PERBAN

Peraturan Badan Nomor 1 Tahun 2020 tentang ASPEK PROTEKSI RADIASI DALAM DESAIN REAKTOR DAYA

PERBAN Nomor 1 Tahun 2020

This content is not legal advice. Always refer to official sources for legal certainty.

Legal documents are displayed in Bahasa Indonesia, their official language of publication.

BAB I

KETENTUAN UMUM

Article 1

Dalam Peraturan Badan ini yang dimaksud dengan: 1. Badan adalah Badan Pengawas Tenaga Nuklir. 2. Reaktor Daya adalah reaktor nuklir yang memanfaatkan energi panas hasil pembelahan nuklir untuk pembangkitan daya. 3. Desain Reaktor Daya adalah gambaran lengkap dan rinci mengenai Reaktor Daya yang akan dibangun, memuat dimensi dan skala serta tata letak struktur, sistem, maupun komponen-komponen, yang menjadi dasar pelaksanaan konstruksi Reaktor Daya. 4. Fitur Desain adalah aspek, sifat, kualitas, atau ciri khas yang menonjol dari rancangan atau wujud Desain Reaktor Daya. 5. Proteksi Radiasi adalah tindakan yang dilakukan untuk mengurangi pengaruh radiasi yang merusak akibat paparan radiasi. 6. Konstruksi adalah kegiatan membangun instalasi nuklir di tapak yang sudah ditentukan, meliputi pekerjaan arsitektural, sipil, mekanikal, elektrikal, tata lingkungan, pemasangan, dan pengujian struktur, sistem, dan komponen instalasi nuklir tanpa bahan nuklir. 7. Komisioning adalah kegiatan pengujian untuk membuktikan bahwa struktur, sistem, dan komponen instalasi nuklir terpasang yang dioperasikan dengan bahan nuklir memenuhi persyaratan dan kriteria desain. 8. Operasi adalah semua pelaksanaan kegiatan yang bertujuan memanfaatkan energi panas hasil pembelahan nuklir untuk pembangkitan daya, termasuk kegiatan pemeliharaan, pengisian ulang bahan bakar nuklir, inspeksi layanan operasi (in-service inspection), dan kegiatan lain yang terkait. 9. Modifikasi adalah setiap upaya yang mengubah struktur, sistem, dan komponen yang penting untuk keselamatan, termasuk pengurangan dan/atau penambahan. 10. Dekomisioning adalah suatu kegiatan untuk menghentikan beroperasinya reaktor nuklir secara tetap, antara lain dilakukan pemindahan bahan bakar dari teras reaktor, pembongkaran komponen reaktor, dekontaminasi, dan pengamanan akhir. 11. Dosis Target Desain adalah dosis terbesar yang dapat diterima oleh pekerja radiasi dan anggota masyarakat dalam jangka waktu tertentu tanpa menimbulkan efek genetik dan somatik sebagai akibat penerimaan paparan radiasi pengion, yang ditetapkan berdasarkan hasil perhitungan desain instalasi Reaktor Daya dengan memperhitungkan nilai toleransi margin keselamatan yang memadai terhadap nilai pembatas dosis tahunan. 12. Kecelakaan Nuklir adalah setiap kejadian atau rangkaian kejadian yang menimbulkan kerugian nuklir. 13. Kecelakaan Dasar Desain adalah kecelakaan yang telah diantisipasi dalam desain instalasi nuklir. 14. Kecelakaan Parah adalah kecelakaan yang melampaui Kecelakaan Dasar Desain dan mengakibatkan lepasan radioaktif ke lingkungan hidup.

BAB II

PERTIMBANGAN UMUM ASPEK PROTEKSI RADIASI

Article 4

Correction

Pertimbangan umum aspek Proteksi Radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 3 ayat (1) huruf a terdiri atas: a. tujuan keselamatan desain; b. sumber radiasi; c. penerapan prinsip limitasi dan optimisasi; d. pendekatan desain untuk tahap Operasi dan Dekomisioning; dan e. pendekatan desain untuk kondisi Kecelakaan Nuklir.

Article 5

Correction

(1) Tujuan keselamatan desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf a untuk memastikan bahwa: a. dalam kondisi Operasi dan Dekomisioning, perkiraan penerimaan dosis radiasi di dalam maupun di luar instalasi Reaktor Daya tidak melampaui nilai pembatas dosis yang ditetapkan; b. dalam kondisi Operasi dan Dekomisioning, pelepasan zat radioaktif yang terjadi dari dalam instalasi Reaktor Daya ke lingkungan hidup serendah mungkin yang dapat dicapai dan memenuhi persyaratan batas lepasan yang diizinkan; dan c. dalam kondisi Kecelakaan Nuklir, penanggulangan dampak radiologi yang terjadi dapat diterapkan dengan baik. (2) Ketentuan mengenai penetapan nilai pembatas dosis sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf a dan ketentuan mengenai nilai batas lepasan radioaktivitas ke lingkungan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf b diatur dalam Peraturan Badan tersendiri.

