Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

PENENTUANSOURCE-TEKMTAHUNANDI REAKTOR GA. SIW ABESSY

Sudiyati*, Unggul Hartoyo**, Nugraha Luhur**, Syahrir**Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BAT AN

** Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN

ISSN 1410-6086

ABSTRAK

PENENTUAN SOURCE-TERMTAHUNAN DI REAKTOR GA. SIWABESSY. Radionuklidayang mungkin terbuang keluar gedung reaktor melalui cerobong yakni terdiri dari gas mulia (noble-gas),halogenida, dan aerosol radioaktif (partikulat). Pemantauan dilakukan dengan melakukan pengukuranlangsung pada udara yang keluar melalui cerobong (stack). Hasil pengukuran kemudian dibandingkan denganlaju pelepasan pada cerobong hasil perhitungan yang terdapat dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan(LAK) RSG-GAS. Data Source-Term tahunan di RSG-GAS hasil pengukuran langsung lebih kecil dari padadata Source-Term hasil perhitungan yang terdapat di dokumen LAK.

ABSTRACT

DETERMINA nON OF SOURCE TERM FOR AN ANNUAL STACK RELEASE OF GASREACTOR G.A. SIWABESSY. Releases of radionuclide trom the reactor are noble gases, halogenides andparticulates. The measurements were carried out directly on the air monitoring system of the stack. Theresults of these measurements are compared with the annual Source-Term data trom the Safety Analysesreport (SAR) of RSG-GAS. The measurement results are smaller than the data reported in SAR document.

PENDAHULUAN

Dalam operasi instalasi nuklir di PPTNSerpong ada sejumlah zat radioaktif yangterlepas ke atmosfer, namun konsentrasinyarelatif rendah sehingga umumnya tidakterdeteksi pad a pemantauan berkala yangdilaksanakan oleh bidang KeselamatanLingkungan pad a Pusat Teknologi LimbahRadioaktif (PTLR). Hal ini menyulitkanprakiraan penerimaan dosis pada pendudukatau dampak radiologi dari operasi instalasinuklir yang ada di PPTN Serpong,sementara perlu diketahui dampakradiologik tiap instalasi nuklir sehinggadapat dievaluasi kinerjanya sekaligus dapatditetapkan tingkat keselamatan radiasilingkungan dengan membandingkanestimasi dosis tahunan penduduk terhadapNilai Batas Dosis untuk penduduk.

Reaktor G.A. Siwabessy secara kontinudan periodik melakukan pemantauancerobong (stack-monitor) sehingga dapatditentukan konsentrasi berbagai radionuklidayang keluar dari cerobong reaktor keatmosfer dalam kurun waktu tertentu

(Source- Term). Penentuan Source- Termmelalui cerobong Reaktor Serba Guna(RSG-GAS) dalam operasional inimerupakan langkah awal untukmemverifikasi hasil pemantauan rutinradioaktivitas di PPTN-Serpong. Penelitian

228

ini bertujuan untuk mendapatkan dataSource-Term tahunan di reaktor G.A.

siwabessy. Data konsentrasi berbagairadionuklida (dari Source-Term tahunanhasil penelitian) yang keluar dari cerobongini dapat dipergunakan untuk mengestimasipenerimaan dosis tahunan penduduk yangtinggal di sekitar tapak reaktor.[l]

Oleh karena itu, agar dapat ditentukandampak radiologik lepasan atmosferikreaktor G.A. siwabessy, perlu dilakukanpenelitian penetuan Source-Term tahunan.Adapun tujuan akhir daripada penentuanSource-Term tahunan di reaktor G.A.

siwabessy ini adalah untuk menentukanpenerimaan dosis penduduk di sekitar PPTNSerpong pada saat operasi normal. Informasiini akan digunakan untuk memprakirakanpenerimaan dosis radiasi bagi pendudukyang tinggal di sekitar daerah PPTNserpong.

METODOLOGI

Data Source-Term tahunan di

reaktor G.A. siwabessy diperoleh denganmelakukan pemantauan buangan efluen gasmeliputi partikulat, radioiodine dan gasmulia diudara sebelum dilepaskan keatmosfer [2]. Pemantauan cerobong inimeliputi pencuplikan udara, pengukuran

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 1410-6086

sampel (partikulat dan udara) danpengukuran langsung gas mulia.

