analisis risiko radiologi di lingkungan instalasi nuklir akibat terdispersinya radio_20110213170508

7/16/2019 Analisis Risiko Radiologi Di Lingkungan Instalasi Nuklir Akibat Terdispersinya Radio_20110213170508

http://slidepdf.com/reader/full/analisis-risiko-radiologi-di-lingkungan-instalasi-nuklir-akibat-terdispersinya 1/128

ANALISIS RISIKO RADIOLOGI DI LINGKUNGAN INSTALASI NUKLIR AKIBAT

TERDISPERSINYA RADIONUKLIDA PADA KONDISI ABNORMAL YANG

DIPOSTULASIKAN DI INSTALASI NUKLIR BATAN SERPONG TAHUN 2009

SKRIPSI

NAMA : Eko HERURIANTO

NIM : 105101003225

PEMINATAN KESEHATAN DAN KESELAMATAN KERJA

PROGRAM STUDI KESEHATAN MASYARAKAT

FAKULTAS KEDOKTERAN DAN ILMU KESEHATAN

UNIVERSITAS ISLAM NEGERI JAKARTA

1430 H/2009 M



i

UNIVERSITAS ISLAM NEGERI JAKARTA

FAKULTAS KEDOKTERAN DAN ILMU KESEHATAN

PROGRAM STUDI KESEHATAN MASYARAKATSkripsi, 30 November 2009

EKO HERURIANTO, NIM: 105101003225

Analisis Risiko Radiologi di Lingkungan Instalasi Nuklir Akibat Terdispersinya

Radionuklida Pada Kondisi Abnormal yang Dipostulasikan di Instalasi Nuklir

Batan Serpong Tahun 2009

ABSTRAK

Tekonologi nuklir dalam pemanfaatannya memiliki nilai positif yang besar untuk kepentingan dan kelangsungan hidup manusia. Pengembangan dari hasil

teknologi ini dapat digunakan dalam berbagai bidang, misalnya bidang penelitian,

pertanian, kedokteran, industri, dan energi. Negara-negara yang telah memanfaatkan

teknologi ini kesejahteraannya meningkat dan menjadi lebih baik. Teknologi ini,disamping memiliki nilai positif yang besar juga memiliki efek negatif. Hal utama

yang dikhawatirkan adalah efek radiasinya, karena efek tersebut dapat merusak

jaringan tubuh manusia bahkan dapat menyebabkan kematian.Reaktor G.A Siwabessy miliki BATAN di kawasan Puspiptek, Serpong

merupakan salah satu reaktor yang ada di Indonesia. Reaktor ini merupakan suatu

reaktor nuklir fluks neutron cukup tinggi, sehingga sangat sesuai sebagai sarana

iradiasi untuk produksi radioisotop, pengembangan elemen bakar dan komponenreaktor, penelitian dalam bidang sains materi, dan berbagai litbang lain dalam bidang

industri nuklir. Pemanfaatan reaktor G.A Siwabessy akan menimbulkan risiko

radiologi pada manusia dan lingkungan disekitar instalasi nuklir. Kemungkinanadanya risiko tersebut dapat terjadi pada operasi normal ataupun abnormal

(kecelakaan).

Penelitian ini merupakan penelitian kuantitatif deskriptif yang bertujuan

untuk mengetahui risiko radiologi yang berupa konsentrasi dan dosis radiasi akibat

dari kecelakaan nuklir yang dipostulasikan di reaktor G.A Siwabessy BATAN.Postulasi kecelakaan nuklir dalam hal ini dibedakan menjadi tiga. Sedangkan

penilaian konsentrasi dan dosis radioaktif dinilai pada tiga jalur paparan, yaitu jalur

paparan tanah ( groundshine), udara (cloudshine), dan pernafasan (inhalation).Wilayah penilaian dibagi menjadi 16 sektor dan 5 radius.

Hasil dari penelitian menunjukkan, bahwa dalam ketiga postulasi (simulasi)

terdapat enam radionuklida penting dan signifikan yaitu Cs-134, Cs-137, Ru-106, I-131, I-132, dan Te-132. Wilayah yang memiliki dampak terluas adalah akibat

kecelakaan pada simulasi ke-3. Nilai konsentrasi pada jalur paparan tanah, udara,

dan pernafasan terbesar adalah pada skenario kecelakaan jenis simulasi ke-2.



ii

Dosis radioaktif yang diterima oleh masyarakat melalui jalur paparan tanah

(semua simulasi), untuk usia > 2 tahun, rata-rata penerimaan dosis tidak melebihi

0,005 Sv. Sedangkan dosis radioaktif melalui jalur paparan udara, untuk usia > 2tahun, rata-rata penerimaan dosis tidak melebihi 0,005 Sv. Terakhir, dosis radioaktif

yang diterima melalui jalur paparan pernafasan, untuk usia 12 –

17 tahun dan > 17tahun, rata-rata penerimaan dosis tidak melebihi 0,005 Sv.

Maka dari itu dosis radioaktif yang diterima melalui jalur paparan tanah,udara, dan pernafasan tidak melebihi nilai batas dosis yang diijinkan oleh BAPETEN,

yaitu sebesar 0,005 Sv. Maka dosis yang diterima oleh masyarakat masih berada pada

batas yang aman. Berdasarkan temuan tersebut hendaknya Pemerintah agar lebihintensif dalam mempromosikan keamanan penggunaan teknologi nuklir untuk

kehidupan masyarakat.

Selama proses penelitian ini asumsi yang digunakan masih menggunakan

asumsi kasar, maka dari itu disarankan bagi penelitian selanjutnya agar menggunakanasumsi yang mendekati keadaan nyata dan melakukan perhitungan pada paparan

makanan (ingestion).



iii

JAKARTA ISLAMIC STATE UNIVERSITY

FACULTY OF MEDICINE AND HEALTH SCIENCE

PUBLIC HEALTH STUDY PROGRAM Thesis, 30 November 2009

EKO HERURIANTO, NIM: 105101003225

Radiological Environmental Risk Analysis in Nuclear Installation Due

Dispersion of Radionuclide on Abnormal Conditions postulated in Batan

Serpong Nuclear Installations Year 2009

ABSTRACT

In it utilization, nuclear technology has a large positive value for the benefit

and continuity of human life. The development of nuclear technology could be used

in various fields, such as areas of research, agriculture, medicine, industry andenergy. Countries that have used this technology increase their welfare and become

better. This technology, in addition to having a large positive value also has negative

effect The main thing that is feared is the effect of it radiation, because these effects

can damage body tissue and can even cause death.GA Siwabessy reactor owned by BATAN, in the Puspiptek area at Serpong is

one of the reactors that exist in Indonesia. This reactor is a quite high neutron flux

nuclear reactor, making it very suitable as a means of irradiation for the production of radioisotopes, the development of fuel elements and reactor components, research in

the field of material science, and various other R & D in the field of nuclear industry.

Utilization of GA Siwabessy reactor would generate a risk of radiology in human and

the environment around nuclear installations. The possibility of that risk can occur innormal operation or abnormal (accident).

This research is a descriptive quantitative research that aims to determine the

radiological risk in the form of concentration and dose of radiation resulting from

nuclear accidents which is postulated in the reactor GA Siwabessy owned byBATAN. Postulations of nuclear accident in this case can be divided into three. While

the assessment of concentration and dose of radioactive to be assessed on three

exposure channels, which are soil exposure point (groundshine), air (cloudshine), and

respiratory (inhalation). Assessment area is divided into 16 sectors and 5 radius.

Results of the study showed that in all three postulations (simulation), thereare six important and significant radionuclide which is Cs-134, Cs-137, Ru-106, I-

131, I-132, and Te-132. Areas that have the largest impact is due to an accident on thethird simulation. The largest concentration value on the exposure path to ground, air,

and breathing is in the second accident scenario simulation.

Radioactive dose received by the society through the exposure of the soil (all

the simulation), for age > 2 years, average receipts of the dose do not exceed 0.005



iv

Sv. While the dose of radioactive exposure path through air, for age > 2 years,

average receipts of the dose do not exceed 0.005 Sv. Finally, the radioactive dose

received by the respiratory route of exposure, for ages 12-17 years and > 17 years,average receipts of the dose do not exceed 0.005 Sv.

Thus the radioactive dose received through soil, air, and breathing exposuredoes not exceed the dose limits permitted by BAPETEN, is 0.005 Sv. Then the dose

received by society still at a safe limit. Based on these findings the Governmentshould be more intensive in promoting the safe use of nuclear technology to society.

During this study the assumptions used are still using rough assumptions, and

therefore recommended for further research to use the assumption that close to realcircumstances and perform calculations on food exposure (ingestion).



v

DAFTAR RIWAYAT HIDUP

Data Pribadi Nama : Eko Herurianto

TTL : Bogor , 27 September 1985Jenis Kelamin : Laki-Laki

Status : Belum Menikah

Alamat : Warnasari Timur Rt 02/012 Cibeber ILeuwiliang Bogor

E-mail : [email protected]

Nama Orang Tua : Ayah : Tugiyo

Ibu : Sajiem

Anak ke- : 1 dari 4 bersaudara

Pendidikan

1992-1998 : SDN I Leuwiliang, Bogor

1998-2001 : SLTP Negeri I Leuwiliang, Bogor

2001-2004 : SMA Negeri I Leuwiliang, Bogor 2004-2005 : Swiss German University , Dept. Biomedical

Engineering Tangerang

2005-2009 : Kesehatan dan Keselamatan Kerja (K3) ProgramStudi Kesehatan Masyarakat Universitas Islam

Negeri Syarif Hidayatullah Jakarta

Pengalaman Organisasi

2003-2004 : Ketua Kelompok Ilmiah Remaja SMA Negeri 1Leuwiliang

2002-2003 : Sekretaris ROHIS SMA Negeri 1 Leuwiliang

2004 : Anggota The INSTY Centre Bogor

2005-2006 : Ketua Kaderisasi KOMDA Fakultas Kedokteran dan

Ilmu Kesehatan UIN Syahid Jakarta

2006-2007 : Ketua Medika KOMDA Fakultas Kedokteran danIlmu Kesehatan UIN Syarif Hidayatullah Jakarta

2006-2007 : Ketua DPMF (Dewan Perwakilan Mahasiswa

Fakultas) Fakultas Kedokteran dan Ilmu KesehatanUIN Syarif Hidayatullah Jakarta

2007-2008 : Ketua LITBANGKES BEM Program Studi Kesehatan

Masyarakat UIN Syahid Jakarta

mailto:[email protected]





vi

DAFTAR ISI

ABSTRAK ..................................................................................................................... i

DAFTAR RIWAYAT HIDUP ....................................................................................... v

DAFTAR ISI .................................................................................................................. vi

DAFTAR TABEL .......................................................................................................... xi

DAFTAR GAMBAR ..................................................................................................... xiv

DAFTAR GRAFIK ........................................................................................................ xvi

BAB I. PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang ..................................................................................................... 1

1.2 Rumusan Masalah ................................................................................................ 4

1.3 Pertanyaan Penelitian ........................................................................................... 5

1.4 Tujuan Penelitian ................................................................................................. 6

1.4.1 Tujuan umum ............................................................................................... 6

1.4.2 Tujuan Khusus ............................................................................................ 7

1.5 Manfaat Penelitian ................................................................................................ 8

1.5.1 Bagi Instansi BATAN ................................................................................. 8

1.5.2 Bagi Peneliti ................................................................................................. 8

1.5.3 Bagi Program Studi Kesehatan Masyarakat ................................................ 9

1.6 Ruang Lingkup Penelitian .................................................................................... 9



vii

BAB II. TINJAUAN PUSTAKA

2.1 Instalasi Nuklir ..................................................................................................... 10

2.1.1 Reaktor nuklir .............................................................................................. 10

2.1.2 Sistem Reaktor Nuklir ................................................................................. 11

2.1.3 Jenis Reaktor Nuklir .................................................................................... 13

2.2 Kecelakaan Nuklir ................................................................................................ 14

2.2.1 Radionuklida yang Terdispersi Akibat Kecelakaan Nuklir ........................ 17

2.3 Risiko Radiologi ................................................................................................... 17

2.3.1 Dispersi ....................................................................................................... 18

2.3.2 Jalur Paparan ................................................................................................ 19

2.3.3 Radiasi Eksterna dari Udara ........................................................................ 21

2.3.4 Radiasi Interna Melalui Pernafasan ( Inhalation) ......................................... 23

2.3.5 Radiasi Eksterna dari Material yang Terdeposisi di Tanah (Groundshine) . 23

2.3.6 Radiasi Interna Melalui jalur Ingesti ........................................................... 24

2.4 Efek Radiasi Pada Manusia .................................................................................. 25

2.4.1 Dosis Efektif ................................................................................................ 28

2.4.2 Dosis Kolektif .............................................................................................. 29

2.5 Batasan Keselamatan Radiasi .............................................................................. 29

2.5.1 NBD Untuk Pekerja Radiasi ....................................................................... 30

2.5.2 NBD Untuk Masyarakat Umum .................................................................. 31

2.6 COSYMA ............................................................................................................. 31



viii

BAB III. KERANGKA KONSEP DAN DEFINISI OPERASIONAL

3.1 Kerangka Konsep ................................................................................................. 33

3.2 Defini Operasional ............................................................................................... 34

3.3 Hipotesis Penelitian .............................................................................................. 36

BAB IV. METODOLOGI PENELITIAN

4.1 Desain Penelitian .................................................................................................. 37

4.2 Waktu dan Tempat ............................................................................................... 37

4.3 Sumber Data ......................................................................................................... 37

4.4 Langkah Penelitian ............................................................................................... 38

4.4.1 Pra Simulasi ................................................................................................ 38

4.4.2 Proses Simulasi ........................................................................................... 39

4.4.3 Perhitungan Dosis Radioaktif ..................................................................... 40

4.4.3.1 Dosis Paparan Tanah (Groundshine) .............................................. 40

4.4.3.2 Dosis Paparan Udara (Cloudshine) ................................................. 41

4.4.3.3 Dosis Paparan Pernafasan ( Inhalation ) ........................................... 42

4.4.4 Analisis Rencana Kegawat Daruratan Nuklir ............................................. 42

4.5 Pengolahan dan Analisa Data ............................................................................... 42

4.5.1 Pengolahan Data .......................................................................................... 42

4.5.2 Analisa Data ................................................................................................ 43



ix

BAB V. HASIL

5.1 Gambaran Umum Reaktor G.A Siwabessy ........................................................... 44

5.1.1 Sejarah Singkat.............................................................................................. 44

5.1.2 Tugas dan Fungsi .......................................................................................... 45

5.1.3 Pembagian Cakupan Wilayah di Sekitar Reaktor G.A Siwabessy ............... 45

5.2 Radionuklida yang Terdispesi ke Lingkungan Akibat Postulasi Kecelakaan

Nuklir ..................................................................................................................... 47

5.3 Perkiraan Cakupan Wilayah yang Terkena Dampak dari Postulasi Kecelakaan

Nuklir ..................................................................................................................... 47

5.4 Konsentrasi Radionuklida Pada Setiap Jalur Paparan ............................................ 52

5.4.1 Konsentrasi Radionuklida Pada Jalur Paparan Tanah ................................... 52

5.4.2 Konsentrasi Radionuklida pada udara ........................................................... 54

5.4.3 Konsentrasi Radionuklida pada Pernafasan .................................................. 56

5.5 Dosis yang Diterima Melalui Setiap Jalur Paparan................................................ 57

5.5.1 Dosis Paparan Eksterna Dari Jalur Paparan Groundshine ............................ 57

5.5.1.1 Dosis yang Diterima Untuk Usia > 2 Tahun ..................................... 58

5.5.2 Dosis Paparan Eksterna Dari Jalur Paparan Cloudshine ............................... 62

5.5.2.1 Dosis yang Diterima Untuk Usia > 2 Tahun ..................................... 63

5.5.3 Dosis Paparan Interna Dari Jalur Paparan Inhalation ................................... 67

5.5.3.1 Dosis yang Diterima Untuk Usia 12 –

17 Tahun .............................. 67

5.5.3.2 Dosis yang Diterima Untuk Usia > 17 Tahun ................................... 72

5.6 Rekomendasi Rencana Tanggap Darurat Kecelakaan Nuklir ................................ 76



x

BAB VI. PEMBAHASAN

6.1 Keterbatasan Penelitian .......................................................................................... 80

6.2 Pembagian Cakupan Wilayah di Sekitar Instalasi Nuklir ...................................... 80

6.3 Radionuklida yang Terdispesi Keluar Reaktor ...................................................... 81

6.4 Efek Biologis dari Radiasi .................................................................................... 83

6.5 Perkiraan Cakupan Wilayah yang Terkena Dampak ............................................. 85

6.6 Konsentrasi Radionuklida Pada Tanah (Groundshine) .......................................... 86

6.7 Konsentrasi Radionuklida Pada Udara (Cloudshine) ............................................. 87

6.8 Konsentrasi Radionuklida Pada Pernafasan ( Inhalation) ...................................... 89

6.9 Dosis Paparan Eksterna dari Tanah (Groundshine) pada Manusia ........................ 90

6.10 Dosis Paparan Eksterna dari Udara (Cloudshine) pada Manusia......................... 93

6.11 Dosis Paparan Interna dari Pernafasan ( Inhalation) Pada Manusia ..................... 96

6.12 Rencana Tindakan Kegawat Daruratan Nuklir .................................................... 99

BAB VII. SIMPULAN DAN SARAN

7.1 Simpulan ................................................................................................................ 103

7.2 Saran ...................................................................................................................... 105

DAFTAR PUSTAKA

LAMPIRAN



xi

DAFTAR TABEL

Tabel 2.1 Radionuklida dan Masing-masing Jalur Paparan ............................................ 17

Tabel 2.2. Peluruhan Radionuklida ................................................................................. 17

Tabel 2.3. Klasifikasi Efek Radiasi ................................................................................. 27

Tabel 2.4. Gejala yang Timbul Setelah Paparan Akut Seluruh Tubuh ........................... 28

Tabel 2.5. Nilai Faktor Bobot Berbagai Organ Tubuh.................................................... 29

Tabel 3.1 Definisi Oprasional ......................................................................................... 34

Tabel 5.1. Jalur paparan dan radionuklida penting yang terkandung pada setiap

jalur paparan dalam tiga jenis skenario kecelakaan ............................................ 47

Tabel 5.2. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan tanah untuk

skenario kecelakaan simulasi ke-1 ...................................................................... 53





Tabel 5.5. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan udara untuk





simulasi ke-3 ....................................................................................................... 55



xii

Tabel 5.8. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan pernafasan untuk






Tabel 5.11. Penerimaan dosis (Sv) radionuklida untuk usia > 2 tahun dalam





simulasi ke-3 ....................................................................................................... 61

Tabel 5.14. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Cloudshine untuk

usia > 2 Tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1 ...................................... 63


usia > 2 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2 ....................................... 64



Tabel 5.17. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk

usia 12 –

17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1 ............................... 68


usia 12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2 ............................... 69



xiii



Tabel 5.20. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation

untuk

usia > 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi Ke-1 .................................... 72


usia > 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2 .................................... 74





xiv

DAFTAR GAMBAR

Gambar 2.1. Pembelahan inti dalam reaktor nuklir ........................................................ 11

Gambar 2.2. Komponen utama reaktor ........................................................................... 12

Gambar 2.3. Delapan level kecelakaan nuklir menurut IAEA........................................ 15

Gambar 2.4. Garis Besar Jalur Paparan .......................................................................... 21

Gambar 3.1. Kerangka Konsep Penelitian Analisis Resiko Radiologi pada Reaktor

G.A Siwabessy, BATAN, Serpong ..................................................................... 34

Gambar 4.1. Pembagian wilayah dalam radius 5 km dan 16 sektor dari pusat

reaktor nuklir G.A. Siwabessy BATAN Serpong ............................................... 39

Gambar 5.1. Pembagian daerah sekitar lokasi instalasi reaktor nuklir G.A

Siwabessy yang terbagi menjadi 5 ruas radial dan 16 sektor ............................. 46

Gambar. 5.2. Cakupan wilayah yang terkena dampak akibat skenario kecelakaan

nuklir untuk jenis simulasi ke-1 di reaktor G.A siwabessy BATAN

Serpong ............................................................................................................... 48


nuklir simulasi ke-2 di reaktor G.A siwabessy BATAN Serpong ...................... 49


nuklir untuk jenis simulasi ke-3 di reaktor G.A siwabessy BATAN

Serpong .............................................................................................................. 51

Gambar 5.5. sektor-sektor yang menjadi prioritas untuk dilakukan rencana

tanggap darurat akibat skenario kecelakaan nuklir simulasi ke-1 reaktor

G.A Siwabessy .................................................................................................... 77



xv

Gambar 5.6. sektor-sektor yang menjadi prioritas untuk dilakukan rencana

tanggap darurat akibat skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A

Siwabessy untuk simulasi ke-2 .......................................................................... 78

Gambar 5.7. Sektor-sektor yang menjadi prioritas untuk dilakukan rencana

tanggap darurat akibat skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A

Siwabessy untuk simulasi ke-3 .......................................................................... 79



xvi

DAFTAR GRAFIK

Grafik 5.1. Perkiraan jumlah penduduk yang terkena dampak akibat skenario

kecelakaan simulasi ke-1 .................................................................................... 17

Grafik 5.2. Perkiraan jumlah penduduk terkena dampak akibat scenario

kecelakaan simulasi ke-2 .................................................................................... 50


kecelakaan simulasi ke-3..................................................................................... 52

Grafik 5.4. Penerimaan dosis (Sv) radionuklida untuk usia > 2 tahun dalam



skenario kecelakaan simulasi ke-2 ..................................................................... 60


simulasi ke-3 ....................................................................................................... 62

Grafik 5.7. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Cloudshine untuk

usia > 2 Tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1 ...................................... 63





Grafik 5.10. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk






xvii



Grafik 5.13. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation

untuk

usia > 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1 ..................................... 73







BAB I

PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang

Penggunaan teknologi nuklir di berbagai bidang kehidupan masyarakat telah

maju secara cepat dibidang penelitian, pertanian, kedokteran, industri, dan energi

(Hidayati, 2008). Negara-negara yang telah memanfaatkan teknologi nuklir

kesejahteraan rakyatnya meningkat dan menjadi lebih baik, sehingga teknologi nuklir

seperti menjadi tumpuan harapan bagi sejumlah negara yang menginginkan

pendapatan per kapitanya mengalami kenaikan (Wisnu, 2007). Namun, disamping

manfaatnya yang besar tenaga nuklir mempunyai potensi bahaya radiasi terhadap

pekerja, anggota masyarakat, dan lingkungan hidup apabila dalam pemanfaatannya

tidak diperhatikan dan diawasi dengan sebaik (UU RI No. 10 Tahun 1997).

Salah satu potensi bahaya akibat pengoperasian reaktor nuklir adalah

terlepasnya radioaktif ke lingkungan. Lepasan radioaktif dapat terjadi pada kondisi

operasi normal ataupun abnormal. Lepasan radioaktif akan tersebar di udara dan

terdeposisi ke permukaan tanah. Dengan adanya pengaruh cuaca dan keadaan

meteorologi setempat zat radioaktif itu tersebar dan masuk kedalam tubuh manusia.

