Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan · PDF fileKeselamatan Radiasi Pengion dan...

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

i

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


ii

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


5.2 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


6.2 Pembagian Daerah Kerja di Kawasan Nuklir

Serpong ............................................................... 43

6.3 Pembagian Daerah Kerja Instalasi Nuklir ............ 43

6.5 Pengendalian Kontaminasi .................................. 50


iii

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


7.2 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


iv

BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH ............................................... 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


9.2 Respirator dan Alat Pelindung Diri ...................... 86

9.3 Perlengkapan Pemadam Kebakaran ................... 96

9.4 Peralatan P3K ...................................................... 98

BAB 10 PEMANTAUAN RADIOLOGI LINGKUNGAN ................... 99


10.2 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


v

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


vi


vii


viii


1

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 Ketenaga-

nukliran

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


2

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 Ling-

kungan 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


untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif

l. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir


untuk Pengangkutan Zat Radioaktif

m. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir


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 Publica-

tion 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.


3

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 peratur-

an perundang-undangan nasional yang lebih ketat yang harus

diikuti maka peraturan tersebut menggantikan ketentuan yang

ada di dokumen ini.


4

BAB 2

PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN


Bab ini berisi uraian tentang organisasi pengelolaan

keselamatan Kawasan Nuklir Serpong. Tugas dan tanggung-

jawab 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 kesela-

matan 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 pengelola-

an 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


5

Pemerintah No.33 Tahun 2007. Struktur organisasi keduanya

ditunjukkan pada Gambar 2.1 dan Gambar 2.2.

Komisi proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong ber-

tanggung 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 keten-

tuan 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.


6

Ga

mb

ar

2.1

Str

uktu

r O

rgan

isasi P

rote

ksi R

ad

iasi B

AT

AN


7

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 Kawas-

an Nuklir Serpong, terlaksananya kegiatan kesehatan kerja

para pekerja dan mengkoordinasikan satuan pengamanan yang

terdapat di PTBN, PRSG, PTLR, PRR. Kepala PKTN bertang-

gung jawab dalam mengeluarkan prosedur dan instruksi kerja

tentang pengaturan kesehatan kerja, menyediakan personil,

sarana dan prasarana bagi tercapainya keamanan dan kese-

hatan 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.

Direktur Produksi

PT Batan Teknologi (Persero)

Direktur Utama

PT Batan Teknologi (Persero)

Sub Divisi

Keselamatan dan Safeguard

Keselamatan KerjaSafeguard dan

Akunting Bahan Nuklir


8

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 kesela-

matan 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 melaksa-

nakan keselamatan dan keamanan kerja kegiatan instalasi

pengolahan limbah radioaktif juga melaksanakan kegiatan

pemantauan dosis seluruh pekerja radiasi KNS dan melaksana-

kan kegiatan pemantauan lingkungan radiologi KNS dan seki-

tarnya 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.


9

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 Keselamat-

an dan Kesehatan Kerja (P2K3) bertugas melaksanakan pro-

gram keselamatan dan proteksi radiasi dan membuat prosedur

dan instruksi kerja. BK, BKI dan P2K3 harus melakukan peman-

tauan 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 penge-

lolaan limbah radioaktif dan pemantauan personil baik di

Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (IPRR)

maupun di Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset

(IPEBRR).


10

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 penga-

wasan terhadap semua perubahan dan perpindahan bahan

nuklir dengan mencatat dan menghitung serta membukukan

semua transaksi bahan nuklir baik yang berada dalam insta-

lasi, 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 diri-

nya 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.


11

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 menye-

diakan data meteorologi yang sesuai untuk keperluan peng-

kajian 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. Pengo-

lahan 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 lepas-

kawasan. Hasil pengukuran alat pantau radiasi gama ling-

kungan 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 abnor-

mal.


12

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 dikon-

trol 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.


13

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 kese-

hatan melalui besaran-besarn dosis dan pembobotan termasuk

aplikasinya. Prinsip proteksi tidak hanya membatasi penerima-

an dosis juga melibatkan justifikasi dan optimasi. Proteksi

lingkungan sebagai hal relatif baru dalam perlindungan non-

human 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. Penca-

paian juga mensyaratkan suatu model untuk proteksi manusia

dan lingkungan terhadap radiasi. Sebagai contoh aspek sosial

dan ekonomi dalam proteksi radiasi tidak dapat selalu didasar-

kan 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 berba-

haya. 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 peng-

ion sedemikian sehingga efek deterministik dapat dicegah, dan

risiko efek stokastik dikurangi ke suatu tingkatan yang layak

dicapai. Sebaliknya, konsep „proteksi lingkungan‟ dalam protek-

si radiasi sulit untuk didefinisikan secara universal karena dari


14

satu negara ke negara lain atau dari satu keadaan ke keadaan

lain menggunakan konsep yang tidak sama. ICRP mendasar-

kan 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 kesehat-

an 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 radi-

asi yang menimbulkan reaksi pada jaringan sebagai efek deter-

ministik. 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)


15

Sel-sel yang telah rusak pada tingkat kerusakan terten-

tu dapat mengalami perbaikan, misalnya pada dosis rendah

sebagaimana yang kita terima dari dosis radiasi latar, kerusak-

an 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 pemu-

lihan 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 hilang-

nya 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 demiki-

an 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


16

pada tingkat keparahan dan besarnya paparan radiasi yang

diterima mempengaruhi tingkat keparahan. Contoh efek deter-

ministik 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 spon-

tan, tingkat keparahan tidak dipengaruhi oleh besarnya dosis

radiasi dan peluang terjadinya dipengaruhi oleh besarnya dosis.