Metode pencuplikan dan pengukuransampel. Metode pencuplikan udara yaknidengan "metode penyerapan" dengan caramengalirkan sebagian udara pada cerobongyang akan dilepaskan ke atmosfer denganmenggunakan pompa hisap. Udara yang dicuplik dialirkan kedalam sebuah sistempengukur (menggunakan fiber, filter,charcoal, ataupun ruang vessel), kemudianudara dialirkan kembali ke cerobong.

Metode pengukuran yang digunakanadalah metode spektrometri gama, denganmenggunakan detektor HpGe. Untukradionuklida 1-131 diserap denganmenggunakan carbon cartride ataucharcoal, untuk partikulat diserap denganmenggunakanfilter. [3]. Charcoal danfilteryang digunakan mempunyai efisiensi 99.99%. Sedang untuk pengukuran gas muliadibaca secara langsung pada alat yangterpasang di instalasi PRSG di KiosPengukur (Gambar 1.) menggunakandetektor "Plastic Scintilator" denganefisiensi relatif 10 %.

TAT A KERJA

Alat dan Bahan yang digunakan

Stack Monitor, seperangkat alat cacah :Spektrometer-y (MCA) Tennelec danperangkat lunak Gamma-Track untukanalisis aktivitas radionuklida gama padacharcoal danfilter.

Cara Kerja

1. Pencuplikan udara

Pencuplikan udara di lakukan denganmenggunakan charcoal untuk menyerap 1­131 dan menggunakan filter untuk menyerappartikulat di udara. Pencuplikan dilakukanlangsung dari cerobong atau melalui Stackmonitor pada waktu proses operasi reaktorberIangsung, dan sesekali waktu pada saatreaktor tidak beroperasi, sedangkan lamawaktu pencuplikan (t, jam) dan kecepatanalir udara (kec, fe/jam) dapat dilihat padaTabel 1. Sistem pengukuran tingkat

229

radioaktivitas udara cerobong di PRSG

dapat dilihat pada Gambar 1.

2. Pengukuran tingkat radioaktivitas dicerobong.

Pengukuran tingkat radioaktivitas dicerobong digunakan metode penyerapanyakni dengan cara pencuplikan udara,dilakukan dengan mengalirkan sebagianudara yang akan dilepaskan ke atmosferdengan menggunakan pompa hisap (dengankecepatan seperti pada Tabel. 1). Udarayang di cuplik dialirkan kedalam sebuahsistem pengukur (menggunakan bahanpenyerap : fiber filter, charcoal) dan ruangvessel, kemudian udara dialirkan kembali kecerobong.

Hasil pengukuran tingkatradioaktivitas udara cerobong dibaca diRuang Pengukuran (R.I003), Ruang KendaliUtama (RKU) dan Ruang Kendali Darurat(RKD). Jika tingkat radioaktivitas melebihibatas tertentu maka sistem dapatmemerintahkan sistem ventilasi untuk

mengisolasi gedung sehingga udara dalam didalam gedung reaktor tidak dibuang kelingkungan melalui cerobong melainkanhanya disirkulasi di dalam gedung dandisaring menggunakan Hepa filter danCharcoal Filter. [4]

Dari data yang diperoleh pada(Tabel 1.), kemudian di tentukan dataSource-Term seperti ditunjukkan pada(Tabel 2), yaitu dihitung tingkat aktivitasradionuklida yang terukur dalam satuanCi/tahun, diperoleh dari :

Aktivitas /volume (Ci/m3) x kecepatan alirudara (m3/jam)(8760 jam/tahun)(Ci/tahun)

Kecepatan alir udara (Fe/jam) diko~versi ke(m3/jam), dengan cara sebagai berikut :

(ftl/jam) (12)3(in)3 /(ft)3(2.56i(cmi/(1in)3(10r6 (m3)/ (1cm)3 = (m3/jam).

