EVALUASI KESELAMATAN RADIASI DI FASILITAS "RABBIT SYSTEM" RSG-GAS

(1)

~

batan

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN

PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator don Proses Bahan

Yogyakarta,

Rabu, 11 September 2013

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI DI FASILITAS

"RABBIT SYSTEM" RSG-GAS

Nugraha Luhur, Subiharto, Fahmi Alfa MusIimu, Unggul Hartoyo

Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

nugraha/@batan.go.id

ABSTRAK

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI DI FASILITAS RABBIT SYSTEM RSG-GAS.

Telah dilakukan evaluasi keselamatan radiasi di fasilitas Rabbit System. Fasilitas Rabbit System adalah fasilitas untuk melakukan iradiasi sampel-sampel· waktu pendek. Proses penanganan sampel paska iradiasi dilakukan mulai dari pengeluaran sampel di dalam Hot Cell sampai sampel dikeluarkan untuk diana/isis. Proses penanganan iradiasi memiliki berbagai paparan radiasi eksternal aktif dan berpotensi

terjadi kontaminasi. Sampel-sampel mempunyai karakteristik sendiri tergantung pada jenis bahan, berat dan waktu iradiasi. Evaluasi keselamatan radiasi pada fasiltas Rabbit System dimaksudkan untuk menilai pelaksanaan keselamatan radiasi yang telah dilakukan apakah sudah mencakup seluruh pengendalian keselamatan radiasi dari semua resiko bahaya radiasi yang ada pada fasilitas Rabbit System. Dari evaluasi yang dilakukan dapat diusulkan metode pengendalian keselamatan radiasi yang lebih baik dan menguntungkan untuk menjawab kekurangan yang ditemukan. Evaluasi dilakukan dengan cara melakukan pengamatan dan kajian terhadap data-data pengukuran radiasi serta pengamatan proses kegiatan pemasukan dan pengeluaran sampel. Dari hasil evaluasi diperoleh kesimpulan bahwa yang pertama

diperlukan perala tan tambahan berupa indikator pemantau dan lampu/a/arm sebagai tanda peringatan dini. Dan yang kedua dengan mengoptimalkan faktor waktu sehingga prinsip ALARA dapat tercapai karena pengendalian keselamatan radiasi dengan penerapan faktor jarak dan penahan radiasi tidak dapat terlaksana secara optimal.

Kata kunci: keselamatan, Rabbit System

ABSTRACT

RADIA TION SAFETY EVALUA TlON AT THE RSG-GAS RABBIT SYSTEM

FACILITY. Radiation safety evaluations in the facility Rabbit System has been done. Rabbit System facility is a short time irradiation samples facility. Process of handling irradiation sample is started by removing

a

samples from Hot Cell for analysis. It is evidence that those irradiation samples having various external radiation exposure are active and potentially contaminated. They are all having their own characteristic depending on its material type, its weight and its irradiation time. Evaluation of

radiation safety at the Rabbit System facility is intended to assess the implementation

of

the radiation safety having been running whether it accommodated all radiation safely control against radiation hazard

of

the Rabbit System facility.

Of

evaluation can be proposed

a

better and beneficial radiation safety control method to address deficiencies found. Evaluation is done by means

of

observation and study

of

the radiation measurements data and observations

of

the process loading and unloading

of the sample. From the evaluation it is concluded that the first important thing is to provide additional equipment such as monitors and light indicator/alarm as an early warning. And the second is related to time handling so as to optimize that the ALARA principle can be achieved due to the application

of

radiation safety control distance factor and radiation shield can not be optimally implemented.

Key word: Rabbit System, safety

..

