## IMPLEMENTASI PENGENDALIAN MATERIAL PASCAIRADIASI
DI REAKTOR SERBA GUNA – G.A.SIWABESSY
Nugraha Luhur, Subiharto, Suhadi, Irwan e-mail: nugrahal@batan.go.id

## ABSTRAK
IMPLEMENTASI  PENGENDALIAN  MATERIAL  PASCAIRADIASI  DI  REAKTOR  SERBA GUNA  –  G.A.SIWABESSY  (RSG  –  GAS). Implementasi  pengendalian  material  pascairadiasi  di RSG – GAS. Pemanfaatan pengoperasian RSG – GAS melalui proses aktivasi dengan neutron untuk penelitian,  produksi  radioisotop,  iradiasi  batu  topaz  dan  kegiatan  lain  akan  menghasilkan  sumber radiasi.  Sumber  radiasi  dari  material  pascairadiasi  dalam  berbagai  bentuk  berupa  utilisasi (peralatan) dengan berbagai tingkat paparan radiasi perlu dikendalikan mulai dari pencatatan nama material, jumlah atau volume, nomor identifikasi material, lokasi penempatan, dan informasi radiasi. Implementasi pengendalian material pascairadiasi sangat diperlukan untuk menilai keberhasilan dan kekurangan  dalam  melakukan  pengendalian.  Metode  penilaian  implementasi  dilakukan  dengan pendataan material pascairadiasi, mengumpulkan data pengendalian daerah kerja dan mengevaluasi tindakan  pengendalian  yang  telah  dilakukan.  Dari  data-data  yang  diperoleh  menunjukkan  bahwa pengendalian  material  pascairadiasi  yang  telah  dilakukan  saat  ini  baru  pada  pengendalian berkenaan dengan informasi radiasi. Karena itu diperlukan suatu standar opersional prosedur yang mencakup  jenis/nama  bahan,  jumlah  atau  volume,  nomor  identifikasi  material,  lokasi  penempatan juga  mengatur  tentang  proses  pemindahan  material  pascairadiasi  yang  keluar  atau  masuk  gedung reaktor termasuk jalur yang dipergunakan untuk pemindahan zat radioaktif tersebut. Dengan kajian ini  dapat  memberikan  informasi  status  dan  keberadaan  sumber  radiasi  dari  material  pascairadiasi tercatat  dengan  baik  dan  lengkap  dengan  informasi  yang  diperlukan,  sehingga  dasar  pemanfaatan sumber  radiasi  yaitu  justifikasi,  limitasi  dan  optimasi  dapat  diwujudkan  dan  pengendalian keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat terpenuhi.
Kata kunci: sumber radiasi, material, pascairadiasi

## ABSTRACT
IMPLEMENTATION  ON  CONTROLLING  POST  IRRADIATED  MATERIAL  AT  THE  G.A. SIWABESSY  MULTI  PORPOSE  REACTOR)  RSG-GAS .  Implementation  on  controlling  of  post irradiated material at RSG-GAS has been done. Utilization of RSG-GAS operation through activating neutron  process  for  research,  radioisotope  production,  irradiating  topaz  stones  and  other  activities will  produce  radiation  source.  Radiation  source  from  post  irradiated  material  appears  in  many shapes  such  as  equipment  with  various  levels  of  radiation  exposure  which  need  to  be  controlled starting  from  recording  of  material  name,  amount  or  volume,  material  identification  number, placement spots and radiation information. Implementation on controlling of post irradiated material is  strongly  needed  to  assess  the  success  and  the  lack  of  controlling  activities.  The  Implementation assessment  method  is  carried  out  by  collecting  data  of  post  irradiated  material,  collecting  data  of working  area  and  evaluating of  controlling  activities  which  have  been done.  Based  on  the  achieved data  show  that  controlling  of  radiation  source  from  post  irradiated  material  which  has  been  done currently  is  about  controlling  related  to  radiation  information.  Therefore,  a  standard  operational procedure  is  very  needed  which  includes  kind/material  name,  amount  or  volume,  material identification  number,  placement  spots  as  well  as  arranging  removal  process  of  radiation  source which is in and out of reactor building included the used lane to remove radioactive substance. The
result  of  this  implementation  assessment  can  inform  the  status  and  the  presence  of  radiation  source from post irradiated material with well  noted and completed with needed information, so that basic utilization  of  radiation  source  which  are  justification,  limitation  and optimization  can  be  created  as well as controlling of radiation safety can be done more optimally and the principles of ALARA can be fulfilled.
Keywords: radiation sources , material,  post irradiation

