PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAERAH KERJA IEBE DAN IRM TAHUN 2009

Transkripsi

1 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAERAH KERJA IEBE DAN IRM TAHUN 2009 Muradi, Suliyanto ABSTRAK PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAERAH KERJA IEBE DAN IRM TAHUN Pemantauan paparan radiasi daerah kerja IEBE dan IRM telah dilakukan. Untuk pemantauan paparan radiasi daerah ke~a digunakan surveymeter-p dari jenis Geiger Counter. Pemantauan paparan radiasi di IEBE dan IRM bertujuan untuk mengetahui potensi bahaya radiasi dari daerah kerja yang terdapat sumber radiasi (zat radioaktif dan bahan nuklir). Ruang lingkup pemantauan di IEBE dilakukan di HR-22, HR-23, HR-24, HR-05 dan Gudang Uranium (HR-04). Pemantauan dilakukan terutama di glovebox (GB), fumehood (FH) dan meja kerja (MK) atau lokasi penyimpanan Uranium. Pemantauan di IRM dilakukan di R-140 (Operating Area), R-143 (Service Area), ruangan kimia (R-134; R-135 dan R-136). Metoda yang digunakan adalah pemantauan paparan radiasi? dilakukan setiap minggu pada daerah kerja di IEBE dan IRM. Data yang diperoleh dari pengukuran tersebut selama tahun 2009, kemudian dikumpulkan untuk memperoleh data bulanan. Laju paparan radiasi IJ yang tertinggi terdapat pad a R 135, yaitu sebesar 50,000 IJSv/jam berasal dari cuplikan bahan bakar bekas,mengandung Cs yang dikeluarkan dari hotcell. Laju paparan cuplikan yang melampaui NBD tersebut dikurung dengan perisai Pb, agar tidak menyinari tubuh personil. Namun demikian berada dibawah batas tertinggi yang masih diizinkan (150 IJSv/jam) untuk paparan cuplikan yang keluar dari hotcell. Pengukuran paparan radiasi tersebut selain sebagai alat pantau, juga agar dapat melakukan tindakan pembatasan dosis yang diterima oleh Pekerja Radiasi. Kesimpulan yang dapat diambil bahwa paparan radiasi IJ di daerah kerja IEBE maupun IRM selama tahun 2009 umumnya terpantau berada dibawah batas yang diizinkan 25 IJSv/jam. Kata kunci :paparan radiasi, daerah kerja, IEBE, IRM. PENDAHULUAN Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) adalah suatu instalasi nuklir dalam Kawasan Nuklir Serpong yang digunakan untuk melaksanakan penelitian dan pengembangan (Iitbang) teknologi produksi bahan bakar nuklir. IEBE dirancang mampu mengolah bahan baku yellow cake menjadi serbuk U02 derajat nuklir dan membuatnya hingga menjadi berkas (bundle) bahan bakar nuklir tipe HWR (Cirene). Berdasarkan proses produksi, IEBE dilengkapi dengan fasilitas pemurnian dan konversi, peletisasi, pembuatan komponen dan perakitan, laboratorium kendali kualitas, bengkel mekanik, sarana dukung dan sistem keselamatan. Beberapa proses penanganan bahan U (dalam bentuk serbuk dan cairan) menggunakan pengungkung seperti glove-box dan fume-hood yang dilengkapi dengan ventilasi, namun potensi kontaminasi U ke daerah kerja tetap ada, misalkan akibat terjadinya kegagalan sistem ventilasi dan kesalahan penanganan U atau bahan yang mengandung U. Instalasi Radiometalurgi (IRM) mempunyai tugas melaksanakan pengembangan radiometalurgi, analisis fisikokimia dan teknik uji pasca iradiasi. IRM juga memungkinkan untuk uji pasca iradiasi bahan lainnya yang memanfaatkan fasilitas bilik panas (hotcell). IRM melaksanakan pemeriksaan dan pengujian pra iradiasi, pasca irradiasi terhadap elemen bakar nuklir beserta bahan struktur dan