frekuensi Pemantauan

 tingkat paparan

 3 bulanan & kontinu

 tingkat dosis

 3 bulanan

 radioaktivitas  aktivitas gross

 1&3 bulanan

Jatuhan basah

radioaktivitas aktivitas 3 bulanan dalam air hujan radionuklida sifat fisika-kimia

Tanah

radioaktivitas dalam tanah permukaan

aktivitas radionuklida 3 bulanan sifat fisika-kimia

Air

radioaktivitas dalam:

aktivitas 3 bulanan radionuklida sifat fisika-kimia

 air permukaan  air sumur Air PAM

radioaktivitas dalam air minum


Sungai Cisadane

radioaktivitas dalam:


 air permukaan  sedimen Tanaman

radioaktivitas dalam rumput/ tanaman pangan

aktivitas 3 bulanan radionuklida indikator biologi

109


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

Parameter yang dipantau


dosis eksternal:  laju dosis gama

 kontinu dan sesaat

 dosis gama kumulatif

 pengukuran 3 bulanan

deposisi udara:  udara  air hujan Airborne

 pengambilan dan pengukuran sampel 1 dan

 tanah permukaan

 3 bulanan

bahan makanan:

pengambilan dan pengukuran sampel 3 bulanan

 sayuran

 pengumpulan secara kontinu dan pengukuran 3 bulanan

 air minum/air tanah indikator daratan: rumput/tanaman liar


sebaran perairan:


 air permukaan Cairan

 sedimen bahan makanan akuatik: ikan air tawar

110



Tabel 10.4 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi kedaruratan Jenis Lepasan

Parameter yang dipantau


Pengukuran selama passage awan radiasi dosis eksternal:  laju dosis gama

 laju dosis neutron deposisi atmosferik:  udara  air hujan Airborne

 kontinu, dekat dan jauh dari sumber, pemetaan laju dosis eksternal  kontinu, hanya pada dekat sumber  pengambilan kontinu, pengukuran setiap 2 jam  pengumpulan secara kontinu dan pengukuran setiap 2 jam

Pengukuran setelah passage awan radiasi dosis eksternal: laju dosis gama

kontinu, pemetaan laju dosis

deposisi: tanah permukaan

sekali, pemetaan kontaminasi radionuklida yang relevan

bahan makanan:  sayuran  susu indikator daratan: rumput/tanaman liar

 setiap hari, indikator untuk pertanian  setiap hari, indikator untuk makanan hewan setiap hari

Setelah pelepasan dispersi perairan:  air permukaan Cairan  sedimen bahan makanan akuatik: ikan air tawar

 pengambilan sampel kontinu, pengukuran 1 kali sehari  setiap minggu sekali pemilihan sampel yang tepat

111


Tabel 10.5 Batas Pemasukan Tahunan (ALI) dan Konsentrasi Udara Turunan (DAC) untuk anggota masyarakat pelepasan atmosferik

Ru-106 …

112


Note: F

= Fastly

M

= Moderate

S

= Shortly

113


Gambar 10. 1 Instalasi RSG-LP dan Lokasi Pemantauan Lingkungan di KNS.

114

Gambar 10. 2 Lokasi Pemantauan Lingkungan Kawasan PUSPIPTEK


115

Gambar 10. 3 Lokasi Pemantauan Lingkungan Lepas Kawasan


116

et er m


DEFINISI

Activity Median Aerodynamic Diameter (AMAD) adalah diameter dalam distribusi ukuran partikel aerodinamik dengan aktivitas total di atas dan di bawah ukuran ini sama. Ukuran pertikel diasumsikan mengikuti distribusi log normal. Nilai AMAD berpengaruh pada besarnya fraksi pemasukan dari suatu radionuklida (aerosol). Fraksi pemasukan ini digunakan untuk menghitung dosis radiasi internal. Annual Limit on Intake (ALI) adalah pemasukan radionuklida tertentu ke dalam tubuh manusia acuan yang selama satu tahun dapat menimbulkan penerimaan dosis terikat tahunan sama dengan NBD. Bahan Berbahaya dan Beracun (B3) adalah zat, energi, dan/atau komponen lain yang karena sifat, konsentrasi, dan/atau jumlahnya, baik secara langsung maupun tidak langsung, dapat mencemarkan dan/atau merusak lingkungan hidup, dan/atau membahayakan lingkungan hidup, kesehatan, serta kelangsungan hidup manusia dan makhluk hidup lain. Baku Tingkat Radioaktivitas (BTR) nilai batas yang dinyatakan dalam kadar tertinggi yang diizinkan (KTD) yaitu batas konsentrasi radionuklida yang diperbolehkan terdapat di lingkungan, tetapi tidak menimbulkan gangguan terhadap makhluk hidup, tumbuh-tumbuhan dan atau benda. Batas pelepasan (discharge limit) adalah batas lepasan zat radioaktif secara terencana dan terawasi ke lingkungan dari suatu kegiatan nuklir. Daerah instalasi nuklir adalah daerah yang terdapat instalasi nuklir dan dibatasi dengan pagar kuning yang memiliki akses terbatas. Daerah pengendalian adalah suatu daerah yang di bawah aturan khusus yang dimaksudkan untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion dan lalu lintasnya dikendalikan. 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 non-instalasi nuklir adalah daerah di luar pagar kuning namun di dalam pagar BATAN.

