batan - badan tenaga nuklir nasional - home · • instalasi produksi elemen bakar reaktor riset...

BATAN

No : 01/KNS/I/01/00/2009 Tgl : 28 Desember 2009 Rev : 0

Lembar judul PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL KAWASAN NUKLIR SERPONG

Tangerang Selatan, 2009

PEDOMAN KESELAMATAN DAN PROTEKSI RADIASI

KAWASAN NUKLIR SERPONG

BATAN


Halaman i dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi

Kawasan Nuklir Serpong

Kata Pengantar

KATA PENGANTAR

Instalasi nuklir BATAN yang berada di kawasan PUSPIPTEK Serpong meliputi :

• Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG GAS)

• Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset (IPEBRR)

• Instalasi Produksi Elemen Bakar Eksperimental (IPEBRR)

• Instalasi Radiometalurgi (IRM)

• Instalasi Radioisotop dan Radiofarmaka (IRR)

• Instalasi Produksi Radioisotop (IPR)

• Instalasi Spektrometri Neutron (ISN)

• Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR)

Secara keseluruhan instalasi nuklir tersebut beserta laboratorium penunjang lainnya

berada di satu lokasi yang disebut Kawasan Nuklir Serpong (KNS) BATAN.

Sesuai dengan Undang-undang No. 10 tahun 1997 tentang Ketenaganukliran dan

Peraturan Pemerintah No. 33 tahun 2007 tentang Keselamatan Sumber Radiasi Pengion

dan Keamanan Sumber Radioaktif, kegiatan nuklir di KNS harus dilaksanakan dengan

memperhatikan keselamatan dan keamanan baik bagi pekerja, masyarakat maupun

lingkungan di sekitarnya.

Mengingat keragaman potensi bahaya kegiatan nuklirnya, agar tercipta pengelolaan

yang efektif dan efisien dibentuk Komisi Proteksi Radiasi KNS yang bertujuan untuk

mengintegrasikan sistem keselamatan dan proteksi radiasi KNS. Komisi memandang

perlu untuk menyusun pedoman yang dapat digunakan untuk mencapai tujuan tersebut

dalam bentuk dokumen “Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir

Serpong”. Dokumen serupa terkait keselamatan dan keamanan bertajuk “Pedoman

Umum Keselamatan dan Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Puspiptek Serpong” telah

dibuat tahun 1989 dengan revisi terakhir tahun 1993. Seiring dengan perubahan struktur

organisasi, dinamika kegiatan dan “lesson learned” kejadian di KNS serta perkembangan

sistem keselamatan dan proteksi radiasi internasional. Pedoman terkait keamanan

BATAN


Halaman ii dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Kata Pengantar



Kawasan Nuklir Serpong dituangkan dalam dokumen tersendiri mengingat

kekhususannya.

Dokumen ini memuat pokok-pokok pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi

dan lingkungan KNS yang mencakup instalasi nuklir dan fasilitas radiasi, organisasi,

fungsi dan tugas keselamatan, serta koordinasi di antara pemegang izin. Beberapa

peraturan, standar dan rekomendasi nasional maupun internasional digunakan sebagai

acuan. Selanjutnya dokumen ini menjadi panduan dalam pelaksanaan keselamatan dan

proteksi radiasi tiap instalasi dan fasilitas yang terdapat di KNS. Tiap instalasi dan fasilitas

menggunakan pedoman ini sebagai acuan dalam pembuatan petunjuk pelaksanaan dan

prosedur tetap pelaksanaan keselamatan dan proteksi radiasi yang sesuai bagi instalasi

dan fasilitas di KNS.

Dokumen ini merupakan revisi 0 tentang Pedoman Keselamatan dan Proteksi

Radiasi Kawasan Nuklir Serpong.

Dokumen ini terbuka untuk perbaikan dan penyempurnaan sesuai dengan

kebutuhan dan perkembangan pengetahuan, dan perubahan kegiatan dan instalasi dan

fasilitas di KNS serta perkembangan peraturan dan perudang-undangan yang berlaku.

Jakarta, 30 Desember 2009

Ketua Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Djarot S. Wisnubroto

BATAN


Halaman iii dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Daftar Isi

DAFTAR ISI

Halaman

KATA PENGANTAR ......................................................................................................... i

DAFTAR ISI .....................................................................................................................iii

DEFINISI ..........................................................................................................................xi

BAB 1 PENDAHULUAN ................................................................................................. 1

1.1 Lingkup dan Tujuan ................................................................................................... 1

1.2 Sumber Acuan ........................................................................................................... 1

1.3 Pembuat Dokumen .................................................................................................... 2

1.4 Ketentuan Pelaksanaan ............................................................................................. 3

BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN .............................. 5

2.1 Umum ........................................................................................................................ 5

2.2 Organisasi ................................................................................................................. 5

2.3 Tanggung Jawab ....................................................................................................... 7

2.3.1 Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir ........................................................................ 7

2.3.1.1 Unit Pengamanan ....................................................................................... 8

2.3.1.2 Unit Layanan Kesehatan ............................................................................. 8

2.3.2 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ...................................................................... 8

2.3.2.1 Bidang Keselamatan Lingkungan ................................................................ 8

2.3.3 PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN ............................................ 9

2.3.3.1 BK/BKI/P2K3 ............................................................................................... 9

2.3.4 PT. Batan Teknologi ............................................................................................ 9

2.3.4.1 Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard ......................................................... 9

2.3.5 Para Pekerja .......................................................................................................10

2.4 Sarana ......................................................................................................................10

2.4.1 Fasilitas atau Instalasi .........................................................................................10

2.4.2 Medis ..................................................................................................................10

2.4.3 Lingkungan .........................................................................................................10

2.4.4 Sistem Keselamatan dan Keamanan (BSS) ........................................................12

BATAN


Halaman iv dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Daftar Isi



BAB 3 PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN ........................................................ 13

3.1 Umum ...................................................................................................................... 13

3.2 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi .................................................................. 14

3.2.1 Induksi Efek Deterministik .................................................................................. 15

3.2.2 Induksi Efek Stokastik ........................................................................................ 15

3.2.3 Induksi Penyakit selain Kanker ........................................................................... 16

3.2.4 Efek Radiasi pada Embrio dan Fetus ................................................................. 16

3.2.5 Judgement dan Ketidakpastian .......................................................................... 17

3.3 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi .................................................... 17

3.3.1 Umum ................................................................................................................ 17

3.3.2 Besaran Dosis .................................................................................................... 17

3.3.2.1 Dosis Serap (D) ......................................................................................... 17

3.3.2.2 Faktor Bobot Radiasi ................................................................................. 18

3.3.2.3 Dosis Ekivalen, H....................................................................................... 18

3.3.2.4 Faktor Bobot Jaringan dan dosis efektif ..................................................... 19

3.3.2.5 Dosis Ekivalen Terikat ............................................................................... 20

3.3.2.6 Dosis Efektif Terikat ................................................................................... 20

3.3.2.7 Dosis Efektif Kolektif .................................................................................. 20

3.4 Kajian Paparan Radiasi ............................................................................................ 21

3.4.1 Paparan Radiasi Eksternal ................................................................................. 21

3.4.2 Paparan Radiasi Internal .................................................................................... 22

3.4.3 Paparan Pekerjaan ............................................................................................. 24

3.4.4 Paparan Masyarakat .......................................................................................... 26

3.4.5 Aplikasi Dosis Efektif .......................................................................................... 26

3.4.6 Dosis Efektif Kolektif ........................................................................................... 28

3.5 Tingkatan Proteksi Radiasi ....................................................................................... 29

3.6 Prinsip Proteksi Radiasi ........................................................................................... 29

3.7 Proteksi Lingkungan ................................................................................................. 30

BATAN


Halaman v dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI



Daftar Isi

BAB 4 PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP KESELAMATAN DAN

KESEHATAN KERJA ..........................................................................................31

4.1 Lingkup dan Tujuan ..................................................................................................31

4.2 Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan Kerja .......................................................31

4.3 Pengawasan Nilai Batas Dosis .................................................................................32

4.3.1 Radiasi Eksternal ................................................................................................32

4.3.1.1 Dosimeter Perorangan ...............................................................................32

4.3.1.2 Pemantauan Tingkat Radiasi Daerah Kerja ................................................33

4.3.2 Radiasi Internal ...................................................................................................33

4.3.2.1 Pemantauan Dosis Internal ........................................................................33

4.3.2.2 Perhitungan Dosis Internal .........................................................................34

4.3.2.3 Dosis Efektif Total ......................................................................................34

4.3.3 Penyinaran Khusus Direncanakan ......................................................................35

4.3.4 Pengawasan Pengunjung, Tamu dan Pekerja Non-Radiasi ................................36

4.3.5 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan atau Kecelakaan ...............................37

4.4 Pemantauan Kesehatan ...........................................................................................38

BAB 5 PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN ............................................39

5.1 Lingkup dan tujuan ...................................................................................................39

5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan ..........................................................39

5.3 Kriteria Pekerja Radiasi yang Dipantau .....................................................................39

5.4 Metode Pemantauan ................................................................................................40

5.5 Periode Pemantauan ................................................................................................41

5.6 Pencatatan Dan Penyimpanan Dosis Radiasi Perorangan .......................................41

5.7 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan .......................................................................42

5.8 Penerimaan Dosis Berlebih ......................................................................................42

BAB 6 PENGAWASAN DAERAH KERJA ....................................................................43

6.1 Lingkup Dan Tujuan .................................................................................................43

6.2 Pembagian Daerah Kerja Di Kawasan Nuklir Serpong .............................................43

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

6.4 Pengendalian Paparan Radiasi ................................................................................47

6.5 Pengendalian Radiasi Gama, Sinar – X Atau Neutron .............................................48

BATAN


Halaman vi dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Daftar Isi



6.6 Pengendalian Radiasi Beta ...................................................................................... 49

6.7 Pengendalian Kontaminasi ....................................................................................... 50

6.7.1 Pengaturan Lalu Lintas Orang dan Barang di Dalam Instalasi ............................ 50

6.7.2 Pengaturan Lalu-Lintas Orang, Kendaraan dan Barang

di Daerah Instalasi Nuklir ................................................................................ 50

6.7.3 Lalu Lintas Orang, Kendaraan dan Barang dari Daerah

Instalasl Nuklir ke Daerah Non Instalasl Nuklir ................................................ 51

6.7.4 Detektor Pendeteksi Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk

Daerah lnstalasi Nuklir ...................................................................................... 51

6.8 Pengawasan Kontaminasi Pekerja ........................................................................... 51

6.8.1 Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja ........................................................... 52

6.9 Pencegahan Kontaminasi pada Pekerja ................................................................... 53

6.10 Izin Kerja ................................................................................................................. 53

6.11 Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah Kerja ................................................... 53

6.12 Pengontrolan Sistem Ventilasi ................................................................................. 54

6.13 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan.............................................................. 54

6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di Daerah lnstalasi Nuklir .......................... 55

6.15 Pengelolaan Tanaman Dalam Daerah Instalasi Nuklir............................................. 55

BAB 7 PENGAWASAN SUMBER, BARANG DAN PERALATAN ................................ 57

7.1 Lingkup dan Tujuan .................................................................................................. 57

7.2 Sumber .................................................................................................................... 57

7.2.1 Identifikasi Sumber ............................................................................................. 57

7.2.2 Pencatatan dan Pengawasan Sumber ............................................................... 59

7.2.3 Sumber Terdaftar di Daerah Instalasi Nuklir ....................................................... 59

7.2.4 Sumber Terdaftar di Daerah Laboratorium Penunjang ....................................... 60

7.2.5 Penyimpanan Sumber ........................................................................................ 60

7.2.6 Pemindahan dan Pengiriman Sumber ................................................................ 60

7.2.7 Penyimpanan Sumber ........................................................................................ 61

7.2.8 Pembuangan Sumber ........................................................................................ 61

7.3 Pemindahan Peralatan atau Barang di atau dari Daerah Instalasi Nuklir .................. 62

7.3.1 Pemindahan Antar Gedung di Daerah Instalasi Nuklir ........................................ 62

BATAN


Halaman vii dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI



Daftar Isi

7.3.2 Pemindahan Peralatan atau Barang Tidak Terkontaminasi dari

Daerah Instalasi Nuklir ......................................................................................63

7.3.3 Pemindahan Barang dari Daerah Instalasi Nuklir Ke Luar

Kawasan Nuklir Serpong ...................................................................................64

7.3.4 Peralatan dan Barang Kontraktor ........................................................................64

7.4 Pemidahan Peralatan dan Barang Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir........65

7.4.1 Pemindahan dari Daerah Instlasi Nuklir ke Daerah Laboratorium Penunjang ....65

7.4.2 Pemindahan dari Daerah Instalasi Nuklir ke Luar Kawasan Nuklir Serpong .......65

7.4.2.1 Dokumen, Buku-Buku dan Perlengkapan Pribadi .......................................66

7.4.2.2 Wadah Pakai Ulang dan Peralatan Pemadam Kebakaran .........................66

7.4.2.3 Limbah dari Daerah Instalasi Nuklir ............................................................66

7.5 Pengiriman dan Penerimaan Bahan Radioaktif ........................................................66

7.5.1 Penerimaan Kiriman Bahan Radioaktif ...............................................................67

7.5.2 Pengiriman Bahan Radioaktif ..............................................................................67

7.5.3 Wadah untuk Pengiriman ....................................................................................68

7.5.4 Tindakan Keselamatan pada Pengangkutan .......................................................68

BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH ..................................................................................71

8.1 Lingkup dan Tujuan ..................................................................................................71

8.2 Kebijakan Pengolahan Limbah .................................................................................71

8.3 Pengaturan dan Pengawasan Limbah radioaktif yang dilepaskan ke Lingkungan ..72

8.4 Pengelolaan dan Pemantauan Limbah .....................................................................72

8.4.1 Klasifikasi limbah radioaktif .................................................................................73

8.4.1.1 Limbah Cair ................................................................................................73

8.4.1.2 Limbah Radioaktif Padat ............................................................................74

8.4.2 Pengelolaan limbah ............................................................................................74

8.4.2.1 Pengelolaan Limbah non Radioaktif ...........................................................74

8.4.2.2 Pengelolaan limbah radioaktif ....................................................................74

8.5 Pengawasan Saluran Pembuangan ..........................................................................76

8.6 Pengawasan Pembuangan Gas/ Aerosol ke Udara ..................................................77

8.7 Pengolahan Limbah Radioaktif .................................................................................77

8.7.1 Pengangkutan Limbah ........................................................................................77

BATAN


Halaman viii dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Daftar Isi



8.7.2 Proses Pengolahan Limbah Radioaktif ............................................................... 78

8.7.3 Penyimpanan Limbah yang Telah Diproses ....................................................... 79

BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA ..................................................... 81

9.1 Lingkup dan tujuan ................................................................................................... 81

9.2 Respirator dan Perlengkapan Pelindung Tubuh ....................................................... 81

9.2.1 Respirator........................................................................................................... 81

9.2.1.1 Respirator Tanpa Pemasok Udara ............................................................. 81

9.2.1.2 Respirator dengan Pemasok Udara ........................................................... 82

9.2.1.3 Persyaratan Pemakaian Respirator ........................................................... 83

9.2.1.4 Hambatan dalam Pemakaian Respirator ................................................... 84

9.2.2 Perlengkapan Pelindung Tubuh ......................................................................... 84

9.2.2.1 Kacamata Pengaman ................................................................................ 84

9.2.2.2 Pelindung Kepala ...................................................................................... 85

9.2.2.3 Pelindung tangan dan Kaki (Shoe and Hand Cover) .................................. 85

9.2.2.4 Pakaian Pelindung ..................................................................................... 83

BAB 10 PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN ........................................ 85

10.1 Lingkup dan tujuan ................................................................................................. 85

10.2 Jenis Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan ........................................................ 85

10.3 Dampak Penting yang Dipantau .............................................................................. 86

10.4 Sumber Dampak Penting ........................................................................................ 86

10.5 Parameter Lingkungan yang Dipantau .................................................................... 87

10.5.1 Udara ................................................................................................................ 87

10.5.2 Air ..................................................................................................................... 88

10.5.3 Tanah ................................................................................................................ 88

10.5.4 Tanaman ........................................................................................................... 89

10.6 Waktu dan Frekuensi Pemantauan ......................................................................... 89

10.7 Batasan Dosis Anggota Masyarakat........................................................................ 90

LAMPIRAN

1. SK Pembentukan Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong Tahun 2009

2. SK Pembentukan Tim Penyusun Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


BATAN


Halaman ix dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI




Definisi

DEFINISI

Daerah Instalasi Nuklir

adalah daerah yang terdapat instalasi nuklir dan dibatasi dengan pagar kuning yang memiliki akses terbatas.

Daerah Non Instalasi Nuklir

adalah daerah di luar pagar kuning namun didalam pagar Batan

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 fasilits yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan bakar nuklir bekas.

Daerah supervisi adalah daerah yang berada di bawah pengawasan yang memadai untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion dan dibagi menjadi daerah radiasi sangat rendah dan daerah radiasi rendah.

Daerah Pengendalian adalah suatu daerah yang di bawah aturan khusus yang dimaksudkan untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion dan lalu lintasnya dikendalikan

Sumber radiasi adalah segala sesuatu yang dapat menyebabkan paparan radiasi, seperti dapat memancarkan radiasi pengion, atau melepaskan zat radioaktif dan dapat diperlakukan sebagai entiti tunggal untuk maksud proteksi dan keselamatan radiasi.

Radiasi Pengion adalah gelombang elektromagnetik dan partikel bermuatan yang karena energi yang dimilikinya mampu mengionisasi media yang dilaluinya

Pemegang izin adalah orang atau badan yang telah menerima izin Pemanfaatan Tenaga Nuklir dari BAPETEN

Pekerja radiasi golongan A

adalah pekerja radiasi yang mungkin menerima dosis sama dengan atau lebih besar dari 15 mSv per tahun

Pekerja radiasi golongan B

adalah pekerja radiasi yang mungkin menerima dosis lebih kecil dari 15 mSv per tahun

Pembatas Dosis adalah pembatas prospektif pada dosis individu dari satu sumber yang berfungsi sebagai batas atas dosis dalam optimisasi proteksi dan keselamatan untuk sumber tersebut.

Dosis berlebih adalah dosis yang melampaui nilai batas dosis tahunan yang telah ditetapkan.

Kontaminasi adalah keberadaan zat radioaktif pada suatu bahan, tempat atau bagian tubuh, yang tidak diinginkan dan dapat menimbulkan bahaya internal.

BATAN


Halaman x dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Daftar Isi



Dekontaminasi adalah upaya yang dilakukan untuk memindahkan atau mengurangi kontaminasi, baik dengan cara fisika maupun kimia.

Sumber Terbungkus adalah zat radioaktif berbentuk padat yang terbungkus secara permanen dalam kapsul yang terikat kuat

Paparan Radiasi adalah penyinaran radiasi yang diterima oleh manusia atau materi, baik disengaja atau tidak, yang berasal dari radiasi internal maupun eksternal.

Dosis radiasi adalah jumlah energi yang dipindahkan dengan jalan ionisasi kepada suatu volume tertentu atau kepada seluruh tubuh, yaitu biasanya disamakan dengan jumlah energi yang diserap oleh jaringan atau zat lainnya tiap satuan massa pada tempat pengukuran.

Nilai Batas Dosis adalah dosis radiasi yang masih dapat diterima oleh seseorang tanpa menimbulkan kelainan-kelainan genetik atau somatik yang berarti menurut tingkat kemajuan / pengetahuan pada dewasa ini, tidak termasuk untuk tujuan kedokteran

Petugas Proteksi Radiasi

adalah petugas yang ditunjuk oleh Pemegang Izin dan oleh Bapeten dinyatakan mampu melaksanakan pekerjaan yang berhubungan dengan Proteksi Radiasi

Pekerja Radiasi adalah setiap orang yang karena jabatannya atau tugasnya selalu berhubungan dengan medan radiasi dan oleh instansi yang berwenang senantiasa memperoleh pengamatan tentang dosis-dosis radiasi yang diterimanya.

Limbah Radioaktif adalah zat radioaktif dan bahan serta peralatan ayng telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian instalasi nuklir, yang tidak dapat digunakan lag

Daerah Supervisi adalah daerah yang berada di bawah pengawasan yang memadai untuk tujuan proteksi terhadap radiasi pengion

Daerah Pengendalian Adalah daerah yang digunakan untuk daerah pengendalian tetapi kondisi paparpekerjaan tetap dalam peninjauan, meskipun tidak ada tindakan proteksi khusus atau ketentuan keselamatan yang umumnya diperlukan.

Instalasi nuklir Adalah :

a. Reaktor nuklir

b. fasilitas yang digunakan untuk pemurnian, konversi, pengayaan bahan nuklir, fabrikasi bahan nuklir dan/atau pengolahan ulang bahan bakar nuklir bekas dan/atau

c. fasilitas yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan bakar nuklir bekas

BATAN


Halaman xi dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI




Definisi

Radiotoksisitas adalah toksisitas yang terkandung dalam radiasi pengion yang

dipancarkan oleh suatu radionuklida dan turunannya; tidak

hanya dikaitkan dengan karakteristik radioaktivitas sumber,

tetapi juga dengan sifat fisika dan kimianya, serta metabolisme

unsur tersebut dalam tubuh atau organ

Penyinaran khusus direncanakan

adalah penyinaran yang dapat melebihi salah satu NBD untuk

pekerja radiasi, yang secara khusus dibolehkan untuk diterima

dalam situasi tertentu dalam opersi normal, apabila alternatif lain

secara teknis yang tidak mengakibatkan penyinaran lebih

tersebut, tidak dapat digunakan

Radiasi Pengion adalah gelombang elektromagnetik atau partikel bermuatan

yang karena energi yang dimilikinya mampu mengionisasi media

yang dilaluinya

Paparan Pekerjaan adalah paparan yang diperoleh akibat bekerja di medan radiasi

atau dengan sumber zat radioaktif.

BATAN


Halaman xii dari xii PEDOMAN KESELAMATAN DAN

PROTEKSI RADIASI


Daftar Isi



BATAN


Halaman 1 dari 96 PEDOMAN KESELAMATAN DAN


Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pendahuluan


BAB 1 PENDAHULUAN

1.1 Lingkup dan Tujuan

Dokumen ini memuat:

- Pedoman keselamatan terhadap radiasi pengion

- standar proteksi radiasi dan

- standar pemantauan radiasi lingkungan

Dokumen pedoman ini berlaku untuk kegiatan di bawah Pemegang Izin (PI) di

Kawasan Nuklir Serpong (KNS). PI bertanggung jawab menerapkan sistem manajemen

dalam semua tahapan dan unsur program keselamatan dan proteksi radiasi.

Pedoman ditujukan untuk mengendalikan penerimaan, pemilikan, penggunaan,

pemindahan dan penyimpanan bahan berizin oleh PI sedemikian dosis total kepada

perorangan tidak melebihi standar proteksi radiasi yang diberikan dalam ketentuan

pedoman ini.

1.2 Sumber Acuan

• Undang-Undang RI No. 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran

• Peraturan Pemerintah RI No. 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi

Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif

• Peraturan Pemerintah RI No. 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan

Pengangkutan Zat Radioaktif

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

Radioaktif

• Peraturan Pemerintah RI No. 29 Tahun 2008 tentang Perizinan Pemanfaatan

Sumber Radiasi Pengion dan Bahan Nuklir

• Peraturan Pemerintah RI No. 4 Tahun 1996 tentang Penyertaan Modal Negara

RI. untuk Pendirian Perusahaan Perseroan (Persero) dalam Bidang Nuklir

BATAN


Halaman 2 dari 96



Pendahuluan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


• Keputusan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional No. 392/KA/XI/2005 tentang

Organisasi dan Tata Kerja BATAN

• Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 03/ Ka-BAPETEN/V-99

tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif


tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengangkutan Zat Radioaktif


tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif


tentang Baku Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan

• Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 02P/ Ka-BAPETEN/I-03

tentang Pedoman Sistem Pelayanan Pemantauan Dosis Eksternal Perorangan

• International Commission on Radiation Protection Publication No. 103

“Recommendations for a System of Radiological Protection”, 2007

• Safety Series No. 115 “Internaltional Basic Safety Standard for Protection

against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources”, 1996

• Safety Guide No. RS-G-1.8, “Environmental and Source Monitoring for Purposes

of Radiation Protection”, 2005

1.3 Pembuat Dokumen

Dokumen ini dibuat oleh Tim Penyusunan Pedoman Keselamatan dan Proteksi

Radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang dibentuk berdasarkan surat keputusan Ketua

Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong No. 70/PLR/X/2009 dengan susunan

anggota tim tertera pada Lampiran A.

Dokumen ini merupakan penyempurnaan dan pengembangan dari Pedoman Umum

Keselamatan dan Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Puspiptek Serpong dengan

perhatian utama pada implementasi program proteksi radiasi yang baku. Sedangkan

untuk Pedoman Keamanan Kegiatan Nuklir Kawasan Nuklir Serpong dibuat dalam

dokumen tersendiri.

BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pendahuluan


1.4 Ketentuan Pelaksanaan

Isi yang dapat diterapkan dari dokumen ini harus digunakan sebagai persyaratan

dalam standar proteksi radiasi KNS yang berlaku sejak 1 Januari 2010. Dalam hal ada

peraturan perundang-undangan nasional yang lebih ketat yang harus diikuti maka

peraturan tersebut menggantikan ketentuan yang ada di dokumen ini.

BATAN


Halaman 4 dari 96



Pendahuluan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pengelolaan Proteksi Radiasi

Kawasan Nuklir Serpong Dan Lingkungan

BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN

2.1 Umum

Di KNS terdapat banyak izin pemanfaatan tenaga nuklir. Pemegang izin

bertanggung jawab atas pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi fasilitas atau

instalasinya. Dalam pelaksanaan kegiatan, PI dibantu oleh satuan keselamatan dan

proteksi radiasi.

Secara umum sistem pengelolaan keselamatan dalam hal kegiatan terkait yang

memerlukan koordinasi maupun kegiatan tertentu yang berdampak di luar fasilitas atau

instalasi berada di bawah koordinasi Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN).

Komisi Proteksi Radiasi mengkoordinasikan pengelolaan proteksi radiasi dan

lingkungan KNS, sesuai Keputusan Kepala BATAN No 120/KA/VI/2009.

Pelaksanaan pengelolaan dan pemantauan radiasi lingkungan berada di bawah

koordinasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR), sesuai dengan Keputusan Kepala

BATAN No. 392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan Tata Kerja BATAN.

PKTN berkoordinasi dengan pengelola kawasan PUSPIPTEK dan pihak lain terkait

(di antaranya Pemda, POLRI, TNI, dan Depkes) dalam hal kegiatan berdampak ke luar

KNS.

2.2 Organisasi

Organisasi proteksi radiasi pada tiap unit kerja melekat pada bidang keselamatan

unit terkait, sedangkan unit yang tidak memiliki bidang keselamatan dibawah P2K3 sesuai

dengan SK Kepala BATAN No. 392/KA/XI/2005 tetang Organisasi dan Tata Laksana. PT

Batan Teknologi mengacu pada Peraturan Pemerintah no. 04/1996. Struktur organisasi

keduanya ditunjukkan pada Gambar 2.1.

