Prosiding Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2017 ISSN 0852-2979

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASIDI INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN

KANAL HUBUNG INSTALASI PENYIMPANAN SEMENTARABAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS

Moch Romli, Suhartono, Tri Sulist)'o H.N., Mahmudin, Lucia Kwin P.PTLR - BATAN, Od. 50 Kawasan PUSPIPTEK Serpong

mrromlir(i1batan. go. id

ABSTRAK

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DI INSTALASI PENGOLAHANLIMBAH RADIOAKTIF DAN KANAL HUBUNG INSTALASI PENYIMAPANAN SEMENTARABAHAN BAKAR NUKLlR BEKAS. Pengelolaan limbah radioaktif menjadi bagiall tak terpisahkan daripcmanfaatan teknologi nuklir. Pengclolaan limbah radioaktif di PTLR dilakukan di Fasilas IPLR dan KH-IPSB3.Oalam mengoperasikan lmit peralatan dan sarana dukung lmtuk mengelola limbah radioah.1ifdi keduafasilitas tersebut, keselamatml radiasi menjadi perhatian utama. Pada talum 2017 telah dilakukml kegiatanpt.:ngcndaliankcsclamatml radiasi <.Ialampengclolaan limbah radioaktif <.IiIPLR dan KH-IPSB3. Tujuan darikegiatan ini adalah mengawasi dan mengendalikan kegiatan pengelolaanlimbah radioaktif agar terlaksana sesuaikaidah-kaidah kesclamatan radiasi. Pengendalian keselumutan rudiusi dilakukan dengan pemantauan paramett.:rkeselamatml radiasi dm1 tindakan intervensi jika teIjadi ketidaksesuaiml. Pemantauan parameter keselamatanradiasi meliputi laju dosis, tingkat kontmninasi pennukaan, tingkat kontmninasi udara, dan pengendaliml dosispersonil. Sclama tahun 2017, dosis radiasi tertinggi yang diterima pckerja rudiasi PTLR adalah 1,18 mSv. Nilaiini masih jauh di bawah nilai pt.:mbatasdosis yang tclah ditetapkml untuk Fasilitas IPLR yaitu 15 mSv/talum danFasilitas KH-IPSB3 yaitu 10 mSv/tallUll.

Kata Kunci : keselamatanradiasi, IPLR, KH-IPSB3, laju dosis

ABSTRACT

EVALUA TlON OF RADlA TlON SAFETY CO.I\'TROL IN TIlE INSTALLA TlOl\i OFRADlOACTJI'E WASTE TREATMENT AND 11?ANSFER Cl/ANNI:.L - INTERIM STORAGE FOR

A1JCLEAR SPENT FUEl-Radioactive waste management becomes an il/legralpart of the utilization of nucleartechnology. The management of radioactive waste in CRHT is done in the Installation of Radioactive WasteTreatment (IRI/7J Facility and Transftr Channel-1nterim Storage/or Nuclear Spent Fuel Facility (TC-ISSF). Inoperating the equipmellt units and SUPPO/1 jGcilitiesfor managing radioactive waste at bothfacilities, radiationsaftty is of primary concel7l. 1n 2017, radiation safety control activities were carried out in the management ofradioactive waste in 1RlIT and TC-1SSF 71/epurpose of this activi~vis to ove/:seeawl control the activities ofradioactive waste managemellt to be implemented according to the I7Ilesof radiation safe~v. Radiation saft~control is petfol7l1ed by monitoring the paramete/:s of radiation safety and intel1'ention measures in case ofnonconformities. A/onito/Jng of radiation safe~ paramete/:s incllldes dose rate, swface contamination level. aircolltamination level. and personnel dose control. During 2017, the highest radiation dose received by CRIVTradiation workers was 1.18 mSv. This vallie is still far below the dose constraillt vallie that has been setfor thelRlIT facility and TC-1SSFfacili~ which are 15mSv Iyear and 10 mSv Iyear.

