BAB V
Ketentuan Proteksi Radiasi
Telah ditetapkan Peraturan Pemerintah No. 63 Tahun 2000 tentang Keselamatan dan kesehatan terhadap pemanfaatan radiasi pengion dan Surat Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja dengan Radiasi. Adapun tujuan Keselamatan Radiasi adalah:
Ø membatasi peluang terjadinya akibat stokastik atau risiko akibat pemakaian radiasi yang dapat diterima oleh masyarakat, dan
Ø mencegah terjadinya akibat deterministik dari radiasi yang membahayakan seseorang.
A. Prinsip Keselamatan Radiasi
q Justifikasi.Setiap pemakaian zat radioaktif atau sumber radiasi lainnya harus didasarkan pada azas manfaat, yaitu jika kegiatan itu akan menghasilkan keuntungan yang lebih besar dibandingkan dengan kerugian atau bahaya yang timbul terhadap kesehatan.
q Limitasi.
Dosis ekivalen yang diterima oleh pekerja radiasi atau masyarakat tidak boleh melampaui Nilai Batas Dosis (NBD) yang ditetapkan Badan Pengawas. Batas dosis bagi pekerja dimaksudkan untuk mencegah munculnya efek deterministik (non stokastik) dan mengurangi peluang terjadinya efek stokastik.
ekonomi dan sosial. Kegiatan pemanfaatan tenaga nuklir harus direncanakan dan sumber radiasi harus dirancang dan dioperasikan untuk menjamin agar paparan radiasi yang terjadi dapat ditekan serendah-rendahnya.
Dengan demikian, prinsip keselamatan radiasi ini dapat digambarkan sebagai berikut:
B. Nilai Batas Dosis
Nilai Batas Dosis yang ditetapkan dalam Surat Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-99 adalah penerimaan dosis yang tidak boleh dilampaui oleh seseorang pekerja radiasi dan anggota masyarakat selama jangka waktu 1 (satu) tahun, tidak bergantung pada laju dosis, baik dari penyinaran eksterna maupun interna, tetapi tidak termasuk penerimaan dosis dari penyinaran medis dan penyinaran alam. Nilai Batas Dosis ditetapkan sebagai berikut:
Ø Nilai batas dosis untuk penyinaran seluruh tubuh 50 mSv (5.000 mrem) per tahun.
Ø Pembatasan Dosis untuk anggota masyarakat umum untuk seluruh tubuh 5 mSv (500 mrem) dalam setahun.
Setiap pengusaha instalasi harus menjamin konstribusi penyinaran yang berasal dari instalasinya pada anggota masyarakat secara keseluruhan serendah mungkin dan harus dikaji ulang.
JUSTIFIKASI Manfaat > Risiko L I M I T A S I < NBD OPTIMASI ALARA
Untuk mengetahui besar dosis yang diterima oleh pekerja radiasi maka dilakukan pemantauan eksterna dan atau interna. Pemantauan eksterna dilakukan dengan menggunakan dosimeter perorangan dan pemantauan interna dilakukan dengan menggunakan alat yang sesuai atau dengan analisis secara biologi (bio-assay) untuk menentukan adanya dan jumlah zat radioaktif dalam tubuh.
Pengusaha instalasi harus melakukan pemantauan daerah kerja dan pemantauan tingkat radioaktivitas buangan zat radioaktif ke lingkungan hidup secara terus menerus, berkala dan atau sewaktu-waktu berdasarkan jenis instalasi dan sumber radiasi yang digunakan. Untuk memudahkan pemantauan daerah kerja dan pemantauan dosis pekerja radiasi maka dilakukan pembagian daerah kerja dan klasifikasi pekerja radiasi.
C. Nilai Batas Masukan Tahunan dan Nilai Batas Turunan
Nilai batas dosis seperti yang telah ditetapkan dengan SK Kepala BAPETEN tersebut mencakup dosis eksterna dan dosis interna. Untuk membatasi pemasukan zat radioaktif ke dalam tubuh manusia ditentukan nilai Batas Masukan Zat Radioaktif Tahunan (BMT) atau ALI (Annual Limit of Intake). Nilai BMT ini ditentukan dengan memperhatikan efek stokastik dan non-stokastik dan dinyatakan dalam satuan aktivitas. BMT didefinisikan sebagai masukan suatu radionuklida melalui saluran pernafasan, pencernaan maupun kulit ke dalam tubuh manusia (acuan) dalam setahun yang akan menghasilkan dosis efektif terikat yang sama dengan nilai batas dosis yang ditetapkan.