Komisi proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang bertanggung jawab langsung

kepada Kepala BATAN dengan tugas memberikan saran dan rekomendasi kepada

Kepala BATAN baik diminta maupun tidak diminta tentang segala sesuatu yang berkaitan

BATAN


Halaman 6 dari 96



Pengelolaan Proteksi Radiasi Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi

Dan Lingkungan Kawasan Nuklir Serpong

dengan proteksi radiasi dan lingkungan Kawasan Nuklir Serpong, khususnya dalam hal

sebagai berikut:

1. Koordinasi kegiatan proteksi radiasi kawasan baik yang sebelumnya tidak ada

maupun yang bersifat peningkatan;

2. Pendekatan terpadu untuk mendapatkan sistem proteksi radiasi Kawasan Nuklir

Serpong yang efektif baik dari sisi regulasi, fasilitas proteksi radiasi maupun

ketiadaan ketentuan yang mengatur.

3. Penetapan tingkatan radiologis yang belum ada ketentuannya dengan mengkaji

rekomendasi internasional dan pengalaman negara lain yang telah

menerapkannya.

4. Peningkatan budaya keselamatan di Kawasan Nuklir Serpong.

5. Penilaian efektivitas proteksi radiasi instalasi di Kawasan Nuklir Serpong.

Dalam pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi, Pemegang Izin membentuk satuan

organisasi berupa :

• Bidang Keselamatan untuk PRSG, PTBN, PRR, PRPN.

• Bidang Keselamatan dan Lingkungan untuk PTLR

• Bidang Keselamatan dan Instrumentasi untuk PTBIN

• Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard untuk BATEK

• P2K3 untuk PRPN, PTRKN, PKTN

Pengelolaan pemantauan radiasi lingkungan dan pemantauan dosis peorangan

pekerja radiasi menjadi tanggung jawab PTLR.

PusatKemitraan Teknologi Nuklir memiliki sistem keselamatan yang

mengkoordinasikan pengelolaan keselamatan dalam kawasan dan luar kawasan.

BATAN






Gambar 2-1 Struktur Organisasi Sistem Keselamatan KNS (BATAN)

CEO

PT. Batan Teknologi

(Persero)

Sub Divisi

Keselamatan dan Seifgard

Direktur Divisi Produksi

Gambar 2-2 Struktur Organisasi Sistem Keselamatan KNS (PT. BATEK)

2.3 Tanggung Jawab

2.3.1 Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir

Kepala Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir bertanggung jawab bagi terlaksananya

keamanan Kawasan Nuklir Serpong, terlaksananya kegiatan kesehatan kerja para pekerja

dan mengkoordinasikan satuan pengamanan yang terdapat di PTBN, PRSG, PTLR, PRR.

kepala PKTN bertanggung jawab dalam mengeluarkan prosedur dan instruksi kerja

tentang pengaturan kesehatan kerja, menyediakan personil, sarana dan prasrana bagi

tercapainya keamanan dan kesehatan pekerja di Kawasan Nuklir Serpong.

BATAN


Halaman 8 dari 96





2.3.1.1 Unit Pengamanan

Kepala Unit Pengamanan PKTN bertanggung jawab kepada kepala PKTN bagi

terlaksananya keamanan dan ketertiban di Kawasan Nuklir Serpong. Kepala unit

pengamanan PKTN juga mengadakan koordinasi dengan kepela unit pengamanan

lainnya selama menjaga keamanan dan ketertiban di Kawasan Nuklir Serpong.

2.3.1.2 Unit Layanan Kesehatan

Unit layanan kesehatan ini bertugas membantu kepala PKTN dalam melaksanakan

keselamatan kerja khususnya kesehatan kerja bagi seluruh kegiatan instalasi nuklir di

Kawasan Nuklir Serpong.

2.3.2 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Kepala Pusat Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) selain bertanggung jawab

bagi keselamatan dan keamanan instalasinya, juga bertanggung jawab dalam

terlaksananya kegiatan pemantauan dosis radiasi seluruh pekerja, baik dosis internal

maupun eksternal serta pelaksanaan keselamatan radiasi Kawasan Nuklir Serpong dan

daerah di sekitarnya.

Kepala Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) selain menetapkan prosedur dan

instruksi kerja tentang keselamatan dan keamanan instalasinya, juga menetapkan

prosedur dan instruksi kerja yang berkaitan dengan pemantauan dosis pekerja,

pengelolalan keselamatan lokasi dan pemantauan lingkungan.

2.3.2.1 Bidang Keselamatan dan Lingkungan

Kepala Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL) PTLR selain bertugas

membantu kepala PTLR dalam melaksaakan keselamatan dan keamanan kerja kegiatan

instalasi pengolahan limbah radioaktif juga melaksanakan kegiatan pemantauan dosis

seluruh pekerja Kawasan Nuklir Serpong dan melaksanakan kegiatan pemantauan

lingkungan, pengawasan lokasi dan penanggulangan kedaruratan nuklir di lokasi

Kawasan Nuklir Serpong dan Kawasan Puspiptek.

BATAN






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

Kepala PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN, PTRKN bertanggung jawab bagi

keselamatan dan keamanan instalasinya. Selain itu pusat-pusat tersebut melakukan

koordinasi dalam melaksakan latihan kedaruratan nuklir. Kepala pusat tersebut juga harus

menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang keselamatan dan keamanan

instalasinya.

2.3.3.1 Bidang Keselamatan/Bidang Keselamatan dan Instrumentasi/

2.3.3.2 Panitia Pembina Keselamatan dan Kesehatan Kerja

Kepala Bidang Keselamatan (BK), Bidang Keselamatan dan Instrumentasi (BKI) dan

Ketua Panitia Pembina Keselamatan dan Kesehatan Kerja (P2K3) bertugas

melaksanakan dan mengawasi kegiatan keselamatan, membuat dan menetapkan

prosedur dan Instruksi kerja bagi terciptanya keselamatan di instalasinya serta

menyediakan personil, sarana dan prasarana yang diperlukan. Selain itu BK dan P2K3

juga bertugas melakukan pemantauan daerah kerja dan pemantauan personil di

instalasinya. Apabila instalasinya menghasilkan limbah radioaktif maka BK/BKI/P2K3

bertugas mengelola limbah tersebut sebelum dilakukan pengiriman ke PTLR.

2.3.4 PT. Batan Teknologi

PT. Batan Teknologi dalam hal ini Direktur Divisi Produksi bertanggung jawab bagi

keselamatan instalasinya. Selain itu juga harus melakukan koordinasi dengan BATAN

dalam melaksakan kedaruratan nuklir. Direktur Divisi Produksi juga harus membuat dan

menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang keselamatan instalasinya.

2.3.4.1 Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard

Kepala Sub Divisi Keselamatan dan Seifgard bertugas melaksanakan dan

mengawasi kegiatan keselamatan, membuat dan menetapkan prosedur dan Instruksi

kerja bagi terciptanya keselamatan di instalasinya. Selain juga bertugas melakukan

pemantauan daerah kerja dan pemantauan personil di instalasinya. Kepala Sub Divisi

Keselamatan dan Seifgard juga bertugas mengelola limbah radioakif sebelum dilakukan

pengiriman ke PTLR.

BATAN


Halaman 10 dari 96





2.3.5 Para Pekerja

Setiap pekerja wajib mentaati ketentuan keselamatan kerja. Setiap pekerja

bertanggung jawab atas keselamatan dirinya dan orang lain di sekitarnya. Apabila

prosedur dan instruksi kerja tidak sesuai dengan kegiatan yang akan dilaksanakan atau

pekerja tidak yakin terhadap prosedur yang ada, maka ia dapat melakukan konsultasi

dengan atasan langsung atau penanggung jawab keselamatan kerja di insatalasinya.

2.4 Sarana

2.4.1 Fasilitas atau Instalasi

Kegiatan fasilitas atau instalasi dilengkapi dengan sarana keselamatan dan proteksi

radiasi yang meliputi :

• reaktor nuklir

• fasilitas yang digunakan untuk pemurnian, konversi, pengayaan bahan

nuklir, fabrikasi bahan nuklir dan/atau pengolahan ulang bahan bakar nuklir

bekas dan/atau

• fasilitas yang digunakan untuk menyimpan bahan bakar nuklir dan bahan

bakar nuklir bekas

• instalasi zat radioaktif dan/atau instalasi sumber radiasi pengion

2.4.2 Medis

Fasilitas kedokteran dilengkapi dengan peralatan kesehatan umum, gigi, dan

kedaruratan nuklir. Fasilitas ini melaksanakan pelayanan kesehatan termasuk

pemantauan kesehatan pekerja KNS, baik rutin maupun darurat. Dalam hal kedaruratan

nuklir terdapat korban yang tidak dapat ditangani, dilakukan kerjasama dengan rumah

sakit rujukan.

2.4.3 Lingkungan

Pemantauan lingkungan kawasan nuklir Serpong harus dilengkapi dengan berbagai

jenis sistem pemantauan radiasi dan penunjangnya, yakni :

BATAN






a. Sistem Pemantau Cuaca.

Sistem pemantau cuaca untuk kawasan nuklir Serpong harus mampu menyediakan

data meteorologi yang sesuai untuk keperluan kajian sebaran pelepasan zat radioaktif ke

atmosfer. Untuk itu sistem ini dilengkapi dengan sensor parameter arah dan kecepatan

angin, frekuensi curah hujan, temperatur dan kelembaban udara, serta intensitas radiasi

matahari. Pengolahan data dilakukan dengan perangkat lunak yang mampu menampilkan

cakra angin (wind rose).

b. Sistem Pemantau Radiasi Ambien (Beacon).

Lepasan zat radioaktif ke atmosfer dari fasilitas nuklir di KNS akan memberikan

peningkatan terhadap paparan radiasi di lingkungan. Peningkatan tersebut dapat

diketahui dengan pemasangan sistem pemantau radiasi ambien pada beberapa lokasi di

sekitar instalasi. Untuk menjamin tingkat keselamatan radiasi di KNS harus dilengkapi

dengan beberapa buah detektor yang terhubung dengan Batan Safety and Security

(BSS).

c. Sistem Pemantau Buangan Cair.

Pengoperasian fasilitas nuklir di KNS akan menimbulkan limbah cair yang dalam

batasan tertentu dapat dilepas ke lingkungan. Pelepasan buangan cair harus dikontrol

dan diawasi dengan ketat sehingga tidak menimbulkan kerusakan terhadap lingkungan.

Pengawasan ini dilakukan dengan pengelolaan buangan cair secara terpadu melalui

sistem pemantauan buangan terpadu (PBT).

d. Laboratorium Lingkungan.

Pelepasan zat radioaktif cair dan gas/aerosol akan memberikan dampak terjadinya

peningkatan konsentrasi radionuklida di lingkungan. Peningkatan konsentrasi radionuklida

di lingkungan dapat diketahui dengan analisis berbagai macam sampel lingkungan.

Kawasan nuklir Serpong harus dilengkapi dengan laboratorium lingkungan dengan

peralatan pengambilan dan preparasi sampel serta peralatan analisis seperti :

spektrometer-γ, α/β counter cacah latar rendah, alat ukur kontaminasi permukaan dan alat

ukur paparan radiasi lingkungan.

BATAN


Halaman 12 dari 96





2.4.4 Sistem Keselamatan dan Keamanan (BSS)

Kegiatan fasilitas atau instalasi dilengkapi dengan sistem keselamatan dan proteksi

radiasi yang meliputi sarana keselamatan sumber (perisai, ventilasi) dan sarana proteksi

radiasi (dosimeter perorangan, alat pantau radiasi daerah kerja, alat pelindung diri).

BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Proteksi Radiasi dan Lingkungan


BAB 3 PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN

3.1 Umum

Sasaran utama dari pengembangan konsep proteksi radiasi adalah proteksi

manusia dan lingkungan terhadap efek merusak paparan radiasi tanpa terlalu membatasi

pemanfaatan tenaga nuklir yang dapat terkait paparan tersebut. Pencapaian sasaran ini

tidak cukup hanya didasarkan pada pengetahuan ilmiah tentang paparan radiasi dan efek

kesehatannya. Pencapaian juga mensyaratkan suatu model untuk proteksi manusia dan

lingkungan terhadap radiasi. Sebagai contoh aspek sosial dan ekonomi dalam proteksi

radiasi tidak dapat melulu didasarkan pada ilmu pengetahuan, diperlukan ‘value

judgement’ tentang kepentingan relatif berbagai jenis risiko dan tentang perimbangan

risiko dan manfaat (benefit).

Proteksi radiasi berurusan dengan dua jenis efek berbahaya. Dosis tinggi

menyebabkan efek deterministik yang hanya nampak bila dosis tersebut melebihi suatu

batas ambang. Sedangkan dosis tinggi dan rendah dapat menyebabkan efek stokastik

(kanker atau efek keturunan) yang dapat meningkat secara statistik dan setelah paparan

ada periode laten yang lama sebelum efek muncul.

Proteksi manusia terhadap radiasi dilaksanakan melalui pengelolaan dan

pengendalian paparan terhadap radiasi pengion sedemikian sehingga efek deterministik

dapat dicegah, dan risiko efek stokastik dikurangi ke suatu tingkatan yang layak dicapai.

Sebaliknya, konsep ‘proteksi lingkungan’ sulit untuk didefinisikan secara universal karena

dari satu negara ke negara lain atau dari satu keadaan ke keadaan lain menggunakan

konsep yang tidak sama. ICRP mendasarkan proteksi lingkungan pada pencegahan atau

pengurangan frekuensi efek radiasi yang mengganggu ke suatu tingkatan dampak yang

sepele pada konservasi keragaman biologis.

BATAN


Halaman 14 dari 96



Proteksi Radiasi dan Lingkungan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


3.2 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi

Pada umumnya efek paparan radiasi terhadap kesehatan dapat dikelompokan

menjadi 2 (dua) kategori yaitu:

a. Efek deterministik (reaksi jaringan yang berbahaya) yaitu sebagian besar sel

jaringan mengalami kematian atau fungsi sel rusak karena dosis radiasi tinggi.

b. Efek stokastik, yaitu kanker atau efek keturunan berupa pengembangan kanker

pada individu yang terpapari karena mutasi sel somatik atau penyakit keturunan

pada keturunan individu yang terpapari karena mutasi sel reproduktif.

Efek biologi akibat paparan radiasi diperhitungan pula pada embrio, janin dan

penyakit lainnya selain kanker.

ICRP publikasi 60 (1991) mengklasifikasikan efek radiasi yang menimbulkan reaksi

pada jaringan sebagai efek deterministik. Dan menggunakan istilah efek stokastik untuk

efek radiasi yang menimbulkan kanker dan penyakit yang dapat diwariskan kepada

keturunannya.

Energi radiasi pengion yang diterima jaringan/organ dapat mengakibatkan

perubahan pada molekul, kerusakan pada elemen selular dan gangguan fungsi atau

kematian sel. Kerusakan pada jaringan hidup diakibatkan oleh adanya transfer energi

radiasi pengion ke atom dan molekul dalam struktur sel. Radiasi pengion menjadikan

atom dan molekul tersebut terionisasi dan menyebabkan:

• terbentuknya radikal bebas

• terpecahnya ikatan kimia

• terbentuknya ikatan kimia baru dan ikatan silang antar molekul

• kerusakan molekul yang sangat berperan dalam proses di dalam tubuh (seperti

DNA, RNA, dan protein).

Sel-sel yang telah rusak pada tingkat kerusakan tertentu dapat mengalami

perbaikan, misalnya pada dosis rendah sebagaimana yang kita terima dari dosis radiasi

latar, kerusakan selular dapat segera diperbaiki. Namun pada tingkat dosis yang lebih

tinggi, dapat terjadi kematian sel bahkan pada dosis yang sangat tinggi sel tidak dapat

tergantikan, jaringan menjadi rusak dan organ tidak berfungsi.

BATAN






3.2.1 Induksi Efek Deterministik

Induksi reaksi jaringan pada umumnya ditandai dengan adanya dosis ambang.

Alasan ditetapkannya dosis ambang adalah bahwa kerusakan radiasi (gangguan fungsi

yang serius atau kematian sel) suatu populasi kritis sel pada suatu jaringan perlu

dipertahankan sebelum terlanjur jaringan tersebut cedera atau rusak. Di atas dosis

ambang akan terjadi cedera atau kerusakan jaringan. Semakin besar dosis radiasi

semakin meningkat terjadinya keparahan pada jaringan dan daya pemulihan jaringanpun

akan terganggu.

Reaksi jaringan terhadap radiasi dini (beberapa hari hingga beberapa minggu) yang

melampaui dosis ambang mungkin akan terjadi peradangan yang diakibatkan pelepasan

faktor seluler atau mungkin reaksi yang mengakibatkan hilangnya sel-sel. Reaksi jaringan

tunda (orde bulan hingga tahunan) dapat berupa jenis umum jika muncul sebagai akibat

langsung dari kerusakan jaringan. Sebaliknya, reaksi tunda ini dapat berupa jenis akibat

jika muncul sebagai akibat kerusakan selular dini.

Tinjauan data biologi dan klinis telah mendorong perkembangan penilaian ICRP

terhadap mekanisme jaringan dan sel yang mendasari reaksi jaringan dan dosis ambang

yang berlaku untuk organ dan dan jaringan utama. Walaupun demikian untuk dosis serap

hingga sekitar 100 mGy (LET rendah atau tinggi) tidak ada jaringan yang dinyatakan

memperlihatkan gangguan klinis. Pernyataan ini berlaku untuk paparan akut tunggal dan

juga untuk dosis rendah pada paparan radiasi kronik.

Efek deterministik selain ditandai dengan adanya dosis ambang juga pada

umumnya timbul tidak lama setelah paparan radiasi terjadi, adanya penyembuhan

spontan dan tergantung pada tingkat keparahan dan besarnya paparan radiasi yang

diterima mempengaruhi tingkat keparahan. Contoh efek deterministik antara lain

kerusakan kulit, eritema, epilepsi, katarak dan kemandulan.

3.2.2 Induksi Efek Stokastik

Efek stokastik adalah efek radiasi yang munculnya tidak memerlukan dosis ambang,

pada umumnya timbul setelah melalui masa tenang yang lama, tidak ada penyembuhan

spontan, tingkat keparahan tidak dipengaruhi oleh besarnya dosis radiasi dan peluang

BATAN


Halaman 16 dari 96





terjadinya dipengaruhi oleh besarnya dosis. Contoh efek stokastik adalah kanker dan

penyakit yang diwariskan kepada keturunannya.

Pada kasus kanker, studi eksperimen dan epidemologi memberikan fakta adanya

risiko radiasi sekali pun dengan ketidakpastian pada dosis sekitar 100 mSv atau kurang.

Meskipun tidak ada bukti langsung risiko radiasi pada manusia untuk kasus penyakit yang

diturunkan, hasil pengamatan eksperimen menunjukkan menguatnya pendapat yang

menyatakan bahwa risiko untuk generasi mendatang harus diperhitungkan dalam sistem

proteksi.

3.2.3 Induksi Penyakit selain Kanker

Sejak tahun 1990 akumulasi fakta menunjukkan bahwa frekuensi penyakit non-

kanker meningkat pada beberapa populasi yang terpapar radiasi. Fakta statistik yang

paling kuat untuk induksi efek non-kanker pada dosis efektif dalam orde 1 Sv yang

diturunkan dari analisis mortalitas terkini survivor bom atom Jepang setelah tahun 1968.

Studi tersebut memperkuat bukti statistik mengenai hubungan antara dosis dengan

terutama penyakit jantung, stroke, gangguan pencernaan dan penyakit pernafasan.

3.2.4 Efek Radiasi pada Embrio dan Fetus

Risiko reaksi jaringan dan kecacatan dalam embrio dan janin yang terpapari telah

diulas di ICRP publikasi 90 (2003). Ulasan ini memperkuat penilaian risiko di dalam

rahim (ICRP publikasi 60). Berdasarkan ICRP publikasi 90, risiko cedera jaringan dan

kecacatan di dalam rahim pada dosis di bawah 100 mGy dari radiasi LET rendah. Data

terbaru menunjukan bahwa embrio rentan terhadap efek mematikan pada periode pra-

implantasi dari perkembangan embrio. Pada dosis di bawah 100 mGy, efek mematikan

pada embrio sangat jarang terjadi.

Sehubungan dengan kecacatan pada embrio, data terbaru menunjukan bahwa ada

pola radiosensitivitas dalam rahim yang tergantung pada usia kehamilan dengan

sensitivitas maksimum terjadi pada masa pembentukan organ utama. Berdasarkan data

pengamatan pada hewan diperoleh ada dosis ambang sekitar 100 mGy untuk induksi

kecacatan, untuk tujuan praktis ICRP menilai bahwa risiko kecacatan setelah paparan

dalam rahim pada dosis di bawah 100 mGy adalah tidak ada (tidak terjadi efek kecacatan

pada embrio).

BATAN






ICRP publikasi 90 meninjau data korban bom atom mengenai induksi keterbela-

kangan mental yang berat setelah terpapari radiasi pada periode pra-natal paling sensitif

(8-15 minggu setelah pembuahan) mendukung dosis ambang paling tidak 300 mGy. Jadi,

di bawah 300 mGy tidak terjadi efek keterbelakangan mental yang berat.

3.2.5 Judgement dan Ketidakpastian

Walaupun ICRP menyadari potensi pentingnya efek sinergistik antara radiasi dan

perantara (agent) yang lain, hingga saat ini tidak ada bukti yang kuat tentang interaksi

tersebut pada dosis rendah yang membenarkan modifikasi perkiraan risiko radiasi yang

ada.

Dengan mempertimbangkan informasi terkini, ICRP merekomendasikan sistem

proteksi radiasi yang praktis dengan berasumsi bahwa pada dosis di bawah sekitar

100 mSv, kenaikan dosis proporsional dengan peluang timbulnya kanker atau efek

keturunan.

3.3 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi

3.3.1 Umum

Besaran dosimetrik khusus telah dikembangkan untuk penilaian dosis dari paparan

radiasi. Besaran proteksi yang fundamental didasarkan pada pengukuran deposit energi

pada organ dan jaringan tubuh manusia. Untuk melihat hubungan dosis radiasi dengan

risiko radiasi, perlu diperhitungkan variasi pada efektivitas biologi radiasi dengan kualitas

yang berbeda dan variasi sensitivitas organ dan jaringan terhadap radiasi pengion.

3.3.2 Besaran Dosis

3.3.2.1 Dosis Serap (D)

Adalah jumlah energi yang diserap per satuan massa sebagai hasil dari interaksi

radiasi pengion dengan materi. Satuan dosis serap dalam satuan SI adalah Gray (Gy)

yang sama dengan energi deposisi sebesar 1 joule per kilogram (J/kg) dalam materi, yang

dalam hal ini adalah organ/jaringan, atau 1 Gy = 1 J/kg.

BATAN


Halaman 18 dari 96





Satuan lama dari dosis serap adalah erg/gram dengan nama khusus rad. 1 rad

setara dengan 100 erg/gram, dengan demikian 1Gy = 100 rad. Besaran dosis serap ini

dapat digunakan untuk semua jenis radiasi pengion.

3.3.2.2 Faktor Bobot Radiasi

Untuk menunjukan kualitas radiasi dalam kaitannya dengan akibat biologi yang

dapat ditimbulkannya, diperkenalkan istilah faktor bobot radiasi, wR. Sebelumnya

digunakan isitilah faktor kualitas (Q). Nilai faktro bobot radiasi dipilih berdasarkan

efektivitas relatif dalam menimbulkan akibat biologi yang bersifat stokastik pada dosis

rendah. Contoh efek stokastik adalah induksi kanker yang kemungkinan timbulnya efek

tersebut merupakan fungsi dosis yang diterima. Tabel 3.1 menunjukan besarnya faktor

bobot radiasi berdasarkan ICRP 103 (2007)

Tabel 3-1. Faktor bobot radiasi, wR

No Jenis Radiasi WR

1. Foton 1

2. Elektron dan muon 1

3. Proton dan pion bermuatan 2

4. Partikel alfa , fisi fragmen dan ion berat 20

5. Neutron

En< 1 MeV 6/)][ln(2

2,185,2 nEe

−+

1MeV ≤ En ≤ 50 MeV 6/)]2[ln(2

0,170,5 nEe

−+

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

25,35,2 nEe

−+

3.3.2.3 Dosis Ekivalen, H

Besaran dosimetri yang lebih bermakna adalah dosis rata-rata dalam organ yang

telah dibobot yang disebut dengan dosis ekivalen dalam organ T dan ditentukan melalui

persamaan:

RTRRT DwH ,, = ........................................................................................... (3.1)

dengan DT,R adalah dosis serap yang dirata-ratakan untuk daerah organ atau

jaringan T yang disebabkan oleh radiasi R. Jika medan radiasi terdiri dari beberapa jenis

BATAN






dan energi radiasi dengan faktor bobot radiasi berbeda-beda, maka dosis ekivalen total

menjadi:

∑=R

RTRT DwH , .......................................................................................... (3.2)

Faktor bobot tidak mempunyai satuan, maka satuan dosis ekivlen sama dengan

satuan dosis serap yaitu J/kg. Namun demikian untuk membedakan keduanya maka

dosis ekivalen diberi satuan sievert (Sv)

Satuan lama untuk dosis ekivalen adalah rem dan hubungan antara keduanya

adalah 1 Sv = 100 rem.

3.3.2.4 Faktor Bobot Jaringan dan dosis efektif

Hubungan antara kemungkinan terjadinya akibat stokastik dengan dosis ekivalen

bergantung pada kepekaan organ atau jaringan yang terkena paparan radiasi. Oleh

karena itu, untuk menunjukan akibat stokastik total yang berasal dari berbagai dosis pada

berbagai organ yang berbeda dianggap perlu untuk mendefinisikan besaran lain yang

diturunkan dari dosis ekivalen yaitu dengan memberikan bobot pada dosis ekivalen di

setiap organ. Faktor bobot nyang digunakan untuk dosis serap dalam setiap organ T

disebut faktor bobot jaringan, wT. Tabel 2 menunjukkan nilai faktor bobot jaringan

berdasarkan ICRP 103 (2007).

Tabel 3-2. Faktor bobot jaringan , wT

No Jaringan/organ wT (masing-masing)

1. Sumsum tulang merah, usus besar, paru, lambung, dada, jaringan lainnya*

0,12

2. Gonad 0,08

3. Kandung kemih, oesofagus, hati, tiroid 0,04

4. Permukaan tulang, otak, kelenjar ludah, kulit 0,01

* Jaringan lainnya: adrenal, daerah extratorasik (ET), kandung kemih empedu (gall

bladder), jantung, noda getah bening, otot, oral mucosa, pankreas, prostat (♂),

usus halus, limpa, thymus, uterus/cervix (♀).

Nilai wT yang ditentukan agar setiap dosis ekivalen yang diberikan merata seluruh

tubuh menghasilkan dosis efektif dengan nilai sama dengan dosis ekivalen tersebut.