Article 18

(1) Penerapan prinsip limitasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf c harus dilaksanakan melalui perencanaan Fitur Desain untuk memastikan: a. nilai batas dosis untuk pekerja radiasi tidak melampaui dosis efektif rata-rata sebesar 20 mSv (dua puluh milisievert) per tahun dalam periode 5 (lima) tahun; dan b. nilai batas dosis untuk anggota masyarakat tidak melampaui dosis efektif sebesar 1 mSv (satu milisievert) per tahun. (2) Nilai batas dosis untuk pekerja radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf a harus memperhitungkan dosis individual maupun dosis kolektif. (3) Nilai batas dosis untuk anggota masyarakat sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf b harus diperhitungkan dari besarnya penerimaan dosis oleh anggota kelompok masyarakat kritis. (4) Penentuan kelompok masyarakat kritis sebagaimana dimaksud pada ayat (3) harus dilakukan melalui kajian yang dilengkapi dengan jalur kritis penerimaan dosis. (5) Ketentuan mengenai nilai batas dosis sebagaimana dimaksud pada ayat (1) diatur dalam Peraturan Badan tersendiri.

Article 19

(1) Penerapan prinsip optimisasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf c harus dilaksanakan melalui penetapan nilai pembatas dosis tahunan untuk keseluruhan instalasi Reaktor Daya dalam satu kawasan tapak. (2) Penetapan nilai pembatas dosis tahunan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus mempertimbangkan konsep serendah mungkin yang dapat dicapai.

Article 20

(1) Berdasarkan identifikasi sumber radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (3) huruf a, nilai batas dosis sebagaimana dimaksud dalam Pasal 18 ayat (1) huruf a dan huruf b, dan nilai pembatas dosis tahunan sebagaimana dimaksud dalam Pasal 19 ayat (1), harus ditetapkan nilai Dosis Target Desain. (2) Penetapan nilai Dosis Target Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus memperhitungkan toleransi margin keselamatan yang memadai terhadap nilai pembatas dosis tahunan. (3) Nilai Dosis Target Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (2) menjadi dasar perancangan Fitur Desain instalasi Reaktor Daya secara keseluruhan.

Article 21

Pendekatan desain untuk tahap Operasi dan Dekomisioning sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf d harus mempertimbangkan: a. sumber daya manusia; b. pengorganisasian desain dan Operasi; dan c. strategi desain.

Article 22

(1) Sumber daya manusia sebagaimana dimaksud dalam Pasal 21 huruf a harus memiliki keahlian yang memadai untuk mendukung perencanaan dan pembuatan Desain Reaktor Daya. (2) Keahlian yang memadai sebagaimana dimaksud pada ayat (1) meliputi bidang: a. Proteksi Radiasi; b. reaktor nuklir, yang terdiri atas bidang: 1. neutronik; 2. termohidraulik; 3. keselamatan reaktor; 4. instrumentasi reaktor nuklir; dan 5. manajemen kecelakaan nuklir; c. radiokimia; d. material; e. konstruksi bangunan sipil; dan f. operator berpengalaman. (3) Dalam pembuatan Desain Reaktor Daya, ahli Proteksi Radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf a memberikan pertimbangan utama berkaitan dengan: a. keahlian pada semua bidang yang berkaitan dengan timbulnya produk fisi, bahan terkontaminasi atau teraktivasi, dan perpindahan zat radioaktif di dalam instalasi maupun ke lingkungan sekitar; b. evaluasi terhadap sumber radiasi yang ada di dalam instalasi beserta potensi dosis radiasi yang ditimbulkannya; c. penerapan metode analisis terhadap data dan informasi operasional yang tersedia; d. kepatuhan terhadap peraturan perundang-undangan yang berlaku; e. pengalaman kerja yang memadai; dan f. pengalaman keterlibatan menangani kegiatan yang berkontribusi memberikan dosis kerja secara signifikan, seperti pada saat perawatan, perbaikan, dan inspeksi layanan operasi. (4) Dalam pembuatan Desain Reaktor Daya, ahli radiokimia sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf c memberikan pertimbangan utama dalam hal pengaruh parameter kimia terhadap penyebaran dan pengendalian sumber radiasi di dalam instalasi. (5) Dalam pembuatan Desain Reaktor Daya, ahli material sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf d memberikan pertimbangan utama dalam hal pemilihan material untuk menahan radiasi, mendukung kekuatan struktur bangunan, dan pengendalian penyebaran sumber radiasi.

Article 23

(1) Pengorganisasian desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 21 huruf b harus direncanakan dengan cermat berdasarkan saran pertimbangan dari seluruh sumber daya manusia dengan keahlian yang memadai sebagaimana dimaksud dalam Pasal 22 ayat (2). (2) Perencanaan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dilaksanakan berdasarkan: a. peraturan perundang-undangan atau standar mengenai desain dan tata letak instalasi; b. kebijakan tertulis yang terkait dengan Proteksi Radiasi; c. pengalaman praktis dari berbagai instalasi Reaktor Daya yang telah terbangun dan/atau beroperasi; d. basis data kimia dan radiologi yang relevan; e. kajian potensi penerimaan dosis individu dan kolektif; f. tinjauan optimisasi desain; g. analisis biaya-manfaat; dan h. berbagai referensi pendukung lain. (3) Dalam setiap tahapan perencanaan dan pembuatan desain, harus diterapkan program jaminan mutu yang terstruktur dan sistematis.