(2)

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN

PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan

Yogyakarta, Rabu 11 September 2013

~

batan

PENDAHULUAN

P

_Siwabessyengoperasian _(RSG-GAS)Reaktor Serba_ditujukanGuna _untukGA peilelitian. pelatihan, iradiasi bahan dan lain-lain. Untuk tujuan iradiasi di RSG-GAS terdapat fasilitas-fasilitas iradiasi yaitu Central irradiation Position (CIP). Iradiation Position (IP) , Rabbit System (RS). Bahan atau sampel yang telah di iradiasi akan menjadi radioaktif sehingga dalam penangannya seperti pemindahan atau pembongkaran diperlukan ruangan dan media tersendiri agar tidak membahayakan bagi pekerja yang sedang menangani. Sampel radioaktif ini termasuk jenis sumber terbuka yaitu sumber yang tidak terbungkus wadah (tanpa shielding) dan dalam kondisi normal dapat menyebabkan kontaminasi. Fasilitas Hot Cell dinincang untuk penanganan sumber terbuka dengan menggunakan fasilitas robot (manipulator) dan mempunyai penahan (shielding) dengan bahaya minimal. Di RSG-GAS terdapat dua Hot Cell yaitu yang pertama terletak di Balai Operasi dan yang kedua terletak di fasilitas Rabbit System. Hot cell di Balai Operasi dipergunakan untuk penanganan sampel-sampel radioaktivitas tinggi yang berasal dari kolam reaktor dengan waktu iradiasi panjang dan Hot Cell di fasilitas Rabbit System dipergunakan untuk penanganan sampel-sampel radioaktif dari proses iradiasi dengan waktu iradiasi pendek. Dinding ruang Hot Cell dirancang dan dibuat dengan ketebalan tertentu sehingga bahaya radiasi di luar Hot Cell serendah-rendahnya. Ruang Hot Cell juga mempunyai sistem ventilasi tersendiri dan dilengkapi dengan filter partikulat dan filter charcoal. Walaupun Hot Cell telah dirancang sedemikian rupa sehingga bahaya radiasi diusahakan serendah mungkin, untuk keperluan keselamatan radiasi di dalam dan di luar Hot Cell harus selalu terkendali. Pengendalian keselamatan radiasi di failitas Rabbit System dilakukan dengan beberapa cara yaitu 1):

- Tekanan udara di dalam ruang Hot Cell dirancang lebih negatif dari ruangan di luar Hot Cell.

Peralatan pemantau radiasi udara dipasang di sistem ventilasi Hot Cell.

- Sistem pemantau laju dosis gamma di pasang secara permanen di ruang operator Hot Cell. Pengukuran laju dosis gamma dilakukan setiap kegiatan penanganan sampel radioaktif (seperti pengeluaran sampel) dari dalam Hot Cell.

Paparan radiasi eksternal dan potensi kontaminasi akan bervariasi dikarenakan sampel-sampel mempunyai jenis bahan, berat bahan, dan interval waktu proses iradiasi yang beragam. Dalam pelaksanaan kegiatan pengeluaran sampel radioaktif

paska iradiasi di fasilitas Rabbit System, pekerja radiasi berhadapan dengan bahaya:

~ Sumber terbuka yang berpotensi terjadi kontaminasi.

~ Radiasi interna misalnya dari penguapan air pembawa kapsul sampel.

~ Paparan radiasi eksterna mencapai orde ratus mR/jam sehingga diperlukan perhitungan waktu untuk penanganan agar dosis radiasi yang diterima oleh pekerja serendah-rendahnya. ~ Frekuensi berhubungan dengan sumber radiasi

cukup tinggi dengan bervariasinya paparan radiasi dan waktu paroh untuk pengaturan urutan pengeluaran sam pel radioaktif.

~ Ruang pengeluaran sampel berada pada daerah sumber radiasi lain berupa jalur aliran air sirkulasi pembawa sampel dan jalur pembuangan limbah cair aktif berupa air yang terbawa keluar saat proses iradiasi.

~ Dekat dengan ruang sistem pendingin primer sehingga menambah potensi bahaya radiasi eksterna.

