Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

ISSN 1410-6086

PROGRAM PROTEKSI RADIASI DEKOMISIONING FASILITAS PENGAMBILANURANIUM PABRIK PEMURNIAN ASAM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK

Agus Gindo S., Erwansyah LubisPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

ABSTRAKPROGRAM PROTEKSI RADIASI DEKOMISIONING INSTALASI PENGAMBILAN URANIUMPABRIK PEMURNIAN AS AM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK. Program proteksi radiasidekomisioning instalasi pengambilan uranium pabrik Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik telahditurunkan berdasarkan prakiraan penerimaan dosis terhadap pekerja untuk kegiatan normal ataupunbila terjadi kecelakaan. Hasil prakiraan dosis menunjukan bahwa pekerja radiasi pada kondisi normalpotensi penerimaan dosis seluruh tubuh maksimal sebesar 11,85 mSv per tahun (23,7 % Nilai BatasDosis) yang diperkenankan. Pada kondisi terjadinya kegagalan pemindahan yellow cake berpotensimemberi dosis untuk organ thyroid sebesar 21,06 mSv (4,2 % Nilai Batas Dosis) untuk organ.Penerimaan dosis untuk seluruh tubuh dan organ thyroid ini masih di .bawah Nilai Batas Dosis yangdiperkenankan untuk pekerja radiasi.

ABSTRACTRADIATION PROTECTION PROGRAM FOR DECOMMISSIONING OF URANIUM RECOVERY

FACILITY IN PHOSFAT FERTILIZER INDUSTRY PETROKIMIA GRESIK. Radiation protectionpiOgrarn for decommissioning of uranium recovery facility in Phosfat Fertilizer Industry PetrokimiaGresik was driven based on the estimation of the dose effective received by the worker in normal andincident conditon. The results indicated that the dose effective maximal received in normal condition is

11,85 mSv (23,7 % of limtation dose) per anum. If any abnormal operation happen in yellow caketransferring the dose received by thyroid organ is 21.06 mSv (4.2 %) from dose limitation. The doseeffective for the whole body and thyroid organ are still below the limitation dose recommended forradiation worker.

PENDAHULUANInstalasi Pemurnian Asam Fosfat

Petrokimia Gresik (PAF-PG) merupakaninstalasi yang digunakan untuk memproduksiYellow Cake (YC). Instalasi PAF-PG sejaktahun 1989 telah dihentikan dan sampaisekarang tidak pernah dioperasikan kembali.Pihak manajemen PT Petrokimia Gresik telahmemutuskan bahwa instalasi PAF-PG tidak

akan dioperasikan kembali dan diprogramkanuntuk dilakukan dekomisioning [1].

Sesuai dengan Undang-Undang No. 10Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran, pasal22 ayat (1) dan Surat Keputusan KepalaBadan Pengawasan Tenaga Nuklir(BAPETEN) NO.06/Ka. BAPETENN-99tentang Pembangunan dan pengoperasianReaktor Nuklir, PT. Petrokimia Gresik dalamrangka dekomisioning berkewajiban memohonizin kepada BAPETEN. Permohonan izindekomisionig harus dilampiri dengan programdekomisioning yang telah disetujui olehBAPETEN. Penyusunan programdekomisioning harus mengacu pad aKeputusan BAPETEN No. 07 -PIKa.BAPETEN/I-02 tentang Pedomandekomisioning fasilitas medis, industri dan

193

penelitian serta instalasi nuklir non-reaktor"[2,3,4]

. Dalam rangka menyusun programdekomisoning langkah awal yang harusdilakukan adalah pengkajian keselamatanyang meliputi potensi dampak nuklir dan non­nuklir serta bahan berbahaya lainnya terhadappekerja dan lingkungan yang kemungkinantimbul dalam pelaksanaan dekomisioning.Berdasarkan informasi potensi dampak nuklir,selanjutnya disusun program proteksi radiasi.Oalam makalah ini akan disampaikan programproteksi radiasi dalam dekomisioning PAF-PG.

