Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
PENGENDALIAN DAERAH KERJA PAPARAN RADIASI GAMMA DI RSGGAS Nugraha Luhur, Yulis Sumarno, Tri Anggono, Sunarningsih
ABSTRAK PENGEDALIAN DAERAH KERJA PAPARAN RADIASI GAMMA DI RSGGAS. Pemanfaatan RSGGAS sebagai salah satu instalasi nuklir harus dijaga (dikendalikan) agar pekerja radiasi tidak menerima dosis radiasi yang berlebihan, serta paparan radiasi yang ditimbulkan tidak merugikan dan membahayakan masyarakat dan lingkungan. Untuk menjamin keselamatan radiasi dari adanya kegiatan operasi RSGGAS perlu adanya program pengendalian daerah kerja dari paparan radiasi gamma yang intensif terhadap personil dan daerah kerja berdasarkan atas prinsip ALARA (As Low Reasonably Achievable). Pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma di RSGGAS dilakukan dengan menggunakan sistem pemantauan paparan radiasi gamma yang dipasang permanen dan dengan melakukan pemantauan paparan radiasi gamma menggunakan surveimeter portable. Metode pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma dilakukan dengan pemantauan rutin, pemantauan opersaional dan pemantauan khusus. Dari keseluruhan kegiatan pengendalian daerah kerja yang berhubungan dengan sumber radiasi gamma di RSGGAS ratarata telah terkendali dengan baik sesuai prosedurprosedur kegiatan yang ada di RSG GAS. Dan secara umum tingkat paparan radiasi gamma di RSGGAS lebih kecil dari 2,5 mR/jam, sehingga pekerja radiasi boleh bekerja selama 8 jam dalam satu hari sesuai dengan peraturan perundangundangan ketenaga nukliran yang berlaku di indonesia. Penerimaan dosis radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi di RSG GAS ratarata sebesar 0,026 mSv/triwulan, jauh dibawah batas yang diijinkan sebesar 12,5 mSv/triwulan.
ABSRACT CONTROLLING OF GAMMA RADIATION ZONE IN RSGGAS. The usage of RSGGAS as a nuclear installation must be controlled so the radiation workers do not accept over dose radiation, also the radiation exposure that appeared does not injure and endanger to the community and environment. To guarantee from the radiation safety of operation activity in RSGGAS, it is needed an intensive controlling program of gamma radiation exposure to the person and zone based on the ALARA (As Low Reasonably Achievable) principle. The zone controlling of gamma radiation exposure in RSGGAS is carried out by using the system of monitoring of gamma radiation exposure that permanently installed and by doing the monitoring of gamma radiation exposure with portable surveymeter. The method of zone controlling to the gamma radiation exposure is carried out with periodic monitoring, operational monitoring and special monitoring. From the whole zone controlling activities that related to gamma radiation source in RSGGAS generally in a good control accordance with the activity procedures that exist in RSGGAS.Generally gamma radiation exposure level in RSGGAS less than 2.5 mR/hour, so the radiation workers are allowed working 8 hours a day based on the nuclear power regulation and law implemented in Indonesia. The radiation dose acceptance that receieved by the radiation working in RSGGAS in average 0.026 mSv every three monts, it is for below the allowed limitation 12.5 mSv every three monts.