## PENDAHULUAN
Peraturan  Pemerintah  Nomor  33  Tahun 2007  tentang  Keselamatan  Radiasi  Pengion  dan
Keamanan Sumber Radioaktif mengatur Keselamatan Radiasi
terhadap pekerja, masyarakat, lingkungan hidup, keamanan sumber radioaktif,  dan  inspeksi  dalam  pemanfaatan tenaga  nuklir.  Dalam  peraturan  tersebut  yang dimaksud  dengan  Keselamatan  Radiasi  Pengion adalah tindakan yang dilakukan untuk melindungi  pekerja,  anggota  masyarakat,  dan lingkungan  hidup  dari  bahaya  radiasi.  Dan Keamanan  Sumber  Radioaktif  adalah  tindakan yang  dilakukan  untuk  mencegah  akses  tidak  sah atau  perusakan,  dan  kehilangan,  pencurian, dan/atau  pemindahan  tidak  sah  dari  Sumber Radioaktif.
Pemanfaatan tenaga nuklir seperti Reaktor Serba  Guna  G.A.  Siwabessy  (RSG-GAS) ditujukan  untuk  penelitian,  pengembangan, pelatihan,  iradiasi  bahan  dan  lain-lain.  Kegiatan yang  dilakukan  dalam  pengoperasian  RSG-GAS yaitu untuk kegiatan penelitian kandungan unsur dalam  bahan  melalui  tehnik  Analisis  Aktivasi Neutron  (AAN),  produksi  radioisotop  dengan kapsul  FPM,  iradiasi  batu  topaz,  kegiatan perawatan-perbaikan  sistem-sistem  reaktor  dan lain-lain.  Dalam  kegiatan  tersebut  menghasilkan sumber  radiasi  dari  material  pascairadiasi  dalam berbagai  bentuk  dan  berbagai  tingkat  paparan radiasi.  Berdasarkan  peraturan  pemerintah  yang dimaksud  dengan  sumber  radiasi  adalah  segala sesuatu  yang  dapat  menyebabkan  paparan radiasi,  meliputi  zat  radioaktif,  peralatan  yang mengandung  zat  radioaktif  atau  memproduksi radiasi,  dan  fasilitas  atau  instalasi  yang  di
dalamnya  terdapat  zat  radioaktif  atau  peralatan yang menghasilkan radiasi.
Di  dalam  gedung  RSG-GAS  sumber- sumber  radiasi  dari  meterial  pascairadiasi tersebut diantaranya adalah sampel-sampel untuk Analisis Aktivasi Neutron (AAN), kapsul tempat iradiasi, kapsul FPM, batu topaz,  tempat  iradiasi batu  topaz,  resin  bekas,  detektor  neutron,  kabel- kabel  detektor  neutron  dan  sebagainya.  Dari material pascairadiasi yang telah menjadi sumber radiasi,  terdapat  material  yang  masih  dapat dipergunakan  lagi  dan  juga  material  yang  sudah tidak  dapat  dipergunakan  kembali  yang  dapat dinyatakan  sebagai  limbah  radioaktif.  Dari material  yang  telah  menjadi  radioaktif  ada  yang dapat  langsung  dipergunakan  sesuai  fungsinya, ada juga  yang  harus diperbaiki. Dalam penilaian implementasi  ini  hanya  akan  dibahas  sumber radiasi  dari  material  pascairadiasi  yang  masih dapat dipergunakan kembali.

## METODE
Studi  dokumen  dan  peraturan  terkait dengan  pengendalian  material  pascairadiasi  dan implementasinya  oleh  PRSG  dilakukan  sebagai dasar dalam penilaian. Implementasi pengendalian material pascairadiasi di RSG-GAS dimulai  dengan  cara  melakukan  pendataan terhadap  sumber  radiasi  dari  material-material, dan  pelaksanaan  pengendalian  keselamatan radiasi yang telah dilakukan. Penilaian implementasi pengendalian
material
pascairadiasi  dimaksud  adalah  untuk  menilai apakah  dalam  penanganan  material-material yang telah  menjadi sumber radiasi  tersebut  telah dilakukan  sesuai  dengan  ketentuan  yang  berlaku
sehingga  tujuan  dari  keselamatan  radiasi  dan keamanan  sumber  radioaktif  dapat  terpenuhi. Dari  hasil  Penilaian  dapat  diusulkan  metode pengendalian  keselamatan  radiasi  yang  lebih baik sesuai dengan ketentuan yang berlaku.