Article 24

Strategi desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 21 huruf c harus ditetapkan, mencakup: a. pendekatan umum; b. desain Proteksi Radiasi untuk pekerja; dan c. desain Proteksi Radiasi untuk anggota masyarakat umum.

Article 25

(1) Pendekatan umum dalam strategi desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 24 huruf a harus dimulai dengan penetapan nilai Dosis Target Desain pada awal proses desain. (2) Nilai Dosis Target Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1) mencakup: a. nilai target dosis kolektif dan perorangan untuk pekerja radiasi selama 1 tahun; dan b. nilai target dosis perorangan untuk anggota masyarakat selama 1 tahun.

Article 26

Strategi desain Proteksi Radiasi untuk pekerja radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 24 huruf b harus dilaksanakan dengan penerapan pertimbangan Fitur Desain untuk: a. pengendalian paparan radiasi semenjak awal desain secara logis; b. minimalisasi produksi dan penambahan radionuklida; c. pembagian tata letak instalasi menjadi beberapa zona berdasarkan perkiraan laju dosis dan tingkat kontaminasi radioaktif, kebutuhan akses, dan kebutuhan khusus lainnya; d. pelaksanaan program perawatan dan perbaikan; e. pengaturan personel pada setiap zona daerah kerja; f. pelaksanaan evaluasi dosis individu maupun kolektif untuk setiap pekerja; g. perencanaan awal program Dekomisioning; dan h. pelaksanaan evaluasi dan tindakan perbaikan pada setiap perkembangan tahapan desain untuk penyesuaian terhadap target desain yang ingin dicapai.

Article 27

(1) Pengendalian paparan radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 26 huruf a harus dapat memastikan penerimaan dosis radiasi terhadap pekerja radiasi, baik secara individu maupun kolektif, dalam batas aman yang ditentukan. (2) Pengendalian paparan radiasi terhadap pekerja radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dapat dilakukan dengan cara: a. pengurangan laju dosis di daerah kerja; dan b. pengurangan waktu kerja selama berada di daerah kerja. (3) Pengurangan laju dosis di daerah kerja sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf a dapat diterapkan melalui paling sedikit: a. pengurangan sumber radiasi, dengan cara: 1. pemilihan bahan dan material yang tepat; 2. penerapan metode dekontaminasi yang tepat; dan 3. kendali korosi, kimia air, filtrasi, serta purifikasi yang tepat; b. peningkatan kualitas perisai radiasi; dan c. penambahan jarak antara pekerja dan sumber radiasi. (4) Pengurangan waktu kerja selama berada di daerah kerja sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf b dapat diterapkan melalui paling sedikit: a. penggunaan peralatan berstandar tinggi untuk menjamin keandalan alat; b. menjamin kemudahan perawatan, perbaikan, dan/atau pembuangan peralatan; c. minimalisasi tugas operasional; dan d. tindakan untuk menjamin kemudahan jalan masuk dan penerangan daerah kerja yang baik.

Article 28

(1) Khusus untuk desain Reaktor Daya berpendingin air berat bertekanan (pressurized heavy water reactor/PHWR), selain mempertimbangkan ketentuan sebagaimana dimaksud dalam Pasal 26 dan Pasal 27, Fitur Desain yang berkaitan dengan tata letak harus dirancang dalam pembagian zona kerja berdasarkan tingkat kontaminasi radionuklida tritium-3 (H-3) di udara. (2) Penanganan dan pengendalian radionuklida tritium-3 (H- 3) harus memperhatikan Fitur Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1).

Article 29

(1) Strategi desain Proteksi Radiasi untuk anggota masyarakat umum sebagaimana dimaksud dalam Pasal 24 huruf c harus dilaksanakan dengan penerapan pertimbangan Fitur Desain untuk: a. penetapan awal target desain penerimaan dosis individu anggota masyarakat tahunan; b. menjamin kontaminasi pada bahan atau material yang terlepas dari instalasi dapat dipantau dengan baik; dan c. mengantisipasi perbaikan Fitur Desain berkaitan dengan perkembangan area di sekitar instalasi dan perubahan distribusi populasi penduduk. (2) Target desain penerimaan dosis individu anggota masyarakat tahunan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf a dapat dicapai dengan beberapa cara paling sedikit: a. identifikasi seawal mungkin terhadap fitur khusus yang berkaitan dengan penerimaan dosis oleh anggota masyarakat pada tahap awal proses perancangan, mencakup: 1. identifikasi kelompok masyarakat kritis; dan 2. identifikasi jalur paparan kritis; b. identifikasi radionuklida lepasan berdasarkan pengalaman instalasi Reaktor Daya yang telah beroperasi; c. penggunaan desain peralatan yang sekaligus berfungsi sebagai sistem pengolahan limbah radioaktif; dan d. evaluasi terhadap pilihan pendekatan desain yang lain.