545
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
I. PENDAHULUAN Pada suatu instalasi nuklir seperti RAGGAS, pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma adalah suatu hal yang mutlak yang harus diamati dan ditaati untuk menjaga kesehatan dan keamanan bagi pekerja radiasi. Pemanfaatan RSGGAS sebagai salah satu instalasi nuklir harus dijaga (dikendalikan) agar pekerja radiasi tidak menerima dosis radiasi yang berlebihan, serta paparan radiasi yang ditimbulkan tidak merugikan dan membahayakan masyarakat dan lingkungan. Untuk menjamin keselamatan radiasi dari adanya kegiatan operasi RSGGAS perlu adanya program pengendalian daerah kerja dari paparan radiasi gamma yang intensif terhadap personil dan daerah kerja berdasarkan atas prinsip ALARA (As Low Reasonably Achievable). Untuk itu diperlukan suatu sistem proteksi dan petugas proteksi radiasi yang handal. Sistem proteksi radiasi harus dilakukan pemeriksaan dan pengujian, khususnya sistem proteksi radiasi portable harus dalam kondisi terkalibrasi (mempunyai sertifikat kalibrasi) dari lembaga yang berkompetensi. Sedangkan untuk Petugas Proteksi Radiasi (PPR) sebaiknya mempunyai SIB (Surat Ijin Bekerja) untuk instalasi nuklir yang dikeluarkan oleh Bapeten. Seorang PPR harus menguasai tugas dan kewajiban seorang PPR, dengan demikian diharapkan pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma akan berlangsung dengan baik, jika sistem proteksi radiasi dan PPR dalam keadaan terkondisi. Di RSGGAS pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma dilakukan dengan melakukan pemantauan paparan radiasi gamma di daerah yang dominan memancarkan paparan radiasi gamma dan daerah dimana para pekerja radiasi sering beraktivitas melakukan kegiatanya, yaitu di lantai – 6.50 m, lantai 0.00 m, lantai + 8.00 m, dan lantai + 13.00 m (gambar 1). Maksud dan tujuan dari pemantauan radiasi gamma di daerah kerja adalah untuk menentukan bahwa tidak ada tingkat radiasi yang tak normal telah terjadi ditempat atau di daerah kerja, serta memperkirakan nilai batas dosis radiasi tertinggi untuk para pekerja radiasi terhadap paparan radiasi gamma berdasarkan dari pengukuran tingkat paparan radiasi gamma.
II. DAERAH SUMBER RADIASI GAMMA DI RSGGAS
1.
Balai Operasi Reaktor lantai +13.00 m (nomor ruangan 0721) Balai operasi merupakan ruang yang paling utama dimana pada ruang ini terdapat kolam reaktor tempat teras reaktor berada. Kegiatan yang dilakukan pada ruang ini cukup banyak mulai dari pembongkaran dan pemuatan bahan bakar, pembongkaran
546
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
dan pemufaatan material irradiasi, perawatan dan perbaikan detektordetektor neutron dan lainlain. Dari kegiatankegiatan tersebut terdapat materialmaterial hasil irradiasi, maupun peralatan pendukung yang menjadi radioaktif.
2. Ruang Sistem Rabbit lantai + 08.00 m (nomor ruangan 0629) Sistem Rabbit adalah Sistem yang dipergunakan untuk eksperimen irradiasi sample dengan waktu irradiasi yang relatif pendek. Pada sistem ini terdapat ruang Sel Panas (Hot Cell) yang dipergunakan untuk penangan materialmaterial irradiasi.
3. Ruang Penukar Panas lantai + 08.00 m (nomor ruangan 0625) Sistem ini masih satu ruang dengan ruang sistem pendingin primer hanya saja pada ruang ini disekat dibagian atasnya yang dipergunakan untuk pengoperasian katup katup manual dalam rangka venting, draining (pengurasan), filling (pengisian/penambahan) dan lainlain terhadap perlengkapanperlengkapan yang ada pada sel primer.