Evaluasi pengendalian keselamatan radiasi pada fasiltas Rabbit System dimaksudkan untuk menilai pelaksanaan keselamatan radiasi yang telah dilakukan apakah sudah mencakup seluruh pengendalian keselamatan radiasi dari semua resiko bahaya radiasi yang ada pada fasilitas Rabbit System. Dari evaluasi yang dilakukan dapat pula diusulkan metode pengendalian keselamatan radiasi yang lebih baik dan menguntungkan untuk menjawab kekurangan yang ditemukan.

DESKRIPSI

Fasilitas Rabbit System

Rabbit System (RS) adalah fasilitas iradiasi untuk keperluan penelitian dengan metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) dan produksi radioisotop. Terdapat dua sistem untuk proses iradiasi pada fasilitas Rabbit System yaitu sistem hidraulik dan sistem pneumatik. Sistem hidraulik berjumlah 4 sistem yaitu RS-l. RS-2. RS-3 dan RS-4 dan sistem pneumatik berjumlah 1 sistem yaitu RS-5. Media pengangkut kapsul iradiasi pada sistem hidraulik adalah air sedangkan media pengangkut kapsul pada sistem pneumatik adalah gas nitrogen. Kecepatan transfer kapsul pada sistem pneumatik lebih tinggi (Lebih cepat) dibandingkan pada sistem hidraulik. Air dan gas nitrogen selain sebagai media pengangkut juga berfungsi sebagai pendingin kapsul selama proses iradiasi berlangsung. Daerah kerja pada fasilitas Rabbit System ditunjukkan pada Gambar 1.

(3)

@

batan

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, Rabu, 11 September 2013

Gambar 1. Fasilitas Rabbit System

Gambar 2. Blok diagram sistem pemantau radioaktivitas udara Pengendalian Keselamatan Radiasi pada

Hot Cell

Bahaya radiasi yang dihadapi oleh pekerja radiasi difasilitas Rabbit System adalah bahaya radiasi eksterna dan bahaya radiasi interna. Radiasi eksterna adalah radiasi dari zat radioaktif yang berada diluar tubuh, sedangkan radiasi interna adalah radiasi dari zat radioaktif yang masuk ke dalam tubuh. Pengendalian keselamatan yang telah di lakukan yaitu 2):

1. Sistem Pemantau Radioaktivitas Udara Pemantauan radioaktivitas udara dalam Hot Cell menggunakan sistem pemantau aktivitas partikulat aerosol dan sistem pemantau aktivitas gas mulia. Sistem pemantau aktivitas radiasi ini dipasang pada sistem ventilasi Hot Cell (KLA 70/71) pada bagian aliran udara keluar. Gambar sistem pemantau aktivitas partikulat dan gas mulia udara Hot Cell ditunjukkan pada Gambar 2.

(4)

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN

PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan

Yogyakarta, Rabu 11 September 2013

©>

batan

Pengukuran aktivitas partikulat aerosol dilakukan dengan cara udara dari sistem ventilasi Hot Cell dihisap dan partikulat ditangkap dengan filter kertas serat kaca (filter paper glass fiber) dan diatas filter terpasang detektor yang berfungsi untuk mengukur kandungan aktivitas partikulat aerosol radioaktif. Sedangkan pengukuran gas mulia udara dilakukan dengan cara udara dialirkan ke sebuah tabung udara (marinelly) dan di dalamnya dipasang detektor yang berfungsi mengukur kandungan radioaktivitas gas mulia. Udara yang akan dipantau dilewatkan (dialirkan) telebih dahulu melalui filter partikulat supaya kandungan udara yang berada pada tabung pemantauan berupa gas mulia.

2. Sistem Pemantau Laju Dosis Gamma Sistem pemantau laju dosis gamma merupakan peralatan pengukur tingkat paparan radiasi gamma (dalam satuan mR/Jam) yang terpasang permanen di ruang operator fasilitas Rabbit System. Satu sistem pemantau laju dosis gamma tersusun dari detektor, modul-modul elektronik dan indikator penunjuk. Sistem dilengkapi dengan lampu alarm dan bunyi sirine jika batas terlampui. Sistem pemantau laju dosis

gamma ditunjukkan pada Gambar 3.

