pedo man kns 2011

Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi

Kawasan Nuklir Serpong Revisi 1

PUSPIPTEK Serpong, November 2011

Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi KNS

i

Daftar Isi

Daftar Isi ..................................................................................... i

KATA PENGANTAR ................................................................... vii

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

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

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

1.3 Pembuat Dokumen ............................................... 3

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

BAB 2 PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN

LINGKUNGAN ................................................................ 4

2.1 Lingkup dan Tujuan ............................................... 4

2.2 Umum ................................................................... 4

2.3 Organisasi .............................................................. 4

2.4 Tanggung Jawab .................................................... 7

2.5 Sarana ................................................................. 10

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

3.1. Lingkup dan Tujuan ............................................. 13

3.2 Umum ................................................................. 13

3.3 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi ............. 14

3.4 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi

Radiasi ................................................................. 17

3.5 Pengkajian Paparan Radiasi ................................ 20

3.6 Tingkatan Proteksi Radiasi .................................. 28

3.7 Prinsip Proteksi Radiasi ....................................... 28

3.8 Proteksi Lingkungan ............................................ 29


ii

BAB 4 PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP

KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA ...................... 31

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

4.2 Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan

Kerja .................................................................... 31

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

4.4 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan

atau Kecelakaan ................................................... 34

4.5 Pemantauan Kesehatan ....................................... 35

BAB 5 PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN ............ 37


5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan ...... 37

5.3 Kriteria Pekerja Radiasi Yang Dipantau ................ 37

5.4 Metode Pemantauan ........................................... 38

5.5 Periode Pemantauan ........................................... 39

5.6 Dosimeter Perorangan ........................................ 39

5.7 Perhitungan Dosis Radiasi Internal ..................... 40

5.8 Dosis Efektif ......................................................... 40

5.9 Rekaman dan Penyimpanan Data Dosis

Radiasi Perorangan .............................................. 41

5.10 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan ................... 42

5.11 Penerimaan Paparan Radiasi Berlebih ................ 42

BAB 6 PENGENDALIAN DAERAH KERJA .................................. 43


6.2 Pembagian Daerah Kerja di Kawasan Nuklir

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

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

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


iii

6.6 Detektor Kontaminasi Pada Pos Pintu Masuk

Daerah lnstalasi Nuklir ........................................ 52

6.7 Pencegahan dan Pengawasan Kontaminasi

Pekerja ................................................................ 52

6.8 Dekontaminasi Permukaan pada Pekerja ........... 52

6.9 Persetujuan Kerja ................................................ 54

6.10 Pengawasan Kontaminasi Udara di Daerah

Kerja .................................................................... 54

6.11 Pengendalian Lepasan melalui Sistem

Ventilasi .............................................................. 55

6.12 Pembatasan Lain yang Perlu Diperhatikan ......... 56

6.13 Labelisasi Radiasi ................................................. 56

6.14 Kegiatan Perbaikan dan Pembangunan di

Fasilitas................................................................ 62

6.15 Pengelolaan Tanaman Dalam Pagar Kuning ....... 63

BAB 7 PENGENDALIAN ZAT RADIOAKTIF, PERALATAN

DAN BARANG .............................................................. 65


7.2 Pengendalian Zat Radioaktif ............................... 65

7.3 Pengendalian Pemindahan Peralataan/

Barang ................................................................. 71

7.4 Pemidahan Peralatan atau Barang

Terkontaminasi ................................................... 73

7.5 Pemindahan Peralatan dan Barang

Kontraktor dari Daerah Instalasi Nuklir .............. 75

7.6 Bahan Nuklir ........................................................ 75

7.7 Pemindahan Dokumen, Buku-Buku dan

Perlengkapan Pribadi .......................................... 75

7.8 Pemindahan Wadah Pakai Ulang Atau

Peralatan Pemadam Kebakaran .......................... 76


iv

BAB 8 PENGELOLAAN LIMBAH ............................................... 77


8.2 Kebijakan Pengelolaan Limbah ........................... 77

8.3 Klasifikasi dan Jenis Limbah ................................. 78

8.4 Tatalaksana Pengelolaan Limbah ........................ 80

8.5 Pengelolaan Efluen Radioaktif Cair dan

Gas/Aerosol ......................................................... 85

BAB 9 PERLENGKAPAN KESELAMATAN KERJA ....................... 86


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

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

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

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


10.2 Program Pemantauan Lingkungan ...................... 99

10.3 Jenis Pemantauan Radiologi Lingkungan .......... 101

10.4 Dampak Penting yang Dipantau ........................ 101

10.5 Sumber Dampak Penting ................................... 102

10.6 Komponen Lingkungan dan Parameter yang

Dipantau ............................................................ 102

10.7 Waktu dan Frekuensi Pemantauan ................... 105

10.8 Batasan Dosis Anggota Masyarakat .................. 106

DEFINISI .................................................................................. 117


v

LAMPIRAN A: SK Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir

Serpong (disalin sesuai aslinya) ..................... L-1

LAMPIRAN B: Batas Lepasan Radionuklida ke Atmosfer

Kawasan Nuklir Serpong ................................ L-5

LAMPIRAN C: Tabel Tingkat Pengecualian: Konsentrasi

Aktivitas yang Dikecualikan dan Aktivitas

Radionuklida yang Dikecualikan

(pembulatan) ................................................. L-6

LAMPIRAN D: Surat Pengeluaran Barang ........................... L-12

LAMPIRAN E: Bukti Pengiriman Peralatan atau Barang .... L-13

LAMPIRAN F: Surat Keterangan Bebas Kontaminasi ......... L-14

LAMPIRAN G: Surat Jalan ................................................... L-15


vi


vii


viii


1

BAB 1

PENDAHULUAN

1.1 Lingkup dan Tujuan

Dokumen ini berisi tentang:

a. pedoman keselamatan terhadap radiasi pengion,

b. standar proteksi radiasi dan,

c. standar pemantauan radiologi lingkungan,

untuk Kawasan Nuklir Serpong (KNS).

Dokumen pedoman ini berlaku untuk kegiatan di bawah

Pemegang Izin (PI) di KNS. PI bertanggung jawab menerapkan

sistem manajemen dalam semua tahapan dan unsur program

keselamatan dan proteksi radiasi.

Pedoman ditujukan untuk mengendalikan penerimaan,

pemilikan, penggunaan, pemindahan dan penyimpanan bahan

berizin oleh PI sedemikian hingga dosis efektif total kepada

perorangan tidak melebihi standar proteksi radiasi yang

diberikan dalam ketentuan pedoman ini.

1.2 Sumber Acuan

a. Undang-Undang RI No. 10 Tahun 1997 tentang Ketenaga-

nukliran

b. Peraturan Pemerintah RI No. 33 Tahun 2007 tentang

Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber

Radioaktif

c. Peraturan Pemerintah RI No. 26 Tahun 2002 tentang

Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif

d. Peraturan Pemerintah RI No. 27 Tahun 2002 tentang

Pengelolaan Limbah Radioaktif

e. Peraturan Pemerintah RI No. 29 Tahun 2008 tentang

Perizinan Pemanfaatan Sumber Radiasi Pengion dan

Bahan Nuklir

f. Peraturan Pemerintah RI No. 4 Tahun 1996 tentang

Penyertaan Modal Negara RI untuk Pendirian Perusahaan

Perseroan (Persero) dalam Bidang Nuklir


2

g. Keputusan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional

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

BATAN

h. Keputusan Kepala Badan Tenaga Nuklir Nasional

No.135/KA/VIII/2009 tentang Rencana Pengelolaan Ling-

kungan dan Rencana Pemantauan Lingkungan

i. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir

No.01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan

Kerja Terhadap Radiasi

j. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir

No.02/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Baku Tingkat

Radioaktivitas di Lingkungan

k. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir


untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif

l. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir


untuk Pengangkutan Zat Radioaktif

m. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir


untuk Pengelolaan Limbah Radioaktif

n. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir

No.02P/Ka-BAPETEN/I-03 tentang Pedoman Sistem

Pelayanan Pemantauan Dosis Eksternal Perorangan

o. Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir

No.6 Tahun 2010 tentang Pemantauan Kesehatan untuk

Pekerja Radiasi

p. International Commission on Radiation Protection Publica-

tion No. 103, Recommendations for a System of

Radiological Protection, 2007

q. Safety Series No. 115 International Basic Safety Standard

for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety

of Radiation Sources, 1996

r. Safety Guide No. RS-G-1.8, Environmental and Source

Monitoring for Purposes of Radiation Protection, 2005.


3

1.3 Pembuat Dokumen

Dokumen ini disusun oleh Tim Penyusunan Pedoman

Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

yang dibentuk berdasarkan Surat Keputusan Ketua Komisi

Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong No. 01/KNS/III/2011

dengan susunan anggota tim tertera pada Lampiran A.

Dokumen ini merupakan revisi dari Pedoman

Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong

dengan perhatian utama pada implementasi program proteksi

radiasi yang baku. Sedangkan untuk Pedoman Keamanan

Kegiatan Nuklir Kawasan Nuklir Serpong sudah tercakup dalam

Sistem Proteksi Fisik Instalasi dan Bahan Nuklir Kawasan

Nuklir Serpong.

1.4 Ketentuan Pelaksanaan

Isi yang dapat diterapkan dari dokumen ini harus

digunakan sebagai persyaratan dalam standar proteksi radiasi

KNS yang berlaku sejak 1 Januari 2012. Dalam hal ada peratur-

an perundang-undangan nasional yang lebih ketat yang harus

diikuti maka peraturan tersebut menggantikan ketentuan yang

ada di dokumen ini.


4

BAB 2

PENGELOLAAN PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN


Bab ini berisi uraian tentang organisasi pengelolaan

keselamatan Kawasan Nuklir Serpong. Tugas dan tanggung-

jawab masing-masing unsur organisasi diuraikan termasuk

kedudukan dan peran Komisi Proteksi Radiasi KNS. Sarana

dan layanan KNS terkait pengelolaan keselamatan dan

kesehatan dipaparkan di akhir bab.

2.2 Umum

Di KNS terdapat banyak izin pemanfaatan tenaga

nuklir. Pemegang izin (PI) bertanggung jawab atas pengelolaan

keselamatan dan proteksi radiasi fasilitas atau instalasinya.

Dalam pelaksanaan kegiatan, PI dibantu oleh satuan kesela-

matan dan proteksi radiasi.

Secara umum, sistem pengelolaan keselamatan dalam

hal kegiatan yang memerlukan koordinasi maupun kegiatan

tertentu yang berdampak di luar fasilitas atau instalasi berada di

bawah koordinasi Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir (PKTN).

Komisi Proteksi Radiasi mengkoordinasikan pengelola-

an proteksi radiasi dan lingkungan KNS, sesuai Keputusan

Kepala BATAN No.069/KA/III/2011.