Keywords :radiation safety,1RIVT. TC-1SSF,dose rate

PENDAHULUAN

Berkembangnya pemanfaatan teknologi nuklir dimulai dengan penemuan sinar-X olehWilhelm Conmd Roentgen pacta tallun l895. Setahun kemudiall Becquerel menemukan unsureuraniumnya, meski belum mengetahui kegunaannya. Pada tahun 1898 Marie Curie dan suaminyamenemukan unsur polonium dan radium. Dengan penelitian yang dilakukan, Curie dapat mempelajariefek biologis yang disebabkan oleh radium. Pemanfaatan zat radioaktif di bidang medis terusberkembang seiring dengan berdirinya Jl1stitut du Radium di Paris. Seiring dengan waktu, tidak hanyadi bidang medis, mdiasi pengion dari zat mdioaktif yang digunakan di industr}' mulai dari pencitraandengan radiografi, pengukuran volume dan ketebalan benda dengan pengukuran rddioaktif. iradiasiuntuk produk kemasan. untuk digunakan dalam rekayasa genetika untuk menemukan bibit tanamanunggul[l].

Di samping manfaat yang begitu besar yang dapat diperoleh. beberapa jenis pemanfaatanteknologi nuklir menghasilkan limbah radioaktif yang hams dapat dikelola dengan bail\. Hal terse but

115

Moch. Romli, Suhartono, Tri Sulistyo H.N : Evaluasi Pengendalian Keselamatan ...

dikarc113kan limbah radioaktif mcmiliki pOlcnsi bahaya radiasi yang dapat memberikan dampaknegatif terhadap manusia dan lingkungannya. Limbah radioaktif adalah zat radioaktif dan bahan seliaperalatan yang telah terkena zal radioaktif atau meI~adi radioaklif karena pengoperasian instalasinuklir yang tidak dapat digunakan lagi [2J.

Pengeloaan limbah radioaktif meI1iadi bagian tak terpisahkan dari pemanfaatan teknologinuklir itu sendiri. Pengelolaan limbah radioaktif dimulai dari preparasi di tempat penghasil limballkemudian dilakukan pengangkutan ke Badan Pelaksana, dalam hal ini BAT AN, yang mendapatkanamanah dari Undang-undang Nomor 10 tahun 1997 sebagai institusi yang melakukan pengelolaanlimbah radioaklif. Badan pelaksana melakukan pengolahan limbah radioaktif sebclum dilakukanpenyimpanan sementara [31. Keseluruhan proses tersebut merupakan kegiatan pra disposal sebelumdilakukan penyimpanan lestari limbah radioaktif. Oalam liap lahapan pengolahan limbah radioaktiftersebut, terdapat gradasi potensi bahaya/ risiko dalam setiap tahapan tersebut. secara sederhana dapatdilihat pada Gambar I.

Waktu

Gambar!. Kurva Gradasi Potensi Bahaya/ Risiko daL1m Tahapan Pengelolaan Limbah Radioaktif [41

Oalam melaksanakan tugas dan fungsinya sebagai sentra layanan nasional pengelolaanlimbah radioakti[ dan Iembaga penelitian dan pengembangan dalam leknologi pengelolaan limbahradioaktif. PUScl!Teknologi Limbah Radioaktif - Badan Tenaga Nuklir Nasional (PTLR - BAT AN)memiliki 2 (dua) fasililas utama. yaitu lnstalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) yangdi!,'lmakan untuk mengelola limbah radioaktif tingkat rendah dan tingkat menengah. dan KanalHubung - Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas (KH-1PSB3) yang digunakanuntuk mengelola limbah radioaktif tingkat tinggi berupa Bahan Bakar Nuklir Bekas dari ReaktorSerba Guna (RSG) GA. Siwabessy.