Article 30

Pendekatan desain untuk kondisi Kecelakaan Nuklir sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf e harus diterapkan pada Fitur Desain untuk tujuan: a. mengurangi potensi dan mencegah terjadinya Kecelakaan Nuklir; b. mengurangi timbulnya suku sumber; c. meminimalisasi terjadinya pelepasan suku sumber dalam kondisi kecelakaan yang sesungguhnya; d. menekan risiko penerimaan paparan langsung dari lepasan radionuklida pada saat Kecelakaan Nuklir oleh pekerja serendah mungkin; dan e. menekan risiko penerimaan paparan secara langsung maupun tidak langsung dari lepasan radionuklida pada saat Kecelakaan Nuklir oleh anggota masyarakat serendah mungkin.

BAB 1

Umum

Article 6

Correction

(1) Pertimbangan mengenai sumber radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf b harus ditentukan pada saat melakukan Desain Reaktor Daya untuk kondisi: a. Operasi; b. selama proses Dekomisioning; dan c. dalam hal terjadi Kecelakaan Nuklir. (2) Pertimbangan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) bertujuan untuk memastikan setiap personel tidak menerima paparan radiasi secara langsung. (3) Pertimbangan sebagaimana dimaksud pada ayat (2) dapat dicapai dengan melakukan tindakan paling sedikit: a. identifikasi sumber radiasi; b. pengendalian penyebaran sumber radiasi; c. penanganan sumber radiasi yang tidak dimungkinkan mempergunakan perisai radiasi; d. pencegahan dan minimalisasi sumber radiasi yang berpotensi menimbulkan limbah radioaktif atau memberikan dosis secara dominan pada saat Dekomisioning; e. penanganan sumber radiasi dengan sifat bahaya khusus; dan f. penanganan sumber radiasi yang memberikan dosis secara dominan terhadap masyarakat umum.

Article 7

(1) Identifikasi sumber radiasi untuk kondisi Operasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (1) huruf a meliputi identifikasi sumber radiasi pada: a. teras reaktor dan bejana tekan; b. sistem pendingin dan fluida moderator; c. sistem turbin dan uap; d. sistem pengolahan limbah radioaktif; e. perangkat bahan bakar nuklir bekas; f. tempat penyimpanan bahan bakar baru; dan g. fasilitas dekontaminasi. (2) Identifikasi sumber radiasi selama proses Dekomisioning sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (1) huruf b meliputi identifikasi terhadap: a. produk fisi dan aktivasi pada komponen teras reaktor dan bahan di sekitarnya; b. kontaminan pada sistem pendingin utama maupun tambahan; dan c. bahan aktif yang terakumulasi pada keseluruhan instalasi. (3) Ketentuan mengenai sumber radiasi yang harus diperhatikan dalam kondisi Operasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dan selama proses Dekomisioning sebagaimana dimaksud pada ayat (2) tercantum dalam Lampiran I yang merupakan bagian tidak terpisahkan dari Peraturan Badan ini.

Article 8

(1) Identifikasi sumber radiasi dalam hal terjadi Kecelakaan Nuklir sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (1) huruf c harus mengutamakan sumber radioaktif yang merupakan produk fisi. (2) Besar, lokasi, mekanisme, dan rute perpindahan sumber radioaktif yang merupakan produk fisi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) yang berpotensi mengakibatkan paparan radiasi pada saat terjadi Kecelakaan Nuklir harus ditentukan pada tahapan Desain Reaktor Daya. (3) Ketentuan mengenai sumber radiasi yang harus diperhatikan apabila terjadi Kecelakaan Nuklir sebagaimana dimaksud pada ayat (1) tercantum dalam Lampiran II yang merupakan bagian tidak terpisahkan dari Peraturan Badan ini.

BAB 2

Identifikasi Sumber Radiasi

Article 7

Correction

(1) Identifikasi sumber radiasi untuk kondisi Operasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (1) huruf a meliputi identifikasi sumber radiasi pada: a. teras reaktor dan bejana tekan; b. sistem pendingin dan fluida moderator; c. sistem turbin dan uap; d. sistem pengolahan limbah radioaktif; e. perangkat bahan bakar nuklir bekas; f. tempat penyimpanan bahan bakar baru; dan g. fasilitas dekontaminasi. (2) Identifikasi sumber radiasi selama proses Dekomisioning sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (1) huruf b meliputi identifikasi terhadap: a. produk fisi dan aktivasi pada komponen teras reaktor dan bahan di sekitarnya; b. kontaminan pada sistem pendingin utama maupun tambahan; dan c. bahan aktif yang terakumulasi pada keseluruhan instalasi. (3) Ketentuan mengenai sumber radiasi yang harus diperhatikan dalam kondisi Operasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dan selama proses Dekomisioning sebagaimana dimaksud pada ayat (2) tercantum dalam Lampiran I yang merupakan bagian tidak terpisahkan dari Peraturan Badan ini.