Sistem pencuplikan dan pengukurantingkat radioaktivitas udara cerobong dapatdijelaskan seperti pada Gambar 1. sebagaiberikut :

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

Pusat Penelitian I/mu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

Flow 1[1Meter U

ISSN 1410-6086

Gambar 1. Sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong

(TabeI. 1) menunjukkan bahwa tingkataktivitas 1-131 pada carbon cartride berkisarantara (5.143xIO·14s/d 5.152xI0·ll) Ci/m3,

tingkat aktivitas gas mulia (Ar-41) berkisarantara (12.58xlO·7 sId 12.98xlO's) Ci/m3,

sedang hasil pengukuran partikulat hanyadiperoleh satu jenis radionuklida yaitu Cs­137 pada 2x pengukuran, sedang pad a lOxpengukuran lainnya tidak ditemukan adanyaradionuklida. Tingkat aktivitas Cs-137 yangterukur berkisar antara (7 .324x 10.19 sId

7.813xlO·19) Ci/m3•

3. Pengukuran sampel udara

Pengukuranl pencacahan sampel udaradilakukan langsung setelah pencuplikanselesai karena 1-131 mempunyai umur paropendek yaitu 8 hari. Dari hasil pengukuran 1­13I pada charcoal dan partikulat pada filterdalam sampel udara diperoleh data aktivitas1-131.[3].

HASIL DAN PEMBAHASAN

Pencuplikan dan pengukuran sampeldimulai bulan Oktober 2006 sampai denganbulan Nopember 2007, dilakukan 10 kalisampling pada waktu reaktor beroperasi dan2 kali sampling pad a waktu reaktor tidakberoperasi. Daya maksimum reaktorberoperasi pada 30 MW, dan daya reratapada 15 MW, dengan kecepatan alir udararerata 70.02 Feljam. Dari hasil pengukuran

Diperoleh tingkat aktivitasradionuklida Cs-13 7 dalam partikulatberkisar antara (1.785xlO·14 sId 1.859xlO·14)

Ci/tahun, dari kelompok gas mulia (Ar-41)berkisar antara (0.00389 sId 3.85818)

Ci/tahun dan uotuk kelompok halogenida(I-131) yang terdeteksi berkisar antara(6.35IxlO'lO sId 5.767xlO·7) Ci/tahun.

230

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

Tabel1. Hasil pengukuran langsung radioaktivitas di lapangan (Ci/m3)

ISSN 1410-6086

No TanggalOperasi/t,jamDaya,Kee,Akt.Akt.Akt.

tidak Op.

MWFe/jamAr-41,1-131,Cs-137,Ci/m3

Ci/m3Ci/m3

1

02-10-06operasi231521.512.01xl0-71.917xlO-13ttd*

2

13-10-06tidak op.22022.012.58xl0-74.401xlO-13ttd

3

22-02-07tidak op.12048.93.13xlO-75.319xl0-13ttd

4

27-02-07operasi11548.99.34xlO-sttdttd

5

28-02-07operasi211548.911.42x 10-54.644xlO-11ttd

6

22-07-07operasi24151009.67xlO-s2.606xl0-137.324xlO-19

7

25-07-07operasi2515909.61xlO-s2.459x 10-127.813xlO-19

8

02-08-07operasi24301201O.04xlO-s9.693xlO-13ttd

9

03-08-07operasi13012011.64xlO-sttdttd

10

31-10-07operasi21512012.66xl0-s ttdttd

11

02-11-07operasi19155011.58xlO-s1.752xl0-13ttd

12

15-11-07operasi21155012.98xl0-s5.143xl0-14ttd

~

195180840.20.0009925.152xl0-1115.137xl0-19

Rentang

1 - 250-3021.5-12.58xl0-75.143xl0-147.324xlO-19120

- 12.98xlO-s- 5.152xl0-11-7.813xlO-19

Rerata

16.251570.01668.27xlO-s5.724xl0-127.565xl0-19

Dev. Standar

9.602329.045337.64895.07xlO-s1.529xlO-113.465xl0-2O

* Keterangan: ttd = tidak terdeteksi, batas deteksi (MDC= Minimum Detectable Counting) untukCs-137 = 5.4 xlO-19 Ci/m3 dan 1-131 = 2.7xlO-14 Ci/m3