117


Dekontaminasi adalah proses menghilangkan atau mengurangi kontaminasi zat radioaktif dalam bahan menggunakan cara fisika dan atau kimia. Disposal (pembuangan) adalah penempatan limbah radioaktif tidak untuk maksud diambil lagi di tempat khusus dengan rancangan yang memenuhi kriteria keselamatan. Dosis efektif kolektif adalah dosis paparan radiasi pada populasi yang dinyatakan oleh integrasi dosis efektif dengan jumlah individu populasi yang terkena radiasi. Dosis ekivalen adalah besaran dosis radiasi yang khusus digunakan dalam proteksi radiasi untuk menyatakan besarnya tingkat kerusakan pada jaringan tubuh akibat terserapnya sejumlah energi radiasi dengan memperhatikan faktor yang mempengaruhinya (dosis dan jenis radiasi serta faktor lain). Dosis prospektif adalah prakiraan dosis dimuka biasanya untuk maksud optimasi proteksi radiasi rancangan fasilitas menetapkan dosis ini. Dosis radiasi adalah jumlah radiasi yang terdapat dalam medan radiasi atau jumlah energy radiasi yang diserap atau diterima oleh materi yang dilaluinya. Dosis retrospektif adalah penetapan dosis perorangan yang dikaji dari hasil pengukuran dosis perorangan maupun daearh kerja. Dosis terikat adalah jumlah dosis ekivalen dalam suatu bagian tubuh yang diakibatkan oleh kontaminasi bahan radioaktif dalam tubuh. Efek deterministik adalah efek radiasi di atas dosis tertentu keparahannya bergantung pada besarnya dosis. Efek genetik adalah pengaruh genetik baik somatik maupun stokastik pada sel akibat radiasi. Efek ini mengakibatkan penyakit keturunan akibat radiasi. Efek somatik adalah efek radiasi hanya pada individu yang terkena paparan, berbeda dengan efek genetik yang mempunyai pengaruh pada generasi berikut, meskipun tidak mengalami paparan. Efek stokastik adalah efek radiasi yang keparahannya tak tergantung pada besarnya dosis dan peluang terjadinya tanpa dosis ambang. Efluen radioaktif adalah lepasan terkendali zat radioaktif dalam bentuk gas atau cairan ke lingkungan.

118


Embrio adalah bakal anak dalam kandungan hasil pembuahan sel telur pada stadium permulaan yg kemudian menjadi janin, yg berumur antara satu minggu sampai delapan minggu. Faktor bobot radiasi, wR, adalah porsi risiko efek stokastik terhadap risiko total yang terjadi pada jaringan T pada kondisi iradiasi seluruh tubuh secara merata. Faktor bobot ini hanya digunakan untuk perhitungan dosis ekivalen efektif. Fasilitas adalah instalasi nuklir atau fasilitas radiasi. Fasiitas radiasi adalah instalasi /unit kerja yang menggunakan sumber radiasi dan atau zat radioaktif. Fetus adalah janin berkembang pada akhir minggu kedelapan kehamilan, sewaktu struktur utama dan sistem organ terbentuk, hingga kelahiran. H*(10) adalah dosis ekivalen ambien, dosis ekivalen pada suatu titik di medan radiasi yang dihasilkan oleh medan bola ICRU pada kedalaman 10 mm pada vektor radius berlawanan arah medan radiasi. Satuan dosis ekivalen ambien adalah joule per kilogram (J kg-1) dan nama khususnya adalah sievert (Sv). Hp(0,07) adalah dosis ekivalen di jaringan ICRU pada kedalaman 0,07 mm dari tubuh manusia di bawah posisi dosimeter perorangan yang dipakai. Hp(10) adalah dosis ekivalen pada jaringan ICRU pada kedalaman 10 mm dari tubuh manusia di bawah posisi dosimeter perorangan yang dipakai. Instalasi nuklir 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 fasilitas yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan bakar nuklir bekas. Koefisien dosis adalah faktor yang digunakan untuk mengkonversi pemasukan radionuklida ke satuan dosis. Biasanya mempunyai satuan dosis/satuan pemasukan (misalnya Sv/Bq). Kontaminasi adalah keberadaan suatu zat radioaktif pada bahan, tempat, atau bagian tubuh yang tidak seharusnya dan dapat menimbulkan bahaya paparan radiasi.