PRAKIRAAN PENERIMAAN DOSIS

Prakiraan penerimaan dosis dalamkegiatan dekomisionig PAF-PG telah dilakukandan hasil sebagai berikut [5].

Penerimaan Oosis EksternaZone-1

Zone-1 adalah daerah persia pan awal(Feed acid pretreatment) untuk prosespemurnian asam phospat. Di daerah zone-1belum terjadi proses ekstraksi ataupunpemekatan U, kadar U-238 sama dengan yangterdapat dalam umpan. Di daerah zone-1 lajudosis adalah 0,12 ± 0,01 ~ISv/jam, tingkat laju

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

dosis ini tidak berbeda nyata dengan laju dosislatar (0,13 ± 0,02 IlSv~am). Pekerja radiasi bilabekerja di daerah zone-1 untuk 2.000 jam kerjaper tahun mempunyai potensi menerima dosiseksterna sebesar 240 IlSv. Nilai batas dosis(NBO) yang diperkenankan berdasarkan SKKepala BAPETEN No. 01/Ka.BAPETENN­1999 adalah 50 mSv per tahun, sehinggapotensi penerimaan dosis ini relatif rendahhanya 0,48 % NBO.

Zone-2Zone-2 adalah daerah ektraksi uranium

tahap pertama. Laju dosis di daerah zone-2adalah 0,18 ± 0,10 IlSv/jam dengan laju dosismaksimal 0,60 IlSv/jam. Pekerja radiasimempunyai potensi menerima dosis eksternarerata sebesar 0,36 mSv per tahun ( 0,72 %NBO) dan maksimal sebesar 1,2 mSv pertahun (2,4 % NBO). Penerimaan dosismaksimal sebesar 1,2 mSv per tahun di daerahzone-2 ini relatif rendah. Oaerah zone-2merupkan daerah proses siklus pertamaekstraksi LJ-:'33, f,ei1:n~1c;a telah terjadipemakatan U(VI). Dalam beiJrapa langki dansystem proses U(VI) masih tersisa yang telahberupa kerak, sehingga di daerah ini dalamkegiatan dekomisioning mempunyai potensiadanya penerimaan dosis interna.

Zone-3Zone-3 adalah daerah ekstraksi uranium

tahap ke dua. Laju dosis rerata di daerah zone­3 adalah 0,65 ± 0,08 ~ISv/jam, laju dosismaksimal 2, 1 ~ISv/jam . Berdasarkan laju dosisrerata, pekerja radiasi mempunyai potensimenerima dosis eksterna sebesar 1,3 mSv pertahun (2,6 % NBO) dan maksimal sebesar 4,2mSv (8,4 % NBO). Penerimaan dosis sebesar4,2 mSv per tahun di daerah zone-3 ini masihrendah dibandingkan terhadap NBO yangdiperkenankan. Sama seperti di daerah zone­2, kegiatan dekomisioning di daerah inimempunyai potensi terjadinya penerimaandosis interna.

Zone-4

Zone-4 adalah daerah pemisahanendapan organic, pengeringan danpengepakan YC. Laju dosis rerata di zone-4adalah 5,73 ± 8,43 ~ISV/ jam dengan laju dosismaksimal sebesar 25 ~ISV/jam. Pekerja radiasidalam 1 tahun mempunyai potensi menerimadosis eksterna rerata sebesar 11,5 mSv (23 %NBO) dan dosis maksimal sebesar 50 mSvatau sama dengan NBO. Potensi penerimaandosis eksterna di daerah Zone-4 relatif tinggi,demikian pula untuk potensi dosis interna,

194

ISSN 1410-6086

sehingga pengelolaan keselamatan radiasi didaerah zone-4 dalam kegiatan dekomisionigharus menjadi perhatian yang komprehensif.

Penerimaan Oosis Interna

Prakiraan penerimaan dosis internaselama tahap dekomisioning didasarkan padakegiatan dekomisioning yang meliputipemindahan sumber (segregasi, pewadahandan transportasi), pembongkaran (membukabaut, pemotongan dengan gergaji.pemotongan dengan las, pemotongan denganplasma cuting, dll ) maupun dekontaminasi in­situ.