## TATA KERJA
1. Melakukan pendataan material pascairadiasi;
2. Mengumpulkan  data  pemetaan  radiasi dan pengendalian daerah kerja
3. Mengevaluasi  data-data  pengukuran radiasi terhadap material pascairadiasi
4. Melakukan penilaian implementasi pelaksanaan  pengendalian  keselamatan radiasi terhadap material pascairadiasi Dasar Peraturan Keselamatan Dalam  undang-undang  ketenaganukliran dan  ketentuan  proteksi  dan  keselamatan  radiasi bagi pemanfaatan tenaga nuklir, harus mengedepankan keselamatan, keamanan, ketentraman,  kesehatan  pekerja  dan  anggota masyarakat serta perlindungan terhadap lingkungan hidup. Ketentuan-ketentuan di bidang  proteksi  dan  keselamatan  radiasi,  dengan sasaran tercapainya tertib hukum dalam pemanfaatan  tenaga  nuklir  di  semua  bidang. Dasar  filosofi  ketentuan  keselamatan  kerja terhadap  radiasi  adalah  pengendalian  terhadap risiko  akibat  radiasi  pada  seseorang  melalui penetapan nilai batas dosis, penyinaran diusahakan  serendah-rendahnya,  dan  manfaat penggunaan radiasi tersebut.
Dalam mewujudkan tujuan proteksi radiasi  dan  keselamatan  radiasi,  Pusat  Reaktor Serba  Guna  (PRSG)  melakukan  berbagai kegiatan  yang  mengacu  pada  Peraturan  Kepala Bapeten  dan  tertuang  pada  Standar  Operasional Prosedur (Prosedur dan Petunjuk Teknis (juknis) atau  petunjuk  pelaksanaan  (juklak)  yang  terkait dengan  proteksi  dan  keselamatan  radiasi. Penyelenggaraan  proteksi  dan  keselamatan radiasi  dilakukan  secara  terus  menerus  dan
memastikan  bahwa  Nilai  Batas  Dosis  (NBD) bagi  pekerja  radiasi  tidak  terlampaui.  Informasi yang lengkap terhadap penyelenggaraan proteksi dan  keselamatan  radiasi  wajib  di  informasikan dan  diketahui  Pekerja  Radiasi,  sehingga  pekerja mempunyai  tanggung  jawab  serta  memahami betapa  pentingnya  menerapkan  proteksi  dan keselamatan radiasi selama melaksanakan pekerjaan  yang  terkait  dengan  radiasi.  Informasi terhadap penyelenggaraan proteksi dan keselamatan  radiasi  di  dokumentasikan  dan disimpan  sehingga  dikemudian  hari  dapat dimanfaatkan  lebih  lanjut  untuk  mengetahui status  radiologi  dalam  kurun  waktu  tertentu. Penyelenggaraan  keselamatan  radiasi  harus mengikuti  prinsip  dasar  proteksi  radiasi  berupa justifikasi, limitasi dosis dan optimasi.
Justifikasi  harus didasarkan pada  manfaat yang  diperoleh  lebih  besar  daripada  risiko  yang ditimbulkan. Limitasi dosis diberlakukan melalui penerapan  NBD,  dengan  melakukan  pembagian daerah  kerja,  pemantauan  paparan  radiasi  dan kontaminasi radioaktif di daerah kerja. Optimisasi  proteksi  dan  keselamatan  radiasi diupayakan  agar  besarnya  dosis  yang  diterima serendah  mungkin  yang  dapat  dicapai  dengan mempertimbangkan faktor sosial dan ekonomi.