Pelaksanaan pengelolaan dan pemantauan radiologi

lingkungan serta pemantauan dosis personil di KNS berada di

bawah koordinasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR),

sesuai dengan Keputusan Kepala BATAN No.392/KA/XI/2005

tentang Organisasi dan Tata Kerja BATAN.

2.3 Organisasi

Organisasi proteksi radiasi pada tiap unit kerja melekat

pada bidang keselamatan unit terkait, sedangkan unit yang

tidak memiliki bidang keselamatan di bawah P2K3 sesuai

dengan Surat Keputusan Kepala BATAN No.392/KA/XI/2005

tentang Organisasi dan Tata Laksana. Organisasi Proteksi

radiasi PT. Batan Teknologi mengacu pada Peraturan


5

Pemerintah No.33 Tahun 2007. Struktur organisasi keduanya

ditunjukkan pada Gambar 2.1 dan Gambar 2.2.

Komisi proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong ber-

tanggung jawab langsung kepada Kepala BATAN dengan tugas

memberikan saran dan rekomendasi kepada Kepala BATAN

baik diminta maupun tidak diminta tentang segala sesuatu yang

berkaitan dengan proteksi radiasi dan lingkungan Kawasan

Nuklir Serpong, khususnya dalam hal sebagai berikut:

a. Koordinasi kegiatan proteksi radiasi kawasan baik yang

sebelumnya tidak ada maupun yang bersifat peningkatan;

b. Pendekatan terpadu untuk mendapatkan sistem proteksi

radiasi Kawasan Nuklir Serpong yang efektif baik dari sisi

regulasi, fasilitas proteksi radiasi maupun ketiadaan keten-

tuan yang mengatur;

c. Penetapan tingkatan radiologi yang belum ada

ketentuannya dengan mengkaji rekomendasi internasional

dan pengalaman negara lain yang telah menerapkannya

dan bila diperlukan menggunakan data yang spesifik tapak;

d. Peningkatan budaya keselamatan di Kawasan Nuklir

Serpong; dan

e. Penilaian efektivitas proteksi radiasi instalasi di Kawasan

Nuklir Serpong.

Dalam pengelolaan keselamatan dan proteksi radiasi,

PI membentuk satuan organisasi berupa:

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

b. Bidang Keselamatan dan Lingkungan untuk PTLR

c. Bidang Keselamatan dan Instrumentasi untuk PTBIN

d. Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard BATEK

e. P2K3 untuk PRPN, PTRKN, PKTN.

Pengelolaan pemantauan radiologi lingkungan dan

pemantauan dosis peorangan pekerja radiasi menjadi tanggung

jawab PTLR.


6

Ga

mb

ar

2.1

Str

uktu

r O

rgan

isasi P

rote

ksi R

ad

iasi B

AT

AN


7

Gambar 2.2 Struktur Organisasi Proteksi Radiasi

PT. Batan Teknologi

2.4 Tanggung Jawab

Tanggung jawab organisasi BATAN di KNS terkait

pengelolaan proteksi radiasi dijelaskan berikut ini.

2.4.1 Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir

Kepala Pusat Kemitraan Teknologi Nuklir bertanggung

jawab atas terlaksananya keselamatan dan keamanan Kawas-

an Nuklir Serpong, terlaksananya kegiatan kesehatan kerja

para pekerja dan mengkoordinasikan satuan pengamanan yang

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

gung jawab dalam mengeluarkan prosedur dan instruksi kerja

tentang pengaturan kesehatan kerja, menyediakan personil,

sarana dan prasarana bagi tercapainya keamanan dan kese-

hatan pekerja di KNS.

2.4.1.1 Unit Pengamanan Nuklir

Kepala Unit Pengamanan PKTN bertanggung jawab

kepada kepala PKTN atas terlaksananya keselamatan,

keamanan dan ketertiban Kawasan Nuklir Serpong. Kepala unit

pengamanan PKTN juga mengadakan koordinasi dengan

Kepala unit pengamanan lainnya selama menjaga

keselamatan, keamanan dan ketertiban di Kawasan Nuklir

Serpong.

Direktur Produksi

PT Batan Teknologi (Persero)

Direktur Utama

PT Batan Teknologi (Persero)

Sub Divisi

Keselamatan dan Safeguard

Keselamatan KerjaSafeguard dan

Akunting Bahan Nuklir


8

2.4.1.2 Bidang Pengelolaan Kawasan Nuklir Serpong

2.4.1.2.1 Subbidang Pelayanan Kesehatan

Subbidang Pelayanan Kesehatan bertugas

melaksanakan pemantauan kesehatan pekerja di KNS.

2.4.1.2.2 Subbidang Pengelolaan Prasarana dan Sarana

Subbidang Pengelolaan Prasarana dan Sarana

bertugas menyediakan prasarana dan sarana keselamatan

KNS.

2.4.2 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Kepala Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR)

selain bertanggung jawab atas keselamatan dan keamanan

instalasinya, juga bertanggung jawab dalam terlaksananya

kegiatan pemantauan dosis radiasi seluruh pekerja radiasi KNS

serta pelaksanaan keselamatan radiasi lingkungan Kawasan

Nuklir Serpong dan daerah di sekitarnya.

Kepala Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR)

selain menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang kesela-

matan dan keamanan instalasinya, juga menetapkan prosedur

dan instruksi kerja yang berkaitan dengan pemantauan dosis

pekerja, pengelolaan dan pemantauan lingkungan.

2.4.2.1 Bidang Keselamatan dan Lingkungan

Kepala Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL)

PTLR selain bertugas membantu kepala PTLR dalam melaksa-

nakan keselamatan dan keamanan kerja kegiatan instalasi

pengolahan limbah radioaktif juga melaksanakan kegiatan

pemantauan dosis seluruh pekerja radiasi KNS dan melaksana-

kan kegiatan pemantauan lingkungan radiologi KNS dan seki-

tarnya termasuk pemantauan lingkungan kedaruratan.

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

Kepala PRSG, PTBN, PRR, PKTN, PTBIN, PRPN,

PTRKN bertanggung jawab atas keselamatan dan keamanan

instalasinya. Setiap PI harus menetapkan program keselamatan

dan proteksi radiasi beserta prosedur dan instruksi kerjanya.


9

2.4.3.1 Bidang Keselamatan/Bidang Keselamatan dan

Instrumentasi/Panitia Pembina Keselamatan dan

Kesehatan Kerja

Kepala Bidang Keselamatan (BK), Bidang Keselamatan

dan Instrumentasi (BKI) dan Ketua Panitia Pembina Keselamat-

an dan Kesehatan Kerja (P2K3) bertugas melaksanakan pro-

gram keselamatan dan proteksi radiasi dan membuat prosedur

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

tauan daerah kerja dan memastikan pekerja radiasi di bawah

kelolanya terpantau penerimaan dosisnya. Apabila instalasinya

menimbulkan limbah radioaktif maka BK/BKI/P2K3 bertugas

mengelola limbah tersebut sebelum dilakukan pengiriman ke

PTLR.

2.4.4 PT. Batan Teknologi

PT. Batan Teknologi dalam hal ini Direktur Divisi

Produksi bertanggung jawab bagi keselamatan instalasinya.

Dalam melaksanakan keselamatan dan proteksi radiasi, PT.

Batan Teknologi bergabung dalam Komisi Proteksi Radiasi

KNS dan berkoordinasi dengan BATAN dalam melaksanakan

kedaruratan nuklir. Direktur Divisi Produksi juga harus membuat

dan menetapkan prosedur dan instruksi kerja tentang

keselamatan instalasinya.

2.4.4.1 Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard

Sub Divisi Keselamatan dan Safeguard PT. Batan

Teknologi (Persero) memiliki dua kelompok kegiatan yaitu:

a. Kelompok Kegiatan Keselamatan

Kelompok kegiatan ini bertugas membuat dan menetapkan

prosedur dan instruksi kerja keselamatan, melaksanakan

kegiatan pemantauan daerah kerja, pemantauan dan penge-

lolaan limbah radioaktif dan pemantauan personil baik di

Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (IPRR)

maupun di Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset

(IPEBRR).


10

b. Kelompok Kegiatan Safeguard dan Akunting Bahan Nuklir

Kelompok kegiatan ini bertugas membuat dan menetapkan

prosedur dan instruksi kerja kegiatan safeguard sistem

Akunting Bahan Nuklir, melakukan pengendalian dan penga-

wasan terhadap semua perubahan dan perpindahan bahan

nuklir dengan mencatat dan menghitung serta membukukan

semua transaksi bahan nuklir baik yang berada dalam insta-

lasi, keluar dan masuk di MBA RI-D (di IPEBRR) maupun di

KMP-D MBA RI-C (di IPRR).

2.4.5 Para Pekerja

Setiap pekerja wajib mentaati ketentuan keselamatan

kerja. Setiap pekerja bertanggung jawab atas keselamatan diri-

nya dan orang lain di sekitarnya. Apabila prosedur dan instruksi

kerja tidak sesuai dengan kegiatan yang akan dilaksanakan

atau pekerja tidak yakin terhadap prosedur yang ada, maka ia

dapat melakukan konsultasi dengan atasan langsung atau

penanggung jawab keselamatan kerja di instalasinya.

2.5 Sarana

2.5.1 Fasilitas

Kegiatan fasilitas KNS (fasilitas radiasi atau instalasi

nuklir) meliputi:

a. Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS);

b. Instalasi Radiometalurgi (IRM);

c. Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE);

d. Instalasi Produksi Elemen Bakar Reaktor Riset (IPEBRR);

e. Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR);

f. Instalasi Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka (IPRR

PRR dan BATEK);

g. Kanal Hubung Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan

Bakar Nuklir Bekas (KH IPSB3);

h. Fasilitas hamburan neutron dan Analisis Aktivasi Neutron

(AAN); dan

i. Instalasi zat radioaktif dan/atau instalasi sumber radiasi

pengion.


11

2.5.2 Poliklinik

Fasilitas kesehatan dilengkapi dengan peralatan

kesehatan umum, gigi, dan laboratorium kesehatan. Fasilitas ini

melaksanakan pelayanan kesehatan termasuk pemantauan

kesehatan pekerja KNS, baik rutin maupun darurat. Dalam hal

kedaruratan nuklir jika terdapat korban yang tidak dapat

ditangani dirujuk ke rumah sakit.