3.

Sistem Tata udara (Ventilasi)

Pengendalian keselamatan radiasi di dalam Hot Cell diantaranya dengan melakukan

pengelolaan tata udara (sistem ventilasi). Sistem ventilasi pada Hot Cell dirancang untuk dapat berfungsi antara lain mengambil panas yang dihasilkan dari penerangan peralatan dan transmisi, mengendalikan penyebaran kontaminasi yang tertangkap udara dengan mempertahankan tekanan lebih negatif dari tekanan di luar Hot Cell, melakukan dekontaminasi melalui proses venting dan udara dilewatkan melalui filter partikulat dan filter charcoal. Sistem ventilasi untuk Hot Cell diberi kode KLA70 yang terdiri atas dua instalasi filter dengan kapasitas masing-masing 100%, masing-masing dilengkapi dengan filter partikulat efisiensi tinggi dan filter charcoal. dan dua kipas dengan kapasitas masing-masing 100%. Sistem tekanan negatif di lakukan oleh sistem ventilasi yang di beri kode KLA 40 yang dirancang tahan terhadap beban gempa bumi dan dioperasikan dengan catu daya darurat. Untuk memenuhi persyaratan keselamatan, sistem ini dibagi menjadi dua instalasi dengan kapasitas masing-masing 100 % dan tiga unit perala tan listrik dengan kapasitas masing-masing 100 %, setiap unit dipasok oleh salah satu dari catu daya darurat. Berikut ini diberikan rincian harga batas dari ruang/balai yang meliputi paramater tekanan negatif, suhu dan kelembaban nisbi.

Gambar 3. Sistem Pemantau Laju Dosis Gamma di Ruang Rabbit System

Tabel!. Harga batas tekanan negatip, suhu dan kelembaban nisbi di zona radiasi menengah I),

No.

LokasiKe~a

Beda Tekanan (mbar)

SuhulOG)

RH(%) Normal

Abnormal 1

Balai Percobaan (KLA 32)20-2860-B,3 - 0,5

2

Ruang Bantu (KLA 33)6030-0,7 -1,0

3

Ruang Primer (KLA 34)-40-1,5 -2,0

4

Balai Operasi (KLA 31)20-2860-1,2 -1,5

5

HOT CELL (KLA 70)-45-1,8 -2,0

Diagram alir sistem ventilasi ditunjukkan pada Gambar 4 dibawah ini:

Buku II haI. 476 ISSN 1410 - 8178

..

"-""

(5)

@J

batan

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN

PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, Rabu, 11 September 2013

KLA 70AAD7 KLA 70 AA10 K LA 70 AAD5

KLA10

AAOO8

HOT CELL COMPLEX KLATOAAOa KL..A70 A.AD9 KLA70 AJ!IoD6 KLA40AAOS ~ LA20 AA05 KLA40 Filter PI.,. KlA ., Filler Plant KlA '2 KLA 040 AN101 KLA40 AN201 KL:::A4O AN301 KLA 10 AAD01 KLA 10 AAD02 KL.A10 AA010 KL.A10 AA012 KLA10 AAD14 KLA4Q AA07 LATO AA01 LA20 AA07 KLA40 AA07 LATO AA02 LA20 A •••10 AA12 Kl.Ao4O AA 12 KLA70 AAO" Kl.A20 AA11 K LA20 AAOO8

Gambar 4. Blok diagram sistem ventilasi RSG-GAS

Dalam operasional pelaksanaan kegiatqn akan mengurangi dosis yang diterima.