Dalam dosis tertentu paparan ini akan mempengaruhi kesehatan masyarakat dan

lingkungan di sekitar tapak lokasi reaktor nuklir (Pande, 2008).

Lepasan bahan-bahan radioaktif ke atmosfir dapat mengakibatkan paparan ke

manusia melalui sejumlah jalur ( pathway). Pertama, irradiasi eksternal oleh foton dan



2

elektron yang dikeluarkan sebagai hasil proses peluruhan radioaktif. Kedua, irradiasi

internal menyusul terhirupnya radionuklida tersebut. Radionuklida yang terdispersi

dalam kepulan asap di udara ( plume) akan melalui proses deposisi ke permukaan tanah

dan peluruhan radioaktif. Radionuklida dapat kembali terhirup oleh manusia karena

terjadinya gangguan yang disebabkan oleh angin dan manusia. Di samping itu,

deposisi radionuklida ke dalam tumbuhan dan tanah akan menyebabkan perpindahan

radionuklida ke bahan pangan manusia (Pande, 2008).

Manusia yang terpapar radioaktif menimbulkan efek kesehatan yang disebut

dengan efek stokastik dan non-stokasitik. Efek stokastik adalah efek radiasi dimana

peluang terjadinya efek tersebut merupakan fungsi dosis radiasi yang diterima oleh

seseorang, tanpa suatu nilai ambang. Semua efek akibat proses modifikasi atau

transformasi sel ini terjadi secara acak dan biasanya akan muncul setelah masa laten

yang lama, misalnya kanker dan leukemia. Semakin besar dosis yang diterima semakin

besar peluang terjadinya efek ini.

Sedangkan efek non-stokastik adalah efek radiasi dimana tingkat keparahan

bergantung pada dosis radiasi yang diterima dengan suatu nilai ambang. Efek ini

terjadi karena adanya kematian sel sebagai akibat dari paparan radiasi baik sebagian

atau seluruh tubuh. Terjadinya efek deterministik bila dosis yang diterima di atas dosis

ambang (threshold d ose) dan umumnya terjadi beberapa saat setelah terpapar. Contoh

akibat efek ini adalah, kemerahan pada kulit (eritema), katarak, pneumonitis, dan

sterilitas. (Taspirin, 2009)

Pada peristiwa PLTN Chernobyl, 27 April 1986, sekitar 90 ton radionuklida



3

terdispersi ke lingkungan bahkan hingga mencapai kepulauan Inggris. Dari peristiwa

itu, IAEA dan WHO mencatat terdapat sekitar 6,6 juta orang yang terpapar radioisotop,

diperkirakan 9.000 diantaranya terpapar berat. Hingga 2002 terdeteksi 4.000 kasus

anak penderita kanker tiroid. (Chairul, 2008)

Reaktor G.A. Siwabessy merupakan salah satu instalasi nuklir yang memiliki

daya 30 MW dan dimiliki oleh Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) yang berada

di Kawasan Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi (PUSPIPTEK) Serpong.

Tugas pokok Reaktor G.A. Siwabessy adalah melaksanakan penelitian dan

pengembangan teknologi reaktor, pengoperasian reaktor, melakukan pelayanan

iradiasi, serta bertanggung jawab terhadap keselamatan yang ditetapkan oleh Kepala

BATAN.

Reaktor ini merupakan suatu reaktor nuklir fluks neutron cukup tinggi,

sehingga sangat sesuai sebagai sarana iradiasi untuk produksi radioisotop,

pengembangan elemen bakar dan komponen reaktor, penelitian dalam bidang sains

materi, dan berbagai litbang lain dalam bidang industri nuklir. (Udiyani, dkk, 2004)

Reaktor G.A. Siwabessy sebagai salah satu instalasi nuklir merupakan fasilitas

yang memungkinkan akan menimbulkan risiko radiologi pada manusia dan

lingkungan, khususnya disekitar instalasi nuklir. Kemungkinan adanya risiko radiologi

tersebut dapat terjadi pada operasi normal ataupun abnormal (kecelakaan). Risiko

radiologi adalah bentuk ekspresi dari kemungkinan terjadinya situasi paparan potensial

atau yang terencana yang memberikan suatu konsekuensi yang spesifik, dinyatakan

dalam bentuk dosis radiasi atau kerugian kesehatan dan biasanya dalam aspek dampak



4

sosial-ekonomi (Rini, 2008).

Pada penelitian sebelumnya, mengenai analisa risiko radiologi pada Reaktor

G.A. Siwabessy, menyatakan bahwa pada kasus kecelakaan di reaktor tersebut, radiasi

yang terdispersi ke lingkungan dan dosis individu ataupun dosis kolektif pada

masyarakat umum masih berada dibawah nilai batas dosis yang diizinkan, yaitu 5

mSv/tahun. (Pudjijanto dan Hastowo, 2002, dan Pande, 2006)

Namun, dalam penelitian sebelumnya itu, peneliti menilai bahwa kajian

masalah ini masih belum menyangkut pada tinjauan aspek kesehatan masyarakat yang

dianalisa secara holistik. Menurut peneliti hal ini penting dilakukan karena dapat

digunakan sebagai bahan dasar bagi peneliti untuk mengedukasi masyarakat.

Bertolak dari kenyataan itu, maka perlu dilakukan analisis risiko radiologi di

lingkungan instalasi nuklir akibat terdispersinya radionuklida pada kondisi abnormal

yang dipostulasikan, dalam hal ini akan di lakukan pada Reaktor Nuklir Serba Guna

G.A. Siwabessy (RSG-GAS) BATAN Serpong.

1.2 Rumusan Masalah

Adanya radionuklida di alam, akibat dispersi dari reaktor, pada lingkungan

akan mempengaruhi konsentrasi radionuklida dan penerimaan dosis radiasi pada

masyarakat. Proses itu melalui beberapa jalur paparan ( pathway), baik internal ataupun

eksternal. Jalur paparan internal adalah melalui pernafasan (ingestion) sedangkan

paparan eksternal adalah melalui paparan permukaan tanah ( groundshine) dan udara

(cloudshine).



5

Atas dasar itu Peneliti ingin menganalisis risiko radiologi terhadap kecelakaan

nuklir yang di postulasikan, kasus dalam hal ini yaitu pada Reaktor Serba Guna G.A.

Siwabessy. Sehingga dengan melakukan analisis terhadap hasil simulasi itu Peneliti

dapat melakukan perhitungan besarnya konsentrasi dan dosis radionuklida yang

terdispersi ke lingkungan yang mengakibatkan paparan pada manusia. Selain itu,

Peneliti pun dapat menyusun rencana tindakan kegawat daruratan nuklir pada

masyarakat.

1.3 Pertanyaan Penelitian

1. Bagaimana gambaran umum reaktor G.A Siwabessy BATAN Serpong?

2. Bagaimana pembagian cakupan wilayah di sekitar Reaktor G.A Siwabessy

tahun 2009?

3. Radionuklida penting apa saja yang terdispesi ke lingkungan akibat skenario

kecelakaan nuklir di Reaktor G.A Siwabessy pada simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3

tahun 2009?

4. Bagaimana perkiraan cakupan wilayah yang terkena dampak akibat skenario


tahun 2009?

5. Berapakah nilai konsentrasi radionuklida pada setiap jalur paparan akibat

skenario kecelakaan nuklir di Reaktor G.A Siwabessy pada simulasi ke-1, ke-2,

dan ke-3 tahun 2009?

a) Berapakah konsentrasi pada jalur paparan tanah?



6

b) Berapakah konsentrasi pada jalur paparan udara?

c) Berapakah konsentrasi pada jalur paparan pernafasan?

6. Berapakah nilai dosis yang diterima melalui setiap jalur paparan yang

berdasarkan kategori usia akibat skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A

Siwabessy pada simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3 tahun 2009?

a) Berapakah dosis paparan eksterna dari jalur paparan tanah yang diterima

untuk usia > 2 tahun?

b) Berapakah dosis paparan eksterna dari jalur paparan udara yang diterima

untuk usia > 2 tahun?

c) Berapakah dosis paparan interna dari jalur paparan pernafasan yang

diterima untuk usia 12 – 17 tahun yang diterima untuk usia > 17 tahun?

7. Bagaimana analisis rencana tanggap darurat kecelakaan nuklir akibat skenario


tahun 2009?

1.4 Tujuan Penelitian

1.4.1 Tujuan Umum

Diketahuinya risiko radiologi di lingkungan instalasi nuklir akibat

terdispersinya radionuklida pada kondisi abnormal yang dipostulasikan di instalasi

nuklir BATAN Serpong tahun 2009.



7

1.4.2 Tujuan Khusus

1. Diketahuinya gambaran umum reaktor G.A Siwabessy BATAN Serpong.

2. Diketahuinya pembagian cakupan wilayah di sekitar Reaktor G.A Siwabessy

tahun 2009.

3. Diketahuinya radionuklida penting yang terdispesi ke lingkungan akibat


dan ke-3 tahun 2009.

4. Diketahuinya perkiraan cakupan wilayah yang terkena dampak akibat skenario


tahun 2009.

5. Diketahuinya nilai konsentrasi radionuklida pada setiap jalur paparan akibat



a) Nilai konsentrasi pada jalur paparan tanah.

b) Nilai konsentrasi pada jalur paparan udara.

c) Nilai konsentrasi pada jalur paparan pernafasan.

6. Diketahuinya nilai dosis yang diterima melalui setiap jalur paparan yang

berdasarkan kategori usia akibat skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A

Siwabessy pada simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3 tahun 2009.

a) Nilai dosis paparan eksterna dari jalur paparan tanah yang diterima untuk

usia > 2 tahun.

b) Nilai dosis paparan eksterna dari jalur paparan udara yang diterima untuk



8

usia > 2 tahun.

c) Nilai dosis paparan interna dari jalur paparan pernafasan yang diterima

untuk usia 12 – 17 tahun dan usia > 17 tahun.

7. Diketahuinya analisis rencana tanggap darurat kecelakaan nuklir akibat



1.5 Manfaat Penelitian

1.5.1 Bagi Instansi BATAN

Melalui penelitian ini, BATAN khususnya Pusat Teknologi Reaktor dan

Keselamatan Nuklir, dapat mengetahui risiko radiologi yang ditimbulkan oleh

pengoperasian Reaktor G.A Siwabessy BATAN terhadap masyarakat disekitar

instalasi dari sudut pandang Kesehatan Masyarakat.

1.5.2 Bagi Peneliti

Penelitian ini dapat menjadi salah satu literatur bagi para peneliti lain yang

ingin meneliti lebih jauh mengenai risiko radiologi yang ditimbulkan oleh

pengoperasian instalasi nuklir ataupun Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN)

dalam skala dan cakupan wilayah yang lebih luas. Selain itu, peneliti lain dapat

mengkaji variabel penting lainnya yang tidak ada dalam penelitian ini sehingga akan

menambah pustaka yang lengkap mengenai risiko radiologi.



9

1.5.3 Bagi Program Studi Kesehatan Masyarakat

Penelitian ini diharapkan dapat menambah pustaka Program Studi Kesehatan

Masyarakat UIN Syarif Hidayatullah Jakarta dalam bidang ketenaganukliran

khususnya dalam penilaian dosis radiologi pada masyarakat dan analisis tanggap

darurat ketenaganukliran.

1.6 Ruang Lingkup Penelitian

Penelitian ini merupakan penelitian mengenai analisis risiko radiologi di

lingkungan instalasi nuklir akibat terdispersinya radionuklida pada kondisi abnormal

yang dipostulasikan di instalasi nuklir BATAN Serpong tahun 2009. Penelitian ini

dilakukan karena radionuklida dari reaktor nuklir yang terdispersi ke lingkungan

diperkirakan akan mengakibatkan peningkatan konsentrasi dan dosis radioaktif pada

masyarakat.



BAB II

TINJAUAN PUSTAKA

2.1 Instalasi Nuklir

Instalasi nuklir adalah suatu instalasi yang memproduksi, mengolah,

memanfaatkan, memproses atau menangani bahan radioaktif/bahan fisil, misalnya,

raktor nuklir (PLTN), instalasi pengolahan dan transmutasi bahan bakar nuklir, pabrik

pemisahan isotop, pabrik pengolahan ulang, dan instalasi penyimpanan bahan bakar

bekas. (Kuntjoro, 2008)

Sedangkan pengertian lain, 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. (UU

RI No.10 Tahun 1997)

Indonesia memiliki empat instalasi nuklir, tiga diantaranya merupakan reaktor

nuklir, yaitu Triga Mark II di Bandung, Pusat Penelitian Tenaga Atom Pasar Jumat,

Jakarta, Reaktor Atom Kartini di Yogyakarta, dan terakhir Reaktor Atom G.A

Siwabessy di Serpong. (Markus, 2008)

2.1.1 Reaktor Nuklir

Reaktor nuklir adalah alat atau instalasi yang dijalankan dengan bahan bakar

nuklir yang dapat menghasilkan reaksi inti berantai yang terkendali dan digunakan

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/reaktor-nuklir-di-indonesia.html

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/reaktor-nuklir-di-indonesia.html



11

untuk pembangkitan daya, atau penelitian, dan/atau produksi radioisotop. (UU RI

No.10 Tahun 1997)

Mekanisme pembelahan inti dalam reaktor nuklir dapat digambarkan sebagai

berikut:

Gambar 2.1. Pembelahan inti dalam reaktor nuklir (Sumber: Sudi, 2009)

Ketika partikel neutron berhasil masuk ke dalam inti atom bahan bakar

Uranium, maka inti Uranium menjadi lebih tidak stabil dan akibatnya mengalami

pembelahan. Hasil dari pembelahan ini adalah dua buah atom materi yang lain, 2

sampai 3 buah neutron baru dan energi. Total massa seluruh materi yang terbentuk

sesudah terjadinya pembelahan inti atom Uranium lebih kecil daripada sebelum

terjadi pembelahan. Selisih massa inilah yang berubah menjadi energi. Neutron baru

yang terbentuk setelah pembelahan inti dapat menumbuk inti atom Uranium lain dan

seterusnya menghasilkan atom materi lain, 2-3 buah neutron baru dan energi.

Demikian seterusnya sehingga terbentuklah sebuah reaksi berantai. (Sudi, 2009)

2.1.2 Sistem Reaktor Nuklir

Sistem reaktor nuklir secara garis besar dibagi menjadi dua, yaitu komponen fisi

dan komponen non-fisi. Komponen fisi adalah bahan bakar nuklir yang dapat

melakukan reaksi fisi berantai dalam teras reaktor nuklir. Sedangkan komponen non-

fisi adalah komponen yang tidak dapat melakukan reaksi fisi namun keberadaannya

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/view_artikel.php.htm

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/view_artikel.php.htm



12

dalam teras reaktor nuklir sangat diperlukan untuk menunjang berlangsungnya reaksi

nuklir berantai. (Kuntjoro dan Hidayati 2008)

Komponen-komponen non-fisi dalam reaktor nuklir diantaranya, yaitu

pendingin, moderator dan reflektor, kelongsong bahan bakar nuklir, batang kendali,

dan tangki reaktor. (Kuntjoro dan Hidayati 2008) Digambarkan pada gambar dibawah

ini:

Gambar 2.2. Komponen utama reaktor

Pendingin dipakai untuk mengalirkan atau memindahkan panas hasil fisi dari

dalam teras menuju ke luar teras reaktor. Bahan pendingin dipakai juga untuk

mendinginkan komponen-komponen reaktor lainnya, sehingga reaktor tetap dapat

beroprasi dengan aman. Beberapa jenis pendingin yang dapat digunakan, yaitu air

ringan (H2O), air berat (D2O), gas helium, CO2, dan sebagainya.

Bahan moderator dipakai untuk memperlambat gerakan neutron cepat agar

berubah menjadi neutron lambat, sehingga dapat dipakai untuk melangsungkan reaksi

fisi berikutnya. Untuk jenis reaktor yang menggunakan pendingin air, bahan

Tangki reaktor Batang kendali

PendinginUap ke turbin

Kelongsong bahanbakar nuklir Moderator

Pendingin

Air umpan

Sistem penukar panas



13

pendingin ini berperan juga sebagai bahan moderator. Sedangkan bahan reflektor

dipakai untuk memantulkan kembali neutron yang akan keluar, sehingga jumlah

neutron yang hilang dapat diperkecil. Pada umumnya bahan yang baik untuk

moderator baik juga digunakan sebagai bahan reflektor neutron.

Kelongsong bahan bakar nuklir berfungsi untuk mengungkung unsur-unsur

hasil hasil fisi sehingga unsur-unsur tersebut tidak akan terlarut dalam air pendingin

dan keluar dari teras reaktor. Unsur-unsur hasil fisi ini bersifat radioaktif, sehingga

mampu memancarkan radiasi yang berbahaya bagi manusia maupun lingkungan.

Batang kendali merupakan penyerap netron jika terjadi pertumbuhan netron

yang berlebihan. Dengan cara ini, maka reaksi nuklir dapat diatur dan tidak

dilepaskan panas yang berlebihan. Tangki reaktor merupakan tempat atau wadah dari

semua komponen tersebut di atas, yang terbuat dari baja tahan karat. Pada bagian

bawah tangki terpasang teras reaktor tempat berlangsungnya reaksi fisi. Selain itu,

untuk meningkatkan keamanan oprasi reaktor nuklir, tangki reaktor disangga oleh

bangunan beton dengan ketebalan 1 – 2 meter.

2.1.3 Jenis Reaktor Nuklir

Jenis-jenis reaktor nuklir, ditinjau dari tujuan penggunaannya, dibagi menjadi

tiga, yaitu reaktor daya, reaktor pembiak, dan reaktor penelitian. Reaktor daya

merupakan reaktor yang dirancang untuk memproduksi energi listrik melalui

Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor pembiak merupakan reaktor

yang dirancang untuk memproduksi energi listrik dan memproduksi bahan bakar

nuklir baru berupan Pu-239 dan U-233. Sedangkan reaktor penelitian dirancang untuk



14

memproduksi radioisotop dan melakukan berbagai penelitian dengan metode iradiasi.

Panas yang timbul dari reaksi fisi ini tidak digunakan. (Kuntjoro dan Hidayati 2008)

2.2 Kecelakaan Nuklir

Kecelakaan nuklir adalah setiap kejadian atau rangkaian kejadian yang

menimbulkan kerugian yang berupa kematian, cacat, cedera atau sakit, kerusakan

harta benda, pencemaran dan kerusakan lingkungan hidup yang ditimbulkan oleh

radiasi atau gabungan radiasi dengan sifat racun, sifat mudah meledak atau sifat

bahaya lainnya sebagai akibat kekritisan bahan bakar nuklir dalam instalasi nuklir

atau selama pengngkutan, termasuk kerugian sebagai akibat tindakan preventif dan

kerugian sebagai akibat atau tindakan untuk pemulihan lingkungan hidup. (Artati,

2005)

Dalam keadaan normal ataupun kecelakaan akan mengakibatkan lepasnya

radionuklida dari suatu instalasi nuklir. Radionuklida adalah semua atom unsur, yang

dibedakan menurut nomor atom, nomor massa, dan tingkat energi dalam keadaan

yang tidak stabil. Lepasan radionuklida dapat terjadi melalui atmosfer maupun

melalui media air, tergantung pada jenis kecelakaan yang terjadi atau mekanisme

pelepasan ke lingkungan. Jika lepasannya melalui media udara (atmosfer) maka

mekanisme perpindahan atau transfer radionuklida ke lingkungan dan manusia

didahului dengan masuknya radionuklida ke dalam atmosfer, kemudian terdispersi di

udara dan selanjutnya terjadi perpindahan ke lingkungan (tanah, air, tanaman) dan ke

manusia. (Yarianto, 2007)

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/PROSEDUR%20TINDAKAN%20MEDIK%20PADA%20KECELAKAAN%20RADIASI.pdf


http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/03-JALUR%20PAPARAN-juli-07.doc







15

Kecelakaan nuklir menurut International Atomic Energy Agency (IAEA)

dibedakan menjadi 8 level. Level-level tersebut dikatagorikan berdasarkan tingkatan

pengaruh baik di dalam ataupun di luar instalasi nuklir. 8 level tersebut digambarkan

pada gambar 2.3. (Chairul, 2007)

Gambar 2.3. Delapan Level Kecelakaan Nuklir Menurut IAEA

Penjelasan setiap level kecelakaan nuklir dijelaskan sebagai berikut:

Level 7, kecelakaan nuklir yang mengakibatkan efek yang sangat besar terhadap

kesehatan dan lingkungan di dalam dan sekitar instalasi nuklir. Contoh:

kecelakaan Chernobyl yang terjadi di Ukraina pada tahun 1986.

http://en.wikipedia.org/wiki/Chernobyl_disaster

http://en.wikipedia.org/wiki/Chernobyl_disaster



16

Level 6, kecelakaan nuklir diindikasikan dengan keluarnya radioaktif yang

cukup signifikan, untuk instalasi nuklir ataupun kegiatan industri yang berbasis

raioaktif. Contoh: kecelakaan di Mayak, bekas Negara Uni Soviet pada tahun

1957.

Level 5, kecelakaan nuklir yang mengeluarkan zat radioaktif yang terbatas,

sehingga memerlukan pengukuran lebih lanjut. Contoh: kecelakaan/kebakaran

pada reaktor nuklir di Windscale, Inggris tahun 1957.

Level 4, kecelakaan nuklir yang mengakibatkan efek yang kecil terhadap

lingkungan sekitar, paparan dalam instalasi dan pada pekerja masih sesuai

dengan batas yang diizinkan. Contoh: Kecelakaan pada PLTN Saint-Laurent

(Perancis) tahun 1980, dan PLTN Tokaimura (Jepang ) tahun 1999.

Level 3, kecelakaan nuklir yang mengakibatkan efek yang sangat kecil dimana

masih dibawah level atau batas yang diizinkan, namun tidak ada perangkat

keselamatan yang memadai. Contoh: Kecelakaan pada THORP plant

Sellafield di Inggris tahun 2005.

Level 2, kecelakaan pada level ini tidak mengakibatkan efek apapun keluar

area, namun tetap ada kontaminasi di dalam area. Level ini juga

mengindikasikan kecelakaan yang disebabkan oleh kegagalan untuk memenuhi

syarat-syarat keselamatan yang seharusnya ada. Contoh: kecelakaan pada PLTN

Forsmark Swedia pada Juli 2006.

Level 1, kecelakaan yang merupakan anomaly dari pengoperasian sistem.

Sedangkan pada level 0, kecelakaan yang terjadi tidak memerlukan tingkat

keselamatan yang signifikan dan relevan. Disebut juga sebagai “out of scale”.

http://en.wikipedia.org/wiki/Mayak

http://en.wikipedia.org/wiki/Windscale_fire

http://en.wikipedia.org/wiki/Sellafield


http://en.wikipedia.org/wiki/Forsmark_Nuclear_Power_Plant

http://en.wikipedia.org/wiki/Forsmark_Nuclear_Power_Plant




http://en.wikipedia.org/wiki/Windscale_fire

http://en.wikipedia.org/wiki/Mayak



17

2.2.1 Radionuklida yang Terdispersi Akibat Kecelakaan Nuklir

Radionuklida yang terdispersi akibat kecelakaan nuklir, dalam hal ini pada

kejadian kecelakaan di PLTN Chernobyl 1986, yang berkontribusi utama pada

manusia yaitu137

Cs,131

I, dan90

Sr yang masuk melalui jalur paparan tertentu.