2.5.3 Lingkungan

Pemantauan lingkungan KNS harus dilengkapi dengan

berbagai jenis sistem pemantauan radiasi dan penunjangnya,

yakni:

a. Sistem Pemantau Cuaca

Sistem pemantau cuaca untuk KNS harus mampu menye-

diakan data meteorologi yang sesuai untuk keperluan peng-

kajian sebaran lepasan zat radioaktif ke atmosfer. Untuk itu

sistem ini dilengkapi dengan sensor parameter arah dan

kecepatan angin, frekuensi curah hujan, temperatur dan

kelembaban udara, serta intensitas radiasi matahari. Pengo-

lahan data dilakukan dengan perangkat lunak yang mampu

menentukan cakra angin (wind rose) dan kelas kestabilan

atmosfer.

b. Sistem Pemantauan Gama Lingkungan

Lepasan zat radioaktif ke atmosfer dari fasilitas di KNS dapat

meningkatkan paparan radiasi di lingkungan. Peningkatan

tersebut dapat diketahui dengan pemasangan alat pantau

radiasi ambien pada beberapa lokasi di dalam dan lepas-

kawasan. Hasil pengukuran alat pantau radiasi gama ling-

kungan tersebut secara kontinu dan real-time dikirim ke

pengolah data lingkungan BKL di Gedung 71 lantai 3. Sistem

Pemantauan Gama Lingkungan berfungsi untuk mengamati

fluktuasi tingkat radiasi gama di KNS sedemikian sehingga

dapat mendeteksi secara dini lepasan radioaktivitas abnor-

mal.


12

c. Sistem Pemantauan Buangan Terpadu

Pengoperasian fasilitas nuklir di KNS akan menimbulkan

efluen radioaktif cair yang dalam batasan tertentu dapat

dilepas ke lingkungan. Pelepasan buangan cair harus dikon-

trol dan diawasi dengan ketat sehingga tidak menimbulkan

kerusakan terhadap lingkungan. Pengawasan ini dilakukan

dengan pengelolaan buangan cair secara terpadu melalui

sistem Pemantauan Buangan Terpadu (PBT) yang berada di

PTLR.

d. Laboratorium Lingkungan

Pelepasan zat radioaktif cair dan gas/aerosol meningkatkan

konsentrasi radionuklida di lingkungan. Nilai konsentrasi

radionuklida di lingkungan dapat diketahui dengan analisis

berbagai macam sampel lingkungan. Kawasan Nuklir

Serpong harus dilengkapi dengan laboratorium lingkungan

dengan peralatan pengambilan dan preparasi sampel serta

peralatan analisis seperti: spektrometer-, spektrometer-,

sistem pencacah latar rendah /, alat ukur kontaminasi

permukaan dan alat ukur paparan radiasi lingkungan.

2.5.4 Sistem Keselamatan dan Keamanan

Kegiatan fasilitas atau instalasi dilengkapi dengan

sistem keselamatan dan proteksi radiasi yang meliputi sarana

keselamatan sumber (perisai, ventilasi dsb) dan sarana proteksi

radiasi (dosimeter perorangan, alat pantau radiasi daerah kerja,

alat pelindung diri).

Kawasan Nuklir Serpong dilengkapi dengan Sistem

keselamatan dan keamanan tingkat kawasan (BSS, BATAN

Safety and Security System) yang berada di gedung 90 PKTN

yang berfungsi untuk mengkoordinasikan pelaksanaan

penanggulangan kedaruratan.


13

BAB 3

DASAR PROTEKSI RADIASI DAN LINGKUNGAN

3.1. Lingkup dan Tujuan

Konsep proteksi radiasi dalam pemanfaatan tenaga

nuklir baik terhadap manusia maupun lingkungan dikemukakan.

Pemaparan mencakup kuantifikasi efek radiasi terhadap kese-

hatan melalui besaran-besarn dosis dan pembobotan termasuk

aplikasinya. Prinsip proteksi tidak hanya membatasi penerima-

an dosis juga melibatkan justifikasi dan optimasi. Proteksi

lingkungan sebagai hal relatif baru dalam perlindungan non-

human disinggung secukupnya.

3.2 Umum

Sasaran utama dari pengembangan konsep proteksi

radiasi adalah proteksi manusia dan lingkungan terhadap efek

merusak paparan radiasi tanpa terlalu membatasi pemanfaatan

tenaga nuklir yang dapat terkait paparan tersebut. Pencapaian

sasaran ini tidak cukup hanya didasarkan pada pengetahuan

ilmiah tentang paparan radiasi dan efek kesehatannya. Penca-

paian juga mensyaratkan suatu model untuk proteksi manusia

dan lingkungan terhadap radiasi. Sebagai contoh aspek sosial

dan ekonomi dalam proteksi radiasi tidak dapat selalu didasar-

kan pada ilmu pengetahuan, diperlukan value judgement

tentang kepentingan relatif berbagai jenis risiko dan tentang

perimbangan risiko dan manfaat.

Proteksi radiasi berkaitan dengan dua jenis efek berba-

haya. Dosis tinggi menyebabkan efek deterministik yang hanya

terlihat bila dosis tersebut melebihi suatu batas ambang.

Sedangkan dosis tinggi dan rendah dapat menyebabkan efek

stokastik (kanker atau efek keturunan) yang dapat meningkat

secara statistik dan setelah paparan ada periode laten yang

lama sebelum efek muncul.

Proteksi manusia terhadap radiasi dilaksanakan melalui

pengelolaan dan pengendalian paparan terhadap radiasi peng-

ion sedemikian sehingga efek deterministik dapat dicegah, dan

risiko efek stokastik dikurangi ke suatu tingkatan yang layak

dicapai. Sebaliknya, konsep proteksi lingkungan dalam protek-

si radiasi sulit untuk didefinisikan secara universal karena dari


14

satu negara ke negara lain atau dari satu keadaan ke keadaan

lain menggunakan konsep yang tidak sama. ICRP mendasar-

kan proteksi lingkungan pada pencegahan atau pengurangan

frekuensi efek radiasi yang mengganggu ke suatu tingkatan

dampak yang sepele pada konservasi keragaman biologis.

3.3 Aspek Biologi terhadap Proteksi Radiasi

Pada umumnya efek paparan radiasi terhadap kesehat-

an dapat dikelompokkan menjadi dua kategori yaitu:

a. Efek deterministik (reaksi jaringan yang berbahaya) yaitu

sebagian besar sel jaringan mengalami kematian atau

fungsi sel rusak karena dosis radiasi tinggi.

b. Efek stokastik, yaitu kanker atau efek keturunan berupa

pengembangan kanker pada individu yang terpapari

karena mutasi sel somatik atau penyakit keturunan pada

keturunan individu yang terpapari karena mutasi sel

reproduktif. Efek biologi akibat paparan radiasi

diperhitungkan pula pada embrio, janin dan penyakit

lainnya selain kanker.

ICRP publikasi 60 (1991) mengklasifikasikan efek radi-

asi yang menimbulkan reaksi pada jaringan sebagai efek deter-

ministik. Dan menggunakan istilah efek stokastik untuk efek

radiasi yang menimbulkan kanker dan penyakit yang dapat

diwariskan kepada keturunannya.

Energi radiasi pengion yang diterima jaringan/organ

dapat mengakibatkan perubahan pada molekul, kerusakan

pada elemen selular dan gangguan fungsi atau kematian sel.

Kerusakan pada jaringan hidup diakibatkan oleh adanya

transfer energi radiasi pengion ke atom dan molekul dalam

struktur sel. Radiasi pengion menjadikan atom dan molekul

tersebut terionisasi dan menyebabkan:

a. terbentuknya radikal bebas

b. terpecahnya ikatan kimia

c. terbentuknya ikatan kimia baru dan ikatan silang antar

molekul

d. kerusakan molekul yang sangat berperan dalam proses di

dalam tubuh (seperti DNA, RNA, dan protein)


15

Sel-sel yang telah rusak pada tingkat kerusakan terten-

tu dapat mengalami perbaikan, misalnya pada dosis rendah

sebagaimana yang kita terima dari dosis radiasi latar, kerusak-

an selular dapat segera diperbaiki. Namun pada tingkat dosis

yang lebih tinggi, dapat terjadi kematian sel bahkan pada dosis

yang sangat tinggi sel tidak dapat tergantikan, jaringan menjadi

rusak dan organ tidak berfungsi.

3.3.1 Induksi Efek Deterministik

Induksi reaksi jaringan pada umumnya ditandai dengan

adanya dosis ambang. Alasan ditetapkannya dosis ambang

adalah bahwa kerusakan radiasi (gangguan fungsi yang serius

atau kematian sel) suatu populasi kritis sel pada suatu jaringan

perlu dipertahankan sebelum terlanjur jaringan tersebut cedera

atau rusak. Di atas dosis ambang akan terjadi cedera atau

kerusakan jaringan. Semakin besar dosis radiasi semakin

meningkat terjadinya keparahan pada jaringan dan daya pemu-

lihan jaringanpun akan terganggu.

Reaksi jaringan terhadap radiasi dini (beberapa hari

hingga beberapa minggu) yang melampaui dosis ambang

mungkin akan terjadi peradangan yang diakibatkan pelepasan

faktor seluler atau mungkin reaksi yang mengakibatkan hilang-

nya sel-sel. Reaksi jaringan tunda (orde bulan hingga tahunan)

dapat berupa jenis umum jika muncul sebagai akibat langsung

dari kerusakan jaringan. Sebaliknya, reaksi tunda ini dapat

berupa jenis akibat jika muncul sebagai akibat kerusakan

selular dini.

Tinjauan data biologi dan klinis telah mendorong

perkembangan penilaian ICRP terhadap mekanisme jaringan

dan sel yang mendasari reaksi jaringan dan dosis ambang yang

berlaku untuk organ dan dan jaringan utama. Walaupun demiki-

an untuk dosis serap hingga sekitar 100 mGy (LET rendah atau

tinggi) tidak ada jaringan yang dinyatakan memperlihatkan

gangguan klinis. Pernyataan ini berlaku untuk paparan akut

tunggal dan juga untuk dosis rendah pada paparan radiasi

kronik.

Efek deterministik selain ditandai dengan adanya dosis

ambang juga pada umumnya timbul tidak lama setelah paparan

radiasi terjadi, adanya penyembuhan spontan dan tergantung


16

pada tingkat keparahan dan besarnya paparan radiasi yang

diterima mempengaruhi tingkat keparahan. Contoh efek deter-

ministik antara lain kerusakan kulit, eritema, epilepsi, katarak

dan kemandulan.

3.3.2 Induksi Efek Stokastik

Efek stokastik adalah efek radiasi yang munculnya

tidak memerlukan dosis ambang, pada umumnya timbul setelah

melalui masa tenang yang lama, tidak ada penyembuhan spon-

tan, tingkat keparahan tidak dipengaruhi oleh besarnya dosis

radiasi dan peluang terjadinya dipengaruhi oleh besarnya dosis.

Contoh efek stokastik adalah kanker dan penyakit yang diwaris-

kan kepada keturunannya.