penanganan proses iradiasi di fasilitas Rabbit

System. pengendalian keselamatan radiasi dilakukan

dengan pemantauan paparan radiasi eksterna dan

pengendalian pekerja radiasi. Pengendalian

keselamatan radiasi hams menerapkan prinsip

ALARA (AS LOW AS REASONABLY

ACHIEVABLE) yang artinya dalam bekerja dengan

menggunakan sumber radiasi penerimaan dosis

radiasi hams serendah-rendahnya. Prinsip dasar

pengendalian keselamatan radiasi agar ALARA

dapat dicapai dengan 3 faktor yaitu:

Dengan sesingkat mungkin berada dekat

sumber radiasi, maka secara proporsional

Tabel 2. Berbagai bahan sasaran yang di iradiasi di fasilitas Rabbit System 3)

1. Faktor Jarak

Besarnya paparan radiasi akan menu run

sebanding dengan kebalikan kuadrat jarak terhadap

sumber. Penanganan sampel radioaktif

menggunakan tang penjepit panjang untuk

memindahkan atau mengambil sampel.

2. Faktor Perisai radiasi

Perisai radiasi yang tepat dapat

menurunkan secara eksponensial paparan radiasi

dan menghalangi hampir semua sinar radiasi beta.

3. Faktor Waktu

dengan

METODE EVALUASI

Dalam evaluasi pengendalian keselamatan

radiasi di fasilitas Rabbit System dilakukan dengan

cara:

1. Mengumpulkan data-data kegiatan iradiasi;

2. Mengumpulkan data-data paparan radiasi

sam pel paska iradiasi;

3. Mengumpulkan data-data pengukuran aktivitas

gas mulia udara Hot Cell;

4. Mengumpulkan data-data pengukuran aktivitas

partikulat aerosol udara Hot Cell;

5. Data paparan radiasi daerah kerja fasilitas

Rabbit System;

6. Melakukan pengamatan kegiatan proses

pemasukkan dan pengeluaran sampel iradiasi.

7. Melakukan evaluasi dan kajian keselamatan

radiasi dalam kegiatan proses iradiasi.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Diperoleh data-data paparan radiasi pada

berbagai kegiatan iradiasi di fasilitas Rabbit System

yaitu data berbagai bahan sasaran yang diiradiasi

yang ditunjukkan pad a Tabel 2.

No Nama No Nama No Nama No Nama No Nama No Nama Bahan Bahan BahanBahanBahan Bahan 1.

MakananEmasLimpaBatangFe 586.4.SRM3.2.5. 7.

Tanaman8.

BijiAlpukatUrine10. 9. Sumber StandarH0203Na2P0412. 11. 13. TanahJerami14.15. Darah16.Soil17. H3P04KBr18. 19. Kayu20. Sorqum21. Feses22.Bovine23. Au AISr20324. 25. BatuanBeras27.26. Lichen28. Larutan StandarCuOBaC0330. 29. 31.

LinakunaanRambutZirkonHgOKopi36.33.34.Padat35.32. 37. KoralTeh39.38. Gelas40. Partikel Udara41. FesesCd-11242. 43. PasirIkan45.44. BalonNHyH2PDY46. 47. NitratIr-19148. 49. SayuranSusu51.50. SerumCo-59SS54.52.Gas Kr53. 55.

Daun56. Garam57. SedimenUb IIIZn-foil60.Gas Xe58.59. 61.

SingkongPakan_Daging63.62. 64.65.Ar Cr5066. Fe dan Ho ternak

PLA

(6)

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN

PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan

Yogyakarta, Rabu 11 September 2013

...•...- - - -- ···..···_··__···~;,·I·- -- ..-- ..-.- ...•- .