119


LET (Linear Energy Tranfer) adalah transfer linear energi partikel bermuatan dalam medium, dengan dE = energi yang terdeposit dan dx = jarak yang ditempuh. Limbah B3 (limbah bahan berbahaya dan beracun) adalah sisa suatu usaha dan/atau kegiatan yang mengandung B3. Limbah biologis adalah setiap limbah yang hidup atau pernah hidup yang digunakan dalam penelitian. Ini termasuk limbah peralatan dan bahan seperti pipet, jarum, dan gelas yang digunakan dalam penelitian biologi. Limbah infeksius adalah limbah yang dicurigai mengandung bahan patogen misalnya kultur laboratorium, limbah dari ruang isolasi, kapas, materi atau peralatan yang tersentuh pasien yang terinfeksi, ekskreta. Limbah radioaktif 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 radioaktif tingkat rendah adalah limbah radioaktif dengan aktivitas di atas tingkat aman (clearance level) tetapi di bawah tingkat sedang, yang tidak memerlukan penahan radiasi selama penanganan dalam keadaan normal dan pengangkutan. Limbah radioaktif tingkat sedang adalah limbah radioaktif dengan aktivitas di atas tingkat rendah tetapi di bawah tingkat tinggi, yang tidak memerlukan pendingin, dan memerlukan penahan radiasi selama penanganan dalam keadaan normal dan pengangkutan. Limbah radioaktif tingkat tinggi adalah limbah radioaktif dengan aktivitas di atas tingkat sedang, yang memerlukan pendingin, dan penahan radiasis dalam penanganan pada keadaan normal dan pengangkutan, termasuk bahan bakar nuklir bekas. Nilai batas dosis (NBD) adalah dosis terbesar yang di izinkan oleh BAPETEN yang dapat diterima oleh pekerja radiasi dan anggota masyarakat dalam jangka waktu tertentu tanpa menimbulkan efek genetik dan somatik yang berarti akibat pemanfaatan tenaga nuklir. Orang acuan adalah pria berusia antara 20 s/d 30 tahun dengan berat badan 70 kg, tinggi badan 170 cm dan hidup pada iklim yang mempunyai temperatur rata-rata 10 s/d 20⁰C. Dia adalah orang Eropa barat atau Amerika Utara.

120


Paparan (radiasi) adalah tindakan atau kondisi teriradiasi. Paparan Berlebih adalah paparan yang melampaui Nilai Batas Dosis tahunan yang telah ditetapkan. Paparan eksternal adalah paparan terhadap radiasi dari suatu sumber di luar tubuh. Paparan internal adalah paparan terhadap radiasi dari suatu sumber di dalam tubuh. Paparan pekerjaan adalah paparan yang diperoleh akibat bekerja di medan radiasi atau dengan sumber zat radioaktif. Pekerja radiasi adalah setiap orang yang bekerja di instalasi nuklir atau fasilitas radiasi yang diperkirakan menerima Dosis tahunan melebihi Dosis untuk masyarakat umum. Pemasukan (intake) radionuklida adalah masuknya sejumlah zat radioaktif ke dalam tubuh melalui inhalasi, oral atau melalui permukaan kulit. Pembatas Dosis adalah pembatas prospektif pada dosis perorangan dari satu sumber yang berfungsi sebagai batas atas dosis dalam optimisasi proteksi dan keselamatan untuk sumber tersebut. Pemegang Izin (PI) adalah orang atau badan yang telah menerima izin Pemanfaatan Tenaga Nuklir dari BAPETEN. Pemindahan bahan bakar bekas adalah transfer bahan bakar bekas dari PRSG dan PTBN melalui kanal hubung ke KH-IPSB3. Pengelolaan limbah radioaktif adalah pengumpulan, pengelompokan, pengolahan, pengangkutan, penyimpanan, dan atau pembuangan limbah radioaktif. Pengolahan limbah radioaktif adalah proses untuk mengubah karakteristik dan komposisi limbah radioaktif sehingga apabila disimpan dan atau dibuang tidak membahayakan masyarakat dan lingkungan hidup. Petugas Proteksi Radiasi adalah petugas yang ditunjuk oleh Pemegang izin dan oleh BAPETEN dinyatakan mampu melaksanakan pekerjaan yang berhubungan dengan Proteksi radiasi. Proteksi radiasi adalah semua tindakan dilakukan untuk mengurangi pengaruh radiasi yang merusak akibat paparan radiasi/pemanfaatan teknologi nuklir. Radiasi ambien adalah radiasi sekitar suatu lingkungan.