pengembangan radiometalurgi. Pemeriksaan dan pengujian pasca iradiasi dilakukan di dalam hotcell dan laboratorium kimia. Sedangkan uji pra iradiasi dilakukan di laboratorium di luar hot cell. Proses kerja di IRM yang menggunakan zat-zat radioaktif berasal dari produk fisi bahan nuklir atau bahan pasca iradiasi lainnya didukung dengan sistem lainnya yang terkait dengan keselamatan radiasi/kontaminasi, termasuk sistem sarana dukung tata udara (ventilasi). Untuk pemantauan radiasi/kontaminasi dioperasikan alat-alat deteksi radiasi/kontaminasi, baik untuk keperluan personil 82

2 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN maupun untuk keselamatan daerah kerja dan lingkungan. Untuk pemantauan paparan radiasi daerah kerja digunakan surveymeter-p dari jenis Geiger Counter. Pemantauan paparan radiasi di IEBE dan IRM bertujuan untuk mengetahui potensi bahaya radiasi dari daerah kerja yang terdapat sumber radiasi (zat radioaktif dan bahan nuklir). Ruang lingkup pemantauan di IEBE dilakukan di HR-22, HR-23, HR-24, HR-05 dan Gudang Uranium (HR 04). Pemantauan dilakukan terutama di glovebox (GB), fumehood (FH) dan meja kerja (MK) atau lokasi penyimpanan Uranium. Pemantauan di IRM dilakukan di R-140 (Operating Area), R-143 (Service Area), ruangan kimia (R-134; R-135 dan R-136). Metoda yang digunakan adalah pemantauan paparan radiasi? dilakukan setiap minggu pada daerah kerja di IEBE dan IRM. Data yang diperoleh dari pengukuran tersebut selama tahun 2009, kemudian dikumpulkan untuk memperoleh data bulanan. Pemantauan paparan radiasi? di IEBE terutama di zona-iii, sedangkan di IRM dilakukan di zona II dan zona-iii. Data yang diperoleh dari pengukuran tersebut selama tahun 2009, kemudian dikumpulkan untuk memperoleh data bulanan. Untuk daerah kerja tempat personil melaksanakan pekerjaan paparan radiasi? dibatasi = 25 IJSvl jam. TEORI Dalam sistem keselamatan radiasi di IEBE, perhatian terhadap kontaminasi U (penyebab radiasi interna) lebih besar daripada paparan radiasi-ij (radiasi eksterna) karena daya rusak jaringan tubuh yang ditimbulkan oleh radiasi a lebih besar. Paparan radiasi IJ dalam pengoperasian IEBE tidak terlalu berbahaya terhadap personil jika dibandingkan dengan bahaya kontaminasi karena paparan radiasi IJ dari bahan radioaktif U relatif rendah. Oleh sebab itu dalam pengoperasian IEBE tidak diperlukan perisai radiasi IJ yang signifikan seperti hotcell. Intensitas paparan radiasi IJ bergantung pada kuantitas U yang sedang ditangani dan pada kenyataannya kuantitas Udalam setiap proses tidak memaparkan radiasi IJ melebihi batas yang ditetapkan [1]. Gedung IEBE dibagi menjadi beberapa zona berdasarkan tingkat potensi bahaya radiasi, khususnya radiasi interna dan kontaminasi. Sedangkan potensi bahaya radiasi eksterna relatif kecil dan tidak signifikan. Rincian pembagian tersebut adalah: 1. Hot Area (ruang-ruang HR) terdiri dari dua sub-zona, yaitu: a. Area di mana terdapat U dan bahaya kontaminasi U (radiasi interna). b. Area di mana terdapat U serbuk, bahaya kontaminasi U. 2. Cold Area (ruang-ruang CR) adalah daerah bebas kontaminasi U. Batasan keselamatan radiologi pada setiap zona menurut prosedur dan metoda operasi ditunjukkan pada Tabel1. Tabel. 1. Batasan Keselamatan Radiologi di Zona Kerja IEBE [1] Daerah perkantoranl sepatu kerja Daerah lantai, Fungsi baju, meja Bebas Udara Radioaktvitas kerja dan konversi menangani pemurnian, ruanganalamiah a Permukaan kerja dan Bebas U tertutup u.sv/.::::.25 iam lainnya. Keterangan kerja, Permukaan: III 3,7 Bq/cm2 20 Bq/m3 I-tSv/ jam asi, ruang menangani terbuka, kendali QudanQ Ukualitas, seperti dan U lainnva ruang Paparan 83