". ,

Gambar 5. Paparan radiasi gamma daerah kerja fasilitas Rabbit System

Gambar 6. Paparan radiasi gamma sampel radioaktif paska radiasi

Gambar 7. Paparan radiasi gamma limbah cair Hot Cell

~

batan

Data-data paparan radiasi daerah kerja fasilitas Rabbit System ditunjukkan pada Gambar 5, Gambar 6 dan Gambar 7 4) • data pengukuran

aktivitas gas mulia udara Hot Cell ditunjukkan pad a Gambar 8 dan data pengukuran aktivitas partikulat aerosol udara Hot Cell ditunjukkan pada Gambar 9. Dari data-data yang ditunjukkan pad a Gambar 5. Gambar 6 dan Gambar 7 dapat ditunjukkan bahwa para pekerja radiasi menghadipi bahaya radiasi ekstema dengan paparan yang tinggi jauh lebih besar dari batas untuk pekerja radiasi 2,5 mR/Jam (25 jlSv) 5). Pengendalian bahaya radiasi

eksterna dilakukan pengendalian keselamatan radiasi dengan menerapkan faktor jarak dan penahan radiasi berupa:

Pengeluaran sampel radioaktif menggunakan peralatan tang panjang sepanjang 2 m.

Pekerja radiasi menggunakan baju timbal (apron) dan sarung tangan timba!.

Petugas proteksi radiasi menggunakan baju timbal (apron).

Pelaksanaan pengendalian keselamatan radiasi ditinjau dari penerapan faktor jarak dan penahan radiasi tidak dapat terlaksana secara optimal, hal ini di karenakan pad a daerah kerja ruang pengeluaran sampel, sumber radiasi tidak hanya be rasa I dari sampel radioaktif paska iradiasi,

tetapi sumber radiasi juga berasal pipa jalur transfer sampel dan pipa jalur pembuangan limbah cairo Sehingga pekerja radiasi bekerja di dalam medan radiasi dari berbagai arah mengelilingi pekerja radiasi baik dari arah depan maupun arah belakang. sedangkan baju pelindung apron hanya menutupi tubuh bagian depan. Paparan radiasi dari pipa jalur transfer sampel sebesar 8 mR/jam (80 jlSv) jika reaktor sedang beroperasi dituJ1jukkan oleh Gambar 5. sedangkan paparan radiasi dari pipa jalur limbah cair dapat mencapai 400 mR/Jam (4 mSv) ditunjukkan oleh Gambar 7 tetapi tidak selalu terjadi. Paparan sebesar 400 mR/jam (4 mSv) ini terjadi jika limbah cair yang berada di ruang Hot Cell mengalir ke pip a jalur pembuangan limbah dan hal ini tidak selalu terjadi. Posisi pipa jalur pembuangan limbah dan posisi tempat keluar sampel radioaktif saling berseberangan 1800 sehingga pada saat proses pengeluaran sampel radioaktiof pekerja radiasi dapat terkena paparan dari dua arah yang berbeda. Yang menjadi kendaia adalah tidak diketahuinya secara pasti kapan terdapat limbah cair yang mengalir melalui pipa jaiur pembuangan limbah dan tidak dipasangnya

penahan radiasi pada jalur pembuangan limbah ini. Walaupun sebelum melakukan proses penanganan iradiasi jalur limbah cair terse but sudah di lakukan

(7)

@>

batan

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan

Yogyakarta, Rabu, 11 September 2013

pengukuran terlebih dahulu tetapi kadang tanpa

disadari saat pekerja radiasi sedang kosentrasi melakukan proses pengeluaran sampel, terjadi aliran limbah cair, sedangkan baju timbal yang dipakai tidak menutupi seluruh tubuh pekerja. Surveimeter radiasi sedang dipergunakan untuk pengukuran sampel radioaktif. Hal ini harus dijadikan perhatian serius mengingat radiasi tidak berwarna, tidak berbau dan tidak teras a oleh indera manusia sehingga pad a ruang pengeluaran sampel radioaktif diperlukan pemantau radiasi yang terpasang permanen dan pada pip a jalur pembuangan limbah cair dipasang shielding. Pemantau radiasi yang sudah terpasang permanen di fasilitas Rabbit System terletak di luar ruang pengeluaran sampel radioaktif dan berada di ruang operator. Data-data yang terdapat pada Gambar 5, Gambar, 6 dan Gambar 7 diperoleh dari pengukuran menggunakan surveimeter jinjing. Berdasarkan resiko dan kendala dalam pelaksanaan keselamatan radiasi yang telah diuraikan maka optimasi pengendalian keselamatan radiasi ditekankan pad a penerapan faktor waktu dalam pelaksanaan proses penanganan sampel radioaktif di fasilitas Rabbit System sehingga prinsip ALARA tetap dapat dicapai.