Ditampilkan pada tabel 2.1, dan waktu peluruhannya pada tabel 2.2. (Rini, 2008).

Tabel 2.1. Radionuklida dan Masing-masing Jalur Paparan

Jalur paparan Radionuklida

Inhalasi Ru, I, Te, Cs, Cs

Makanan I, Cs, Cs

External – awan gamma I, Te, Cs, CsInternal – deposited gamma Pengukuran langsung dosis gamma untuk

30 hari pertama

External – deposited gamma Ru, Cs, Cs setelah 30 hari pertama

Tabel 2.2. Peluruhan Radionuklida

Radionuklida Konstanta peluruhan (hari) Waktu paro

Cs 6.3x10-

30 y

I 0.086 8.04 d

Sr 6.54x10-

29 y

2.3 Risiko Radiologi

Risiko radiologi adalah bentuk ekspresi dari kemungkinan terjadinya situasi

paparan potensial atau yang terencana yang memberikan suatu konsekuensi yang

spesifik, biasanya dinyatakan dalam bentuk dosis radiasi atau kerugian kesehatan dan

berhubungan dengan dampak sosial ekonomi. Risiko radiologi dapat terjadi baik di

dalam atau di luar instalasi nuklir. Risiko radiologi yang terjadi di luar instalasi nuklir

disebabkan, salah satunya, yaitu akibat terjadinya kecelakaan pada instalasi nuklir

yang mengakibatkan suku sumber yang berada di dalam instalasi terlepas keluar



18

instalasi dan mengalami dispersi (Rini, 2008 dan allan murray dan yanuar wibowo

2006 objective of assessing radiological risks national training course on radiological

risk assessment BATAN )

2.3.1 Dispersi

Lepasan radionuklida melalui atmosfer akan terdispersi ke lingkungan dan

selanjutnya dipengaruhi oleh kondisi cuaca dan sifat fisis radionuklida. Beberapa

model dispersi telah dikembangkan, antara lain:

a. Lagrangian Puff , yang menghitung difusi bahan dalam gumpalan awan

sepanjang tiga sumbu arah angin bertiup, berlawanan arah angin, dan vertikal.

Lepasan kontinyu digambarkan sebagai suatu urutan puff , dan setiap urutan

dapat ditelusuri secara individu mengikuti perubahan kondisi meteorologi

selama waktu perjalanan.

b. Eulerian grid , model ini membagi area yang ditinjau dalam matrik bujursangkar

yang terdiri dari sel grid. Persamaan difusi kemudian diintegrasikan untuk

simulasi dispersi atmosfer. Model ini dapat digunakan untuk tiga dimensi arah

angin.

c. Gaussian Plume Model . Model ini banyak dipakai sebab relatif sederhana

dengan parameter yang mudah diukur seperti kecepatan angin dan tutupan

awan. Untuk lepasan dalam jangka panjang, model ini cocok digunakan

Model dispersi atmosferis disajikan untuk menghitung konsentrasi yang dapat

diaplikasikan untuk lepasan normal atau lepasan pada kecelakaan. Model-model yang

ada memenuhi tujuan berikut:



19

a. Menurunkan konsentrasi jangka pendek (Short term) yang biasanya

berlangsung selama beberapa jam dan nilai deposisi dalam rangka untuk menilai

dosis dan kemungkinan kejadian dari konsentrasi tinggi dan tingkat kontaminasi

di lingkungan

b. Menurunkan konsentrasi terintegrasi (jangka waktu yang lebih panjang biasanya

sampai satu bulan) dan nilai deposisi dalam rangka untuk menghitung nilai

dosis

c. Menurunkan konsentrasi yang dinormalisasi terintegrasi (kira-kira 1 tahun) dan

nilai deposisi untuk operasi rutin.

2.3.2 Jalur Paparan

Jalur paparan (exposure pathway) didefinisikan sebagai jalur atau simpul

dimana material radioaktif dapat mencapai atau meradiasi manusia. Lepasan bahan

radioaktif ke atmosfer akibat kecelakaan instalasi nuklir akan menyebabkan paparan

pada manusia melalui beberapa jalur. Radionuklida dalam bentuk airborne dapat

memberikan paparan melalui jalur iradiasi foton gamma dan elektron yang

diemisikan sebagai hasil peluruhan radioaktif. Iradiasi internal akan masuk melalui

inhalasi dan ingesti.

Radionuklida di plume berangsur-angsur akan mengalami penipisan melalui

proses deposisi (baik kering maupun basah) dan peluruhan radioaktif. Radionuklida

yang terdeposisi baik secara basah maupun kering ini selanjutnya akan mengalami

mekanisme perpindahan (transfer ) ke lingkungan dan akan berlanjut pada paparan

terhadap manusia. Radionuklida yang terdeposisi ini masih memungkinkan masuk ke



20

dalam tubuh manusia melalui inhalasi setelah terlebih dahulu mengalami proses

resuspensi yang disebabkan oleh angin ataupun kegiatan manusia mengolah tanah.

Peluruhan radioaktif dari radionuklida terdeposisi akan menyebabkan paparan

eksternal berupa foton gamma dan elektron. Deposisi radionuklida pada tanaman dan

tanah akan menyebabkan transfer radionuiklida ke dalam tubuh manusia dan

menimbulkan paparan secara internal melalui makanan yang dikonsumsi.

Secara garis besar jalur paparan dapat dibedakan menjadi jalur paparan

eksternal dan jalur paparan internal. Paparan yang internal disebabkan oleh hirupan

radioaktivitas melalui pernafasan, kulit, tanpa sengaja lewat saluran pencernaran. Hal

yang paling penting untuk diperhatikan dalam mencegah radiasi internal yaitu untuk

mengupayakan terjadinya kontaminasi dan masuknya zat radioaktif ke dalam tubuh

sekecil mungkin. Cara pemasukan zat radioaktif ke dalam tubuh yaitu melalui

pernafasan dengan menghirup gas atau debu radioaktif, melalui saluran pencernaan

yaitu masuknya melalui mulut, dan melalui kulit atau luka yang terkontaminasi.

Sedangkan paparan eksternal disebabkan oleh radiasi dan dari permukaan

yang terkontaminasi baik pada tubuh pekerja maupun daerah kerja, dan terjadi bila

sumber radiasi berada di luar tubuh manusia. Faktor-faktor yang diterapkan untuk

melindungi tubuh manusia dari radiasi eksternal adalah faktor waktu penyinaran,

jarak antara sumber radiasi dengan manusia, dan penahan radiasi yang digunakan

untuk menahan radiasi pengion. Adapun alur dari jalur paparan secara umum dapat

dilihat pada Gambar 2.4.



21

2.3.3 Radiasi Eksterna dari Udara

Radiasi eksterna dari udara (cloudshine) akan terjadi bila ada awan radioaktif

(udara yang menganduk zat radioaktif) yang melintas di atas manusia. Cloudshine

dalam hal ini didefinisikan sebagai udara di atmosfir yang mengandung zat

radioaktoif. Namun setelah kecelakaan nuklir berlalu dan tidak ada lagi material

radioaktif di atmosfer, maka manusia tidak akan terkena lagi paparan. Jadi jalur

paparan ini perlu diperhatikan pada awal terjadi kecelakaan, sebagai efek jangka

pendek. Dosis radiasi eksterna yang akan diterima oleh manusia juga tergantung pada

konsentrasi radionuklida dalam awan, dan faktor perlindungan ( shielding ). Orang

berada di kawasan perdesaan tentu akan lain dalam menerima paparan awan radiasi

dibandingkan yang berada di perkotaan. Pola hidup di perkotaan cenderung lebih

AWAN RADIOAKTIF DALAM ATMOSFER

Tanaman

Manusia

HewanTanah

deposisi deposisiinhala

cloudshine

ingesti

Ingesti – Transfer tanaman-hewan

Groundshine ingesti

Transfer Tanah-

Tanaman

Umur, jeniskelamin, ras

Pola, Konsumsi,prosesing, faktor

konversi

Resuspended

Resuspensi

Inhalasi

Gambar 2.4. Garis Besar Jalur Paparan (Sumber: Yarianto, 2007)





22

banyak berada di dalam rumah, sehingga akan lebih terlindung dari paparan awan

(gamma). Demikian juga jenis pekerjaan, seperti petani yang cenderung bekerja di

alam terbuka tentu akan menjadi kelompok kritis dibandingkan oreng yang bekerja

dalam ruang tertutup. Penggunaan lahan, seperti perkebunan tanaman keras akan

memberikan perlindungan terhadap apparan awan . Jenis rumah juga akan

memberikan faktor konversi yang berbeda, misalnya rumah permanen dari tembok

akan memberikan perlindungan yang lebih baik dari pada rumah dari bambu yang

mungkin banyak terdapat lubang.

Dosis radioaktif pada manusia yang melalui jalur paparan cloudshine dapat

dihitung berdasarkan rumus matematis dari Krajewski (1994) dalam J. Crawford dkk

(2001):

ct t r d r S t t r At t r D011010

,,,,

Keterangan:

Parameter Keterangan Satuan

D(r,t0,t1) Dosis dari radionuklida SvA(r,t0,t1) Konsentrasi airborne rata-rata dalam interval waktu

[t0,t1]

Bq m-

S(r)* Faktor lokasi -

d(r) Faktor konversi dosisSv

Bqs m/ 3

c 3600 * 24 detik hari-

[t0,t1] interval waktu paparan hari

*S(r) ((Fraksi waktu di luar ruangan) x (Faktor perisai di luar ruangan)) +

((Fraksi waktu di dalam ruangan) x (Faktor perisai di dalam ruangan))



23

2.3.4 Radiasi Interna Melalui Pernafasan ( Inhalation)

Radiasi interna melalui pernafasan (inhalation) merupakan paparan radioaktif

yang masuk melalui pernafasan manusia dimana udara yang dihirup mengandung

unsur radioaktif. Dosis yang diterima manusia melalui jalur paparan pernafasan dapat

dihitung berdasarkan rumus matematis dari Krajewski (1994) dalam J. Crawford dkk

(2001):

))(,(),(,,,, 011010 t t ar d ar I r F t t r At t r D

Keterangan:


D(r,t0,t1) Dosis dari radionuklida r SvA(r,t0,t1) Konsentrasi airborne rata-rata dalam interval waktu

[t0,t1]

Bq m-

F(r)* Faktor filter

I(r,a) Kecepatan inhalasi m jam-

d(r,a) Faktor konversi dosis Sv Bq

-


* F(r) ((Fraksi waktu di luar ruangan) x (Faktor perisai di luar ruangan)) +((Fraksi waktu di dalam ruangan) x (Faktor perisai di dalam ruangan))

2.3.5 Radiasi Eksterna dari Material yang Terdeposisi di Tanah (Groundshine)

Radiasi eksterna dari material yang terdeposisi di tanah ( groundshine)

merupakan paparan radioaktif yang berasal dari material radioaktif yang terdeposisi

di tanah, material radioaktif yang terkandung dalam tanah ini akan memberikan

paparan kepada manusia sebagai groundshine. Dosis radiasi ini dihitung berdasarkan

jumlah material radioaktif yang terdeposisi (konsentrasi) dikalikan dengan suatu

faktor konversi dosis yang sudah tersedia pustakanya. Radionuklida seperti Ru-103,

Ru-106, I-131, Te-132, Cs-137 dan Ba-140 adalah radionuklida yang signifikan dari

suatu kecelakaan fasilitas nuklir (PLTN, reaktor fisi) yang akan terdeposisi di tanah.



24

Dosis radioaktif yang diterima manusia melalui jalur paparan groundshine dapat

dihitung berdasarkan rumus matematis dari Müller and Pröhl (1993) dalam J.

Crawford dkk (2001):

1

0

21 ),(),(

10 ,1,,,

t

t

t sr r t sr r dt e sr e sr cr d r S r Gt t r D

Keterangan:


D(r,t 0 ,t 1 ) Dosis radionuklida r dalam interval waktu t 0

sampai dengan t 1 Sv

G(r) Konsentrasi total pada permukaan Bq m-

S(r)* Faktor lokasi

d(r) Faktor konversi dosis 2/ m Bqs

Sv

(r,s) Faktor komponen bergerak

(r) Laju peluruhan radionuklida hari-1

1(r,s) Kecepatan migrasi pergerakan komponen pada tanah hari-1

2(r,s) Kecepatan migrasi komponen tetap pada tanah hari-

[t0,t1] interval waktu, dihitung setelah satu hari hari-

C 3600 * 24 detik hari

-

*S(r) ((Fraksi waktu di luar ruangan) x (Faktor perisai di luar ruangan)) +((Fraksi waktu di dalam ruangan) x (Faktor perisai di dalam ruangan))

2.3.6 Radiasi Interna Melalui jalur Ingesti

Radiasi interna melalui jalur ingesti adalah jalur paparan melalui rantai

makanan dan hal ini merupakan jalur yang paling komplek, karena melibatkan

banyak simpul. Radionuklida yang terdeposisi ke tanaman dapat langsung

mengkontaminasi permukaan tanaman. Jika tanaman ini langsung dikonsumsi oleh

manusia (misalnya daun atau batang muda dari tanaman bayam, kangkung, dll), maka

radionuklida ini dapat langsung masuk ke dalam tubuh manusia sebagai paparan



25

internal. Tentu saja dalam mengkonsumsi bahan pangan sejenis ini biasanya

dibersihkan dahulu, sehingga sebagian besar radionuklida akan terbuang.

Material radioaktif yang terdeposisi dalam permukaan tanaman (misalnya daun

atau batang) dapat mengalami translokasi dan masuk ke dalam tubuh tanaman. Jika

material radioaktif ini bergerak mencapai dan tinggal dalam bagian tanaman yang

dimakan oleh manusia (misalnya dalam buah atau daun) maka akan menjadi jalur

paparan interna melalui ingesti.

Material radioaktif yang terdeposisi ke permukaan tanah, selanjutnya dapat

masuk ke dalam tanah dan dapat terserap oleh tanaman melalui root uptake. Tanaman

ini menjadi terkontaminasi dan selanjutnya jika dikonsumsi oleh manusia, maka akan

memberikan paparan interna.

Tanaman yang terkontaminasi inipun mungkin juga akan dimakan oleh hewan

(ternak) dan selanjutnya manusia akan memakan daging hewan ternak atau produk

hewan ternak (telur, susu).

2.4 Efek Radiasi Pada Manusia

Efek radiasi pada manusia mengakibatkan adanya perubahan sel dan kerusakan

sel. Perubahan sel terjadi akibat penerimaan radiasi pengion oleh sel tersebut,

perubahan yang terjadi tidak selalu membahayakan. Sedangkan kerusakan sel

menggambarkan tingkat perumbahan yang menyebabkan tidak berfungsinya sel,

kerusakan sel tidak selalu menyebabkan kelainan bagi seseorang yang menerima

paparan. (Hidayati, 2008)

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/Hidayati.doc

http://localhost/var/www/apps/conversion/tmp/scratch_3/daftar%20referensi/Hidayati.doc



26

Efek radiasi pada manusia dapat diklasifikasikan pada dua kategori yaitu efek

non-stokastik dan efek stokastik. Efek non-stokastik dicirikan oleh hubungan sebab

akibat deterministik antara dosis dan efek. Efek tersebut terjadi jika dosis yang

diterima melampaui nilai ambang batas tertentu, dan jarang muncul dibawah nilai

tersebut. Nilai dari ambang untuk suatu efek bervariasi pada individu dan kondisi

pemaparan. Sebagai contoh, efek non-stokastik tidak ganas dimana untuk nilai

ambang yang sedemikian untuk luka kulit, katarak, penurunan sel sumsum tulang

yang menyebabkan defisiensi hematologi dan kerusakan sel gonad yang akhirnya

dapat meyebabkan kemandulan.

Untuk dosis diatas nilai ambang, tingkat keparahan dari kerusakan akan

berhubungan dengan dosis, makin tinggi dosis makin berat efek yang

ditimbulkannya. Efek non-stokastik biasanya tidak tertunda.

Terjadinya efek stokastik akan diikuti dengan hubungan peluang antara efek

terhadap dosis. Jika populasi dipapari dengan radiasi, efek stokastik akan muncul

pada hanya beberapa orang, secara acak, sehingga disebut stokastik . Efek somatik,

biasanya penyakit ganas dan efeknya menurun dan dianggap stokastik pada

jangkauan dosis yang dipakai dalam proteksi radiasi. Studi statistik menunjukkan

bahwa frekuensi alamiah dari penyakit yang sedemikian bervariasi, kadang dapat

dipertimbangkan, dengan lingkungan, hubungan keturunan dan faktor lain.

Selain jenis klasifikasi ini, dapat pula diklasifikasikan khususnya pada hal yang

menyatakan efeknya saja pada individu yang terpapar atau pada efek yang terjadi

pada turunannya. Yang pertama disebut efek somatik, dan yang kedua disebut efek

herediter/menurun. Lebih lanjut lagi efek somatik dapat dibedakan atas, efek segera



27

(early effect ) dan efek tertunda (late effect ) mengacu kepada lamanya waktu sebelum

munculnya efek tersebut. Efek segera adalah efek yang muncul relatif cepat terhadap

waktu setelah pemaparan, sedangkan efek tertunda adalah efek yang muncul setelah

waktu lama setelah pemaparan, termasuk diantaranya adalah kanker dan katarak.

Klasifikasi tersebut adalah efek radiasi dan dapat di gambarkan pada tabel 2.3.

Tabel 2.3. Klasifikasi Efek Radiasi

Efek

Somatik

Efek segera

Erythema

EpilasiPenurunan jumlah lekosit

Sterilitas

Efek NonStokastik

Efek tertundaKatarak Efek pada fetus

Kanker Efek Stokastik

E f e k H e r e d i t e r

Kanker dan efek herediter diklasifikasikan kedalam kategori efek stokastik.

Dengan memperhatikan efek stokastik, dipertimbangkan bahwa tidak ada nilai

ambang batas dari segi proteksi radiasi. Dianggap bahwa bahkan jumlah radiasi yang

kecil saja dapat menyebabkan efek jenis ini. Hubungan antara jumlah radiasi yang

diterima dan laju terjadinya efek merupakan hubungan yang sebanding. Data pada

efek radiasi yang didapat melalui data dengan menggunakan dosis tinggi dan laju

dosis tinggi digunakan untuk memprediksi derajat efek pada dosis rendah

Efek non stokastik terdiri dari efek kemerahan pada kulit, kerontokan rambut,

sterilitas dan efek pada fetus. Dengan mengacu pada efek non-stokastik, ada batas

bawah dari nilai ambang dimana efek tidak akan menurun. Nilai ambang dari efek

non stokastik akan diberikan dalam tabel 2.4, dengan mengambil contoh dari kasus

untuk seluruh tubuh yang terpapari.



28

Tabel 2.4. Gejala yang Timbul Setelah Paparan Akut Seluruh Tubuh

0.1 Gy

0.5 Gy

1.0 Gy1.5 Gy2.5 - 5 Gy

7 - 10

Perubahan dideteksi pada pemeriksaan kromosom

Penurunan jumlah lekosit

Pusing dan muntah (terjadi pada kira-kira 10 % individu)Batas dosis kematianLD50/60*( Death of the bone-marrow syndrome)

LD100/60 ( Death of the bone marrow syndrome )

Dosis radiasi yang meyebabkan kematian 50 % individu dalam waktu 60 hari.

2.4.1 Dosis Efektif

Dosis efektif adalah dosis ekivalen yang mempertimbangkan tingkat kepekaan

organ atau jaringan tubuh terhadap efek stokastik akibat radiasi. Dosis ekivalen

didefinisakan sebagai dosis serap yang mempertimbangkan kemampuan radiasi untuk

menimbulkan kerusakan pada satu organ atau jaringan. Sedangkan dosis serap

didefinisakan sebagai energi radiasi rata-rata (ε) yang diserap bahan per satuan massa

(dm) bahan tersebut. Dirumuskan sebagai berikut: (Dra, elisabeth S, Pemodelan dosis

2008 Radiological risk assesment pusdiklat batan)

dε =energi yang diserap oleh bahan yang mempunyai massa dm.

Pada penyinaran seluruh tubuh di mana setiap organ /jaringan menerima dosis

ekivalen yang sama ternyata memberikan efek biologi pada setiap organ/jaringan

yang berbeda. Hal ini disebabkan oleh perbedaan sensitivitas organ/jaringan tersebut

terhadap radiasi. Dalam hal ini efek radiasi yang diperhitungkan adalah efek

stokastik. Oleh karena itu diperlukan besaran lain yang disebut dosis efektif, E T.

Tingkat kepekaan organ atau jaringan tubuh terhadap efek stokastik akibat radiasi

disebut faktor bobot organ atau faktor bobot jaringan tubuh, WT. Tabel 2.5

memberikan nilai faktor bobot berbagai organ tubuh.

D = dε/dm



29

Tabel 2.5. Nilai Faktor Bobot Berbagai Organ Tubuh

No Organ Atau Jaringan Tubuh WT *

1 Organ atau Jaringan Tubuh 0,20

2 Gonad 0,123 Colon 0,12

4 Lambung 0,12

5 Paru-paru 0,12

6 Ginjal 0,05

7 Payudara 0,05

8 Liver 0,05

9 Oesophagus 0,05

10 Kelenjar Gondok (tiroid) 0,05

11 Kulit 0,01

12 Permukaan Tulang 0,01

13 Organ atau jaringan tubuh sisanya 0,05

* Berdasarkan ICRP No 60 (1990)

2.4.2 Dosis Kolektif

Dosis kolektif adalah dosis ekivalen atau dosis efektif yang digunakan apabila

penyinaran terjadi pada sekelompok besar populasi (penduduk). Penyinaran ini

biasanya muncul apabila terjadi kecelakaan nuklir atau kecelakaan radiasi. Dosis

kolektif dipergunakan untuk memperkirakan berapa jumlah manusia dalam populasi

tersebut yang menderita akibat radiasi dengan memperhitungkan faktor risiko.

(Elisabeth, 2008)

2.5 Batasan Keselamatan Radiasi

Batas keselamatan radiasi harus mengacu pada asas proteksi radiasi yang

meliputi justifikasi, limitasi, dan optimisasi. (PP No. 27 Tahun 2002) Justifikasi

adalah pemanfaatan radioaktif atau sumber radiasi yang menghasilkan keuntungan

yang lebih besar kepada seseorang atau masyarakat yang terkena radiasi

dibandingkan dengan kerugian yang ditimbulkannya, dengan memperhatikan faktor



30

sosial, ekonomi, dan faktor lain yang sesuai. Limitasi adalah batas penerimaan dosis

radiasi pada seseorang yang tidak boleh melampaui nilai batas dosis yang telah

ditetapkan oleh Badan Pengawas. Sedangkan optimisasi adalah upaya untuk

memperkecil atau meminimalisir besarnya dosis radiasi yang diterima oleh seseorang

atau masyarakat terhadap pemanfaatan sumber radiasi, dengan memperhatikan faktor

sosial dan ekonomi. (Wisnu, 2007)

Nilai batas dosis (NBD) adalah penerimaan dosis yang tidak boleh dilampaui

oleh seseorang pekerja radiasi selama jangka waktu setahun, tidak bergantung pada

laju dosis, baik pada penyinaran eksterna maupun interna, tetapi tidak termasuk

penerimaan dosis dari penyinaran alam. (Wisnu, 2007)

2.5.1 NBD Untuk Pekerja Radiasi

NBD untuk penyinaran seluruh tubuh ditetapkan 50 mSv (5000 mrem) per

tahun

NBD untuk wanita dalam usia subur tidak lebih dari 13 mSv (1300 mrem)

dalam jangka waktu 13 minggu dan tidak melebihi NBD untuk pekerja

radiasi.