Contoh efek stokastik adalah kanker dan penyakit yang diwaris-

kan kepada keturunannya.

Pada kasus kanker, studi eksperimen dan epidemologi

memberikan fakta adanya risiko radiasi sekali pun dengan keti-

dakpastian 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 memper-

kuat 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


17

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 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi

3.4.1 Umum

Besaran dosimetrik khusus telah dikembangkan untuk

penilaian dosis dari paparan radiasi. Besaran proteksi yang

fundamental didasarkan pada pengukuran deposit energi pada

organ dan jaringan tubuh manusia. Untuk melihat hubungan


18

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, diperkenal-

kan istilah faktor bobot radiasi, wR. Sebelumnya digunakan isti-

lah faktor kualitas (Q). Nilai faktor bobot radiasi dipilih berda-

sarkan efektivitas relatif dalam menimbulkan akibat biologi yang

bersifat stokastik pada dosis rendah. Contoh efek stokastik

adalah induksi kanker yang kemungkinan timbulnya efek terse-

but merupakan fungsi dosis yang diterima. Tabel 3.1 menun-

jukkan 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 didasar-

kan 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


19

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 Jenis Radiasi wR

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 6/)][ln( 2

2,185,2 nEe

1 MeV ≤ En ≤ 50 MeV 6/)]2[ln( 2

0,170,5 nEe

En > 50 MeV 6/)]04,0[ln( 2

25,35,2 nEe

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


20

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

No Jaringan/organ wT

(masing-masing)

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

*) 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 Pengkajian Paparan Radiasi

3.5.1 Paparan Radiasi Eksternal

Pengkajian dosis terhadap paparan radiasi dari sumber

eksternal biasanya dilakukan dengan memantau individu

dengan menggunakan dosimeter perorangan yang dikenakan di

tubuh, atau misalnya dalam kasus pengkajian prospektif,

dengan mengukur atau memperkirakan dosis ekivalen ambien,

H*(10), dan menerapkan koefisien konversi yang sesuai.

Besaran operasional untuk pemantauan individu adalah Hp(10)


21

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 direkomen-

dasikan oleh ICRP untuk sebagian besar radionuklida. Koefisi-

en 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:


22

( ) ∑ ( )

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

Untuk memenuhi batasan dosis, ICRP merekomendasi-

kan 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 anggo-

ta 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 tugas-

tugas 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


23

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 diang-

gap 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 peker-

jaan radiasi eksternal dan pemasukan radionuklida digabung-

kan untuk penentuan nilai total dosis efektif, E, untuk pemenuh-

an 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 pema-

sukan melalui inhalasi dari suatu radionuklida j;

: aktivitas pemasukan dari suatu radionuklida j mela-

lui inhalasi;

( ) : koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pema-

sukan dari suatu radionuklida j melalui injesi (jalur pencernaan), dan

: aktivitas pemasukan dari radionuklida j melalui

injesi.


24

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 karak-

teristik 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 222

Rn, dan

produk-produk peluruhannya mungkin juga perlu dipertimbang-

kan 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


25

dalam tahun tersebut. Dosis ini tidak diperoleh dengan pengu-

kuran 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 opti-

misasi proteksi; dan

b. pengkajian dosis retrospektif untuk menunjukkan peme-

nuhan 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


26

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 karakte-

ristik 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 memperki-

rakan 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 peker-

jaan, 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


27

sebagai penjumlahan semua dosis efektif individu pada kurun

waktu tertentu atau selama operasi. Nama khusus yang

digunakan untuk besaran dosis efektif kolektif adalah „orang-

sievert’. Dalam proses optimisasi, tindakan proteksi radiasi dan

skenario operasional dibandingkan dalam kerangka pengkajian

dosis efektif individu dan kolektif yang diharapkan.

Dosis efektif kolektif, S, didasarkan pada asumsi

hubungan efek dosis linear untuk efek stokastik tanpa ambang

(model LNT, linear non-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 mene-

rapkan 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


28

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 biasa-

nya 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 exist-

ing, 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-direncana-

kan, pembatasan terpisah pada jumlah dosis pekerja dan pada

jumlah dosis masyarakat disyaratkan. Pembatasan „individual-

related‟ 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.


29

dari suatu rencana kegiatan atau operasi yang melibatkan

paparan radiasi dapat ditentukan dengan mempertimbang-

kan keuntungan dan kerugian dengan menggunakan analisa

untung-rugi untuk meyakinkan bahwa akan terdapat keun-

tungan 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 keada-

an 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 direnca-

nakan 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


30

perlunya rekomendasi proteksi lingkungan untuk semua situasi

paparan.

Pada dasarnya perkembangan terkait proteksi ling-

kungan masih sangat terbatas dan biasanya spesifik dari satu

negara ke negara lain. Selain mempertahankan keragaman bio-

logis juga dipertimbangkan konservasi bangunan kuno langka

bernilai budaya tinggi.


31

BAB 4

PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP

KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA


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, ditetap-

kan batas dosis efektif 20 mSv dalam 1 tahun. Sedangkan

untuk mencegah efek deterministik, batas dosis ekivalen sebe-

sar 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 Masyarakat

Tahunan Triwulan 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.