Pada saat proses iradiasi di fasilitas Rabbit System, kondisi radioaktivitas udara di ruang Hot Cell mengalami kenaikkan yang besarnya bervariasi dan kadang melebihi batas ambang. Data-data radioaktivitas udara ruang Hot Cell pada saat proses iradiasi berlan~sung ditunjukkan pada Gambar 8 dan Gambar 9.

Kenaikkan radioaktivitas udara yang kadang melampui batas alarm di ruang Hot Cell ini

tidak terpantau oleh pekerja radiasi dan petugas proteksi radiasi yang sedang melakukan kegiatan proses iradiasi di Rabbit System. Hal ini di karenakan sistem pemantau udara ruang Hot Cell terletak tidak berdampingan dengan ruang Hot Cell tetapi berada di ruang lain dan pada tingkat ketinggian yang berbeda (tidak satu lantai). Sampel radioaktif yang sedang di tangani merupakan sumber terbuka yang dapat menyebabkan kontaminasi permukaan maupun kontaminasi udara. Hal ini ditunjukkan dengan kenaikan radioaktivitas udara baik yang berupa partikulat maupun yang berupa gas mulia. Pada saat sampel radioaktif masih berada di dalam Hot Cell pelepasan radioaktivitas ke udara sudah di kendalikan oleh sistem ventilasi KLA 70 yang mempunyai tekanan lebih negatif dari tekanan di luar Hot Cell, sehingga radioaktivitas udara mengalir di sistem ventilasi yang telah dilengkapi dengan filter partikulat dan filter charcoal. Kontaminasi udara dapat terjadi saat sampel dikeluarkan dari dalam Hot Cell dan hal ini tidak disadari oleh pekerja radiasi dan petugas proteksi yang sedang menangani karena di ruang pengeluaran sampel tidak terdapat sistem peringatan (alarm). Yang menjadi perhatian serius adalah pada saat sampel radioaktif dikeluarkan dari dalam Hot Cell, bahaya kontaminasi udara atau bahaya radiasi interna dari sumber terbuka dapat terjadi di ruang pengeluaran sampel. Oleh karena itu setiap melakukan penanganan sampel paska iradiasi pekerja radiasi dipersyaratkan memakai alat pelindung diri (APD) berupa masker, baju timbal dan sarung tangan karet.

Gambar 8. Tingkat aktivitas gas mulia udara Hot Cell

Gambar 9. Tingkat aktivitas parikulat aerosol udara Hot Cell

Dikarenakan di ruang pengeluaran tidak radioaktivitas udara tidak selalu terjadi pada proses ada tanda peringatan dan kejadian kenaikan iradiasi maka petugas proteksi radiasi hanya

(8)