Untuk mel~amin keselamatan pekerja, masyarakat, dan lingkungan dari adanya bahayaradiasi yang ditimbulkan dari kegiatan pengelolaan limbah yang dilakukan oleh PTLR - BAT AN.maka diperlukan upaya pengendalian radiasi yang sistematik. terukur, akurat. handaI. dan tepa\.Upaya ini dilakukan dengan pengendalian dan pemantauan terhadap radiasi di daerah kerja danpersonil pekeI:.ia radiasi. sebagai tolok ukur keselamatan radiasi bagi masyarakat dan lingkungan.Pengenda1ian dan pemantauan radiasi daerah kerja meliputi laju dosis daerah kerja, tingkatkontaminasi pennuka31l dan tingkat kontaminasi udara. Sedangkan terhadap personil pekeI:.ia radiasidilakukan pengendalian dan pemantauall baik untuk dosis eksterna dan dosis interna nya.Kegiatanpengendalian dan pemantauan radiasi daerah keIja dan personil pekeIja radiasi ini dilakukan olehBidang Keselamatan Kerja & Operasi (BKKO) melalui Sub Bidang Keselamatan KeIja & ProteksiRadiasi (KKPR).

116

Presiding Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2017

IIt'.'1S IthNSSUB BID-\NCKl5IIA\\\ f"" KIltj'" is.. m':)!1K'iI R".I)t"qBID'\;'l:;KESUA\\'\T'\;" KlN\ is.. (~RAq1'llS>\ r ITKNCtDC',I UMI\i\l f R./\l:1.:w,cm

ISSN 0852-2979

MANAJEMEN

KEGIATAN

UTAMA

~-.--_ ... -,.,

c---- -=!

KESELAMA TAN KERJA & PROTEKSI RADIASI IPono~~ Kn~ .~ KOfJIOFad••• PengoIoIaanLm>ah_

FOngendaIonKn •••••• 1an~ Lm>ah_

~Oos~~i~~~~~~Klerens Lirbah RadioaktI-------- ------- - ---

_ KajoanKn-.olan Zot _ TerWnglwsT~ Dgunai<anAtrenc:anaa"I Program & PeIa~_an Penanggulengan Kedaruratan

DGambar2. Proses Bisnis Sub Bidang Keselamatan Kerja & Proteksi Radiasi [5]

Pcmantauan dosis bagi pckcrja radiasi PTLR dilakukan tcrhadap dosis yang bcrasal daripaparan radiasi ckstcrnal dan paparan radiasi intemal. Pcmantauan dosis radiasi ckstcrnal dilakukandcngan menggunakan dosimctcr pcrorangan yaitu dosimctcr termoluminesens (TID). Setiap pckcrjadibcri 2 (dua) badge TLD yaitu scri A dan scri B. Oosis radiasi ckstcrnal yang diukur adalah OosisEfcktif Selumh Tubuh atau Hp(10)[6]. Pada kcgiatan yang bcrpotcnsi mcmbcrikan dosis radiasi tinggi(misalnya pengelolaan zat radioaktif tcrbllngkus yang tidak digunakan dan reekspor bahan bakarnuklir bckas), pckcrja radiasi dilcngkapi dengan dosimcter sakll yang dapat dibaea langsung. Pcriodcpcmantauan dosis radiasi ckstemal adalah 3 (tiga) bulan dan dapat dilakukan sewaktu-waktu jika adakondisi yang memerlukan e"aluasi TID sceara eepat misalnya adanya kondisi keeelakaan dan ataukedamratan. Pemantauan dosis radiasi internal dilakukan dengan menggunakan mctode in-vivo ataupcneaeahan pekcrja seeara langsung dengan mcnggunakan alat Whole 130(~V Counter (WI3C) yangdimiliki oleh Pusat Pcndayagunaan lnformatika dan Kawasan Strategis Nuklir (PPIKSN). Metode in­vivo bertujuan untuk mengetahui jenis radionuklida dan Oosis Terikat Efektif atau E50 yang ditcrimapckerja akibat masuknya radionuklida (pcmanear y) kc dalam tubuh pckcrja.