Oi Zona 1 dan 2Berdasarkan hasil analisis konsentrasi

radionuklida di udara pada zona ini diperolehbahwa radionuklida yang terdeteksi adalah Th­232 dengan aktivitas sebesar 0,58 Bq/m3.Berdasarkan data tersebut diperoleh bahwapenerimaan dosis interna apabila pekerjabekerja di zona-1 dan 2 selama 1 tahun (2000jam ~erja) akan menerirna dosis se!,Hull tubui Isebesar 2,75 x 10.2 rnSv/tahun, penerimaandosis ini 0,05 % dari nilai NBO per tahun.

Oi Zona-3

Hasil analisis kandungan radionuklida diudara pada zona-3 diperoleh bahwakonsentrasi radionuklida yang terdeteksiadalah U-238 dengan aktivitas sebesar 1,69Bq/m3. Hasil perhitungan prakiraanpenerimaan dosis interna untuk seluruh tubuhpada zona-3 adalah 6,58 x 10'2 mSv/tahun,penerimaan dosis interna di zona-3 hanyalahsebesar 0,13 % dari NBO.

Oi Zona-4

Berdasarkan hasH analisis kandunganradionuklida di uadara pada zona-4 diperolehbahwa konsentrasi radionuklida yangterdeteksi adalah U-238 dengan aktivitassebesar 9,49 Bq/m3. Hasil perhitunganprakiraan penerimaan dosis interna untukseluruh tubuh pada zona-4 adalah 3,47 x 10'1mSv/tahun, penerimaan dosis ini hanyalahsebesar 0,70 % NBO.

Penerimaan Oosis Efektif

Prakiraan penerimaan dosis efektif darikegiatan dekomisioning fasilitas PAF-PG dapatdilihat dalam Tabel1 [5].

Hasil prakiraan penerimaan dosiseksterna, interna dan total dosis efektif untukseluruh tubuh pada kegiatan dekomisioningfasilitas PAF-PG untuk kondisi normal terincidalam Tabel 1. Penerimaa dosis seluruh tubuh

di zone-1, 2, 3 dan 4 masing-masing adalah

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN

0,27 mSv (0,54 % NBD); 1,23 mSv (2,46 %NBD); 1,37 mSv (2,74 % NBD) dan 11,85 mSv(23,7 % NBD) untuk 2000 jam kerja dalamsetahun. Penerimaan dosis seluruh tubuh didaerah zone-1, 2 dan 3 relatif kecil, hal iniumum terjadi pada kegiatan di instalasi nukliruntuk daerah kerja radiasi rendah. Penerimaandosis seluruh tubuh relatif sedang terjadi didaerah zone-4, yaitu sebesar 23,7 % NBD.Penerimaan dosis seluruh tubuh di zone 1, 2, 3dan 4 umumnya didominasi oleh penerimaandosis eksterna. Berdasarkan informasi ini

dengan jelas terlihat bahwa pemindahanbahan radioaktif dan dekontaminasi tangki danperalatan yang terkontaminasi pad a awalkegiatan dekomisioning di daerah zone-4 akansangat efektif mengurangi penerimaan dosisseluruh tubuh,