32

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 umum-

nya dilakukan setiap triwulan berdasarkan atas penjumlahan

penerimaan dosis radiasi eksternal dan internal serta memban-

dingkan 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 terse-

dia di KNS atau laboratorium yang ditunjuk oleh Pemegang Ijin.

4.3 Pengawasan Nilai Batas Dosis

4.3.1 Radiasi Eksternal

Pengawasan NBD untuk radiasi eksternal dilakukan

dengan cara menggunaan dosimeter perorangan dan peman-

tauan 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 dilaku-

kan pemantauan paparan radiasi daerah kerja, pengaturan

waktu (lama) kerja dan pengaturan pekerja radiasi. Lebih detail

tentang pemantauan paparan radiasi di daerah kerja diterang-

kan dalam Bab 6.


33

4.3.2 Pembatas Dosis (Dose Constraint)

Untuk penerapan optimisasi proteksi radiasi dan kese-

lamatan radiasi agar besar dosis yang diterima pekerja radiasi

serendah mungkin sesuai dengan prinsip ALARA, maka dite-

rapkan 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 mereko-

mendasikan 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 Non-

Radiasi

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 bahan/barang atau pun para

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.

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


34

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 Abnormal dalam Kedaruratan atau

Kecelakaan

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 memper-

timbangkan 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. Penyelamat-

an jiwa manusiadi medan radiasi tinggi dilakukan oleh petugas

yang berkompeten. Tiap situasi yang terjadi pada kondisi daru-

rat harus diperhitungkan dengan cermat oleh petugas proteksi

radiasi sebagai dasar mengambil keputusan.


35

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 pemeriksa-

an 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 berkun-

jung dan bekerja di medan radiasi KNS kurang dari enam

bulan wajib menjalani pemeriksaan kesehatan fisik

sebelum bekerja.

c. Mahasiswa magang, kontraktor, peneliti/ahli yang berkun-

jung 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 penatalaksana-

an kesehatan.


36

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 kepa-

da pekerja radiasi yang menerima dosis berlebih.


37

BAB 5

PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN


Dalam bab ini dijelaskan mengenai jenis pemantauan,

kriteria pekerja yang dipantau, metode pemantauan, periode

pemantauan, pencatatan dan penyimpanan dosis radiasi,

pelaporan dosis radiasi, serta penanganan dosis berlebih.

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan untuk

mengetahui besarnya dosis yang diterima pekerja radiasi dalam

rangka mematuhi ketentuan batasan dosis.

5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan

dengan 2 macam pemantauan yaitu:

a. Pemantauan dosis radiasi eksternal

b. Pemantauan dosis radiasi internal.

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 pekerja radiasi secara tidak langsung

(in-vitro)

5.3 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 tam-

bahan 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


38

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 termo-

luminesens (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 berener-

gi < 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 (radio-

nukida pemancar-) ke dalam tubuh dengan mengukur

pancaran radiasi dari radionuklida yang ada di dalam tubuh.

Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-

vitro dilakukan dengan mencacah hasil metabolisme tubuh

dalam hal ini adalah 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.


39

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 mempu-

nyai 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 peman-

tauan 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


40

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 pero-

rangan 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.


41

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 radio-

nuklida 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.


42

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.


43

BAB 6

PENGENDALIAN DAERAH KERJA


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.


44

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

(10-5

µCi/cm2) untuk pemancar- dan lebih kecil

dari 3,7 Bq/cm2 (10

-4 µCi/cm

2) untuk pemancar-.

b) Daerah kontaminasi sedang

Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi radioaktif

0,37 Bq/cm2 (10

-5 µCi/cm

2) atau lebih tapi kurang

dari 3,7 Bq/cm2 (10

-4 µCi/cm

2) untuk pemancar-

dan 3,7 Bq/cm2 (10

-4 µCi/cm

2) atau lebih tetapi

kurang dari 0,37 Bq/cm2 (10

-5 µCi/cm

2) untuk

pemancar-, sedangkan kontaminasi udara tidak

melebihi sepersepuluh Batas Turunan Kadar Zat

Radioaktif di udara.


45

c) Daerah kontaminasi tinggi

Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi dari 3,7

Bq/cm2 (10

-4 µCi/cm

2) atau lebih untuk pemancar-

dan 37 Bq/cm2 (10

-3 µCi/cm

2) 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 pening-

katan unjuk kerja peralatan proteksi radiasi yang perlu digu-

nakan 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 Radiotoksisitas Relatif Persatuan Aktivitas