Jumlah faktor bobot jaringan untuk seluruh tubuh sama dengan 1 (satu). Jika organ T

BATAN


Halaman 20 dari 96





yang mempunyai faktor bobot jaringan wT diberi dosis ekivalen HT maka dosis efektifnya

adalah

TT wHE = .................................................................................................. (3.3)

Untuk paparan terjadi di seluruh tubuh maka dosis efektif yang diterima oleh tyubuh

sama dengan

∑∑∑ == RTR

T

T

T

TT DwwwHE , ................................................................. (3.4)

3.3.2.5 Dosis Ekivalen Terikat

Dosis ekivalen terikat adalah besaran yang digunakan untuk memperkirakan dosis

yang diterima seseorang dari radiasi yang dipancarkan oleh radionuklida yang ada dalam

tubuh (paparan radiasi internall). Jika unsur radioaktif masuk ke dalam tubuh dan

terdeposit di dalam tubuh maka jaringan tubuh akan menerima dosis tertentu. Besarnya

dosis ini merupakan fungsi dari berbagai faktor antara lain jenis radionuklida, waktu paro

dan metabolisme radionuklida tersebut di dalam tubuh. Untuk penentuan batas masukan

tahunan, ICRP menerapkan perhitungan dosis melalui dosis ekivalen total pada organ

yang menerima paparan selama 50 tahun setelah radionuklida masuk ke dalam tubuh.

Dosis terikat yang dihitung melalui cara ini disebut sebagai dosis ekivalen terikat, HT(50)

3.3.2.6 Dosis Efektif Terikat

Jumlah dosis ekivalen terikat dalam setiap organ atau jaringan dikalikan dengan

faktor bobot jaringannaya akan menghasilkan dosis efektif terikat atau,

∑=T

TT wHE )50()50( .................................................................................... (3.5)

3.3.2.7 Dosis Efektif Kolektif

Dosis kolektif diperlukan untuk menyatakan efek radiasi pada suatu kelompok

orang, terutama terhadap paparan pekerjaan, untuk maksud optimisasi proteksi radiasi.

Besaran ini memperhitungkan paparan semua individu dalam suatu kelompok selama

kurun waktu operasional tertentu di daerah radiasi. Dosis efektif kolektif S dihitung

sebagai penjumlahan semua dosis efektif individu pada kurun waktu tertentu atau selama

operasi. Nama khusus yang digunakan untuk besaran dosis efektif kolektif adalah ‘orang-

sievert’

BATAN






3.4 Kajian Paparan Radiasi

3.4.1 Paparan Radiasi Eksternal

Pengkajian dosis terhadap paparan radiasi dari sumber eksternal biasanya

dilakukan dengan memantau individu dengan menggunakan dosimeter perorangan yang

dikenakan di tubuh, atau misalnya dalam kasus pengkajian prospektif, dengan mengukur

atau memperkirakan H*(10) dan menerapkan koefisien konversi yang sesuai. Besaran

operasional untuk pemantauan individu adalah Hp(10) dan Hp(0,07). Jika dosimeter

perorangan dikenakan di suatu posisi yang mewakili paparan pada tubuh, untuk dosis

rendah dan dengan asumsi keseragaman paparan seluruh tubuh, Hp(10) memberikan

nilai dosis efektif yang cukup seksama untuk tujuan proteksi radiasi

Paparan radiasi eksternal adalah paparan radiasi yang sumber radiasinya berada di

luar tubuh. Faktor utama untuk melindungi seseorang dari paparan radiasi eksternal

adalah dengan 3 faktor yaitu:

1. Waktu

Besarnya dosis yang diterima seseorang berbanding lurus dengan lama waktu

orang tersebut berada di medan radiasi atau,

Dosis radiasi = laju dosis x waktu paparan

Ini berarti jika seseorang ingin agar dosis radiasi yang diterima serendah mungkin,

maka waktu yang digunakan untuk kegiatan yang melibatkan terjadinya paparan radiasi

harus sesingkat mungkin.

2. Jarak

Laju paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber

radiasi,dengan demikian dosis total yang diterima pun akan berkurang dengan

bertambahnya jarak. Untuk sumber radiasi pemancar gama berdimensi kecil, dosis radiasi

berbanding terbalik dengan kuadrat jarak. Pada umumnya desain dari bungkusan bahan

radioaktif mempunyai fungsi untuk menambah jarak agar dapat mengurangi laju dosis

pada permukaan bungkusan.

BATAN


Halaman 22 dari 96





3. Perisai

Penggunaan bahan perisai antara sumber radiasi dengan manusia juga berfungsi

untuk mengurangi dosis radiasi yang diterima dan biasanya cara ini lebih banyak

digunakan karena lebih mudah dan kondisi keselamatan lebih terjamin. Jumlah atau

ketebalan perisai yang dibutuhkan bergantung pada jenis radiasi, aktivitas sumber dan

laju dosis yang dikehendaki di luar atau di balik bahan pelindung. Pengurangan laju dosis

berbanding secara eksponensial dengan ketebalan bahan perisai. Untuk radiasi gama,

bahan padat seperti timbal (Pb) dan baja adalah paling efektif maka bahan ini banyak

digunakan dalam desain bungkusan.

3.4.2 Paparan Radiasi Internal

Sistem pengkajian dosis untuk pemasukan (pemasukan) radionuklida

mengandalkan pada perhitungan, yang dapat dipertimbangkan sebagai besaran

operasional untuk pengkajian dosis paparan internal. Pemasukan dapat diperkirakan baik

dari pengukuran langsung (misalnya pemantauan eksternal seluruh tubuh atau organ dan

jaringan tertentu) atau pengukuran tidak langsung (misalnya, air seni atau tinja), atau

pengukuran pada sampel lingkungan, dan penerapan model biokinetik. Selanjutnya, dosis

efektif dihitung dari pemasukan menggunakan koefisien dosis yang direkomendasikan

oleh ICRP untuk sebagian besar radionuklida. Koefisien dosis diberikan untuk anggota

masyarakat dari berbagai usia dan untuk orang dewasa yang terpapari karena

pekerjaannya.

Radionuklida yang terdapat dalam tubuh manusia meradiasi jaringan selama jangka

waktu yang ditentukan oleh waktu-paro fisik dan retensi biologis dalam tubuh. Dengan

demikian, radionuklida tersebut dapat memberikan peningkatan dosis pada jaringan tubuh

selama berbulan-bulan atau bertahun-tahun setelah pemasukan. Kebutuhan untuk

mengatur paparan radionuklida dan akumulasi dosis radiasi selama waktu yang lama

telah membawa pada definisi dari besaran dosis terikat. Dosis terikat dari radionuklida

dalam tubuh adalah dosis total yang diperkirakan akan diterima dalam jangka waktu

tertentu. Dosis ekivalen terikat, HT (τ), dalam sebuah jaringan atau organ T ditentukan

dengan:

BATAN






∫+

=τ

τ0

0

)()(t

tTT tHH .................................................................................... (3.6)

di mana τ adalah waktu gabungan setelah waktu pemasukan t0. Untuk selanjutnya,

besaran dosis efektif terikat E(τ) ditentukan dengan:

∑=T

TT HwE )()( ττ ................................................................................... (3.7)

Untuk memenuhi batasan dosis, ICRP merekomendasikan bahwa dosis terikat

ditetapkan pada tahun di mana pemasukan terjadi. Untuk pekerja, dosis terikat biasanya

dievaluasi selama lebih dari 50 tahun setelah pemasukan. Jangka waktu terikat 50 tahun

adalah suatu nilai yang dipertimbangkan oleh ICRP sebagai harapan usia pekerja dihitung

sejak ia masuk kerja di usia muda. Dosis efektif terikat dari pemasukan radionuklida juga

digunakan dalam penentuan dosis perkiraan untuk anggota masyarakat. Dalam kasus ini,

jangka waktu terikat 50 tahun dianjurkan untuk orang dewasa. Untuk bayi dan anak-anak,

dosis dievaluasi hingga usia 70 tahun.

Dosis efektif dari pemasukan radionuklida karena kerja dinilai berdasarkan

pemasukan pekerja dan koefisien dosis acuan. Perhitungan koefisien dosis untuk

radionuklida tertentu (Sv Bq-l) menggunakan model biokinetik dan dosimetrik yang telah

didefinisikan. Model-model tersebut digunakan untuk menggambarkan masuknya

berbagai bentuk kimia radionuklida ke dalam tubuh dan distribusinya serta retensi setelah

masuk ke darah. Fantom pria dan wanita komputasi juga digunakan untuk menghitung,

untuk serangkaian sumber, fraksi energi yang dipancarkan dari suatu daerah sumber S

yang diserap di daerah target T. Perkiraan ini dianggap memadai untuk tugas-tugas

utama dalam proteksi radiasi.

Koefisien dosis efektif terikat rata-rata-jender e(τ) untuk pemasukan radionuklida

tertentu dihitung menurut persamaan:

∑

+=

T

T

F

T

M

TT w

hhwe )50(

2

)()()(

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

dengan wT adalah faktor bobot jaringan untuk jaringan T, dan )(τM

Th dan )(τF

Th

adalah koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan T dari pria dan wanita, masing-

masing, untuk periode terikat τ. Penjumlahan dalam persamaan (4.8) juga berlaku pada

koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan lainnya (remainder), baik pria dan wanita.

BATAN


Halaman 24 dari 96





Paparan radiasi internal adalah paparan radiasi yang sumber radiasinya ada di

dalam tubuh. Sumber radiasi dapat berada di dalam tubuh karena adanya radionuklida

yang masuk ke dalam tubuh melalui pernafasan (inhalasi), pencernaan (injesi) dan

melalui kulit (luka terbuka, pori-pori kulit). Pencegahan paparan radiasi internall dapat

dilakukan dengan:

1. Membatasi jumlah bahan radioaktif yang akan digunakan sekecil mungkin sesuai

keperluan

2. Mencegah tersebarnya bahan radioaktif di sumbernya, yaitu dengan cara

mewadahi dan mengungkungnya.

3. Penggunakan alat pelindung diri yang memadai misalnya baju pelindung (labcoat),

shoecover, sarung tangan, masker yang sesuai, alat monitor perorangan dan

monitor ruangan.

4. Dilarang makan, minum dan bersolek di laboratorium.

5. Melakukan pekerjaan di meja atau ruang asap dan menggunakan kertas isap

atau kertas merang jika ada ada kemungkinan zat radioaktif tumpah.

6. Tangan tidak menyentuh langsung apa pun sebelum dipastikan tangan bebas dari

kontaminasi dan yang akan dipegang bebas kontaminasi.

3.4.3 Paparan Pekerjaan

Dalam pemantauan paparan pekerjaan (occupational exposure) radiasi eksternal,

dosimeter perorangan mengukur dosis ekivalen perorangan Hp(10). Nilai yang terukur ini

dianggap sebagai penilaian terhadap dosis efektif dengan asumsi keseragaman paparan

seluruh tubuh. Untuk paparan internal, dosis efektif terikat umumnya ditentukan dari

pengkajian terhadap pemasukan radionuklida dari pengukuran bioassay atau besaran lain

(misalnya aktivitas yang terjadi di dalam tubuh atau di dalam tinja sehari-hari). Dosis

radiasi ditentukan dari pemasukan menggunakan koefisien dosis yang dianjurkan oleh

ICRP 68 atau BSS 115.

Dosis yang diperoleh dari pengkajian paparan pekerjaan radiasi eksternal dan

pemasukan radionuklida digabungkan untuk penentuan nilai total dosis efektif, E, untuk

pemenuhan batasan dosis dan pembatas dosis (dose constraint) menggunakan rumus

sebagai berikut:

)50()10( EHE P +≅ (4.10) ....................................................................... (3,9)

BATAN






di mana Hp(10) adalah dosis ekivalen perorangan dari paparan eksternal dan E(50),

dosis efektif terikat dari paparan internal, ditentukan dengan:

ingj

j

ingjinhj

j

inhj IeIeE ,,,, )50()50()50( ⋅+⋅= ∑∑ ............................................(3,10)

dengan ej,inh(50) adalah koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pemasukan

melalui inhalasi dari suatu radionuklida j, Ij,inh adalah aktivitas pemasukan dari suatu

radionuklida j melalui inhalasi, ej,ing(50) adalah koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas

pemasukan dari suatu radionuklida j melalui injesi (penelanan), dan Ij,ing adalah aktivitas

pemasukan dari radionuklida j melalui injesi. Dalam perhitungan dosis efektif dari

radionuklida tertentu, kelonggaran mungkin perlu dibuat untuk karakteristik dari materi

yang masuk ke dalam tubuh.

Koefisien dosis yang digunakan dalam persamaan (3,10) adalah yang ditetapkan

oleh ICRP tanpa meninggalkan karakteristik anatomis, fisiologis, dan biokinetik Pria Acuan

(Reference Man) dan Wanita Acuan (Reference Female) sebagaimana diberikan dlaam

ICRP 2002. Perhitungan dapat diambil dari karakteristik fisik dan kimia dari pemasukan,

termasuk diameter aerodinamik median aktivitas (AMAD) dari aerosol yang terhirup dan

bentuk kimia zat partikulat radionuklida tertentu yang terambil. Dosis efektif yang

ditetapkan dalam catatan dosis pekerja adalah nilai di mana Orang Acuan (Reference

Person) akan merasakan sebab daerah radiasi dan aktivitas pemasukan yang dihadapi

oleh pekerja. Jangka waktu terikat 50 tahun merupakan periode akumulasi dosis yang

mungkin selama usia kerja (ini hanya relevan untuk radionuklida dengan waktu paro fisik

panjang dan retensi panjang di jaringan tubuh).

Pengumpulan radionuklida melalui kejadian yang tak terkendali yang melibatkan

luka memiliki implikasi di luar kesesuaian dengan praktek kerja dan dengan demikian

kejadian semacam ini tidak termasuk dalam persamaan (3.10). Arti penting dari peristiwa-

peristiwa ini harus dievaluasi dan dicatat, perawatan medis yang sesuai disediakan, dan

lebih jauh pembatasan paparan pekerja dipertimbangkan jika perlu.

Dalam kasus yang langka dari kontribusi signifikan paparan eksternal berpenetrasi

radiasi lemah, kontribusi dari dosis kulit terhadap dosis efektif perlu dipertimbangkan

selain persyaratan yang diberikan dalam persamaan (3.10) untuk pengkajian dosis efektif.

Dosis radiasi dari isotop radon, terutama radon-222, dan produk-produk peluruhannya

BATAN


Halaman 26 dari 96





mungkin juga perlu dipertimbangkan dalam pengkajian dosis secara keseluruhan

(ICRP 65).

Dalam keadaan tertentu di mana pemantauan individu dengan dosimeter

perorangan tidak dilakukan, seperti paparan petugas penerbangan, pengkajian dosis

efektif dapat diperoleh dari nilai-nilai dari besaran dosis ekivalen ambien, H*(10). Dosis

efektif kemudian dihitung menggunakan faktor-faktor yang sesuai dari data di daerah

radiasi, atau dengan menghitung dosis efektif secara langsung dari data tersebut.

3.4.4 Paparan Masyarakat

Prinsip-prinsip dasar perkiraan dosis efektif adalah sama bagi anggota masyarakat

seperti bagi pekerja. Dosis efektif tahunan untuk anggota masyarakat adalah jumlah dosis

efektif yang diperoleh dalam satu tahun dari paparan eksternal dan dosis efektif terikat

dari radionuklida yang masuk ke tubuh dalam tahun tersebut. Dosis ini tidak diperoleh

dengan pengukuran langsung paparan individu seperti pada paparan pekerjaan tetapi

terutama ditentukan oleh pengukuran efluen dan lingkungan, perilaku data, dan

pemodelan. Komponen akibat pelepasan efluen radioaktif dapat diperkirakan dengan

pemantauan efluen untuk instalasi yang sudah ada, atau prediksi efluen dari instalasi atau

sumber selama periode desain. Informasi tentang konsentrasi radionuklida dalam efluen

dan lingkungan digunakan bersama-sama dengan pemodelan radioekologi (analisis jalur

transportasi lingkungan, melalui udara, air, tanah, sedimen, tanaman, dan hewan kepada

manusia) untuk mengkaji dosis dari paparan radiasi eksternal dan pemasukan

radionuklida. Kelengkapan informasi ini diberikan dalam Annex B, ICRP 103.

3.4.5 Aplikasi Dosis Efektif

Kegunaan dasar dan pokok dari dosis efektif dalam proteksi radiasi bagi pekerja

dan masyarakat umum adalah:

• pengkajian dosis prospektif untuk perencanaan dan optimisasi proteksi; dan

• pengkajian dosis retrospektif untuk menunjukkan pemenuhan terhadap batas

dosis, atau untuk membandingkan dengan pembatas dosis atau tingkat acuan

(reference level).

Dalam pengertian ini, dosis efektif digunakan untuk tujuan regulasi di seluruh dunia.

Dalam praktek penerapan proteksi radiasi, dosis efektif digunakan untuk mengelola risiko

BATAN






efek stokastik pekerja dan masyarakat umum. Perhitungan dosis efektif atau koefisien

konversi yang sesuai untuk paparan eksternal dan koefisien dosis paparan internal,

didasarkan pada dosis terserap, faktor pembobotan (wR dan wT), dan nilai-nilai referensi

bagi tubuh manusia serta organ-organ dan jaringannya. Dosis efektif tidak didasarkan

pada data dari orang perorang. Dalam penerapan umumnya, dosis efektif tidak

memberikan dosis spesifik-individu melainkan untuk Orang Acuan dalam suatu situasi

paparan tertentu.

Ada beberapa keadaan dengan nilai-nilai parameter dapat diubah dari nilai-nilai

acuan dalam perhitungan dosis efektif. Oleh karena itu, adalah penting untuk

membedakan antara nilai-nilai parameter acuan yang dapat berubah dalam perhitungan

dosis efektif dalam situasi paparan tertentu dan nilai-nilai yang tidak dapat diubah dalam

definisi dosis efektif (misalnya faktor bobot). Dengan demikian, dalam pengkajian dosis

efektif dalam situasi paparan pekerjaan, perubahan dapat dilakukan misalnya berkaitan

dengan karakteristik suatu daerah radiasi eksternall (sebagai contoh arah paparan) atau

karakteristik fisik dan kimia dari radionuklida yang terhirup atau tertelan. Dalam kasus

seperti itu perlu menyatakan dengan jelas penyimpangan dari nilai-nilai parameter acuan.

Dalam pengkajian dosis retrospektif untuk individu tertentu yang mungkin secara

substansial melebihi batasan dosis, dosis efektif dapat memberikan takaran pendekatan

awal dari keseluruhan kerusakan (detriment). Jika dosis radiasi dan risiko perlu dikaji

dengan cara yang lebih akurat, diperlukan perkiraan spesifik lanjutan dosis organ atau

jaringan, terutama jika risiko organ spesifik bagi individu tertentu diperlukan.

Dosis efektif dimaksudkan untuk digunakan sebagai besaran proteksi berdasarkan

nilai-nilai acuan dan karena itu tidak direkomendasikan untuk evaluasi epidemiologi, juga

tidak dianjurkan digunakan untuk penyelidikan tertentu retrospektif yang rinci dari paparan

dan risiko perorangan. Sebaliknya, dosis terserap harus digunakan dengan efektivitas

biologis biokinetic paling tepat dan data faktor risiko. Dosis organ atau jaringan, bukan

dosis efektif, diperlukan untuk mengkaji kemungkinan induksi kanker dalam individu

terpapar.

Penggunaan dosis efektif tidak sesuai untuk pengkajian reaksi jaringan. Dalam

situasi seperti itu perlu untuk memperkirakan dosis terserap dan memperhitungkan RBE

yang sesuai sebagai dasar pengkajian atas efek radiasi (Annex B, ICRP 103).

BATAN


Halaman 28 dari 96





3.4.6 Dosis Efektif Kolektif

Dosis kolektif diperlukan untuk menyatakan efek radiasi pada suatu kelompok

orang, terutama terhadap paparan pekerjaan, untuk maksud optimisasi proteksi radiasi

(ICRP 26, ICRP 60). Besaran ini memperhitungkan paparan semua individu dalam suatu

kelompok selama kurun waktu operasional tertentu di daerah radiasi. Dosis efektif kolektif

S dihitung sebagai penjumlahan semua dosis efektif individu pada kurun waktu tertentu

atau selama operasi. Nama khusus yang digunakan untuk besaran dosis efektif kolektif

adalah ‘orang-sievert’. Dalam proses optimisasi, tindakan proteksi radiasi dan skenario

operasional dibandingkan dalam kerangka pengkajian dosis efektif individu dan kolektif

yang diharapkan.

Dosis efektif kolektif, S, didasarkan pada asumsi hubungan efek dosis linear untuk

efek stokastik tanpa ambang (model LNT, linear non-threholds). Atas dasar ini, maka

dimungkin untuk menganggap dosis efektif bersifat aditif.

Dosis efektif kolektif adalah sebuah alat optimisasi, untuk membandingkan teknologi

radiasi dan prosedur proteksi. Dosis efektif kolektif tidak dimaksudkan sebagai alat untuk

studi epidemiologi, dan tidak sepantasnya menggunakan besaran tersebut dalam proyeksi

risiko. Hal ini karena asumsi implisit dalam perhitungan dosis efektif kolektif (misalnya,

ketika menerapkan model LNT) menyembunyikan ketidakpastian biologis dan statistik

yang besar. Khususnya, perhitungan kematian akibat kanker berdasarkan dosis efektif

kolektif yang melibatkan paparan sepele pada populasi besar menjadi tidak masuk akal

dan harus dihindari. Perhitungan semacam itu yang didasarkan pada dosis efektif kolektif

tidak dikehendaki, yang secara biologis dan statistik sangat tidak pasti.

Untuk menghindari penggabungan yang tidak tepat, misalnya dosis individu sangat

rendah selama jangka waktu yang panjang dan wilayah geografis yang luas, syarat-syarat

pembatasan perlu ditetapkan. Rentang dosis dan jangka waktu harus ditentukan. Dosis

efektif kolektif yang disebabkan nilai dosis efektif individu antara E1 dan E2 didefinisikan

sebagai:

dEdE

dNETEES

T

E

E∆

∫

=∆

2

1

),,( 21 ................................................................... (3.11)

di mana ( )dEdEdN menyatakan jumlah individu yang terpapar dosis efektif antara

E dan E + dE dalam jangka waktu ∆T. Bila rentang dosis individu merentang beberapa

BATAN






orde besarnya, distribusinya harus dibagi menjadi beberapa rentang dosis individu,

masing-masing rentang tidak lebih dari dua atau tiga orde, dengan ukuran populasi, rata-

rata dosis individu, dan ketidakpastian dihitung secara terpisah untuk setiap rentang. Jika

dosis efektif kolektif lebih kecil daripada kebalikan risiko kerusakan yang relevan,

pengkajian risiko harus memperhatikan bahwa kemungkinan terbesar jumlah kelebihan

efek kesehatan adalah nol (NCRP Report 121, 1995).

3.5 Tingkatan Proteksi Radiasi

Pada ICRP 60, efek kontribusi dosis individu dari suatu sumber tidak bergantung

terhadap efek dosis dari sumber lainnya. Untuk banyak tujuan, tiap sumber atau

kelompok sumber biasanya diperlakukan berbeda. Untuk itu perlu mempertimbangkan

paparan individu yang dipapari oleh sumber atau kelompok sumber ini. ICRP 103

menekankan perlunya pendekatan ‘source-related’ ini karena tindakan dapat diambil pada

suatu sumber untuk meyakinkan proteksi suatu kelompok individu dari sumber tersebut.

Dalam situasi paparan yang direncanakan (kondisi operasi normal), pembatasan

source-related terhadap dosis individu disebut pembatas dosis (dose constraint). Untuk

paparan potensial konsep yang serupa adalah pembatas risiko (risk constraint). Untuk

situasi paparan kedaruratan dan existing, pembatasan source-related-nya adalah tingkat

acuan (reference level). Konsep pembatas dosis dan tingkat acuan digunakan dalam

proses optimisasi proteksi untuk membantu pencapaian bahwa semua paparan dijaga

serendah yang dapat dicapai secara layak dengan memperhatikan faktor sosial dan

ekonomi.

Dalam kasus tertentu situasi-paparan-yang-direncanakan, pembatasan terpisah

pada jumlah dosis pekerja dan pada jumlah dosis masyarakat disyaratkan. Pembatasan

‘individual-related’ ini dinyatakan dalam pembatasan dosis.

3.6 Prinsip Proteksi Radiasi

Prinsip proteksi radiasi berdasarkan BSS 115 terdiri dari 3 (tiga) unsur yaitu:

a. Justifikasi

Justifikasi adalah semua kegiatan yang melibatkan paparan radiasi hanya dilakukan

jika menghasilkan nilai lebih atau memberikan manfaat yang nyata (azas manfaat).

Justifikasi dari suatu rencana kegiatan atau operasi yang melibatkan paparan radiasi

BATAN


Halaman 30 dari 96





dapat ditentukan dengan mempertimbangkan keuntungan dan kerugian dengan

menggunakan analisa untung -rugi utnuk meyakinkan bahwa akan terdapat keuntungan

lebih dari dialkukannya kegiatan tersebut.

2. Optimasi

Optimasi adalah semua paparan harus diusahakanserendah-rendahnya yang dapat

dicapai (As Low As Reasonably Achievable – ALARA) dengan mempertimbangkan faktor

ekonomi dan sosial. Syarat ini menyatakan bahwa kerugian/ kerusakan dari suatu

kegiatan yang melibatkan radiasi haarus ditekan serendah mungkin dengan menerapkan

peraturan proteksi. Dalam pelaksnaannya, syarat ini dapat dipenuhi mislanya dengan

pemilihan kriteria deasin atau penentuan nilai batas/tingkat acuan bagi tindakan yang

akan dilakukan.

3. Limitasi

Limitasi adalah semua dosis ekivalen yang diterima oleh seseorang tidak boleh

melampaui Nilai Batas Dosis (NBD) yang telah ditetapkan. Pembatasan dosis ini

dimaksud untuk menjamin bahwa tidak ada seorangpun terkena risiko radiasi baik efek

sotakastik maupun efek deterministik akibat dari penggunaan radiasi maupun zat

radioaktif dalam keadaan normal.

3.7 Proteksi Lingkungan

Proteksi lingkungan ditujukan untuk mempertahankan keragaman biologis agar

terjaga konservasi spesies, dan melindungi kesehatan dan status habitat alam,

komunitas, dan ekosistem.

Hingga saat ini dipercaya bahwa proteksi terhadap manusia dalam kaitannya

dengan situasi paparan yang direncanakan dengan melaksanakan suatu standar

pengendalian lingkungan yang diperlukan untuk melindungi masyarakat akan juga

melindungi lingkungan. Hal ini kemungkinan dapat tidak berlaku untuk situasi paparan

kedaruratan dan existing. Untuk itu ICRP sekarang (ICRP 103) mulai mempertimbangkan

untuk perlunya rekomendasi proteksi lingkungan untuk semua situasi paparan.

Pada dasarnya perkembangan terkait proteksi lingkungan masih sangat terbatas

dan biasanya spesifik dari satu negara ke negara lain. Selain mempertahankan

keragaman biologis juga dipertimbangkan konservasi bangunan kuno langka bernilai

budaya tinggi.

BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pegaturan dan Pengawasan

Kawasan Nuklir Serpong Terhadap Keselamatan dan Kesehatan Kerja

BAB 4 PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP KESELAMATAN

DAN KESEHATAN KERJA


Pengawasan Nilai Batas Dosis (NBD) untuk radiasi eksternall dilakukan melalui

pemantauan dosis menggunakan dosimeter perorangan dan pemantauan tingkat radiasi

daerah kerja.

4.2 Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan Kerja

Peraturan keselamatan kerja di medan radiasi yang berkaitan dengan pembatasan

dosis kerja radiasi, ketentuan tingkat radiasi dan kontaminasi daerah kerja serta

pemeriksaan kesehatan pekerja mengacu pada Basic Safety Standard 115 “Internaltional

Basic Safety Standars for Protection againts Ionizing Radiation and for the Safety of

Radiation Sources. Untuk membatasi efek stokastik bagi pekerja ditetapkan dosis efektif

rata-rata 20 mSv per tahun, dalam jangka 1 tahun boleh menerima 50 mSv namun dalam

jangka 5 tahun , rata-rata per tahun tidak boleh lebih dari 20 mSv.

Untuk mencegah efek deterministik kepada pekerja radiasi, batas dosis ekivalen

sebesar 500 mSv dalam 1 tahun ditentukan untuk semua jaringan kecuali lensa mata

yang ditetapkan 150 mSv dalam 1 tahun seperti yang ditunjukkan dalam Tabel 4.1. NBD

untuk anggota masyarakat mengikuti pola penerapan untuk pekerja radiasi dengan nilai

lebih rendah, yaitu sebesar 1/20 NBD pekerja radiasi. NBD stokastik untuk pekerja radiasi

adalah :

∑ WT HT = 20 mSv ........................................................................ (4.1)

dengan HT adalah dosis ekivalen untuk jaringan dalam satu tahun pada jaringan T

dan WT adalah faktor bobot jaringan Untuk paparan radiasi merata seluruh tubuh, maka

WT = 1. Pada Tabel 3.2. ditunjukkan nilai-nilai faktor bobot jaringan.

BATAN


Halaman 32 dari 96



Pegaturan dan Pengawasan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi

Terhadap Keselamatan dan Kesehatan Kerja Kawasan Nuklir Serpong

Tabel 4.1 Nilai Batas Dosis

Penerapan Pekerja Anggota Masyarakat

Batas Dosis per Tahun

Dosis Efektif

Lensa mata

Jaringan dan organ selain lensa mata

20 mSv

150 mSv

500 mSv

1 mSv

15 mSv

50 mSv

Penerapan Wanita Usia Subur Wanita Hamil

Batas Dosis Abdomen per 13 minggu

Batas Dosis janin selama kehamilan

5,20 mSv

-

-

1 mSv

NBD bagi pekerja radiasi wanita usia subur ditetapkan dengan membatasi dosis ke

abdomen 5,20 mSv dalam 13 minggu dan tidak melebihi NBD yang diijinkan. NBD bagi

wanita hamil berdasarkan atas paparan pada janin sejak awal mengandung hingga

melahirkan tidak melebihi 1 mSv. Ketentuan ini dapat dipenuhi dengan mengklasifikasikan

wanita hamil sebagai pekerja radiasi kategori B, yaitu kategori pekerja yang menerima

dosis lebih kecil dari 6 mSv dalam 1 tahun.

Agar NBD tidak terlampaui dilakukan pengawasan dosis radiasi eksternal dan

internal serta pemeriksaan kesehatan pekerja. Di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) evaluasi

dosis perorangan pada umumya dilakukan setiap 3 bulan berdasarkan atas penjumlahan

penerimaan dosis radiasi eksternall dan internall serta membandingkan penerimaan dosis

tersebut terhadap NBD triwulan.

4.3 Pengawasan Nilai Batas Dosis

4.3.1 Radiasi Eksternal

Pengawasan NBD untuk radiasi eksternal dilakukan melalui pemantauan dosis

radiasi personil menggunakan dosimeter perorangan dan pemantauan tingkat radiasi

daerah kerja.

Dosimeter Perorangan

Untuk mengukur dosis radiasi eksternal digunakan dosimeter perorangan. Ada dua

jenis dosimeter perorangan, yaitu TLD dan dosimeter saku/pena. Dosimeter saku/pena

adalah dosimeter yang dosisnya dapat dibaca secara langsung setiap saat (direct

reading), sedangkan TLD adalah dosimeter dosis akumulasi dalam perioda pemantauan

BATAN






tertentu. Dosimeter personal berdasarkan jenisnya dapat digunakan untuk memantau

dosis radiasi gama dan/atau radiasi beta energi tinggi serta radiasi neutron yang

ditentukan berdasarkan daerah kerja atau medan radiasi. Dosimeter saku/pena biasanya

untuk pemantauan dosis dari gama, sedangkan TLD dapat digunakan untuk ketiga

kombinasi radiasi tersebut.

Dosimeter saku/pena digunakan untuk mendukung pemakaian TLD, khususnya

untuk medan radiasi yang tinggi. Dosimeter saku/pena juga digunakan untuk keperluan

pemantauan dosis tamu/pengunjung. TLD dan dosimeter pena/saku dipakai di bagian

tubuh yang paling banyak menerima paparan radiasi biasanya di bagian dada atau

pinggang. Jika kemungkinan penerimaan paparan radiasi cukup tinggi di bagian anggota

tubuh tertentu misalnya jari tangan maka menggunakan dosimeter cincin, jika penerimaan

dosis dosis tinggi di bagian pergelangan tangan maka menggunakan dosimeter tangan.

Pemantauan Tingkat Radiasi Daerah Kerja

Cara lain untuk mengawasi NBD adalah pemantauan tingkat paparan radiasi

(eksternal) di daerah kerja. Jika laju paparan radiasi daerah kerja diketahui melalui

pemantauan daerah kerja, misalnya menggunakan surveimeter radiasi, lama pekerja

berada di medan radiasi dapat ditentukan agar NBD tidak terlampaui. Lebih detail

pemantauan tingkat paparan radiasi di daerah kerja diterangkan dalam bab pengendalian

daerah kerja.

4.3.2 Radiasi Internal

Pemantauan Dosis Internal

Pemantauan dosis internal di KNS hanya untuk personal pekerja radiasi, khususnya

pekerja radiasi yang berpotensi menerima dosis radiasi internal, seperti pekerja radiasi

yang bekerja di daerah kerja sumber terbuka. Ada dua metode pemantauan dosis internal

yaitu pengukuran secara langsung dengan Whole Body Bounter (WBC) atau cara in-vivo

dan analisis sampel eksresi atau cara in-vitro. Pemantauan dengan WBC digunakan

untuk mendeteksi zat radioaktif pemancar gama yang berada di dalam tubuh pekerja.

Analisis sampel ekskresi tubuh dilakukan untuk memantau zat radioaktif pemancar

alfa (misalnya: uranium, thorium) atau untuk pemancar beta murni atau yang fraksi emisi

gamanya kecil (misalnya: H-3, Sr-90, Y-90). Umumnya sampel yang diambil adalah urin.

BATAN


Halaman 34 dari 96





Perhitungan Dosis Internal

Untuk menghitung dosis internal atau dosis efektif terikat ( committed effective dose)

yang diterima pekerja dari inhalasi (menghirup) dan ingesi (melalui mulut) dari

radionuklida yang masuk ke dalam tubuh, digunakan persamaan sebagai berikut:

E(50) = ∑ e(g)j,inh . Ij,inh + ∑ e(g)j,ing . Ij,ing ...................................................... (4.2) j j

E(50) = Dosis efektif terikat dari inhalasi radionuklida j dan ingesi radionukilda j

e(g)j,inh = koefisien dosis efektif terikat persatuan intake (masukan) radionuklida j

dari inhalasi (Sv/Bq)

e(g)j,ing = koefisien dosis efektif terikat persatuan intake (masukan) radionuklida j

dari ingesi (Sv/Bq)

Ij,inh = intake (masukan) radionuklida j melalui inhalasi

Ij,ing = intake (masukan) radionuklida j melalui ingesi

Besarnya koefisien dosis efektif terikat persatuan intake {e(g)} bergantung pada

jenis radionukilda, jalur masuk radionuklida ke dalam tubuh, usia, jenis penyerapan

radionuklida dalam saluran pernafasan, fraksi penyerapan radionukida ke dalam cairan

tubuh (darah), ukuran partikel radionukilda dan batas masukan tahunan radionuklida.

Koefisien ini ada pada BSS 115 “International Basic Safety Standards for Protection

against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources (IAEA, 1996) dan juga

ada pada Safety Report Series No 37 “Methods for Assessing Occupational Radiation

Doses Due to Intakes of radionuclides” (IAEA, 2004).

Intake adalah masukan radionuklida ke dalam tubuh, besarnya intake bergantung

kepada waktu intake, jenis dan sifat fisis/kimia radionuklida, jenis penyerapan radionuklida

dalam saluran pernafasan, , ukuran partikel radionuklida, fraksi intake berdasarkan fungsi

retensi dan ekskresi radionuklida . Waktu intake ditentukan dengan menghitung waktu

awal masuknya radionukida ke dalam tubuh sampai dengan waktu dilakukan pencacahan

radionuklida.

Dosis Efektif Total

Dosis efektif total dapat terjadi secara eksternal maupun internal melalui berbagai

jalur. Dosis radiasi eksternal terjadi karena paparan radiasi langsung dari sumber tertutup,

misal sumber yang berada di dalam wadah namun radiasinya masih menembus perisai

BATAN






wadah, dan/atau terbuka, seperti radionuklida yang terdispersi di udara, radionuklida yang

terdeposisi di lantai, pakaian dan kulit. Dosis radiasi internal dapat terjadi karena adanya

kontaminasi yang masuk ke dalam tubuh melalui berbagai jalur, misal melalui inhalasi,

ingesi (melalui pencernaan) atau lewat luka terbuka.

Dosis total efektif dihitung dengan mempertimbangkan semua jalur dominan yang

memungkinkan pekerja terpapar, yaitu:

E = HP(10) + E(50) ............................................................................ (4.3)

E = Dosis total dari paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi internal

Hp(10) = Dosis radiasi dari paparan radiasi eksternal

E(50) = Dosis efektif terikat dari inhalasi radionuklida j dan ingesi radionukilda j

(dosis radiasi internal)

4.3.3 Penyinaran Khusus Direncanakan

Pengawasan penerimaan dosis personal selain dengan cara pemantauan dosis

radiasi memakai alat ukur radiasi dan pemantauan paparan radiasi daerah kerja, juga

dilakukan dengan cara pembatasan-pembatasan penyinaran/ paparan atau aturan-aturan

keselamatan radiasi. Penyinaran khusus direncanakan hanya boleh dilakukan bagi

pekerja radiasi golongan A . Penanggung jawab pelaksanaan penyinaran khusus

direncanakan harus membuat prosedur pelaksanaan kerja yang telah dievaluasi dan

disetujui oleh Pemegang Izin.

Izin penyinaran khusus direncanakan hanya diberikan dalam keadaan khusus

selama operasi normal apabila:

• tidak ada alternatif lain

• hal tersebut dilakukan dengan mempertimbangkan jenis kelamin, usia dan

kesehatan pekerja yang bertugas.

Dosis radiasi (termasuk dosis terikat) untuk penyinaran khusus direncanakan, dalam

setahun tidak boleh melebihi 50 mSv dan rata-rata dalam 5 tahun 20 mSv. Penyinaran

khusus direncanakan tidak boleh diberikan kepada pekerja radiasi, apabila :

• tahun sebelumnya dan tahun berjalan pernah menerima dosis melebihi NBD

tahunan.

BATAN


Halaman 36 dari 96





• pekerja radiasi yang bersangkutan pernah menerima penyinaran akibat keadaan

darurat atau kecelakaan sehingga mengakibatkan penerima dosis melebihi 3 kali

NBD.

• pekerja radiasi yang bersangkutan adalah wanita dalam usia subur.

• pekerja radiasi tersebut tidak bersedia.

Sebelum menerima penyinaran khusus direncanakan, pekerja yang bersangkutan

harus menerima penjelasan mengenai risiko yang terkandung dalam tugas dan tindakan

keselamatan yang diambil selama berlangsungnya pekerjaan.

Terlampauinya NBD sebagai akibat penyinaran khusus direncanakan tidak boleh

dipakai sebagai alasan untuk memindahkan yang bersangkutan dari tugasnya yang biasa.

Setelah menerima penyinaran khusus direncanakan, pekerja tersebut harus diperiksa

kesehatannya oleh dokter instalasi. Kondisi penyinaran selanjutnya bergantung kepada

persetujuan dokter instalasi.

4.3.4 Pengawasan Pengunjung, Tamu dan Pekerja Non-Radiasi

NBD bagi pengunjung, tamu, ataupun personal yang bukan pekerja radiasi (non-

radiasi) dikategorikan sebagai NBD anggota masyarakat. Mereka meliputi :

• Pekerja administrasi di KNS atau yang bukan bekerja di daerah radiasi.

• Pengunjung yang berada di KNS dalam waktu relatif singkat.

• Kontraktor, pemasok bahan/barang ataupun para pegawainya

• Tamu (peneliti, mahasiswa atau siswa magang) yang bekerja di daerah radiasi dan

tinggal/ bekerja kurang dari 1 bulan.

• Para pengunjung lain seperti supir/ buruh angkutan barang, pelayanan dan

perbaikan telepon, air, listrik ataupun pemasang peralatan.

Untuk mereka diberikan dosimeter sementara (pena/saku) jika memasuki daerah

radiasi dan dikembalikan kepada petugas keselamatan saat keluar daerah radiasi.

Dosimeter selanjutnya dievaluasi/ dibaca.

NBD untuk siswa magang berumur serendah-rendahnya 18 tahun yang sedang

melaksanakan pelatihan atau kerja praktik atau yang karena keperluan pendidikannya

terpaksa menggunakan sumber radiasi atau berada di daerah radiasi, sama dengan NBD

pekerja radiasi.

BATAN






NBD untuk siswa magang berumur antara 16 sampai 18 tahun yang sedang

melaksanakan pelatihan atau kerja praktik, atau yang karena keperluan pendidikannya

terpaksa menggunakan sumber radiasi atau berada di daerah radiasi adalah 3/10 NBD

pekerja radiasi.

NBD untuk siswa magang berumur kurang dari 16 tahun yang sedang

melaksanakan pelatihan atau kerja praktik tetapi tidak menggunakan sumber radiasi sama

dengan NBD anggota masyarakat umum. Jika mereka terpaksa terkena radiasi, dosis

yang boleh mereka terima dalam sekali penyinaran tidak boleh melebihi 1/10 dari NBD

untuk pekerja radiasi.

Untuk tamu (peneliti/ tenaga ahli, mahasiswa, siswa, atau buruh kontraktor) yang

bekerja di daerah instalasi nuklir KNS lebih dari 1 bulan, ketentuan dan perlakuan

pengawasan dosis kepada mereka sama seperti pekerjaan radiasi KNS.

4.3.5 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan atau Kecelakaan

Untuk membatasi dosis terhadap pekerja dan anggota masyarakat akibat pelepasan

tak terkendali bahan radioaktif diperlukan perencanaan (kesiapsiagaan) yang rinci dalam

menghadapi kedaruratan dan latihan kedaruratan secara berkala. Kesiapsiagaan KNS

diatur dalam Pedoman Kedaruratan Nuklir Kawasan Serpong. Latihan kedaruratan nuklir

dilaksanakan baik secara parsial di setiap fasilitas atau instalasi dan secara menyeluruh

setiap tahun.

Dalam keadaan darurat, seorang sukarelawan (volunteer) dapat menerima dosis

berlebih untuk maksud menyelamatkan manusia atau mencegah luka/sakit yang lebih

parah, atau untuk mencegah peningkatan bahaya yang sangat besar. Setiap keadaan

darurat biasanya memiliki sifat unik sehingga sukar untuk menetapkan batasan dosis

yang akan sesuai untuk semua keadaan.

Dalam keadaan kedaruratan nuklir mungkin terjadi beberapa pekerja radiasi

menerima dosis berlebih, terutama dalam kegiatan yang melibatkan penyelamatan jiwa

manusia. Tiap situasi harus diperhitungkan dengan cermat oleh petugas keselamatan

yang berkompeten dan suatu putusan harus didasarkan pada perhitungan ini.

Dalam kecelakaan, dosis radiasi yang diterima korban kecelakaan ataupun petugas

penanggulangan kecelakaan harus dievaluasi dan dilaporkan secara terpisah. Apabila

BATAN


Halaman 38 dari 96





dosis yang diterima melampaui 2 kali NBD tahunan harus dilakukan pemeriksaan

kesehatan khusus.

Dalam kondisi kedaruratan nuklir seseorang dapat menerima dosis seluruh

tubuh 1 Gy untuk maksud penyelamatan jiwa manusia. Bila dalam operasi ini

diperkirakan dosis radiasi lebih besar dari pada 1 Gy, maka risiko radiasi harus

diperhitungkan dengan cermat dengan mempertimbangkan laju dosis di tempat

kecelakaan, kondisi korban dan kemungkinan untuk bertahan hidup.

4.4 Pemantauan Kesehatan

Pemantauan kesehatan bagi pekerja radiasi dan non-radiasi di KNS berupa

pemeriksaan kesehatan meliputi pemeriksaan laboratorium dan pemeriksaan fisik untuk

menjamin ada atau tidak pengaruh kesehatan akibat dari kegiatan atau pekerjaannya.

Selama masa bekerja, pekerja mendapat pemeriksaan kesehatan dengan

pengaturan sebagai berikut :

a. Pekerja radiasi diperiksa 1 tahun sekali, bila memungkinkan 6 bulan sekali.

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

c. Siswa magang, kontraktor, peneliti/ahli yang berkunjung di KNS lebih dari enam

bulan mendapat pemeriksaan kesehatan.

d. Pada keadaan kecelakaan radiasi dilakukan pemantauan kesehatan khusus bagi

yang diduga menerima dosis berlebih.

Hasil atau rekaman pemeriksaan kesehatan diarsipkan dalam data kesehatan

pekerja yang ditangani oleh Poliklinik KNS. Hasil pemeriksaan kesehatan dilaporkan

kepada Pemegang Izin yang bersangkutan untuk penatalaksanaan.

Jika pekerja menerima dosis radiasi berlebih akibat tugasnya sehari-hari atau

mengalami kecelakaan, maka petugas kesehatan menanggulangi keadaan korban

tersebut bersama dengan BK. Bila keadaan korban tidak dapat ditanggulangi dengan

fasilitas yang ada di KNS maka petugas kesehatan mengirim korban ke rumah sakit.

BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan


BAB 5 PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN

5.1 Lingkup dan tujuan

Dalam bab ini dijelaskan mengenai jenis pemantauan, kriteria pekerja yang

dipantau, metode pemantauan, periode pemantauan, pencatatan dan penyimpanan dosis

radiasi, pelaporan dosis radiasi serta penanganan dosis berlebih.

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan untuk mengetahui besarnya dosis

yang diterima pekerja radiasi dalam rangka mematuhi ketentuan batasan dosis.

5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan dengan 2 (dua) cara yaitu:

1. Pemantauan dosis radiasi eksternal, dilakukan dengan menggunakan

dosimeter perorangan

2. Pemantauan dosis radiasi internal, dilakukan dengan 2 (dua) cara yaitu :

a. Pemantauan pekerja radiasi secara langsung (in-vivo)

b. Pemantauan pekerja radiasi secara tidak langsung (in-vitro)

5.3 Kriteria Pekerja Radiasi yang Dipantau

Pekerja radiasi dikelompokkan menjadi 2 (dua) golongan yaitu golongan A dan

golongan B. Pekerja radiasi golongan A adalah pekerja yang diperkirakan akan menerima

dosis efektif ≥ 1/3 NBD dan pekerja radiasi golongan B adalah pekerja yang diperkirakan

akan menerima dosis efektif < 1/3 NBD. Pemantauan dosis radiasi perorangan harus

diberikan kepada pekerja radiasi golongan A dan secara umum tidak harus untuk pekerja

radiasi golongan B. Namun jika pekerja radiasi golongan A maupun golongan B akan

memasuki daerah pengendalian harus diberikan 1 (satu) atau lebih dosimeter

perorangan. Untuk memasuki daerah kerja pengendalian yang tidak rutin misalnya tamu,

pengunjung atau orang yang bukan pekerja radiasi, maka tidak perlu diberikan dosimeter

perorangan.

BATAN


Halaman 40 dari 96



Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


Pemantauan dosis radiasi internal diutamakan diberikan kepada pekerja radiasi

golongan A dan pekerja radiasi yang menangani bahan radioaktif/sumber radiasi terbuka

dengan potensi kontaminasi internal yang signifikan. Bagi pekerja radiasi lainnya,

pemantauan dosis radiasi internal tidak diperlukan, kecuali jika diperlukan untuk

konfirmasi atau jika terjadi kecelakaan yang diduga terjadi kontaminasi internal.

5.4 Metode Pemantauan

Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan menggunakan dosimeter

perorangan yaitu dosimeter termoluminesens (TLD). Jenis TLD yang digunakan adalah

Lithium Fluorida (LiF) tipe BG-0110. TLD tipe BG-0110 digunakan untuk mendeteksi

radiasi β dan γ. TLD tipe BGN-7776 atau 7767 digunakan untuk mendeteksi radiasi β, γ

dan neutron.

Setiap pekerja radiasi diberi 2 (dua) badge TLD yaitu seri A dan seri B. Dosis radiasi

eksternal yang diukur TLD adalah Dosis Ekivalen Kulit (Surface dose) atau Hp(0,07) dan

Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (deep dose) atau Hp(10). Bagi pekerja radiasi yang tidak

bekerja dengan sumber radiasi berdaya tembus lemah (radiasi β dan γ / foton berenergi

< 15 KeV), dosis radiasi eksternal yang diukur hanya Hp(10).

Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode pencacahan langsung (in-vivo)

dilakukan dengan mencacah tubuh pekerja (full scan, total body, tiroid atau paru-paru)

menggunakan alat cacah Whole Body Counter (WBC). Metode in-vivo ini bertujuan untuk

mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja akibat masuknya radionuklida

pemancar γ ke dalam tubuh dengan mengukur pancaran radiasi γ dari radionuklida yang

ada di dalam tubuh .

Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-vitro dilakukan dengan

mencacah hasil metabolisme tubuh dalam hal ini adalah sampel urin pekerja.

Pemantauan ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja

akibat masuknya radionukida (pemancar α, β dan γ) ke dalam tubuh pekerja.

Dosis radiasi internal yang diukur baik secara in-vivo (dengan WBC) maupun secara

in-vitro (dengan mencacah urin) adalah Dosis Terikat Efektif (HE) yaitu jumlah dosis terikat

rerata dalam organ atau jaringan dengan memperhitungkan faktor bobot (WT) masing-

masing organ.

BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan


5.5 Periode Pemantauan

Periode pemantauan dosis radiasi eksternal ditentukan berdasarkan daerah radiasi

tempat pekerja radiasi bekerja. Untuk pekerja yang bekerja di daerah radiasi tinggi dan

diperkirakan dapat menerima dosis melebihi NBD maka periode pemantauannya 2 (dua)

minggu dan selambat-lambatnya 1 (satu) bulan. Untuk pekerja yang bekerja di medan

radiasi rendah dan sedang pada umumnya mempunyai periode pemantauan 3 (tiga)

bulan.

Periode pemantauan untuk dosis radiasi internal bergantung pada sifat kimia dan

fisika radionuklida, kondisi daerah kerja dan jenis pekerjaan. Namun demikian dapat

dibagi menjadi 4 (empat) jenis pemantauan yaitu:

1. Pemantauan rutin: biasanya mempunyai periode pemantauan berkisar

antara 2 minggu sampai 3 bulan

2. Pemantauan khusus: pemantauan yang dilakukan di luar jadwal rutin

misalnya karena adanya kondisi abnormal.

3. Pemantauan operasional/penugasan: pemantauan yang dilakukan karena

adanya penugasan.

4. Pemantauan konfirmasi: pemantauan yang dilakukan 1 kali dalam setahun

untuk pembuktian bahwa pekerja bebas kontaminasi radionuklida internal.

5.6 Pencatatan Dan Penyimpanan Dosis Radiasi Perorangan

Setiap dosis radiasi yang diterima oleh pekerja baik dosis radiasi eksternal maupun

dosis radiasi internal karena akibat kerja, harus dicatat. Pencatatan dosis radiasi

dilakukan baik secara manual maupun elektronik. Data dosis radiasi pekerja radiasi dibuat

ganda dan disimpan pada tempat yang berbeda.

Setiap pekerja mempunyai kartu riwayat dosis yang berisikan antara lain : nama

pekerja , nomor identifikasi, tanggal lahir, mulai bekerja, bidang pekerjaan, besarnya dosis

radiasi dan periode pemantauan.

Kartu riwayat dosis radiasi pekerja harus disimpan dan dipelihara dengan baik agar

tidak rusak, tidak terbakar, tidak hilang, bersifat rahasia dan mudah diperoleh jika

diperlukan. Penyimpanan kartu riwayat dosis ini dipelihara selama pekerja masih aktif

BATAN


Halaman 42 dari 96



Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


bekerja atau setidaknya sampai pekerja berusia 75 tahun atau 30 tahun setelah pekerja

berhenti bekerja dengan radiasi.

5.7 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan

Hasil evaluasi pemantauan dosis radiasi perorangan oleh laboratorium pemroses

dosis perorangan disampaikan kepada Pemegang Izin dan BAPETEN. Setiap pekerja

radiasi berhak untuk mengetahui besarnya dosis yang diterima selama bekerja di medan

radiasi. Untuk itu atasan langsung berhak mendapatkan hasil evaluasi dosis radiasi

perorangan dari Pemegang Izin.

5.8 Penerimaan Dosis Berlebih

Yang dimaksud paparan radiasi berlebih adalah :

1. Paparan radiasi yang diterima pekerja mendekati atau sedikit di atas NBD.

2. Paparan radiasi yang diterima pekerja melebihi NBD tetapi masih di bawah

dosis ambang efek deterministik.

3. Paparan radiasi yang diterima pekerja melebihi atau sekitar dosis ambang

efek deterministik.

Jika kedapatan pekerja menerima paparan radiasi seperti salah satu di atas, maka :

1. Laboratorium pemroses dosis perorangan segera melakukan peninjauan

ulang hasil perhitungan dosis radiasi dengan memperhitungkan faktor-

faktor yang dapat mendukung kemungkinan terjadinya kesalahan dalam

perhitungan dosis radiasi.

2. Laboratorium pemroses dosis perorangan segera melaporkan hasil

evaluasi dosis radiasi tersebut kepada Pemegang Izin dan BAPETEN.

3. Jika pekerja radiasi menerima dosis ≥ 2 NBD tahunan, harus dilakukan

pemeriksaan kesehatan khusus oleh tenaga medis yang kompeten dan

mempunyai pengetahuan tentang efek deterministik.