121


Radiasi pengion adalah gelombang elektromagnetik dan partikel bermuatan yang karena energy yang dimilikinya mampu mengionisasi media yang dilaluinya. Radiotoksisitas adalah kemampuan radionuklida menimbulkan kerusakan sel akibat radiasi bila masuk ke jaringan tubuh. RBE (Relative Biological Effectiveness) adalah faktor yang digunakan untuk membandingkan efektivitas biologis berbagai jenis radiasi pengion. Sumber Radiasi adalah segala sesuatu yang dapat menyebabkan paparan radiasi, seperti dapat memancarkan radiasi pengion, atau melepaskan zat radioaktif dan dapat diperlakukan sebagai entity tunggal untuk maksud proteksi dan keselamatan radiasi. Sumber Terbungkus adalah zat radioaktif berbentuk padat yang terbungkus secara permanen dalam kapsul yang terikat kuat. Tingkat acuan (reference level) adalah tingkatan radiologi di bawah batasan dosis. Tingkat aman (clearence level) adalah nilai yang ditetapkan oleh Badan Pengawas dan dinyatakan dalam konsentrasi aktivitas atau tingkat kontaminasi, dan atau aktivitas total pada atau di bawah nilai tersebut, sumber radiasi yang dibebaskan dari pengawasan.

122


LAMPIRAN A: SK Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong (disalin sesuai aslinya) KOMISI PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG KEPUTUSAN KETUA KOMISI PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG NOMOR:01/KNS/III/2011 TENTANG PEMBENTUKAN TIM PENYUSUN REVISI PEDOMAN KESELAMATAN DAN PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG KETUA KOMISI PROTEKSI RADIASI Menimbang: a. bahwa agar terpenuhi efektivitas kerja yang optimal kegiatan proteksi radiasi masingmasing satuan kerja maupun institusi yang ada di Kawasan Nuklir Serpong; b. bahwa ada kepentingan proteksi radiasi yang bersifat kawasan yang tidak dapat dipenuhi oleh organisasi yang ada di Kawasan Nuklir Serpong; c. bahwa untuk integrasi sistem proteksi radiasi di Kawasan Nuklir Serpong perlu adanya organisasi proteksi radiasi yang secara independen dan menyeluruh mewadahi kepentingan kegiatan proteksi radiasi baik di satuan kerja atau institusi masing-masing maupun yang bersifat kawasan. d. bahwa diperlukan suatu kesamaan pedoman keselamatan dan proteksi radiasi di kawasan nuklir serpong. e. bahwa diperlukan revisi untuk penyesuaian dengan aturan terkini. Mengingat: 1. Peraturan Kepala BATAN Nomor 392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan tata Kerja BATAN; 2. Surat Keputusan Kepala BATAN Nomor 069/KA/III/2011 tentang Pembentukan Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong.

L-1


Menetapkan: KEPUTUSAN KETUA KOMISI PR-KNS TENTANG PEMBENTUKAN TIM PENYUSUN REVISI PEDOMAN KESELAMATAN DAN PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG. PERTAMA : Membentuk Tim Penyusun Revisi Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang selanjutnya dalam keputusan ini disebut Tim Penyusun dengan susunan seperti tersebut dalam Lampiran Keputusan ini. KEDUA

: Tim penyusun mempunyai tugas menyiapkan dan menyusun Revisi Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong.

KETIGA

: Dalam melaksanakan tugasnya, Tim Penyusun dapat meminta : 1. Pertimbangan kepada para ahli yang bukan dari Komisi; 2. Informasi dan data yang diperlukan dalam pelaksanaan tugasnya dari semua pihak.

KEEMPAT : Komisi mempunyai kewajiban: 1. Membuat laporan pelaksanaan tugasnya kepada Ketua komisi; 2. Menyusun Revisi Pedoman KELIMA

: Segala biaya yang diperlukan untuk pelaksanaan tugas dibebankan pada Anggaran Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR), Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG), PT Batan Teknologi (BATEK), Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Pusat Teknologi Bahan Nuklir (PTBN), Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN), dan Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir (PTBIN).

KEENAM

: Keputusan ini berlaku pada tanggal ditetapkan sampai dengan tanggal 31 Desember 2011.