Article 8

(1) Identifikasi sumber radiasi dalam hal terjadi Kecelakaan Nuklir sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (1) huruf c harus mengutamakan sumber radioaktif yang merupakan produk fisi. (2) Besar, lokasi, mekanisme, dan rute perpindahan sumber radioaktif yang merupakan produk fisi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) yang berpotensi mengakibatkan paparan radiasi pada saat terjadi Kecelakaan Nuklir harus ditentukan pada tahapan Desain Reaktor Daya. (3) Ketentuan mengenai sumber radiasi yang harus diperhatikan apabila terjadi Kecelakaan Nuklir sebagaimana dimaksud pada ayat (1) tercantum dalam Lampiran II yang merupakan bagian tidak terpisahkan dari Peraturan Badan ini.

Article 9

(1) Fitur Desain untuk pengendalian penyebaran sumber radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (3) huruf b harus memperhatikan aspek: a. teras reaktor dan instalasi sekitarnya; b. struktur, sistem, dan komponen reaktor; c. bahan pendingin teraktivasi atau terkontaminasi; dan d. penerapan pemisahan sumber radiasi menggunakan bahan struktur, sistem, dan komponen sebagai perisai radiasi.

Article 10

(1) Pengendalian penyebaran sumber radiasi dari dalam teras reaktor dan instalasi sekitarnya sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf a harus dilakukan berdasarkan analisis kekuatan sumber radiasi, mencakup paling sedikit: a. laju fisi; b. laju pancaran neutron dan radiasi gama; dan c. distribusi fluks neutron di dalam teras. (2) Analisis kekuatan sumber sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dapat dilakukan menggunakan kode pemrograman komputer dengan mempertimbangkan: a. kondisi neutronik reaktor; b. geometri reaktor dan komposisi bahan bakar; c. pola siklus Operasi; d. distribusi material di dalam teras; e. perubahan komposisi bahan bakar; f. produksi aktinida dan racun berupa produk fisi; dan g. perubahan racun kendali terhadap fraksi bakar.

Article 11

(1) Pengendalian penyebaran sumber radiasi dari struktur, sistem, dan komponen reaktor sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf b paling sedikit harus dilakukan terhadap: a. bahan bakar nuklir bekas; b. batang kendali; c. sumber neutron; d. alat instrumentasi di dalam teras reaktor; dan e. peralatan lain di dalam reaktor. (2) Dasar desain untuk perisai radiasi terhadap sumber radiasi yang terdapat di dalam struktur, sistem, dan komponen reaktor sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus didasarkan pada aktivitas maksimum yang dapat terjadi sepanjang masa Operasi Reaktor Daya.

Article 12

Pengendalian penyebaran sumber radiasi pada bahan pendingin teraktivasi atau terkontaminasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf c harus dilakukan dengan mempertimbangkan: a. produk fisi; b. produk aktivasi atau kontaminasi; dan c. produk korosi aktif; yang dilepaskan ke dalam, dipindahkan di dalam, dan mengendap pada sistem pendingin primer.

Article 13

(1) Pengendalian penyebaran sumber radiasi dengan penerapan pemisahan sumber radiasi menggunakan bahan struktur, sistem, dan komponen sebagai perisai radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf d harus dilakukan dengan memperhitungkan daya tembus radiasi gama dan neutron melalui, paling sedikit: a. perisai sederhana dengan material tunggal; b. beberapa lapis perisai dengan geometri kompleks dan bahan perisai dengan densitas rendah; dan c. bahan dengan atenuasi rendah yang menyebabkan jalur paparan akibat adanya hamburan permukaan. (2) Perhitungan daya tembus radiasi gama dan neutron sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus didasarkan kepada pertimbangan penerapan prinsip optimisasi pada instalasi Reaktor Daya. (3) Dalam pengendalian penyebaran sumber radiasi dengan penerapan pemisahan sumber radiasi menggunakan bahan struktur, sistem, dan komponen sebagai perisai radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus dipastikan integritas bahan terhadap pengaruh paparan radiasi tetap terjaga.

BAB 3

Pengendalian Penyebaran Sumber Radiasi

Article 9

Correction

(1) Fitur Desain untuk pengendalian penyebaran sumber radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (3) huruf b harus memperhatikan aspek: a. teras reaktor dan instalasi sekitarnya; b. struktur, sistem, dan komponen reaktor; c. bahan pendingin teraktivasi atau terkontaminasi; dan d. penerapan pemisahan sumber radiasi menggunakan bahan struktur, sistem, dan komponen sebagai perisai radiasi.