BATAN




Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pengawasan Daerah Kerja


BAB 6 PENGAWASAN DAERAH KERJA

6.1 Lingkup Dan Tujuan

Kegiatan pengawasan daerah kerja di Kawasan Nuklir Serpong yang meliputi

pembagian daerah kerja dan pengawasannya memiliki tujuan untuk membatasi dan

memperkecil penerimaan dosis perorangan sebagaimana yang ditetapkan oleh Peraturan

Pemerintah Nomor 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan

Sumber Radioaktif serta Peraturan Kepala BAPETEN tentang Proteksi dan Keselamatan

Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang berlaku.

6.2 Pembagian Daerah Kerja Di Kawasan Nuklir Serpong

Untuk keperluan pembatasan penyinaran sebagai wujud implementasi tujuan

proteksi radiasi, maka daerah kerja di Kawasan Nuklir Serpong dibagi menjadi :

1. Daerah Instalasi Nuklir, mencakup instalasi nuklir yang dibatasi oleh pagar

kuning di bawah pengawasan unit pengamanan nuklir. Pada daerah ini

hanya pekerja radiasi dan orang yang telah diberi izin yang boleh masuk.

2. Daerah Non Instalasi Nuklir, mencakup laboratorium, fasilitas penunjang,

administrasi dan sarana pelayanan lainnya. Daerah ini berada di luar pagar

kuning tetapi masih di dalam pagar BATAN dan keamanannya tetap dalam

pengawasan petugas keamanan BATAN.

6.3 Pembagian Daerah Kerja Instalasi Nuklir

Pembagian daerah kerja disesuaikan dengan kegiatan di tiap instalasi dan

disesuaikan dengan kegiatan yang dilakukan di instalasi tersebut. Secara garis besar

daerah kerja instalasi nuklir dibagi menjadi :

1. Daerah Supervisi, dibedakan atas:

a. Daerah Radiasi Sangat Rendah:

Daerah kerja yang memungkinkan seorang pekerja menerima dosis 0,4 mSv atau

lebih, dan kurang dari 2 mSv dalam satu tahun.

BATAN


Halaman 44 dari 96



Pengawasan Daerah Kerja Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


b. Daerah Radiasi Rendah:

Daerah kerja yang memungkinkan seorang pekerja menerima dosis 2 mSv atau

lebih, dan kurang dari 6 mSv dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai yang sesuai

terhadap organ tertentu.

2. Daerah Pengendalian, yang dibedakan atas:

a. Daerah Radiasi, yang terdiri atas:

1) Daerah Radiasi Sedang

Daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap pada

daerah itu menerima dosis 6 mSv atau lebih dan 20 mSv dalam satu tahun untuk seluruh

tubuh atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu dari tubuh.

2) Daerah Radiasi Tinggi

Daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara tetap dalam

daerah itu menerima dosis 20 mSv atau lebih dalam satu tahun atau nilai yang sesuai

terhadap organ tertentu dari tubuh.

b. Daerah kontaminasi, terdiri atas:

1) Daerah kontaminasi rendah

Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi yang besarnya lebih kecil dari 0,4 Bq/cm2

untuk pemancar alfa dan lebih kecil dari 4 Bq/cm2 untuk pemancar beta.

2) Daerah kontaminasi sedang

Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi radioaktif 0,4 Bq/cm2 atau lebih tapi

kurang dari 4 Bq/cm2 untuk pemancar alfa dan 4 Bq/cm2 atau lebih tetapi kurang dari 40

Bq/cm2 untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara tidak melebihi sepersepuluh

Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara.

3) Daerah kontaminasi tinggi

Daerah kerja dengan tingkat kontaminasi 4 Bq/cm2 atau lebih untuk pemancar alfa

dan 40 Bq/cm2 atau lebih untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara kadang–

kadang lebih besar dari Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara.

BATAN






Daerah Kerja

Daerah Supervisi

Daerah Pengendalian

Daerah Radiasi Sangat

Rendah

1 mSv ≤ Dosis ≤ 5 mSv

Daerah Radiasi Rendah


Daerah Radiasi

Daerah Kontaminasi

Daerah Radiasi Sedang


Daerah Radiasi Tinggi

> 50 mSv

Daerah Kontaminasi Rendah

TK < 0,4 Bq/cm2

Daerah Kontaminasi

TK < 4 Bq/cm2

Daerah Kontaminasi

TK < 40 Bq/cm2

Gambar 6-1. Diagram Pembagian Daerah Karja

Daerah kerja di instalasi tersebut harus diawasi dan dipantau jenis kontaminan dan

tingkat kontaminasinya oleh petugas Keselamatan Kerja yang bersangkutan. Data hasil

pemantauan ini digunakan untuk evaluasi keselamatan dan kesehatan kerja para pekerja

dan peralatan proteksi radiasi yang perlu digunakan di daerah tersebut. Daftar

penggolongan zat radioaktif berdasarkan tingkat bahayanya dicantumkan pada Tabel 6.1

dan daftar tingkat kontaminasi maksimum pada berbagai daerah kerja dicantumkan pada

Tabel 6.2. Selain itu harus pula dilakukan analisis dampak radiologi apabila terjadi

kecelakaan pada penanganan bahan radioaktif di daerah kerja tersebut dan tindakan

penanggulangannya.

BATAN


Halaman 46 dari 96





Tabel 6-1. Klasifikasi Isotop Berdasarkan Radiotoksisitas Relatif Per Satuan Aktivitas.

Group 1 : Radiotoksisitas Sangat Tinggi 210

Pb 226

Ra 227

Th 231

Pa 233

U 238

Pu 241

Pu 243

Am 244

Cm 249

Cf 210

Po 228

Ra 228

Th 230

U 234

U 239

Pu 242

Pu 242

Cm 245

Cm 250

Cf 228

Ra 227

Ac 230

Th 232

U 232

U 237

Np 241

Am 243

Cm 246

Cm 252

Cf

Group 2 : Radiotoksisitas Tinggi 22

Na 56

Co 95

Zr 125

Sb 131

I 144

Ce 181

Hf 207

Bi 228

Ac 36

Cl 60

Co 106

Ru 127m

Te 133

I 152

Eu 210

Bi 230

Pa 45

Ca 89

Sr 110m

Ag 129m

Te 134

Cs 154

Eu 182

Ta 211

At 234

Th 46

Sc 90

Sr 115m

Cd 124

I 137

Cs 160

Tb 192

Ir 212

Pb 236

U 54

Mn 91

Y 114m

In 126

I 140

Ba 170

Tm 204

Tl 224

Ra 249

Bk

124

Sb 125

I

Group 3 : Radiotoksisitas Sedang 7Be

48Sc

65Zn

91Sr

103Ru

125mTe

140Gd

153Gd

187W

198Au

231Th

14C

48V

69mZn

90Y

105Ru

127Te

141Ce

159Gd

183Re

199Au

233Pa

18F

51Cr

72Ga

92Y

105Rh

129Te

143Ce

165Dy

186Re

197Hg

239Np

24Na

52Mn

73As

93Y

103Pd

131mTe

142Pr

166Dy

188Re

197mHg

38Cl

56Mn

74As

97Zr

109Pd

132Te

143Pr

166Ho

185Os

203Hg

31Si

52Fe

76As

93mNb

105Ag

130I

147Nd

169Er

191Os

200Tl

32P

55Fe

77As

95Nb

111Ag

132I

149Nd

171Er

193Os

201Tl

35S

59Fe

75Se

99Mo

109Cd

134I

147Pm

171Tm

190Ir

202Tl

41A

57Co

82Br

96Tc

115Cd

135I

149Pm

175Yb

194Ir

203Pb

42K

58Co

85mKr

97Tc

115mIn

135Xe

151Sm

177Lu

191Pt

206Bi

43K

63Ni

87Kr

98Tc

113Sn

131Cs

153Sm

181W

193Pt

212Bi

47Ca

65Ni

86Rb

99Tc

125Sn

136Cs

152Eu

197Pt

220Rn

47Sc

64Cu

85Sr

97Ru

122Sb

131Ba

155Eu

185W

196Au

222Rn

Group 4 : Radiotoksisitas Rendah 3H

58mCo

71Ge

87Rb

97Nb

103mRh

131mXe

135Cs

191mOs

232Th

238U

15O

59Ni

85Kr

91mY

96mTc

131mIn

133Xe

147Sm

193mPt

NatTh

NatU

37A

69Zn

85Sr

93Zr

99mTc

129I

134mCs

187Re

197mPt

235U

BATAN






Tabel 6-2. Tingkat Kontaminasi Permukaan Maksimum Yang Diizinkan *)

Jenis Daerah Kerja Tingkat Maksimum Yang Diizinkan, Bq/Cm2

α β kecuali Sr-90 Sr-90

Daerah yang tidak diawasi 0,4

4 **) 4 0,4

Daerah yang diawasi 4

40**) 40 4

Daerah kontaminasi tinggi dan tidak umum dimasuki

>4 >40**)

>40 >4

*) Sebagai pedoman luas rata-rata pengukuran diusahakan 300 cm2. Luasan 1000 cm2

dapat digunakan untuk lantai, dinding dan atap.

**) harga ini hanya digunakan untuk pemancar-α selain radionuklida sangat toksik dalam

group I pada tabel 6.1.

6.4 Pengendalian Paparan Radiasi

Bahaya radiasi eksternal dapat dikurangi dengan memperkecil semua tingkat radiasi

eksternall yang dapat dilaksanakan dengan cara berikut :

1. Menggunakan sumber radiasi dengan aktivitas sekecil mungkin

2. Menjaga jarak sejauh yang dapat dilaksanakan dari sumber radiasi

3. Membatasi waktu kerja seminimum mungkin

4. Menggunakan pelindung yang sesuai antara sumber dan pekerja dan bila

perlu menggunakan pelindung tambahan untuk memastikan orang lain di dekat

atau di sebelah ruangan tidak terkena paparan.

5. Melaksanakan survei daerah kerja secara rutin, dan memasang tanda bahaya

dan peringatan yang diperlukan.

6.5 Pengendalian Radiasi Gama, Sinar – X Atau Neutron

Laju dosis di daerah kerja yang ada di KNS ditentukan sebagai berikut :

1. Daerah dengan Laju Dosis kurang dari 10 µSv/jam

Untuk daerah kerja dengan laju dosis kurang dari 10 µSv/jam tidak memerlukan

tindakan pencegahan khusus terhadap radiasi eksternal. Bila seorang pekerja yang

bekerja dalam daerah kerja dengan laju dosis sebesar ini, maka dalam setahun (2000

BATAN


Halaman 48 dari 96





jam) dosis radiasi yang diterima 20 mSv sesuai dengan Peraturan Kepala BAPETEN

tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. Ketentuan

ini berlaku juga untuk siswa magang usia 18 tahun Bila bukan pekerja radiasi yang

dipekerjakan secara tetap seperti mereka yang magang, maka laju dosisnya tidak boleh

melebihi 6 mSv/tahun dan untuk masyarakat umum, tidak boleh melebihi 1 mSv/tahun.

2. Daerah dengan Laju Dosis lebih besar dari 10 µSv/jam.

Semua daerah kerja dengan laju dosis melebihi 10 µSv/jam harus diberi tanda

radiasi tertentu. Bidang Keselamatan yang bersangkutan bertanggung jawab untuk

memantau secara rutin dan sejauh diperlukan serta memperbaruinya apabila ada

perubahan. Adanya perubahan kondisi yang diperkirakan akan mengubah laju paparan di

daerah kerja perlu menjadi perhatian Bidang Keselamatan yang bersangkutan. Pekerja

radiasi yang bekerja di daerah dengan laju dosis lebih dari 10 µSv/jam selain

menggunakan TLD - badge juga disarankan untuk menggunakan dosimeter perorangan

saku/pena (direct reading dosimeter). Bidang Keselamatan yang bersangkutan

menyediakan sekaligus memberikan pengarahan dan petunjuk mengenai penggunaan

perlengkapan tambahan ini.

3. Daerah Bahaya Khusus.

Untuk daerah dengan bahaya khusus, Bidang Keselamatan setempat bertanggung

jawab untuk menentukan pemasangan tanda bahaya yang memberikan peringatan

kepada pekerja radiasi bahwa ada radiasi tinggi di daerah tersebut berikut petunjuk

pelaksanaan dalam menghadapi tanda-tanda peringatan tersebut.

Alat tanda bahaya ini dapat memberikan respon berupa :

a. Bunyi atau suara tanda peringatan.

b. Cahaya tanda peringatan.

c. Tanda peringatan lain.

Untuk sistem pemantauan kritikalitas yang dipasang di ruang tertentu pada instalasi

harus digabungkan dengan tanda bahaya guna keperluan evakuasi di dalam gedung dan

dihubungkan pula dengan tanda bahaya di luar gedung untuk memberitahukan personil

BATAN






yang berada di sekitar gedung. Tanda peringatan dalam gedung juga dilakukan dengan

menggunakan pengeras suara (paging system).

6.6 Pengendalian Radiasi Beta

Untuk daerah kerja yang menggunakan sumber radiasi beta (β), pengendalian

dilakukan dengan memperhatikan sifat-sifat radiasi beta di mana penentuan paparan

radiasinya diukur dengan surveymeter yang mempunyai sensitivitas tinggi.

Sinar β tidak menembus jaringan sedalam sinar-γ, sehingga organ yang paling

penting untuk diperhatikan ialah kulit dan lensa mata. Mata dapat dengan mudah

dilindungi dengan kaca mata pengaman (safety glass) maka kulit menjadi organ kritis.

Kontribusi laju dosis radiasi beta dari sumber terbuka dapat diperkirakan dari laju dosis

gama yang dipancarkannya. Sebagai contoh perbandingan laju dosis radiasi dari sumber

60Co, 32P, 90Sr, 90Y dan 137Cs pada berbagai jarak terlihat pada Tabel 6.3.

Tabel 6-3 Laju Dosis Radiasi β dan γ dari sumber titik 37 MBq 60Co di udara *)

NO. JARAK DARI SUMBER LAJU DOSIS (µGy/jam)

RADIASI BETA RADIASI GAMMA

1. 1 9.000.000 125.000

2. 3 830.000 14.000

3. 10 43.000 1.250

4. 30 1300 10

5. 100 Kecil 10

*) (250 C;101 Kpa)

Tabel 6-4 Laju Dosis Radiasi β dari sumber titik 37 MBq 32P, 90Sr dan 137Cs

NO. JARAK DARI SUMBER LAJU DOSIS (µGy/jam)

32P 90Sr 137Cs

1. 1 3.500.000 10.500.000 6.400.000

2. 3 370.000 1.060.000 730.000

3. 10 35.000 84.000 50.000

4. 30 3.900 8.000 4.800

5. 100 350 450 100

BATAN


Halaman 50 dari 96





6.7 Pengendalian Kontaminasi

Kegiatan pengendalian kontaminasi dimaksudkan untuk pencegahan bahaya

kontaminasi baik di dalam daerah instalasi nuklir maupun di daerah non instalasi nuklir.

Upaya ini dilakukan dalam bentuk pengaturan lalu lintas orang dan barang di dalam

instalasi, pengaturan lalu lintas orang, barang dan kendaraan di luar instalasi.

6.7.1 Pengaturan Lalu Lintas Orang dan Barang di Dalam Instalasi

Untuk menghindari terjadinya penyebaran kontaminasi di dalam instalasi, maka

pengaturan lalu lintas orang dan barang di dalam instalasi diatur oleh Bidang

Keselamatan yang bersangkutan sesuai dengan ketentuan yang berlaku di instalasinya.

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

Untuk pencegahan dan pengawasan kontaminasi dan penyebarannya maka setiap

orang yang berada di daerah instalasi nuklir harus dikenal identitasnya dengan memakai

tanda pengenal.

Kartu tanda pengenal ini dilengkapi dengan pasfoto. Para pekerja atau pegawai

Kawasan Nuklir Serpong, yang mempunyai kegiatan di daerah instalasi nuklir, masuk

melalui pintu utama dengan tetap mengenakan tanda pengenal selama berada di daerah

instalasi Nuklir. Tamu ataupun pengunjung sebelum memasuki daerah instalasi Nuklir

diharuskan meminta izin di MGS untuk memperoleh kartu tanda pengenal tamu.

Setiap pekerja tidak diizinkan mengunjungi instalasi lain di luar daerah instalasinya

kecuali petugas khusus ataupun hal tersebut dilakukan karena tugasnya setelah

memperoleh izin Petugas Pengamanan yang berada di Instalasi yang dikunjungi.

Kendaraan para pekerja/tamu/pengunjung harus diletakan di tempat yang telah

disediakan. Untuk kendaraan pekerja/tamu/pengunjung karena sesuatu keperluan akan

masuk ke daerah instalasi nuklir harus memperoleh izin sebelumnya dari Petugas

Pengamanan yang ada di MGS, kecuali ambulance, mobil pemadam kebakaran dalam

keadaan darurat dan kendaraan yang beroprasi dalam daerah instalasi nuklir serta

kendaraan lain dengan izin khusus.

BATAN






6.7.3 Lalu Lintas Orang, Kendaraan dan Barang dari Daerah Instalasl Nuklir ke Daerah Non Instalasl Nuklir

Setiap pekerja radiasi yang berada di daerah instalasi nuklir dan akan memasuki

daerah non instalasi nuklir karena suatu keperluan diwajibkan untuk menanggalkan baju

kerja dan melalui pemeriksaan kontaminasi. Selain itu tidak diperkenankan membawa

barang atau bahan dari daerah instalasi nuklir kecuali setelah medapat izin dari

Pengusaha Instalasi/Pemegang Izin. Demikian pula kendaraan yang berasal dari daerah

instalasi nuklir ke daerah non instalasi nuklir harus melalui pemeriksaan kontaminasi.

Pada dasarnya barang yang berada/telah digunakan di daerah instalasi nuklir tidak

dapat dipindahkan ke daerah non instalasi nuklir, kecuali telah melalui prosedur

administratif dan pemeriksaan kontaminasi.

6.7.4 Detektor Pendeteksi Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk Daerah lnstalasi Nuklir

Pada pintu masuk pos penjagaan daerah instalasi nuklir dipasang detektor radiasi

untuk pengecekan kontaminasi perorangan. Detektor ini adalah detektor untuk

pemeriksaan tingkat kontaminasi tangan dan kaki yang dilengkapi pula dengan probe

untuk seluruh tubuh (hand-foot and cloth monitor). Untuk pengecekan kendaraan dan

barang digunakan probe sintilasi.

6.8 Pengawasan Kontaminasi Pekerja

Kontaminasi pada pekerja radiasi dapat terjadi di ruang kerja, diruang atau tempat

lain melalui benda/barang yang dipakai seperti pakaian, sepatu dan lain-lain, atau pun

melalui makanan, minuman, merokok dan merias di daerah aktif. Untuk mencegah hal

tersebut setiap pekerja radiasi diwajibkan melakukan pamonitoran kontaminasi terhadap

dirinya dengan alat yang disediakan dan mematuhi ketentuan dan larangan di daerah

kerja aktif tersebut.

Di tempat yang telah ditentukan di daerah kerja harus disediakan alat monitor

tangan dan kaki dan probe monitor untuk pakaian. Peralatan ini harus mampu mendeteksi

tingkat kontaminasi dalam batas aman sesuai dengan ketentuan batas kontaminasi.

Untuk pekerja radiasi yang berhadapan dengan kontaminasi U dan Pu atau radionuklida

pemancar α lainnya perlu melengkapi dan menyediakan prosedur khusus berikut

sarananya.

BATAN


Halaman 52 dari 96





6.8.1 Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja

Pekerja yang diduga atau telah diketahui terkontaminasi permukaan kulitnya oleh

zat radioaktif harus melalui proses dekontaminasi. Proses dekontaminasi dilakukan

dengan cara mencuci permukaan kulit yang terkontaminasi dengan sabun atau bahan lain

yang sesuai (tidak bersifat abrasif). Ketentuan dekontaminasi dibuat oleh Bidang

Keselamatan instalasi yang bersangkutan dan pelaksanaannya dilakukan dibawah

pengawasan petugas proteksi radiasi. Batas tingkatan kontaminasi dan tindakan

dekontaminasi yang perlu dilakukan diberikan Pada TabeI 7.4. Bagi pekerja radiasi yang

terkontaminasi dengan disertai luka atau keadaan lain yang memerlukan tindakan medis,

maka dekontaminasi dilakukan di gedung poliklinik Kawasan Nuklir Serpong untuk

mendapatkan pertolongan medis yang diperlukan.

Tabel 6-5. Tingkat Tindakan Untuk Kontaminasi Kulit

Tingkat kontaminasi β

(Bq/cm2) Tindakan yang Diambil

Tingkat Kontaminasi α (TK)

(Bq/cm2)

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

TK < 0,4

4 < TK < 4000

Cuci dengan seksama selama jam kerja biasa, orang yang terkontaminasi pada tingkat ini sesudah dibersihkan dibawa ke unit pelayanan kesehatan untuk treatment lebih lanjut. Selama di luar jam kerja biasa, pekerja datang untuk treatment pada kesempatan pertama jam kerja biasa (yakni bila dokter yang bertugas telah datang )

0,4 < TK < 40

> 4000 Mula-mula cuci hingga bersih. Kontaminasi di atas tingkat ini harus dilaporkan segera ke dokter kantor setiap waktu

> 40

Catatan :

1. Tingkat tindakan ini berIaku untuk kontaminasi fixed yang tetap lekat pada kulit

sekalipun telah diusahakan pembersihan berkali-kali dengan metode yang

seharusnya. Hubungi segera petugas proteksi radiasi tempat bekerja untuk

pengarahan dan bantuan.

BATAN






2. Bila kulit luka atau lecet terkena kontaminasi, dokter yang bertugas harus

diberitahu dan akan menunjukkan tindakan yang akan diambil.

3. Luas rata-rata pengukuran bergantung pada luas permukaan detektor.

6.9 Pencegahan Kontaminasi pada Pekerja

Untuk pencegahan bahaya kontaminasi setiap unit kerja harus menyediakan sarana

perlindungan pekerja (protective devices) berupa penutup sepatu (shoe cover), baju kerja

(lab coat), respirator dan pelengkapan lain sesuai dengan tingkat bahaya kontaminasi

yang dapat terjadi.

Pada daerah kontaminasi dengan tingkat kontaminasi tinggi, perlengkapan ini

disediakan langsung di daerah tersebut dan disediakan pula tempat ganti pakaian serta

pelaksanaan pekerjaannya di bawah pengawasan petugas proteksi radiasi.

6.10 Izin Kerja

Setiap kegiatan penanganan zat radioaktif hanya dapat dilakukan setelah mendapat

izin kerja dari Bidang Keselamatan yang bersangkutan. lzin kerja dikeluarkan oleh

petugas proteksi radiasi untuk memastikan bahwa pekerja radiasi yang bersangkutan

telah mengikuti dan memiliki kewenangan tertentu untuk melaksanakan pekerjaan

tersebut dan telah dilengkapi dengan peralatan proteksi radiasi dan perlengkapan

keselamatan kerja yang memadai. Petugas proteksi radiasi di daerah kerja bertanggung

jawab untuk memastikan bahwa persyaratan kerja proteksi radiasi dan penanggulangan

bahaya lainnya telah dipenuhi.

Pekerja radiasi yang akan bekerja di daerah radiasi yang memungkinkan

penerimaan dosis radiasi mendekati NBD mingguan, maka pekerja radiasi diwajibkan

mengajukan permohonan untuk bekerja dengan terlebih dahulu menyampaikan uraian

pekerjaan. Selanjutnya Bidang Keselamatan mengevaluasi kelayakan pekerjaan tersebut.

6.11 Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah Kerja

Pengawasan kontaminasi udara di daerah kerja adalah tanggung jawab masing-

masing petugas Keselamatan di tiap instalasi yang bersangkutan. Secara umum

kontaminasi udara dapat digolongkan atas dua golongan yaitu kontaminasi oleh gas dan

partikel (aerosol) radioaktif.

BATAN


Halaman 54 dari 96





Kontaminasi udara oleh gas radioaktif dapat terjadi karena adanya proses

penguapan (Evaporation atau volatilization). Partikel atau aerosol dapat berupa debu dan

serpihan padat dengan ukuran 1-50 µm. Untuk mengamankan pekerja dari adanya

bahaya kontaminasi udara ini perlu dilakukan pemantauan secara rutin dengan peralatan

yang telah ditentukan, pemantauan pola dan laju aliran udara di dalam ruangan serta

melengkapi para pekerja dengan peralatan proteksi kontaminasi untuk seluruh tubuh

maupun pernafasan.

6.12 Pengontrolan Sistem Ventilasi

Seluruh sistem ventilasi pelepasan (exhaust) yang terpasang pada gedung yang

menyimpan bahan radioaktif harus dipantau bila diperkirakan akan ada pelepasan ke

lingkungan melalui sistem ventilasi yang lebih dari 1/100 tingkat pelepasan administratif

(Harga tingkat pelepasan administratif ditetapkan 3/10 batas pelepasan turunan, lihat

“Batas Pelepasan Maksimal Zat Radioaktif ke Atmosfer dan Badan Air untuk Tiap Instalasi

Nuklir Batan di Daerah PPTA Serpong” ) untuk radionuklida yang bersangkutan dalam

satu hari. Jika diperkirakan terdapat beberapa jenis radionuklida rumus berikut digunakan

untuk menentukan perlunya pemantauan rutin.

0,01.......

3TPA

1C

2TPA

1C

1TPA

1C

≤+++ ................................................... (6.1)

dengan C jumlah radionuklida yang dilepaskan per hari, TPA adalah tingkat pelepasan

administratif untuk radionuklida bersangkutan (yang ke – i ).

Pengaturan sistem ventilasi dilakukan bila terindikasi adanya pelepasan radioaktif di

udara sampai tingkat kontaminasi di udara kembali aman di bawah batas yang diizinkan.

6.13 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan

Untuk mencegah terjadinya kontaminasi internal pada pekerja radiasi, maka di

daerah kerja radiasi dan atau kontaminasi setiap pekerja radiasi dilarang untuk makan,

minum, merokok dan berhias. Pada tempat - tempat dengan tingkat kontaminasi tinggi,

setiap pekerja radiasi dilarang menyimpan bahan makanan, mempersiapkan bahan

makanan dan minuman. Larangan merokok ditetapkan karena selain dapat menimbulkan

bahaya kontaminasi juga dapat menimbulkan bahaya kebakaran. Selain daripada itu,

BATAN






sumber air minum yang digunakan, terutama di daerah instalasi nuklir harus jelas asal

usulnya dan hal yang harus pula diawasi kemungkinan terkontaminasi.

6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di Daerah lnstalasi Nuklir

Kegiatan perbaikan (maintenance) dan pembangunan gedung di daerah instalasi

nuklir dapat menimbulkan dan menyebarkan kontaminasi. Oleh karena itu kegiatan

perbaikan dan pembangunan harus direncanakan dan dikonsultasikan dengan pihak

petugas keselamatan dan keamanan.

Para pekerja bangunan yang selama kegiatannya berada di dalam daerah instalasi

nuklir harus mendapatkan dosimeter perorangan dan diberlakukan persyaratan serta

kewajiban sebagaimana para pekerja lainnya.