NBD untuk wanita hamil tidak boleh melebihi 10 mSv (1000 mrem) selama

kehamilan

NBD untuk penyinaran lokal dalam setahun dosis rata-rata pada setiap organ

atau bagian jaringan yang terkena harus tidak melebihi 500 mSv (50000

mrem) dalam setahun. Batas dosis untuk lensa mata adalah 150 mSv (15000

mrem) dalam setahun, batas dosis untuk kulit adalah 500 mSv (50000 mrem),



31

dan batas dosis untuk tangan, lengan, kaki, dan tungkai adalah 500 mSv

(50000 mrem) dalam setahun.

NBD untuk magang dan siswa yang berumur minimal 18 tahun sama dengan

NBD untuk pekerja radiasi.

2.5.2 NBD Untuk Masyarakat Umum

NBD untuk penyinaran seluruh tubuh ditetapkan 5 mSv (500 mrem) dalam

setahun

NBD untuk yang bersifat lokal dalam setahun dosis rata-rata dalam tiap organ

atau jaringan yang terkena tidak melebihi 50 mSv (5000 mrem). Batas dosis

untuk lensa mata adalah 15 mSv (1500 mrem) dalam setahun, untuk kulit 50

mSv (5000 mrem) dalam setahun, dan batas dosis untuk tangan, lengan, kaki,

dan tungkai adalah 50 mSv (5000 mrem) dalam setahun.

2.6 COSYMA

COSYMA (Code System from MARIA) adalah sebuah software yang

digunakan untuk menilai dampak dari kecelakaan radiologi. COSYMA merupakan

sebuah proyek dari The European Commission’s (EC) MARIA (Methods for

Assessing Radiological Impac of Accidents) yang dimulai pada tahun 1983 untuk

membuat kajian akibat kecelakaan nuklir yang dapat dipakai diseluruh Eropa. Salah

satu tujuan proyek ini adalah untuk mengembangkan program komputer, yang

dinamai COSYMA. COSYMA dirancang agar mudah digunakan dengan PC

(Personal Computer) biasa. Versi pertama PC COSYMA diluncurkan tahun 1993



32

dan versi ke dua pada tahun 1995 dengan tambahan perhitungan ekonomi untuk

kesiapsiagaan nuklir. PC COSYMA merupakan program berbasis sistem operasi

DOS.

Secara garis besar, PC Cosyma dibagi dalam 3 bagian, yaitu Input Interface,

Calculation Program, dan Result Interface. Input Interface menggunakan menu

berturutan untuk memasukkan data. Dalam Input Interface akan menentukan atau

memilih proses perhitungan yang akan digunakan. Calculation program digunakan

untuk mengeksekusi input yang sudah dimasukkan. Sedangkan, Result Interface

digunakan untuk melihat hasil eksekusi.

Untuk menjalankan PC COSYMA dan mendapatkan hasil yang diinginkan

terlebih dahulu harus menyediakan data untuk proses data input. Data-data tersebut,

yaitu data meteorologi yang dibutuhkan, data populasi yang diinginkan, data

pertanian dan peternakan pada populasi diinginkan, dan terakhir data mengenai suku

sumber pada instalasi nuklir yang akan diteliti. PC COSYMA dalam melakukan

proses perhitungan pertama akan menghitung konsentrasi udara dan deposisi untuk

setiap radionuklida yang dimasukkan ke dalam suku sumber, dengan menghitung

dispersi atmosfir terlebih dahulu. Selanjutnya, PC COSYMA akan menentukan

tindakan pasca kecelakaan yang harus dilakukan, mencakup luasan daerah dan waktu

dengan mempertimbangkan jumlah populasi manusia, produksi pertanian, dan

produksi peternakan. Kemudian, dilakukan penghitungan dosis individu, dosis

kolektif, dan risiko kesehatan untuk jangka pendek dan jangka panjang. Terakhir,

seluruh proses perhitungan tersebut akan ditampilkan dalam bentuk tabel dan grafik

yang kemudian akan diolah dan diintepretasikan. (J Brown, dkk., 1995)



BAB III

KERANGKA KONSEP DAN DEFINISI OPERASIONAL

3.1 Kerangka Konsep

Penelitian ini merupakan penelitian mengenai analisis risiko radiologi mengenai

konsentrasi pada jalur paparan dan dosis radiasi pada manusia akibat terdispersinya

radioaktif dari instalasi nuklir yang mengalami kecelakaan yang dipostulasikan di

Reaktor G.A Siwabessy tahun 2009. Kemudian, dilakukan analisis rencana tindakan

kegawat daruratan nuklir di sekitar Reaktor.

Untuk mencapai tujuan tersebut maka dilakukanlah simulasi berupa kecelakaan

nuklir pada Reaktor G.A. Siwabessy, dengan tiga asumsi kejadian kecelakaan nuklir.

Pertama, kecelakaan yang terjadi akibat melelehnya satu bahan bakar nuklir dengan

sistem filter berfungsi normal. Kedua, kecelakaan yang terjadi akibat melelehnya satu

bahan bakar nuklir dengan sistem filter yang tidak berfungsi dengan normal. Ketiga,

kecelakaan yang terjadi akibat melelehnya lima bahan bakar nuklir dengan sistem filter

berfungsi dengan normal.

Untuk mendukung proses simulasi tersebut maka diperlukan data meteorologi

selama satu tahun, data kependudukan, dan data suku sumber pada reaktor nuklir G.A

Siwabessy. Secara ringkas kegiatan penelitian ini dapat digambarkan dalam kerangka

konsep, pada gambar 3.1.



34

Gambar 3.1. Kerangka Konsep Penelitian Analisis Resiko Radiologi pada Reaktor G.A

Siwabessy, BATAN, Serpong

3.2 Definisi Operasional

Definisi oprasional dalam penelitian ini dijelaskan melalui tabel 3.1.

Tabel 3.1 Definisi Oprasional

Variabel Definisi oprasionalSkala

pengukuran

Alat ukur Hasil ukur

Dosis

radioaktif pada

masyarakat

Besarnya dosis

radioaktif yang

diterima oleh

masyarakat untuk

setiap jalur paparan

Groundshine,

Cloudshine, dan

Inhalation yang

dikategotikan

berdsarkan usia

Rasio Perhitungan

dengan

rumus

matematis

Dosis

radioaktif

dalam Sv

Asumsi kejadian

kecelakaan nuklir

Meteorologi

Data kependudukan

Suku sumber

Konsentrasi pada jalur

paparan:o Tanah

(Groundshine)

o Udara (Cloudshine)

o Pernafasan

( Inhalation)

1. Dosis radioaktif pada

masyarakat berdasarkan usia pada jalur paparan:

o Tanah (Groundshine)

o Udara (Cloudshine)

o Pernafasan ( Inhalation)

2. Analisis rencana tindakanke awat daruratan nuklir

Teknologi Keselamatan

Reaktor G.A Siwabessy



35

Konsentrasi

pada tanah

(Groundshine)

Konsentrasi radioaktif

pada jalur paparan

tanah ( groundshine)

Rasio Perangkat

lunak

Konsentrasi

radioaktif

dalam Bqs m-2

Konsentrasi

pada udara

(Couldshine)


pada jalur paparan

udara (cloudshine)

Rasio Perangkat

lunak

Konsentrasi

radioaktif

dalam Bqs m-2

Konsentrasi

pada

pernafasan

( Inhalation)


pada jalur paparan

pernafasan/inhalasi

( Inhalation)

Rasio Perangkat

lunak

Konsentrasi

radioaktif

dalam Bqs m-2

Dosis padatanah

(Groundshine)

Dosis radioaktif yangditerima oleh

masyarakat

berdasarkan katergori

usia pada jalur paparan

tanah ( groundshine)

Rasio PersamaanMatematis

dari Müller

and Pröhl

(1993)

Dosisradioaktif

dalam Sv

Dosis pada

udara

(Couldshine)

Dosis radioaktif yang

diterima oleh

masyarakat



udara (cloudshine)

Rasio Persamaan

Matematis

dari

Krajewski

(1994)

Dosis

radioaktif

dalam Sv

Dosis pada

pernafasan

( Inhalation)

Dosis radioaktif yang

diterima oleh

masyarakat



pernafasan/inhalasi

( Inhalation)

Rasio Persamaan

Matematis

dari

Krajewski

(1994)

Dosis

radioaktif

dalam Sv



36

Asumsi

kejadian

kecelakaan

nuklir

Kejadian kecelakaan

nuklir yang

disimulasikan dengan

menggunakan

perangkat lunak

- - -

3.2.1 Hipotesis Penelitian

Hipotesis umum dalam penelitian ini, yaitu:

1. Dosis pada jalur paparan tanah untuk usia > 7 tahun lebih kecil dari nilai batas

dosis yang ditentukan untuk masyarakat umum, yaitu 5 mSv.

2. Dosis pada jalur paparan udara untuk usia > 2 tahun lebih kecil dari nilai batas

dosis yang ditentukan untuk masyarakat umum, yaitu 5 mSv.

3. Dosis pada jalur paparan pernafasan untuk usia 12 – 17 tahun lebih kecil dari

nilai batas dosis yang ditentukan untuk masyarakat umum, yaitu 5 mSv.

4. Dosis pada jalur paparan pernafasan untuk usia > 17 tahun lebih kecil dari nilai

batas dosis yang ditentukan untuk masyarakat umum, yaitu 5 mSv.



37

BAB IV

METODOLOGI PENELITIAN

4.1 Desain Penelitian

Desain penelitian ini merupakan jenis penelitian kuantitatif deskriptif yang

bertujuan untuk mengetahui risiko radiologi yang berupa konsentrasi pada setiap jalur

paparan dan dosis radiasi pada manusia akibat terdispersinya radioaktif dari

kecelakaan instalasi nuklir yang dipostulasikan di Reaktor G.A Siwabessy tahun 2009.

Kemudian melakukan analisis rencana tindakan kegawatdaruratan nuklir akibat

kecelakaan yang dipostulasikan.

4.2 Waktu dan Tempat

Penelitian ini dilaksanakan pada bulan Mei s.d September 2009 yang bertempat

di Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN, Serpong, Tangerang.

4.3 Sumber Data

Data yang dikumpulkan berupa data-data primer dan sekunder. Data primer yang

didapat adalah berupa data konsentrasi radioaktif dari hasil perhitungan PC COSYMA.

Sedangkan data sekunder lainnya adalah data meteorologi satu tahun, data

kependudukan, dan data suku sumber dari reaktor nuklir G.A Siwabessy. Ketersediaan

data meteorologi dan suku sumber telah disediakan di PTRKN (Pusat Teknologi



38

Reaktor dan Keselamatan Nuklir) BATAN. Sedangkan untuk data kependudukan

diperoleh dari BPS (Badan Pusat Statistik) Kabupaten Tangerang tahun 2007.

4.4 Langkah Penelitian

4.4.1 Pra Simulasi

Pra simulasi diawali dengan pengumpulan data-data yang dibutuhkan untuk

input data pada proses simulasi. Data-data tersebut adalah data meteorologi, suku

sumber, dan kependudukan. Setelah pengumpulan data-data tersebut, dibuatkan peta

wilayah untuk radiaus 5 km dari pusat reakor nuklir G.A Siwabessy. Wilayah tersebut

dibagi dalam 5 radius, kemudian wilayah itu dibagi dalam 16 sektor yang berdasarkan

arah mata angin, dengan perbedaan sudut 22,5o. Pembagian wilayahnya digambarkan

pada gambar 4.1.



39

Gambar 4.1. Pembagian wilayah dalam radius 5 km dan 16 sektor dari pusat reaktor

nuklir G.A. Siwabessy BATAN Serpong

4.4.2 Proses Simulasi

Proses Simulasi diawali dengan input data ke dalam PC COSYMA yang berupa

data meteorologi, suku sumber, dan kependudukan. Terdapat tiga simulasi yang akan

dilakukan dalam penelitian ini, yaitu:

1) Kecelakaan nuklir akibat terjadinya kegagalan di dalam reaktor berupa

melelehnya satu bahan bakar dengan sistem filter berfungsi normal.


melelehnya satu bahan bakar dengan sistem filter tidak berfungsi.


melelehnya lima bahan bakar dengan sistem filter berfungsi normal.



40

Setelah itu, data-data tersebut akan diproses berdasarkan output yang

dikehendaki. Output yang dikehendaki yaitu konsentrasi radionuklida pada setiap jenis

simulasi untuk jalur paparan tanah, udara, dan pernafasan. Karena keterbatasan

pengetahuan peneliti, maka proses pengolahan data di PC COSYMA dibantu oleh

pihak PTRKN BATAN.

4.4.3 Perhitungan Dosis Radioaktif

Hasil output dari PC COSYMA, yang berupa nilai konsentrasi radionuklida,

akan digunakan untuk memperkirakan dosis paparan radionuklida pada masyarakat.

Perhitungan dosis ini dibedakan berdasarkan jalur paparan dan dikategorikan

berdasarkan usia. Perhitungan dosis radionuklida dihitung secara matematis, dengan

persamaan sebagai berikut:

4.4.3.1 Dosis Paparan Tanah (Groundshine)

Perhitungan dosis radioaktif yang diterima manusia melalui jalur paparan

groundshine dari Müller and Pröhl (1993) dalam J. Crawford dkk (2001):

1

0

21 ),(),(

10 ,1,,,

t

t




41

Keterangan:


D(r,t 0 ,t 1 ) Dosis radionuklida r dalam interval waktu t 0

sampai dengan t 1

Sv

G(r) Konsentrasi total pada permukaan Bq m-

S(r)* Faktor lokasi

d(r) Faktor konversi dosis 2/ m Bqs

Sv

(r,s) Faktor komponen bergerak

(r) Laju peluruhan radionuklida hari-

1(r,s) Kecepatan migrasi pergerakan komponen pada tanah hari-1

2(r,s) Kecepatan migrasi komponen tetap pada tanah hari-

[t0,t1] interval waktu, dihitung setelah satu hari hari-

C 3600 * 24 detik hari

-



4.4.3.2 Dosis Paparan Udara (Cloudshine)


cloudshine dari Krajewski (1994) dalam J. Crawford dkk (2001):

Keterangan:


D(r,t0,t1) Dosis dari radionuklida Sv

A(r,t0,t1) Konsentrasi airborne rata-rata dalam interval waktu

[t0,t1]

Bq m-

S(r)* Faktor lokasi -

d(r) Faktor konversi dosis Sv Bqs m/

3

c 3600 * 24 detik hari-




ct t r d r S t t r At t r D 011010 ,,,,



42

4.4.3.3 Dosis Paparan Pernafasan ( Inhalation)


inhalation dari Krajewski (1994) dalam J. Crawford dkk (2001):

Keterangan:


D(r,t0,t1) Dosis dari radionuklida r Sv

A(r,t0,t1) Konsentrasi airborne rata-rata dalam interval waktu[t0,t1]

Bq m-

F(r)* Faktor filter

I(r,a) Kecepatan inhalasi m jam

-

d(r,a) Faktor konversi dosis Sv Bq

-


* F(r) ((Fraksi waktu di luar ruangan) x (Faktor perisai di luar ruangan)) +((Fraksi waktu di dalam ruangan) x (Faktor perisai di dalam ruangan))

4.4.4 Analisis Rencana Kegawat Daruratan Nuklir

Analisis rencana kegawat daruratan nuklir akan dilakukan berdasarkan data

penyebaran konsentrasi radionuklida dalam radius 5 km dari reaktor nuklir G.A

Siwabessy yang terbagi menjadi 16 sektor.

4.5 Pengolahan dan Analisa Data

4.5.1 Pengolahan Data

Data yang diperoleh dari penelitian ini merupakan kumpulan angka-angka.

Data-data yang terkumpul kemudian diolah dengan tahapan sebagai berikut:




43

1. Editting , memeriksa kelengkapan untuk seluruh data konsentrasi radionuklida

pada groundshine, cloudshine, dan inhalation yang merupakan hasil output

dari PC COSYMA.

2. Processing , setelah memeriksa kelengkapan data input, data-data tersebut

kemudian diproses untuk dilakukan perhitungan dosis radioaktif untuk setiap

radionuklida berdasarkan persamaan/rumus matematis yang digunakan.

Perhitungan tersebut dilakukan berdasarkan asumsi-asumsi yang valid pada

sumber kepustakaan yang ada.

3. Cleaning, data yang diperoleh dari hasil proses pengolahan data, kemudian

akan dipilih berdasarkan tujuan yang diinginkan oleh peneliti.

4. Manajemen data, data-data yang diperoleh dari hasil cleaning , akan disusun

kembali baik dalam betuk grafik ataupun tabel yang lebih sederhana agara

sesuai dengan keinginan peneliti.

5. Analisis data, seluruh data-data akan diolah serta disusun sebagai hasil yang

akan dilaporkan.

4.5.2 Analisa Data

Analisa data akan dilakukan pada data konsentrasi radionuklida dan dosis

radioaktif. Data tersebut dianalisa secara statistik dengan menggunakan t-test (one tail

test) satu sampel satu sisi untuk sisi bawah. Tujuannya adalah untuk mengetahui

apakah dosis radionuklida pada jalur paparan tanah, udara, dan pernafasan melebihi

nilai batas dosis untuk masyarakat umum yang diizinkan oleh BAPETEN.



44

BAB V

HASIL

5.1 Gambaran Umum Reaktor G.A Siwabessy

5.1.1 Sejarah Singkat

Kegiatan pengembangan dan pengaplikasian teknologi nuklir di Indonesia

diawali dari pembentukan Panitia Negara untuk Penyelidikan Radioaktivitet tahun

1954. Panitia Negara tersebut mempunyai tugas melakukan penyelidikan terhadap

kemungkinan adanya jatuhan radioaktif dari uji coba senjata nuklir di lautan Pasifik.

Dengan memperhatikan perkembangan pendayagunaan dan pemanfaatan tenaga

atom bagi kesejahteraan masyarakat, maka melalui Peraturan Pemerintah No. 65

tahun 1958, pada tanggal 5 Desember 1958 dibentuklah Dewan Tenaga Atom dan

Lembaga Tenaga Atom (LTA), yang kemudian disempurnakan menjadi Badan

Tenaga Atom Nasional (BATAN).

Pada perkembangan berikutnya, untuk lebih meningkatkan penguasaan di

bidang iptek nuklir, pada tahun 1965 diresmikan pengoperasian reaktor atom pertama

(Triga Mark II) di Bandung. Kemudian berturut-turut, dibangun beberapa fasilitas

litbangyasa yang tersebar di berbagai pusat penelitian, antara lain Pusat Penelitian

Tenaga Atom Pasar Jumat, Jakarta (1966), Pusat Penelitian Tenaga Atom GAMA,

Yogyakarta (1967), dan Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy dengan daya 30 MW

(1987) disertai fasilitas penunjangnya, seperti fabrikasi dan penelitian bahan bakar,

uji keselamatan reaktor, dan pengelolaan limbah radioaktifdanfasilitas nuklir lainnya.



45

Reaktor serba guna G.A. Siwabessy dibangun di Kawasan Pusat Penelitian Ilmu

Pengetahuan dan Teknologi (PUSPIPTEK) Serpong. Reaktor ini didisain dan

dibangun oleh Interatom Gmbh dari Republik Federasi Jerman sejak tahun 1983.

Bangunan sipil dan prasarana fisik dikerjakan oleh kontraktor dalam negeri

Pembangunan reaktor serba guna berlangsung sekitar empat tahun, yaitu sejak tahap

ekskavasi gedung pada bulan Mei 1983 sampai dengan reaktor kritis pada bulan Juli

1987, kemudian diresmikan oleh presiden RI pada tanggal 20 Agustus 1987.

Akhirnya pada bulan Maret 1992 dicapai operasi reaktor pada daya penuh 30 MW.

5.1.2 Tugas dan Fungsi

Tugas pokok Pusat Reaktor G.A Siwabessy sesuai dengan KEPPRES No. 198

tahun 1998 adalah melaksanakan penelitian dan pengembangan teknologi reaktor,

pengoperasian reaktor G.A Siwabessy, melakukan pelayanan iradiasi serta

bertanggung jawab terhadap keselamatan yang ditetapkan oleh Kepala Badan Tenaga

Nuklir Nasional.

Reaktor G.A Siwabessy berfungsi sebagai sarana iradiasi untuk produksi radio

isotop, pengembangan elemen bakar dan komponen reaktor, penelitian dalam bidang

sains materi dan berbagai litbang lain dalam bidang industri nuklir.

5.1.3 Pembagian Cakupan Wilayah di Sekitar Reaktor G.A Siwabessy

Pembagian cakupan wilayah dilakukan untuk memudahkan peneliti dalam

menganalisis dampak radiologi di sekitar instalasi nuklir G.A Siwabessy. Dari hasil

pengamatan terdapat 18 wilayah (desa/kelurahan), yaitu : Buaran, Ciater, Rawabuntu,



46

Serpong, Dangdang, Suradita, Kranggan, Muncul, Setu, Babakan, Kademangan,

Cibogo, Cisauk, Sampora, Pengasinan, Gunung Sindur, Pabuaran, dan Sukamulya.

Seluruh wilayah itu tersebar dalam empat kecamatan dan dua kabupaten (Kab.

Tangerang dan Kab. Bogor).

Demografi kependudukan, untuk tahun 2001 wilayah itu dihuni oleh sekitar

162.873 jiwa penduduk. Tahun 2005 dihuni oleh sekitar 177.833 jiwa. Kini, tahun

2009, diperkirakan dihuni oleh 192.261 jiwa. Rata-rata pertumbuhan pertahun

penduduk di wilayah itu sebesar 2,25 persen. (Lampiran 5)

Dalam penelitian ini, wilayah-wilayah itu dibagi kedalam lima radius, yaitu 0,5

km, 1,5 km, 2,5 km, 3,5 km, dan 4,5 km, selanjutnya dibagi kembali menjadi 16

sektor yang sama berdasarkan arah mata angin dengan masing-masing sektor sebesar

22.5°. (Gambar 5.1)

Gambar 5.1. Pembagian daerah sekitar lokasi instalasi reaktor nuklir G.A Siwabessyyang terbagi menjadi 5 ruas radial dan 16 sektor

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16



47

5.2 Radionuklida yang Terdispesi ke Lingkungan Akibat Postulasi Kecelakaan

Nuklir

Dalam tiga simulasi yang dilakukan terdapat beberapa jenis radionuklida yang

terdispersi akibat postulasi kecelakaan nuklir di reaktor G.A Siwabessy, beberapa

diantaranya Cs-134, Cs-137, Ru-106, I-131, I-132, dan Te-132. Semua radionuklida

tersebut tersebar melalui 3 jalur paparan, tanah (goundshine), udara (cloudshine), dan

pernafasan (inhalation). (Tabel 5.1)

Tabel 5.1. Jalur paparan dan radionuklida penting yang terkandung pada

setiap jalur paparan dalam tiga jenis skenario kecelakaan

No Jalur paparan Radionuklida

1 Tanah (goundshine) Cs-134, Cs-137, dan Ru-106

2 Udara (cloudshine) Cs-134, I-132, dan Te-132

3 Pernafasan (inhalation) Cs-134, Cs-137, I-131, Ru-106, dan Te-132

5.3 Perkiraan Cakupan Wilayah yang Terkena Dampak dari Postulasi

Kecelakaan Nuklir

Cakupan wilayah yang terkena dampak akibat simulasi kecelakaan nuklir

berdasarkan skenario (postulasi) dibedakan berdasarkan setiap jenis simulasi, maka

dalam hal ini terdapat tiga jenis cakupan wilayah. Pembagian ini dilakukan peneliti

berdasarkan penyebaran konsentrasi radionuklida yang tersebar ke lingkungan

(lampiran 9).