Group 1: Radiotoksisitas Sangat Tinggi

210Pb

226Ra

227Th

231Pa

233U

238Pu

241Pu

243Am

244Cm

249Cf

210Po

228Ra

228Th

230U

234U

239Pu

242Pu

242Cm

245Cm

250Cf

228Ra

227Ac

230Th

232U

232U

237Np

241Am

243Cm

246Cm

252Cf

Group 2: Radiotoksisitas Tinggi

22Na

56

Co 95

Zr 125

Sb 131

I 144

Ce 181

Hf 207

Bi

228Ac

36Cl

60Co

106Ru

127mTe

133I 152

Eu 210

Bi

230Pa

45Ca

89Sr

110mAg

129mTe

134Cs

154Eu

182Ta

211At

234

Th

46Sc

90Sr

115mCd

124I

137Cs

160Tb

192Ir

212Pb

236

U

54Mn

91Y

114mIn

126I

140Ba

170Tm

204Tl

224Ra

249

Bk

124

Sb 125

I


46

Group 3: Radiotoksisitas Sedang

7Be

48Sc

65Zn

91Sr

103Ru

125mTe

140Gd

153Gd

187W

198Au

231Th

14C

48V

69mZn

90Y

105Ru

127Te

141Ce

159Gd

183Re

199Au

233Pa

18F

51Cr

72Ga

92Y

105Rh

129Te

143Ce

165Dy

186Re

197Hg

239Np

24Na

52Mn

73As

93Y

103Pd

131mTe

142Pr

166Dy

188Re

197mHg

38Cl

56Mn

74As

97Zr

109Pd

132Te

143Pr

166Ho

185Os

203Hg

31Si

52Fe

76As

93mNb

105Ag

130I

147Nd

169Er

191Os

200Tl

32P

55Fe

77As

95Nb

111Ag

132I

149Nd

171Er

193Os

201Tl

35S

59Fe

75Se

99Mo

109Cd

134I

147Pm

171Tm

190Ir

202Tl

41A

57Co

82Br

96Tc

115Cd

135I

149Pm

175Yb

194Ir

203Pb

42K

58Co

85mKr

97Tc

115mIn

135Xe

151Sm

177Lu

191Pt

206Bi

43K

63Ni

87Kr

98Tc

113Sn

131Cs

153Sm

181W

193Pt

212Bi

47Ca

65Ni

86Rb

99Tc

125Sn

136Cs

152Eu

197Pt

220Rn

47Sc

64Cu

85Sr

97Ru

122Sb

131Ba

155Eu

185W

196Au

222Rn

Group 4: Radiotoksisitas Rendah

3H

58mCo

71Ge

87Rb

97Nb

103mRh

131mXe

135Cs

191mOs

232Th

238U

15O

59Ni

85Kr

91mY

96mTc

131mIn

133Xe

147Sm

193mPt Nat Th Nat U

37A

69Zn

85Sr

93Zr

99mTc

129I

134mCs

187Re

197mPt

235U

Tabel 6.2 Tingkat Kontaminasi Permukaan Maksimum Yang Diizinkan

*)

Jenis Daerah Kerja

Tingkat Maksimum Yang Diizinkan, Bq/Cm

2

α β kec. 90

Sr 90

Sr

Daerah kontaminasi rendah

0,37 3,7

**)

3,7 0,37

Daerah kontaminasi sedang

3,7 37

**)

37 3,7

Daerah kontaminasi tinggi dan tidak umum dimasuki

> 3,7 > 37

**)

> 37 > 3,7

*) Sebagai pedoman luas rata-rata pengukuran diusahakan 300 cm

2.

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.


47

Ga

mb

ar

6.1

Dia

gra

m P

em

ba

gia

n D

aera

h K

erj

a


48

6.4 Pengendalian Paparan Radiasi Eksternal

Bahaya radiasi eksternal dapat dikurangi dengan mem-

perkecil semua tingkat radiasi eksternal yang dapat dilaksana-

kan 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 teraku-

mulasi 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 memperbaha-

ruinya 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.


49

6.4.1.3 Daerah Bahaya Khusus

Pada daerah dengan bahaya khusus, Bidang Kesela-

matan 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 baha-

ya guna keperluan evakuasi di dalam gedung dan dihubungkan

pula dengan tanda bahaya di luar gedung untuk membe-

ritahukan personil yang berada di sekitar gedung. Tanda per-

ingatan 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 perbanding-

an laju dosis radiasi dari sumber 60

Co, 32

P, 90

Sr, 90

Y dan 137

Cs

pada berbagai jarak terlihat pada Tabel 6.3 dan 6.4.


50

Tabel 6.3 Laju Dosis Radiasi β dan γ dari sumber titik 37 MBq 60

Co di udara*)

No. Jarak dari Sumber

Laju Dosis (μGy/jam)

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

5. 100 Kecil 10

*) (25

0 C;101 kPa)

Tabel 6.4 Laju dosis radiasi beta dari sumber titik 37 MBq 32

P, 90

Sr dan 137

Cs.

No. Jarak dari

Sumber

Laju Dosis (μGy/jam)

32P

90Sr

137Cs

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 Pengendalian Kontaminasi

Pengendalian kontaminasi dimaksudkan untuk pence-

gahan 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


51

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 memper-

oleh 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 memper-

oleh 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 kecu-

ali telah melalui prosedur administratif dan pemeriksaan konta-

minasi serta mendapat izin dari Pemegang Izin.


52

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 perlindung-

an 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 pengen-

dalian 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 diser-

tai luka atau keadaan lain yang memerlukan tindakan medis

maka dekontaminasi dilakukan di klinik KNS untuk mendapat-

kan pertolongan medis yang diperlukan.


53

Tabel 6.5 Tingkat Tindakan untuk Kontaminasi Kulit

Tingkat kontaminasi β (TK) (Bq/cm

2)

Tindakan yang Diambil

Tingkat Kontaminasi

α (TK) (Bq/cm

2)

TK < 3,7 Cuci dengan seksama dan bersihkan dari kontaminasi yang dapat terlepas. Ting-kat ini tidak berbahaya ter-hadap kesehatan

TK < 0,37

3,7 < TK < 3700 Cuci dengan seksama sela-ma jam kerja biasa, orang yang terkontaminasi pada tingkat ini sesudah diber-sihkan 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 bergantung pada luas

permukaan detektor.