Pada kasus kanker, studi eksperimen dan epidemologi

memberikan fakta adanya risiko radiasi sekali pun dengan keti-

dakpastian pada dosis sekitar 100 mSv atau kurang. Meskipun

tidak ada bukti langsung risiko radiasi pada manusia untuk

kasus penyakit yang diturunkan, hasil pengamatan eksperimen

menunjukkan menguatnya pendapat yang menyatakan bahwa

risiko untuk generasi mendatang harus diperhitungkan dalam

sistem proteksi.

3.3.3 Induksi Penyakit selain Kanker

Sejak tahun 1990 akumulasi fakta menunjukkan bahwa

frekuensi penyakit non-kanker meningkat pada beberapa

populasi yang terpapar radiasi. Fakta statistik yang paling kuat

untuk induksi efek non-kanker pada dosis efektif dalam orde

1 Sv yang diturunkan dari analisis mortalitas terkini survivor

bom atom Jepang setelah tahun 1968. Studi tersebut memper-

kuat bukti statistik mengenai hubungan antara dosis dengan

terutama penyakit jantung, stroke, gangguan pencernaan dan

penyakit pernafasan.

3.3.4 Efek Radiasi pada Embrio dan Fetus

Risiko reaksi jaringan dan kecacatan dalam embrio dan

janin yang terpapari telah diulas di ICRP publikasi 90 (2003).

Ulasan ini memperkuat penilaian risiko di dalam rahim (ICRP

publikasi 60). Berdasarkan ICRP publikasi 90, risiko cedera

jaringan dan kecacatan di dalam rahim pada dosis di bawah


17

100 mGy dari radiasi LET rendah. Data terbaru menunjukan

bahwa embrio rentan terhadap efek mematikan pada periode

pra-implantasi dari perkembangan embrio. Pada dosis di bawah

100 mGy, efek mematikan pada embrio sangat jarang terjadi.

Sehubungan dengan kecacatan pada embrio, data

terbaru menunjukan bahwa ada pola radiosensitivitas dalam

rahim yang tergantung pada usia kehamilan dengan sensitivitas

maksimum terjadi pada masa pembentukan organ utama.

Berdasarkan data pengamatan pada hewan diperoleh ada

dosis ambang sekitar 100 mGy untuk induksi kecacatan, untuk

tujuan praktis ICRP menilai bahwa risiko kecacatan setelah

paparan dalam rahim pada dosis di bawah 100 mGy adalah

tidak ada (tidak terjadi efek kecacatan pada embrio).

ICRP publikasi 90 meninjau data korban bom atom

mengenai induksi keterbelakangan mental yang berat setelah

terpapari radiasi pada periode pra-natal paling sensitif (8-15

minggu setelah pembuahan) mendukung dosis ambang paling

tidak 300 mGy. Jadi, di bawah 300 mGy tidak terjadi efek

keterbelakangan mental yang berat.

3.3.5 Judgement dan Ketidakpastian

Walaupun ICRP menyadari potensi pentingnya efek

sinergistik antara radiasi dan perantara (agent) yang lain,

hingga saat ini tidak ada bukti yang kuat tentang interaksi

tersebut pada dosis rendah yang membenarkan modifikasi

perkiraan risiko radiasi yang ada.

Dengan mempertimbangkan informasi terkini, ICRP

merekomendasikan sistem proteksi radiasi yang praktis dengan

berasumsi bahwa pada dosis di bawah sekitar 100 mSv,

kenaikan dosis proporsional dengan peluang timbulnya kanker

atau efek keturunan.

3.4 Besaran yang Digunakan dalam Proteksi Radiasi

3.4.1 Umum

Besaran dosimetrik khusus telah dikembangkan untuk

penilaian dosis dari paparan radiasi. Besaran proteksi yang

fundamental didasarkan pada pengukuran deposit energi pada

organ dan jaringan tubuh manusia. Untuk melihat hubungan


18

dosis radiasi dengan risiko radiasi, perlu diperhitungkan variasi

pada efektivitas biologi radiasi dengan kualitas yang berbeda

dan variasi sensitivitas organ dan jaringan terhadap radiasi

pengion.

3.4.2 Besaran Dosis

3.4.2.1 Dosis Serap (D)

Dosis serap (D) adalah jumlah energi yang diserap per

satuan massa sebagai hasil dari interaksi radiasi pengion

dengan materi. Satuan dosis serap dalam satuan SI adalah

gray (Gy) yang sama dengan energi deposisi sebesar 1 joule

per kilogram (J/kg) dalam materi, yang dalam hal ini adalah

organ/jaringan, atau 1 Gy = 1 J/kg.

Satuan lama dari dosis serap adalah erg/gram dengan

nama khusus rad. Satu rad setara dengan 100 erg/gram,

dengan demikian 1 Gy = 100 rad. Besaran dosis serap ini dapat

digunakan untuk semua jenis radiasi pengion.

3.4.2.2 Faktor Bobot Radiasi

Untuk menunjukan kualitas radiasi dalam kaitannya

dengan akibat biologi yang dapat ditimbulkannya, diperkenal-

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

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

sarkan efektivitas relatif dalam menimbulkan akibat biologi yang

bersifat stokastik pada dosis rendah. Contoh efek stokastik

adalah induksi kanker yang kemungkinan timbulnya efek terse-

but merupakan fungsi dosis yang diterima. Tabel 3.1 menun-

jukkan besarnya faktor bobot radiasi berdasarkan ICRP 103

(2007)

3.4.2.3 Dosis Ekivalen, H

Besaran proteksi digunakan dalam batas paparan

untuk menegaskan bahwa adanya efek kesehatan stokastik

dijaga di bawah tingkatan yang tidak dapat diterima dan bahwa

reaksi jaringan dihindarkan. Definisi besaran proteksi didasar-

kan pada dosis serap rata-rata, DT,R dalam suatu volume organ

atau jaringan T (lihat Tabel 3.2), akibat radiasi tipe R (lihat

Tabel 3.1). Radiasi R menentukan tipe dan energi radiasi yang


19

datang ke tubuh atau dipancarkan oleh radionuklida yang

berada dalam tubuh. Besaran proteksi dosis ekivalen pada

organ atau jaringan, HT, didefinisikan sebagai

......................................... (3.1)

Penjumlahan dilakukan atas semua tipe radiasi yang

terlibat. Satuan dosis ekivalen adalah J kg-1

dan bernama

khusus sievert (Sv). Satuan lama untuk dosis ekivalen adalah

rem dan hubungan antara keduanya adalah 1 Sv = 100 rem.

Tabel 3.1 Faktor bobot radiasi, wR

No Jenis Radiasi wR

1. Foton 1

2. Elektron dan muon 1

3. Proton dan pion bermuatan 2

4. Partikel-, fragmen fisi dan ion berat

20

5. Neutron

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

2,185,2 nE

e

1 MeV En 50 MeV 6/)]2[ln(

2

0,170,5 nE

e

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

2

25,35,2 nE

e

3.4.2.4 Faktor Bobot Jaringan dan dosis efektif

Dosis efektif, E, didefinisikan sebagai jumlah terbobot dosis-dosis ekivalen jaringan berikut:

............. (3.2)

dengan wT adalah faktor bobot jaringan untuk jaringan T dan

wT = 1. Penjumlahan dilakukan atas semua organ dan jaringan tubuh manusia yang diperhitungkan peka terhadap


20

induksi efek stokastik. Nilai-nilai wT ini merepresentasikan andil organ dan jaring individu atas semua kerusakan radiasi dari

efek stokastik. Satuan dosis efektif adalah J kg-1

dengan nama

khusus sievert (Sv). Satuan ini sama dengan satuan dosis

ekivalen. Dalam penggunaan harus dinyatakan secara jelas

besaran yang digunakan.

Nilai wT untuk organ dan jaringan berdasarkan ICRP

103 (2007) diberikan pada Tabel 3-2. Nilai wT untuk jaringan lainnya (0,12) berlaku untuk dosis rata-rata 13 organ dan

jaringan untuk tiap jender yang diberikan dalam catatan kaki di

Tabel 3.2.

Tabel 3.2 Faktor Bobot Jaringan, wT

No Jaringan/organ wT

(masing-masing)

1. Sumsum tulang merah, Usus besar, Paru, Lambung, Payudara, Jaringan lainnya

*)

0,12

2. Gonad 0,08

3. Kandung kemih, Oesofagus, Hati, Tiroid

0,04

4. Permukaan tulang, Otak, Kelenjar ludah, Kulit

0,01

*) Jaringan lainnya: Adrenal, daerah Extratorasik (ET), Kandung kemih empedu (gall bladder), Jantung, Ginjal, Node getah bening, Otot, Mukosa mulut, Pankreas, Prostat (), Usus halus, Limpa, Timus, Rahim/Leher rahim ().

3.5 Pengkajian Paparan Radiasi

3.5.1 Paparan Radiasi Eksternal

Pengkajian dosis terhadap paparan radiasi dari sumber

eksternal biasanya dilakukan dengan memantau individu

dengan menggunakan dosimeter perorangan yang dikenakan di

tubuh, atau misalnya dalam kasus pengkajian prospektif,

dengan mengukur atau memperkirakan dosis ekivalen ambien,

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

Besaran operasional untuk pemantauan individu adalah Hp(10)


21

dan Hp(0,07). Jika dosimeter perorangan dikenakan di suatu

posisi yang mewakili paparan pada tubuh, untuk dosis rendah

dan dengan asumsi keseragaman paparan seluruh tubuh,

Hp(10) memberikan nilai dosis efektif yang cukup seksama

untuk tujuan proteksi radiasi

3.5.2 Paparan Radiasi Internal

Sistem pengkajian dosis untuk pemasukan radionuklida

mengandalkan pada perhitungan, yang diperlakukan sebagai

besaran operasional untuk pengkajian dosis paparan internal.

Pemasukan dapat diperkirakan baik dari pengukuran langsung

(misalnya pemantauan eksternal seluruh tubuh atau organ dan

jaringan tertentu) atau pengukuran tidak langsung (misalnya, air

seni atau tinja), atau pengukuran pada sampel lingkungan, dan

penerapan model biokinetik. Selanjutnya, dosis efektif dihitung

dari pemasukan menggunakan koefisien dosis yang direkomen-

dasikan oleh ICRP untuk sebagian besar radionuklida. Koefisi-

en dosis diberikan untuk anggota masyarakat dari berbagai usia

dan untuk orang dewasa yang terpapari karena pekerjaannya.