Pada skenario kecelakaan simulasi ke-1 wilayah-wilyah utama yang terkena

dampak adalah wilayah yang berada pada sektor 8, 9, dan 10. Adapun wilayah yang



48

berada pada seluruh sektor 1 dan sektor 2 radius 1 hal itu tidak dijadikan wilayah

utama karena wilayah tersebut hanya tersebar konsentrasi Ru-106. (Gambar 5.2)


nuklir untuk jenis simulasi ke-1 di reaktor G.A siwabessy BATAN Serpong

Desa/kelurahan yang berada pada sektor 8, 9, dan 10 diantaranya Gunung

sindur, Sukamulya, dan Pabuaran. Diperkirakan jumlah penduduk yang terkena

dampak sedikitnya terdapat 17.688 jiwa dari 30.949 jiwa, atau 57,15 % dari seluruh

penduduk. (Grafik 5.1)

9

1

2

3

4

5

6

7

810

11

12

13

14

15

16



49

9

1

2

3

4

5

6

7

810

11

12

13

14

15

16


kecelakaan simulasi ke-1


dampak adalah wilayah yang berada pada sektor 1, 8, 9, 10, 16 (radius 1), dan 2

(radius 1). Sehingga sedikitnya terdapat 6 desa/kelurahan di wilyah tersebut. (Gambar

5.3)


nuklir simulasi ke-2 di reaktor G.A siwabessy BATAN Serpong

Gunung sindur Sukamulya Pabuaran

Jumlah Penduduk 9,315 13,338 8,296

Terkena dampak 8,384 2,668 6,637

0

2,000

4,000

6,000

8,000

10,000

12,000

14,000

16,000

J u m l a h P e n

d u d u k

( j i w a

)



50

Enam desa/kelurahan yang berada di sektor-sektor tersebut diataranya Gunung

sindur, Sukamulya, Pabuaran, Muncul, Kranggan, dan Serpong. Diperkirakan jumlah

penduduk yang terkena dampak sedikitnya 36.325 jiwa dari 57.545 jiwa, atau 63,12%

dari seluruh penduduk. (Grafik 5.2)

Grafik 5.2. Perkiraan jumlah penduduk terkena dampak akibat scenario



dampak adalah wilayah yang berada pada sektor 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11 (radius

1-3), 12 (radius 1 & 2), 13 (radius 1 ), 14 (radius 1 & 2), 15 (radius 1 & 2), dan 16

(radius 1-3). Sehingga sedikitnya terdapat 16 desa/kelurahan di wilayah tersebut.

(Gambar 5.4)

Gunun

g

sindur

Sukam

ulya

Pabuar

an

Muncu

l

Kadem

angan

Serpon

g

Jumlah penduduk 9,315 13,338 8,296 5,528 5,411 15,657

Penduduk terkena dampak 8,384 2,668 6,637 1,658 4,453 12,526

0

2,000

4,000

6,000

8,000

10,000

12,000

14,000

16,000

18,000

P e n d u d u k

( j i

w a )



51

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16


nuklir untuk jenis simulasi ke-3 di reaktor G.A siwabessy BATAN Serpong

16 desa/kelurahan yang berada pada sektor-sektor tersebut diantaranya Gunung

sindur, Sukamulya, Pabuaran, Muncul, Kranggan, Serpong, Kademangan, Buaran,

Ciater, Rawabuntu, Sampora, Setu, Babakan, Cibogo, Pangasinan, dan Suradita.

Diperkirakan jumlah penduduk yang terkena dampak sedikitnya 145.271 jiwa dari

174.934 jiwa, atau 83,04 % dari seluruh penduduk. (Grafik 5.3)



52

Grafik 5.3. Perkiraan jumlah penduduk yang terkena dampak akibat

skenario kecelakaan simulasi ke-3

5.4 Konsentrasi Radionuklida Pada Setiap Jalur Paparan

5.4.1 Konsentrasi Radionuklida Pada Jalur Paparan Tanah

Berdasarkan nilai konsentrasi (Bq/m2) dari jalur paparan groundshine

(Lampiran 8), terdapat tiga jenis radionuklida penting yang terdeposisi melalui jalur

paparan ini, diantaranya Cs-134, Cs-137, dan Ru-106.

Pada skenario kecelakaan simulasi ke-1 nilai konsentrasi untuk radionuklida Cs-

134, Cs-137, dan Ru-106 disajikan pada tabel 5.2. Diantara ketiga radionuklida

tersebut Ru-106 merupakan radionuklida yang memiliki nilai konsentrasi maksimum

dan rata-rata terbesar, sedangkan nilai konsentrasi maksimum dan rata-rata terkecil

adalah Cs-134.

0

2,000

4,000

6,000

8,000

10,000

12,000

14,000

16,000

18,000

20,000

P e n d u d u k

Jumlah penduduk Penduduk terkena dampak



53

Tabel 5.2. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan tanah untuk skenario


No RadionukliaKonsentrasi (Bq/m )

Maksimum Minimum Rata-rata1 Cs-134 0,0111 0 1,98 x 10-

2 Cs-137 0,04226 0 7,53 x 10-

3 Ru-106 0,08695 0 1,58 x 10-





adalah Cs-134.

Tabel 5.3. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan tanahuntuk skenario kecelakaan simulasi ke-2


Maksimum Minimum Rata-rata

1 Cs-134 1,98 0 3,60 x 10-

2 Cs-137 7,535 0 1,37 x 10-

3 Ru-106 12,69 0 2,30 x 10-





adalah Cs-134.



54

Tabel 5.4. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan tanah

untuk skenario kecelakaan simulasi ke-3


Maksimum Minimum Rata-rata1 Cs-134 0,0555 0 1,04 x 10-

2 Cs-137 0,211 0 3,94 x 10-

3 Ru-106 0,3545 0 6,62 x 10-

Dalam setiap jenis simulasi radionuklida Ru-106 memiliki nilai konsentrasi

terbesar diatara radionuklida lainnya. Nilai konsentrasi Ru-106 terbesar berada pada

skenario kecelakaan simulasi ke-2 adalah 2,30 x 10-01

Bq/m2.

5.4.2 Konsentrasi Radionuklida pada udara

Berdasarkan nilai konsentrasi (Bq/m2) dari jalur paparan udara (Lampiran 8),

terdapat tiga jenis radionuklida penting yang terdispersi melalui jalur paparan ini,

diantaranya Cs-134, I-132, dan Te-132.


134, I-132, dan Te-132 disajikan pada tabel 5.5. Diantara ketiga radionuklida tersebut

Te-132 merupakan radionuklida yang memiliki nilai konsentrasi maksimum dan rata-

rata terbesar, sedangkan nilai konsentrasi maksimum dan rata-rata terkecil adalah Cs-

134.

Tabel 5.5. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan udara




1 Cs-134 11,1 0 1,98 x 10-

2 I-132 1,27 x 10 0 2,13 x 10

3 Te-132 1,64 x 10 0 2,92 x 10



55


134, I-132, dan Te-132 disajikan pada tabel 5.6. Diantara ketiga radionuklida tersebut

Te-132 merupakan radionuklida yang memiliki nilai konsentrasi maksimum dan rata-

rata terbesar, sedangkan nilai konsentrasi maksimum dan rata-rata terkecil adalah Cs-

134.

Tabel 5.6. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan udara untuk skenario




1 Cs-134 1980 0 36,02 I-132 1,16 x 10 0 2,08 x 10

3 Te-132 2,60 x 10 0 4,70 x 10

Pada skenario kecelakaan simulasi ke-3 nilai konsentrasi untuk radionuklida

Cs-134, I-132, dan Te-132 disajikan pada tabel 5.7. Diantara ketiga radionuklida

tersebut Te-132 merupakan radionuklida yang memiliki nilai konsentrasi maksimum


adalah Cs-134.


untuk simulasi ke-3



1 Cs-134 55,5 0 1,04

2 I-132 3,81 x 10 0 7,37 x 10

3 Te-132 4,92 x 10 0 9,16 x 10



56

5.4.3 Konsentrasi Radionuklida pada Pernafasan Berdasarkan dari nilai konsentrasi (Bqs/m

3) jalur paparan pernafasan (Lampiran

8), terdapat lima jenis radionuklida penting yang terdispersi melalui jalur paparan ini,

diantaranya Cs-134, Cs-137, I-131, Ru-106, dan Te-132.


134, Cs-137, I-131, Ru-106, dan Te-132 disajikan pada tabel 5.8. Diantara kelima

radionuklida tersebut I-131 merupakan radionuklida yang memiliki nilai konsentrasi

maksimum dan rata-rata terbesar, sedangkan untuk nilai konsentrasi maksimum dan

rata-rata terkecil yaitu Cs-134.





1 Cs-134 11,1 0 1,98 x 10-

2 Cs-137 4,23 x 10 0 7,53 x 10

3 I-131 7,83 x 10 0 1,35 x 10

4 Ru-106 7,11 x 10 0 1,275 Te-132 1,64 x 10 0 2,92 x 10


134, Cs-137, I-131, Ru-106, dan Te-132 disajikan pada tabel 5.9. Diantara kelima

radionuklida tersebut Te-132 merupakan radionuklida yang memiliki nilai

konsentrasi maksimum dan rata-rata terbesar, sedangkan nilai konsentrasi maksimum

dan rata-rata terkecil yaitu Cs-134.



57




Maksimum Minimum Rata-rata1 Cs-134 1980 0 36,0

2 Cs-137 7,54 x 10 0 1,37 x 10

3 I-131 1,64 x 10 0 2,88 x 10

4 Ru-106 1,27 x 10 0 2,30 x 10

5 Te-132 2,60 x 10 0 4,70 x 10


134, Cs-137, I-131, Ru-106, dan Te-132 disajikan pada tabel 5.10. Diantara ketiga

radionuklida tersebut I-131 merupakan radionuklida yang memiliki nilai konsentrasi

maksimum dan rata-rata terbesar, sedangkan nilai konsentrasi maksimum dan rata-

rata terkecil adalah Cs-134.

Tabel 5.10. Nilai konsentrasi radionuklida melalui jalur paparan pernafasan


No Radionuklia Konsentrasi (Bq/m )Maksimum Minimum Rata-rata

1 Cs-134 55,5 0 1,04

2 Cs-137 2,11 x 10 0 3,94

3 I-131 3,92 x 10 0 7,04 x 10

4 Ru-106 3,55 x 10 0 6,62

5 Te-132 4,92 x 10 0 9,16 x 10

5.5 Dosis yang Diterima Melalui Setiap Jalur Paparan

5.5.1 Dosis Paparan Eksterna Dari Jalur Paparan Groundshine

Dosis paparan eksterna dari jalur paparan tanah ( groundshine) yang diterima

oleh masyarakat dihitung secara matematis dengan menggunakan persamaan 1.1.



58

1

0

21 ),(),(

10 ,1,,,

t

t


(Persamaan 1.1)

5.5.1.1 Dosis yang Diterima Untuk Usia > 2 Tahun

Pada skenario kecelakaan simulasi ke-1 dosis yang diterima oleh masyarakat

untuk usia > 2 tahun, hasil dari perhitungan dengan menggunakan persamaan di atas,

ditampilkan pada tabel 5.11. Untuk asumsi-asumsi yang digunakan dalam

perhitungan itu dapat dilihat pada lampiran 7.



Radionuklida Sektor Radius (km)

0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 2.94E-14 1.99E-16 9.95E-18 1.72E-18 1.80E-19

Sektor 9 9.10E-12 1.98E-12 9.16E-13 5.44E-13 3.75E-13

Sektor 10 2.94E-14 1.99E-16 9.95E-18 1.72E-18 1.80E-19

Cs-137

Sektor 8 4.75E-18 3.21E-20 1.61E-21 2.78E-22 2.90E-23

Sektor 9 1.47E-15 3.20E-16 1.48E-16 8.79E-17 6.06E-17

Sektor 10 4.75E-18 3.21E-20 1.61E-21 2.78E-22 2.90E-23

Ru-106

Sektor 8 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00

Sektor 9 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00

Sektor 10 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00



59

Jika dalam bentuk grafik maka tabel di atas ditampilkan sebagai berikut:



Berdasarkan grafik diatas maka penerimaan dosis radionuklida pada skenario

kecelakaan simulasi ini yang terbesar yaitu Cs-134 yang terdapat pada sektror 9.

Sedangkan Cs-137 dan Ru-106 konsentrasinya mendekati 0 Sv dan bernilai 0 Sv.

Hasil dari uji-t satu sampel satu sisi untuk sisi bawah pada dosis ini

menunjukkan bahwa p-value bernilai 0,000. Nilai p-value=0,000 untuk uji ini lebih

kecil dari α = 0,05, sehingga menolak H0 : μ ≥ 0,005. Jadi dapat disimpulkan bahwa

rata-rata penerimaan dosis yang diterima oleh masyarakat untuk usia > 2 tahun yang

melalui jalur paparan tanah pada skenario kecelakaan simulasi ke-1 tidak melebihi

0,005 Sv.



0.00E+00

1.00E-12

2.00E-12

3.00E-12

4.00E-12

5.00E-12

6.00E-12

7.00E-12

8.00E-12

9.00E-12

1.00E-11

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 Ru-106

K o n s e n t r a s i Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



60






0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 5.26E-12 3.55E-14 1.64E-15 2.78E-16 2.27E-17

Sektor 9 1.63E-09 3.54E-10 1.65E-10 9.93E-11 7.06E-11

Sektor 10 5.26E-12 3.55E-14 1.64E-15 2.78E-16 2.27E-17

Cs-137

Sektor 8 8.47E-16 5.72E-18 2.65E-19 4.49E-20 3.66E-21

Sektor 9 2.62E-13 5.71E-14 2.66E-14 1.60E-14 1.14E-14

Sektor 10 8.47E-16 5.72E-18 2.65E-19 4.49E-20 3.66E-21

Ru-106

Sektor 8 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00

Sektor 9 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00

Sektor 10 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00


Grafik 5.5. Penerimaan dosis (Sv) radionuklida untuk usia > 2 tahun dalamskenario kecelakaan simulasi ke-2

0.00E+00

2.00E-10

4.00E-10

6.00E-10

8.00E-10

1.00E-09

1.20E-09

1.40E-09

1.60E-09

1.80E-09

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Cs-134 Cs-137 Ru-106

K o n s e n t r a s i

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



61



Sedangkan Cs-137 dan Ru-106 konsentrasinya mendekati 0 Sv dan bernilai 0 Sv.





melalui jalur paparan tanah pada simulasi ke-2 tidak melebihi 0,005 Sv.

Terkahir, pada skenario kecelakaan simulasi ke-3 dosis yang diterima oleh

masyarakat untuk usia > 2 tahun, hasil dari perhitungan dengan menggunakan

persamaan di atas, ditampilkan pada tabel 5.13. Untuk asumsi-asumsi yang

digunakan dalam perhitungan itu dapat dilihat pada lampiran 7.

Tabel 5.13. Penerimaan dosis (Sv) radionuklida untuk usia > 2 tahun

dalam simulasi ke-3

Radionuklida Sektor Radius (km)0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 1.499E-13 1.251E-14 4.441E-14 3.552E-13 3.601E-13

Sektor 9 4.55E-11 9.94E-12 4.73E-12 3.82E-12 2.79E-12

Sektor 10 1.47E-13 1.34E-15 8.07E-15 7.98E-15 2.89E-16

Cs-137

Sektor 8 2.42E-17 2.02E-18 7.16E-18 5.73E-17 5.81E-17

Sektor 9 7.34E-15 1.60E-15 7.63E-16 6.17E-16 4.51E-16

Sektor 10 2.37E-17 2.15E-19 1.30E-18 1.29E-18 4.66E-20

Ru-106

Sektor 8 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00

Sektor 9 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00

Sektor 10 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00



62


Grafik 5.6. Penerimaan dosis (Sv) radionuklida untuk usia > 2 tahun

dalam simulasi ke-3



Sedangkan Cs-137 dan Ru-106 konsentrasinya mendekati 0 dan bernilai 0 Sv.





melalui jalur paparan tanah pada simulasi ke-3 tidak melebihi 0,005 Sv.

5.5.2 Dosis Paparan Eksterna Dari Jalur Paparan Cloudshine

Dosis paparan eksterna dari jalur paparan udara (cloudshine) yang diterima oleh

masyarakat dihitung secara matematis dengan menggunakan persamaan 1.2.

ct t r d r S t t r At t r D011010

,,,, (Persamaan 1.2)

0.00E+00

5.00E-11

1.00E-10

1.50E-10

2.00E-10

2.50E-10

3.00E-10

3.50E-10

4.00E-10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Cs-134 Cs-137 Ru-106


Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



63






Tabel 5.14. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Cloudshine

untuk usia > 2 Tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1


0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134 Sektor 8 1.34E-15 9.07E-18 4.54E-19 7.85E-20 8.20E-21Sektor 9 4.15E-13 9.04E-14 4.18E-14 2.48E-14 1.71E-14

Sektor 10 1.34E-15 9.07E-18 4.54E-19 7.85E-20 8.20E-21

I-132

Sektor 8 2.29E-13 1.43E-15 5.15E-17 5.86E-18 1.16E-18

Sektor 9 7.07E-11 1.43E-11 4.71E-12 2.81E-12 1.92E-12

Sektor 10 2.29E-13 1.43E-15 5.15E-17 5.86E-18 1.16E-18

Te-132

Sektor 8 2.62E-12 1.76E-14 8.79E-16 1.51E-16 1.57E-17

Sektor 9 8.11E-10 1.76E-10 8.11E-11 4.77E-11 3.29E-11

Sektor 10 2.62E-12 1.76E-14 8.79E-16 1.51E-16 1.57E-17


Grafik 5.7. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Cloudshine

untuk usia > 2 Tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1

0.00E+00

1.00E-10

2.00E-10

3.00E-10

4.00E-10

5.00E-10

6.00E-10

7.00E-10

8.00E-10

9.00E-10

S e

k t o r 8

S e

k t o r 9

S e k

t o r 1 0

S e

k t o r 8

S e

k t o r 9

S e k

t o r 1 0

S e

k t o r 8

S e

k t o r 9

S e k

t o r 1 0

Cs-134 I-132 Te-132


Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



64


kecelakaan simulasi ini yang terbesar yaitu Te-132 yang terdapat pada sektror 9.

Sedangkan I-132 konsentrasinya < 1,00E-10 Sv dan Cs-134 sangat kecil dan

mendekati 0 Sv.





melalui jalur paparan udara pada simulasi ke-1 tidak melebihi 0,005 Sv.






untuk usia > 2 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2


0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 2.40E-13 1.62E-15 7.48E-17 1.27E-17 1.03E-18

Sektor 9 7.42E-11 1.61E-11 7.54E-12 4.53E-12 3.22E-12

Sektor 10 2.40E-13 1.62E-15 7.48E-17 1.27E-17 1.03E-18

I-132

Sektor 8 2.09E-09 1.32E-11 5.62E-13 9.25E-14 6.96E-15

Sektor 9 6.44E-07 1.31E-07 5.92E-08 3.56E-08 2.52E-08

Sektor 10 2.09E-09 1.32E-11 5.62E-13 9.25E-14 6.96E-15

Te-132

Sektor 8 4.14E-10 2.79E-12 1.28E-13 2.16E-14 1.76E-15

Sektor 9 1.28E-07 2.78E-08 1.29E-08 7.72E-09 5.48E-09Sektor 10 4.14E-10 2.79E-12 1.28E-13 2.16E-14 1.76E-15



65


Grafik 5.8. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Cloudshine untuk usia

> 2 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2


kecelakaan simulasi ini yang terbesar yaitu I-132 yang terdapat pada sektror 9.

Sedangkan Te-132 konsentrasinya < 2,00E-07 Sv dan Cs-134 sangat kecil dan

mendekati 0 Sv.Hasil dari uji-t satu sampel satu sisi untuk sisi bawah pada dosis ini









0.00E+00

1.00E-07

2.00E-07

3.00E-07

4.00E-07

5.00E-07

6.00E-07

7.00E-07

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 I-132 Te-132

K o n s e t r a s i

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



66




0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 6.84E-15 5.71E-16 2.03E-15 1.62E-14 1.64E-14

Sektor 9 2.08E-12 4.53E-13 2.16E-13 1.74E-13 1.27E-13

Sektor 10 6.71E-15 6.09E-17 3.68E-16 3.64E-16 1.32E-17

I-132

Sektor 8 2.11E-12 5.65E-12 9.96E-14 2.43E-14 3.32E-15

Sektor 9 2.12E-10 5.49E-11 2.00E-13 1.18E-13 8.12E-14

Sektor 10 7.35E-13 8.35E-15 1.08E-16 6.74E-17 2.56E-18

Te-132

Sektor 8 8.00E-12 6.65E-13 2.35E-12 1.87E-11 1.89E-11

Sektor 9 2.43E-09 5.28E-10 2.51E-10 2.01E-10 1.47E-10

Sektor 10 7.85E-12 7.09E-14 4.27E-13 4.20E-13 1.51E-14


Grafik 5.9. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Cloudshine untuk usia > 2 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-3


kecelakaan simulasi ini yang terbesar yaitu T-132 yang terdapat pada sektror 9.

Sedangkan I-132 konsentrasinya < 5,00E-10 Sv dan Cs-134 sangat kecil dan

mendekati 0 Sv.

0.00E+00

5.00E-10

1.00E-09

1.50E-09

2.00E-09

2.50E-09

3.00E-09

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Sektor

8

Sektor

9

Sektor

10

Cs-134 I-132 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



67






5.5.3 Dosis Paparan Interna Dari Jalur Paparan Inhalation

Dosis paparan eksterna dari jalur paparan pernafasan (inhalation) yang diterima

oleh masyarakat dihitung secara matematis dengan menggunakan persamaan 1.3.