Tujuan penulisan dari makalah ini untuk mengc"aluasi keselamatan radiasi di dacrah kcrja(lPLR dan KH-lPSB3) sclama tahun 2017. Parameter yang digunakan untuk mcngevaluasikeselamatan radiasi di daerah kerja adalah laju dosis dacrah kcrja, tingkat kontcuninasi pcrmukaan,tingkat kontaminasi udara. dan perolchan dosis pekcrja radiasi dengan menggunakan TID.

METODOLOGI

Pengendalian keselamatan daerah kerja fasilitas pengelolaan limbah radioaktif di IPLRdilakukan dengan memantau parameter keselamatan radiasi daerah kerja dan mclakukan tindakaninter"ensi jika parameter keselamatan radiasi menunjukkan adanya anomali. Parameter keselamatanradiasi yang dipantau seeara kontinyu meliputi laju dosis, tingkat kontaminasi pennukaan. dan tingkatkontaminasi udara. Lajlldosis pada daerah kerja diukur seeara manual menggunakan handheldsunJeymeter dcngan frckucnsi I (satu) minggu I (satu) kali pengukuran.Tingkat laju dosis radiasidaerah kerja diukur dengan menggunakan surveimctcr Beta-Gamma FAG FH 40F2 yang telahdikalibrasi olch PTKMR-BATAN. Survcimeter FAG FH 40F2 llIemiliki rentang pcngukllran antara0,0 I sid 9.999.99 !lS"ljam. Pemantauan laju dosis daerah kerja dilakukan scminggu sekali, dan hasilpcngllkuran dicatal dalam formulir pcmantauan laju dosis daerah kcrja.

Pemantauan tingkat kontaminasi permukaan daerah kerja dilakukan pada lantai-lantai yangberpotensi lerjadi konlaminasi zat radioakti[ Pengambilan euplikan dilakukan dengan metode uji usap(smear test). sedangkan pen,gukuran tingkat kontaminasi pcrmukaan dilakukan meng!:,'1\11akanalat

117

Moch. Romli, Suhartono, Tri Sulistyo H.N : Evaluasi Pengendalian Keselamatan ...

Ludlum Alpha Sctha Sample Counter Modcl 3030P. Pcngukuran dilakukan untuk mcngctahui tingkatkontaminasi gross a dan gross ~. Pcmantauan tingkat kontaminasi pcrmukaan dilakllkan sccara rutinscbulan sckali dan pada saat kcgiatan pcngolahan limbah radioaktif.

Pemantallan tingkat kontaminasi udara pada daerah kerja dilakukan terhadap daerah kerjayang memiliki potensi kontaminasi udara seperti mang insenerasi, mang kompaksi, telllpatpenyimpanan sementara limbah radioaktif (lS- L IS-2) dan lainnya. Pengambilan cuplikan udaradilakukan dcngan mcnggunakan alat pcncuplik udara APA-14, scdangkan pcngukuran tingkatkontaminasi udara dilakukan mengh'Unakan alat Ludlum Alpha Betha Sample CounterModel 3030Puntuk mcndapatkan tingkat kontaminasi gross a dan gross ~.

Pengendalian dosis radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi IPLR dilakukan denganmemantau dosis yang ditcrima dari paparan radiasi ekstema maupun paparan radiasi interna.Pemantauan dosis radiasi personel dari sumber eksterna dilakukan Illenggunakan badgethennoluminescense dosimeter (TLD). TLD digunakan oleh pekerja radiasi IPLR pada saat bekerjadengan zat radioaktif. Evaluasi TLD personel dilakukan di laboratorium dosimetri Pusc1\Pendayagunaan Informatika dan Kawasan Strategis Nuklir (PPIKSN) - BAT AN. Sedangkanpemantauan dosis radiasi personel dari paparan radiasi internal dilakukan dengan teknik in-vivomengh'Unakan sistem peralatan Whole Bo((v Counter (WBC) di laboratorium dosimetri PPIKSN ­BAT AN.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Pcngcndalian Kcselamatan Radiasi di IPLR