54

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 permo-

honan bekerja yang ditandatangani kepala bidang yang ber-

sangkutan dengan menyampaikan tujuan dan uraian pekerjaan

yang akan dilakukan. Selanjutnya bidang keselamatan menge-

valuasi kelayakan pekerjaan tersebut. Sebelum pekerjaan dila-

kukan petugas proteksi radiasi terlebih dahulu memantau

paparan radiasi dan tingkat kontaminasi baik permukaan mau-

pun 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.


55

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 bersang-

kutan 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 radionuk-lida bersangkutan.

Bila terindikasi adanya pelepasan radioaktif di udara,

dilakukan pengaturan sistem ventilasi sampai tingkat kontami-

nasi 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 Cerobong pada Beberapa Fasilitas.

Fasilitas Radioaktivitas terukur Batasan, Bq/m3

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


56

Bila batas lepasan di RSG GAS terlampaui, maka seca-

ra 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 terlam-

paui, maka akan dilakukan penghentian kegiatan yang menye-

babkan lepasan tersebut.

6.12 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan

Untuk mencegah terjadinya kontaminasi internal pada

pekerja radiasi, maka di daerah kerja radiasi dan/atau kontami-

nasi setiap pekerja radiasi dilarang untuk makan, minum, mero-

kok dan berhias. Pada tempat dengan potensi kontaminasi,

setiap pekerja radiasi dilarang menyimpan dan mempersiapkan

bahan makanan dan minuman. Larangan merokok juga ditetap-

kan 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.


57

6.13.1 Labelisasi Daerah Kerja

Daerah kerja radiasi dan/atau kontaminasi yang ada di

instalasi/unit kerja harus diberi label radiasi yang menginforma-

sikan 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 mengin-

formasikan 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 diguna-

kan untuk memberikan informasi tentang adanya sumber radia-

si 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.


58

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


59

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 pro-

teksi 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.


60

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 menginformasi-

kan 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.


61

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 menginformasi-

kan 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.


62

Gambar 6.7 Label Wadah Limbah Radioaktif

6.13.4 Label Peringatan Bekerja di Daerah Radiasi

dan/atau Daerah Kontaminasi

Guna mencegah terjadinya penyebaran kontaminasi

pada para pekerja khususnya kontaminasi interna, maka pada

daerah kerja yang memiliki potensi radiasi dan/atau kontamina-

si 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 lam-

bang 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


63

direncanakan dengan baik dan dikonsultasikan dengan pihak

petugas keselamatan dan keamanan.

Para pekerja bangunan yang selama kegiatannya bera-

da 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 peme-

riksaan 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

Gambar 6.8 Peringatan Bekerja di Daerah Radiasi dan/atau Daerah Kontaminasi.

DILARANG! MAKAN – MINUM

MEROKOK BERHIAS


64

kontaminasi pada tanaman. Dalam hal nilai kontaminasi

melebihi tingkat klierens, maka sampah tanaman diberlakukan

sebagai limbah radioaktif.


65

BAB 7

PENGENDALIAN ZAT RADIOAKTIF,

PERALATAN DAN BARANG


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.


66

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 bersa-

maan 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 penempatan-

nya 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 keten-

tuan. 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.


67

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 yang memancarkan lebih dari

l04 neutron/cm

2 dt.

7.2.3 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 zat radioaktif di lokasi

Penyimpanan.

d. Pencatatan jenis dan jumlah zat radioaktif yang digunakan.


68

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. Tanggal pemindahan

b. Jenis dan aktivitas zat radioaktif

c. Lokasi pemindahan

d. Tujuan pemindahan

e. 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


69

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 menyam-

paikan temuan tersebut kepada Pemegang Ijin untuk selanjut-

nya disampaikan kepada pihak pengirim guna penyelesaian

lebih lanjut.

Jika bungkusan zat radioaktif tersebut dinyatakan

sesuai, maka Bidang Keselamatan menyerahkan kepada peng-

guna 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


70

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 pemeriksa-

an kelayakan pengiriman yang meliputi pemeriksaan kontami-

nasi 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 iden-

titas yang jelas sesuai dengan kategori bungkusan (I - Putih,

II - Kuning atau III - Kuning) secara lengkap dan benar. Selan-

jutnya bungkusan dimasukkan dan ditempatkan ke dalam

kendaraan pengangkut yang telah memenuhi persyaratan

pengangkutan zat radioaktif sedemikian hingga terjamin

keamanan dan keselamatannya sejak dari tempat pemberang-

katan sampai ke tempat tujuan. Petugas proteksi radiasi mema-

sang rambu-rambu radiasi pada kendaraan pengangkut dan

melakukan pemantauan paparan radiasi baik pada permukaan

maupun pada jarak 1 meter dari permukaan kendaraan peng-

angkut 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 izin pengalihan zat radioaktif dari

BAPETEN.


71

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 pengang-

kutan.

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


72

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.



b. Bukti pengiriman peralatan atau barang

c. Surat keterangan bebas kontaminasi.

d. Dokumen lain yang diperlukan

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 kepa-

da 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 pengu-

kuran ulang untuk membuktikan kebenaran hasil pemeriksaan

tersebut. Peralatan atau barang yang sudah diperiksa selanjut-

nya 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:


73



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. Dokumen lain yang diperlukan

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 pelaksana-

an 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.


74

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 peralat-

an 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.