5.5.3.1 Dosis yang Diterima Untuk Usia 12 – 17 Tahun


untuk usia 12 – 17 tahun, hasil dari perhitungan dengan menggunakan persamaan di

atas, ditampilkan pada tabel 5.17. Untuk asumsi-asumsi yang digunakan dalam


))(,(),(,,,, 011010 t t ar d ar I r F t t r At t r D (Persamaan 1.3



68

Tabel 5.17. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk usia

12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1


0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 2.31E-14 1.56E-16 7.82E-18 1.35E-18 1.41E-19

Sektor 9 7.15E-12 1.56E-12 7.20E-13 4.27E-13 2.95E-13

Sektor 10 2.31E-14 1.56E-16 7.82E-18 1.35E-18 1.41E-19

Cs-137

Sektor 8 6.15E-14 4.16E-16 2.08E-17 3.60E-18 3.76E-19

Sektor 9 1.90E-11 4.14E-12 1.92E-12 1.14E-12 7.85E-13

Sektor 10 6.15E-14 4.16E-16 2.08E-17 3.60E-18 3.76E-19

I-131

Sektor 8 2.86E-09 1.79E-11 8.56E-13 1.43E-13 1.46E-14

Sektor 9 8.81E-07 1.77E-07 7.83E-08 4.49E-08 3.03E-08

Sektor 10 2.86E-09 1.79E-11 8.56E-13 1.43E-13 1.46E-14

Ru-106

Sektor 8 7.29E-13 4.93E-15 2.47E-16 4.27E-17 4.46E-18


Te-132

Sektor 8 1.20E-10 8.07E-13 4.02E-14 6.93E-15 7.20E-16

Sektor 9 3.71E-08 8.04E-09 3.71E-09 2.18E-09 1.51E-09

Sektor 10 1.20E-10 8.07E-13 4.02E-14 6.93E-15 7.20E-16


Grafik 5.10. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk usia12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-1



Sedangkan Cs-134, Cs-137, Ru-106, dan Te-132 konsentrasinya < 1,00E-07 Sv.

0.00E+001.00E-072.00E-073.00E-074.00E-075.00E-076.00E-07

7.00E-078.00E-079.00E-071.00E-06

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 I-131 Ru-106 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



69




rata-rata penerimaan dosis yang diterima oleh masyarakat untuk usia 12 – 17 tahun

yang melalui jalur paparan inhalasi pada skenario kecelakaan simulasi ke-1 tidak

melebihi 0,005 Sv.





Tabel 5.18. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk usia 12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2


0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 4.13E-12 2.79E-14 1.29E-15 2.19E-16 1.78E-17


Cs-137

Sektor 8 1.10E-11 7.41E-14 3.42E-15 5.81E-16 4.73E-17

Sektor 9 3.39E-09 7.39E-10 3.45E-10 2.07E-10 1.47E-10

Sektor 10 1.10E-11 7.41E-14 3.42E-15 5.81E-16 4.73E-17

I-131

Sektor 8 6.00E-08 3.74E-10 1.66E-11 2.71E-12 2.16E-13

Sektor 9 1.85E-05 3.71E-06 1.66E-06 9.63E-07 6.71E-07

Sektor 10 6.00E-08 3.74E-10 1.66E-11 2.71E-12 2.16E-13

Ru106

Sektor 8 1.26E-11 8.51E-14 3.93E-15 6.66E-16 5.44E-17

Sektor 9 3.90E-09 8.48E-10 3.96E-10 2.38E-10 1.69E-10

Sektor 10 1.26E-11 8.51E-14 3.93E-15 6.66E-16 5.44E-17

Te-132Sektor 8 2.23E-08 1.50E-10 6.91E-12 1.17E-12 9.46E-14Sektor 9 6.91E-06 1.50E-06 6.97E-07 4.16E-07 2.95E-07

Sektor 10 2.23E-08 1.50E-10 6.91E-12 1.17E-12 9.46E-14



70



untuk usia 12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-2



Sedangkan Te-132 konsentrasinya < 8,00E-06 Sv. Radionuklida lain sangat kecil

nilainya sehingga grafiknya mendekati nilai 0 Sv.Hasil dari uji-t satu sampel satu sisi untuk sisi bawah pada dosis ini




yang melalui jalur paparan inhalasi pada simulasi ke-2 tidak melebihi 0,005 Sv.





0.00E+00

2.00E-06

4.00E-06

6.00E-06

8.00E-06

1.00E-05

1.20E-05

1.40E-05

1.60E-05

1.80E-05

2.00E-05

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 I-131 Ru106 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



71


untuk usia 12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-3


0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 1.18E-13 9.83E-15 3.49E-14 2.79E-13 2.83E-13

Sektor 9 3.58E-11 7.81E-12 3.72E-12 3.00E-12 2.20E-12

Sektor 10 1.16E-13 1.05E-15 6.34E-15 6.27E-15 2.27E-16

Cs-137

Sektor 8 3.13E-13 2.61E-14 9.27E-14 7.42E-13 7.52E-13

Sektor 9 9.50E-11 2.07E-11 9.88E-12 7.98E-12 5.83E-12

Sektor 10 3.07E-13 2.79E-15 1.69E-14 1.67E-14 6.03E-16

I-131

Sektor 8 1.46E-08 1.08E-09 3.44E-09 2.72E-08 2.73E-08

Sektor 9 4.41E-06 8.88E-07 4.04E-07 3.10E-07 2.24E-07

Sektor 10 1.43E-08 1.16E-10 6.28E-10 6.20E-10 2.26E-11

Ru106

Sektor 8 3.59E-13 2.99E-14 1.06E-13 8.50E-13 8.61E-13


Te-132

Sektor 8 4.31E-10 3.58E-11 1.27E-10 1.01E-09 1.02E-09

Sektor 9 1.31E-07 2.84E-08 1.35E-08 1.08E-08 7.91E-09

Sektor 10 4.23E-10 3.82E-12 2.30E-11 2.26E-11 8.15E-13


Grafik 5.12. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk usia 12 – 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-3




0.00E+005.00E-071.00E-061.50E-062.00E-062.50E-063.00E-06

3.50E-064.00E-064.50E-065.00E-06

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 I-131 Ru106 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



72





yang melalui jalur paparan inhalasi pada skenario kecelakaan simulasi ke-3 tidak

melebihi 0,005 Sv.



untuk usia > 17 tahun, hasil dari perhitungan dengan menggunakan persamaan di



Tabel 5.20. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalationuntuk usia > 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi Ke-1


0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 2.68E-14 1.81E-16 9.05E-18 1.57E-18 1.63E-19

Sektor 9 8.27E-12 1.80E-12 8.33E-13 4.95E-13 3.41E-13

Sektor 10 2.68E-14 1.81E-16 9.05E-18 1.57E-18 1.63E-19

Cs-137

Sektor 8 7.10E-14 4.80E-16 2.40E-17 4.16E-18 4.34E-19

Sektor 9 2.20E-11 4.79E-12 2.21E-12 1.31E-12 9.06E-13

Sektor 10 7.10E-14 4.80E-16 2.40E-17 4.16E-18 4.34E-19

I-131

Sektor 8 2.13E-09 1.33E-11 6.36E-13 1.06E-13 1.09E-14

Sektor 9 6.55E-07 1.31E-07 5.82E-08 3.34E-08 2.25E-08

Sektor 10 2.13E-09 1.33E-11 6.36E-13 1.06E-13 1.09E-14

Ru-106Sektor 8 9.59E-13 6.48E-15 3.25E-16 5.61E-17 5.86E-18Sektor 9 2.97E-10 6.46E-11 2.99E-11 1.77E-11 1.22E-11

Sektor 10 9.59E-13 6.48E-15 3.25E-16 5.61E-17 5.86E-18

Te-132

Sektor 8 1.20E-10 8.07E-13 4.02E-14 6.93E-15 7.20E-16

Sektor 9 3.71E-08 8.04E-09 3.71E-09 2.18E-09 1.51E-09

Sektor 10 1.20E-10 8.07E-13 4.02E-14 6.93E-15 7.20E-16



73











melalui jalur paparan inhalasi pada simulasi ke-1 tidak melebihi 0,005 Sv.





0.00E+00

1.00E-07

2.00E-07

3.00E-07

4.00E-07

5.00E-07

6.00E-07

7.00E-07

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 I-131 Ru-106 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



74




0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134

Sektor 8 4.78E-12 3.23E-14 1.49E-15 2.53E-16 2.06E-17

Sektor 9 1.48E-09 3.22E-10 1.50E-10 9.03E-11 6.42E-11

Sektor 10 4.78E-12 3.23E-14 1.49E-15 2.53E-16 2.06E-17

Cs-137

Sektor 8 1.27E-11 8.55E-14 3.95E-15 6.70E-16 5.47E-17

Sektor 9 3.92E-09 8.53E-10 3.98E-10 2.39E-10 1.70E-10

Sektor 10 1.27E-11 8.55E-14 3.95E-15 6.70E-16 5.47E-17

I-131

Sektor 8 4.45E-08 2.78E-10 1.23E-11 2.01E-12 1.61E-13

Sektor 9 1.37E-05 2.75E-06 1.23E-06 7.16E-07 4.98E-07

Sektor 10 4.45E-08 2.78E-10 1.23E-11 2.01E-12 1.61E-13

Ru106

Sektor 8 1.11E-11 7.52E-14 3.47E-15 5.89E-16 4.80E-17


Te-132

Sektor 8 1.90E-08 1.28E-10 5.87E-12 9.90E-13 8.04E-14

Sektor 9 5.87E-06 1.27E-06 5.92E-07 3.53E-07 2.51E-07

Sektor 10 1.90E-08 1.28E-10 5.87E-12 9.90E-13 8.04E-14





kecelakaan simulasi ini yang terbesar yaitu I-131 yang terdapat pada sektror 9. Te-

132 konsentrasinya < 6,00E-06 Sv. Sedangkan Cs-134, Cs-137, Ru-106 sangat kecil,

< 4,00E-09 Sv.

0.00E+002.00E-064.00E-06

6.00E-068.00E-061.00E-051.20E-051.40E-051.60E-05

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 I-131 Ru106 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



75





melalui jalur paparan inhalasi pada skenario kecelakaan simulasi ke-2 tidak melebihi

0,005 Sv.








0.5 1.5 2.5 3.5 4.5

Cs-134 Sektor 8 1.36E-13 1.14E-14 4.04E-14 3.23E-13 3.27E-13Sektor 9 4.14E-11 9.04E-12 4.30E-12 3.47E-12 2.54E-12

Sektor 10 1.34E-13 1.21E-15 7.34E-15 7.26E-15 2.63E-16

Cs-137

Sektor 8 3.61E-13 3.02E-14 1.07E-13 8.57E-13 8.68E-13

Sektor 9 1.10E-10 2.40E-11 1.14E-11 9.22E-12 6.73E-12

Sektor 10 3.55E-13 3.22E-15 1.95E-14 1.92E-14 6.96E-16

I-131

Sektor 8 1.08E-08 8.01E-10 2.55E-09 2.02E-08 2.03E-08

Sektor 9 3.28E-06 6.60E-07 3.00E-07 2.31E-07 1.66E-07

Sektor 10 1.07E-08 8.63E-11 4.67E-10 4.61E-10 1.68E-11

Ru106

Sektor 8 3.17E-13 2.64E-14 9.39E-14 7.51E-13 7.61E-13

Sektor 9 9.62E-11 2.10E-11 1.00E-11 8.07E-12 5.90E-12

Sektor 10 3.11E-13 2.82E-15 1.71E-14 1.69E-14 6.10E-16

Te-132

Sektor 8 3.66E-10 3.04E-11 1.07E-10 8.56E-10 8.64E-10

Sektor 9 1.11E-07 2.41E-08 1.15E-08 9.20E-09 6.72E-09

Sektor 10 3.60E-10 3.25E-12 1.95E-11 1.92E-11 6.93E-13



76


Grafik 5.15. Dosis paparan radionuklida (Sv) dari jalur paparan Inhalation untuk usia > 17 tahun dari skenario kecelakaan simulasi ke-3


kecelakaan simulasi ini yang terbesar yaitu I-131 yang terdapat pada sektror 9. Te-

132 konsentrasinya < 1,50E-07 Sv. Sedangkan Cs-134, Cs-137, Ru-106 sangat kecil,

< 1,50E-10 Sv.





melalui jalur paparan inhalasi pada simulasi ke-3 tidak melebihi 0,005 Sv.

5.6 Rekomendasi Rencana Tanggap Darurat Kecelakaan Nuklir

Rencana tanggap darurat kecelakaan nuklir dalam penelitian ini dibedakan

berdasarkan jenis simulasi. Rencana ini didasarkan atas dosis akumulasi radionuklida

0.00E+00

5.00E-07

1.00E-06

1.50E-06

2.00E-062.50E-06

3.00E-06

3.50E-06

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

S e k t o r 8

S e k t o r 9

S e k t o r 1 0

Cs-134 Cs-137 I-131 Ru106 Te-132

Radius 0.5

Radius 1.5

Radius 2.5

Radius 3.5

Radius 4.5



77

yang terdispersi ke lingkungan. Sedangkan wilayah yang dijadikan fokus utama oleh

Peneliti adalah wilayah-wilayah yang memiliki rata-rata dosis akumulasi radioaktif

yang terbesar. Pada wilayah-wilayah itulah fokus utama rencana evakuasi dilakukan

jika suatu saat kecelakaan nuklir ini benar-benar terjadi.

Pada skenario kecelakaan simulasi ke-1 rencana tanggap darurat kecelakaan

nuklir yang direkomendasikan oleh peneliti adalah wilayah-wilayah yang berada pada

sektor 8, 9, dan 10 (Gambar 5.5). Penyebaran rata-rata dosis akumulasi yang terbesar

berada pada sektor 9 sebesar 2,79x10-08

Sv, sedangkan pada sektor 8 dan 9 masing-

masing memiliki rata-rata dosis sebesar 6,61x10-11

Sv (Lampiran 9).

Gambar 5.5. Sektor-sektor yang menjadi prioritas untuk dilakukan rencana tanggap

darurat akibat skenario kecelakaan nuklir simulasi ke-1 reaktor G.A Siwabessy

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16



78



sektor 1, 8, 9, dan 10 (Gambar 5.6). Penyebaran rata-rata dosis akumulasi untuk

sumulasi ke-2 yang terbesar berada pada sektor 9 sebesar 7,95x10-07

Sv, disusul

sektor 1 sebesar 1,24x10-08

Sv, kemudian sektor 8 dan 9 dengan dosis yang sama

sebesar 1,87x10-09

Sv (Lampiran 9).

Gambar 5.6. sektor-sektor yang menjadi prioritas untuk dilakukan rencana tanggap

darurat akibat skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A Siwabessy untuk simulasi ke-2



sektor 8, 9, dan 10 (Gambar 5.7). Penyebaran rata-rata dosis akumulasi untuk

skenario kecelakaan sumulasi ke-3 yang terbesar berada pada sektor 9 sebesar

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16



79

1.40x10-07

Sv, disusul sektor 8 sebesar 1.66x10-09

Sv, kemudian 10 dengan dosis yang

sama sebesar 3.54x10-10

Sv (Lampiran 9).

Gambar 5.7. Sektor-sektor yang menjadi prioritas untuk dilakukan rencana tanggap

darurat akibat skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A Siwabessy untuk simulasike-3

12

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16



BAB VI

PEMBAHASAN

6.1 Keterbatasan Penelitian

Dalam melakukan penelitian ini, terdapat beberapa keterbatasan yang dimiliki

oleh peneliti, diantaranya adalah:

1. Karena minimnya referensi-referensi yang ada khususnya untuk kajian analisis

kecelakaan nuklir di Indonesia. Maka asumsi-asumsi yang digunakan dalam

penentuan dosis paparan pada manusia menggunakan data yang bersumber dari

Crawford dkk (2001).

2. Perhitungan dosis untuk jalur paparan melalui makanan ( ingestion) tidak

dilakukan oleh peneliti karena terbatasnya sumber data dan pengetahuan peneliti

mengenai bagian-bagian yang saling terkait dalam menghitung dosis melalui

makanan.

6.2 Pembagian Cakupan Wilayah di Sekitar Instalasi Nuklir

Pembagian cakupan wilayah di daerah sekitar instalasi nuklir dilakukan dengan

membagi wilayah kedalam 5 radius dan 16 sektor. Perbedaan setiap radius adalah 0,5

dan 1 km, sedangkan perbedaan setiap sektor adalah 22,5o

(Pembagian jumlah sektor

berdasarkan atas arah mata angin). Berdasarkan hal itu maka terdapat 18

desa/kelurahan yang tersebar, diataranya Buaran, Ciater, Rawabuntu, Serpong,



81

Dangdang, Suradita, Kranggan, Muncul, Setu, Babakan, Kademangan, Cibogo,

Cisauk, Sampora, Pengasinan, Gunung Sindur, Pabuaran, dan Sukamulya.

Dasar pembagian wilayah tersebut dilakukan untuk memudahkan dalam

mengetahui wilayah yang berada di sekitar instalasi nuklir G.A Siwabessy dan

memudahkan analisa risiko radiologi. Pembagian wilayah pun sesuai dengan

pemutahiran rona lingkungan kawasan nuklir Serpong tahun 2007 yang dilakukan

oleh BPS Kab. Tangerang dan Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN.

Pembagian wilayah dalam 5 radius dan 16 sektor dilakukan pula oleh Pande (2008)

pada penelitiannya dalam pembangunan tapak PLTN di daerah Semenanjung Muria,

Indonesia (Pande, 2008). Berbeda dengan yang sebelumnya, Leung (1992) dalam

penelitiannya pada reaktor Daya Bay, Hongkong, membagi wilayah kedalam 8 radius

dan 17 sektor. Perbedaan tersebut terjadi karena perbedaan daya yang ada pada

masing-masing reaktor.

Perkiraan jumlah penduduk dalam radius 5 km dari instalasi nuklir G.A

Siwabessy, menurut BPS Kab. Tangerang tahun 2007, berjumlah 192.261 jiwa dan

pertumbuhan penduduknya sebesar 2,25% per tahun. Desa/kelurahan terpadat adalah

kelurahan Rawabuntu yang terletak disebelah timur laut dari instalasi nuklir G.A

Siwabessy dengan jumlah penduduk 18.323 jiwa. Sedangkan, untuk desa/kelurahan

terendah penduduknya adalah desa Sampora dengan jumlah penduduk 4.707 jiwa.

6.3 Radionuklida yang Terdispesi Keluar Reaktor

Radionuklida yang terdispersi keluar reaktor dari hasil skenario kecelakaan

jenis simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3, telah menghasilkan radionuklida yang sama dan



82

signifikan untuk setiap jalur paparan tanah ( groundshine), udara (cloudshine), dan

pernafasan (inhalation). Pada groundshine menghasilkan Cs-134, Cs-137, dan Ru-

106, pada cloudshine menghasilkan Cs-134, I-132, dan Te-132, sedangkan pada

inhalation menghasilkan Cs-134, Cs-137, I-131, Ru-106, dan Te-132. Maka hasil dari

ketiga simulasi itu, terdapat 6 jenis radionuklida yang terdispersi dan signifikan, yaitu

Cs-134, Cs-137, I-131, I-132, Ru-106, dan Te-132.

Masing-masing radionuklida tersebut memiliki waktu paruh (t½) yang berbeda-

beda, waktu paruh (t½) untuk Cs-134, Cs-137, I-131, I-132, Ru-106, dan Te-132

secara berturut-turut adalah 2,062 tahun, 30,0 tahun, 8,04 hari, 2,30 jam, 368,2 hari,

dan 78,2 jam. Cs-137 merupakan radionuklida dengan waktu paruh terpanjang yaitu

30 tahun, disusul oleh Cs-134 dengan 2,062 tahun. Sedangkan I-132 merupakan

radionuklida dengan waktu paruh terpendek diantara radionuklida lainnya, yaitu 2,30

jam. (Porter, 1989)

Berdasarkan waktu paruhnya maka Cs-137 merupakan radionuklida perlu

diwaspadai karena memiliki waktu paruh terpanjang. Karena semakin pendek waktu

paruh suatu radionuklida maka akan semakin cepat radionuklida tersebut menjadi

suatu atom yang stabil. Jika suatu atom telah stabil maka tidak memancarkan radisi

lagi, sehingga sifat radiasi dari atom tersebut telah hilang. Hal tersebut sesuai seperti

apa yang dikatakan oleh Wisnu (2007) dalam Proteksi Radiasi dan Aplikasinya,

bahwa sebuah inti atom yang stabil tidak memancarkan partikel subatomik (partikel

radiasi).

Menurut Yarianto (2006) dalam kejadian kecelakaan nuklir, radionuklida I

(yodium) yang berada pada udara akan masuk pada jalur pernafasan. Hal itu

http://id.wikipedia.org/wiki/Inti_atom

http://id.wikipedia.org/wiki/Partikel_subatomik

http://id.wikipedia.org/w/index.php?title=Partikel_radiasi&action=edit&redlink=1





http://id.wikipedia.org/wiki/Partikel_subatomik

http://id.wikipedia.org/wiki/Inti_atom



83

merupakan hal yang harus diperhatikan karena dapat langsung terserap masuk ke

dalam tubuh dan mempengaruhi kelenjar gondok. Oleh karena itu, untuk mengurangi

dampak tersebut maka langsung diberikan tablet yodium stabil kepada masyarakat

yang diperkirakan terkena dampak.

Jenis radionuklida signifikan yang terdispersi pada penelitian ini hampir sama

dengan jenis radionuklida yang terdispersi pada kecelakaan PLTN Chernobyl 1986.

Pada kecelakaan itu radionuklida signifikan yang terdispersi melalui groundshine

yaitu Ru-106, Cs-134, dan Cs-137, melalui cloudshine yaitu I-131, Te-132, Cs-134,

dan Cs-136, sedangkan yang melalui inhalation yaitu Ru-106, I-131, Te-132, Cs-134,

dan Cs-137. Pada kecelakaan tersebut, jalur paparan inhalation merupakan jalur yang

memiliki jumlah radionuklida terbanyak diatara jalur paparan yang lainnya. (Rini,

2008)

Dispersi radionuklida yang ke lingkungan melalui hal itu bergantung dari

keadaan cuaca (kecepatan angin, curah hujan, dan stabilitas udara) dan besarnya suku

sumber (Yarianto, 2006). Hal serupa juga dinyatakan oleh Leung (1992), dan Jensen

(1992), bahwa data tahunan rata-rata kecepatan angin, arah angin, dan stabilitas udara

akan mempengaruhi proses dispersi ke atmosfir/lingkungan.

6.4 Efek Biologis dari Radiasi

Radiasi dari radionuklida khususnya Ru, Cs, I, dan Te dapat menyebabkan

gangguan kesehatan khususnya pada manusia. Radiasi ini menyebabkan ionisasi pada

level atom, akibatnya terjadi perubahan pada molekul, sel, jaringan, organ, dan



84

akhirnya kepada seluruh tubuh. Misalkan jika lensa mata yang terionisasi atom-

atomnya akan menimbulkan katarak.

Selain itu radiasi yang berlebihanpun mempengaruhi proses pembentukan

darah, tulang dan juga kerja kelenjar endokrin seperti gondok. Seperti halnya unsur

yodium (I-131) yang masuk ke dalam kelenjar gondok, hal ini dapat menyebabkan

kerusakan pada kelenjar ini.

Jika radiasi ini berinteraksi dengan atom dari molekul DNA manusia, hal ini

akan mengakibatkan efek langsung. Sel akan kehilangan kemampuan untuk

reproduksi dan ketahanan sel pun berkurang. Hal tersebut disebabkan karena ketidak

mampuan kromosom untuk replikasi dengan baik.