Dari pemantauan laju dosis di tahun 2017, sccara ulllum hasil pemantauannya masih beradadi bawah batasan yang telah ditetapkan. Beberapa ruangan yang laju dosisnya sesekali berada di atasbatasan dan mengalami anomali yang cukup signifikan, yaitu mangan airlock limbah pada!. mangantransit shell, mangan insinerator, mangan sementasi, dan IS-2 mang setelah proses. Batasan laju dosisdi mangan airlock padat (3 IlSv/jam) terlampaui karena pad a periode proses pengolahan limbah.mangan ini mel~adi ruangan transit at au penyimpanan sementara limbah radioaktif sebelum diolah.Perlu dilakukan pembatasan jumlah limbah radioaktif dari sisi kuantitas dan radioaktivitas untukdisimpan di mangan airlock limbah padat ini. Pada mangan transit shell dan mang sementasi sempatmengalmni f1uktuasi, meskipun tidak sampai melampaui batasan laju dosis di ruangan masing-masing.Hal tersebut dikarenakan adanya limbah hasil pembersihan ruangan hot cell sementasi yang disimpansementam di antara ruangan tmnsit shell dan ruang sementasi. U ntuk ruangan insinemtor, kegiatandismantling dan penyimpanan sementara ZRTTD di triwulan IV untuk keperluan reusemengakibatkan laju dosis di mangan tersebut melampaui batasannya yang seharusnya hanya 10IlSv/jam. Untuk itu, seharusnya ZRTTD yang telah didismantling sebaiknya disimpan pad a [S atauPSLAT sehingga tidak menyebabkan naiknya laju dosis di daerah kerja insinemtor. Untuk IS-2 ruangsetelah proses teIjadi tren kenaikan [aju dosis ruangan dikarenakan adanya penataan gudangpenyimpanan dengan melnindahkan paket [imbah pasca olah daIam dnul1 200 L dari IS-l ke IS-2. Halini teIah diantisipasi dengan merevisi batasan ruangan [S-2 setclah proses yang awa[nya 10 IlSv/jammenjadi 25 ~lSv/jam. Nilai maksimun laju dosis hasil pemantauan daemh kerja yang melampaui nilaibatasan pada bulan tertentu pada tahun 2017 (yaitu Ruang Airlock Limbah Padat dan RuangInsinemtor) ditalllpilkan pada Gambar 3 dan Galllbar 4.

LaJu Dos,s Ru.~ngan IPLR dengan Bdtasan 3 uSv/jdrn (1

bE I'!11~ ..:!.iQ

..a. 0~ 1 U

• 0

Bulan ke-

o o 0 •10 11

• R",,~; P"_ "Fl ;1I1 ~t • Ru -r' 'I.!)!

Gambar3. Gambaran Laju Dosis Ruang Airlock Limbah Padat yang melampaui Batasan 3 IlSv/jampada Bulan April, Mci, dan Juli Tahun 2017

118

Prosiding Hasil PeneliUan dan Kegiatan PTLR Tahun 2017

Laju Dasis Ruangan IPLR dengan

Batasan 10 uSv/jam (2)

ISSN 0852-2979

••••••••• II ••

•22,5

E 20•• 17,5

§= 1511\

.:. 12,5

.~ 10

~ 7,5

.~ 5•.• 2,5

oo

• • •3

•4

•5

•6

Bulan ke·

• •8

•9

•10 11

•12

• Ruang Insenerator ~BatJsan

Gambar4. Gambaran Laju Oasis Ruang Insinerator yang melampaui Batasall 10 ~lSv/jam pada BulanNovember 2017