4. Balai Eksperimen lantai 0.00 m (nomor ruangan 0423) Di Balai Eksperimen terdapat lima fasilitas eksperimen memanfaatkan fluks neutron dari teras reaktor yaitu : S1 untuk fasilitas Iodine Loop S2 untuk fasilitas Radiografi Neutron S4 untuk fasilitas Spektrometer Neutron Tiga Sumbu S5 untuk fasilita Difraktrometer Neutron 4 lingkaran S6 untuk fasilitas Difraktrometer Neutron Serbuk (beam tube) yang Fasilitasfasilitas tersebut selain memancarkan paparan radiasi netron juga memancarkan paparan radiasi gamma pada saat rektor beroperasi dan sistem tersebut beroperasi (shutter) dibuka 5. Ruang Pompa Sistem Pendingin Primer lantai + 0.00 m (ruangan 0424) Sistem pendingin primer reaktor berfungsi untuk memindahkan panas yang timbul di teras reaktor saat reaktor beroperasi. Ruang ini merupakan tempat diletakkannya 3 buah pompa sirkulasi air pendingin yang melewati teras reaktor dimana reaksi fisi
547
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
berlangsung, sehingga air yang tersirkulasi memancarkan paparan radiasi gamma yang cukup tinggi. 6. Ruang Sistem FAK 01 lantai – 6.50 m (nomor ruangan 0231) Sistem FAK01 yaitu sistem pemurnian kolam penyimpanan bahan bakar bekas yang berfugsi untuk membersihkan hasilhasil aktivasi dan kotorankotoran mekanik air kolam penyimpanan bahan bakar bekas dan untuk membuang panas yang timbul yang disebabkan dari burnup elemenelemen bakar yang tersimpan dalam kolam tersebut. Dari beroperasinya sistem tersebut maka ruang ini berpotensi mempunyai paparan yang lebih tinggi dari ruang yang lain. 7.
Ruang Sistem KBE 01 lantai – 6.50 m (nomor ruangan 231) Sistem KBE 01 yaitu sistem pemurnian air pendingin primer yang berfugsi untuk menghilangkan hasil aktivasi dan kotoran mekanik dari air kolam reaktor dan untuk menjaga kualitas air pada tingkat yang diperlukan hal ini diperlukan untuk membatasi tingkat radiasi di ruang Balai Operasi lantai + 13.00 m. selain itu berfungsi juga untuk menjaga kebersihan air kolam reaktor sehingga kontak antara air dan bagian dalam kolam selalu dalam keadaan baik. Dari beroperasinya sistem tersebut maka ruang ini berpotensi mempunyai paparan yang lebih tinggi dari ruang yang lain.
8. Ruang Sistem KBE 02 lantai – 6.50 m (nomor ruangan 0232) Sistem KBE 02 adalah sistem pemurnian dan lapisan air hangat yang berfungsi : Menyediakan air hangat secara terus menerus dimurnikan, dengan perbedaan temperatur antara 8 O C sampai 10 O C dibanding dengan temperatur air kolam dibagian bawahnya. Untuk menjaga kenaikkan paparan radiasi gamma di permukaan kolam reaktor balai operasi lantai + 13.00 m Untuk mengisi air ke tabung berkas neutron. (beam tube) di Balai Eksperimen lantai 0.00 m) Dari beroperasinya sistem tersebut maka ruang ini berpotensi mempunyai paparan yang lebih tinggi dari ruang yang lain. 9. Ruang Limbah Cair KPK 02 lantai – 6.50 m (nomor ruangan 0121) Ruang ini berfungsi unutk penampungan limbah cair aktivitas menengah.
548
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
10. Ruang Limbah Cair KTA 01 lantai – 6.50 m (nomor ruangan 0120) Ruang ini berfungsi unutk penampungan limbah cair yang berasal dari komponen pendingin primer. 11. Ruang Limbah KBK 02 lantai – 6.50 m (nomor ruangan 0243) Ruang ini berfungsi unutk penampungan dan transfer resin bekas. 12. Ruang Limbah Padat lantai – 6.50 m (nomor ruangan 0222) Ruang ini berfungsi untuk menyimpan materialmaterial radioaktif yang sudah tidak dipergunakan. Material radioaktif yang dimaksud adalah materialmaterial yang menjadi radioaktif karena irradiasi seperti bekas eksperimen atau material lain karena letak dan fungsinya sehingga material tersebut menjadi radioaktif.