Dari Tabel 1. Terlihat bahwa ketika

operasi atau tidak beroperasinya reaktordiperoleh hasil yang mendekati sarna,begitu juga dengan pengaruh daya hampirtidak berpengaruh, hal ini disebabkan antaralain oleh karena aktivitas yang terukurmendekati batas deteksi limit dari pada alatukur yang digunakan. Disamping itu jugaada kemungkinan disebabkan karena tingkataktivitas yang terukur memang sangatrendah, yaitu dengan rerata : 1.822xlO-14Ci/tahun untuk radionuklida Cs-13 7 ;1.73598 Ci/tahun untuk kelompok gas muliadan 7.579xl0-s Ci/tahun untuk radionuklida

1-131. Sebagai pembanding untuk gas muliadiambil dari hasil monitoring secara rutin di

231

PRSG yaitu pada Alat 1 (KLK 06 CR 01)dengan menggunakan detektor "PlasticScintilator" dan "Beta Ionisation chamber"

pada Alat 2 (KLK 06 CR 02). Pada Alat 1mempunyai range tingkat aktivitas lebihrendah yaitu lxl0-7 sid lx10-1 dibandingpada Alat 2 (KLK 06 CR 02) dengan rangetingkat aktivitas lebih tinggi (kurang peka)lxlO-4 sid Ix102• Alat 2 dipakai untukkeadaan darurat I bila terjadi kecelakaan.Waktu pengambilan data pembandingdisesuaikan dengan waktu dilakukansampling udara. Jadwal sampling udaradisesuaikan dengan jadwal operasi reaktor.Data pembanding dapat dilihat padaTabel3.

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATAN

Pusat Penelitian llmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

Tabel2. Data Pengukuran Source-Term (Ci/tahun)

ISSN 1410-6086

No. Tanggal Akt. Cs-137,Akt. Ar-41,Akt. 1-131,Ci/tahun

Ci/tahunCi/tahun

I.

02-10-06 ttd0.006561.047xlO,9

2.

13-10-06 ttd0.007032.459xlO'9

3.

22-02-07 ttd0.003896.606xlO,9

4.

27-02-07 ttd1.15991ttd

5.

28-02-07 ttd1.418225.767xlO,7

6.

22-07-07 1.859x 10_142.455816.617xlO,9

7.

25-07-07 1.785xlO)42.196515.622x lO's

8.

02-08-07 ttd3.059732.954xlO's

9.

03-08-07 ttd3.54733ttd

10.

31-10-07 ttd3.85818ttd

II.

02-11-07 ttd1.470442.225xlO'9

12.

15-11-07 ttd1.648216.351 x 10,10

1:

3.6441xlO-1420.831816.821xlO,7

Rentang

1.785xlO)40.003896.35IxlO·1O-1.859x 10)4

- 3.85818- 5.767xlO,7

Rerata

1.822x I0,14I. 735987.579xlO's

Dev. Standar

5226xlO,I61.340241.888xlO,7

Tabel3. DATA NOBLE-GAS (bacaan langsung) [4]

KLK 06 CR 01 (Alat 1)KLK 06 CR 02 (Alat 2)No.

Tanggal Ci/m3Ci/tahunCi/m3Ciltahun

I.

02-10-2006 2 x 10,70.876I x 10--487.6

2.

13-10-2006 1 x 10'70.8761 x 10--487.6

3.

22-02-2007 I x 10,70.8761 x 10--487.6

4.

27-02-2007 I x 10,70.876I x 10--487.6

5.

28-02-2007 1 x 10,70.876I x 10'4175.2

6.

22-07-2007 2 x 10'70.8761 x 10--487.6

7.

25-07-2007 2 x 10'7I. 7522 x 10--4175.2

8.

02-08-2007 4 x 10'70.8761 x 10--487.6

9.

03-08-2007 1 x 10'70.8761 x 10--487.6

10.

3 1-10-2007 2 x 10,70.876I x 10--487.6

11.

02-11-2007 1 x 10,70.8761 x 10--487.6

12.

15-11-2007 2 x 10,70.8761 x 10--487.6

1:

0.00000211.3880.00131226.4

Rentang

I X 10'78.76xlo,1Ix 10--48.76x I0+1- 4x 10,7

- 1.752- 2x I0--4- 1.75xl0+2

Rerata

1.67x 10'79.49x 10,11.08x 10--41.02x I 0+2

Dev. Standar

8.88x 10's2.53x I0'11.67x 10,71.67x 10,7-

--

Keterangan Konversi dari Ci/m3 menjadi Ci/tahun adalah aktivitas (Ci/m3) x kecepatan alirudara (m3/jam)Gam/tahun) = Ci/tahun.