Berikut ini adalah isotop-isotop yang berbahaya bagi tubuh:

a. Iodium-131 (I-131)

Tubuh dapat menyerap Iodium baik lewat alat pencernaan maupun lewat paru-

paru. Isotop ini segera diangkut ke kelenjar gondok dan berada disana berbulan-

bulan

b. Cessium-134 (Cs-134) ; Cessium-137 (Cs-137)

Isotop-isotop ini masuk ke dalam tubuh melalui rantai makanan. Mereka akan

terakumulasi dalam otot sampai berbulan-bulan lamanya.

c. Strontium-90 (Sr-90)

Watak isotop ini mirip dengan kalsium bahan pembuat tulang. Ia masuk tubuh

menggantikan kalsium untuk berada di permukaan tulang. Radiasi berlebihan

yang dipancarkannya menyebabkan kanker tulang, jika sudah menahun dapat

merusak sumsum tulang dan menimbulkan leukimia.

d. Carbon-14 (C-14)

Isotop ini memasuki tubuh lewat rantai makanan. Isotop ini mudah keluar

kembali sebagai gas karbondioksida.

(Sugata, 1992)



85

6.5 Perkiraan Cakupan Wilayah yang Terkena Dampak

Perkiraan cakupan wilayah yang terkena dampak akibat kecelakaan nuklir yang

dupostulasikan di reaktor G.A Siwabessy berbeda antara simulasi ke-1, ke-2, dan ke-

3. Perbedaan ini disebabkan karena jumlah suku sumber dan sistem filter yang

terdapat pada setiap simulasi. Semakin besar suku sumber maka semakin besar pula

kemungkinan radionuklida yang terdispersi dan semakin besar efisiensi sistem filter

maka akan semakin sedikit jumlah radionuklida yang terdispersi.

Hal tersebut diatas sesuai dengan Willers (2006), bahwa sistem filter dapat

mengurangi pelepasan zat radioaktif selama kondisi kecelakaan yang dipostulasikan.

Jumlah suku sumber pun akan mempengaruhi besarnya konsentrasi radionuklida

yang terdispersi ke lingkungan.

Berdasarkan penelitian ini terdapat tiga jenis cakupan wilayah (desa/kelurahan)

yang terkena dampak akibat kecelakaan nuklir yang dipostulasikan di reaktor G.A

Siwabessy, hal itu berdasarkan atas 3 simulasi yang dilakukan. Penentuan cakupan

wilayah ini berdasarkan pada penyebaran konsentrasi radionuklida pada setiap radius

dan sektor.

Pada skenario kecelakaan jenis simulasi 1, terdapat 3 desa/kelurahan yang

terkena dampak. Berbeda dengan jenis simulasi 2, cakupan wilayah yang terkena

dampak semakin meningkat jika dibandingkan dengan jenis simulasi 1. Pada simulasi

ini memberikan dampak yang lebih luas dari pada simulasi 1. Sedikitnya diperkirakan

terdapat 6 desa/kelurahan. Sedangkan pada jenis simulasi 3, jumlah cakupan wilayah

melebihi dari kedua simulasi sebelumnya, jumlah wilayah yang diperkirakan terkena

dampak sedikitnya ada 16 desa/kelurahan.



86

Oleh karena itu, dari ketiga simulasi, jenis simulasi 3 merupakan simulasi yang

memiliki dampak terparah daripada simulasi 2 atau simulasi 1. Sedangkan, simulasi 2

memiliki dampak yang sedikit lebih luas daripada simulasi 1. Perbedaan tersebut

terjadi karena perbedaan perlakukan yang diberikan pada masing-masing simulasi.

Perbedaan perlakukan yang mendasar pada penelitian ini yaitu jumlah suku

sumber dan sistem filter. Pada simulasi 1 dan 2 jumlah suku sumbernya sama, yang

membedakan hanya perlakukan sistem filter. Pada simulasi 1 sistem filter berfungsi

normal sedangkan simulasi 2 sistem filter tidak berfungsi normal (dianggap tanpa

filter). Sedangkan suku sumber pada simulasi 3 jumlahnya lebih besar dari pada

simulasi 1 dan 2 dan sistem filter pada simulasi 3 berfungsi dengan normal.

Maka secara umum perbedaan ini di pengaruhi oleh jumlah suku sumber dan

sistem filter. Hal tersebut sesuai dengan Willers (2006) dan Yarianto (2006) yang

menyatakan bahwa perbedaan suku sumber dan sistem filter akan mempengaruhi

jumlah konsentrasi radionuklida yang terdispersi ke lingkungan.

6.6 Konsentrasi Radionuklida Pada Tanah (Groundshine )

Dalam penelitian ini terdapat tiga jenis radionuklida signifikan yang terdapat

pada jalur paparan tanah, bedasarkan simulasi 1, 2, dan 3, yaitu Cs-134, Cs-137, dan

Ru-106 yang tersebar merata pada sektor 8, 9, dan 10. Radionuklida tersebut

terkonsentrasi pada jalur paparan tanah yang diakibatkan dari proses deposisi

radionuklida dalam udara. Besarnya nilai konsentrasi ini dipengaruhi oleh sifat fisis

radionuklida, diffusion, proses deposisi, dan kondisi cuaca sekitar reaktor G.A

Siwabessy.



87

Hal itu seperti yang dinyatakan Leung (1992), Jensen (1992), Crowford (2001)

yang menyatakan proses dispersi dan deposisi sedikitnya dipengaruhi oleh fisis

radionuklida, diffusion, proses deposisi, dan kondisi cuaca data tahunan rata-rata

kecepatan angin, arah angin, dan stabilitas udara mempengaruhi dalam proses

dispersi ke atmosfir/lingkungan.

Nilai konsentrasi radionuklida maksimum dalam jalur paparan tanah untuk

skenario kecelakaan simulasi 2 lebih besar daripada simulasi 3, sedangkan nilai

konsentrasi pada simulasi 3 lebih besar dari pada simulasi 1. Hal tersebut diakibatkan

karena perbedaan jumlah suku sumber pada setiap simulasi dan perlakuannya.

Menurut hasil penelitian dari CDC (centers for desease control ) tahun 2001 dalam

Savannah River Site Health Effects Subcommittee pengaruh perbedaan ini

dipengaruhi oleh besarnya suku sumber radionuklida dari instalasi nuklir dan keadaan

meteorologi.

6.7 Konsentrasi Radionuklida Pada Udara (Cloudshine )

Dispersi konsentrasi radionuklida pada udara (cloudshine) terjadi sebelum

proses deposisi radionuklida pada tanah ( groundshine). Proses dispersi pada udara

berawal dari lepasnya radionuklida pada cerobong ( stack ) reaktor G.A Siwabessy.

Pada skenario kecelakaan jenis simulasi ke-1 dan ke-3 radionuklida yang lepas dari

cerobong reaktor merupakan hasil dari proses penyaringan ( filtering ) di dalam

reaktor, sedangkan pada skenario kecelakaan sumulasi ke-2, sistem filter di dalam

reaktor di anggap tidak berfungsi normal.



88

Hasil lepasan dari cerobong tersebut, kemudian terdispersi ke udara/atmosfir

yang berada di lingkungan reaktor G.A Siwabessy. Dispersi ini kemudian

menimbulkan terkonsentrasinya radionuklida dalam udara. Dispersi tersebut pada

setiap simulasi dipengaruhi oleh keadaan cuaca di sekitar instalasi nuklir G.A

Siwabessy.

Berdasarkan dari tiga skenario kecelakaan yang telah dilakukan diperoleh tiga

jenis radionuklida yang terdispersi melalui jalur paparan udara, yaitu Cs-134, I-132,

dan Te-132. Waktu paruh masing-masingnya adalah 2,062 tahun untuk Cs-134, 2,30

jam untuk I-132, 78,2 jam untuk Te-132. Ketiga radionuklida itu terdispersi ke dalam

16 sektor dan 5 radius di sektar reaktor G.A Siwabessy. Radionuklida tersebut

terdispersi melalui udara dan mengalami deposisi pada tanah. Deposisi radionuklida

dalam skenario kecelakaan jenis simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3 tersebar merata pada

sektor 8, 9, dan 10. Sektor 9 merupakan sektor dimana terdapatnya konsentrasi

radionuklida maksimum untuk setiap simulasi.

Nilai konsentrasi udara maksimum terdapat di sektor 9. Pada skenario

kecelakaan simulasi ke-2 nilai konsentrasinya lebih besar dari pada skenario

kecelakaan simulasi ke-3, sedangkan nilai konsentrasi pada simulasi ke-3 lebih besar

dari pada skenario kecelakaan simulasi ke-1. Menurut hasil penelitian dari CDC

(centers for desease control ) tahun 2001 dalam Savannah River Site Health Effects

Subcommittee pengaruh perbedaan ini dipengaruhi oleh besarnya suku sumber dari

instalasi nuklir dan pengaruh keadaan meteorologi.

Dalam penelitian ini, terdapat perbedaan suku sumber pada skenario kecelakaan

simulasi ke-1 dan ke-3, sedangkan suku sumber sama pada skenario kecelakaan



89

simulasi ke-1 dan ke-2, yang membedakannya adalah perbedaan pada sistem filter

yang ada dalam reaktor. Suku sumber pada simulasi ke-3 lebih besar dari pada

skenario kecelakaan simulasi ke-1. Besarnya nilai konsentrasi radionuklida pada

tanah akan mempengaruhi nilai dosis yang akan diterima oleh manusia melalui jalur

paparan tanah.

6.8 Konsentrasi Radionuklida Pada Pernafasan (Inhalation )

Konsentrasi radionuklida pada pernafasan (inhalation) berkaitan erat dengan

konsentrasi pada udara (cloudshine), karena dari hasil skenario kecelakaan nilai

konsentrasi Cs-134 dan Te-132 untuk setiap simulasi sama dengan nilai konsentrasi

pada udara. Proses dispersi pada pernafasan sama sama halnya seperti proses dispersi

pada udara dan tanah.

Berdasarkan dari tiga skenario kecelakaan yang telah dilakukan bahwa terdapat

lima jenis radionuklida yang terdispersi melalui jalur paparan pernafasan, yaitu Cs-

134, Cs-137, I-131, Te-132, dan Ru-106. Kelima radionuklida itu terdispersi ke

dalam 16 sektor dan 5 radius di sektar reaktor G.A Siwabessy. Nilai konsentrasi

radionuklida pada jalur pernafasan dalam simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3 tersebar

merata pada sektor 8, 9, dan 10. Sektor 9 merupakan sektor dimana terdapatnya

konsentrasi radionuklida maksimum untuk setiap simulasi.

Nilai konsentrasi radionuklida pada jalur pernafasan lebih besar pada skenario

kecelakaan simulasi ke-2 daripada skenario kecelakaan simulasi ke-3, sedangkan

skenario kecelakaan simulasi ke-3 lebih besar dari skenario kecelakaan simulasi ke-1.



90

Sama seperti halnya pada jalur paparan sebelumnya, nilai dan penyebaran konsentrasi

ini bergantung pada keadaan meteorologi setempat dan besarnya suku sumber.

Besarnya nilai konsentrasi radionuklida pada jalur paparan pernafasan akan

mempengaruhi nilai dosis yang akan diterima oleh manusia yang melalui jalur

paparan pernafasan. Hal yang mempengaruhi besar kecilnya dosis yang diterima oleh

manusia hal itu bergantung pada laju pernafasan (inhalation rate) setiap individu dan

juga bergantung pada jenis radionuklidanya. (Crowford, dkk., 2001)

6.9 Dosis Paparan Eksterna dari Tanah (Groundshine ) pada Manusia

Dosis paparan eksterna dari tanah ( groundshine) dihitung dengan persamaan 1.1

dari Müller and Pröhl (1993) dalam J. Crawford dkk (2001), yaitu:

Asumsi yang digunakan dalam persamaan diatas untuk G(r) nilainya bergantung jenis

radionuklida, nilai konsentrasi tersebut diperoleh dari hasil perhitungan COSYMA.

Nilai S(r) bernilai 0.375 (J. Crawford et al. (2001)). Nilai d(r) nilainya bergantung

dari jenis radionuklida yang digunakan (ICRP (1996), Eckerman and Legett (1996).

Nilai (r,s) bernilai 0.36 (Müller and Pröhl (1993) dalam J. Crawford et al. (2001)).

Nilai (r) nilainya bergantung jenis radionuklida. 1(r,s) bernilai 0.00146 hari-1

(Müller and Pröhl (1993) dalam J. Crawford et al. (2001)). 2(r,s) bernilai 0.0000387

hari-1

(Müller and Pröhl (1993) dalam J. Crawford et al. (2001)). [t0,t1] diasumsikan

selama 2 hari, hal ini berdasarkan penilaian peneliti.

1

0

21 ),(),(

10 ,1,,,

t

t




91

Radiasi eksterna dari material yang terdeposisi di tanah ( groundshine)

merupakan paparan radioaktif yang berasal dari material radioaktif yang terdeposisi

di tanah, material radioaktif yang terkandung dalam tanah ini akan memberikan

paparan kepada manusia sebagai groundshine. Dosis radiasi ini dihitung berdasarkan

jumlah material radioaktif yang terdeposisi (konsentrasi) dikalikan dengan suatu

faktor konversi dosis yang sudah tersedia pustakanya. Dosis radioaktif yang diterima

manusia melalui jalur paparan groundshine dapat dihitung berdasarkan rumus

matematis dari Müller and Pröhl (1993) dalam J. Crawford dkk (2001).

Berdasarkan dari tiga simulasi yang telah dilakukan diperoleh tiga jenis

radionuklida yang terdispersi melalui jalur paparan tanah, yaitu Cs-134, Cs-137, dan

Ru-106. ketiga radionuklida tersebut terdispersi ke dalam 16 sektor dan 5 radius yang

berada di sektar reaktor G.A Siwabessy.

Dari ketiga simulasi, sektor-sektor yang terkena dampak distribusinya tersebar

merata pada sektor 8, 9, dan 10. Arti tersebar merata disini adalah terdapat irisan yang

sama antara simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3. Meskipun pada simulasi ke-3 memberi

dampak yang lebih luas tapi sektor 8, 9, dan 10 tetap menjadi perhatian utama karena

pada ketiga sektor itulah dosis radionuklida akan dibandingkan dengan dosis pada

kedua simulasi lainnya dan pada ketiga sektor itu pun memiliki rata-rata yang lebih

tinggi dibandingkan dengan sektor lainnya.

Terdispersinya radionuklida kearah sektor 8, 9, dan 10 atau kearah selatan

disebabkan karena pengaruh cuaca yang ada di sekitar reaktor G.A Siwabessy. Rata-

rata arah angin selama satu tahun dilingkungan itu adalah kearah 167.230

atau ke arah

selatan dengan rata-rata kecepatan angin 1 m/s. Sudut tersebut tepatnya berada pada



92

sektor 8 yang mendekati ke sektor 9. Maka dalam hal ini arah mata angin dan

besarnya kecepatan angin berperan besar dalam distribusi radionuklida yang

terdispersi ke lingkungan. Seperti yang telah diketahui, dalam Yarianto 2008, faktor

meteorologi memiliki peran yang besar dalam proses dispersi atmosferis radionuklida

ke lingkungan.

Dari ketiga simulasi itu, simulasi ke-2 memiliki rata-rata dosis radionuklida

terbesar jika dibandingkan dengan dosis pada simulasi ke-1 dan simulasi ke-3,

sedangkan simulasi ke-3 memiliki dosis yang lebih besar daripada simulasi ke-1. Hal

itu disebabkan karena pada simulasi ke-2 sistem filter yang mencegah keluarnya

radionuklida dari reaktor nuklir G.A Siwabessy tidak berfungsi dengan normal,

sedangkan pada simulasi ke-1 dan ke-3 sistem filternya berfungsi dengan normal.

Jadi sistem filter pada reaktor mempengaruhi besarnya penerimaan dosis pada

manusia yang melalui jalur paparan tanah (Willers, 2006).

Pada simulasi ke-1 berdasarkan tabel 5.15 rata-rata dosis seluruh radionuklida

adalah 2.884E-13 Sv, simulasi ke-2 berdasarkan tebel 5.16 rata-rata dosis

radionuklida adalah 5.17E-11 Sv, dan pada simulasi ke-3 berdasarkan tabel 5.17 rata-

rata dosis radionuklida adalah 1.51E-12 Sv. Hasil rata-rata tersebut masih berada di

bawah nilai batas dosis yang diizinkan untuk masyarakat umum. Dosis yang

diizinkan untuk masyarakat umum Menurut Keputusan Kepala Badan Pengawas

Tenaga Nuklir Nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 adalah sebesar 5 x10-3 Sv. Hasil

tersebut diperkuat pula dengan uji-t satu sampel satu sisi untuk sisi bawah (lampiran

10). Hasil dari uji tersebut menyimpulkan menolak H0 : μ ≥ 0,005, artinya bahwa



93

penerimaan dosis masih berada di bawah nilai batas dosis yang diizinkan untuk

masyarakat umum.

Penerimaan dosis radionuklida untuk usia > 2 tahun yang melalui jalur paparan

tanah dalam penelitian ini dinyatakan masih aman untuk masyarakat umum, hal ini

berlaku untuk simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3.

6.10 Dosis Paparan Eksterna dari Udara (Cloudshine ) pada Manusia


cloudshine dari Krajewski (1994) dalam J. Crawford dkk (2001):

Asumsi yang digunakan dalam persamaan di atas untuk A(r,t0,t1) nilai konsentrasinya

bergantung dari jenis radionuklida yang terdapat pada jalur paparan udara, nilai

tersebut didapatkan dari hasil perhitungan COSYMA. Nilai S(r) bernilai 0.53 (J.

Crawford et al. (2001)). Nilai d(r) nilainya bergantung jenis radionuklida (ICRP

(1996), Eckerman and Legett (1996). Nilai c diasumsikan bernilai 1, karena nilai

A(r,t0,t1) yang telah didapat sudah dalam Bqs/m3. Nilai [t0,t1] diasumasikan bernilai 1,

karena nilai A(r,t0,t1) yang telah didapat sudah dalam Bqs/m3.

Berdasarkan dari hasil yang terlah diperoleh, bahwa dari ketiga simulasi

terdapat tiga jenis radionuklida yang terdispersi melalui jalur paparan udara, yaitu Cs-

134, I-132, dan Te-132 ketiga radionuklida tersebut terdispersi ke dalam 16 sektor

dan 5 radius yang berada di sektar reaktor G.A Siwabessy.

ct t r d r S t t r At t r D 011010 ,,,,



94



sama antara simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3. Meskipun pada simulasi ke-2 dan ke-3

memberi dampak yang lebih luas tapi sektor 8, 9, dan 10 tetap menjadi perhatian

utama karena pada ketiga sektor itulah dosis radionuklida akan dibandingkan dengan

dosis pada kedua simulasi lainnya dan pada ketiga sektor itu pun memiliki rata-rata

yang lebih tinggi dibandingkan dengan sektor lainnya.




atau ke arah






ke lingkungan.

Paparan radionuklida yang melalui jalur paparan ekterna dari udara (cloudshine)

akan terjadi bila ada awan radioaktif yang melintas di atas manusia (udara). Namun

setelah kecelakaan nuklir berlalu dan tidak ada lagi material radioaktif di udara, maka

manusia tidak akan terkena lagi paparan. Jadi jalur paparan udara (cloudshine) perlu

diperhatikan pada awal terjadi kecelakaan, sebagai efek jangka pendek. (Yarianto,

2007)



95




itu disebabkan karena pada simulasi ke-2 sistem filter yang mencegah keluarnya

radionuklida dari reaktor nuklir G.A Siwabessy tidak berfungsi dengan normal,

sedangkan pada simulasi ke-1 dan ke-3 sistem filternya berfungsi dengan normal.

Jadi sistem filter pada reaktor mempengaruhi besarnya penerimaan dosis pada

manusia yang melalui jalur paparan udara (Willers, 2006).

Pada simulasi ke-1 beradasarkan tabel 5.18 rata-rata dosis seluruh radionuklida

adalah 2.77E-11 Sv, simulasi ke-2 berdasarkan tebel 5.19 rata-rata dosis radionuklida

adalah 2.40E-08 Sv, dan pada simulasi ke-3 berdasarkan tabel 5.20 rata-rata dosis

radionuklida adalah 8.65E-11 Sv. Hasil rata-rata tersebut masih berada di bawah nilai

batas dosis yang diizinkan untuk masyarakat umum. Dosis yang diizinkan untuk

masyarakat umum Menurut Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir

Nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 adalah sebesar 5 x10-3

Sv. Hasil tersebut diperkuat

pula dengan uji-t satu sampel satu sisi untuk sisi bawah (lampiran 10). Hasil dari uji

tersebut menyimpulkan menolak H0 : μ ≥ 0,005, artinya bahwa penerimaan dosis

masih berada di bawah nilai batas dosis yang diizinkan untuk masyarakat umum.

Maka berdasarkan hal diatas, penerimaan dosis radionuklida untuk usia > 2

tahun yang melalui jalur paparan udara dalam penelitian ini dinyatakan masih aman

untuk masyarakat umum, hal ini berlaku untuk simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3.



96

6.11 Dosis Paparan Interna dari Pernafasan (I nhalation ) Pada Manusia


inhalation dari Krajewski (1994) dalam J. Crawford dkk (2001):

Asumsi yang digunakan dalam menghitung persamaan di atas untuk nilai A(r,t0,t1)

bergantung pada nilai konsentrasi radionuklida pada jalur pernafasan, nilai tersebut

didapatkan dari perhitungan dengan menggunakan COSYMA. F(r) bernilai 0.44 (J.

Crawford et al. (2001)). Nilai I(r,a) nilainya bergantung pada laju pernafasan usia

manusia (ICRP Publication 71 (1995b)). Nilai d(r,a), nilainya bergantung pada jenis

radionuklida pada jalur paparan pernafasan (ICRP (1996), Eckerman and Legett

(1996). Nilai [t0,t1] bernilai 1, dianggap 1 karena nilai A(r,t0,t1) yang sudah didapat

sudah dalam Bqs/m3.

Radiasi interna melalui pernafasan (inhalation) merupakan paparan radioaktif

yang masuk melalui pernafasan manusia dimana udara yang dihirup mengandung

unsur radioaktif (Yarianto, 2007). Dosis yang diterima manusia melalui jalur paparan

pernafasan dapat dihitung berdasarkan rumus matematis dari Krajewski (1994) dalam

Crawford, dkk (2001).

Berdasarkan dari tiga simulasi yang telah dilakukan diperoleh lima jenis

radionuklida yang terdispersi melalui jalur paparan pernafasan, yaitu Cs-134, Cs-137,

I-131, Ru-106 dan Te-132 kelima radionuklida tersebut terdispersi ke dalam 16 sektor

dan 5 radius yang berada di sektar reaktor G.A Siwabessy.