Article 10

(1) Pengendalian penyebaran sumber radiasi dari dalam teras reaktor dan instalasi sekitarnya sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf a harus dilakukan berdasarkan analisis kekuatan sumber radiasi, mencakup paling sedikit: a. laju fisi; b. laju pancaran neutron dan radiasi gama; dan c. distribusi fluks neutron di dalam teras. (2) Analisis kekuatan sumber sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dapat dilakukan menggunakan kode pemrograman komputer dengan mempertimbangkan: a. kondisi neutronik reaktor; b. geometri reaktor dan komposisi bahan bakar; c. pola siklus Operasi; d. distribusi material di dalam teras; e. perubahan komposisi bahan bakar; f. produksi aktinida dan racun berupa produk fisi; dan g. perubahan racun kendali terhadap fraksi bakar.

Article 11

(1) Pengendalian penyebaran sumber radiasi dari struktur, sistem, dan komponen reaktor sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf b paling sedikit harus dilakukan terhadap: a. bahan bakar nuklir bekas; b. batang kendali; c. sumber neutron; d. alat instrumentasi di dalam teras reaktor; dan e. peralatan lain di dalam reaktor. (2) Dasar desain untuk perisai radiasi terhadap sumber radiasi yang terdapat di dalam struktur, sistem, dan komponen reaktor sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus didasarkan pada aktivitas maksimum yang dapat terjadi sepanjang masa Operasi Reaktor Daya.

Article 12

Pengendalian penyebaran sumber radiasi pada bahan pendingin teraktivasi atau terkontaminasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf c harus dilakukan dengan mempertimbangkan: a. produk fisi; b. produk aktivasi atau kontaminasi; dan c. produk korosi aktif; yang dilepaskan ke dalam, dipindahkan di dalam, dan mengendap pada sistem pendingin primer.

Article 13

(1) Pengendalian penyebaran sumber radiasi dengan penerapan pemisahan sumber radiasi menggunakan bahan struktur, sistem, dan komponen sebagai perisai radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 9 huruf d harus dilakukan dengan memperhitungkan daya tembus radiasi gama dan neutron melalui, paling sedikit: a. perisai sederhana dengan material tunggal; b. beberapa lapis perisai dengan geometri kompleks dan bahan perisai dengan densitas rendah; dan c. bahan dengan atenuasi rendah yang menyebabkan jalur paparan akibat adanya hamburan permukaan. (2) Perhitungan daya tembus radiasi gama dan neutron sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus didasarkan kepada pertimbangan penerapan prinsip optimisasi pada instalasi Reaktor Daya. (3) Dalam pengendalian penyebaran sumber radiasi dengan penerapan pemisahan sumber radiasi menggunakan bahan struktur, sistem, dan komponen sebagai perisai radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus dipastikan integritas bahan terhadap pengaruh paparan radiasi tetap terjaga.

Article 14

Fitur Desain untuk penanganan sumber radiasi yang tidak dimungkinkan mempergunakan perisai radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (3) huruf c harus memastikan bahwa: a. pekerjaan dapat dilakukan secepat mungkin; dan b. terdapat kemungkinan penggunaan peralatan yang dapat dioperasikan dari jarak jauh.

BAB Keempat

Penerapan Prinsip Limitasi dan Optimisasi

Article 18

Correction

(1) Penerapan prinsip limitasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf c harus dilaksanakan melalui perencanaan Fitur Desain untuk memastikan: a. nilai batas dosis untuk pekerja radiasi tidak melampaui dosis efektif rata-rata sebesar 20 mSv (dua puluh milisievert) per tahun dalam periode 5 (lima) tahun; dan b. nilai batas dosis untuk anggota masyarakat tidak melampaui dosis efektif sebesar 1 mSv (satu milisievert) per tahun. (2) Nilai batas dosis untuk pekerja radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf a harus memperhitungkan dosis individual maupun dosis kolektif. (3) Nilai batas dosis untuk anggota masyarakat sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf b harus diperhitungkan dari besarnya penerimaan dosis oleh anggota kelompok masyarakat kritis. (4) Penentuan kelompok masyarakat kritis sebagaimana dimaksud pada ayat (3) harus dilakukan melalui kajian yang dilengkapi dengan jalur kritis penerimaan dosis. (5) Ketentuan mengenai nilai batas dosis sebagaimana dimaksud pada ayat (1) diatur dalam Peraturan Badan tersendiri.

Article 19

(1) Penerapan prinsip optimisasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf c harus dilaksanakan melalui penetapan nilai pembatas dosis tahunan untuk keseluruhan instalasi Reaktor Daya dalam satu kawasan tapak. (2) Penetapan nilai pembatas dosis tahunan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus mempertimbangkan konsep serendah mungkin yang dapat dicapai.

Article 20

(1) Berdasarkan identifikasi sumber radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 6 ayat (3) huruf a, nilai batas dosis sebagaimana dimaksud dalam Pasal 18 ayat (1) huruf a dan huruf b, dan nilai pembatas dosis tahunan sebagaimana dimaksud dalam Pasal 19 ayat (1), harus ditetapkan nilai Dosis Target Desain. (2) Penetapan nilai Dosis Target Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1) harus memperhitungkan toleransi margin keselamatan yang memadai terhadap nilai pembatas dosis tahunan. (3) Nilai Dosis Target Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (2) menjadi dasar perancangan Fitur Desain instalasi Reaktor Daya secara keseluruhan.