75

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 kontami-

nasi. 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, Buku-Buku dan

Perlengkapan Pribadi

Tiap karyawan bertanggung jawab menjaga buku,

catatan, surat dan barang-barang lain miliknya yang digunakan

di daerah Instalasi Nuklir agar terbebas dari kontaminasi dan

sedapat mungkin dibatasi penggunaannya hanya di tempat

diperlukan. Seorang 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.


76

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.


77

BAB 8

PENGELOLAAN LIMBAH


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 pencegah-

an 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.


78

8.3 Klasifikasi dan Jenis Limbah

Berdasarkan jenisnya limbah radioaktif dibagi menjadi

limbah cair, padat dan gas, sedangkan berdasarkan klasifikasi-

nya limbah radioaktif diklasifikasikan menjadi tiga yaitu limbah

radioaktif aktivitas rendah, sedang, dan tinggi.

8.3.1 Limbah Cair

Limbah radioaktif cair berdasarkan aktivitasnya diklasi-

fikasikan 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 diklasifi-

kasikan menjadi 3 seperti dalam Tabel 8.1 sebagai berikut.

Tabel 8.1 Klasifikasi Limbah Radioaktif Cair

Klasifikasi Aktivitas A (Bq/ml) Keterangan

Rendah Sedang Tinggi

3,7.104< A ≤ 3,7.10

7

3,7.107< A ≤ 3,7.10

9

3,7.10

9< A ≤ 37.10

10

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.


79

Pengumpulan limbah radioaktif cair dari tempat asalnya

sampai ke wadah penyimpanan adalah tanggung jawab peng-

hasil limbah. Limbah cair radioaktif dalam wadah ini akan diam-

bil oleh petugas pengolahan limbah sesuai dengan prosedur

dan ketentuan yang ditetapkan. Limbah dibawa dengan angkut-

an khusus (truk tangki limbah cair) ke tempat pengolahan

limbah setelah dilakukan koordinasi.

Secara umum limbah yang ditampung tersebut harus-

lah 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


80

Ditinjau dari aktivitasnya limbah radioaktif padat dibagi

menjadi:

a. Limbah radioaktif tingkat rendah

b. Limbah radioaktif tingkat sedang

c. 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

Laju dosis permukaan

(D= mSv/jam) Keterangan

Rendah Sedang Tinggi Umur panjang

D ≤ 0,2 0,2 < D ≤ 2 D> 2 Aktivitas (Bq/gram)

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


81

(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 menggu-

nakan 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 pena-

han radiasi yang sesuai.

8.4.1.2 Pengumpulan dan Pengelompokan Limbah

Radioaktif

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


82

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. Selanjut-

nya wadah harus diberi label yang sesuai dengan ketentuan


83

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.


84

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, klasifika-

si, 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.


85

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.


86

BAB 9

PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA


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 radia-

si 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 dituju-

kan 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:


87

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 pengung-

kung bagian kepala. Respirator ini dilengkapi dengan filter

penyerap kontaminan dan jenis ini ada yang dapat menahan

gas/aerosol, uap dan partikel dengan ukuran tertentu. Respi-

rator ini hanya dapat digunakan di daerah yang cukup oksigen-

nya 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.

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.

Gambar 9.1 Respirator Tanpa Pemasok Udara


88

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 terba-

tas, 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 (full-

face) 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


89

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 pasokan udara akan

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.


90

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


91

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.

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

Gambar 9.4 Berbagai jenis Pelindung Kepala


92

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.

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

Gambar 9.5 Berbagai jenis pelindung tangan dan kaki.


93

baju pekerja sudah dipasang strip reflective (reflective type).

Berbagai jenis rompi pantul cahaya diperlihatkan pada

Gambar 9.6

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

Gambar 9.6 Berbagai Jenis Rompi Pantul Cahaya


94

9.2.2.7 Masker

Masker digunakan untuk melindungi saluran pernafas-

an dari kemasukkan benda asing, seperti debu atau kontamina-

si 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 pernafas-

an. Berbagai jenis masker diperlihatkan pada Gambar 9.8.

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:

Gambar 9.7 Salah Satu Jenis Pelindung Telinga

Gambar 9.8 Berbagai Jenis Masker


95

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 30C. 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 penanggu-

langan kedaruratan radiasi bentuk dan sifatnya umumnya sama

dengan pakaian yang digunakan dalam daerah kerja kontami-

nasi tinggi, bedanya pakaian ini dilengkapi dengan pemasok

udara jinjing (portable) dan dilengkapi pula dengan alat komu-

nikasi.

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 pakai-

an yang digunakan untuk melindungi tubuh dari api. Pakaian ini

digunakan oleh petugas pemadam kebakaran pada saat mema-

damkan 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


96

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 Perlengkapan Pemadam Kebakaran

9.3.1 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.)


97

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 melin-

dungi 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 pema-

dam kebakaran pada saat memadamkan api.


98

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.


99

BAB 10

PEMANTAUAN RADIOLOGI LINGKUNGAN


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 meli-

batkan 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 penga-

matan keadaan cuaca dan radiologi lingkungan di daerah KNS,


100

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 diki-

rim, ditampilkan dan direkam di server setiap 15 menit, sedang-

kan 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, kecepat-

an 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 lepas-

Kawasan Nuklir Serpong.