## Peraturan Kepala Bapeten
1. Peraturan  Kepala  Bapeten  No.4  Tahun 2013
Dalam  peraturan  kepala  Bapeten  No.  4 Tahun 2014 tentang proteksi dan keselamatan  radiasi  dalam  pemanfaatan tenaga  nuklir  penetapan  pembagian  daerah kerja  terdiri  dari  daerah  kerja  supervisi  dan pengendalian (1) .
 Daerah Supervisi adalah daerah kerja di luar daerah pengendalian yang memerlukan peninjauan terhadap paparan  kerja  dan  tidak  memerlukan tindakan proteksi atau ketentuan keselamatan khusus.
 Daerah  Pengendalian  adalah  suatu daerah kerja yang memerlukan tindakan proteksi  dan  ketentuan  keselamatan khusus  untuk  mengendalikan  paparan normal  atau  mencegah  penyebaran kontaminasi selama kondisi kerja normal  dan  untuk  mencegah  atau membatasi tingkat paparan potensial.
 Paparan  normal  adalah  paparan  radiasi yang  diperkirakan  akan  diterima  dalam kondisi  pengoperasian  normal  suatu fasilitas atau instalasi, termasuk kecelakaan minor yang dapat dikendalikan.
 Paparan potensial adalah paparan radiasi  yang  tidak  diharapkan  atau diperkirakan tetapi mempunyai kemungkinan  terjadi  akibat  kecelakaan sumber  atau  karena  suatu  kejadian  atau rangkaian  kejadian yang mungkin terjadi  termasuk  kegagalan  peralatan atau kesalahan operasi.
Dalam  pasal  15  di  jelaskan  Nilai  Batas  Dosis (NBD)  untuk  pekerja  radiasi  ditetapkan  dengan ketentuan:
a. Dosis  Efektif  rata-rata  sebesar  20  mSv (duapuluh  milisievert)  per  tahun  dalam periode  5  (lima)  tahun,  sehingga  Dosis yang terakumulasi dalam 5 (lima) tahun tidak  boleh  melebihi  100  mSv  (seratus milisievert);
b. Dosis Efektif sebesar 50 mSv
(limapuluh  milisievert)  dalam  1  (satu) tahun tertentu.
Pada  pasal  27  menjelaskan  tentang  daerah pengendalian dengan kriteria potensi penerimaan Paparan  Radiasi  melebihi  3/10  (tigapersepuluh) NBD  Pekerja  Radiasi;  dan/atau  adanya  potensi kontaminasi.

## 2. Peraturan  Kepala  Bapeten  No.  16  Tahun 2012
Dalam  peraturan  kepala  Bapeten  No.16  tahun 2012  tentang  tingkat  klierens  diatur  dengan ketentuan ketentuan sebagai berikut (2) :

Tingkat  Klierens  adalah  nilai  yang ditetapkan oleh BAPETEN dan dinyatakan  dalam  konsentrasi  aktivitas, pada  atau  di  bawah  nilai  tersebut  Zat Radioaktif Terbuka, Limbah Radioaktif, atau  Material  Terkontaminasi  atau Teraktivasi dapat dibebaskan dari pengawasan.
 Zat  Radioaktif  Terbuka  adalah  zat radioaktif  berbentuk  padat,  cair,  atau gas  yang  tidak  berada  dalam  suatu struktur perisai radiasi khusus, sehingga berpotensi  menimbulkan  kontaminasi dan menyebar ke lingkungan hidup.
 Material
Terkontaminasi atau
Teraktivasi adalah bahan serta peralatan yang  terkontaminasi  zat  radioaktif  atau teraktivasi  sehingga  menjadi  radioaktif karena  pengoperasian  instalasi  nuklir atau instalasi yang memanfaatkan radiasi pengion.
Pada Pasal 8 dijelaskan untuk jenis radionuklida buatan  tidak  dapat  diidentifikasi,  nilai  tingkat klierens ditetapkan kurang dari atau sama dengan 0,1  Bq/g  (satu  per  sepuluh  Becquerel  per  gram) atau 0,1 Bq/cm2 (satu per sepuluh Becquerel per sentimeter persegi).

## Standar Operasional Prosedur
Program  dan  Prosedur  yang  telah  ada  di PRSG  dalam  mengatur  tentang  keselamatan radiasi adalah sebagai berikut:
1. Program Proteksi dan Keselamatan

## Radiasi RSG-GAS
Program  Proteksi  dan  Keselamatan  Radiasi RSG-GAS  adalah  sebagai  pedoman  dari fasilitas untuk melindungi, mencegah, mengendalikan  kesehatan  dan  keselamatan pekerja  dan  lingkungan  RSG-GAS  dari bahaya  radiasi  dengan  ruang  lingkup,  yang meliputi (3) :
 Pengendalian Daerah Kerja;
 Pengendalian Personil;
 Pengendalian Limbah Radioaktif;
 Pengendalian dan pemantauan serta evaluasi lepasan udara;
 Pengendalian Sistem Proteksi Radiasi Terpasang;
 Penanggulangan Kedaruratan Nuklir Tingkat Fasilitas RSG-GAS.
2. Prosedur  Umum  Keselamatan  Kerja  di