Tabel1. Dosis efektif maksimal padakegiatan dekomisioning PAF-PG

JalLJr papmanTotal CIt)SIS

Zona

(,r':htlf

Eksterna ,

Inlema,(rnSv! tahlln)mSv!tahlin

mSv!tahlin

I

0,242.75 x 1020,27

II

1,202.75 x 10,21,23

III

1,36,58x1021,37

IV

11.53,47 x 10'11,85

Penerimaan Dosis Kecelakaan

Prakiraan penerimaan dosis pada kasuskecelakaan dalam kegiatan dekomisioningfasilitas PAF-PG diasumsikan akan terjaditumpahan bahan YC ketika dilakukanpemindahan dari tangki dryer DR-701 yangberisi YC dengan berat kurang lebih 6,56 kg,Sebelum dilakukan pemindahan YC, terlebihdahulu dilakukan penutupan tangki DR-701(sungkup) dengan menggunakan plastik dandiberi sirkulasi udara sehingga dalam prosespemindahan tidak terjadi akumulasi partikel YCdalam sungkup. Volume ruang sungkup yangdigunakan sebagai tempat bekerja pada saatpemindahan YC sebesar 42,8 m3. Skenariokecelakaan diasumsikan terjadi tumpahan YCpada sa at pemindahan dari tangki DR-701 kedrum penyimpanan. Pada saat itu bersamaansistem proteksi radiasi yang digunakan tidakberfungsi yaitu pompa sirkulasi udara dalamruang kerja mengalami gangguan sehinggaudara dalam ruang kerja menjadi jenuh dan

195

ISSN 1410-6086

juga diasumsikan filter pad a masker pekerjasudah jenuh sehingga tidak mampu lagimenyaring partikel (YC) di udara yangmenyebabkan sebagian YC masuk terhirupoleh pekerja. Berdasarkan data inventorilimbah, konsentrasi YC yang berada dalamtangki DR-701 mempunyai aktivitas grossalpha sebesar 885 Bq/g. Tumpahan YCdiasumsikan terjadi pad a saat menciduk daritangki dan tumpah di ruang kerja, Jumlah YCyang tertumpah diasumsikan seberat 0,6 kg

sehingga total aktivitas YC di ruan~ kerjasebesar 581.01 Bq atau 13.56 Bq/m . Hasilperhitungan prakiraan penerimaan dosisintern a pada kondisi kecelakaan dengan waktu10 menit, 30 menit dan 1 jam yang dihitungdengan perangkat lunak LUDEP memberikandosis masing-masing sebesar 42,12 mSv,115,6 mSv dan 231,1 mSv terhadap organkritis paru. Nilai batas dosis (NBD) untuk organadalah 500 mSv per tahun,

Pekerja radiasi yang bekerja dalamsungkup apabila terjadi kegagalanprosedur/operasi harus segera keluar dariruang sungkup dengan segera'sesuai pru.:,edurkedaruratan. Waktu yang diperlukan olehpekerja untuk keluar dari sungkup diprakirakankurang dari 5 meni!, sehingga dosis internayang diterima pekerja sebesar 21,06 mSv,penerimaan dosis ini hanyalah sebesar 4,2 %dari NBD yang diperkenankan, Penerimaandosis interna yang relatif kecil ini belum masukkedalam kategori kecelakaan radiologis.

PROGRAM PROTEKSI RADIASI

Program proteksi radiasi dekomisioningPAF-PG disusun dengan memperhatikanketentuan-ketentuan sebagai berikut,

Seluruh kegiatan yang menyebabkanpemaparan radiasi hanya dilakukanapabila menghasilkan nilai tambah (AsasJustifikasi),Pemaparan radiasi diusahakan serendahmung kin yang dapat dicapai denganmempertimbangkan faktor ekonomi dansocial (Prinsip As Low As ReasonableAchievable, ALARA).Dosis yang diterima oleh seseorang(pekerjal masyarakat) tidak bolehmelampaui Nilai Batas Dosis (NBD) yangditetapkan (Asas Limitasi).

Berdasarkan ketentuan - ketentuantersebut di atas program proteksi radiasimerupakan upaya untuk meminimalisirpenerimaan dosis radiasi oleh pekerja danmasyarakat yang bermukim di sekitar fasilitasPAF-PG. Dalam kegiatan dekomisioning PAF­PG penerimaan dosis radiasi dapat terjadi

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

melalui paparan langsung (dosis eksterna)maupun masuknya bahan radioaktif berupadebul partikulat ke dalam tubuh pekerja (dosisinterna). Prakiraan penerimaan dosis efektifuntuk tiap pekerja untuk kegiatandekomisioning selama satu tahun (2000 jamkerja) telah diuraikan dalam Bab 2.