232

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah RadioakJif-BATANPusat Penelitian flmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 1410-6086

Dari hasil pengukuran Source­Term tahunan di Reaktor GA. Siwabbesydibandingkan dengan hasil perhitungandengan menggunakan program ORIGEN-2(sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6) [4],dapat di rangkum seperti pada Tabel 4.

Dari hasil pengukuran diperolehtingkat aktivitas rerata tahunan darikelompok halogenida (1-131) yaitu7.579xl0's Ci/tahun, kelompok noble-gas(Ar-41) yaitu 17.36xl0·1 Ciltahun dan daripartikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822xl0'14 Ciltahun. Hasil ini kemudian

dibandingkan dengan hasil perhitungan dariasumsi produk fisi dari satu elemen bakardengan daya reaktor maksimummenghasilkan 1.44xlO·3 Ciltahun 1-131 dan2.91xl0-06 Ciltahun Cs-137, dan 27.2xlO'lCiltahun Ar-41. Ternyata asumsiperhitungan LAK tidak sarna dengan

kenyataan. Perbedaan ini kemungkinandisebabkan karena daya operasi rata-ratapada 15 MW, sedang asumsi perhitunganLAK dengan daya reaktor maksimum pada30 MW. Sebagai data pembanding dari hasilperhitungan tersebut dapat dilihat padaTabel 5 dan (Tabel 3. adalah hasil bacaanlangsung).

Source-Term yang diperoleh sangatkecil dan berada dibawah deteksi limit alat

ukur yang ada, sehingga tidak bisamengukur secara rutin. Namun secara umuminstalasi nuklir mempunyai standar fasilitasnuklir seperti reaktor, sehingga harusmelakukan evaluasi dampak radiologi nukliruntuk mengevaluasi dosis penduduk disekitar insntalasi. Jadi sebagai tujuan akhirdari data Source-Term yang didapatkan akandipergunakan untuk evaluasi dosispenduduk.

Tabel4. Data Source-Term hasil pengukuran dibanding dengan hasil perhitungan (sumber LAKRSG-GAS, Tabel XII-6).

No. Jenis Pantauan HasH PengukuranLAK-RSGCi/tahun

Ci/tahun

1.

Gas Mulia (Ar-41) 17.36xl0·127.2xlO·1

2.

Radioiodine (1-131) 7.579x 1O's1.44xlO-3

3.

Partikulat (Cs-13 7) 1.822xl0'142.91xl0-6

Tabel 5. Laju pelepasan pad a cerobong (perhitungan model) (Sumber LAK RSG-GAS,Tabel XII-6).