Nilai BMT untuk pekerja radiasi dan masyarakat umum ini selanjutnya digunakan untuk menentukan nilai batas turunan kadar radioaktivitas udara di tempat kerja (KRU) yaitu konsentrasi rata-rata radionuklida di udara yang dinyatakan dalam satuan aktivitas per satuan volume, yang dapat menyebabkan tercapainya nilai BMT bagi seorang pekerja, sebagai akibat paparan radionuklida tersebut selama 2000 jam kerja dalam setahun.
D. Pembagian Daerah Kerja
q Daerah pengawasanDaerah yang memungkinkan seseorang menerima dosis radiasi kurang dari 15 mSv (1.500 mrem) dalam satu tahun dan bebas kontaminasi. Daerah pengawasan dapat dibagi lagi menjadi:
§ Daerah radiasi sangat rendah yaitu daerah yang memungkinkan seseorang menerima dosis 1 mSv atau lebih dan kurang dari 5 mSv dalam satu tahun.
§ Daerah radiasi rendah yaitu daerah yang memungkinkan seseorang menerima dosis 5 mSv atau lebih dan kurang dari 15 mSv dalam satu tahun.
q Daerah pengendalian
Daerah yang memungkinkan seseorang menerima dosis radiasi 15 mSv atau lebih dalam setahun. Daerah pengendalian, dibagi lagi menjadi:
1) Daerah radiasi:
§ Daerah radiasi sedang, yaitu daerah yang memungkinkan seseorang menerima dosis 15 mSv atau lebih dan kurang dari 50 mSv dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai yang sesuai untuk organ tertentu.
§ Daerah radiasi tinggi, yaitu daerah yang memungkinkan seseorang menerima dosis 50 mSv atau lebih dalam satu tahun atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu.
2) Daerah Kontaminasi
Kontaminasi radioaktif dapat didefinisikan sebagai adanya zat radioaktif yang tidak terwadahi dan yang tidak dikehendaki berada di suatu lokasi
§ Daerah kontaminasi rendah, yaitu daerah kerja dengan tingkat kontaminasi yang besarnya lebih kecil dari 0,37 Bq/cm2 (10-5 mCi/cm2) untuk pemancar alfa dan lebih kecil dari 3,7 Bq/cm2 (10-4 mCi/cm2) untuk pemancar beta.
§ Daerah kontaminasi sedang, yaitu daerah yang tingkat kontaminasi radioaktifnya 0,37 Bq/cm2 (10-5 mCi/cm2) atau lebih, dan kurang dari 3,7 Bq/cm2 (10-4 mCi/cm2) untuk alfa dan 3,7 Bq/cm2 (10-4 mCi/cm2) atau lebih, dan kurang dari 37 Bq/cm2 (10-3 mCi/cm2) untuk beta, sedang kontaminasi udara tidak melebihi sepersepuluh Batas Turunan Kadar Zat Radioaktif di udara.
§ Daerah kontaminasi tinggi, yaitu daerah dengan tingkat kontaminasi 3,7 Bq/cm2 atau lebih untuk alfa dan 37 Bq/cm2 atau lebih untuk beta, sedang kontaminasi udara kadang-kadang lebih besar dari sepersepuluh batas turunan udara.
Pekerja yang bekerja di daerah radiasi sebagaimana pembagian daerah kerja di atas perlu diklasifikasikan sebagaimana berikut ini.
q Kategori A
Pekerja radiasi yang mungkin menerima dosis sama dengan atau lebih besar dari 15 mSv (1.500 mrem) per tahun.
q Kategori B
Pekerja radiasi yang mungkin menerima dosis kurang dari 15 mSv (1.500 mrem) per tahun.