Oalam mencapai tujuan proteksi radiasidalam dekomisioning PAF-PG diterapkansistem pembatasan dosis sesuai denganKeputusan BAPETEN yang mengacu padarekomendasi International Comission on

Radiation Protection (ICRP) sebagai berikut,1. Nilai Batas Oosis (NBO) seluruh tubuh

bagi pekerja radiasi adalah 50 mSv pertahun. [6,7]

2. Nilai Batas Oosis (NBO) seluruh tubuhbagi anggota masyarakat adalah 5 mSvper tahun. [6,7]

Proteksi Radiasi Terhadap PersonilKegiatan dekomisioning PAF-PG

mepunyai potensi peneriaan papa ran radiasiterhadap pekerj::J. Bes'3rnya rjosi~ efektifSLluruh tubU:1 (:3;1 (!O:>IS i8riladap organ tubuhini harus dipantau dan dievaluasi untukkeselamatan pekerja. Seperi telah diuraikandalam Bab 2, bahwa total dosis efeklif unlukseluruh tubuh pada kegialan dekomisioningfasilitas PAF-PG untuk kondisi normal di zone­1, 2, 3 dan 4 masing-masing adalah 0,27 mSv(0,54 % NBO); 1,23 mSv (2.46 % NBO); 1,37mSv (2,74 % NBO) dan 11,85 mSv (23,7 %NBO) untuk 2000 jam kerja dalam setahun.Hasil prakiraan penerimaan dosis interna padakondisi kecelakaan yang dihitung denganperangkat lunak LUOEP memberikan dosisyang diterima pekerja sebesar 21,06 mSv,penerimaan dosis ini hanyalah sebesar 4,2 %dari NBO yang diperkenankan. Berdasarkanfaktor bobot sebesar 0,12 dosis interna iniakan memberikan dosis efektif sebesar 2,35mSv. Penerimaan dosis seluruh tubuh di

daerah zone-1, 2, 3 dan 4, baik pada kegiatannorml maupun bila terjadi kecelakaan relatifkeci!. Tingkat penerimaan dosis ini relatif kecilhal ini setara dengan potensi penerimaan dosispad a kegiatan di instalasi nuklir untuk daerahkerja radiasi rendah.

Pemantauan Oosis Eksterna

Pemantauan dosis eksterna dapatdilakukan menggunakan dosimeter film,dosimeter termoluminisensi (TLO) ataudosimeter saku. Berdasarkan analisis sumber

radiasi yang terdapat di PAF-PG, disarankanjenis dosimeter yang digunakan adalah TLOtipe BG-7001 berbentuk kartu. TLO ini mampumenyerap dosis radiasi 13, "y dan sinar-x pada

196

ISSN 1410-6086

rentang 10 IJGy sId. 1,0 Gy secara linier danmempunyai fading yang rendah. Setiap pekerjaradiasi harus menggunakan dosimeter padasaat bekerja dan saat berada di lingkunganPAF-PG. TLO dibacal dievaluasi dalam

periode tertentu sesuai dengan ketentuan,periode evaluasi dapat dilakukan tiap 3 bulansekali (quarterly). Hasil evaluasi data dosisradiasi eksterna berupa Oosis Ekivalen Kulit(OEK) dan Oosis Ekivalen Seluruh Tubuh(OEST) dicatat dalam kartu dosis dan disimpansekurang-kurangnya selama 30 tahun setelahpekerjaan dekomisioning selesai.

Pemantauan Oosis Interna

Potensi bahaya radiasi interna dalamdekomisionng PAF-PG telah diuraikan dalamBab 2, dosis interna pada kondisi normal relatifkecil hanya 0.35 mSv dan bila terjadikecelakaan mencapai 21.06 mSv (4.2 % NBO)yang diperkenankan. Berdasarkan faktor bobotsebesar 0.12, dosis interna dari kecelakaan iniakan memberikan dosis ekivalen seluruh tubuh

sebesar 2.35 mSv (4.7% NBD). Potensi radiasiinterna dalam kegiatar. dekol11lsioning P.A,F-PGini relatif rendah, namun karena berasal daripartikel a yang mempunyai daya rusak besarmempunyai potensi menimbulkan kerusakanpada jaringan radiologis.