Radionuklida yang terdapat dalam tubuh manusia

meradiasi jaringan selama jangka waktu yang ditentukan oleh

waktu-paro fisik dan retensi biologis dalam tubuh. Dengan

demikian, radionuklida tersebut dapat memberikan peningkatan

dosis pada jaringan tubuh selama berbulan-bulan atau

bertahun-tahun setelah pemasukan. Kebutuhan untuk mengatur

paparan radionuklida dan akumulasi dosis radiasi selama waktu

yang lama telah membawa pada definisi dari besaran dosis

terikat. Dosis terikat dari radionuklida dalam tubuh adalah dosis

total yang diperkirakan akan diterima dalam jangka waktu

tertentu. Dosis ekivalen terikat, HT (), dalam sebuah jaringan

atau organ T didefinisikan sebagai:

( ) ( )

............................... (3.3)

dengan adalah waktu integrasi setelah waktu pemasukan t0. Untuk selanjutnya, besaran dosis efektif terikat E() dinyatakan sebagai:


22

( ) ( )

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

Untuk memenuhi batasan dosis, ICRP merekomendasi-

kan bahwa dosis terikat ditetapkan pada tahun pemasukan

terjadi. Untuk pekerja, dosis terikat biasanya dievaluasi selama

lebih dari 50 tahun setelah pemasukan. Jangka waktu terikat

50 tahun adalah suatu nilai yang dipertimbangkan oleh ICRP

sebagai harapan usia pekerja dihitung sejak ia masuk kerja di

usia muda. Dosis efektif terikat dari pemasukan radionuklida

juga digunakan dalam penentuan dosis perkiraan untuk anggo-

ta masyarakat. Dalam kasus ini, jangka waktu terikat 50 tahun

dianjurkan untuk orang dewasa. Untuk bayi dan anak-anak,

dosis dievaluasi hingga usia 70 tahun.

Dosis efektif dari pemasukan radionuklida karena kerja

dinilai berdasarkan pemasukan pekerja dan koefisien dosis

acuan. Perhitungan koefisien dosis untuk radionuklida tertentu

(SvBq-1

) menggunakan model biokinetik dan dosimetrik yang

telah didefinisikan. Model-model tersebut digunakan untuk

menggambarkan masuknya berbagai bentuk kimia radionuklida

ke dalam tubuh dan distribusinya serta retensi setelah masuk

ke darah. Fantom pria dan wanita komputasi juga digunakan

untuk menghitung, untuk serangkaian sumber, fraksi energi

yang dipancarkan dari suatu daerah sumber S yang diserap di

daerah target T. Perkiraan ini dianggap memadai untuk tugas-tugas utama dalam proteksi radiasi.

Koefisien dosis efektif terikat rata-rata jenis kelamin

e() untuk pemasukan radionuklida tertentu dihitung menurut persamaan:

( ) [ ( )

( )

]

.................... (3.5)

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

( ) adalah koefisien dosis ekivalen terikat untuk

jaringan T dari pria dan wanita, masing-masing, untuk periode

terikat T. Penjumlahan dalam persamaan (3.5) juga berlaku


23

pada koefisien dosis ekivalen terikat untuk jaringan lainnya

(remainder), baik pria maupun wanita.

3.5.3 Paparan Pekerjaan

Dalam pemantauan paparan pekerjaan (occupational

exposure) radiasi eksternal, dosimeter perorangan mengukur

dosis ekivalen perorangan Hp(10). Nilai yang terukur ini diang-

gap sebagai penilaian terhadap dosis efektif dengan asumsi

keseragaman paparan seluruh tubuh. Untuk paparan internal,

dosis efektif terikat umumnya ditentukan dari pengkajian

terhadap pemasukan radionuklida dari pengukuran bioassay

atau besaran lain (misalnya aktivitas yang terjadi di dalam

tubuh atau di dalam tinja sehari-hari). Dosis radiasi ditentukan

dari pemasukan menggunakan koefisien dosis yang dianjurkan

oleh ICRP 68 atau BSS 115.

Dosis yang diperoleh dari pengkajian paparan peker-

jaan radiasi eksternal dan pemasukan radionuklida digabung-

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

an batasan dosis dan pembatas dosis (dose constraint) dengan

menggunakan rumus sebagai berikut:

( ) ( ) ............................... (3.6)

dengan Hp(10) adalah dosis ekivalen perorangan dari paparan

eksternal dan E(50), dosis efektif terikat dari paparan internal,

ditentukan dengan:

( ) ( )

( )

..... (3.7)

dengan

( ) : koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pema-sukan melalui inhalasi dari suatu radionuklida j;

: aktivitas pemasukan dari suatu radionuklida j mela-lui inhalasi;

( ) : koefisien dosis efektif terikat untuk aktivitas pema-sukan dari suatu radionuklida j melalui injesi (jalur pencernaan), dan

: aktivitas pemasukan dari radionuklida j melalui injesi.


24

Dalam perhitungan dosis efektif dari radionuklida tertentu, kelonggaran mungkin perlu dibuat untuk karakteristik dari materi yang masuk ke dalam tubuh.

Koefisien dosis yang digunakan dalam persamaan (3.7)

adalah yang ditetapkan oleh ICRP tanpa meninggalkan karak-

teristik anatomis, fisiologis, dan biokinetik Pria Acuan

(Reference Man) dan Wanita Acuan (Reference Female)

sebagaimana diberikan dalam ICRP 2002. Nilai koefisien dosis

memperhitungkan karakteristik fisik dan kimia dari pemasukan,

termasuk diameter aerodinamik median aktivitas (AMAD) dari

aerosol yang terhirup dan bentuk kimia zat partikulat di mana

radionuklida tertentu menempel. Dosis efektif yang ditetapkan

dalam rekaman dosis pekerja adalah nilai di mana Orang

Acuan (Reference Person) terpapar medan radiasi dan aktivitas

pemasukan yang dialami oleh pekerja. Jangka waktu terikat 50

tahun merupakan periode akumulasi dosis yang mungkin

selama usia kerja (ini hanya relevan untuk radionuklida dengan

waktu paro fisik panjang dan retensi yang lama di jaringan

tubuh).

Dalam kasus yang langka dari andil signifikan paparan

eksternal berdaya tembus radiasi lemah, andil dosis kulit

terhadap dosis efektif perlu dipertimbangkan selain persyaratan

yang diberikan dalam persamaan (3.10) untuk pengkajian dosis

efektif. Dosis radiasi dari isotop Radon, terutama 222

Rn, dan

produk-produk peluruhannya mungkin juga perlu dipertimbang-

kan dalam pengkajian dosis secara keseluruhan (ICRP 65).

Dalam keadaan tertentu pemantauan individu dengan

dosimeter perorangan tidak dilakukan, seperti paparan petugas

penerbangan, pengkajian dosis efektif dapat diperoleh dari nilai

besaran dosis ekivalen ambien, H*(10). Dosis efektif kemudian

dihitung dengan menggunakan faktor-faktor yang sesuai dari

data di daerah radiasi, atau dengan menghitung dosis efektif

secara langsung dari data tersebut.

3.5.4 Paparan Masyarakat

Prinsip-prinsip dasar perkiraan dosis efektif bagi

anggota masyarakat sama seperti bagi pekerja. Dosis efektif

tahunan untuk anggota masyarakat adalah jumlah dosis efektif

yang diperoleh dalam satu tahun dari paparan eksternal dan

dosis efektif terikat dari radionuklida yang masuk ke tubuh


25

dalam tahun tersebut. Dosis ini tidak diperoleh dengan pengu-

kuran langsung paparan perorangan seperti pada paparan

pekerjaan tetapi terutama ditentukan oleh pengukuran efluen

dan lingkungan, perilaku data, dan pemodelan. Komponen

akibat pelepasan efluen radioaktif dapat diperkirakan dengan

pemantauan efluen untuk instalasi yang sudah ada, atau

prediksi efluen dari instalasi atau sumber selama periode

desain. Informasi tentang konsentrasi radionuklida dalam efluen

dan lingkungan digunakan bersama-sama dengan pemodelan

radioekologi (analisis jalur transportasi lingkungan, melalui

udara, air, tanah, sedimen, tanaman, dan hewan kepada

manusia) untuk mengkaji dosis dari paparan radiasi eksternal

dan pemasukan radionuklida. Kelengkapan informasi ini

diberikan dalam Annex B, ICRP 103.

3.5.5 Aplikasi Dosis Efektif

Kegunaan dasar dan pokok dari dosis efektif dalam

proteksi radiasi bagi pekerja dan masyarakat umum adalah:

a. pengkajian dosis prospektif untuk perencanaan dan opti-

misasi proteksi; dan

b. pengkajian dosis retrospektif untuk menunjukkan peme-

nuhan terhadap batas dosis, atau untuk membandingkan

dengan pembatas dosis atau tingkat acuan (reference

level).

Dalam pengertian ini, dosis efektif digunakan untuk

tujuan regulasi di seluruh dunia. Dalam praktek penerapan

proteksi radiasi, dosis efektif digunakan untuk mengelola risiko

efek stokastik pekerja dan masyarakat umum. Perhitungan

dosis efektif atau koefisien konversi yang sesuai untuk paparan

eksternal dan koefisien dosis paparan internal, didasarkan pada

dosis serap, faktor pembobotan (wR dan wT), dan nilai-nilai

acuan tubuh manusia serta organ-organ dan jaringannya. Dosis

efektif tidak didasarkan pada data dari perorangan. Dalam

penerapan umumnya, dosis efektif tidak memberikan dosis

spesifik-individu melainkan untuk Orang Acuan dalam suatu

situasi paparan tertentu.

Ada beberapa keadaan dengan nilai-nilai parameter

dapat diubah dari nilai-nilai acuan dalam perhitungan dosis

efektif. Oleh karena itu, adalah penting untuk membedakan


26

antara nilai-nilai parameter acuan yang dapat berubah dalam

perhitungan dosis efektif dalam situasi paparan tertentu dan

nilai-nilai yang tidak dapat diubah dalam definisi dosis efektif

(misalnya faktor bobot). Dengan demikian, dalam pengkajian

dosis efektif dalam situasi paparan pekerjaan, perubahan dapat

dilakukan misalnya berkaitan dengan karakteristik suatu daerah

radiasi eksternal (sebagai contoh arah paparan) atau karakte-

ristik fisik dan kimia dari radionuklida yang terhirup atau

tercerna. Dalam kasus seperti itu perlu menyatakan dengan

jelas penyimpangan dari nilai-nilai parameter acuan.

Dalam pengkajian dosis retrospektif untuk individu

tertentu yang mungkin secara substansial melebihi batasan

dosis, dosis efektif dapat memberikan takaran pendekatan awal

dari keseluruhan kerusakan (detriment). Jika dosis radiasi dan

risiko perlu dikaji dengan cara yang lebih akurat, diperlukan

perkiraan spesifik lanjutan dosis organ atau jaringan, terutama

jika risiko organ spesifik bagi individu tertentu diperlukan.

Dosis efektif dimaksudkan untuk digunakan sebagai

besaran proteksi berdasarkan nilai-nilai acuan dan karena itu

tidak direkomendasikan untuk evaluasi epidemiologi, juga tidak

dianjurkan digunakan untuk penyelidikan tertentu retrospektif

yang rinci dari paparan dan risiko perorangan. Sebaliknya,

dosis terserap harus digunakan dengan efektivitas biologis

biokinetik paling tepat dan data faktor risiko. Dosis organ atau

jaringan, bukan dosis efektif, diperlukan untuk mengkaji

kemungkinan induksi kanker dalam individu terpapar.