PENELITIAN DAN PENGELOLAAN

PERANGKAT NUKLIR

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan

Yogyakarta, Rabu 11 September 2013

@>

batan

berkosentrasi pada bahaya radiasi eksterna. Informasi peningkatan tingkat radioaktivitas udara dapat diperoleh dari petugas operator atau supervisor reaktor dari ruang kendali utama. Apabila kenaikan ini segera di ketahui maka langkah pengendalian yang dilakukan adalah dengan menunda beberapa saat proses pengeluaran sampel (biasanya hanya dalam waktu 30 menit). Yang menjadi kendala adalah jika sam pel yang diiradiasi mempunyai waktu paroh pendek dan sampel akan segera dilakukan analisis. Sehingga optimasi pengendalian keselamatan radiasi ditekankan pada penerapan faktor waktu agar prinsip ALARA tetap dapat di capai. Berkenaan dengan hal terse but untuk tujuan peningkatan pengendalian keselamatan radiasi di ruang operator dan di ruang pengeluaran sampel disarankan untuk dipasang indikator pemantau radioaktivitas udara Hot Cell dan indikator alarm yang diparalelkan dengan sistem pemantau radioaktivitas Hot Cell yang telah ada. Dengan adanya indikator pemantau radioaktivitas udara Hot Cell dan indikator alarm serta peningkatan disiplin pekerja radiasi menggunakan alat pelindung diri prinsip ALARA tetap dapat dicapai.

Data rerata dosiS' tahunan yang diterima di kelompok operator fasilitas Rabbit System yang melakukan proses pemasukan dan pengeluaran sampel yaitu subbidang pelayanan iradiasi dan petugas proteksi radiasi (Subbidang Pengendalian Daerah Kerja) selama 3 tahun terakhir ditunjukkan dalam Tabel 3.

Tabel 3. Rerata Dosis Radiasi Petugas Proteksi Radiasi dan Subbidang Pelaksanaan Iradiasi 8)

Rerala Oosis( mSv)

Balas

No

SubbidangTahunTahunanTahunTahun

2010 2011 2012_(mSv) 1 Pengendalian 0.06 0.04 0.0520 OaerahKerta 2 Pelayanan 0.86 0.57 0.4620 Iradiasi

Dari data rerata dosis tahunan dalam Tabel 3 ditunjukkan bahwa rerata dosis yang diterima oleh pekerja yang terlibat dalam proses iradiasi di fasilitas Rabbit System masih jauh di bawah batas tahunan untuk pekerja radiasi (20 mSv/tahun) 8).

]ika di bandingkan an tara rerata dosis yang diterima oleh petugas pelayanan iradiasi dan petugas proteksi radiasi mempunyai perbedaan yang sangat jauh. Hal ini dikarenakan frekuensi pekerjaan yang berhubungan langsung dengan sumber radiasi berbeda. Petugas pelaksana iradiasi lebih sering dan dalam bekerja lebih dekat dengan sumber radiasi dibandingkan dengan petugas proteksi radiasi. Besar rerata dosis tersebut bukan keseluruhan dosis

yang berasal dari kegiatan proses iradiasi di fasilitas Rabbit System tetapi juga berasal dari kegiatan lain seperti penanganan batu topas paska iradiasi. kegiatan perawatan peralatan fasilitas iradiasi dan lainnya. Dari rerata dosis yang diterima oleh pekerja radiasi pad a kenyataanya dosis yang diterima oleh masing-masing pekerja tidak sarna oleh karena itu pembagian dan distribusi pekerjaan yang berhubungan dengan sumber radiasi sebaiknya merata sehingga rerata setiap pekerja setiap triwulan atau satu tahunnya relatif sarna.

KESIMPULAN

I. Untuk tujuan peningkatan pengendalian keselamatan radiasi perIu dipasang indikator pemantau radioaktivitas udara Hot Cell dan indikator peringatan (lampu dan alarm) yang diparalelkan dengan sistem pemantau radioaktivitas Hot Cell yang telah ada, sehingga langkah langkah pengendalian keselamatan radiasi dapat segera dilakukan

. 2. Pelaksanaan pengendalian keselamatan radiasi pada proses pengeluaran sampel paska iradiasi di fasilitas Rabbit System dengan penerapan faktor jarak dan penahan radiasi tidak dapat terIaksana secara optimal. dengan mengoptimalkan faktor waktu prinsip ALARA tetap dapat dicapai.

3. PerIu peningkatan disiplin pekerja radiasi dalam menggunakan alat pelindung diri agar prinsip ALARA lebih optimal.

DAFTAR PUSTAKA

1.