10.2.2 Pemantauan Radiologi Lingkungan

Pengamatan penyebaran dan distribusi bahan radio-

aktif di lingkungan dan dosis radiasi yang ditimbulkannya

dilakukan melalui program pemantauan lingkungan. Program

pemantauan lingkungan meliputi kegiatan dengan sasaran

sebagai berikut:

a. 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


101

dari kegiatan fasilitas nuklir. Pengamatan dilakukan pada

daerah yang diperkirakan tidak dipengaruhi oleh kegiatan

instalasi nuklir.

b. Pengamatan tingkat radiasi dan tingkat kontaminasi radio-

nuklida dalam ekosistem yang diperkirakan dipengaruhi

secara langsung oleh kegiatan fasilitas nuklir dan limbah-

nya. Pengamatan terutama ditujukan terhadap tingkat radi-

asi 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 Renca-

na Pemantauan Lingkungan (RPL), dampak penting dari

pengoperasian fasilitas di KNS adalah dampak radiologi yang


102

ditimbulkan pada operasi normal dan bila terjadi kecelakaan

nuklir.

Komponen lingkungan yang terkena dampak radiologi

berdasarkan model fisik penyebaran zat radioaktif ke lingkung-

an 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 permu-

kaan, 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


103

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 pengu-

kuran 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 (survei-

meter). Dengan cara ini dapat diketahui perubahan laju dosis

selama waktu pengamatan.

b. Dosis Kumulatif (Integrated dose)

Dosis kumulatif dipantau secara berkala dengan mengguna-

kan kartu Dosimeter Termoluminisens (TLD) lingkungan.

Kartu TLD lingkungan dipasang di beberapa stasiun pantau

di dalam KNS. Kartu TLD lingkungan dibaca untuk mengeta-

hui jumlah dosis radiasinya dengan menggunakan alat


104

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 pencup-

likan 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 penga-

matan 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 peng-

ambilan sampel air dan sedimen pada beberapa stasiun

pantau di sepanjang Daerah Aliran Sungai (DAS) Cisadane

dalam radius 5 km. Pengambilan sampel lingkungan dilaku-

kan secara berkala dan diolah/dipreparasi untuk dilakukan

pengukuran dan analisis kandungan zat radioaktifnya.

Pengamatan yang sama juga dilakukan terhadap air permu-

kaan lain seperti air danau/telaga, air irigasi, air baku dan air


105

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


106

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 diguna-

kan 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 dila-

kukan 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.


107

Tabel 10.1 Sumber dampak penting dari kegiatan instalasi nuklir di KNS

No Instalasi

Nuklir Sumber Dampak

Penting Radionuklida

1. Reaktor Serba Guna, G.A. Siwa-bessy

Pengoperasian RSG-GAS dalam kegiatan,

Irradiasi bahan U-235 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

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.

2. Instalasi Produksi Radio-isotop dan Radio-farmaka

Kegiatan produksi radioisotop,

Penyiapan bahan untuk irradiasi

Pengolahan bahan hasil irradiasi dan pemisahan isotop

Pengemasan dan distribusi isotop siap pakai

Pengelolaan limbah proses pengolahan

I-131, I-132, I-133, I-135, Xe-33m, Xe-133, Xe-135m, Xe-135, Kr-85m, Kr-85 dan Kr-88


108

3. Instalasi Litbang Radio-isotop dan Radio-farmaka

Kegiatan produksi radioisotop lainnya dan radiofarmaka,

Produksi radioisotop

I-125

Produksi Kit Radioimmunoassay (RIA) & Immunoradio-metric Assay (IRMA)

Pengujian kualitas sediaan radioisotop/ radiofarmaka

I-125, I-131

4. Instalasi Radio-metalurgi

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 Ba-kar Ekspe-rimen (IEBE)

Kegiatan litbang produksi bahan bakar nuklir reaktor daya

Uranium alam

6. Instalasi Pabrikasi Elemen Bahan Ba-kar Reak-tor Riset (IPEBRR)

Kegaiatan produksi bahan bakar nuklir reaktor riset

Uranium diperkaya


109

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

Komponen Lingkungan

Parameter yang Dipantau

Indikator Dampak

Frekuensi Pemantauan

Udara/Ambien laju dosis

dosis

kumulatif

radioaktivitas

tingkat paparan

tingkat dosis

aktivitas gross

3 bulanan & kontinu

3 bulanan

1 & 3 bulanan

Jatuhan basah

radioaktivitas dalam air hujan

aktivitas radionuklida

sifat fisika-kimia

3 bulanan

Tanah radioaktivitas dalam tanah permukaan


sifat fisika-kimia

3 bulanan

Air radioaktivitas dalam:

air permukaan

air sumur


sifat fisika-kimia

3 bulanan

Air PAM radioaktivitas dalam air minum


sifat fisika-kimia

3 bulanan

Sungai Cisadane

radioaktivitas dalam:

air permukaan

sedimen


sifat fisika-kimia

3 bulanan

Tanaman radioaktivitas dalam rumput/ tanaman pangan


indikator biologi

3 bulanan


110

Tabel 10.3 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan normal.