III. METODE PENGENDALIAN DAERAH KERJA Pengendalian daerah kerja dari paparan radiasi gamma di RSGGAS dilakukan dengan 2 cara yaitu: melakukan pembacaan sistem pemantauan paparan radiasi gamma yang terpasang permanen di daerah kerja dalam gedung reaktor melakukan survei menggunakan surveimeter portable 1. Pemantauan Paparan Radiasi Gamma Terpasang Permanen Sistem pemantauan paparan radiasi gamma ini terpasang permanen di berbagai lokasi yang dipilih dan ditentukan letaknya di dalam gedung reaktor yaitu di ruanganruangan yang memungkinkan terdapat paparan radiasi gamma. Fungsi dan kegunaan dari sistem ini yaitu untuk mengukur besarnya paparan radiasi setempat dan menampilkan besar paparan radiasi yang terukur dalam satuan mR/jam serta membangkitkan alarmalarm jika besar paparan radiasi tertentu dilampui dengan maksud untuk memperingatkan para pekerja radiasi. Terdapat 13 buah sistem pemantauan paparan radiasi gamma yang dipasang di daerah kerja di RSGGAS yaitu: 1. UJA02 CRR001, lantai – 6.50 m, nomor ruangan 0221 2. UJA02 CRR002, lantai – 6.50 m, nomor ruangan 0237 3. UJA04 CRR001, lantai 0.00 m, nomor ruangan 0421
549
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
4. UJA04 CRR002, lantai 0.00 m, nomor ruangan 0424 5. UJA04 CRR003, lantai 0.00 m, nomor ruangan 0423 6. UJA04 CRR004, lantai 0.00 m, nomor ruangan 0223 7. UJA06 CRR001, lantai + 8.00 m, nomor ruangan 0621 8. UJA06 CRR002, lantai + 8.00 m, nomor ruangan 0629 9. UJA07 CRR001, lantai + 13.00 m, nomor ruangan 0721 10. UJA07 CRR002, lantai + 13.00 m, nomor ruangan 0721 11. UJA07 CRR003, lantai + 13.00 m, nomor ruangan 0721 12. UJA07 CRR004, lantai + 13.00 m, nomor ruangan 0721 13. UJA09 CRR001, lantai + 27.00 m, nomor ruangan 0935 Semua sistem pemantauan paparan radiasi gamma yang terpasang permanen ini merupakan piranti ukur dengan rancangan terpusat, yaitu semua pembacaan paparan radiasi gamma dapat dilakukan di satu tempat yaitu di Ruang Kendali Utama (RKU) RSGGAS.
2. Pemantauan Paparan Radiasi Gamma dengan Surveimeter Portable Pemantauan paparan radiasi gamma menggunakan surveimeter portable di daerah daerah yang berpotensi terdapat paparan radiasi gamma serta dimana para pekerja radiasi sering melakukan kegiatannya. Surveimeter gamma yang dipergunakan di RSG GAS yaitu: Analog Surveimeter Babyline 81 builtin probe, buatan Nardeux Digital Surveimeter Smart Ion builtin probe buatan Analog Surveimeter model 2242 builtin probe, buatan Ludlum Digital Surveimeter Teledetektor model Xetex 302 B buatan Xetex Sedangkan pemantauan daerah kerja yang dilakukan di RSG_GAS terdiri dari: pemantauan rutin
pemantauan operasional pemantauan khusus a. Pemantauan Rutin Pemantauan rutin yaitu pemantauan paparan radiasi gamma yang dilaksanakan secara berkala setiap hari untuk mengukur tingkat paparan radiasi gamma di daerah kerja b. Pemantauan Operasional Pemantauan operasional yaitu pemantauan paparan radiasi gamma yang dilaksanakan dalam waktu yang direncanakan pada pelaksanaan kegiatan operasi tertentu c. Pemantauan Khusus Pemantauan khusus yaitu pemantauan paparan radiasi yang dilakukan untuk memperoleh data yang digunakan untuk membuat laporan mengenai
550
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
permasalahan yang ditimbulkan dari suatu keadaan tak normal, kejadian khusus atau kecelakaan.