Seluruh peralatan, bahan dan perlengkapan lain yang masih dan telah digunakan

dalam kegiatan perbaikan dan pembangunan di daerah aktif tidak diperkenankan dibawa

atau digunakan di daerah lain sebelum dilakukan pemeriksaan kontaminasi oleh petugas

proteksi radiasi Bidang Keselamatan unit kerja yang bersangkutan. Demikian pula tidak

diperkenankan membuka warung ataupun menyiapkan makanan dan minuman di daerah

terbuka di daerah instalasi nuklir. Setiap pekerja setelah selesai melaksanakan

pekerjaannya di daerah aktif diwajibkan pula melalui pemeriksaan kontaminasi dan

menyimpan perlengkapan kerja di tempat yang telah ditentukan secara baik dan benar.

6.15 Pengelolaan Tanaman Dalam Daerah Instalasi Nuklir

Tanaman yang menghasilkan buah atau bagian yang dapat dimakan tidak

diperkenankan terdapat dalam daerah aktif. Pengelolaan tanaman hias, rumput dan

tanaman lain yang terdapat di daerah aktif harus dilaksanakan dengan memperhatikan

kemungkinan penyebaran kontaminasi. Untuk hal tersebut, sampah tanaman dari daerah

aktif harus diperiksa dari adanya kontaminasi dan pembuangannya tidak boleh

dicampurkan dengan pembuangan sampah tanaman dari daerah lain.

Demikian pula pemindahan pohon dan tanaman dari daerah aktif dilaksanakan

setelah ada persetujuan Petugas Keselamatan.

BATAN


Halaman 56 dari 96





BATAN


Halaman 57 dari 96



Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan


BAB 7 PENGAWASAN SUMBER, BARANG DAN PERALATAN


Pada bab ini diuraikan pedoman tentang penanganan, pemindahan dan

penyimpanan sumber dan barang berikut yakni :

• Sumber (radioaktif)

• Peralatan atau barang yang terkontaminasi

• Peralatan atau barang yang terdapat di daerah instalasi nuklir dan tidak

terkontaminasi agar bahaya radiasi dan tingkat kontaminasi dapat dicegah

sekecil mungkin sesuai dengan peraturan

7.2 Sumber

Setiap sumber radiasi yang terdapat di setiap instalasi harus didata dan diawasi

penanganannya. Bidang Keselamatan instalasi yang bersangkutan harus melakukan

pendataan mengenai sumber yang terdapat di daerah pengawasannya. Unit kerja yang

tidak mempunyai Bidang Keselamatan, yang bertanggung jawab mengenai hal tersebut di

atas adalah Ketua P2K3 atau Tim Keselamatan.

Beberapa jenis sumber memerlukan pengawasan yang lebih ketat karena tingkat

bahayanya besar. Beberapa jenis Sumber yang memerlukan pengawasan tersebut

dicantumkan pada Tabel 7. l.

7.2.1 Identifikasi Sumber

Sumber radiasi harus ditempatkan dalam wadah yang aman agar tingkat paparan

dan/atau kontaminasi tidak melebihi ketentuan yang berlaku serta diberi tanda radiasi

yang memuat keterangan tentang :

• Jenis dan jumlah sumber

• Bentuk dan jenis senyawa kimianya dan bentuk fisiknya

• Tanggal penentuan kuantitas tersebut.

• Tanggal sumber dibuat.

• Nama pembuat/asal sumber

• Nama pemilik.

BATAN


Halaman 58 dari 96



Pengawasan Sumber, Barang dan Peralatan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


Tabel 7.1 Nilai aktivitas zat radioaktif yang dinyatakan sebagai jumlah berarti

Isotop Tunggal kBq µCi Isotop Tunggal kBq µCi

Actinium – 227 Antimony-124 Arsenic-74 Barium-140 Berylium-7 Bismuth-207 Bismuth-210 Bromine-82 Cadmium-109 Calsium-45 Calcium-47 Carbon-14 Cerium-144 Cwsium-134 Cesium-137 Clorine-36 Cromium-51 Cobalt-57 Cobalt-58 Cobalt-60 Copper-64 Copper-67 Gold-198 Hydrogen-3 Iodine-123 Iodine-125 Iodine-131 Iodine-132 Indium-113 Indium-114 Indium-192 Iron-55 Iron-59 Krypton-85 Lanthanum-140 Lead-210

3,7 370 370 370

3700 370 37

370 370 370 370

3700 37

370 370 370

3700 370 370 370

3700 3700 370

37000 3700

37 37

370 3700 370 370

3700 370

3700 370 3,7

0,1 10 10 19

100 10 1

10 10 10 10

100 1

10 10 10

100 10 10 10

100 100 10

1000 10 1 1

10 100 10 10

100 10

100 10 0,1

Manganese-54 Manganese-56 Mercury-197 Mercury-203 Molibdenum-99 Nickel-63 Phosphorus-32 Polonium-210 Potassium-42 Promethium-147 Radium-226 Rubedium-86 Scandium-40 Selenium-75 Silver-110 Sodium Sodium=24 Strntium-85 Strontium-89 Strontium-90 Sulphur-35 Technetium-99 Technetium-99m Tin-133 Thallium-204 Xenon-133 Xenon-135 Yitrium-87 Yitrium-90 Zinc-65 Isoto dari unsure dengan nomor atom >89 Isotop yang tidak disebut diatas

370 370

3700 370 370 370 370 3,7

370 370 3,7

370 370 370 370

81770 370 370 370 3,7

370 370

3700 370 370

3700 3700 370 370 370 3,7

3,7

10 10

100 10 10 10 10 1

10 10 1

10 10 10 10

2210 10 10 10 0,1 10 10

100 10 10

100 100 10 10 10 0,1

0,1

Keterangan ini harus dilekatkan langsung pada wadah atau terikat erat pada wadah

dan kuat agar tidak mudah terlepas.

BATAN


Halaman 59 dari 96





Apabila beberapa jenis sumber disimpan bersamaan dalam suatu tempat, maka

harus diperhatikan laju dosis radiasi dalam ruangan penyimpanan tersebut, jika laju dosis

melampaui batas aman yang ditentukan maka penempatan sumber tersebut harus

terpisah. atau penempatannya harus di tempat yang khusus.

7.2.2 Pencatatan dan Pengawasan Sumber

Setiap Unit Kerja harus mempunyai kartu indeks yang memuat semua sumber yang

perlu didaftar dalam unit kerjanya. Bidang Keselamatan yang bersangkutan menyimpan

duplikat kartu tersebut. Bila suatu sumber secara tetap terbagi-bagi menjadi bagian-

bagian, maka bagian tersebut harus didaftar sebagai sumber yang baru dan asal usul

sumber baru tersebut ikut dinyatakan dalam kartu indeks.

Kepala Bidang Keselamatan yang memiliki sumber bertanggung jawab atas

penyimpanan catatan sumber yang terdaftar tersebut yang berada di daerah atau gedung

yang diawasinya. Walaupun demikian organisasi pencatatan dapat dilakukan pada

masing-masing unit kerja, pada suatu instalasi atau gedung atau laboratorium lainnnya

bergantung keadaan yang dihadapi. Bidang keselamatan yang bersangkutan harus

diberitahu tempat penyimpanan catatan tersebut dan berhak untuk memeriksanya.

Selain itu harus diusahakan agar Jumlah sumber yang berada atau terdapat di tiap

unit kerja diusahakan sekecil mungkin, sesuai dengan keperluannya. Permintaan atau

pun pengadaan sumber baru ataupun tambahan dari sumber yang telah ada harus

dilaporkan kepada Bidang Keselamatan yang bersangkutan. Bidang Keselamatan yang

bersangkutan akan memberikan saran dan pertimbangan dalam mengusahakan

keamanan sumber. Dengan demikian jumlah sumber yang terdapat di tiap unit kerja dapat

dibatasi dalam jumlah minimum, agar pengawasan dan keselamatan kerja dapat

terkendali.

7.2.3 Sumber Terdaftar di Daerah Instalasi Nuklir

Sumber yang harus didaftar adalah sumber yang mengandung bahan radioaktif alfa

dan melebihi 10 kali MPBB serta akan digunakan untuk proses. Sebagai pengecualian

adalah uranium alam, uranium susut kadar dan thorium alam. Uranium yang diperkaya

dengan 235U mengikuti prosedur pertanggung jawaban bahan khusus. Termasuk pula

dalam kategori ini Radium yang digunakan sebagai standard.

BATAN


Halaman 60 dari 96





7.2.4 Sumber Terdaftar di Daerah Laboratorium Penunjang

Radionuklida dalam jumlah lebih besar dari batasan berikut diperlakukan sebagai

sumber yang perlu didaftar apabila terdapat atau disimpan di daerah tidak aktif antara lain:

• Sejumlah radionuklida yang mudah terdispersi dan melebihi nilai yang

tercantum pada Tabel 7.1.

• Suatu sumber yang tidak mudah terdispersi dan bila tanpa pelindung

mempunyai laju dosis gama atau sinar-X melebihi 25 µSv/j atau laju dosis

beta melebihi 100µGy/j pada jarak 30 cm dari sumber.

• Sumber netron yang memancarkan lebih dari l04 neutron/cm2 dt.

• Setiap radionuklida dalam jumlah 370 MBq dengan waktu paruh kurang dari

48 jam.

7.2.5 Penyimpanan Sumber

Setiap unit kerja diwajibkan menyediakan tempat yang memenuhi syarat untuk

penyimpanan sumber yang digunakannya dengan memperhatikan sifat dan jenis dari

sumber. Apabila unit kerja tidak memiliki gudang dan Bidang Keselamatan, maka sumber

dapat dititipkan kepada unit kerja lain yang memiliki Bidang Keselamatan dan gudang

yang memenuhi syarat. Apabila diperlukan pertimbangan dari Bidang Keselamatan yang

bersangkutan dapat dimintakan dan Bidang Keselamatan yang bersangkutan diwajibkan

pula secara rutin mencek sumber tersebut. Bagi unit kerja yang tidak mempunyai Bidang

Keselamatan dapat meminta bantuan kepada unit kerja yang terdekat dan mempunyai

Bidang Keselamatan.

7.2.6 Pemindahan dan Pengiriman Sumber

Bila suatu sumber akan dipindahkan atau digunakan di luar KN Serpong, maka

harus mengikuti prosedur angkutan dan transportasi pemindahan sumber serta

wadahnya harus ditempeli Label Transit Barang warna Biru atau Merah dengan

menyebutkan sifat dan jumlah aktivitas yang ada. Pemberian label juga mengesahkan

bahwa bagian luar wadah bebas kontaminasi.

Label Transit Barang Merah digunakan bila laju dosis dari sumber lebih besar dari

10 mSv/j pada permukaan wadah atau bila atas pertimbangan petugas proteksi radiasi

setempat sumber tersebut sangat berbahaya (radiotoksisitas sangat tinggi). Bila laju dosis

sumber kurang dari 10 mSv/j pada permukaan wadah dan menurut pandangan petugas

BATAN


Halaman 61 dari 96





tidak terlalu berbahaya maka digunakan Label Transit Barang Biru. Kriteria pengemasan

sumber untuk pengiriman keluar Kawasan Nuklir Serpong dijelaskan pada sub bab 7.5.3.

Bidang Keselamatan dan Unit Kerja yang mengirim sumber bertanggung jawab atas

faktor keselamatan pembungkusan sumber tersebut dan memberikan label yang

diperlukan serta memberi petunjuk keselamatan yang diperlukan untuk pengiriman

sumber tersebut. Bidang Keselamatan dari unit kerja pengirim wajib mempunyai dokumen

setiap pemindahan sumber dari tempat asal ke tempat tujuan. Petugas keamanan di

pintu keluar diwajibkan memeriksa apakah pengiriman tersebut telah dilengkapi dengan

dokumen yang benar dan mencatatnya.

Penerima kiriman sumber bertanggung jawab untuk mencatat sebagaimana

mestinya dan potongan (stub) Label Barang Transit diserahkan ke Bidang Keselamatan

yang bersangkutan. Potongan bagian atas label tersebut harus tetap bersama sumber

sampai pemindahan berikutnya hingga pengisian label yang baru dibuat.

Bidang Keselamatan tempat penerima kiriman tersebut diharuskan memeriksa

kesesuaian sumber apakah ketentuan pada label telah sesuai dan tidak terdapat

penyimpangan dari petunjuk dan isi ketentuan yang dinyatakan pengirim.

Tiap Bidang Keselamatan yang bersangkutan akan menggunakan potongan Label

Transit barang untuk mencatat lokasi tiap sumber dan secara berkala memeriksa

kondisinya di lokasi tersebut.

7.2.7 Penyimpanan Sumber

Tiap Kepala Bidang dan unit kerja diwajibkan menyediakan tempat yang layak bagi

tiap sumber yang digunakannya dengan memperhatikan sifat dan jenis dari sumber,

apabila diperlukan pertimbangan dari Bidang Keselamatan yang bersangkutan dapat

dimintakan dan Bidang Keselamatan yang bersangkutan diwajibkan pula secara rutin

mengecek sumber tersebut. Bagi pusat-pusat yang tidak mempunyai Bidang

Keselamatan dapat meminta bantuan kepada Pusat yang terdekat dan mempunyai

Bidang Keselamatan.

7.2.8 Pembuangan Sumber

Suatu sumber yang tersisa dari suatu proses atau penggunaannya dan karena

pertimbangan tertentu tidak dapat atau tidak akan digunakan lagi oleh unit kerja yang

bersangkutan tidak boleh dibuang ke saluran pembuangan ataupun ke tempat

BATAN


Halaman 62 dari 96





pembuangan lain, bahan sisa ini diberlakukan sebagai limbah radioaktif dan harus

ditempatkan di dalam wadah khusus dan dilaporkan kepada petugas keselamatan, untuk

penanganan selanjutnya harus diserahkan ke instalasi pengolahan limbah radioaktif

PTLR. Bidang Keselamatan yang bersangkutan diharuskan mengawasi penanganan

limbah ini.

7.3 Pemindahan Peralatan atau Barang di atau dari Daerah Instalasi Nuklir

Penempatan atau peletakan suatu barang di daerah instalasi nuklir haruslah

direncanakan sebaik mungkin agar tidak mengalami pemindahan. Pemindahan dapat

berlangsung antar gedung/instalasi dalam daerah instalasi nuklir atau pun pemindahan

ke gedung/instalasi di daerah non-aktif`. Dalam hal lain pemindahan dapat pula terjadi

dari daerah non-aktif ke daerah instalasi nuklir atau pun ke luar lokasi KN Serpong.

Apabila terjadi suatu kondisi yang mengharuskan peralatan atau barang harus

dipindahkan, maka harus mengikuti prosedur pemindahan.

Peralatan atau barang yang ditempatkan atau digunakan di daerah instalasi nuklir

umumnya tetap tinggal di daerah tersebut. Apabila diperlukan atau akan dipindahkan ke

tempat lain, harus dilakukan melalui prosedur tertentu.

Oleh karena itu penempatan atau peletakan suatu barang di daerah instalasi nuklir

haruslah direncanakan sebaik mungkin agar tidak mengalami pemindahan. Pemindahan

dapat berlangsung antar gedung/instalasi dalam daerah instalasi nuklir atau pun

pemindahan ke gedung/instalasi di daerah non-aktif`. Dalam hal lain pemindahan dapat

pula terjadi dari daerah non-aktif ke daerah instalasi nuklir, atau pun ke luar lokasi KN

Serpong.

7.3.1 Pemindahan Antar Gedung di Daerah Instalasi Nuklir

Pemindahan peralatan/barang dari satu gedung ke gedung lain di daerah instalasi

nuklir tidak memerlukan penanganan/pewadahan khusus asalkan tingkat kontaminasi

kurang dari batasan seperti yang ditunjukkan pada Tabel 6.2 dan dengan laju dosis

kurang dari 20 µSv/j pada jarak 2,5 cm.

Bila tingkat kontaminasi lebih besar dari yang ditentukan pada Tabel 6.2, maka

barang tersebut harus dibungkus atau diwadahi selayaknya. Wadah yang digunakan

harus dapat mencegah kemungkinan pelepasan kontaminasi dari pembungkus atau

BATAN


Halaman 63 dari 96





barang ke lingkungan atau ke pengangkut. Semua bungkusan atau wadah seperti ini

harus diberi label yang menunjukkan tingkat radiasi dan kontaminasi.

Label Transit Barang Merah atau Biru digunakan untuk menunjukkan apakah laju

dosis dari barang lebih besar atau kurang dari 10 mSv/j pada permukaan wadah. Label

Merah untuk laju dosis lebih besar 10 mSv/j dan label biru untuk laju dosis lebih kecil dari

10 mSv/j.

7.3.2 Pemindahan Peralatan atau Barang Tidak Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir

Barang atau peralatan yang diperlukan saja yang diizinkan dibawa ke daerah

instalasi nuklir mengingat risiko kontaminasi dan prosedur yang harus dilalui apabila

hendak dibawa ke luar. Selain itu perlu pula diperhatikan beberapa jenis barang sukar

untuk diketahui/diukur tingkat kontaminasinya karena bentuk dan keadaan barang

tersebut, misalnya bahan yang berpori bagian dalam suatu wadah dan lain-lain. Dalam

hal ini riwayat penggunaan barang dapat dijadikan pertimbangan bagi penentuan apakah

termasuk golongan barang yang terkontaminasi atau tidak.

Jika pemindahan barang dilakukan dari daerah instalasi nuklir ke daerah tidak aktif

maka pemindahan tersebut dilakukan dengan mengisi formulir permintaan izin

pemindahan yang ditujukan kepada Bidang Keselamatan di instalasi yang dituju. Dalam

permohonan tersebut dijelaskan alasan pemindahan tersebut, tingkat kontaminasinya dan

riwayat pemakaian/ penggunaan barang tersebut. Dengan demikian petugas keselamatan

mengetahui adanya barang yang berasal dari daerah instalasi nuklir yang dipindahkan

dan dapat mengambil tindakan keselamatan yang diperlukan.

Selain itu tujuan pengisian formulir tersebut adalah untuk memberitahu kepada

pemilik gedung di daerah tidak aktif adanya pemindahan barang dan barang tersebut

telah dipantau tingkat kontaminasinya. Tingkat kontaminasi harus kurang dari batas yang

diperbolehkan untuk daerah tidak aktif. Apabila izin telah diperoleh barang yang akan

dipindahkan berikut dengan formulir yang telah diisi dibawa ke pos penjagaan. Petugas

penerima barang di pos penjagaan memerikas barang tersebut apakah sesuai dengan

formulirnya dan dilakukan pengecekan ulang tingkat kontaminasinya.

BATAN


Halaman 64 dari 96





Beberapa pemindahan tertentu dibebaskan dari persyaratan terdahulu. Hal ini

meliputi pemindahan surat, peralatan kantor, kendaraan dan semacamnya. Pengecualian

ini didasarkan bahwa barang tersebut :

� hanya dngunakan di daerah bebas kontaminasi,

� telah melewati Pos Penjagaan, dan

� bersedia dikenai pemeriksaan kontaminasi setiap waktu.

7.3.3 Pemindahan Barang dari Daerah Instalasi Nuklir Ke Luar Kawasan Nuklir Serpong

Pemindahan harus dilakukan melalui pengisian formulir permintaan pemindahan/

pengiriman barang sebagaimana yang berlaku pada pemindahan/pengiriman barang dari

daerah instalasi nuklir ke daerah Laboratorium Penunjang di KN Serpong.

Petugas proteksi radiasi di gedung asal barang mengukur tingkat radiasi dan/atau

kontaminasi barang tersebut dan mencatatnya pada formulir. Apabila dari pemeriksaan

tersebut dijumpai adanya kontaminasi yang berarti, petugas dapat menolak pengiriman

barang tersebut. Dalam hal tidak dijumpai adanya kontaminasi yang berarti, formulir

pemindahan barang berikut dengan hasil pemeriksaan petugas keselamatan dibawa ke

pos penjagaan, untuk mendapatkan pemeriksaan dokumen dan pengecekan tingkat

kontaminasi sekali lagi. Setelah hal tersebut dilakukan pemindahan/pengiriman barang

dapat dilakukan.

Setelah barang sampai di tempat tujuan, petugas keselamatan setempat melakukan

pengecekan ulang, dan setelah segala sesuatunya memenuhi persyaratan, penerima

menandatangani surat pengiriman.

7.3.4 Peralatan dan Barang Kontraktor

Peralatan dan barang kontraktor yang digunakan dan dipakai di daerah instalasi

nuklir selama kegiatannya di daerah tersebut, tidak dapat dibawa masuk atau dipindahkan

keluar, sebelum ada izin dari petugas Keselamatan.

lzin ini diperlukan untuk mencegah terjadi penyebaran kontaminasi. Untuk

memperoleh izin tersebut pihak kontraktor/pemilik barang mengajukan permohonan yang

menjelaskan alasan pemindahan dan tujuan selanjutnya dari barang tersebut. Untuk hal

tersebut petugas Keselamatan melakukan pemeriksaan tingkat kontaminasi. Apabila

dijumpai adanya tingkat kontaminasi dalam jumlah yang berarti, barang/peralatan tersebut

BATAN


Halaman 65 dari 96





harus melalui proses dekontaminasi. Setelah pemeriksaan tersebut, izin pengeluaran dari

daerah instalasi nuklir dapat diberikan, dan izin tersebut harus ditujukkan pada petugas

keamanan di pos penjagaan. Kontraktor/pemilik barang bertanggung jawab atas risiko

dekontaminasi dan wajib mematuhi ketentuan tersebut.

7.4 Pemidahan Peralatan dan Barang Terkontaminasi dari Daerah Instalasi Nuklir

7.4.1 Pemindahan dari Daerah Instlasi Nuklir ke Daerah Laboratorium Penunjang

Peralatan/barang yang terkontaminasi pada umumnya tidak boleh keluar dari

daerah instalasi nuklir, kecuali untuk hal berikut :

a. Peralatan yang bebas kontaminasi tetapi mempunyai sumber khusus yang

melekat dan merupakan bagian dari peralatan tersebut, contoh timbangan

gravimetrik. Untuk ini diperlukan pengisian formulir yang menyertai peralatan

tersebut.

b. Kendaraan, perlengkapan konstruksi milik KNS dan alat lainnya yang

terkontaminasi secara tetap (fixed) dan tidak menimbulkan bahaya pada pemakai,

c. Bidang Keselamatan melakukan pencatatan perlengkapan ini dan bila mungkin

secara periodik memberitahu pemilik tentang tingkat kontaminasinya. Pemindahan

barang golongan (a) dan (b) ini tidak perlu disertai Label Transit Barang.

d. Barang/peralatan terkontaminasi yang penting digunakan di daerah Laboratorium

Penunjang dan telah mendapat persetujuan dari Kepala Bidang Keselamatan.

Pemindahan ini harus menggunakan formulir khusus dan disertai Label Transit

Barang serta harus mengembalikan barang tersebut ke daerah instalasi nuklir

apabila tidak digunakan lagi di daerah tidak-aktif. Pemohon pemindahan

barang/perlatan bertanggung jawab untuk mengawasi barang tersebut selama

digunakan di daerah tidak aktif.

7.4.2 Pemindahan dari Daerah Instalasi Nuklir ke Luar Kawasan Nuklir Serpong

Peralatan dan barang yang terkontaminasi mengingat sifatnya penting yang akan

digunakan di luar daerah instalasi nuklir KNS dapat dipindahkan untuk digunakan di

tempat yang memerlukan dengan mengikuti prosedur yang telah ditetapkan.

BATAN


Halaman 66 dari 96





Pemindahan ini dilakukan setelah mendapat izin dan pemeriksaan tingkat bahaya

kontaminasi yang seksama dari petugas keselamatan. Pengirimannya harus dilaksanakan

sesuai dengan prosedur dan peraturan Pengangkutan Bahan Radioaktif dari BAPETEN.

7.4.2.1 Dokumen, Buku-Buku dan Perlengkapan Pribadi

Tiap karyawan bertanggung jawab menjaga buku, catatan, surat dan barang-barang

lain miliknya yang digunakan di daerah instalasi nuklir agar terbebas dari kontaminasi dan

sedapat mungkin dibatasi penggunaannya hanya di tempat diperlukan. Seorang pekerja

yang akan berhenti bekerja di KNS dan sebelumnya bekerja di daerah instalasi nuklir

harus memeriksakan peralatan dan barang-barang miliknya dari kemungkinan

kontaminasi. Pemeriksaan ini dilakukan oleh petugas keselamatan di instalasi yang

bersangkutan.

7.4.2.2 Wadah Pakai Ulang dan Peralatan Pemadam Kebakaran

Perlengkapan dalam kategori ini terlepas dari ketentuan yang disebutkan terdahulu,

yang penting diperhatikan dalam hal ini adalah pemeriksaan tingkat kontaminasi

perlengkapan tersebut sebelum dipindahkan dari daerah instalasi nuklir. Perlengkapan

sekurang-kurangnya diperiksa dua kali, sekali di gedung asalnya dan sekali lagi di Pos

Penjagaan. Pengaturan pelaksanaan pemeriksaan ini merupakan tanggungjawab Bidang

Keselamatan.

7.4.2.3 Limbah dari Daerah Instalasi Nuklir

Semua limbah yang berasal dari daerah yang diawasi dianggap terkontaminasi.

Bidang Keselamatan setempat menentukan dan mengatur limbah yang terkontaminasi.

Limbah yang terkontaminasi harus diangkut ke tempat penyimpanan limbah di PTLR

dengan kendaraan pengangkut khusus limbah.

7.5 Pengiriman dan Penerimaan Bahan Radioaktif

Pemegang izin bertanggung jawab terhadap segala persyaratan dan ketentuan

yang harus dipenuhi dalam pengiriman dan penerimaan barang bahan /zat radioaktif yang

berkaitan dengan kegiatannya. Ketentuan pengiriman dan penerimaan bahan radioaktif

mengacu pada PP No. 26 tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif

dan peraturan pengangkutan bahab berbahaya. Untuk pengiriman keluar negeri harus

mengikuti ketentuan dari negara yang bersangkutan dan peraturan IAEA.

BATAN


Halaman 67 dari 96





7.5.1 Penerimaan Kiriman Bahan Radioaktif

Setiap penerimaan kiriman bahan/zat radioaktif ke fasilitas di KNS, pertama kali

harus melalui gudang instalasi. Setelah sampai di gudang instalasi, petugas penerima

memberitahukan petugas keselamatan tentang adanya penerimaan tersebut. Tahap awal

yang harus dilakukan adalah pemeriksaan dokumen dan wadah/pembungkus, kemudian

pemeriksaan tingkat radiasi/kontaminasi yang terdapat pada bahan pembungkus.

Pemeriksaan ini harus disaksikan oleh perwakilan pihak pengirim dan/atau pihak yang

mengusahakan pengangkutannya, agar adanya penyimpangan/kelainan yang terjadi

dapat diketahui oleh pihak-pihak yang berkepentingan untuk tindak lanjut penyelesainnya.

Pembukaan wadah/pembungkus dapat pula dilakukan di tempat dimana barang tersebut

dipakai/digunakan, Dalam hal ini prosedur dan ketentuan yang dilakukan adalah sama.

Bidang Keselamatan akan merekomendasikan kepada pihak pemilik tentang tindakan

keselamatan dan keamanan yang harus dilakukan pada saat pembukaan wadah/

pembungkus tersebut.