## PRSG
Prosedur  ini  bertujuan  untuk  membantu personil (pekerja) dalam mengetahui peraturan  dan  prosedur  keselamatan  kerja yang  berlaku,  serta  melaksanakan  ketentuan yang  ada  dalam  prosedur  ini  dengan  ruang lingkup sebagai pedoman umum
keselamatan kerja terhadap personil, pengawas,  ruangan  dan  peralatan  secara umum (4) .

## 3. Prosedur  Pengendalian  Daerah  Kerja Bahaya Radiasi RSG-GAS
Prosedur  ini  bertujuan  untuk  melakukan pengendalian  daerah  kerja  terhadap  bahaya radiasi  di  lingkungan  RSG-GAS  sesuai ketentuan  keselamatan  kerja  bahaya  radiasi dengan ruang lingkup
 Pemetaan radiasi daerah kerja;
 Pengendalian tingkat radiasi dan kontaminasi;
 Pengendalian lepasan udara ke lingkungan;
 Pengendalian kandungan zat radioaktif air pendingin primer;
 Pengendalian limbah radioaktif;
 Pengelolaan laboratorium proteksi radiasi;
 Pengelolaan peralatan pengendalian radiasi.
4. Prosedur  Pengendalian  Personil  di  RSG- GAS
Prosedur  ini  bertujuan  untuk  memberikan acuan dalam melakukan pengendalian personil  di  lingkungan  RSG-GAS  sesuai ketentuan  keselamatan  kerja  bahaya  radiasi dengan ruang lingkup (5) :
 Pengaturan lalu lintas personil untuk keluar masuk RSG-GAS;
 Pengendalian perlengkapan keselamatan kerja personil;
 Pengendalian dosis personil;
 Pengendalian dekontaminasi personil;
 Pengelolaan TLD personil;
 Pengelolaan pen dosimeter;
 Pemberian pil yodium stabil.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Material-material pascairadiasi dari berbagai  kegiatan  dan  penambahan  utilisasi  di RSG-GAS  antara  lain  ditunjukkan  pada  Tabel  1 di bawah ini:
Tabel 1. Daftar Material Pascairadiasi No Nama Material Jenis/ Bahan Lokasi Penyimpanan 1. Kapsul Iradiasi Rabbit Aluminium Ruang Rabbit (Lantai + 8.0 m) 2. Kapsul Iradiasi Rabbit Polyethylene Ruang Rabbit (Lantai + 8.0 m) 3. Kapsul FPM Aluminium - B.Operasi (Lantai + 13.0 m) - R.No.222 (Lantai - 6.50 m) 4. Foil Pembungkus Sampel Aluminium - B.Operasi (Lantai + 13.0 m) - Ruang Rabbit (Lantai + 8. m) 5. Keranjang Batu Topaz Aluminium B.Operasi (Lantai + 13.0 m) 6. Kapsul Topaz Aluminium B.Operasi (Lantai + 13.0 m) 7. Utilisasi Topaz Outcore Aluminium B.Operasi (Lantai + 13.0 m) 8. Utilisasi Topaz Incore Aluminium B.Operasi (Lantai + 13.0 m) 9. Utilisasi Silikon Doping Aluminium B.Operasi (Lantai + 13.0 m) 10. Detektor Neutron - B.Operasi (Lantai + 13.0 m) 11. Detektor Neutron - R.No.222 (Lantai - 6.50 m) Dari data pada Tabel 1 dapat diidentifikasi material-material pascairadiasi (teraktivasi).    Data  ini  diperoleh  berdasarkan pengamatan secara umum di Balai Operasi lantai +13.0 m, Ruang Rabbit lantai + 8.0 m dan Ruang No.222  lantai  –  6.50  m  dalam  gedung  reaktor. Data-data  dalam  Tabel  1  belum  termasuk material  yang  terkontaminasi  yaitu  Filter  Resin di  sistem  purifikasi  dan  peralatan  yang berhubungan  air  pendingin  primer  RSG-GAS. Dari  informasi  yang  ditunjukkan  pada  Tabel  1 masih  belum  lengkap,  jika  dihubungkan  dengan pengendalian  material  pascairadiasi.  Informasi yang  diperlukan  untuk  pengendalian  material pascairadiasi  adalah  jumlah  atau  volume  dari material-material  pascairadiasi  tersebut,  berapa tingkat  paparan  radiasinya  pada  tanggal  berapa dan lokasi penempatannya sehingga ada pengendalian  terhadap  sumber  radiasi  yang tercipta  dan  mampu  telusur.  Sebagai  contoh,
kapsul  iradiasi rabbit, baik  yang  terbuat  dari aluminium  maupun polyethylene ,  jumlahnya cukup  banyak.  Jika  jumlahnya  tercatat,  maka pada  setiap  kapsul  mempunyai  data  nomor identifikasi, lokasi penempatan, maka pengendalian  sumber  radiasi  beserta  informasi radiasinya  dapat  lebih  mudah  dilakukan.  Selama RSG-GAS  beroperasi,  sudah  cukup  banyak material  atau  utilisasi  yang  dipergunakan  untuk proses  iradiasi,  akan  tetapi  belum  ada  rekaman data  yang  memberikan  informasi  jumlah  waktu iradiasi, kondisi material, lokasi penempatan dan lain-lain. Informasi paparan radiasi juga diperlukan  sebagai  pengendalian  dosis  radiasi yang  akan  diterima  oleh  pekerja  radiasi  jika pekerja  radiasi  akan  memanfaatkan  kembali material  tersebut  sehingga  prinsip  ALARA (AS LOW  AS  REASONABLY  ACHIEVABLE) dapat terpenuhi  dan  ketentuan  dosis  radiasi  sebesar  10 µSv/jam atau 20 mSv/tahun tidak terlampui (1) .