Untuk hasil pemalltauan tillgkat kontaminasi permukaan di IPLR, baik untuk radiasi alra (a)maupun radiasi beta/ gamma (B/Y). nilai tertinggi yang diperoleh masih berada di bawah batasantingkat kontaminasi permukaan untuk radiasi alra (a) yaitu 0,37 Bq/cm2dan untuk radiasi beta!gamma (~/Y) yaitu 3.7 Bq/Cll{ Begitu pula dengan hasil pemantauan tingkat kontaminasi udara diIPLR. hasil pemantauan yang diperoleh masih berada di bawah batasan tingkat kontaminasi udarayang telah ditetapkan yaitu 6 Bq/m3untuk radiasi alra (a) dan 60Bq/m3untuk radiasi beta/ gammaW/Y)·

Pengendalian Keselamatan Radiasi di KH-IPSB3

Hasil pcmantauan laju dosis selumh mangan di KH-IPSB3 selmna tahun 2017 masih beradadi bawah batasan yang telah ditetapkan. Terdapat anomali laju dosis di mangan purifikasi yangdipengaruhi oleh laju dosis dari kolom caesium yang berisi resin sebagai bagian dari sistem purifikasi.Meskipun begitu. laju dosis di ruangan purifikasi masih berada di bawah batasan yang telahditetapkan yaitu I0 ~lSv/jam.

Oari hasil pemantauan didapatkan bahwa tingkat kontaminasi permukaan di seluruh ruangandi KH-IPSB3. baik untuk radiasi alra (a) maupun radiasi beta! gamma (~/Y) masih berada di bawahbatasan yang telah ditetapkan. Batasan til1gkat kontaminasi permukaan yang telah ditetapkan untukradiasi alra (a) yaitu 0,37 Bq/cm2 dan untuk radiasi beta/ gamma (~/Y) yaitu 37 Bq/cnl Begitu puladengan hasil pemantauan tingkat kontaminasi udara di KH-IPSB3 masih berada di bawah batasanyang telah ditetapkan. yaitu batasan tingkat kontaminasi udara untuk radiasi alra (a) sebesar 7 Bq/m3dan batasan untuk radiasi beta! gamma (B/Y) sebesar 70 Bq/m3.

Pcngcndalian Dosis Pckcrja Radiasi PTLR

Oosis pekerja radiasi PTLR didapatkan dari hasil e\'aluasi TLO masing-masil1g pekerja yangmempresentasikan dosis ekstema yang diterima dan pemeriksaan dosis interrul dengan menggunakanWhole Bo(~v Counter (WBC). Dalam tahun 2017, darijumlah peker:ia radiasi sebanyak 96 orang. 91%pekeI:ia radiasi PTLR hanya l11eneril11adosis sekitar 0 - 0.3 mS\', 7% l11enerima dosis antara 0,3 - 0.6illSv, dan hanya 2% yang menerima dosis antara 0.6 - 1.2 mS\'. Dari hasil terse but. penerimaan dosispekerja radiasi tertinggi adalah 1,18 mSv dalam I (satu) tahun dan hasil tersebut lilllsihjauh di bawahpel11batas dosis yang telah ditetapkan untuk IPLR yaitu 15 l11Sv/tahun dan untuk KH-IPSB3 yaitu 10mSv/tahUll Sedangkan jika dilihat dari distribusi penerimaan dosis berdasarkan periode da]amsetahun. 44% kontribusi dosis yang diterima berasa] dari kegiatan dalam triwulan IV tahun 20]7, diIilllilll dalam triwulan ini selain di]akukan proses pengolahan limbah radioaktif seperti triwu]anlainnya. juga dilakukan kegiatan dismantling oleh beberapa pekerja radiasi untuk tujuan reuse, danpemindahan kapsul berisi ZRTTD yang telah didismantling ke dalam sumuran PSLAT. Distribusipcnerimaan dosis pekerja radiasi berdasarkan besamya dosis dan waktu penerimaannya dapat dilihatpada Gambar 5.

119

Moch. Romli, Suhartono, Tri Sulistyo H.N : Evaluasi Pengendalian Keselamatan ...