7.5.2 Pengiriman Bahan Radioaktif

Instalasi/unit kerja di KN Serpong yang akan mengirim zat/bahan radioaktif keluar

daerah Kawasan Nuklir Serpong, setelah melakukan pembungkusan harus memeriksa

tingkat radiasi/tingkat kontaminasi pada pembungkus sebelum mengirimkan ke gudang

pengiriman. Setelah itu bahan tersebut dikirim ke gudang sebelum diangkut keluar KN

Serpong.

Setelah sampai di gudang penampungan KN Serpong, petugas gudang

memberitahukan kepada petugas keselamatan tentang adanya pengiriman tersebut.

Petugas keselamatan akan memeriksa apakah persyaratan dan ketentuan keamanan

dan keselamatan pengiriman tersebut telah memenuhi persyaratan dan ketentuan yang

berlaku.

Selain itu petugas keselamatan melengkapi dokumen pengiriman dengan prosedur

keselamatan dan keamanan yang diperlukan dalam pengiriman tersebut, berserta dengan

tindakan penyelamatan jika terjadi kecelakaan. Tata cara dan prosedur pengiriman serta

petugas yang bertanggungjawab dalam pengiriman ini akan diatur lebih lanjut oleh

pengelola Kawasan Nuklir Serpong.

BATAN


Halaman 68 dari 96





7.5.3 Wadah untuk Pengiriman

Wadah untuk pengiriman harus memenuhi kriteria penggunaan wadah untuk

pengangkutan sebagaimana yang ditetapkan dalam Ketentuan BAPETEN. Wadah yang

dipakai berulang kali, setelah dipergunakan dan apabila akan digunakan lagi harus bebas

dari kontaminasi. Apabila perlu harus dilakukan dekontaminasi untuk meyakinkan tidak

adanya kontaminasi pada wadah. Apabila ada keraguan atas penanganan dekontaminasi

dari wadah, Bidang Keselamatan dapat memberikan rekomendasi tentang hal tersebut,

dan bila perlu menyarankan penggantian wadah.

7.5.4 Tindakan Keselamatan pada Pengangkutan

Ketentuan dan tindakan keselamatan pada pengangkutan dan pengiriman

bahan/zat radoaktif harus diberikan oleh petugas keselamatan kepada pihak pelaksana

pengangkutan dengan mengingat peraturan dan ketentuan yang dikeluarkan oleh

BAPETEN. Beberapa hal yang harus diperhatikan dalam hal ini antara lain adalah :

a. Tingkat radiasi dalam kabin pengemudi.

Apabila pengangkutan dilakukan dengan kendaraan, maka laju dosis radiasi dalam

kabin pengemudi harus tidak boleh melebihi 0,3 NBD dan diukur agar tidak

mcmbahayakan pengemudi. Selain itu harus diperhatikan pula kemungkinan terjadinya

kontaminasi pada kendaraan.

Pemerikasaan laju dosis radiasi dan tingkat kontaminasi harus dilakukan oleh

petugas proteksi radiasi yang bertanggungjawab. Kendaraan bekas pengangkutan bahan/

sumber radioaktif wajib didekontaminasi. Kepada pengemudi diberikan instruksi tentang

hal-hal yang harus dilakukannya dalam hal terjadinya keadaan yang menyimpang dari

keadaan normal dan kepada pengemudi diberikan dosimeter.

b. Tanda bahaya dan tanda peringatan.

Apabila pengangkutan bahan/sumber radioaktif tersebut dilakukan dengan angkutan

darat, maka kendaraan pengangkutan tersebut harus dilengkapi dengan tanda peringatan

dan tanda-tanda lain tentang adanya bahan/zat radioaktif yang diangkut oleh kendaraan

tersebut. Tanda peringatan dibuat prosedur penggunaannya. Apabila perlu kendaraan

tersebut harus dikawal oleh petugas proteksi radiasi dan petugas keamanan. Hal inil

diatur oleh ketentuan yang dikeluarkan oleh BAPETEN.

BATAN


Halaman 69 dari 96





c. Tindakan Keselamatan.

Setiap pengangkutan bahan/zat radioaktif yang berpotensi menimbulkan dampak

radiologi pada pengangkutannya, harus dikawal oleh petugas proteksi radiasi, petugas

tersebut bertindak sebagai petugas penanggulangan apabila terjadi kecelakaan. Oleh

karena itu analisis kecelakaan harus dilakukan pada setiap pengangkutan. Setiap

pengangkutan bahan/sumber radioaktif wajib dilengkapi dengan analisis kecelakaan,

prosedur, dan tindakan penanggulangan. Berdasarkan analisis kecelakaan, ditetapkan

apakah pengangkutan tersebut memerlukan prosedur dan tindakan pananggulangan. Hal

ini ditetapkan dan dilakukan oleh petugas Keselamatan yang berwenang atau yang

ditunjuk untuk hal tersebut.

BATAN


Halaman 70 dari 96





BATAN


Halaman 71 dari 96



Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pengelolaan Limbah


BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH


Dalam bab ini diuraikan pokok-pokok kegiatan dalam penanganan dan pengelolaan

limbah radioaktif dan non radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong (KNS) agar dampak dari

limbah yang ditimbulkan dapat dikendalikan dan diawasi dalam batas yang tidak

membahayakan lingkungan.

Yang dimaksud limbah radioaktif di sini adalah zat radioaktif dan bahan serta

peralatan yang telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian

instalasi nuklir yang tidak dapat digunakan lagi. Limbah ini tidak boleh dibuang ke

lingkungan, akan tetapi dikelola dan diolah untuk diamankan, dengan demikian kegiatan

Nuklir di KNS tidak membuang limbah radioaktif ke lingkungan.

Secara Teknis tidak mungkin untuk membebaskan sama sekali limbah dari kegiatan

di Kawasan Nuklir Serpong dari bahan radioaktif. Beberapa zat radioaktif, seperti

gas/aerosol dalam jumlah kecil dan dalam batas yang tidak membahayakan, akan

terlepas ke lingkungan. Dalam hal ini pembatasan jumlah buangan akan dikendalikan dan

dikontrol agar tetap berada dalam jumlah yang tidak membahayakan. Batas buangan ini

ditetapkan oleh instansi yang berwenang, yakni Badan Pengawas Tenaga Nuklir

(BAPETEN).

Walaupun dalam bab ini pengelolaan terutama ditujukan pada limbah cair dan padat

yang mengandung radioaktif tetapi juga secara umum menyangkut pula limbah non

radioaktif dan limbah yang mengandung bahan kimia berbahaya dan beracun (B-3).

8.2 Kebijakan Pengolahan Limbah

Beberapa pokok kebijakan dalam pengelolaan dan penanganan limbah di KNS

adalah sebagai berikut :

1. Pengelolaan limbah radioaktif didasarkan pada pencegahan dan perlindungan

pekerja, masyarakat dan lingkungan dari adanya potensi bahaya dari limbah,

baik dalam jangka pendek ataupun jangka panjang.

BATAN


Halaman 72 dari 96



Pengelolaan Limbah Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


2. Pengeluaran limbah radioaktif baik yang dilepaskan ke udara melalui cerobong

(sistem ventilasi) maupun ke badan air dibatasi dalam jumlah yang sekecil

mungkin, dalam batas aman yang ditetapkan oleh peraturan.

3. Semua limbah radioaktif yang berasal dari instalasi nuklir, kecuali yang terlepas

ke udara, disimpan/ditampung dalam tempat penyimpanan khusus yang

disediakan unit kerja yang bersangkutan.

4. Limbah radioaktif tersebut diangkut ke Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif

untuk diproses menjadi bentuk yang aman dan mudah ditangani untuk

selanjutnya disimpan di tempat yang aman di lokasi KNS.

8.3 Pengaturan dan Pengawasan Limbah Radioaktif yang Dilepaskan ke Lingkungan

Pengaturan pembuangan limbah radioaktif dalam jumlah kecil terutama dalam

bentuk gas/ aerosol ke udara dan dalam bentuk cair ke saluran pembuangan atau badan

air didasarkan pada Batas Buangan Maksimum (BBM) yang ditetapkan oleh peraturan

dan diawasi melalui pelaksanaan pemantauan lingkungan. BBM ini diturunkan melalui

perhitungan berdasarkan batas dosis maksimum yang ditetapkan BAPETEN untuk publik

dari seluruh jalur dampak radioaktif yang akan diterima masyarakat dari adanya zat

radioaktif yang dilepaskan/ terlepas ke lingkungan.

Untuk pengawasan administratif, batas buangan ditetapkan pada nilai 0,6 dari nilai

BBM. Batas administratif ini tidak boleh dilampaui, tanpa adanya alasan yang jelas dan

atas izin dari Bidang Keselamatan yang bersangkutan.

Pengontrolan buangan ke udara dan ke saluran pembuangan pada tiap instalasi

nuklir dilakukan oleh tiap instalasi dan dilaporkan kepada Bidang Keselamatan dan

Lingkungan- Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (BKL-PTLR). Bidang Keselamatan dan

Lingkungan–PTLR bertanggung jawab melaksanakan pemantauan radioaktifitas

lingkungan dan melakukan analisis dampak lingkungan dari adanya pelepasan zat

radioaktif ke lingkungan.

8.4 Pengelolaan dan Pemantauan Limbah

Berdasarkan bentuk fisiknya, limbah yang berasal dari kegiatan instalasi di KNS

dapat berbentuk padat, cair dan gas/aerosol. Pengelolaan limbah (padat dan cair) yang

BATAN


Halaman 73 dari 96





mengandung bahan berbahaya beracun (B-3) atau bahan kimia kadaluarsa dari unit kerja

di BATAN dikelola oleh PTLR dengan peraturan khusus.

8.4.1 Klasifikasi limbah radioaktif

8.4.1.1 Limbah Cair

Limbah radioaktif cair berdasarkan aktivitasnya diklasifikasikan dalam jenis limbah

radioaktif tingkat rendah, tingkat sedang dan tingkat tinggi.

Limbah cair yang tidak terkontaminasi yang berasal dari limbah sanitasi, buangan

air hujan dan proses lain dari instalasi nuklir dibuang ke saluran pembuangan air hujan

(drainase).

Dari tingkat bahaya yang dikandungnya limbah radioaktif cair diklasifikasikan sesuai

dengan tingkat keracunan dan aktivitas yang dikandungnya menjadi lima(5) kategori

seperti dalam Table 8-1 sebagai berikut.

Tabel 8-1 Kategori limbah radioaktif cair

Kategori Aktivitas (A = µCi/ml) Keterangan

1

2

3

4

5

A ≤ 10-6

10-6 < A ≤ 10-3

10-3 < A ≤ 10-1

10-1 < A ≤ 10+1

101 < A ≤ 104

Tidak diolah

Diolah (evaporasi)

Diolah dan sebagian perlu penahan

Diolah dan perlu penahan

Perlu pendingin

Limbah cair yang mengandung zat radioaktif dalam batas yang aman tidak melebihi

baku mutu di lingkungan dapat dibuang ke saluran pembuangan setelah mendapat izin

atau rekomendasi dari BKL-PTLR. Pengawasan dan Berita Acara Pelaksanaan

Pembuangan dilaksanakan oleh BKL – PTLR setelah dilakukan analisis. Berita acara ini

ditanda tangani kedua belah pihak.

Sistem saluran pembuangan limbah cair non-radioaktif tidak diperkenankan

digunakan untuk membuang limbah bahan organik ataupun B-3 lainnya.

Limbah cair yang mengandung zat radioaktif dalam jumlah yang lebih besar dari

batas administratif tidak dibuang ke saluran pembuangan. Limbah cair ini ditampung

dalam wadah penampungan sesuai jenis dan tingkat aktivitasnya.

BATAN


Halaman 74 dari 96





Pengumpulan limbah radioaktif cair dari tempat asalnya sampai ke wadah

penyimpanan adalah tanggung jawab tiap satuan kerja. Limbah cair radioaktif dalam

wadah ini akan diambil oleh petugas pengolahan limbah sesuai dengan prosedur dan

ketentuan yang ditetapkan. Limbah dibawa dengan angkutan khusus (truk tangki limbah

cair) ke tempat pengolahan limbah setelah dilakukan koordinasi.

Secara umum limbah yang ditampung tersebut haruslah diketehui :

1. Jenis kandungan Radionuklida dan aktivitasnya.

2. Asal limbah

3. Volume larutan/ berat.

4. Paparan radiasi.

Keterangan tentang limbah ini harus dicantumkan pada tiap wadah dan menjadi

tanggung jawab tiap unit kerja.

8.4.1.2 Limbah Radioaktif Padat

Limbah padat yang berasal dari kegiatan instalasi nuklir dapat berupa limbah yang

mengandung zat radioaktif dan yang tidak mengandung zat radioaktif.

8.4.2 Pengelolaan limbah

8.4.2.1 Pengelolaan Limbah non Radioaktif

Limbah padat yang tidak terkontaminasi seperti kertas, plastik, serpihan kaca/

logam dan lain-lain disimpan di tempat yang terpisah dan jauh dari tempat penyimpanan

limbah yang terkontaminasi radioaktif.

Limbah non radioaktif ini disimpan dalam kantong plastik dan ditutup atau diikat dan

diberi tanda non radioaktif. Setiap unit kerja wajib untuk mengecek apakah limbah

tersebut terkontaminasi atau tidak. Untuk limbah serpihan logam/ kaca dan bahan lainnya

disimpan di tempat yang khusus dan tidak dapat tercecer/ terlepas.

8.4.2.2 Pengelolaan limbah radioaktif

Dalam penempatan limbah radioaktif hendaknya dilakukan klasifikasi oleh petugas

yang diawasi petugas proteksi radiasi satuan kerja terkait.

Pengklasifikasian limbah radioaktif dilakukan oleh unit penghasil limbah dan

kemudian dikelompokkan berdasarkan karakteristik limbah radioaktif yang meliputi :

BATAN


Halaman 75 dari 96





a. Aktivitas

b. Waktu paro

c. Jenis radiasi

d. Bentuk fisik dan kimia

e. Sifat racun

f. Asal limbah radioaktif

Dari pancaran radiasinya limbah radiaoktif padat dibagi menjadi :

• Limbah radioaktif tingkat rendah

• Limbah radioaktif tingkat sedang

• Limbah radioaktif tingkat tinggi

Limbah radioaktif tingkat rendah masih dipisahkan menjadi limbah radiaoktif bebas

kontaminasi, seperti pakaian bekas yang dipakai di laboratorium daerah aktif, kertas dan

perlengkapan lain yang berasal dari dari daerah aktif. Limbah yang terkontaminasi atau

kontak langsung dengan bahan radioaktif. Limbah padat dikategorikan menjadi empat (4)

kategori sebagai berikut.

Tabel 8-2. Kategori limbah radioaktif padat

Kategori Laju dosis permukaan (D=R/jam) Keterangan

1

2

3

4

D ≤ 0,2

0,2 < D ≤ 2

2 < D

Aktivitas α Ci/m3

Pemancar β/γ

Pemancar β/γ

Tidak mengandung α

Dominan pemancar α

Badan pelaksana, BUMN, Koperasi atau badan swasta yang akan melaksanakan

pengelolaan limbah radioaktif wajib memperoleh ijin dari Badan Pengawas. Ijin ini akan

diberikan setelah ada bukti kerjasama atau penunjukan dari Badan Pelaksana dalam hal

ini PTLR.

Penghasil limbah harus menyediakan tempat penampungan sesuai dengan volume

dan karakteristik limbah radioaktif. Semua limbah dari daerah kontaminasi dan daerah

pengawasan dianggap limbah radioaktif.

Selain itu untuk proses pengolahannya limbah ini dibedakan pula menurut limbah

yang dapat dibakar (combustible) dan yang tidak dapat dibakar. Limbah ini ditampung di

BATAN


Halaman 76 dari 96





tempat yang sesuai dengan penggolongannya yang merupakan tanggung jawab setiap

instalasi penghasil limbah.

Untuk limbah radioaktif yang mengandung pemancar β/γ, harus dipisahkan

tersendiri dan digolongkan pula menurut jenis yang dapat di bakar dan tak dapat di bakar.

Limbah ini di informasikan dan dikoordinasikan dengan pusat pengolah limbah untuk

diambil oleh petugas pengolahan limbah. Untuk keperluan administrasi dan pencatatan

untuk mencegah adanya limbah yang hilang, maka setiap kali pengambilan limbah

radioaktif petugas kedua belah pihak harus mengisi formulir yang telah disediakan.

Limbah radioaktif yang mengandung pemancar- α dipisahkan untuk dilakukan poses

pengolahan tersendiri.

Limbah padat yang tidak mengandung pemancar-α dan paparan radiasi lebih dari

tingkat rendah atau sedang digolongkan sebagai limbah aktivitas tinggi. Jika limbah jenis

ini ada, maka pihak instalasi harus pengupayakan penahan agar laju dosis pada jarak 1 m

tidak melebihi 1 mSv/jam, sebelum limbah dikirim ke instalasi pengolah limbah. Untuk hal

tersebut prosedur berikut dilakukan

• Petugas proteksi radiasi mengecek paparan radiasinya secara berkala.

Apabila tingkat radiasi pada permukaan tanpa adanya shielding melampaui 50

mSv/jam atau pada jaran 1 meter melampaui 1 mSv/jam, maka pengangkutan

dilakukan dengan menggunakan wadah pengangkut khusus.

• Tanggung jawab pengangkutan limbah ini adalah sepenuhnya pada penghasil

limbah namun dapat dikoordinasikan dengan unit pengolahan limbah.

Limbah yang mengandung bahan fisi harus memenuhi ketentuan tentang

pengelolaan bahan fisi yang ditetapkan. Limbah ini adalah tanggung jawab instalasi yang

bersangkutan dan harus disimpan di kolam penyimpanan sementara limbah dan

memenuhi persyaratan pewadahannya. Limbah bahan baker bekas atau bahan bakar

bekas yang cacad harus di kemas sebelum disimpan di kolam penyimpanan sementara

dan telah mengalami pendinginan sedikitnya 100 hari.

8.5 Pengawasan Saluran Pembuangan

Pengawasan saluran pembuangan dari adanya kontaminasi zat radioaktif ataupun

dari bahan berbahaya dilakukan melalui pemantauan saluran pembuangan, terutama

BATAN


Halaman 77 dari 96





pada titik buangan (effluent) tiap instalasi. Apabila dalam saluran pembuangan ini terdapat

bahan radioaktif ataupun bahan berbahaya yang melampaui batas yang ditetapkan akan

dilakukan penaksiran dampak radiologik dan dilacak sumbernya oleh Komisi Proteksi

Radiasi KNS.

8.6 Pengawasan Pembuangan Gas/ Aerosol ke Udara

Buangan gas/aerosol dari daerah kerja aktif di tiap instalasi melalui sistem ventilasi

khusus. Sistem ventilasi ini dilengkapi dengan sistem penyaring agar jumlah yang

terlepas ke udara sekecil mungkin dibawah tingkat administrasi yang ditetapkan.

Untuk mengontrol buangan ini setiap sistem ventilasi dilengkapi dengan alat

pengukur tingkat kontaminasi dan atau alat pencuplik contoh udara/ partikel. Contoh yang

diambil dianalisis jenis dan tingkat kontaminasinya. Data hasil pemantauan buangan ini

dicatat dan dilaporkan kepada Bidang Keselamatan dan Lingkungan - PTLR guna

penaksiran dampak radiologik. Menjadi kewajiban tiap instalasi untuk melengkapi sistem

ventilasi daerah aktifnya dengan alat ukur atau alat pengambil contoh udara/ aerosol dan

melakukan analisisnya.

8.7 Pengolahan Limbah Radioaktif

8.7.1 Pengangkutan Limbah

Limbah radioaktif yang terkumpul di berbagai instalasi dan unit kegiatan di Kawasan

Nuklir Serpong akan diangkut ke Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif. Pengangkutan

ini dilakukan dengan kendaraan pengangkut limbah khusus dan dilaksanankan oleh

petugas pengangkut limbah dari Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif. Sebelum

diangkut penghasil limbah melakukan koordinasi dengan PTLR, dan petugas PTLR akan

melakukan survei serta melakukan pengecekan tingkat kontaminasi dan paparan radiasi

serta sifat fisika dan kimia limbah untuk menetapkan jenis pengangkut dan cara

pemindahannya yang sesuai dari tempat penampungan ke mobil pengangkut limbah.

Jenis limbah yang diangkut dapat berbentuk cair, semi cair ataupun padat dengan

tingkat aktivitas yang berbeda-beda bergantung pada asal-usul limbah. Pengangkutan ini

dilaksanakan dengan memperhatikan faktor keselamatan dan keamanan menurut

prosedur yang ditetapkan.

BATAN


Halaman 78 dari 96





8.7.2 Proses Pengolahan Limbah Radioaktif

Limbah yang diangkut, sebelum diproses, ditampung di tempat penampungan

limbah sementara. Proses Pengolahan yang dilakukan bergantung pada bentuk fisik

limbah dan proses yang dilakukan umumnya adalah mengurangi/ memperkecil volume

limbah, pengungkungan limbah dan penempatan limbah yang telah terkungkung pada

tempat penyimpanan yang aman.

Untuk limbah cair proses pengurangan volume dilakukan melalui proses penguapan

atau evaporasi, konsentrat yang diperoleh dari penguapan ini selanjutnya dikungkung

melalui proses sementasi. Pada Proses ini, konsentrat dicampur dengan bahan semen,

pasir dan aditif dalam wadah shell yang terbuat dari beton dengan volume 950 liter atau

drum berbentuk silinder. Dengan cara ini limbah atau zat radioaktif akan terkungkung

secara tetap dan bahan beton ini sekaligus merupakan penghambat (shielding) dari

radiasi yang dipancarkan oleh zat radioaktif yang terkungkung.

Untuk limbah padat, proses yang dilakukan meliputi pemampatan limbah untuk

memperkecil volumenya atau proses kompaksi. Pemampatan ini dilakukan dalam drum

volume 100 liter berbentuk silinder dan dimampatkan di dalam drum volume 200 liter

dengan mesin pemampat (compactor) sehingga satu drum 200 liter dapat berisi limbah

sebanyak 6-7 drum 100 liter terkompaksi. Limbah yang telah padat ini pada bagian sisinya

diisi dengan adukan semen, pasir dan air melalui proses sementasi, dengan demikian

limbah padat akan terkungkung secara tetap dalam wadahnya, dan sekaligus bahan

beton ini akan menahan radiasi yang dipancarkan oleh limbah radioaktif tersebut. Untuk

limbah cair yang mudah dibakar, terutama limbah radioaktif dalam pelarut organik yang

mudah dibakar dilakukan proses pembakaran (incineration) untuk menghilangkan

pelarutnya.

Sisa pembakaran dalam bentuk debu selanjutnya dicampur dengan adukan semen

untuk pengungkungan. Demikian pula halnya untuk limbah padat yang mudah dibakar,

seperti limbah dalam bentuk kertas, bahan plastik dan limbah dari hewan percobaan yang

telah terkontaminasi atau diperlakukan dengan zat radioaktif. Jenis limbah ini untuk

mengurangi volumenya dibakar di tungku pembakaran (incenerator). Abu sisa

BATAN


Halaman 79 dari 96





pembakaran yang mengandung zat radioaktif selanjutnya disementasi untuk

pengungkungannya.

8.7.3 Penyimpanan Limbah yang Telah Diproses

Limbah yang telah diproses dan dikungkung selanjunya dipindah ke tempat

penyimpanan yang aman. Tempat penyimpanan ini berupa bangunan yang terhindar dari

hujan dan banjir, dan dinding bangunan dirancang untuk mampu menahan radiasi dari

limbah yang terkungkung. Dengan demikian limbah radioaktif yang berasal dari kegiatan

nuklir KNS diamankan dan dikendalikan agar tidak mencemari lingkungan.

BATAN


Halaman 80 dari 96





BATAN


Halaman 81 dari 96



Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Perlengkapan Keselamatan Kerja


BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA


Dalam bab ini diuraikan beberapa jenis perlengkapan keselamatan kerja

perorangan (protective device) yang meliputi respirator, perlengkapan pelindung

tubuh/bagian tubuh.

9.2 Respirator dan Perlengkapan Pelindung Tubuh

Tujuan pemakaian respirator dan perlengkapan pelindung tubuh adalah untuk

melindungi tubuh/bagian tubuh dari bahaya radiasi dan kontaminasi, baik dalam kegiatan

normal maupun dalam kegiatan penanggulangan bahaya atau penyelamatan diri. Di

dalam daerah kerja yang dirancang dan dikontrol secara baik, pemakaian respirator dan

perlengkapan pelindung hampir tidak diperlukan kecuali dalam keadaan darurat.

Penggunaan respirator dan perlengkapan pelindung hanya akan efektif apabila

digunakan menurut cara dan aturan yang benar. Oleh karena itu setiap pekerja harus

dilatih dalam penggunaan alat tersebut dan harus dibuat petunjuk pemakaian dan

penggunanaannya.

9.2.1 Respirator

Respirator adalah alat untuk mencegah masuknya bahan/zat radioaktif ataupun

bahan berbahaya dan beracun ke dalam tubuh melalui pernapasan ataupun melalui

mulut, bergantung pada bentuk dan jenis bahan penyaring yang digunakan dan tujuan

pemakaiannya. Beberapa jenis respirator yang digunakan di KNS adalah sebagai berikut :

9.2.1.1 Respirator Tanpa Pemasok Udara

Respirator ini tidak dilengkapi dengan alat pemasok udara dan fungsinya untuk

mencegah masuknya kontaminan dari udara melalui saluran pernafasan.

Bentuk respirator ini ada yang berupa setengah muka (half- facepiece), seluruh

muka (full-facepiece) dan ada pula yang berbentuk hood, yang dilengkapi dengan

BATAN


Halaman 82 dari 96



Perlengkapan Keselamatan Kerja Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


cungkup pengungkung bagian kepala. Respirator ini dilengkapi dengan filter penyerap

kontaminan dan jenis ini ada yang dapat menahan gas/aerosol, uap dan partikel dengan

ukuran tertentu. Respirator ini hanya dapat digunakan di daerah yang cukup oksigennya

dan tidak dapat digunakan di daerah yang kekurangan oksigen, seperti di daerah

kebakaran atau daerah lain yang berasap. Pemilihan jenis respirator yang sesuai bagi tiap

orang di tiap tempat diatur dan ditentukan oleh petugas keselamatan.

Suatu hal yang penting diperhatikan dalam pemakaian alat ini adalah ukuran dan

bentuk muka pemakainya. Respirator ini tidak efektif dipakai oleh mereka yang

berjanggut. Dalam pemesanan alat ini adalah ukuran dan jenis filter yang diperlukan

harus pula diperhatikan. Dalam hal ini ukuran filter disesuaikan dengan diameter/ukuran

partikel dan terkadang respirator juga menahan gas dan uap. Jenis respirator ini tidak

dapat digunakan didaerah kekurangan oksigen.

9.2.1.2 Respirator dengan Pemasok Udara

Respirator jenis ini dilengkapi dengan pemasok udara untuk pernafasan dengan

demikian jenis respirator ini lebih efektif digunakan untuk mencegah masuknya berbagai

kontaminan ke dalam tubuh melalui saluran pernafasan. Respirator ini dapat digunakan

untuk menahan partikel, gas atau pun uap.