L-2


Ditetapkan di Jakarta Pada tanggal 15 Maret 2011 KETUA KOMISI PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG

ttd

DRS. RADEN HERU UMBARA SALINAN: Disampaikan kepada Yth.: 1. Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional 2. Sekretaris Utama dan para Deputi Kepala BATAN 3. Para Kepala Pusat di Kawasan Nuklir 4. Direktur PT Batek 5. Para Anggota Komisi

L-3


LAMPIRAN : SURAT KEPUTUSAN KETUA KOMISI PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG NOMOR : 01 /KNS/III/2011 TANGGAL : 15 Maret 2011

SUSUNAN TIM PENYUSUN REVISI PEDOMAN KESELAMATAN DAN PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG Ketua

: Drs. Suhaedi Muhammad

Anggota : 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. Nara Sumber :

PT. Batan Teknologi

Drs. Kadarusmanto M.Eng. Drs. Slamet Supriyanto Dr. Sjafrudin M.Eng Ir. Sri Mudjajati Dra. RR. Djarwanti RPS Uteng Tarmulah Drs. W.Prasuad Drs. Saiful Yusuf, MT Tatang Eriandi Dr. Syahrir Drs.Agus Gindo Simajuntak Dra. Sri Widayati Lucia Kwin Pudjiastuti,SKM

PRSG PRSG PTBN PTBN PRR PRR PTBIN PTBIN PKTN PTLR PTLR PTLR PTLR

1. Ir. Suryantoro, MT 2. dr. Kemala Z. Yapas

PTLR PKTN

Pelaksana Sekretariat: 1. Dra. Ruminta Ginting. 2. Tri Bambang Lestarianto, ST 3. M. Cecep Cepi Hikmat, S.ST 4. Arif Yuniarto, ST KETUA KOMISI PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG

Ttd

DRS. RADEN HERU UMBARA

L-4


LAMPIRAN B: Batas Lepasan Radionuklida ke Atmosfer Kawasan Nuklir Serpong Radionuklida

Bq/Minggu

Radionuklida

Bq/Minggu

Ag-110m Am241 Am-243 Ba-137m Ba-140 Br-82 Br-83 Ce-141 Ce-144 Cm-242 Cm-243 Cm-244 Cs-134 Cs-137 Eu-154 Eu-155 H-3 I-125 I-131 I-132 I-133 I-134 I-135 Kr-83m Kr-85 Kr-85m Kr-88 La-140 Nb-95 Nb-95m Nd-147 Np-239

2.87E+06 1.05E+05 2.52E+05 1.92E+12 6.55E+07 5.44E+08 2.88E+11 8.07E+08 3.49E+07 6.94E+06 3.42E+05 1.02E+05 1.75E+06 5.31E+07 5.84E+05 2.08E+07 2.56E+11 1.75E+08 3.19E+08 9.45E+09 3.57E+09 2.15E+10 3.38E+09 7.32E+13 5.66E+07 6.37E+10 6.81E+09 5.50E+08 7.74E+07 7.57E+08 2.28E+08 9.40E+08

Pm-147 Pr-144 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-242 Rh-103m Rh-106 Ru-103 Ru-106 Sb-125 Sm-151 Sn-125 Sr-90 Te-125m Te-127 Te-127m Te-129m Te-131m Te-132 Th-234 U-238 Xe-131m Xe-133 Xe-133m Xe-135 Xe-135m Xe-138 Y-90 Y-91 Zr-95

1.41E+10 1.02E+12 1.68E+05 3.44E+05 6.09E+04 7.14E+04 5.72E+13 1.60E+13 1.11E+08 1.51E+07 4.52E+06 2.96E+10 2.28E+08 5.17E+06 5.88E+08 4.86E+11 2.64E+08 1.68E+08 7.24E+08 2.41E+08 2.26E+07 7.16E+04 1.05E+10 9.63E+09 1.22E+10 2.10E+10 2.80E+11 6.06E+10 6.65E+09 3.84E+08 2.08E+07

L-5


LAMPIRAN C: Tabel Tingkat Pengecualian: Konsentrasi Aktivitas yang Dikecualikan dan Aktivitas Radionuklida yang Dikecualikan (pembulatan)

L-6


L-7


L-8


L-9


L-10


L-11


LAMPIRAN D: Surat Pengeluaran Barang

L-12


LAMPIRAN E: Bukti Pengiriman Peralatan atau Barang

L-13


LAMPIRAN F: Surat Keterangan Bebas Kontaminasi

L-14


LAMPIRAN G: Surat Jalan

L-15

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Recommend Documents