KATEGORI PENERIMAAN DOSIS PEKERJA

TAHUN 2017

•

Oistribusi Oosis Pekerja PTlR per Periodedi tahun 2017

Gambar5. Kategori Penerimaan Dosis dan Distribusi Pencrimaan Dosis Pekerja Radiasi PTLR perPeriode di Tahun 2017

KESIMPULAN

Dari hasil pemantauan laju dosis di IPLR dan KH-IPSB3, secm'a umum laju dosis di setiapruangan memenuhi batasan yang telah ditetapkan. Hanya saja £Ida beberapa ruangan yang perludievaluasi, yaitu ruangan insinerator dan mangan airlock limbah padat. Di ruangan insinerator.meskipun dapat digunakan scbagai daerah kerja untuk dismantling ZRTTD kategori 3-5, diharapkansetelah melakukan dismantling, $lImber terbungkus segera disimpan pada interim storage agar dapatmenjaga laju dosis di daerah kerja tersebut. Sedangkan di ruangan Airlock Limbah Padat, untukmenjaga laju dosis di daerah kerja terscbut. diharapkan kuantitas limbah radioaktif dan radioaktivitasyang disimpan sementara di ruangan ini dapat dibatasi.

Untuk tingkat kontaminasi permllkaan dan tingkat kontaminasi lIdara di IPLR clan KH­IPSB3, secanl keseluruhan masih berada di bawah batasan yang telah ditetapkan. Sedangkan lIntukhasil dari pemantauan dosis personil pekerja radiasi PTLR, secara keseluruhan hasil penerimaan dosispersonil masih jallh di bawah pembatas dosis yang telah ditetapkan, baik itu di IPLR (pembatas dosis15mSv/tahun) dan KH-IPSB3 (pembatas dosis 10 mSv/tahun). Sedangkan dari kegiatan yang menjadikontributor penerimaan dosis. perlu diberikan pemantauan yang baik terhadap Standard OperationalProcedure (SOP) dan personil yang ikut terlibat dalam kegiatan dismantling. Tentunya dengan tidakmengabaikan pemantauan dan pengenclalian terhadap kegiatan pengelolaan limbah radioaktif yanglaifL

UCAPAN TERIMA KASIH

Terimakasih sebesar-besamya kami ucapkan kcpada manajemcn PTLR yang tclahmendukung terlaksananya kegiatan ini. Juga kepada seluruh staf Bidang Kcsclamatan Kcrja clanOpcmsi (BKKO)- PTLR. dan scillruh karyawanlkaryawati PTLR-BA T AN atas kcIjasamanya.

DAFTAR PUSTAKA (Diumtkan berdasarkan nomor rcfercnsi yang digunakan)

1. Wardhana, W. A. (2007). Teknologi NlIklir : Protcksi Radiasi dan Aplikasinya. Yogyakarta:Penerbit Andi.

2. Anonim, Peraturan Pcmerintah Rcpublik Indonesia Nomor 61 Tahlln 2013 tcntangPengelolaan Lil11bah Radioaktif. (2013).

3. Pudjiastuti, L.Kwin. "Evaillasi Kcsclamalan Radiasi pcngunjung di Tcmpat PcnyimpananSel11entam Limbah Radioaktif', Pro siding Seminar Penelitian clan Pengelolaan PemngkatNuklir- PTAPB, Yogyakarta, 2011.

4. Anonim, "UK Radioactive Higher Activity Waste Stomge Review". NuclearDecommisioning Authority, UK 2009.

5. Anonim Pcraturan Kcpala BAT AN Nomor 8 Tahun 2016 tcntang Pcrubahan atas PcraturanKcpala Badan Tenaga NlIklir Nasional Nomor 21 Tahlln 2014 Tcntang Rincian Tligas UnitKcrja di Badan Tcnaga NlIklir Nasional. (2016).

6. PTLR-BA TAN. Progmm Proteksi dan Kcselal11atan Radiasi IPLR. (2017).

120