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN A. PEMANTAUAN RUTIN Tabel 1: Data pembacaan paparan radiasi gamma sistem terpasang (UJA) periode Bulan Januari 2005 s.d. Maret 2005
551
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
Gambar 1. Grafik paparan radiasi gamma di RSGGAS menggunakan pemantauan terpasang permanen
Dari tabel 1 dan gambar 1 dapat ditunjukkan bahwa pembacaan paparan radiasi gamma menggunakan sistem pemantauan paparan radiasi gamma yang terpasang permanen di daerah atau ruanganruangan dalam gedung RSGGAS pada saat reaktor tidak beropersi dan pada saat reaktor beroperasi 15 MW. Dari gambar 1 dapat ditunjukkan bahwa paparan radiasi gamma relatif rendah baik pada saat reaktor beroperasi maupun tidak beroperasi, paparan ratarata terbaca dibawah 0.3 mR/Jam. Diatas permukaan kolam reaktor lantai +13.00 paparan radiasi gamma di pantau oleh sistem UJA07 CR004 terbaca sebesar 1 mR/Jam pada saat reaktor beropersi 15 MW hal ini karena system UJA 07 CR004 terletak di pinggir permukaan kolam reaktor. Paparan radiasi gamma terbaca cukup besar yaitu pada sistem UJA 04 CR004 sebesar 53 mR/Jam, hal ini dikarenakan sistem UJA04 CR002 ditempatkan di ruang pompa primer berdekatan dengan pipa aliran air pendingin primer reaktor.
552
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
Tabel 2: Data pemantauan paparan radiasi gamma menggunakan surveimeter portable periode Bulan Januari 2005 s.d. Maret 2005
LOKASI
PAPARAN RADIASI RATA_RATA PADA
PAPARAN RADIASI RATA_RATA PADA DAYA
DAYA 0 MW ( mR/Jam )
15 MW ( mR/Jam )
PENGUKURAN
Januari Februari
Maret
Rata
Januari
Februa
Maret
2005
2005
2005
rata
2005
ri 2005
2005
1.
0.127
0.117
0.102
0.115
0.115
0.151
0.131
0.132
2.
0.120
0.097
0.083
0.100
0.100
0.126
0.114
0.113
3.
0.126
0.098
0.088
0.104
0.102
0.129
0.107
0.113
4.
0.116
0.103
0.095
0.105
0.118
0.158
0.177
0.151
5.
0.136
1.113
0.122
0.457
0.305
0.310
0.302
0.306
6.
0.144
0.151
0.140
0.145
0.724
0.695
0.538
0.652
7.
0.132
0.116
0.123
0.124
0.173
0.210
0.182
0.188
8.
0.150
0.121
0.115
0.129
0.238
0.238
0.193
0.223
9.
0.121
0.109
0.096
0.109
0.135
0.163
0.121
0.140
10.
0.147
0.159
0.140
0.149
5.609
5.100
3.820
4.843
11.
0.130
0.154
0.122
0.135
0.143
0.175
0.140
0.153
12.
1.185
0.140
0.129
0.485
0.291
0.323
0.403
0.339
13.
0.128
0.125
0.113
0.122
0.184
0.215
3.282
1.227
14.
0.134
0.119
0.111
0.121
0.136
0.178
0.151
0.155
15.
0.137
0.135
0.116
0.129
0.173
0.180
0.173
0.175
16.
0.140
0.119
0.120
0.126
0.167
0.178
0.173
0.173
17.
0.144
0.134
0.132
0.137
0.449
0.285
3.320
1.351
18.
0.153
0.156
0.145
0.151
3.182
2.825
2.582
2.863
19.
0.124
0.115
0.099
0.113
0.113
0.131
0.162
0.135
20.
0.130
0.136
0.115
0.127
0.215
0.243
0.209
0.222
21.
0.156
0.156
0.137
0.150
5.127
4.963
4.045
4.712
22.
0.151
1.143
0.149
0.481
0.358
0.405
0.381
0.381
23.
0.134
0.119
0.113
0.122
0.184
0.173
0.161
0.173
24.