3 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN Berdasarkan batasan keselamatan tersebut di atas, personil yang mengoperasikan IEBE selama satu tahun dalam waktu kerja 8 jam per hari, 5 hari per minggu, tidak akan menerima dosis melampaui NBD. Zona II dan III berisiko terhadap bahaya radiasi eksternasehingga kedua zona tersebut dibatasi tingkat paparan radiasi-ij yang sama sesuai NBD, yaitu ~ 25 IJSv/jam [1]. Potensi bahaya pada pengoperasian IRM adalah kontaminasi a dan ~. Potensi bahaya kontaminasi terjadi karena adanya bahan radioaktif yang lolos atau keluar dari pengungkung/wadah (hot cell, glove box dan fume hood) ke daerah kerja. Untuk mencegah potensi kontaminasi ke daerah yang lebih bersih dilakukan pengaturan aliran udara, pembatasan daerah kontaminasi, pemantauan kontaminasi dan penggunaan bahan pembungkus sumber radioaktif. Paparan radiasi IJ paling potensial berasal dari dalam hot cell dan daerah yang menangani bahan radioaktif di luar hot cell seperti laboratorium kimia, hot workshop dan tempat penampungan limbah. Untuk mencegah bahaya paparan radiasi dilakukan tiga prinsip proteksi radiasi yaitu pemakaian perisai, menjaga jarak dan waktu ke~a di medan radiasi. Pemantauan tingkat paparan radiasi I.J dilakukan di sekitar medan radiasi sehingga dapat diketahui potensi bahayanya [2]. Pembagian daerah atau area kerja di IRM berdasarkan zona radiasi dan kontaminasi dimaksudkan sebagai cara pengungkungan kontaminan. IRM dibagi dalam empat zona, yaitu: I. Zona-I (zona putih) adalah area tanpa (bebas) radiasi dan kontaminasi dari kegiatan di IRM, seperti area perkantoran. Zona ini tidak mendapatkan perlakuan khusus dalam sistem ventilasi nuklir, kecuali untuk kenyamanan ke~a saja. II. Zona-II (zona hijau) adalah zona radiasi rendah dan bebas kontaminasi atau tingkat kontaminasi di bawah nilai batas yang diizinkan. Area pada zona ini mendapatkan catu vel'!tilasi dari zona-i. III. Zona-III (zona kuning) adalah zona radiasi sedang dan kemungkinan potensi kontaminasi sedang atau melampaui batas yang diizinkan. Area ini mendapatkan catu ventilasi dari zona-zona yang lebih rendah. IV. Zona-IV (zona merah) adalah zona radiasi dan kontaminasi tinggi. Area ini mendapatkan catu ventilasi dari zona-zona yang lebih rendah. Berdasarkan fungsi dan risiko bahaya radiasi berdasarkan desain IRM, maka IRM dibagi dalam empat daerah kerjaatau zona yaitu : Zona I (daerah kerja tidak aktif Zona II (daerah kerja aktif radiasi) D = 25 IJSv/jam : ruang perkantoran/administrasi : Lab. Kimia dan daefah operasi hotcell. Zona III (daerah radiasi dan kontaminasi) : Service area, ruang penyimpanan limbah 25 DSv/jam = D 3000 IJSV Zona IV (daerah dalam hotcell) D > 3000 IJSV : ruang bagian dalam dari hotcell Apabila sumber radiasi berada diluar tubuh manusia Faktor utama dalam melindungi tubuh manusia dari bahaya radiasi eksterna adalah waktu penyinaran, jarak antara sumber dan manusia, serta digunakannya penahan terhadap radiasi pengion [3]. 1. Faktor waktu. Besarnya dosis radiasi yang diterima oleh seseorang yang berada diluar medan radiasi dengan laju dosis tertentu, adalah berbanding lurus dengan lama waktu orang tersebut berada ditempat tersebut. 84