Pembatasan penerimaan dosis internadiupayakan melalui mengurangi ataumencegah masuknya partikulat atau deburadioaktif tersebut melalui jalur pernafasan(inhalasl), jalur pencernaan (injesl) dan melaluipori-pori kulit. Upaya untuk mengurangilmencegah masuknya partikulaV deburadioaktif, pekerja diwajibkan menggunakanalat keamanan dan keselamatan kerja saatmelakukan kegiatan dekomisioning dan bilaberada dalam lingkungan PAF-PG. Alatkeamanan dan keselamatan kerja yang harusdigunakan adalah wearpack yang terbuat daribahan nilon, sepatu kerja (boot) yang terbuatdari bahan karet dan m.asker (full-face) yangdilengkapi dengan alat penyaring udara yangmampu menyaring partikel dengan ukurandiameter 2,0 ~lm.

Besarnya dosis intern a yang diterimaoleh tiap pekerja dimonitor secara in-vivomelalui analisis urine. Sampel urine pekerjadisampling setiap 3 bulanan. Sam pel urineselanjutnya di bawa ke laboratorium untukanalisis radionuklida yang terdeposisi di dalamtubuh dan selanjutnya besarnya dosis internadiprakirakan berdasarkan model metabolik.

Proteksi Radiasi Oaerah KerjaProteksi radiasi terhadap daerah kerja

dilaksanakan dengan pengukuran laju dosis,

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan LimbahVPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

pengukuran tingkat kontaminasi permukaandan di udara di daerah kerja-I (zone-1, 2 dan 3)dan di daerah kerja-II (zone-4). Pengukuranlaju dosis dan tingkat kontaminasi permukaandilakukan tiap hari kerja sebelum dan sesudahkegiatan dekomisioning di tiap daerah kerja.Pengambilan sample udara dilakukan denganalat pencuplik udara yang dilengkapi denganfilter ukuran diameter 2,0 11myang dilengkapidengan alat penghisap udara volume besar.PartikulaU debu radioaktif yang tertangkapdalam kertas saring selanjutnya dianalisis jenisdan jumlah radionuklidanya. Hasil pengukurantingkat kontaminasi di udara digunakan untukmemprakirakan potensi penerimaan dosisradiasi eksterna malalui jalur imersi dan dosisinterna melalui jalur inhalasi.

Penanggulangan KecelakaanPotensi kecelakaan radiologis yang

mungkin terjadi adalah tumpahan YC,berdasarkan analisis keselamatan kecelakaan

Inl berpotensi memberikan dosis internasebesar 21,06 mSv, penerimaan dosis inihanyalah sebesar 4,2 % dari NBD yangdiperkenankan. Berdasarkan faktor bobotsebesar 0,12 dosis interna ini akanmemberikan dosis ekivalen seluruh tubuhsebesar 2,35 mSv. Penerimaan dosis seluruhtubuh bila terjadi kecelakaan relatif keci!.Tingkat penerimaan dosis ini setara denganpotensi penerimaan dosis pada kegiatan diinstalasi nuklir untuk daerah kerja radiasirendah, sehingga jenis kecelakaan in; belumtermasuk sebagai kecelakaan radiologis,namun dapat digolongkan sebagai tumpahanbahan radioaktif skala keci!. Upayapenanggulangan tumpahan YC ini dibagidalam 3 jenis penanggulangan, pertamapengaman lokasi kejadian, kedua pengamananpersonel dan ketiga pemulihan keadaan.

Pengamanan LokasiSegera setelah kejadian tumpahan YC

pekerja meninggalkan daerah zone-4 dansambi I keluar menutup pintu akses ke dalamdaerah tersebut, sehingga lokasi kejadianterisolasi dan tidak terjadi penyebaran YCmelalui udara keluar zone-4. Kondisi ini

dibiarkan sampai diprakirakan sebagaian besarYC telah terdeposisi kembali ke permukaanlantai di zone-4.