Udara atau oksigen yang dibutuhkan dapat berasal dari sumber udara yang terus

menerus (kontinu) dan dapat pula berasal dari sumber terbatas berupa tabung

gas/oksigen. Jenis yang menggunakan sumber kontinyu mempunyai daya tahan yang

lebih lama akan tetapi terbatas daerah gerakan yang dilakukan, karena bergantung pada

panjang saluran udara yang digunakan antara sumber dengan pemakai respirator. Pada

jenis kedua, waktu pemakaian terbatas, bergantung pada kapasitas tabung, akan tetapi

daerah gerakan terbatas. Oleh karena itu respirator dengan pemasok udara dari sumber

kontinu umumnya digunakan untuk kegiatan-kegiatan perbaikan ataupun kegiatan khusus

lainnya di daerah tertentu, sedang jenis kedua lebih banyak digunakan oleh petugas

penyelamat atau pemadam kebakaran.

Bentuknya ada yang setengah muka (half-face), seluruh muka (full-face) atau

berbentuk hood yang meliputi seluruh bagian kepala yang dikombinasikan dengan

BATAN


Halaman 83 dari 96





pakaian. Respirator jenis terakhir ini baik digunakan dalam daerah yang mengandung

kontaminan dalam bentuk uap atau gas. Keuntungan lain dari respirator jenis ini adalah

dapat digunakan dalam daerah yang kadar oksigennya rendah.

9.2.1.3 Persyaratan Pemakaian Respirator

Beberapa ketentuan yang perlu diperhatikan dalam pemakaian respirator :

a. Pemakaian respirator hanya diperkenankan setelah ada persetujuan dari

Bidang Keselamatan Unit Kerja .

b. Tiap jenis dan bentuk respirator mempunyai batasan-batasan tertentu dan

tidak dapat digunakan pada setiap tempat atau keadaan

c. Respirator tanpa pemasok udara tidak dapat dipakai untuk daerah yang

kadar oksigennya rendah.

d. Tiap jenis filter mempunyai kapasitas tertentu dan apabila telah jenuh tidak

efektif digunakan.

e. Pemakaian respirator tanpa pemasok udara/ oksigen akan menghambat

pernapasan dalam batas tertentu.

f. Bidang Keselamatan Unit Kerja bertanggung jawab dalam

memilih/menyediakan respirator yang sesuai dan mengawasi

pemeliharaannya dan pemeriksaaan kebocoran dan tingkat

kontaminasinya.

9.2.1.4 Hambatan dalam Pemakaian Respirator

Selain itu beberapa hal berikut yang menjadi hambatan dalam pemakaian respirator

perlu pula diperhatikan oleh tiap pekerja dan petugas keselamatan.

1) Respirator tidak efektif apabila dipakai oleh orang yang

berjanggut/bercambang, kecuali tipe hood.

2) Pemakaian respirator tanpa pemasok udara akan mengganggu

pernafasan.

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

pandang.

BATAN


Halaman 84 dari 96





4) Pemakaian respirator tipe hood bisa mengganggu kemampuan pandangan

dan pendengaran, kecuali yang dirancang khusus untuk mengatasinya.

9.2.2 Perlengkapan Pelindung Tubuh

9.2.2.1 Kacamata Pengaman

Kacamata pengaman digunakan untuk melindungi mata dari kemungkinan bahaya

yang timbul dari kegiatan yang dilakukan pekerja. Bahaya tersebut dapat berasal dari

benda padat berupa serpihan logam atau debu, cairan atau gas yang membahayakan

mata ataupun radiasi ultra violet atau radiasi pengion. Untuk perlindungan mata dari

bahaya ini tersedia berbagai jenis kacamata pengaman.

Berbagai kacamata pengaman tersebut harus disediakan oleh Bidang Keselamatan

Unit Kerja, sesuai dengan potensi jenis bahaya yang dihadapi tiap pekerja dalam daerah

pengawasannya. Bentuk kacamata pengaman ini ada yang seperti kacamata biasa dan

ada pula yang berbentuk tertutup untuk seluruh bagian muka.

9.2.2.2 Pelindung Kepala

Untuk melindungi kepala dari jatuhan benda berat ataupun kontaminasi dari debu,

disediakan penutup kepala. Penutup kepala untuk melindungi kepala dari jatuhan benda

berat biasanya digunakan di daerah kerja mekanik dan bangunan. Penutup kepala ini

berbentuk helm (helmet) yang terbuat dari bahan plastik yang keras dan ukurannya dapat

diatur menurut ukuran kepala pemakai.

Untuk mencegah kontaminasi dari debu/ aerosol ataupun cairan tersedia pula

berbagai jenis bentuk penutup kepala yang terbuat dari berbagai jenis bahan. Penutup

kepala ini ada yang berbentuk topi dan ada pula yang berbentuk songkok, yang menutupi

seluruh bagian kepala, pemilihan bentuk ini bergantung pada jenis kontaminan dan

ukuran partikel debunya. Bahan penutup kepala ini ada yang terbuat dari katun dan ada

pula dari bahan plastik. Jenis bahan plastik umumnya digunakan untuk menghadapi

kontaminan dalam bentuk aerosol zat organik.

BATAN


Halaman 85 dari 96





9.2.2.3 Pelindung tangan dan Kaki (Shoe and Hand Cover)

Untuk melindungi tangan dari bahaya panas, cairan yang korosif dan kontaminasi

zat radioaktif tersedia berbagai jenis dan bentuk sarung tangan. Sarung tangan ini adanya

yang berbentuk pendek untuk melindungi bagian tangan terbatas sampai pergelangan

tangan dan ada pula yang mencakup sampai siku. Jenisnya juga beragam ada yang dari

kulit, kain kassa, plastik, ataupun karet, bergantung jenis bahaya yang dihadapi dan

perlindungan yang diperlukan. Tiap instalasi harus menyediakan sarung tangan yang

sesuai dengan kebutuhannya.

Untuk melindungi kaki atau bagian kaki dari berbagai jenis bahaya dan dari

kontaminasi tersedia berbagai bentuk pelindung kaki. Jenis dan bentuk pelindung kaki ini

beragam, bergantung pada potensi bahaya yang dihadapi dan perlindungan yang

diharapkan. Untuk pekerjaan mekanik maka sepatu pengaman terbuat dari bahan yang

kuat dan dilapisi lempeng baja pada bagian dalamnya. Pelindung kaki dari bahan kain

atau plastik sebatas mata kaki umumnya digunakan untuk mencegah kontaminasi pada

pekerja yang bekerja dalam daerah kontaminasi rendah sampai sedang. Sepatu tinggi

(boot) dari karet sering digunakan untuk pekerja dalam daerah kontaminasi tinggi. Sepatu

jenis ini juga digunakan dalam penanggulangan kecelakaan, dan kadang-kadang

mempunyai tali pengikat pada bagian atas atau dapat dihubungkan pada baju pelindung.

Di daerah atau ruangan yang harus dijaga kebersihannya dari debu, penutup sepatu

dari bahan kain dan plastik baik juga selalu digunakan. Apabila ndalam ruangan tersebut

tingkat kelembabannya rendah maka untuk mencegah adanya listrik statis pada penutup

sepatu dari bahan plastik, bagian bawah dari penutup sepatu diberi lapisan tipis logam.

9.2.2.4 Pakaian Pelindung

Untuk melindungi tubuh atau bagian tubuh ataupun pakaian dari berbagai bahan

kontaminan dan bahan pengotor digunakan pakaian pelindung. Untuk pekerja radiasi

pakaian pelindung berbeda dari yang digunakan di bengkel mekanik atau elektrik.

Pakaian pekerja radiasi haruslah menutupi sebagian besar tubuh dan bahannya terbuat

dari plastik atau katun. Beberapa jenis pakaian pelindung ini antara lain adalah :

BATAN


Halaman 86 dari 96





• Jenis yang sekali pakai buang

Pakaian ini dibuat dari plastik PVC tebal 0,1 mm karenanya mudah dan tidak

dianjurkan digunakan dalam ruangan yang suhunya lebih dari 30 oC

• Jenis yang dapat dipakai beberapa kali

Pakaian ini dibuat dari kertas plastik yaitu dari bahan serat polipripulen yang dipres.

Bentuknya dapat dibuat yang menutup seluruh tubuh (coverall, baju atau celana), jas

laboratorium dan lain-lain. Pakaian ini apabila tidak terkontaminasi dapat dipakai

beberapa kali, sebelum akhirnya dibuang.

• Jenis ketiga

adalah yang dapat dicuci dan dan dipakai terus menerus dan dilengkapi dengan

pemasok udara dengan aliran 0,6 – 0,7 m3. Pakaian ini khususnya dipakai di daerah yang

kontaminasinya tinggi dan di ruangan yang suhunya relatif tinggi dan kerja di daerah

tersebut akan menimbulkan keringat atau panas yang berlebihan. Dengan adanya udara

alir akan mengurangi pengaruh panas dan kontaminasi.

Pakaian pelindung yang digunakan dalam penanggulangan bahaya bentuk dan

sifatnya umumnya sama dengan pakaian yang digunakan dalam daerah kerja

kontaminasi tinggi, bedanya pakaian ini dilengkapi dengan pemasok udara yang dapat

dibawa (portable) dan dilengkapi pula dengan alat komunikasi.

Untuk melindungi tubuh atau bagian tubuh dari kemungkinan terkena paparan

radiasi yang berlebihan, digunakan pakaian pelindung radiasi (apron). Pakaian pelindung

radiasi ini digunakan oleh pekerja radiasi yang menangani sumber radiasi tinggi pada

jarak jangkau tertentu. Pakaian ini bahannya mengandung timah hitam.

Pakaian kerja yang digunakan di daerah instalasi nuklir tidak boleh dibawa pulang

dan harus dibersihkan/dicuci dan didekontaminasi oleh masing-masing instalasi. Pakaian

yang akan diperlakukan sebagai limbah radioaktif dikelola oleh Bidang Keselamatan Unit

Kerja

BATAN


Halaman 87 dari 96



Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan


BAB 10 PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN


Pemantauan radioaktivitas lingkungan meliputi pengukuran paparan radiasi dan

tingkat radioaktivitas terhadap berbagai komponen lingkungan seperti udara, air, tanah,

sedimen, tumbuhan, hewan dan bahan makanan. Pemantauan lingkungan harus

mencakup pengukuran dan pengumpulan informasi pendukung, yang berguna untuk

menentukan karakteristik lingkungan (meteorologi, hidrologi, jenis tanah), karakteristik

penduduk (distribusi, umur, pola makan, okupasi) dan karakteristik ekonomi (tata guna

lahan dan air, teknologi pertanian).

Secara umum pemantauan radioaktivitas lingkungan di Kawasan Nuklir Serpong

(KNS) bertujuan untuk :

1) mengevaluasi hasil pemantauan lepasan efluen aerosol/gas maupun efluen cair

terhadap ketentuan batas buangan efluen ke lingkungan;

2) memeriksa kondisi radiologi lingkungan untuk menjamin kepatuhan terhadap

batasan laju dosis ambien dan baku tingkat radioaktivitas yang diizinkan;

3) memberikan informasi dan data untuk keperluan kajian dosis dan untuk mengkaji

paparan atau potensi pemaparan pada kelompok-kelompok atau populasi kritis

karena adanya bahan radioaktif atau sumber radiasi di lingkungan dari operasi

normal dan kecelakaan atau kegiatan sebelumnya;

4) mengamati perubahan model lingkungan sehingga dapat dilakukan perubahan

yang sesuai untuk mengurangi ketidakpastian dalam kajian dosis.

5) mempertahankan kesinambungan catatan dampak radiologi dari kegiatan

Reaktor Serba Guna – Laboratorium Penunjang (RSG-LP) kepada masyarakat.

10.2 Jenis Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan

Pemantauan untuk tujuan proteksi radiasi pada umumnya dapat dibagi menjadi tiga

jenis yakni (1) pemantauan pada sumbernya (source monitoring), (2) pemantauan di

lingkungan (environmental monitoring) dan dalam kasus yang sangat langka,

(3) pemantauan individu anggota masyarakat (individual monitoring). Pemantauan pada

BATAN


Halaman 88 dari 96



Pemantauan Radioaktivitas Lingkungan Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi


sumbernya meliputi pengukuran tingkat paparan radiasi dan aktivitas radionuklida dari

sumber radiasi, pemantauan lingkungan dilakukan di luar daerah yang menimbulkan

paparan radiasi dan pemantauan individu berkaitan dengan pengukuran dilakukan secara

langsung pada anggota masyarakat di sekitar fasilitas nuklir. Pemantauan individu tidak

digunakan dalam program pemantauan rutin tetapi digunakan untuk menilai/mengetahui

dosis perorangan sebenarnya pada kecelakaan atau untuk tujuan ilmiah seperti validasi

model atau penyediaan informasi untuk meyakinkan publik.

10.3 Dampak Penting yang Dipantau

Berdasarkan hasil studi Analisis Dampak Lingkungan (ANDAL), dampak penting dari

pengoperasian RSG-LP adalah dampak radiologi yang ditimbulkan pada operasi normal

dan bila terjadi kecelakaan / kedaruratan nuklir.

Komponen lingkungan yang terkena dampak radiologi berdasarkan model fisik

penyebaran zat radioaktif ke lingkungan di daerah KNS adalah udara dan air kali Cisalak

sebagai medium penerima utama. Sedangkan medium penerima berikutnya dari

penyebaran di udara adalah air permukaan, tanah permukaan, tanaman pertanian

ataupun tanaman lainnya yang ada di permukaan tanah. Medium penerima berikutnya

dari penyebaran di kali Cisalak yang bermuara di sungai Cisadane adalah hasil pertanian,

perikanan dan kegiatan lain di sungai.

10.4 Sumber Dampak Penting

Sumber dampak penting dari pengoperasian RSG-LP di KNS adalah RSG-GA.

Siwabessy, Instalasi Produksi Radioisotop dan Instalasi Produksi Elemen Bakar Nuklir PT.

Batan Teknologi, Instalasi Radiometalurgi Pusat Teknologi Bahan Nuklir (IRM), dan

Instalasi Produksi Radiofarmaka Pusat Radioisotop Radiofarmaka(IPR). Sumber dampak

penting dari kegiatan pengoperasian keempat instalasi tersebut yaitu terlepasnya zat

radioaktif ke lingkungan melalui cerobong dan buangan efluen cair. Sumber dampak

penting dapat dilihat pada Tabel 10.1.

10.5 Parameter Lingkungan yang Dipantau

Parameter lingkungan yang harus dipantau untuk mengetahui perubahan kualitas

dan kecenderungan yang terjadi pada lingkungan hidup dalam pengoperasian RSG-LP

adalah :

1. Parameter fisika-kimia yang mencakup udara, tanah permukaan, air permukaan

dan air tanah/sumur dengan parameter yang dipantau meliputi dosis/laju dosis

BATAN


Halaman 89 dari 96





ambien dan tingkat radioaktivitas berbagai komponen tersebut.

2. Parameter biologi yang mencakup tanaman liar, tanaman pertanian dan biota air

tawar dengan parameter yang dipantau adalah tingkat radioaktivitas.

Proses pengumpulan data dilakukan dengan cara pengambilan dan pengukuran

berbagai jenis contoh komponen lingkungan di daerah pemantauan yang telah ditentukan

kemudian dilakukan analisis data. Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi

lepasan normal ditunjukkan dalam Tabel 10.2 dan parameter yang dipantau pada kondisi

lepasan darurat ditunjukkan dalam Tabel 10.3.

10.5.1 Udara

Parameter dalam udara yang harus diamati adalah laju dosis, radioaktivitas dalam

udara dan jatuhan basah dalam air hujan.

a. Laju Dosis

Pemantauan laju dosis ambien dilakukan dengan cara pengukuran langsung secara

berkala pada berbagai titik pengamatan dengan menggunakan alat ukur

radiasi/surveimeter yang sesuai. Dengan cara ini adanya perubahan laju dosis terhadap

hasil pengamatan sebelumnya dapat diketahui.

b. Dosis Kumulatif (Integrated dose)

Dosis kumulatif dipantau dengan menggunakan Dosimeter Termoluminisensi (TLD)

lingkungan. TLD lingkungan ini dipasang di berbagai stasiun di dalam KNS dan setiap

pereode tertentu diambil untuk diganti dengan yang baru. TLD dievaluasi jumlah dosis

radiasinya dengan menggunakan alat pembaca TLD. Dengan demikian kecenderungan

perubahan dosis radiasi ambien dapat diidentifikasi untuk dievaluasi.

c. Radioaktivitas Gas/Aerosol

Kandungan partikel dan gas radioaktif yang terdapat dalam udara dipantau dengan

alat pencuplik udara (air sampler) yang dilengkapi dengan kertas saring sebagai

penangkap partikel dan carbon catridge untuk maksud menangkap gas iodin radioaktif

dan gas lainnya. Cuplikan kertas saring dan carbon catridge diukur melalui alat cacah α/β

latar rendah dan spektrometer gama untuk menentukan tingkat konsentrasi radioaktivitas

udara.

BATAN


Halaman 90 dari 96





10.5.2 Air

a. Air Sumur

Pemantauan kemungkinan adanya zat radioaktif yang terdapat pada air tanah

dangkal (shallow ground water), dilakukan melalui pencuplikan air sumur penduduk dalam

radius 5 km dari reaktor. Analisis konsentrasi aktivitas dalam air dilakukan dengan

menggunakan alat cacah α/β latar rendah dan spektrometer gama.

b. Air Hujan

Pemantauan air hujan dilakukan dengan cara mengambil cuplikan air hujan yang

telah ditampung pada stasiun pengamatan air hujan. Pemantauan dilakukan secara

berkala tiap 3 bulan dan cuplikan air hujan diolah untuk diukur dan dianalisis kandungan

zat radioaktifnya.

c. Air Permukaan dan sedimen Sungai Cisadane

Pemantauan air Sungai Cisadane dilakukan dengan pengambilan contoh air dan

sedimen pada berbagai stasiun pengamatan sepanjang Daerah Aliran Sungai (DAS)

Cisadane dalam radius 5 km. Pengambilan contoh lingkungan dilakukan secara berkala

dan diolah/dipreparasi untuk dilakukan pengukuran dan analisis kandungan zat

radioaktifnya. Pengamatan yang sama juga dilakukan terhadap air permukaan lain seperti

air danau/telaga, air irigasi, air baku dan air olahan pada proses penjernihan air minum

untuk kebutuhan lokal yang terdapat dalam radius 5 km dari tapak reaktor.

10.5.3 Tanah

Pemantauan kontaminsasi pada tanah permukaan dan tanah pertanian dilakukan

dengan mengambil cuplikan tanah secara berkala pada berbagai lokasi pemantauan yang

telah ditetapkan dalam radius 5 km dari reaktor. Contoh tanah setelah diolah, dianalisis

kandungan bahan radioaktifnya dengan alat cacah α latar rendah dan spektrometer γ.

10.5.4 Tanaman

a. Tanaman Pangan

Pemantauan terhadap tanaman pangan dilakukan terhadap sayur-sayuran dan atau

buah-buahan yang dihasilkan dari kegiatan pertanian pada daerah radius 5 km dari RSG-

GAS. Pemantauan ini dilakukan untuk mengetahui kemungkinan adanya kontaminasi zat

radioaktif dalam tanaman pangan. Cuplikan tanaman pangan yang diperoleh, diolah dan

selanjutnya dianalisis menggunakan alat cacah α/β latar rendah dan spektrometer gama

untuk mengidentifikasi tingkat kontaminasi radioaktif pada tanaman pangan.

BATAN


Halaman 91 dari 96





b. Tanaman Liar/Rumput

Pemantauan terhadap tanaman liar dilakukan melalui rerumputan yang merupakan

bahan makanan ternak besar. Pemantauan ini dilakukan dengan mengambil tanaman liar

di tempat penggembalaan ternak, contoh lingkungan tersebut diolah menjadi abu

kemudian diukur menggunakan alat cacah α/β latar rendah untuk mengetahui tingkat

kontaminasi zat radioaktifnya.

10.6 Waktu dan Frekuensi Pemantauan

Frekuensi pemantauan didasarkan pada data tingkat radioaktivitas lingkungan awal

dan ketentuan perundang-undangan yang berlaku. Berdasarkan Peraturan Pemerintah

Nomor 33 tahun 2009 pasal 27 ayat (1) menyebutkan bahwa pemantauan radioaktivitas

lingkungan harus dilakukan secara terus menerus, berkala dan/atau sewaktu-waktu,

maka kegiatan pemantauan lingkungan di KNS dilakukan secara rutin dan tidak rutin

(khusus).

a. Pemantauan rutin dilakukan secara berkala setiap 3 (tiga) bulan.

b. Pemantauan tidak rutin atau pemantauan khusus adalah pemantauan yang

dilakukan di luar jadwal pemantauan rutin.

Pemantauan khusus dilaksanakan hanya pada keadaan :

a. Adanya operasi non-rutin yang diperkirakan dapat mengakibatkan peningkatan

kontaminasi terhadap lingkungan,

b. Adanya kecelakaan yang dapat mengakibatkan tingkat kontaminasi tinggi

terhadap lingkungan,

c. Ditemukannya tingkat kontaminasi yang cukup berarti dalam contoh lingkungan

selama pemantauan rutin.

10.7 Batasan Dosis Anggota Masyarakat

Data hasil pemantauan lingkungan harus dapat digunakan untuk melakukan kajian

penerimaan dosis radiasi anggota masyarakat. Mengacu pada ICRP 103 maka batasan

dosis untuk anggota masyarakat adalah sebagai berikut :

BATAN


Halaman 92 dari 96





Dosis Efektif 1 mSv dalam satu tahun; dalam keadaan khusus sampai

5 mSv dalam satu tahun dengan ketentuan bahwa dosis

rata-rata selama lima tahun berturut-turut tidak

melebihi 1 mSv per tahun.

Dosis ekivalen untuk lensa mata 15 mSv dalam satu tahun.

Dosis ekivalen pada kulit 51 Sv dalam satu tahun.

10.8 Batasan Buangan Zat Radioaktif

Dalam pengoperasian instalasi nuklir atau instalasi radiasi tidak dapat dihindarkan

terjadinya buangan zat radioaktif ke lingkungan baik secara atmosferik maupun secara

aquatik. Zat radioaktif yang dilepas ke lingkungan merupakan sumber paparan radiasi

yang akan meningkatkan penerimaan dosis oleh anggota masyarakat. Untuk menjaga

penerimaan dosis anggota masyarakat sesuai batasan dosis yang telah ditetapkan maka

perlu dilakukan pembatasan terhadap buangan efluen cair dan gas dari setiap instalasi.

Kondisi saat ini, batasan buangan konsentrasi zat radioaktif dalam efluen cair dan gas ke

lingkungan mengacu pada PERKA BAPETEN No. 02/Ka. Bapeten/V-99 tentang Baku

Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan.

Beberapa ketentuan yang harus dipenuhi oleh setiap instalasi sebelum melakukan

pelepasan buangan cair dan gas adalah :

(a) menentukan komposisi radionuklidanya;

(b) menentukan bentuk kimia dan fisika radionuklida, terutama jika hal ini

berpengaruh terhadap lingkungan dan perilaku metaboliknya;

(c) memperkirakan jumlah total berbagai radionuklida yang akan dilepas per tahun;

(d) melakukan pengaturan waktu pelepasan efluen cair atau gas.

BATAN


Halaman 93 dari 96





Tabel 10.1. Sumber Dampak Penting dari Kegiatan Instalasi Nuklir di KNS.

Komponen Lingkungan

Parameter yang Dipantau

Indikator Dampak Frekuensi

Pemantauan

Udara - laju dosis sesaat - dosis kumulatif - radioaktivitas

- tingkat paparan - tingkat dosis

- aktivitas gross

3 bulan 3 bulan

3 bulan/ kontinyu

Jatuhan basah radioaktivitas dalam :

- air hujan aktivitas radionuklida

dalam air hujan 3 bulan

Tanah radioaktivitas dalam : - tanah permukaan

aktivitas radionuklida dalam tanah permukaan

3 bulan

Air radioaktivitas dalam :

- air permukaan - air sumur

aktivitas radionuklida

dalam air permukaan dan sumur

3 bulan 3 bulan

Air PAM radioaktivitas dalam :

- air minum aktivitas radionuklida

dalam air minum 3 bulan

Sungai Cisadane

radioaktivitas dalam : - air permukaan

- sedimen

aktivitas radionuklida dalam air permukaan dan

sumur

3 bulan 3 bulan

Tanaman radioaktivitas dalam :

- rumput/tanaman aktivitas radionuklida

dalam rumput/tanaman 3 bulan

BATAN


Halaman 94 dari 96





Tabel 10.2 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan normal.

Jenis Lepasan Parameter yang dipantau Frekuensi Pemantauan

Airborne

dosis eksternall : - laju dosis gama

- dosis gama kumulatif

- kontinyu dan sesaat

- pengukuran 4 kali per tahun

deposisi dari udara : - udara

- air hujan

- tanah permukaan

- pengambilan dan pengukuran

sampel 4 kali per tahun - pengumpulan secara kontinyu dan

pengukuran 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran

sampel 4 kali per tahun

bahan makanan : - sayuran

- air minum atau air tanah


sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran

sampel 4 kali per tahun indikator daratan/terestrial :

- rumput/tanaman liar


sampel 4 kali per tahun

Cairan

dispersi perairan : - air permukaan

- sedimen


sampel 4 kali per tahun - pengambilan dan pengukuran

sampel 4 kali per tahun Bahan makanan akuatik :

- ikan air tawar

- pengambilan dan pengukuran sampel 4 kali per tahun

BATAN


Halaman 95 dari 96





Tabel 10.3 Parameter lingkungan yang dipantau pada kondisi lepasan darurat.

Jenis Lepasan Parameter yang dipantau Frekuensi Pemantauan

Airborne

Pengukuran selama passage awan radiasi


- laju dosis netron

- kontinyu, dekat dan jauh dari sumber,

pemetaan laju dosis eksternall. - kontinyu, hanya pada dekat sumber.

deposisi dari udara : - udara

- air hujan

- pengambilan kontinyu, pengukuran

setiap 2 jam. - pengumpulan secara kontinyu dan

pengukuran setiap 2 jam.

Pengukuran setelah passage awan radiasi


- kontinyu, pemetaan laju dosis.

deposisi : - tanah permukaan

- sekali, pemetaan kontaminasi

radionuklida yang relevan.

bahan makanan : - sayuran

- susu

- setiap hari, indikator untuk pertanian. - setiap hari, indikator untuk makanan

hewan. indikator daratan/terestrial :

- rumput/tanaman liar - setiap hari.

Cairan

Setelah pelepasan

dispersi perairan : - air permukaan

- sedimen

- pengambilan sampel kontinyu,

pengukuran 1 kali sehari. - setiap minggu sekali.

bahan makanan akuatik : - ikan air tawar

- pemilihan sampel yang tepat.

BATAN


Halaman 96 dari 96





Gambar 10.1. Instalasi Reaktor dan Laboratorium Penunjang di KNS.

batan - badan tenaga nuklir nasional - home · • instalasi produksi elemen bakar reaktor riset...

Documents