Penggunaan dosis efektif tidak sesuai untuk pengkajian

reaksi jaringan. Dalam situasi seperti itu perlu untuk memperki-

rakan dosis serap dan memperhitungkan RBE (Relative

Biological Effectiveness) yang sesuai sebagai dasar pengkajian

atas efek radiasi (Annex B, ICRP 103).

3.5.6 Dosis Efektif Kolektif

Dosis kolektif diperlukan untuk menyatakan efek radiasi

pada suatu kelompok orang, terutama terhadap paparan peker-

jaan, untuk maksud optimisasi proteksi radiasi (ICRP 26,

ICRP 60). Besaran ini memperhitungkan paparan semua

individu dalam suatu kelompok selama kurun waktu operasional

tertentu di daerah radiasi. Dosis efektif kolektif S dihitung


27

sebagai penjumlahan semua dosis efektif individu pada kurun

waktu tertentu atau selama operasi. Nama khusus yang

digunakan untuk besaran dosis efektif kolektif adalah orang-

sievert. Dalam proses optimisasi, tindakan proteksi radiasi dan

skenario operasional dibandingkan dalam kerangka pengkajian

dosis efektif individu dan kolektif yang diharapkan.

Dosis efektif kolektif, S, didasarkan pada asumsi

hubungan efek dosis linear untuk efek stokastik tanpa ambang

(model LNT, linear non-thresholds). Atas dasar ini, maka

dimungkin untuk menganggap dosis efektif bersifat aditif.

Dosis efektif kolektif adalah sebuah alat optimisasi,

untuk membandingkan teknologi radiasi dan prosedur proteksi.

Dosis efektif kolektif tidak dimaksudkan sebagai alat untuk studi

epidemiologi, dan tidak sepantasnya menggunakan besaran

tersebut dalam proyeksi risiko. Hal ini karena asumsi implisit

dalam perhitungan dosis efektif kolektif (misalnya, ketika mene-

rapkan model LNT) menyembunyikan ketidakpastian biologis

dan statistik yang besar. Khususnya, perhitungan kematian

akibat kanker berdasarkan dosis efektif kolektif yang melibatkan

paparan sepele pada populasi besar menjadi tidak masuk akal

dan harus dihindari. Perhitungan semacam itu yang didasarkan

pada dosis efektif kolektif tidak dikehendaki, yang secara

biologis dan statistik sangat tidak pasti.

Untuk menghindari penggabungan yang tidak tepat,

misalnya dosis individu sangat rendah selama jangka waktu

yang panjang dan wilayah geografis yang luas, syarat-syarat

pembatasan perlu ditetapkan. Rentang dosis dan jangka waktu

harus ditentukan. Dosis efektif kolektif yang disebabkan nilai

dosis efektif individu antara E1 dan E2 didefinisikan sebagai:

( ) (

)

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

dengan (dN/dE)dE menyatakan jumlah individu yang terpapar

dosis efektif antara E dan E + dE dalam jangka waktu T. Bila

kisaran dosis individu besarnya merentang hingga beberapa

orde, distribusinya harus dicirikan dengan membaginya menjadi

beberapa kisaran dosis perorangan, tiap kisaran besarnya tidak

melebihi dua atau tiga orde, dengan ukuran populasi, dosis


28

perorangan rata-rata, dan ketidakpastian ditentukan terpisah

untuk tiap kisaran.

3.6 Tingkatan Proteksi Radiasi

Pada ICRP 60, efek kontribusi dosis perorangan dari

suatu sumber tidak bergantung efek dosis dari sumber lainnya.

Untuk banyak tujuan, tiap sumber atau kelompok sumber biasa-

nya diperlakukan berbeda. Untuk itu perlu mempertimbangkan

paparan perorangan yang dipapari oleh sumber atau kelompok

sumber ini. ICRP 103 menekankan perlunya pendekatan

source-related ini karena tindakan dapat diambil pada suatu

sumber untuk meyakinkan proteksi suatu kelompok individu dari

sumber tersebut.

Dalam situasi paparan yang direncanakan (kondisi

operasi normal), pembatasan source-related terhadap dosis

perorangan disebut pembatas dosis (dose constraint). Untuk

paparan potensial konsep yang serupa adalah pembatas risiko

(risk constraint). Untuk situasi paparan kedaruratan dan exist-

ing, pembatasan source-related-nya adalah tingkat acuan.

Konsep pembatas dosis dan tingkat acuan digunakan dalam

proses optimisasi proteksi untuk membantu pencapaian bahwa

semua paparan dijaga serendah yang dapat dicapai secara

layak dengan memperhatikan faktor sosial dan ekonomi.

Dalam kasus tertentu situasi-paparan-yang-direncana-

kan, pembatasan terpisah pada jumlah dosis pekerja dan pada

jumlah dosis masyarakat disyaratkan. Pembatasan individual-

related ini dinyatakan dalam pembatasan dosis.

3.7 Prinsip Proteksi Radiasi

Prinsip proteksi radiasi berdasarkan Basic Safety

Standard (BSS) 115*) terdiri atas 3 unsur yaitu:

a. Justifikasi

Justifikasi adalah semua kegiatan yang melibatkan paparan

radiasi hanya dilakukan jika menghasilkan nilai lebih atau

memberikan manfaat yang nyata (azas manfaat). Justifikasi

*) International Basic Safety Standards for Protection againts Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Source.


29

dari suatu rencana kegiatan atau operasi yang melibatkan

paparan radiasi dapat ditentukan dengan mempertimbang-

kan keuntungan dan kerugian dengan menggunakan analisa

untung-rugi untuk meyakinkan bahwa akan terdapat keun-

tungan lebih dari dilakukannya kegiatan tersebut.

b. Optimasi

Pada optimasi semua paparan harus diusahakan serendah

yang layak dicapai (As Low As Reasonably Achievable -

ALARA) dengan mempertimbangkan faktor ekonomi dan

sosial. Syarat ini menyatakan bahwa kerugian/kerusakan

dari suatu kegiatan yang melibatkan radiasi harus ditekan

serendah mungkin dengan menerapkan peraturan proteksi.

Dalam pelaksanaannya, syarat ini dapat dipenuhi misalnya

dengan pemilihan kriteria desain atau penentuan nilai

batas/tingkat acuan bagi tindakan yang akan dilakukan.

c. Pembatasan

Pada pembatasan semua dosis ekivalen yang diterima oleh

seseorang tidak boleh melampaui Nilai Batas Dosis (NBD)

yang telah ditetapkan. Pembatasan dosis ini dimaksud untuk

menjamin bahwa tidak ada seorang pun terkena risiko

radiasi baik efek sotakastik maupun efek deterministik akibat

dari penggunaan radiasi maupun zat radioaktif dalam keada-

an normal.

3.8 Proteksi Lingkungan

Proteksi lingkungan ditujukan untuk mempertahankan

keragaman biologis agar terjaga konservasi spesies, dan

melindungi kesehatan dan status habitat alam, komunitas, dan

ekosistem.

Hingga saat ini dipercaya bahwa proteksi terhadap

manusia dalam kaitannya dengan situasi paparan yang direnca-

nakan dengan melaksanakan suatu standar pengendalian

lingkungan yang diperlukan untuk melindungi masyarakat akan

juga melindungi lingkungan. Hal ini kemungkinan dapat tidak

berlaku untuk situasi paparan kedaruratan dan existing.Untuk

itu ICRP sekarang (ICRP 103) mulai mempertimbangkan untuk


30

perlunya rekomendasi proteksi lingkungan untuk semua situasi

paparan.

Pada dasarnya perkembangan terkait proteksi ling-

kungan masih sangat terbatas dan biasanya spesifik dari satu

negara ke negara lain. Selain mempertahankan keragaman bio-

logis juga dipertimbangkan konservasi bangunan kuno langka

bernilai budaya tinggi.


31

BAB 4

PENGATURAN DAN PENGAWASAN TERHADAP

KESELAMATAN DAN KESEHATAN KERJA


Bab ini berisi uraian tentang pengaturan dan

pengawasan keselamatan dan kesehatan kerja agar dosis

radiasi (eksternal dan internal) yang diterima para pekerja

radiasi, tamu, pengunjung, dan bukan pekerja radiasi sekecil

mungkin dalam batas yang diijinkan.

4.2 Pengaturan Keselamatan dan Kesehatan Kerja

Pengaturan keselamatan kerja di medan radiasi yang

berkaitan dengan pembatasan dosis kerja radiasi, ketentuan

tingkat radiasi dan kontaminasi daerah kerja serta pemeriksaan

kesehatan pekerja mengacu pada BSS 115. Untuk membatasi

peluang terjadinya efek stokastik pada pekerja radiasi, ditetap-

kan batas dosis efektif 20 mSv dalam 1 tahun. Sedangkan

untuk mencegah efek deterministik, batas dosis ekivalen sebe-

sar 500 mSv dalam 1 tahun ditentukan untuk semua jaringan,

kecuali lensa mata yang ditetapkan 150 mSv dalam 1 tahun

seperti yang ditunjukkan dalam Tabel 4.1. NBD untuk anggota

masyarakat mengikuti pola penerapan untuk pekerja radiasi

dengan nilai lebih rendah, yaitu sebesar 1 mSv dalam 1 tahun.

Tabel 4.1 Nilai Batas Dosis untuk Pekerja Radiasi dan Masyarakat

Penerapan Pekerja Radiasi Masyarakat

Tahunan Triwulan Tahunan

Dosis Efektif 20 mSv*) 5 mSv 1,0 mSv

Lensa mata 150 mSv 35 mSv 15 mSv

Jaringan/organ lain 500 mSv 125 mSv 50 mSv

Dosis wanita hamil selama kehamilan

1 mSv

*) dosis efektif maksimal setahun sebesar 50 mSv dengan total 5 tahun sebesar 100 mSv.


32

NBD bagi wanita hamil didasarkan atas paparan pada

janin sejak awal mengandung hingga melahirkan tidak melebihi

1 mSv. Agar NBD tidak terlampaui dilakukan pengawasan dosis

radiasi eksternal dan internal.

Evaluasi dosis perorangan pekerja radiasi pada umum-

nya dilakukan setiap triwulan berdasarkan atas penjumlahan

penerimaan dosis radiasi eksternal dan internal serta memban-

dingkan penerimaan tersebut terhadap NBD triwulan.

Pemeriksaan kesehatan rutin terhadap pekerja radiasi

dilakukan minimal sekali dalam setahun untuk kondisi normal.

Pemeriksaan kesehatan tambahan dapat dilakukan terhadap

pekerja radiasi pada kondisi khusus. Pemeriksaan kesehatan

pekerja radiasi melalui sistem keselamatan radiasi yang terse-

dia di KNS atau laboratorium yang ditunjuk oleh Pemegang Ijin.