Pengendalian PersonelPekerja yang melakukan kegiatan

pemindahan YC diprakirakan akan menghirupudara yang terkontaminasi dalam waktubeberapa menit dan permukaan tubuh yangmenggunakan alat keamanan dan

197

ISSN 1410-6086

keselamatan kerja akan terkontaminasi.Pekerja ini selanjutnya dibantu oleh petugasproteksi radiasi (PPR) menyerahkan danmenanggalkan seluruh alat keamanan dankeselamatan kerja. Selanjutnya pekerja radiasimenuju tempat mandi (shower') yang telahdisediakan sesuai Rencana PenanggulanganKedaruratan untuk membersihkan diri daribahan kontaminan. Setelah membersihkan diridilakukan pengecekan untuk mengetahi tingkatkontaminasi yang ada. Bila sudah bersih darikonaminasi, pekerja tersebut diistirahatkanuntuk bekerja, namun selanjutnya urinepekerja ditampung untuk analisis dosis interna.Bila hasil analisis penerimaan dosismemberikan hasil penerimaan dosis yangrelatif tinggi melampaui NBD yangdiperkenankan, pekerja tersebut diistirahatkanuntuk tidak bekerja di medan radiasi untukwaktu tertentu sesuai rekomendasi PPR,demikian juga bila penerimaan dosis lebih kecildari NBD pekerja untuk bekerja di medanradiasi kembali harus mendapat persetujuandari PPR.

Pemulihan Keadaan

Daerah zone-4 dimana terjadi tumpahanYC selanjutnya dimonitor oleh PPR untukmengetahui tingkat paparan radiasi,kontaminasi permukaan dan tingkatkontaminasi di udara. Berdasarkan hasil

analisis keselamatan selanjutnya dilakukanupaya pemulihan dan bila telah memenuhiketentuan keselamatan kerja, dekomisioning didaerah zone-4 dapat dilanjutkan kembali.

Proteksi Radiasi LingkunganInstalasi PAF-PG berada dalam

kawasan industri Petrokimia Gresik yang jauhdari pemukiman karyawan ataupun penduduksetempat. Inventori zat radioaktif yang tersisadi PAF-PG relatif sedikit, dan pada awalkegiatan dekomisioning akan dilakukanpewadahan dan pemindahan, sehingga bahanradioaktif yang tertinggal hanya sebagian kecilyang berupa kerak yang terdapat dalam sistemproses di zone 2, 3 dan 4. Berdasarkan kondisiini penyebaran bahan radioaktif ke luar PAF­PG relatif akan sangat kecil, namun demikianpada akhir kegiatan dekomisioning akandilakukan sampling komponen-komponenlingkungan (udara, tanaman rumput, air dantanah permukaan) yang terdapat di sekitarPAF-PG hingga radius 500m. Hasil analisisjenis dan jumlah radionuklida yang terdapatselanjutnya akan dibandingkan dengan nitaiBaku Mutu Radioaktivitas di Lingkungan,sehingga dapat disimpulkan apakah bekaskawasan PAF-PG harus dilakukan remediasi

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

sebelum dapat digunakan untuk kegiatan barulainnya.