4 ISSN Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 Dt = Do x t dengan : Dt = Dosis yang diterima (1) Do = Laju dosis = Lamanya penyinaran Apabila seseorang ingin agar dosis radiasi yang diterimanya serendah mungkin, maka waktu yang digunakan untuk mengerjakan sesuatu harus sesingkat mungkin. 2. Faktor jarak. Laju paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber radiasi. Apabila sumber radiasi berdimensi keeil sekali atau dapat dianggap sebagai sumber titik, maka f1uks radiasi pada jarak r dari sumber tersebut berbanding terbalik dengan kwadrat jaraknya. Oleh karena laju dosis sebanding dengan f1uks, maka laju dosispun mengikuti rumus kwadrat terbalik. Apabila jarak dari sumber menjadi dua kali lipat dari jarak semula, maka laju dosis radiasi menjadi 4 kali lebih keeil atau menjadi ~ nilai laju dosis semula. 3. Faktor penahan Pemasangan penahan atau perisai radiasi lebih banyak digunakan karena lebih mudah dan kondisi keselamatan lebih terjamin. Ketebalan penahan/perisai radiasi yang dibutuhkan tergantung pad a jenis radiasi, aktivitas sumber dan laju dosis yang dikehendaki diluar atau dibalik bahan pelindung. Radiasi a sangat mudah diserap dan bukan merupakan masalah dalam proteksi radiasi eksterna, keeuali dalam proteksi radiasi interna. Radiasi ~ mempunyai daya tembus yang lebih besar dari pada radiasi a, tetapi lebih kecil dari pada radiasi? Kemampuan radiasi ~ dalam menembus bahan penahan/perisai tergantung pada energi dari partikel ~. Untuk menyerap seluruh radiasi ~ diperlukan pelindung perspex sampai setebal 10 mm. Radiasi? dan sinar x diserap seeara eksponensial oleh bahan yang dilalui. Laju dosis radiasi tersebut setelah melalui bahan perisai radiasi dapat dirumuskan sebagai : Dt = Do x e"xt (2) dengan : Do = laju dosis tanpa penahan. Dt = laju dosis sesudah melalui penahan radiasi dengan ketebalan t dan koefisiem absorpsi = koefisien absorbsi linier, yaitu fungsi penahan yang bersangkutan dan energi sumber radiasi dalam satuan em -1. = tebal penahan dalam satuan em Sesuai dengan UU No. 10 tahun 1997 tentang ketenaganukliran pasal 16: setiap kegiatan yang berkaitan dengan pemanfaatan tenaga nuklir wajib memperhatikan keselamatan, keamanan, dan ketentraman, kesehatan pekerja dan anggota masyarakat serta perlindungan terhadap lingkungan hidup. Di dalam pelaksanaan kegiatan di laboratorium IEBE sangat dimungkinkan timbulnya kontaminasi zat radioaktif, paparan radioaktif dan limbah radioaktif. Berdasarkan atas rekomendasi International Commission Radiation Protection (/CRP) No. 26 Tahun 1977 dan Safety Series IAEA NO.9 Tahun NBD dalam 1 tahun ditetapkan sebesar 50 msv/tahun. Pengukuran paparan radiasi ini selain sebagai alat pantau, juga agar dapat melakukan tindakan pembatasan dosis yang diterima oleh Pekerja Radiasi. Tujuan penelitian adalah mengetahui berapa paparan radiasi di dalam laboratorium dan pengaruhnya terhadap DEST yang mungkin diterima Pekerja Radiasi selama tahun Berdasarkan Keputusan Kepala Bapeten No. 01/Ka.BAPETENN-99, NBD pekerja radiasi yang memperoleh penyinaran seluruh tubuh ditetapkan 50 msv (5000 mrem) per tahun. Dalam hal penyinaran seluruh tubuh, NBD untuk anggota masyarakat umum iadalah 5 msv (500 mrem) dalam setahun. Paparan yang diterima Pekerja Radiasi yang bekerja dengan sumber radiasi tidak melebihi dari 25 I.ISv/jam. 85