4.3 Pengawasan Nilai Batas Dosis

4.3.1 Radiasi Eksternal

Pengawasan NBD untuk radiasi eksternal dilakukan

dengan cara menggunaan dosimeter perorangan dan peman-

tauan paparan radiasi daerah kerja.

4.3.1.1 Pemantauan Dosis Perorangan

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan secara

eksternal dan internal. Pemantauan eksternal dilakukan dengan

menggunakan dosismeter perorangan (TLD dan dosimeter

pena/saku). Pemantauan internal dilakukan secara in-vivo

dan/atau in-vitro. Pemantauan dosis perorangan ini secara rinci

dijelaskan pada Bab 5.

4.3.1.2 Pemantauan Paparan Radiasi Daerah Kerja

Untuk mencegah NBD tidak terlampaui, maka dilaku-

kan pemantauan paparan radiasi daerah kerja, pengaturan

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

tentang pemantauan paparan radiasi di daerah kerja diterang-

kan dalam Bab 6.


33

4.3.2 Pembatas Dosis (Dose Constraint)

Untuk penerapan optimisasi proteksi radiasi dan kese-

lamatan radiasi agar besar dosis yang diterima pekerja radiasi

serendah mungkin sesuai dengan prinsip ALARA, maka dite-

rapkan konsep pembatas dosis di KNS. Pembatas dosis adalah

suatu nilai batas atas prospektif dosis pekerja radiasi yang tidak

boleh melampaui NBD. Komisi Proteksi Radiasi KNS mereko-

mendasikan Pembatas Dosis lebih kecil dari 20 mSv. Setiap

Pemegang Izin (PI) menetapkan pembatas dosis sesuai

dengan karakteristik masing-masing fasilitas. PI menetapkan

sasaran ALARA untuk maksud optimasi penerimaan dosis. Dari

hasil sasaran ALARA dapat ditentukan pembatas dosis yang

baru.

4.3.3 Pengawasan Pengunjung, Tamu dan Pekerja Non-

Radiasi

Nilai Batas Dosis bagi pengunjung, tamu atau pun

personal yang bukan pekerja radiasi (non-radiasi) dikategorikan

sebagai NBD anggota masyarakat. Mereka meliputi:

a. Pekerja administrasi di KNS atau tidak bekerja di daerah

radiasi.

b. Pengunjung yang berada di KNS dalam waktu relatif

singkat (8 jam).

c. Kontraktor, pemasok bahan/barang atau pun para

pegawainya.

d. Tamu (peneliti, mahasiswa atau siswa magang) yang

bekerja di daerah radiasi dan tinggal/bekerja kurang dari

satu bulan.

e. Para pengunjung lain seperti sopir/buruh angkutan barang,

pelayan dan perbaikan telepon, air, listrik atau pun

pemasang peralatan.

Pengunjung/tamu yang masuk ke daerah kerja radiasi

diberi dosimeter saku/pena, dan diserahkan kepada petugas

keselamatan jika pengunjung/tamu keluar dari daerah radiasi

untuk dibaca/dievaluasi.

NBD untuk siswa magang berumur di atas 18 tahun

yang sedang melaksanakan pelatihan atau praktek kerja atau

yang karena keperluan pendidikannya terpaksa menggunakan


34

sumber radiasi atau berada di medan radiasi, sama dengan

NBD pekerja radiasi.

NBD untuk siswa magang berumur antara 16 sampai

dengan 18 tahun yang sedang melaksanakan pelatihan atau

kerja praktek, atau yang karena keperluan pendidikannya

terpaksa menggunakan sumber radiasi atau berada di daerah

radiasi adalah 6 mSv per tahun.

4.4 Penyinaran Abnormal dalam Kedaruratan atau

Kecelakaan

Untuk membatasi dosis terhadap pekerja dan anggota

masyarakat akibat pelepasan tak terkendali bahan radioaktif

(release) diperlukan perencanaan (kesiapsiagaan) yang rinci

dalam menghadapi kedaruratan dan latihan kedaruratan secara

berkala. PI diwajibkan membuat Program Kesiapsiagaan

Kedaruratan Nuklir untuk fasilitasnya. Untuk konsekuensi

kecelakaan dalam- dan lepas-kawsan, disusun Program

Kesiapsiagaan Kedaruratan Nuklir KNS yang dikoordinasikan

oleh PKTN. Program kesiapsiagaan tersebut mengatur infra

struktur dan kesiapan fungsi penanggulangan. Juga diatur

latihan atau gladi kedaruratan nuklir baik parsial maupun

terpadu yang melibatkan.

Dalam keadaan darurat, seorang sukarelawan dapat

menerima dosis berlebih untuk maksud penyelamat jiwa atau

mencegah luka/sakit yang lebih parah, atau untuk mencegah

peningkatan bahaya yang sangat besar. Dosis maksimum

seluruh tubuh yang dapat ditoleransi untuk penyelamatan jiwa

adalah 1 Gy dalam 2 hari. Bila dalam operasi ini diperkirakan

dosis radiasi lebih besar daripada 1 Gy, maka risiko radiasi

harus diperhitungkan dengan sangat cermat dengan memper-

timbangkan satu pertimbangan laju dosis di tempat kecelakaan,

kondisi korban dan kemungkinan untuk bertahan hidup.

Dalam keadaan kedaruratan nuklir mungkin terjadi

beberapa pekerja radiasi menerima dosis berlebih. Penyelamat-

an jiwa manusiadi medan radiasi tinggi dilakukan oleh petugas

yang berkompeten. Tiap situasi yang terjadi pada kondisi daru-

rat harus diperhitungkan dengan cermat oleh petugas proteksi

radiasi sebagai dasar mengambil keputusan.


35

Dalam kecelakaan, dosis radiasi yang diterima korban

kecelakaan atau pun petugas penanggulangan kecelakaan

harus dievaluasi dan dilaporkan secara terpisah. Apabila dosis

yang diterima melampaui 100 mSv harus dilakukan pemeriksa-

an kesehatan khusus.

4.5 Pemantauan Kesehatan

PI berkewajiban melakukan pemantauan kesehatan

pekerja radiasi dan non-radiasi di KNS berupa pemeriksaan

kesehatan meliputi pemeriksaan laboratorium dan pemeriksaan

fisik untuk menjamin ada atau tidak pengaruh kesehatan akibat

dari kegiatan atau pekerjaannya.

Calon pekerja radiasi sebelum bekerja menggunakan

sumber radiasi atau bertugas di daerah radiasi harus telah

menjalani pemeriksaan fisik dan laboratorium.

Selama masa bekerja, pekerja mendapat pemeriksaan

kesehatan fisik dan laboratorium dengan pengaturan sebagai

berikut:

a. Pekerja radiasi dan Pekerja non-radiasi (pekerja

administrasi/sekretariat) diperiksa minimal 1 tahun sekali.

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

jung dan bekerja di medan radiasi KNS kurang dari enam

bulan wajib menjalani pemeriksaan kesehatan fisik

sebelum bekerja.

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

jung dan bekerja di medan radiasi KNS lebih dari enam

bulan wajib menjalani pemeriksaan kesehatan fisik dan

laboratorium sebelum bekerja dengan biaya diluar

tanggung jawab PI.

d. Pada keadaan kecelakaan radiasi dilakukan pemantauan

kesehatan khusus bagi yang menerima dosis melebihi

100 mSv.

Hasil pemeriksaan kesehatan pekerja diarsipkan dalam

data kesehatan pekerja yang ditangani oleh klinik KNS atau

klinik yang ditunjuk oleh PI. Hasil pemeriksaan kesehatan

dilaporkan kepada PI yang bersangkutan untuk penatalaksana-

an kesehatan.


36

Jika pekerja radiasi mendapat dosis berlebih akibat

tugasnya sehari-hari atau mengalami kecelakaan radiasi, maka

petugas kesehatan menanggulangi keadaan korban tersebut

bersama dengan Bidang Keselamatan terkait. Bila keadaan

korban tidak dapat ditanggulangi dengan fasilitas yang ada di

KNS maka petugas kesehatan klinik KNS mengirim korban ke

rumah sakit.

Pekerja radiasi yang akan pensiun atau tidak akan

bertugas sebagai pekerja radiasi secara permanen harus

menjalani pemeriksaan fisik dan laboratorium. Dalam hal ini

hanya pekerja radiasi yang pemeriksaan kesehatan terakhirnya

lebih dari 6 bulan.

Pemegang ijin memfasilitasi konseling kesehatan kepa-

da pekerja radiasi yang menerima dosis berlebih.


37

BAB 5

PEMANTAUAN DOSIS RADIASI PERORANGAN


Dalam bab ini dijelaskan mengenai jenis pemantauan,

kriteria pekerja yang dipantau, metode pemantauan, periode

pemantauan, pencatatan dan penyimpanan dosis radiasi,

pelaporan dosis radiasi, serta penanganan dosis berlebih.

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan untuk

mengetahui besarnya dosis yang diterima pekerja radiasi dalam

rangka mematuhi ketentuan batasan dosis.

5.2 Jenis Pemantauan Dosis Radiasi Perorangan

Pemantauan dosis radiasi perorangan dilakukan

dengan 2 macam pemantauan yaitu:

a. Pemantauan dosis radiasi eksternal

b. Pemantauan dosis radiasi internal.

Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan

menggunakan dosimeter perorangan. Pemantauan dosis

radiasi internal dilakukan dengan 2 (dua) cara yaitu:

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

b. Pemantauan pekerja radiasi secara tidak langsung

(in-vitro)

5.3 Kriteria Pekerja Radiasi Yang Dipantau

Pekerja radiasi yang mendapat pemantauan dosis

adalah pekerja radiasi yang diperkirakan menerima dosis efektif

per tahun > 1 mSv. Pekerja radiasi yang akan bekerja di medan

radiasi tinggi dianjurkan untuk menggunakan dosimeter tam-

bahan misalnya dosimeter pena yang dapat dibaca langsung.

Tamu atau pengunjung lainnya yang bukan pekerja

radiasi, jika akan memasuki daerah kerja pengendalian tidak

perlu mengenakan dosimeter perorangan. Pemantauan dosis

radiasi internal diutamakan diberikan kepada pekerja radiasi

yang menangani bahan radioaktif/sumber radiasi terbuka

dengan potensi kontaminasi internal dan diperkirakan akan

menerima dosis terikat efektif pertahun > 1 mSv. Bagi pekerja


38

radiasi lainnya, pemantauan dosis radiasi internal tidak

diperlukan, kecuali jika diperlukan untuk konfirmasi atau jika

terjadi kecelakaan yang diduga terjadi kontaminasi radiasi

internal.