Jenis Lepasan

Parameter yang dipantau


Airborne

dosis eksternal:

laju dosis gama

dosis gama kumulatif

kontinu dan sesaat

pengukuran 3 bulanan

deposisi udara:

udara

air hujan

tanah permukaan

pengambilan dan pengukuran sampel 1 dan

3 bulanan

pengumpulan secara kontinu dan pengukuran 3 bulanan

bahan makanan:

sayuran

air minum/air tanah

pengambilan dan pengukuran sampel 3 bulanan

indikator daratan:

rumput/tanaman liar


Cairan

sebaran perairan:

air permukaan

sedimen


bahan makanan akuatik:

ikan air tawar



111

Tabel 10.4 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi kedaruratan

Jenis Lepasan

Parameter yang dipantau


Airborne

Pengukuran selama passage awan radiasi

dosis eksternal:

laju dosis gama

laju dosis neutron

kontinu, dekat dan jauh dari sumber, pemetaan laju dosis eksternal

kontinu, hanya pada dekat sumber

deposisi atmosferik:

udara

air hujan

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

setiap hari, indikator untuk pertanian

setiap hari, indikator untuk makanan hewan

indikator daratan: rumput/tanaman liar

setiap hari

Cairan

Setelah pelepasan

dispersi perairan:

air permukaan

sedimen

pengambilan sampel kontinu, pengukuran 1 kali sehari

setiap minggu sekali

bahan makanan akuatik: ikan air tawar

pemilihan sampel yang tepat


112

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

Ru-106 …


113

Note:

F = Fastly

M = Moderate

S = Shortly


114

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


115

Ga

mb

ar

10

. 2

L

oka

si P

em

an

tau

an

Lin

gku

ng

an

Ka

wasa

n P

US

PIP

TE

K


116

m

et

er Ga

mb

ar

10

. 3

L

oka

si P

em

an

tau

an

Lin

gku

ng

an

Le

pa

s K

aw

asa

n


117

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.


118

Dekontaminasi adalah proses menghilangkan atau mengu-rangi 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.


119

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 mengkon-versi 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.


120

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.


121

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.


122

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.


L-1

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 masing-masing 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-2

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-3

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-4

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 PT. Batan Teknologi Anggota : 1. Drs. Kadarusmanto M.Eng. PRSG 2. Drs. Slamet Supriyanto PRSG 3. Dr. Sjafrudin M.Eng PTBN 4. Ir. Sri Mudjajati PTBN 5. Dra. RR. Djarwanti RPS PRR 6. Uteng Tarmulah PRR 7. Drs. W.Prasuad PTBIN 8. Drs. Saiful Yusuf, MT PTBIN 9. Tatang Eriandi PKTN 10. Dr. Syahrir PTLR 11. Drs.Agus Gindo Simajuntak PTLR 12. Dra. Sri Widayati PTLR 13. Lucia Kwin Pudjiastuti,SKM PTLR Nara Sumber : 1. Ir. Suryantoro, MT PTLR 2. dr. Kemala Z. Yapas 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-5

LAMPIRAN B: Batas Lepasan Radionuklida ke Atmosfer

Kawasan Nuklir Serpong

Radionuklida Bq/Minggu Radionuklida Bq/Minggu

Ag-110m 2.87E+06 Pm-147 1.41E+10

Am241 1.05E+05 Pr-144 1.02E+12

Am-243 2.52E+05 Pu-238 1.68E+05

Ba-137m 1.92E+12 Pu-239 3.44E+05

Ba-140 6.55E+07 Pu-240 6.09E+04

Br-82 5.44E+08 Pu-242 7.14E+04

Br-83 2.88E+11 Rh-103m 5.72E+13

Ce-141 8.07E+08 Rh-106 1.60E+13

Ce-144 3.49E+07 Ru-103 1.11E+08

Cm-242 6.94E+06 Ru-106 1.51E+07

Cm-243 3.42E+05 Sb-125 4.52E+06

Cm-244 1.02E+05 Sm-151 2.96E+10

Cs-134 1.75E+06 Sn-125 2.28E+08

Cs-137 5.31E+07 Sr-90 5.17E+06

Eu-154 5.84E+05 Te-125m 5.88E+08

Eu-155 2.08E+07 Te-127 4.86E+11

H-3 2.56E+11 Te-127m 2.64E+08

I-125 1.75E+08 Te-129m 1.68E+08

I-131 3.19E+08 Te-131m 7.24E+08

I-132 9.45E+09 Te-132 2.41E+08

I-133 3.57E+09 Th-234 2.26E+07

I-134 2.15E+10 U-238 7.16E+04

I-135 3.38E+09 Xe-131m 1.05E+10

Kr-83m 7.32E+13 Xe-133 9.63E+09

Kr-85 5.66E+07 Xe-133m 1.22E+10

Kr-85m 6.37E+10 Xe-135 2.10E+10

Kr-88 6.81E+09 Xe-135m 2.80E+11

La-140 5.50E+08 Xe-138 6.06E+10

Nb-95 7.74E+07 Y-90 6.65E+09

Nb-95m 7.57E+08 Y-91 3.84E+08

Nd-147 2.28E+08 Zr-95 2.08E+07

Np-239 9.40E+08


L-6

LAMPIRAN C: Tabel Tingkat Pengecualian:

Konsentrasi Aktivitas yang Dikecualikan dan Aktivitas

Radionuklida yang Dikecualikan (pembulatan)


L-7


L-8


L-9


L-10


L-11


L-12

LAMPIRAN D: Surat Pengeluaran Barang


L-13

LAMPIRAN E: Bukti Pengiriman Peralatan atau Barang


L-14

LAMPIRAN F: Surat Keterangan Bebas Kontaminasi


L-15

LAMPIRAN G: Surat Jalan

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan · PDF fileKeselamatan Radiasi Pengion dan...

Documents

Transcript of Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan · PDF fileKeselamatan Radiasi Pengion dan...