0.180
0.143
0.153
0.159
0.909
0.463
0.453
0.608
25.
0.223
0.175
0.175
0.191
2.595
1.238
1.229
1.687
26.
0.166
1.147
0.139
0.484
0.887
0.465
0.365
0.572
553
Ratarata
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
27.
0.182
0.175
0.148
0.168
1.860
1.463
1.179
1.501
28.
0.416
0.269
0.336
0.340
0.422
0.405
0.336
0.388
29.
0.137
0.116
0.119
0.124
0.200
0.168
0.156
0.175
30.
0.181
0.161
0.365
0.236
1.636
1.375
1.187
1.399
Dari tabel 2 dan gambar 2 juga dapat ditunjukkan hasil pengukuran paparan radiasi gamma di daerah atau ruanganruangan dalam gedung RSGGAS menggunakan surveimeter pada saat reaktor tidak beroperasi dan pada saat reaktor beroperasi 15 MW. Dari gambar 2 dapat dilihat terdapat titiktitik pengukuran yang relatif lebih tinggi dibanding titiktitik pengukuran yang lain pada saat reaktor beropersi 15 MW. Pada titiktitik pengukuran nomor 13 dan 17 paparan radiasi gamma berasal dari beam tube atau fasilitas eksperimen di Balai Eksperimen lantai 0.00. Tinggi rendahnya paparan radiasi gamma pada Balai eksperimen ini dipengaruhi oleh beroperasi tidaknya (dibuka atau ditutupnya) shutter beam tube dari fasilitas eksperimen yang berada di Balai eksperimen. Pada titiktitik pengukuran nomor 25, 27 dan 29 paparan radiasi gamma berasal dari kolam reaktor dan penyimpanan bahan bakar bekas. Pada kolam reaktor paparan radiasi gamma dapat menjadi lebih tinggi jika sistem lapisan air hangat mendapat gangguan (tidak beroperasi), sedangkan pada kolam penyimpanan bahan bakar bekas paparan radiasi gamma meningkat karena penyekat kolam reaktor dan kolam penyimpanan bahan bakar bekas tidak rapat atau terdapat material pasca iradiasi yang masih digantung dekat permukaan kolam untuk penanganan lebih lanjut. Paparan pada titik titik tersebut diatas, besarnya masih dibawah batas paparan untuk pekerja radiasi sebesar 2.5 mR/jam. Pada titiktitik pengukuran nomor 10, 18 dan 21 paparan radiasi gamma berasal
554
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
dari ruangan sistem pendingin primer reaktor dan besarnya diatas 2.5 mR/jam maka dilakukan pengendalian dengan pemberian pagar kuning pada paparan 2.5 mR/jam. Jika dibandingkan antara pengukuran paparan radiasi gamma menggunakan sistem pengukuran yang terpasang permanen dan menggunakan surveimeter portable, terlihat bahwa dengan menggunakan surveimeter terukur paparan radiasi gamma yang lebih tinggi pada ruang yang sama di lokasi tertentu. Hal ini dikarenakan antara sumber radiasi dengan detektor yang terpasang permanen jaraknya cukup jauh. Karena hal tersebutlah di RSGGAS pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma dilengkapi (backup) dengan melakukan pemetaan terhadap paparan radiasi gamma di dalam gedung reaktor. Sehingga kegiatan pengendalian daerah kerja di RSGGAS dapat menjamin keselamatan dari paparan radiasi dari adanya kegiatan operasi RSGGAS dan untuk menentukan bahwa tidak ada tingkat radiasi yang tak normal telah terjadi ditempat atau di daerah kerja, serta memperkirakan nilai batas dosis radiasi tertinggi untuk para pekerja radiasi terhadap paparan radiasi gamma berdasarkan dari pengukuran tingkat paparan radiasi gamma.
555
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
B. PEMANTAUAN OPERASIONAL
Tabel 3: Data pemantauan paparan radiasi gamma operasional menggunakan surveimeter.