5.4 Metode Pemantauan

Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan

menggunakan dosimeter perorangan yaitu dosimeter termo-

luminesens (TLD). Jenis TLD yang digunakan adalah Lithium

Florida (LiF) tipe BG-0110. TLD tipe BG-0110 digunakan untuk

mendeteksi radiasi dan . TLD tipe BGN-7776 atau 7767

digunakan untuk mendeteksi radiasi , dan neutron.

Setiap pekerja radiasi diberi 2 (dua) badge TLD yaitu

seri A dan seri B. Dosis radiasi eksternal yang diukur TLD

adalah Dosis Ekivalen Kulit (Surface dose) atau Hp(0,07) dan

Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (deep dose) atau Hp(10). Bagi

pekerja radiasi yang tidak bekerja dengan sumber radiasi

berdaya tembus lemah (seperti radiasi dan /foton berener-

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

Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode

pencacahan langsung (in-vivo) dilakukan dengan mencacah

tubuh pekerja (full scan, total body, tiroid, paru-paru)

menggunakan alat cacah Whole Body Counter (WBC). Metode

in-vivo ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal

yang diterima pekerja akibat masuknya radionuklida (radio-

nukida pemancar-) ke dalam tubuh dengan mengukur

pancaran radiasi dari radionuklida yang ada di dalam tubuh.

Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-

vitro dilakukan dengan mencacah hasil metabolisme tubuh

dalam hal ini adalah contoh urin. Pemantauan ini bertujuan

untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja

akibat masuknya radionukida (pemancar , dan ) ke dalam

tubuh pekerja.

Dosis radiasi internal yang diukur baik secara in-vivo

(dengan WBC) maupun secara in-vitro (dengan mencacah

contoh urin) adalah Dosis Terikat Efektif E(50) yaitu jumlah

dosis terikat rata-rata dalam organ atau jaringan dengan

memperhitungkan faktor bobot (wT) masing-masing organ.


39

5.5 Periode Pemantauan

Periode pemantauan dosis radiasi eksternal ditentukan

berdasarkan daerah radiasi tempat pekerja radiasi bekerja.

Untuk pekerja yang bekerja di daerah radiasi tinggi dan

diperkirakan dapat menerima dosis melebihi NBD maka periode

pemantauannya dapat dilakukan setiap 2 (dua) minggu dan

selambat-lambatnya 1 (satu) bulan. Untuk pekerja yang bekerja

di medan radiasi rendah dan sedang pada umumnya mempu-

nyai periode pemantauan 3 (tiga) bulan.

Periode pemantauan untuk dosis radiasi internal

bergantung pada sifat kimia dan fisika radionuklida, kondisi

daerah kerja dan jenis pekerjaan. Pekerja radiasi yang

memenuhi kriteria pada sub bab 5.3 yang perlu dipantau dosis

radiasi internal.

Jenis pemantauan dosis radiasi internal terdiri atas:

a. Pemantauan rutin: biasanya mempunyai periode peman-

tauan tiap 3 bulan.

b. Pemantauan khusus: pemantauan yang dilakukan di luar

jadwal rutin misalnya karena adanya kondisi abnormal.

c. Pemantauan operasional/penugasan: pemantauan yang

dilakukan karena adanya penugasan.

d. Pemantauan konfirmasi: pemantauan yang dilakukan 1 kali

dalam setahun untuk pembuktian bahwa pekerja bebas

kontaminasi radionuklida internal.

5.6 Dosimeter Perorangan

Untuk mengukur dosis radiasi eksternal digunakan

dosimeter perorangan. Ada 2 jenis dosimeter peorangan yaitu

TLD dan dosimeter pena atau Electronic Personal Dosimeter

(EPD). Dosimeter pena (saku) atau EPD merupakan dosimeter

yang dosisnya dapat dibaca secara langsung setiap saat (direct

reading), sedangkan TLD adalah dosimeter yang tidak dapat

membaca langsung dosis yang direkamnya, dosis yang

direkam TLD merupakan dosis akumulasi yang memerlukan

alat baca (TLD reader ) untuk dapat mengetahui dosis yang

direkam oleh TLD. Dosimeter perorangan berdasarkan jenisnya

dapat digunakan untuk memantau dosis radiasi gama dan/atau

beta serta radiasi neutron yang ditentukan berdasarkan daerah


40

kerja atau medan radiasi. Dosimeter saku dan EPD biasanya

untuk pemantauan satu jenis dosis radiasi yaitu gama atau

neutron, sedangkan TLD dapat digunakan untuk memantau

ketiga jenis radiasi tersebut.

Dosimeter saku dan EPD digunakan untuk mendukung

pemakaian TLD, khususnya digunakan pada medan radiasi

tinggi juga digunakan oleh tamu/pengunjung. Dosimeter pero-

rangan dipakai di bagian tubuh yang paling banyak menerima

paparan radiasi, biasanya di bagian dada atau pinggang. Jika

kemungkinan penerimaan paparan radiasi cukup tinggi di

bagian anggota tubuh tertentu misalnya jari tangan maka

menggunakan dosimeter cincin, jika penerimaan dosis radiasi

tinggi di bagian pergelangan tangan/kaki maka menggunakan

dosimeter tangan/kaki.

5.7 Perhitungan Dosis Radiasi Internal

Untuk menghitung dosis radiasi internal atau dosis

terikat efektif (committed effective dose) yang diterima pekerja

dari inhalasi (pernafasan) dan injesi (pencernaan) dari

radionuklida yang masuk ke dalam tubuh, digunakan

persamaan sebagai berikut:

( ) ( )

( )

.... (5.1)

dengan

( ) : dosis terikat efektif dari inhalasi radionuklida j dan injesi radionukilda j

( ) : koefisien dosis terikat efektif persatuan pemasukan (intake) radionuklida j dari inhalasi (Sv/Bq)

( ) : koefisien dosis terikat efektif persatuan pemasukan radionuklida j dari injesi (Sv/Bq)

: pemasukan radionuklida j melalui inhalasi

: pemasukan radionuklida j melalui injesi

5.8 Dosis Efektif

Dosis radiasi dapat diperoleh dari sumber radiasi

eksternal dan dapat juga diperoleh dari sumber radiasi internal.


41

Dosis radiasi eksternal terjadi karena paparan radiasi langsung

dari sumber radiasi tertutup, misal sumber yang berada di

dalam wadah namun radiasinya masih menembus perisai

wadah, dan/atau terbuka, seperti radionuklida yang terdispersi

di udara, radionuklida yang terdeposisi di lantai, pakaian dan

kulit. Dosis radiasi internal dapat terjadi karena adanya radio-

nuklida yang masuk ke dalam tubuh melalui berbagai jalur,

misal melalui inhalasi, injesi dan pori-pori kulit atau luka

terbuka.

Dosis efektif dihitung dengan mempertimbangkan

semua jalur dominan yang memungkinkan pekerja terpapar,

yaitu:

( ) ( ) ............................... (5.2)

dengan

: dosis total dari paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi internal (Dosis Efektif)

( ) : Dosis radiasi dari paparan radiasi eksternal

( ) : Dosis terikat efektif dari inhalasi radionuklida j dan /atau injesi radionukilda j (Dosis Radiasi Internal)

5.9 Rekaman dan Penyimpanan Data Dosis Radiasi

Perorangan

Setiap dosis radiasi yang diterima oleh pekerja baik

dosis radiasi eksternal maupun dosis radiasi internal akibat

kerja, harus direkam. Rekaman dosis radiasi dilakukan baik

secara manual maupun elektronik. Data dosis radiasi pekerja

radiasi dibuat ganda dan disimpan pada tempat yang berbeda.

Setiap pekerja mempunyai kartu riwayat dosis yang

berisikan antara lain:

a. nama pekerja,

b. nomor identifikasi,

c. tempat dan tanggal lahir,

d. jenis pekerjaan,

e. tahun pemantauan, dan

f. besarnya dosis radiasi yang diterima.


42

Kartu riwayat dosis radiasi pekerja harus disimpan dan

dipelihara dengan baik agar tidak rusak, tidak terbakar, tidak

hilang, bersifat terbatas dan mudah diperoleh jika diperlukan.

Kartu riwayat dosis ini disimpan selama pekerja masih aktif

bekerja atau setidaknya sampai pekerja berusia 75 tahun atau

30 tahun setelah pekerja berhenti bekerja dengan radiasi.

5.10 Pelaporan Dosis Radiasi Perorangan

Hasil evaluasi pemantauan dosis radiasi perorangan

baik radiasi eksternal maupun radiasi internal oleh laboratorium

pemroses dosis disampaikan kepada Pemegang Ijin (PI) dan

BAPETEN. PI wajib menyampaikan hasil evaluasi pemantauan

dosis kepada pekerja radiasi melalui kepala bidangnya.

5.11 Penerimaan Paparan Radiasi Berlebih

Paparan radiasi berlebih adalah paparan radiasi yang

diterima oleh pekerja radiasi melampaui NBD yang ditetapkan.

Jika pekerja radiasi menerima paparan berlebih maka yang

perlu dilakukan adalah:

a. Laboratorium pemroses dosis radiasi perorangan segera

melaporkan hasil evaluasi dosis tersebut kepada PI dan

BAPETEN.

b. PI selanjutnya melakukan penelusuran riwayat pekerjaan

pekerja radiasi yang menerima paparan radiasi berlebih

tersebut dan melakukan tindakan yang diperlukan.

c. Jika pekerja radiasi menerima dosis > 200 mSv dilakukan

pemeriksaan sel darah lengkap, limfosit absolut dan

aberasi kromosom pada sel somatik.

d. Pekerja radiasi yang menerima dosis berlebih berhak

mendapatkan tindak lanjut pemeriksaan kesehatan dan

konseling. Bagi yang membutuhkan konseling dapat

menghubungi Klinik Kawasan Nuklir Serpong.


43

BAB 6

PENGENDALIAN DAERAH KERJA


Kegiatan pengendalian daerah kerja di Kawasan Nuklir

Serpong yang meliputi pembagian daerah kerja dan

pemantauannya memiliki tujuan membatasi dan memperkecil

penerimaan dosis perorangan dalam batas keselamatan

sebagaimana yang ditetapkan oleh Peraturan Pemerintah

Nomor 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion

dan Keamanan Sumber Radioaktif serta Peraturan Kepala

BAPETEN tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam

Pemanfaatan Tenaga Nuklir.

6.2 Pembagian Daerah Kerja di Kawasan Nuklir Serpong

Untuk keperluan pembatasan penyinaran sebagai

wujud implementasi tujuan proteksi radiasi, maka daerah kerja

di Kawasan Nuklir Serpong dibagi menjadi:

a. Daerah Instalasi Nuklir adalah daerah yang dibatasi oleh

pagar kuning yang di dalamnya terdapat instalasi nuklir

dan fasilitas pemanfaatan zat radioaktif yan

pedo man kns 2011

Documents