Begitu  pula  untuk  material-material  yang lain, seperti penambahan utilisasi yang berhubungan  dengan  proses  aktivasi  diperlukan pendataan  yang  lebih  rinci.  Pendataan  dan pengendalian  sumber  radiasi  dari  material pascairadiasi  untuk  detektor  neutron  dan  kabel detektor neutron yang masih dapat dipergunakan kembali  sangat  diperlukan  karena  berhubungan dengan  paparan  radiasi  tinggi  dalam  orde  mili Sievert.  Selain  itu,  juga  karena  berhubungan dengan  pengelolaan  suku  cadang  detektor  dan harganya yang relatif cukup mahal.
Identifikasi  terhadap  material-material pascairadiasi  juga  bermanfaat  apabila  material tersebut sudah tidak dapat dipergunakan kembali dan  tidak  akan  dimanfaatkan  untuk  keperluan yang  lain  atau  telah  dinyatakan  sebagai  limbah. Apabila  material  sudah  tidak  dipergunakan kembali  dan  akan  dimanfaatkan  kembali  untuk keperluan yang tidak berhubungan dengan proses aktivasi  maka  nilai  aktivitas  harus  lebih  kecil dari  0,1  Bq/g  atau  0,1  Bq/cm 2 ,  dan  melalui
proses  permohonan  klierens  ke  Bapeten  dengan ketentuan klierens (2) .
Ditinjau  dari  prosedur-prosedur  yang  ada di  PRSG,  belum  terdapat  Standar  Operasional Prosedur administrtatif (Prosedur) ataupun Teknis  (Petunjuk  Teknis),  yang  berkenaan dengan  pengendalian  keselamatan  radiasi  dari sumber radiasi dari material-material pascairadiasi.  Prosedur  yang  telah  ada  saat  ini adalah  prosedur  umum  keselamatan  kerja, prosedur pengendalian daerah kerja dan prosedur pengendalian personil. Prosedur-prosedur tersebut  hanya  memberikan  informasi  mengenai paparan  radiasi  daerah  kerja  dan  tidak  secara implisit  memberikan  informasi  secara  lengkap dari  material  pascairadiasi  tertentu.  Informasi paparan  radiasi  dari  material  pascairadiasi  yang dilakukan  oleh  petugas  proteksi  radiasi  tertulis pada  lembar  formulir  permohonan  iradiasi  dan pada logbook dari petugas proteksi radiasi seperti ditunjukkan pada Tabel 2 di bawah ini (4) .
Tabel 2. Paparan Radiasi Daerah Kerja di Lokasi penempatan Material Pascairadiasi
No Lokasi Paparn Radiasi 1. Balai Operasi Lantai + 13.0 m 3 µSv/Jam 2. Ruang Rabbit Lantai + 8.0 m 3 µSv/Jam 3. Ruang 222 Lantai – 6.5 m 2 µSv/Jam
Tabel 3. Paparan Radiasi Sampel Pascairadiasi No. Nama Sampel Waktu Iradiasi Paparan Kapsul Tanggal 1. Ikan 60 detik 3000 µSv/Jam 10 – 07 – 2012 2. Ikan 60 detik 2000 µSv/Jam 10 – 07 – 2012 3. Ikan 60 detik 4000 µSv/Jam 10 – 07 – 2012 4. Daun 60 detik 2000 µSv/Jam 16 – 07 – 2012 5. Daun 60 detik 3000 µSv/Jam 16 – 07 – 2012 6. Tanah 60 detik 3200 µSv/Jam 01 – 08 – 2012 7. Tanah 60 detik 1500 µSv/Jam 08 – 08 – 2012 8. Tanah 60 detik 1400 µSv/Jam 08 – 07 – 2012 9. Batuan 60 detik 3000 µSv/Jam 14 – 08 – 2012 10. Batuan 60 detik 2000 µSv/Jam 14 – 08 – 2012
Data  yang  ditunjukkan  pada  Tabel  3 merupakan contoh informasi paparan radiasi dari sampel  dalam  kapsul  dan  topaz  dalam  fasilitas peralatan  iradiasi.  Paparan  radiasi  yang  terukur berasal  dari  sampel  (dapat  berupa  tanah,  darah, endapan,  dll),  kapsul  wadah  (dari  bahan aluminium  atau  polyethylene),  foil  aluminium jika  sampel  dibungkus  dengan  foil  aluminium atau  Cadmium,  jika  sampel  dibungkus  dengan Cadmium  atau  topaz  dalam  fasilitas  peralatan iradiasi.  Pada  umumnya  setelah  dilakukan pencacahan  terhadap  sampel  selesai,  maka sampel  tersebut  dinyatakan  sebagai  limbah radioaktif, sedangkan kapsul wadah, foil
aluminium, dan Cadmium masih dapat dipergunakan  kembali.  Dengan  fungsi  waktu, aktivitas kapsul wadah akan meluruh dan tingkat paparan  radiasinya  akan  turun  menjadi  lebih kecil  dari  sebelumnya,  tetapi  memancarkan radiasi. Apabila masing-masing material tersebut mempunyai nomor identifikasi, maka pelaksanaan  pengendalian  dan  pengelolaan sumber radiasi dapat lebih efisien sehingga dapat dipilih material yang mempunyai paparan paling kecil.  Dengan  demikian  prinsip  ALARA  dapat terlaksana  lebih  optimal.  Pada  Tabel  4  disajikan contoh data identifikasi pada material pascairadiasi.