BAB Kelima

Pendekatan Desain untuk Tahap Operasi dan Dekomisioning

Article 21

Correction

Pendekatan desain untuk tahap Operasi dan Dekomisioning sebagaimana dimaksud dalam Pasal 4 huruf d harus mempertimbangkan: a. sumber daya manusia; b. pengorganisasian desain dan Operasi; dan c. strategi desain.

Article 22

Correction

(1) Sumber daya manusia sebagaimana dimaksud dalam Pasal 21 huruf a harus memiliki keahlian yang memadai untuk mendukung perencanaan dan pembuatan Desain Reaktor Daya. (2) Keahlian yang memadai sebagaimana dimaksud pada ayat (1) meliputi bidang: a. Proteksi Radiasi; b. reaktor nuklir, yang terdiri atas bidang: 1. neutronik; 2. termohidraulik; 3. keselamatan reaktor; 4. instrumentasi reaktor nuklir; dan 5. manajemen kecelakaan nuklir; c. radiokimia; d. material; e. konstruksi bangunan sipil; dan f. operator berpengalaman. (3) Dalam pembuatan Desain Reaktor Daya, ahli Proteksi Radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf a memberikan pertimbangan utama berkaitan dengan: a. keahlian pada semua bidang yang berkaitan dengan timbulnya produk fisi, bahan terkontaminasi atau teraktivasi, dan perpindahan zat radioaktif di dalam instalasi maupun ke lingkungan sekitar; b. evaluasi terhadap sumber radiasi yang ada di dalam instalasi beserta potensi dosis radiasi yang ditimbulkannya; c. penerapan metode analisis terhadap data dan informasi operasional yang tersedia; d. kepatuhan terhadap peraturan perundang-undangan yang berlaku; e. pengalaman kerja yang memadai; dan f. pengalaman keterlibatan menangani kegiatan yang berkontribusi memberikan dosis kerja secara signifikan, seperti pada saat perawatan, perbaikan, dan inspeksi layanan operasi. (4) Dalam pembuatan Desain Reaktor Daya, ahli radiokimia sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf c memberikan pertimbangan utama dalam hal pengaruh parameter kimia terhadap penyebaran dan pengendalian sumber radiasi di dalam instalasi. (5) Dalam pembuatan Desain Reaktor Daya, ahli material sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf d memberikan pertimbangan utama dalam hal pemilihan material untuk menahan radiasi, mendukung kekuatan struktur bangunan, dan pengendalian penyebaran sumber radiasi.

Article 23

(1) Pengorganisasian desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 21 huruf b harus direncanakan dengan cermat berdasarkan saran pertimbangan dari seluruh sumber daya manusia dengan keahlian yang memadai sebagaimana dimaksud dalam Pasal 22 ayat (2). (2) Perencanaan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dilaksanakan berdasarkan: a. peraturan perundang-undangan atau standar mengenai desain dan tata letak instalasi; b. kebijakan tertulis yang terkait dengan Proteksi Radiasi; c. pengalaman praktis dari berbagai instalasi Reaktor Daya yang telah terbangun dan/atau beroperasi; d. basis data kimia dan radiologi yang relevan; e. kajian potensi penerimaan dosis individu dan kolektif; f. tinjauan optimisasi desain; g. analisis biaya-manfaat; dan h. berbagai referensi pendukung lain. (3) Dalam setiap tahapan perencanaan dan pembuatan desain, harus diterapkan program jaminan mutu yang terstruktur dan sistematis.

Article 24

Strategi desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 21 huruf c harus ditetapkan, mencakup: a. pendekatan umum; b. desain Proteksi Radiasi untuk pekerja; dan c. desain Proteksi Radiasi untuk anggota masyarakat umum.

Article 25

(1) Pendekatan umum dalam strategi desain sebagaimana dimaksud dalam Pasal 24 huruf a harus dimulai dengan penetapan nilai Dosis Target Desain pada awal proses desain. (2) Nilai Dosis Target Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1) mencakup: a. nilai target dosis kolektif dan perorangan untuk pekerja radiasi selama 1 tahun; dan b. nilai target dosis perorangan untuk anggota masyarakat selama 1 tahun.

Article 26

Strategi desain Proteksi Radiasi untuk pekerja radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 24 huruf b harus dilaksanakan dengan penerapan pertimbangan Fitur Desain untuk: a. pengendalian paparan radiasi semenjak awal desain secara logis; b. minimalisasi produksi dan penambahan radionuklida; c. pembagian tata letak instalasi menjadi beberapa zona berdasarkan perkiraan laju dosis dan tingkat kontaminasi radioaktif, kebutuhan akses, dan kebutuhan khusus lainnya; d. pelaksanaan program perawatan dan perbaikan; e. pengaturan personel pada setiap zona daerah kerja; f. pelaksanaan evaluasi dosis individu maupun kolektif untuk setiap pekerja; g. perencanaan awal program Dekomisioning; dan h. pelaksanaan evaluasi dan tindakan perbaikan pada setiap perkembangan tahapan desain untuk penyesuaian terhadap target desain yang ingin dicapai.