Dari Tabel 3 dapat ditunjukkan data pemantauan paparan radiasi gamma pada kegiatan yang dilaksanakan dalam waktu yang direncanakan pada pelaksanaan kegiatan operasi tertentu. Pada kegiatan ini karena berhubungan dengan paparan radiasi yang cukup besar, maka dalam pelaksanaan perlu pengendalian yang lebih terinci, sumber radiasi mau diapakan atau dikemanakan dan waktu pelaksanaan perlu berapa lama, maka perencanaan harus disusun terlebih dahulu agar dalam pelaksanaan kegiatan pekerja radiasi tidak mendapat dosis radiasi melebihi batas dosis yang diijinkan. Untuk penangan yang berhubungan dengan sumbersumber radiasi yang tinggi di RSGGAS biasanya hanya memerlukan waktu yang relatif singkat karena hanya berupa kegiatan pemindahan atau penggantian sistem, sehingga paparan radiasi gamma tetap terkendali dengan baik. Dan setiap pekerjaan (pelaksanaan
556
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
kegiatan) atau memasuki daerah radiasi yang tinggi di atas 2,5 mR/Jam pekerja radiasi selalu dan wajib didampingi oleh Petugas Proteksi Radiasi.
Dari keseluruhan kegiatan pengendalian daerah kerja yang berhubungan dengan sumber radiasi gamma di RSGGAS ratarata telah terkendali dengan baik sesuai prosedurprosedur kegiatan yang ada di RSGGAS. Dan secara umum tingkat paparan radiasi gamma di RSG GAS < 2,5 mR/jam, sehingga pekerja radiasi boleh bekerja selama 8 jam dalam satu hari sesuai peraturan perundangundangan ketenaga nukliran yang berlaku di Indonesia. Hal ini dapat dilihat dari penerimaan dosis radiasi ratarata yang di terima oleh para pekerja radiasi di RSGGAS. Sebagai contoh tabel 4 di bawah ini menggambarkan data dosis radiasi rata rata di setiap Bidang yang ada di RSGGAS periode bulan Januari tahun 2005 sampai dengan bulan Maret 2005.
V. KESIMPULAN 1. Pengendalian daerah kerja terhadap paparan radiasi gamma di RSGGAS dapat dilaksanakan dengan baik dan terprogram dengan tingkat paparan radiasi secara umum masih dibawah < 2,5 mR/jam, sehingga pekerja radiasi boleh bekerja selama 8 jam dalam satu hari. 2. Penerimaan dosis yang diterima oleh pekerja radiasi di RSG GAS ratarata sebesar 0,026 mSv/triwulan, jauh dibawah batas yang diijinkan sebesar 12,5 mSv/triwulan.
557
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
DAFTAR PUSTAKA
1. Keputusan kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir, nomor : 01/KaBAPETEN/V99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi bagi Pekerja Radiasi 2. Kumpulan Diktat Diklat Penyegaran Operator dan Supervisor Reaktor Oktober 2001 3. Kumpulan Laporan Kegiatan Mapping gamma Subbidang Pengendalian Daerah Kerja Bidang Keselamatan P2TRR tahun 2005 4. Undangundang Republik Indonesia Nomor 10 tahun 1997, tentang Ketenaganukliran
558
Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006
ISSN: 14123258
HASIL DISKUSI DAN TANYA JAWAB Penanya: Pipin ( PRR BATAN ) Pertanyaan: a.Bagaimana cara mengkalibrasi alat atau sistem proteksi yang terpasang permanen? Jawaban:
a.Di RSG – GAS peraturan ( maintenance ) atau kalibrasi mengikuti prosedur kalibrasi mengikuti prosedur yang ada ( MRM: Maintenance and Report Manual ) yaitu:
Dengan sumber standar sekunder, satu paket dengan sistem yang ada sejak pengadaan atau pemasangan sistem.
Dengan sumber arus.
Yang keduanya berfungsi untuk mengetahui linieritas alat ukur.
559