5 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN Untuk memantau dosis radiasi yang diterima, maka Pekerja Radiasi dilengkapi monitor dosis personel menggunakan Thermoluminesence Detector (TLD. Hasil pantauan ini selalu dievaluasi dengan tujuan Dosis Evaluasi Seluruh Tubuh (DEST) Pekerja Radiasi tidak melebihi NBD yang ditetapkan. Pekerja Radiasi yang menerima Dosis Evaluasi Seluruh Tubuh (DEST) melebihi NBD, dimungkinkan menerima dampak radiologi dari radiasi yang telah diterimanya. Pemantauan DEST Pekerja Radiasi dengan TLD. Ketentuan umum Proteksi Radiasi terhadap Pekerja Radiasi dengan cara pembatasan penyinaran, pemonitoran dan pencatatan dosis radiasi, serta pengawasan kesehatan pekerja radiasi [4,5]. TAT A KERJA 1. Bahan dan alat : Dalam pemakaian rutin digunakan alat Graetz X-5-DE (Gambar 1) yang telah terkalibrasi dengan skala laju paparan dapat berubah secara otomatis dari 0 nsv/h sampai 19,9 msv/h. Untuk pemantauan paparan radiasi? yang tinggi digunakan Teledetektor (Gambar 2), karena daerah sensitif radiasi (detektor) terdapat pad a ujung tongkat, sehingga dapat lebih dekat dengan sumber radiasi. Teledetektor dapat mengukur laju paparan sampai 1000 R/jam (hampir 10 Sv/jam). 2. Cara kerja : a) Dilakukan pengukuran paparan radiasi? sesuai dengan jadwal pemantauan (setiap minggu 1 kali) sesuai denah pantau daerah kerja aktif IEBE dan IRM (Gambar 3 dan 4)). Pengukuran dilakukan sesuai dengan denah pantau daerah kerja IEBE maupun IRM. b) Dilakukan pengukuran dengan cara mengarahkan kepala detektor ke medan radiasi," dan bila angka penunjukan paparan radiasi berfluktuasi tunggu beberapa saat sampai mencapai angka. tertinggi, kemudian dicatat ke dalam Lembar Bantu pemantauan paparan radiasi. c) Batasan (MPC) untuk paparan radiasi adalah 25 IJSv/jam. Gambar 1. Surveymeter Graetz Gambar 2. Teledetektor Gamma 86

6 ISSN Hasil-hasil Penelitian ESN Tahun 2009 LANT AI DASAR lese HR-04 ruang penyimpanan 88 HR-05 ruang pembua!an pele! 88 HR-22, 23, 24 ruang kendali kuali!as HR-25 koridor HR-36 ruang konversi kimia c CR-2l ruang pro!eksi radiasi aj > U3 Q> aj Q Q--i ;>; ;>; aj ;>; () () aj ;II U4 s:s:~'" --i (J) --i (J) U1 HR-36 HR-05 U2 D HR-25 HR 24 I HR-23 I HR 22 c 8 Gambar 3. Denah pantau daerah kerja aktif lese."ie::>. koridor 11? '"'' Q) 121 B R-126, R-132 ro I[" gudang fisika monitor kesehatan R-124 R-122 R I 128, ruang thermal keaktifan analisis spektrometer ganti thermal R-127 emisi R-134 R sedang rendahci Lantai Dasar IRM R-121Itrt1 I Q) 134 a. ~,"", 0 I 104 ~ 140B lab. B~ SEM 108 R a. Aoteell ~ R-136 lab. TEM R-142 Hoteell R-133 Gambar 4. Denah pantau daerah kerja aktif IRM 87

7 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN HASIL DAN PEMBAHASAN Pemantauan paparan radiasi dilakukan di daerah kerja yang berpotensi terhadap bahaya radiasi, yaitu daerah kerja yang terdapat sumber radiasi (zat radioaktif dan bahan nuklir). Pemantauan di IRM dilakukan di R-140 (Operating Area/OPA), R-143 (Service Area/SEA), ruangan kimia (R-134; R-135 dan R-136). Sebagai background juga dipantau di koridor laboratorium IRM. Pemantauan di IEBE dilakukan di HR-22, HR-23, HR-24, HR-05 dan Gudang Uranium (HR-04). Pemantauan dilakukan terutama terhadap tingkat