Article 27

(1) Pengendalian paparan radiasi sebagaimana dimaksud dalam Pasal 26 huruf a harus dapat memastikan penerimaan dosis radiasi terhadap pekerja radiasi, baik secara individu maupun kolektif, dalam batas aman yang ditentukan. (2) Pengendalian paparan radiasi terhadap pekerja radiasi sebagaimana dimaksud pada ayat (1) dapat dilakukan dengan cara: a. pengurangan laju dosis di daerah kerja; dan b. pengurangan waktu kerja selama berada di daerah kerja. (3) Pengurangan laju dosis di daerah kerja sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf a dapat diterapkan melalui paling sedikit: a. pengurangan sumber radiasi, dengan cara: 1. pemilihan bahan dan material yang tepat; 2. penerapan metode dekontaminasi yang tepat; dan 3. kendali korosi, kimia air, filtrasi, serta purifikasi yang tepat; b. peningkatan kualitas perisai radiasi; dan c. penambahan jarak antara pekerja dan sumber radiasi. (4) Pengurangan waktu kerja selama berada di daerah kerja sebagaimana dimaksud pada ayat (2) huruf b dapat diterapkan melalui paling sedikit: a. penggunaan peralatan berstandar tinggi untuk menjamin keandalan alat; b. menjamin kemudahan perawatan, perbaikan, dan/atau pembuangan peralatan; c. minimalisasi tugas operasional; dan d. tindakan untuk menjamin kemudahan jalan masuk dan penerangan daerah kerja yang baik.

Article 28

(1) Khusus untuk desain Reaktor Daya berpendingin air berat bertekanan (pressurized heavy water reactor/PHWR), selain mempertimbangkan ketentuan sebagaimana dimaksud dalam Pasal 26 dan Pasal 27, Fitur Desain yang berkaitan dengan tata letak harus dirancang dalam pembagian zona kerja berdasarkan tingkat kontaminasi radionuklida tritium-3 (H-3) di udara. (2) Penanganan dan pengendalian radionuklida tritium-3 (H- 3) harus memperhatikan Fitur Desain sebagaimana dimaksud pada ayat (1).

Article 29

(1) Strategi desain Proteksi Radiasi untuk anggota masyarakat umum sebagaimana dimaksud dalam Pasal 24 huruf c harus dilaksanakan dengan penerapan pertimbangan Fitur Desain untuk: a. penetapan awal target desain penerimaan dosis individu anggota masyarakat tahunan; b. menjamin kontaminasi pada bahan atau material yang terlepas dari instalasi dapat dipantau dengan baik; dan c. mengantisipasi perbaikan Fitur Desain berkaitan dengan perkembangan area di sekitar instalasi dan perubahan distribusi populasi penduduk. (2) Target desain penerimaan dosis individu anggota masyarakat tahunan sebagaimana dimaksud pada ayat (1) huruf a dapat dicapai dengan beberapa cara paling sedikit: a. identifikasi seawal mungkin terhadap fitur khusus yang berkaitan dengan penerimaan dosis oleh anggota masyarakat pada tahap awal proses perancangan, mencakup: 1. identifikasi kelompok masyarakat kritis; dan 2. identifikasi jalur paparan kritis; b. identifikasi radionuklida lepasan berdasarkan pengalaman instalasi Reaktor Daya yang telah beroperasi; c. penggunaan desain peralatan yang sekaligus berfungsi sebagai sistem pengolahan limbah radioaktif; dan d. evaluasi terhadap pilihan pendekatan desain yang lain.

Peraturan Badan Nomor 1 Tahun 2020 tentang ASPEK PROTEKSI RADIASI DALAM DESAIN REAKTOR DAYA

BAB I

Article 1

BAB I

Article 1

Article 2

Article 3

BAB II

Article 4

Article 5

Article 18

Article 19

Article 20

Article 21

Article 22

Article 23

Article 24

Article 25

Article 26

Article 27

Article 28

Article 29

Article 30

BAB Kesatu

Article 4

BAB Kedua

Article 5

BAB Ketiga

Article 6

BAB 1

Article 6

Article 7

Article 8

BAB 2

Article 7

Article 8

Article 9

Article 10

Article 11

Article 12

Article 13

BAB 3

Article 9

Article 10

Article 11

Article 12

Article 13

Article 14

BAB 4

Article 14

Article 15

BAB 5

Article 15

Article 16

BAB 6

Article 16

Article 17

BAB 7

Article 17

BAB Keempat

Article 18

Article 19

Article 20

BAB Kelima

Article 21

Article 22

Article 23

Article 24

Article 25

Article 26

Article 27

Article 28

Article 29

BAB Keenam

Article 30

BAB III

BAB Kesatu

BAB Kedua

BAB 1

BAB 2