E. Langkah Proteksi Radiasi
Langkah proteksi radiasi dapat dibedakan terhadap radiasi eksternal dan radiasi internal. Radiasi eksternal adalah pemaparan radiasi dari luar tubuh atau sumber radiasi berada berada di luar tubuh. Radiasi interna adalah pemaparan radiasi dari dalam tubuh, atau sumber radiasi berada di dalam tubuh.
q Radiasi Eksterna
Jenis radiasi yang sangat berbahaya sebagai radiasi eksterna adalah radiasi gamma, sinar-X dan neutron. Radiasi alpha dengan massa dan muatannya yang besar sangat mudah diserap oleh medium. Radiasi beta mempunyai daya tembus yang sedikit lebih besar daripada alpha. Sedangkan radiasi gamma, sinar-X dan neutron mempunyai daya tembus yang sangat besar.
Sebagai gambaran, radiasi alpha akan terserap sepenuhnya oleh beberapa cm. udara, radiasi beta akan terserap oleh beberapa puluh cm. udara atau beberapa mm. kertas. Sedangkan radiasi gamma, sinar-X, dan neutron dapat menembus lapisan logam besi.
Tiga langkah yang harus selalu diperhatikan dalam proteksi radiasi eksterna adalah sebagai berikut.
§ Jarak: jagalah jarak sejauh mungkin dari sumber radiasi. Intensitas radiasi akan berkurang dengan pertambahan jarak mengikuti hukum kuadrat terbalik (inverse square law).
§ Waktu: apabila harus berada di dekat sumber radiasi maka usahakan hanya dalam selang waktu yang sesingkat-singkatnya. Jumlah dosis yang terserap tubuh manusia akan berbanding lurus dengan selang waktu terpapari radiasi.
§ Penahan radiasi: penggunaan bahan penahan radiasi dapat mengurangi paparan radiasi secara eksponensial. Jenis bahan harus disesuaikan dengan jenis radiasinya khususnya perbedaan antara radiasi foton dan radiasi neutron.
Gambar 22: hubungan eksponensial terhadap tebal bahan untuk radiasi gamma dan sinar-X
Peralatan yang harus disediakan di tempat kerja dan digunakan oleh setiap pekerja radiasi adalah survaimeter untuk mengukur laju dosis radiasi secara langsung dan dosimeter perorangan untuk mencatat dosis radiasi yang telah mengenai seseorang secara akumulasi. Survai radiasi (pengukuran laju dosis radiasi) harus dilakukan sebelum, pada saat, dan setelah selesai bekerja dengan radiasi.
q Radiasi Interna
Karena sumber radiasinya berada di dalam tubuh maka jenis radiasi yang sangat berbahaya sebagai radiasi interna adalah radiasi alpha dan beta karena mempunyai daya ionisasi yang besar.
Langkah penting untuk radiasi interna adalah dengan cara mencegah terjadinya kontaminasi dan masuknya sumber radiasi ke dalam tubuh melalui:
§ sistem pencernaan: janganlah makan dan minum di lokasi kerja yang mempunyai potensi kontaminasi zat radioaktif, misalnya di laboratorium yang menggunakan zat radioaktif terbuka.
§ sistem pernafasan: gunakan masker yang sesuai bila bekerja di daerah berpotensi kontaminasi debu atau gas radioaktif.
§ serapan kulit: gunakan sarung tangan dan sepatu lab. Bila bekerja di daerah kontaminasi.
Alat ukur yang perlu disediakan dan digunakan adalah monitor kontaminasi baik untuk pengukuran secara langsung seperti “whole body monitor” maupun pengukuran tidak langsung seperti “air sampler” berikut sistem pencacahnya untuk mengukur kontaminasi debu di udara.
Penutup
The radiation protection is a vital radiation protection is a vital program in any nuclear facility. program in any nuclear facility. Protection the health and safety of Protection the health and safety of the workers and the public should be the workers and the public should be one of the highest priorities.
Daftar Pustaka
1. Herman Chamber, “Introduction to Health Physics” 3ed., McGraw-Hill Company, Inc. (1996).
2. Frank Herbert Attix, “Introduction to Radiological Physiscs and Radiation Dosimetry”, John Wiley & Sons (1986).
3. Kenneth S. Krane, “Introductory Nuclear Physics”, John Wiley & Sons (1988).
4. Irving Kaplan, "Nuclear Physics", 2nd ed., Addison-Wesley Publishing Comp. (1979).
5. Lawrence L. Burke, “Principles of Radiation Protection”, IAEA Training Course on Nuclear Safety, Argonne National Laboratory.
6. Nicholas Tsaulfanidis, “Measurement and Detection of Radiation”, 2nd ed., Taylor and Francis (1995).