KESIMPULANPenerimaan dosis efektif seluruh tubuh

di daerah zone-1, 2. 3 dan 4. baik padakegiatan normal maupun bila terjadikecelakaan relatif ked!. Tingkat penerimaandosis ini setara dengan potensi penerimaandosis pada kegiatan di instalasi nuklir untukdaerah kerja radiasi rendah. Dalam programproteksi radiasi. pemantauan dosis eksternadapat dilakukan menggunakan dosimeter film.dosimeter termoluminisensi (TLD) ataudosimeter saku. Disarankan jenis dosimeteryang digunakan adalah TLD tipe BG-7001berbentuk kartu. TLD yang mampu menyerapdosis radiasi p, y dan sinar-x pada rentang 10~Gy sId. 1,0 Gy secara linier dan mempunyaifading yang rendah. Evaluasi penerimaandosis ekstena dapat dilakukan tiap 3 bulansekali (per-triwulan). Pengurangan perierimaandosis interna diupayakan melalui mengurangi?!au n"'nC('~j,1:'rnasukn:/a p8liikuiat atau debuIdoio< :\tii !t:,::;ebut melalui jalur pernafasan(inhalas/), jalur pencernaan (injes/) dan melaluipori-pori kulit. Upaya untuk mengurangi ataumencegah masuknya partikulaV deburadioaktif, pekerja diwajibkan menggunakanalat keamanan dan keselamatan kerja saatmelakukan kegiatan dekomisioning dan bilaberada dalam lingkungan PAF-PG. Alatkeamanan dan keselamatan kerja yang harusdigunakan adalah wearpack yang terbuat daribahan nilon, sepatu kerja (boot) yang terbuatdari bahan karet dan masker (fullface) yangdilengkapi dengan alat penyaring udara (filter')yang mampu menyaring partikel denganukuran diameter 2,0 ~m. Program proteksiradiasi terhadap daerah kerja dilaksanakandengan pengukuran laju dosis, pengukurantingkat kontaminasi permukaan di udara dandi daerah kerja. Pengukuran laju dosis dantingkat kontaminasi permukaan dilakukan liaphari kerja sebelum dan sesudah kegiatandekomisioning. Pengambilan sam pel udaradilakukan dengan alat penghisap udara volumebesar yang dilengkapi dengan filter fibre-glass.PartikulaVdebu radioaktif yang tertangkapdalam kertas saring selanjutnya dianalisis jenisdan jumlah radionuklidanya. Hasil pengukurantingkat kontaminasi di udara digunakan untukmemprakirakan potensi penerimaan dosisradiasi eksterna malalui jalur imersi dan dosisinterna melalui jalur inhalasi. Potensikecelakaan radiologis yang mungkin terjadiadalah tumpahan YC. kecelakaan iniberpotensi penerimaan dosis seluruh tubuhdan dosis organ thyroid relatif ked!. Jenis

198

ISSN 1410-6086

kecelakaan ini belum termasuk sebagaikecelakaan radiologis, namun dapatdigolongkan sebagai tumpahan bahanradioaktif skala keci!. Upaya penanggulangantumpahan YC ini dibagi dalam 3 jenispenanggulangan, pertama pengaman lokasikejadian. kedua pengamanan personel danketiga pemulihan keadaan. Pada akhirkegiatan dekomisioning dilakukan samplingkomponen-komponen lingkungan (udara,tanaman rumput. air dan tanah permukaan)yang terdapat di sekitar PAF-PG hingga radius500m. Hasil analisis jenis dan jumlahradionuklida yang terdapat selanjutnya akandibandingkan dengan nilai Baku MutuRadioaktivitas di Lingkungan, sehingga dapatdisimpulkan apakah bekas kawasan PAF-PGharus dilakukan remediasi sebelum dapatdigunakan untuk kegiatan baru lainnya.

DAFT AR PUST AKA

1. Laporan kegiatan, pengendalian danevaluasi dekomisioning fasilitas pemurnianas·lrr: foMat, PT. Petrokimia Gresik ­BAPETEN, Jakarta, 2001.

2. Undang-Undang RI. No. 10 Tahun 1997ten tang Ketenaganukliran.

3. BAPETEN, Keputusan Kepala No. 05/Ka.BAPETENN-99, tentang Pembangunandan pengoperasian Reaktor Nuklir

4. BAPETEN, Keputusan Kepala No. 07­P/Ka.BAPETEN/I-02, tentang Pedomandekomisioning fasilitas medis. industri danpenelitian serta instalasi nuklir non­reaktor.

5. BATAN, Program Dekomisioning PabrikPemurnian Asam Fosfat. PT. PetrokimiaGresik, P2PLR. 2003.

5. BAPETEN. Keputusan Kepala NO.01/Ka.BAPETENI V-1999, tentang

7. ICRP, International Comission onRadiological Protection, RecomendationReport No.50. Pergamon Press, NewYork, 1991.