97



sama antara simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3. Meskipun pada simulasi ke-2 dan ke-3

memberi dampak yang lebih luas tapi sektor 8, 9, dan 10 tetap menjadi perhatian

utama karena pada ketiga sektor itulah dosis radionuklida akan dibandingkan dengan

dosis pada kedua simulasi lainnya dan pada ketiga sektor itu pun memiliki rata-rata

yang lebih tinggi dibandingkan dengan sektor lainnya.




atau ke arah






ke lingkungan.




itu berlaku pula untuk dosis radionuklida kategori usia 12 – 17 tahun dan usia > 17

tahun. Besarnya dosis pada simulasi kedua itu disebabkan karena pada simulasi ke-2

sistem filter yang mencegah keluarnya radionuklida dari reaktor nuklir G.A

Siwabessy tidak berfungsi dengan normal, sedangkan pada simulasi ke-1 dan ke-3



98

sistem filternya berfungsi dengan normal. Jadi sistem filter pada reaktor

mempengaruhi besarnya penerimaan dosis pada manusia yang melalui jalur paparan

pernafasan (Willers, 2006).

Kategori dosis pernafasan yang diterima oleh masyarakat dikategorikan menjadi

dua yaitu untuk usia 12 – 17 tahun dan > 17 tahun. Dua kategori tersebut diambil

karena terbatasnya data yang tersedia dilapangan untuk melakukan perhitungan dosis.

Untuk kategori usia 12 – 17 tahun dosis rata-rata yang diterima pada simulasi ke-1

beradasarkan tabel 5.21 adalah 1.71E-08 Sv, simulasi ke-2 berdasarkan tebel 5.22

rata-rata dosis radionuklida adalah 4.73E-07 Sv, dan pada simulasi ke-3 berdasarkan

tabel 5.23 rata-rata dosis radionuklida adalah 8.70E-08 Sv.

Sedangkan untuk kategori usia > 17 tahun dosis rata-rata yang diterima pada

simulasi ke-1 beradasarkan tabel 5.24 adalah 1.28E-08 Sv, simulasi ke-2 berdasarkan

tebel 5.25 rata-rata dosis radionuklida adalah 3.65E-07 Sv, dan pada simulasi ke-3

berdasarkan tabel 5.26 rata-rata dosis radionuklida adalah 6.49E-08 Sv.

Hasil seluruh rata-rata dosis radionuklida diatas seluruhnya masih berada di

bawah nilai batas dosis yang diizinkan untuk masyarakat umum. Dosis yang

diizinkan untuk masyarakat umum Menurut Keputusan Kepala Badan Pengawas

Tenaga Nuklir Nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 adalah sebesar 5 x10-3

Sv. Hasil

tersebut diperkuat pula dengan uji-t satu sampel satu sisi untuk sisi bawah (lampiran

10). Hasil dari uji tersebut menyimpulkan menolak H0 : μ ≥ 0,005, artinya bahwa

penerimaan dosis masih berada di bawah nilai batas dosis yang diizinkan untuk

masyarakat umum.



99

Penerimaan dosis radionuklida untuk kategori usia 12 – 17 tahun dan usia > 17

tahun yang melalui jalur paparan pernafasan dalam penelitian ini dinyatakan masih

aman untuk masyarakat umum, hal ini berlaku untuk simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3.

6.12 Rencana Tindakan Kegawat Daruratan Nuklir

Rencana tindakan kegawat daruratan nuklir menurut Anthony, 2008, adalah

usaha atau tindakan yang dilakukan secara terpadu untuk mencegah atau

memperkecil dampak radiologi dari pemanfaatan tenaga nuklir yang ditimbulkan,

seperti:

1. Memperkecil resiko atau mengurangi konsekuensi kecelakaan pada sumber

radiasi (lokasi kecelakaan),

2. Mencegah dampak radioaktif terhadap kesehatan deterministik (kematian),

3. Mengurangi dampak kesehatan stokastik sekecil mungkin (efek samping).

Definisi lain menurut BAPETEN (2003) tindakan kegawat daruratan nuklir atau

program kesiapsiagaan nuklir adalah usaha atau tindakan yang dilakukan secara

terpadu untuk mencegah atau memperkecil dampak radiologi yang ditimbulkan dari

pemanfaatan tenaga nuklir baik pada kondisi normal ataupun darurat. Dengan tujuan

untuk mencegah efek kesehatan deterministik (kematian, luka-luka dan cedera) dan

untuk mengurangi risiko efek stokastik pada kesehatan (terutama kanker dan efek

menurun parah / severe hereditary effects).

Tindakan penanggulangan keadaan darurat nuklir dapat diklasifikasikan sebagai

berikut (BAPETEN (2003) dan IAEA, Tecdoc-955 (1997) dalam Yarianto (2007):



100

a. Precautionary Action Zone (PAZ). Daerah di sekitar PLTN dimana tindakan

penanggulangan direncanakan dan akan ditetapkan sesegera mungkin setelah

adanya pernyataan terjadinya kecelakaan. Tujuannya yaitu mengurangi risiko

dan dampak kesehatan deterministik dengan tindakan penanggulangan pada

sumber kecelakaan

b. Urgent Protective Action Planning Zone (UPZ). Daerah di sekitar PLTN yang

disiapkan dan segera akan diterapkan tindakan penanggulangan berdasarkan

hasil pemantauan lingkungan

c. Longer Term Protective Action Planning Zone (LPZ). Daerah sampai dengan

jarak yang reatif jauh dari daerah UPZ, dimana tindakan penanggulangan

dilaksanakan dalam jangka waktu panjang untuk mengurangi dosis dari

disposisi pada bahan-bahan makanan.

Pembuatan program kesiapsiagaan nuklir ini akan menghasilkan beberapa

kajian yang terintegerasi diantaranya: Potensi kecelakaan mengakibatkan lepasan

radioaktif berada di dalam fasilitas (on site) dan lepasan radioaktif ke luar fasilitas

(off site), jenis sumber radiasi, potensi bahaya radiasi, katagori daerah

penanggulangan dampak kecelakaan, pelaporan serta unsur infrastruktur, sarana

pendukung serta pelatihan dan uji coba. (Yarianto, 2007)

Berdasarkan dari hasil perhitungan dosis radionuklida yang terdispersi pada

setiap jalur paparan tanah, udara, dan pernafasan, memberikan kesimpulan bahwa

dosis yang diterima oleh masyarakat pada semua skenario kecelakaan berada dibawah

nilai batas dosis yang diizinkan. Atas dasar itu maka pengeoprasian reaktor G.A

Siwabessy BATAN pada kecelakaan yang dipostulasikan (diskenariokan) dengan 1



101

bahan bakar meleleh ataupun pada 5 bahan bakar meleleh memberikan paparan dosis

yang aman untuk masyarakat umum sebesar 5 mSv.

Dengan demikian ketika terjadi kecelakaan baik untuk satu bahan bakar meleleh

ataupun untuk lima bahan bakar meleleh dalam kasus pada penelitian ini pemerintah

daerah setempat dan tidak perlu khawatir tentang dampak negatif yang akan

ditimbulkan pada masyarakat sekitar reaktor G.A Siwabessy, karena dosis

paparannya masih berada di bawah nilai batas dosis yang diizinkan oleh BAPETEN,

5 mSv. Oleh karena itu, berdasarkan penelitian ini tidak perlu dilakukan langkah-

langkah evakuasi kegawatdaruratan nuklir untuk masyarakat sekitar.

Walaupun demikian BATAN dan pemerintah daerah setempat perlu merancang

dan mempersiapkan tanggap darurat kecelakaan nuklir sebagai langkah awal dalam

kesiap siagaan nuklir dan mencegah meluasnya dampak negatifnya. Langkah-langkah

tersebut sedikitnya meliputi tindakan pembatasan ( sheltering ), evakuasi penduduk,

relokasi, pengendalian konsumsi makanan hasil dari wilayah terkena dampak, dan

melakukan dekontaminasi dalam Ganatsios (2002), Anthony (2008), dan Yarianto

(2007).

Pembatasan ( sheltering ) pada masayarakat dilakukan dengan memberikan

informasi dan intruksi kepada masyarakat agar mereka dapat mengurangi paparan

radiasi dengan cara berdiam di rumah masing-masing dan menutup ventilasi udara

yang diduga dapat memberikan paparan radiasi (Ganatsios, 2002). Intruksi tersebut

dilakukan ketika pemerintah daerah setempat memberikan pernyataan terjadinya

kecelakaan di reaktor nuklir G.A Siwabessy. (Ganatsios (2002), Yarianto (2007))



102

Evakuasi penduduk dilakukan jika setelah dilakukan pemantauan lingkungan di

daerah sekitar reaktor G.A Siwabessy dosis ditemukan melebihi atau diduga

membahayakan masyarakat umum. Maka atas dasar itu evakuasi penduduk harus

dilakukan sesegera mungkin. Untuk menghindari dampak yang lebih buruk maka

masyarakat tersebut diberikan kapsul yodium (I) secara oral. (Ganatsios (2002),

Anthony (2008), dan Yarianto (2007))

Pengendalian konsumsi makanan dilakukan jika paparan dosis yang terdeposisi

pada tanaman atau bahan pangan telah melebihi batas dosis yang diijinkan. Jika

terjadi seperti itu maka masyarakat setempat dilarang untuk mengkonsumsi makanan

yang dihasilkan dari wilayah atau daerah yang terkontaminasi radioaktif tersebut

hingga waktu yang telah ditentukan oleh badan pengawas (BAPETEN). (Ganatsios

(2002), Yarianto (2007))

Proses dekontaminasi harus dilakukan jika telah hasil dari pemantauan

lingkungan ditemukan adanya paparan yang membahayakan atau melebihi nilai batas

dosis yang diijinkan oleh badan pengawas (BAPETEN). (Ganatsios (2002), Anthony

(2008), Yarianto (2007))



BAB VII

SIMPULAN DAN SARAN

7.1 Simpulan

Berdasarkan penelitian mengenai analisis risiko radiologi di lingkungan

instalasi nuklir akibat terdispersinya radionuklida pada kondisi abnormal yang

dipostulasikan di instalasi nuklir BATAN Serpong tahun 2009, maka diperoleh

kesimpulan sebagai berikut:

1. Cakupan wilayah di sekitar Reaktor G.A Siwabessy tahun 2009 dibagi menjadi

5 radial dan 16 sektor dengan sudut setiap sektor sebesar 22,50.

2. radionuklida penting dan signifikan yang terdispersi ke lingkungan akibat dari

skenario kecelakaan jenis simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3 pada reaktor nuklir G.A

Siwabessy tahun 2009, yaitu Cs-134, Cs-137, Ru-106, I-131, I-132, dan Te-132.

3. Cakupan wilayah pada simulasi ke-3 lebih besar dari pada simulasi ke-2,

sedangkan simulasi ke-2 lebih besar dari pada simulasi ke-1. Hal ini terjadi

karena jumlah bahan bakar meleleh pada simulasi ke-3 lebih besar dari pada

simulasi ke-2, sedangkan simulasi ke-2 lebih besar dari pada simulasi ke-1.

4. Nilai konsentrasi radionuklida terbesar pada jalur paparan tanah ( groundshine),

udara (cloudshine), dan (inhalation) terdapat pada simulasi ke-2, kemudian

disusul simulasi ke-3 dan simulasi ke-1. Hal ini disebabkan karena faktor sistem

filter yang ada pada setiap simulasi. Pada simulasi 1 dan 3 sistem filter

berfungsi dengan normal, sedangkan pada simulasi ke-2 sistem filter tidak



104

berfungsi normal. Sistem filter sangat mempengaruhi konsentrasi radionuklida

yang terdispersi ke lingkungan.

5.

Dosis radioaktif yang diterima oleh masyarakat melalui jalur paparan udara

(cloudshine), untuk usia > 2 tahun, akibat dari skenario kecelakaan nuklir di

reaktor G.A Siwabessy jenis simulasi ke-1, ke-2, dan ke-3 menunjukkan bahwa

rata-rata penerimaan dosis tidak melebihi 0,005 Sv. Maka dosis radioaktif yang

diterima melalui jalur paparan udara tidak melebihi nilai batas dosis yang

diijinkan oleh BAPETEN, yaitu sebesar 0,005 Sv. Dalam hal ini hipotesis nol

(H0) ditolak.

6. Dosis radioaktif yang diterima oleh masyarakat melalui jalur paparan

pernafasan (inhalation), untuk usia 12 – 17 tahun dan > 17 tahun, akibat dari

skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A Siwabessy jenis simulasi ke-1, ke-2,

dan ke-3 menunjukkan bahwa rata-rata penerimaan dosis tidak melebihi 0,005

Sv. Maka dosis radioaktif yang diterima melalui jalur paparan pernafasan tidak

melebihi nilai batas dosis yang diijinkan oleh BAPETEN, yaitu sebesar 0,005

Sv. Dalam hal ini hipotesis nol (H0) ditolak.

7. Rencana tanggap darurat akibat dari skenario kecelakaan nuklir di reaktor G.A

Siwabessy tahun 2009 berbeda untuk setiap jenis sumulasi. Namun, berdasarkan

hasil penerimaan dosis yang diterima oleh masyarakat dari semua simulasi

diketahui bahwa dosis yang diterima adalah kurang dari 5 mSv, sehingga tidak

perlu dilakukan tanggap darurat atas skenario kecelakaan tersebut. Dosis yang

diterima masih dibawah nilai batas dosis yang diijikan oleh BAPETEN, yaitu 5

mSv. Walaupun masih dalam batas aman, pemerintah khususnya BATAN



105

sebaiknya secara teratur melakukan pemeriksaan secara berkala kepada

masyarakat sekitar, hal ini dilakukan untuk meminimalisir efek kumulatif dari

radioaktif yang masuk kedalam tubuh. Selain itu perlu juga dilakukan upaya

pendidikan yang berbasis masyarakat mengenai teknologi nuklir.

7.2 Saran

1. Pemerintah khususnya Batan hendaknya lebih intensif dalam menyebarluaskan

informasi mengenai keamanan penggunaan teknologi nuklir di Indonesia

sehingga masyarakat dapat mengetahui dan faham tentang teknologi nuklir yang

aman ini.

2. Software cosyma dan radcon bukan milik Indonesia maka hendaknya

pemerintah khususnya batan mulai merencanakan dan merancang sebuah

project untuk membuat software serupa sehingga user interface-nya pun dapat

digunakan dengan mudah.

3. Hendaknya pemerintah khususnya batan menyediakan pustaka yang lengkap

mengenai pengasumsian yang representatif untuk wilayah dan penduduk

Indonesia sehingga asumsi yang digunakan dapat tepat dan sesui dengan

kondisi nyata untuk wilayah Indonesia

4. Asumsi-asumsi yang digunakan dalam penelitian ini masih menggunakan

asumusi-asumsi kasar artinya masih menggunakan asumsi yang bersumber dari

luar wilayah Indonesia, maka hendaknya dilakukan penelitian lanjutan dengan

menggunakan asumsi yang lebih mendekati keadaan nyata untuk wilayah

Indonesia



106

5. Perhitungan penerimaan dosis untuk jalur paparan makanan (ingestion) tidak

dilakukan oleh peneliti dalam penelitian ini, sehingga diperlukan penelitian

lebih lanjut mengenai hal tersebut.



DAFTAR PUSTAKA

Ariyanto, Sudi. 2008. Membelah Massa Menuai Energi. Prinsip Dasar PembangkitListrik Tenaga Nuklir. Online: www.batan.go.id/.../view_artikel.php.htm. 29

Augustus 2009.

Arya Wardhana, Wisnu. 2007. Teknologi Nuklir:Proteksi Radiasi dan Aplikasinya.

Penerbit Andi, Yogyakarta.

BAPETEN. 2004. Himpunan Peraturan Bidang Tenaga Nuklir. Badan Tenaga Nuklir Nasioanal (BATAN), Jakarta.

Brown J., Haywood S.M, and Jones J.A.. 1995. PC Cosyma Ver 2.0 User Guide. National

Radiological Protection Board, EUR.

Bugin, Burhan. 2008. Metodologi Penelitian Kuantitatif: Komunikasi, Ekonomi, dan

Kebijakan Publik Serta Ilmu-ilmu Sosial Lainnya. Kencana, Jakarta

CDC (Centers for Desease Control ). 2001. Phase III of the Savannah River Site (SRS)

Dose Reconstruction Project. U.S. Department of Energy (DOE).

Crawford, J., Domel R.U., Harris F.F., and Twining J.R.. 2001. Radiological

Cansequences Model, A Radiological Cansequences Model for use in theAustralian and South Asian Region, Model Evaluation for Input Scenario

Exercise. Australian nuclear science and technology organisation (ANSTO),

Australia.

Eckerman and Legett. 1996. Recommended effective dose coefficients for internaland external exposures to selected radionuclides http://www.hc-sc.gc.ca/ewh-

semt/pubs/radiation/dose/largetable-longtableau-eng.php). 07 September 2009.

Heroe Oetami, Rini, 2008. Persyaratan dan Pengumpulan Data Untuk Analisis

Konsekuensi. Pada Pelatihan Radiological Risk Assessment. Pusat Pendidikandan Pelatihan – BATAN, Jakarta.

Hidayati, Nur Rahmah. 2008. Proteksi Radiasi. Pusat Pendidikan dan Pelatihan -

BATAN, Jakarta.

http://www.batan.go.id/.../view_artikel.php.htm


http://www.hc-sc.gc.ca/ewh-semt/pubs/radiation/dose/largetable-longtableau-eng.php







Hidayati, Nur Rahman. 2008. Proteksi Radiasi. Pada NTC On Radiological Risk

Assesment. Pusat Pendidikan dan Pelatihan – BATAN, Jakarta.

Hudaya, Chairul. 28 Desember 2007. Level-Level Kecelakaan Nuklir. Online:

http://nuklir.wordpress.com/2007/12/28/level-level-kecelakaan-nuklir/. 6 Juni

2009.

IAEA-TECDOC-955. 1997. Generic Assessment Procedures for DeterminingProtective Actions During a Reactor Accident. IAEA, Austria.

ICRP Publication 71 (1995b), Table 6). Summary Of Recommended Assessment

Parameters. Online: http://www.hc-sc.gc.ca/ewh-

semt/pubs/radiation/dose/index-eng.php. 07 September 2009.

Indragini. 2007. Pathway and Assessment on BATAN-JAEA JTC on Radiologicaland Nuclear Emergency Preparedness. Center for Education and Training –

National Nuclear Energy Agency, Jakarta.

Jensen, Per Hedemann. 1992. Atmospheric Dispersion and Environmental

Consequences, Exposure from Radioactive Plume Pathways. Risø National

Laboratory, DK-4000 Roskilde, Denmark.

Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor : 01/Ka-BAPETEN/V-99Tahun 1999. Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi. Badan Pengawas

Tenaga Nuklir, Jakarta.

Kuntjoro, Sri, dan Nur Rahman Hidayati. 2008. Pengenalan Fasilitas Nuklir dan

Fasilitas Radiasi. Pada NTC On Radiological Risk Assessment. PusatPendidikan dan Pelatihan – BATAN, Jakarta.

Leung, W.M.. 1992. Assessment of Radiological Impact to the Hong KongPopulation Due to Routine Release of Radionuclides to the Atmosphere from

the Guangdong Nuclear Power Plant at Daya Bay. Royal Observatory, Hong

Kong.

Mangkuatmodjo, Soegyarto. 2004. Statistik Lanjutan. PT Rineka Cipta, Jakarta.

Murwaningrum, Artati. 2005. Prosedur Kerja Tindakan Medik Pada Kecelakaan

Radiasi P3TKN-BATAN. Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknik Nuklir BATAN, Bandung.

Porter, Lisa J.. 1989. Upgrade of a Fusion Accident Analysis Code and Its

Application to a Comparative Study of Seven Fusion Reactor Designs.

Massachusetts Institute of Technology (MIT).

http://nuklir.wordpress.com/2007/12/28/level-level-kecelakaan-nuklir/


http://www.hc-sc.gc.ca/ewh-semt/pubs/radiation/dose/index-eng.php.%2007%20September%202009








Pujijanto dan Hudi Hastowo. 2002. Lepasan Bahan Radioaktif Asal RSG-GAS

Dibawah Keadaan Kecelakaan (Asumsi 5 Perangkat Elemen Bakar Meleleh)

dan Dampak Radiologinya ke Lingkungan. Pusat Pengembangan TeknologiReaktor Riset BATAN, Serpong.

Republik indonesia. Penjelasan atas Undang-Undang Republik Indonesia Nomor 10

Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran. Dalam Himpunan Perundang-

Undangan Ketenaganukliran. Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta.

Rufiadi, Rifa., Lestari, dkk. 2007. Pemutakhiran Rona Lingkungan Kawasan Pusat

Nuklir Serpong 2007. Badan Pusat Statistik Kabupaten Tangerang, Tangerang.

S., Elisabeth. 2008. Pemodelan Dosis. Radiological Risk Assesment. Pusat

Pendidikan dan Pelatihan - BATAN, Jakarta.

SBS, Yarianto. 2007. Jalur Paparan ( Exposure Pathway). PPEN-BATAN, Jakarta.

SBS, Yarianto. 2008. Pengantar PC-COSYMA 2.0. Pusat Pendidikan dan Pelatihan –

BATAN, Jakarta.

Simanjuntak, Anthony. 2008. Upaya Pengenalan Program Kesiapsiagaan Nuklir pada

Desa Siaga. Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN, Serpong.

Smith, Robert and Roland B. Minton. 2002. Calculus, 2nd Edition. McGrae-Hill, New York.

Sugiyono. 2004. Statistik Non Parametris. Untuk Penelitian. Alfabeta, Bandung.

Taspirin. 2009. Ketentuan Keselamatan Kerja Dengan Radiasi. Online:

http://www.depkes.go.id/popups/articleswindow.php?id=137&print=print. 2

Juli 2009.

Udiyani, Pande Made, dan Puradwi. 2005. Evaluasi Dosis Radiasi Pekerja danMasyarakat Sekitar Instalasi Nuklir Sebagai Bahan Usulan Penentuan Nilai

Alara (Studi Kasus Rsg-Gas). Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan

Reaktor – BATAN, Serpong.

Udiyani, Pande Made. 2006. Pengaruh Foodstuff Terhadap Dosis Radiasi Dari Alur

Paparan Makanan Akibat Lepasan Radioaktif dari Reaktor Nuklir KeLingkungan. Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN,Serpong.

Udiyani, Pande Made. 2006. Perhitungan Deterministik Terhadap Dispersi Lepasan

Radioaktif Dari Rsg-Gas Pada Kondisi Kecelakaan. Pusat Teknologi Reaktor

dan Keselamatan Nuklir – BATAN, Serpong.

http://www.depkes.go.id/popups/articleswindow.php?id=137&print=print





Udiyani, Pande Made. 2008. Analisis Keselamatan Radiologi Pada Dispersi

Radionuklida Reaktor Daya PWR-1000. Pada Presentasi Ilmiah Jenjang Peneliti

Madya. Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN, Serpong.

Udiyani, Pande Made., et al. 2004. Analisis Dosis Radiasi Yang Diterima Penduduk

Akibat Pengoperasian Reaktor RSG-GAS. Pusat Pengembangan TeknologiReaktor Riset – BATAN, Serpong.

Wauran, Markus. 2008. Reaktor Nuklir di Indonesia. Suara Pembaruan Daily.

Willers, Andy. dan Pudjijanto. 2006. Source Term. RCA IAEA, National Training

Course on Radiological Risk Assessment, Jakarta.

http://www.suarapembaruan.com/

http://www.suarapembaruan.com/

analisis risiko radiologi di lingkungan instalasi nuklir akibat terdispersinya radio_20110213170508

Documents