## Tabel 4. Paparan Radiasi Material Pascairadiasi
No Nama Material Jenis/ Bahan Nomor Identifikasi Paparan Kontak Radiasi Penanggung Jawab Lokasi Penempatan µSv/Jam Tanggal 1. Kapsul Iradiasi Rabbit - 1,3 28-2-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - R.Rabbit - B.Operasi - 9,1 28-2-2014 - 4,5 28-2-2014 dalam wadah 96,7 28-2-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - R.Rabbit - B.Operasi 544,1 28-2-2014 2. Kapsul Iradiasi Rabbit - 1,6 28-2-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - R.Rabbit - 0,6 28-2-2014 - 1,2 28-2-2014 - 5,3 28-2-2014 3. Kapsul FPM - 30,8 8-10-2013 Subbidang Pelaksana Operasi - R.222 - B.Operasi - 47,7 8-10-2013 - 40,2 8-10-2013 - 38,9 8-10-2013 4. Keranjan g Batu Topaz - 0,7 4-4-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - B.Operasi - 0,4 4-4-2014 - 0,6 4-4-2014 dalam wadah 0,6 4-4-2014 - B.Operasi 5. Kapsul Topaz - 36,4 21-1-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - Gudang 8 m - B.Operasi - 40,1 21-1-2014 - 38,6 21-1-2014 6. Batu Topaz - 30 4-4-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - Gudang 8 m - Gudang 13 m
- B.Operasi - G.Tangga 13m - 200 4-4-2014 - 100 4-4-2014 - 70 4-4-2014 7. Utilisasi Topaz Outcore 1 unit 18,76 7-4-2014 Subbidang Pelayanan Iradiasi - R.222 - B.Operasi 8. Utilisasi Topaz Incore 1 unit - - Subbidang Pelayanan Iradiasi - R.222 - B.Operasi
No Nama Material Jenis/ Bahan Nomor Identifikasi Paparan Kontak Radiasi Penanggung Jawab Lokasi Penempatan µSv/Jam Tanggal 9. Utilisasi Silikon Doping 1 unit 970,7 7-4-2014 Subbidang Pelaksana Operasi - R.222 - B.Operasi 10. Detektor Neutron - 770,6 11-2-2014 Subbidang Instrumentasi - R.222 - B.Operasi - 503,8 11-2-2014 - 768,3 11-2-2014 - 3143,5 11-2-2014 - 5874,5 11-2-2014 11. Kabel Detektor Neutron - 518,0 2-12-2013 Subbidang Instrumentasi - R.222 - B.Operasi - 10,86 2-12-2013 - 885,0 2-12-2013 - 57,7 2-12-2013 - 461,71 2-12-2013
Dari  uraian  diatas  dan  dari  data-data  yang ditunjukkan  pada  Tabel  1,  2  dan  3,  maka  dalam pengelolaan  material  pascairadiasi  diperlukan suatu  SOP  administratif  (Prosedur)  terbaru  yang mengatur  tentang  pengendalian  sumber  radiasi dari  material  pascairadiasi  meliputi  jenis/bahan, nomor  identifikasi  material  atau  peralatan, jumlah/(volume)  material,  lokasi  penempatan, penanggung  jawab  material,  paparan  radiasi, tanggal  dan  lama  iradiasi  sehingga  dapat dilakukan perkiraan/perhitungan aktivitas sumber radiasi, bahkan identifikasi jenis radioaktifnya  seperti  yang  ditunjukkan  pada Tabel  4.  Ketersediaan  dan  keberadaan  SOP pengendalian  sumber  radiasi  dari  material pascairadiasi diharapkan dapat  mengatur tentang pengaturan  penempatan  sumber  radiasi,  proses pemindahan  sumber  radiasi  yang  keluar  atau masuk  gedung  reaktor  termasuk  jalur  yang dipergunakan  untuk  pemindahan  zat  radioaktif. Data-data  pengendalian  sumber  radiasi  dari material pascairadiasi juga bermanfaat untuk:
 Mendokumentasikan
material
teraktivasi  atau  penciptaan  sumber radioaktif  sehingga  proses  keamanan sumber radioaktif dapat dicapai;
 pengelolaan  suku  cadang  (jika  material berhubungan  dengan  peralatan  seperti detektor neutron, katup di jalur pendingin primer);
 sebagai data
dukung dalam mengevaluasi  dan  mengkaji  faktor penuaan  (lelah  material)  dari  akibat proses aktivasi.