Nuklida Cerobong

Ci/jam

Ci/tahunHalogenida 1-131

1,64 E-07*1,44 E-031-132

1,04 E-079,11 E-041-133

6,16 E-075,40 E-031-134

4,02 E-093,53 E-051-135

6,46 E-075,66 E-03Br-82

1,35 E-IO1,19 E-06Br-83

1,85 E-091,62 E-05Jumlah

1,54 E-061,35 E-02

233

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 1410-6086

Nuklida Cerobong

Ci/iam

Ci/tahunVolateli rendah Sr-S9

1,83 E-ll1,61 E-07Sr-90

1,l3 E-139,88 E-IOY-90

3,79 E-IO3,32 E-06Y-91

1,97E-II1,73 E-07Zr-95

1,86 E-ll1,63 E-07Nb-95

3,66 E-II3,20 E-07Ru-103

6,95 E-IO6,09 E-06Rh-I03 m

9,90 E- II8,68 E- 07Ru-106

2,17 E-131,90 E-09Rh-I06

8,58 E-127,52 E-08Sn-125

1,69 E-131,48 E-09Sb-125

1,10 E-139,62 E-IOTe-127 m

2,89 E- 122,53 E-08Te-129 m

1,56 E-IO1,37 E-06Te-131m

3,12 E-IO2,73 E-06Te-132

1,45 E-IO1,27 E- 06Cs-137

3,32 E-IO2,91 E- 06Ba-140

8,53 E- 107,47 E-06La-140

3,88 E-IO3,40 E- 06Ce-141

2,54 E-II2,22 E-07Ce-144

2,28 E-II1,99 E-07Pr-144

1,34 E-II1,17 E-07Nd-147

2,49 E-II2,18 E-07Sm-151

1,76 E-151,54 E-IIJumlah

3,55 E-093,11 E-OSGas mulia fisi Kr-83 m

1,85 E-031,62 E-OIKr-85

1,76 E-081,54 E-04Kr-85 m

9,51 E-038,33 E-OII

Kr-88 2,68 E-022,35 E-02Xe-l31 m

1,95 E-031,71 E-OIXe-133

1,12 E-029,83 E-OIXe-133 m

2,80 E-022,45 E-002Xe-135

5,94 E-035,20E-OIXe-135 m

4,97 E-084,36 E-04Xe-138

4,75 E-084,16 E-04lumlah

8,53 E-022.72 E- 00

KESIMPULAN DAN SARAN

KE.sIMPULAN

Dari hasil penelitian ini diperolehdata Source-Term tahunan di reaktor G.A.

Siwabessy dari kelompok halogenida (I-131)yaitu 7.579x 10.8 Ci/tahun, kelompok noble­gas (Ar-4l) yaitu 17.36xlO·1 Ci/tahun dandari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu1.822x I0.14 Ciltahun. Data hasil pengukuranyang diperoleh lebih kecil jika dibandingkandengan hasil perhitungan menggunakanprogram ORIGEN-2 yaitu laju pelepasanpada Cerobong (Sumber LAK RSG-GAS,

234

Tabel XlI-6) yaitu 1.44xlO·3 Ci/tahun untukI-l3I, 2.9IxI0,06 Ci/tahun untuk Cs-l37,dan 27.2xI0·1 Ci/tahun untuk Ar-4l.

Perbedaan tersebut disebabkan karena dayaoperasi reaktor rata-rata pada 15 MW (tidakmaksimal), sedang asumsi perhitungan padadaya maksimal yakni 30 MW. Data hasilpenentuan Source-Term tahunan di reaktorG.A. Siwabessy ini selanjutnya dapatdipergunakan untuk mengevaluasi dosispenduduk di sekitar daerah PPTN-Serpongpada saat operasi normal, dan dapatditetapkan tingkat keselamatan radiasi

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VIPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATANPusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK

ISSN 1410-6086

lingkungan dengan membandingkandosis tahunan penduduk terhadap NilaiBatas Dosis bagi penduduk yang ditentukanoleh BAPETEN sesuai SK Ka. BAPETENNo. 02/Ka-BAPETEN / V-99.

SARAN.

Sebaiknya PRSG bekerja sarnadengan PTKMR untuk melakukan kalibrasiterhadap alat ukur yang terpasang padastack, selanjutnya bisa direncanakan untukmelakukan akreditasi laboratorium.

Sebaiknya dilakukan juga identifikasiradionuklida untuk semua aktivitas yangdiukur dan ada laporan tahunan Source­Term.

DAFT AR PUST AKA

1. J.U. BURNHAM, RADIATIONPROTECTION, Point LereauGenerating Station, REV. 2, 1986.

235

estimasi2. SAFETY REPORT SERIES NO.19,

Generic Models for Use in Assessingthe Impact of Discharges ofRadioactive Substances to the

Environment, IAEA, Vienna, 2001.3. BATAN, Prosedur Analisis sampel

radioaktivitas Lingkungan, Kep. DirjenBatan No: 156/DJ/IV/98, 1998.

4. BIDANG KESELAMATAN, PRSG­BA TAN, Laporan Kegiatan SubbidangPengendalian Daerah Kerja, No. Ident :RSG.KK.O 1.06.61.08, Revisi : 00,Serpong, Tahun 2007

5. MANAJEMEN PEMBANGUNAN

TENAGA ATOM, RencanaPemantauan Lingkungan (RPL) PusatPenelitian Tenaga Atom Nasional,Serpong, Oktober 1994.

6. P. MADE UDIY ANI, TH. RINA,Radioaktivitas Air Kolam Pada Kondisi

Sistem Air Panas Beroperasi, hasil-hasilpenelitian 1994-1995, ISSN 0854-5278.