paparan di glovebox (GB), fumehood (FH) dan meja kerja (MK) di ruangan tersebut atau lokasi penempatan/penyimpanan Uranium. Oi daerah kerja IEBE (Tabel 2), laju paparan radiasi 0 tertinggi terpantau pada: HR-04 sebesar 3,700 jjsv/jam. HR-05 sebesar 4,810 jjsv/jam. HR-22 sebesar 0,263 jjsv/jam. HR-23 sebesar 0,276 jjsv/jam. HR-24 sebesar 0,270 jjsv/jam. HR-25 sebesar 0,181 jjsv/jam. Sedangkan di daerah kerja IRM (Tabel 3), laju paparan radiasi jj tertinggi terpantau pada: R-134 sebesar 0,144 jjsv/jam. R-135 sebesar 50,00 jjsv/jam. R-136 sebesar 0,274 jjsv/jam. R-140 sebesar 0,450 jjsv/jam. R-143 sebesar 0,174 jjsv/jam. Seluruh ruangan pad a posisi pekerja melaksanakan pekerjaannya paparan radiasi jj terpantau dibawah batasan 25 jjsv/jam, dengan demikian tidak mungkin pekerjaradiasi menerima dosis melampaui batas diizinkan walau mereka berada di medan radiasi selama 8 jam per hari. Oi daerah kerja R-135 IRM pada fumehood terdapat cuplikan bahan bakar bekas dengan paparan radiasi jj tertinggi sebesar 50,000 jjsv/jam. Cuplikan bahan bakar bekas tersebut mengandung Cs, mulai terdeteksi pada bulan Agustus Adapun paparan cuplikan yang melampaui Nilai Batas Oosis (NBO) tersebut dikurung dengan perisai Pb agar tidak menyinari tubuh personil. Batas tertinggi yang diizinkan untuk dapat mengeluarkan cuplikan dari hotcel/ adalah 150 jjsv/jam. Jadi perisai Pb digunakan agar paparan radiasi eksterna di daerah hijau tersebut tidak melebihi NBO. Tabel2. Hasil pemantauan paparan radiasi jj di daerah kerja IEBE tahun 2009 Ags Nap. Mar. Feb II sept Mei Juni II Apr Juli Des. akt Jan Ruang / Paparan radiasi y (jjsv/jam) 88

8 ISSN Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 Tabel3. Hasil pemantauan paparan radiasi IJ di daerah kerja IRM tahun Nop. Ags Feb. Mar Juni sept Mei Des okt. Apr Juli 07Jan Ruang/ Paparan radiasi y (flsv/jam) KESIMPULAN Laju paparan radiasi IJ yang tertinggi terdapat pada R-135 yaitu sebesar 50,000 IJSv/jam berasal dari cuplikan bahan bakar bekas mengandung Cs yang keluar hotcell. Laju paparan cuplikan yang melampaui NBO tersebut dikurung dengan perisai Pb, agar tidak menyinari tubuh personil. Namun demikian berada dibawah batas tertinggi yang masih diizinkan (150 IJSv/jam) untuk paparan cuplikan yang dikeluarkan dari hotcell. Pengukuran paparan radiasi tersebut selain sebagai alat pantau, juga agar dapat melakukan tindakan pembatasan dosis yang diterima oleh Pekerja Radiasi. Kesimpulan yang dapat diambil bahwa paparan radiasi IJ di daerah kerja IEBE maupun IRM selama tahun 2009 umumnya terpantau berada dibawah batas yang diizinkan 25 IJSv/jam. DAFTAR PUSTAKA [1] TIM LAK, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, "Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Elemen bakar Eksperimental (IEBE)", No. Ook: : KK20J09003, revisi 6, [2] TIM LAK, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, "Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Radiometalurgi (IRM)", No. Ook:: KK20J09002, revisi 6, [3] MARTIN A. and HARBINSON S.A, "An introduction to radiation protection", Chapman & hall, third edition, London, [4] ANON 1M, "Undang-undang No. 10 tahun 1997, tentang Ketenaganukliran", Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN), [5] BAPETEN, Keputusan Kepala Bapeten Nomor 01/Ka-BapetenN-99, tentang ketentuan keselamatan kerja terhadap radiasi,