## KESIMPULAN
Pengelolaan  material  pascairadiasi  perlu dilakukan  dan  dibuat  standar  operasional prosedurnya  agar  setiap  sumber  radiasi  yang tercipta  dari  proses  aktivasi  di  RSG-GAS  dapat terkendali. Dengan demikian prinsip pemanfaatan  sumber  radiasi  yaitu  justifikasi, limitasi  dan  optimasi  dapat  diwujudkan  dengan optimal  sehingga  pengendalian  keselamatan radiasi dapat dilakukan lebih optimal dan prinsip ALARA dapat dicapai.

## DAFTAR PUSTAKA
1) ANONIM,  BAPETEN  No.  4  Tahun  2014 tentang Proteksi dan Keselamatan  Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir;
2) ANONIM, BAPETEN No. 16 tahun 2012 tentang Tingkat Klierens; 3) ANONIM, BAPETEN No. RSG.KK.05.01.60.13  tentang  Program Proteksi  dan  Keselamatan  Radiasi  RSG- GAS; 4) ANONIM, BAPETEN No. RSG.KK.02.02.62.13  tentang  Prosedur Umum Keselamatan Kerja di PRSG; 5) ANONIM, BAPETEN No. RSG.KK.01.02.61.11  tentang  Prosedur Pengendalian Daerah Kerja Bahaya Radiasi RSG-GAS; 6) ANONIM, BAPETEN No. RSG.KK.01.02.62.12  tentang  Prosedur Pengendalian Personil di RSG-GAS; 7)
ANONIM,  Data-Data  pengukuran  smpel pascairadiasi.