Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
PEETUA SOURCE-TERM TAHUA DI REAKTOR GA. SIWABESSY Sudiyati*, Unggul Hartoyo**, ugraha Luhur**, Syahrir* *Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BATAN ** Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN
ABSTRAK PEETUA SOURCE-TERM TAHUA DI REAKTOR GA. SIWABESSY. Radionuklida yang mungkin terbuang keluar gedung reaktor melalui cerobong yakni terdiri dari gas mulia (noble-gas), halogenida, dan aerosol radioaktif (partikulat). Pemantauan dilakukan dengan melakukan pengukuran langsung pada udara yang keluar melalui cerobong (stack). Hasil pengukuran kemudian dibandingkan dengan laju 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 pada data Source-Term hasil perhitungan yang terdapat di dokumen LAK. ABSTRACT DETERMIATIO OF SOURCE TERM FOR A AUAL STACK RELEASE OF GAS REACTOR G.A. SIWABESSY. Releases of radionuclide from the reactor are noble gases, halogenides and particulates. The measurements were carried out directly on the air monitoring system of the stack. The results of these measurements are compared with the annual Source-Term data from the Safety Analyses report (SAR) of RSG-GAS. The measurement results are smaller than the data reported in SAR document.
ini bertujuan untuk mendapatkan data Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy. Data konsentrasi berbagai radionuklida (dari Source-Term tahunan hasil penelitian) yang keluar dari cerobong ini dapat dipergunakan untuk mengestimasi penerimaan dosis tahunan penduduk yang tinggal di sekitar tapak reaktor.[1]
PEDAHULUA Dalam operasi instalasi nuklir di PPTN Serpong ada sejumlah zat radioaktif yang terlepas ke atmosfer, namun konsentrasinya relatif rendah sehingga umumnya tidak terdeteksi pada pemantauan berkala yang dilaksanakan oleh bidang Keselamatan Lingkungan pada Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Hal ini menyulitkan prakiraan penerimaan dosis pada penduduk atau dampak radiologi dari operasi instalasi nuklir yang ada di PPTN Serpong, sementara perlu diketahui dampak radiologik tiap instalasi nuklir sehingga dapat dievaluasi kinerjanya sekaligus dapat ditetapkan tingkat keselamatan radiasi lingkungan dengan membandingkan estimasi dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis untuk penduduk.
Oleh karena itu, agar dapat ditentukan dampak radiologik lepasan atmosferik reaktor G.A. siwabessy, perlu dilakukan penelitian penetuan Source-Term tahunan. Adapun tujuan akhir daripada penentuan Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy ini adalah untuk menentukan penerimaan dosis penduduk di sekitar PPTN Serpong pada saat operasi normal. Informasi ini akan digunakan untuk memprakirakan penerimaan dosis radiasi bagi penduduk yang tinggal di sekitar daerah PPTN serpong.
Reaktor G.A. Siwabessy secara kontinu dan periodik melakukan pemantauan cerobong (stack-monitor) sehingga dapat ditentukan konsentrasi berbagai radionuklida yang keluar dari cerobong reaktor ke atmosfer dalam kurun waktu tertentu (Source-Term). Penentuan Source-Term melalui cerobong Reaktor Serba Guna (RSG-GAS) dalam operasional ini merupakan langkah awal untuk memverifikasi hasil pemantauan rutin radioaktivitas di PPTN-Serpong. Penelitian
METODOLOGI Data Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy diperoleh dengan melakukan pemantauan buangan efluen gas meliputi partikulat, radioiodine dan gas mulia diudara sebelum dilepaskan ke atmosfer [2]. Pemantauan cerobong ini meliputi pencuplikan udara, pengukuran
228
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
sampel (partikulat dan udara) pengukuran langsung gas mulia.
radioaktivitas udara cerobong di PRSG dapat dilihat pada Gambar 1.
dan
Metode pencuplikan dan pengukuran sampel. Metode pencuplikan udara yakni dengan ”metode penyerapan” dengan cara mengalirkan sebagian udara pada cerobong yang akan dilepaskan ke atmosfer dengan menggunakan pompa hisap. Udara yang di cuplik dialirkan kedalam sebuah sistem pengukur (menggunakan fiber, filter, charcoal, ataupun ruang vessel), kemudian udara dialirkan kembali ke cerobong.
2. Pengukuran tingkat radioaktivitas di cerobong. Pengukuran tingkat radioaktivitas di cerobong digunakan metode penyerapan yakni dengan cara pencuplikan udara, dilakukan dengan mengalirkan sebagian udara yang akan dilepaskan ke atmosfer dengan menggunakan pompa hisap (dengan kecepatan seperti pada Tabel. 1). Udara yang di cuplik dialirkan kedalam sebuah sistem pengukur (menggunakan bahan penyerap : fiber filter, charcoal) dan ruang vessel, kemudian udara dialirkan kembali ke cerobong.
Metode pengukuran yang digunakan adalah metode spektrometri gama, dengan menggunakan detektor HpGe. Untuk radionuklida I-131 diserap dengan menggunakan carbon cartride atau charcoal, untuk partikulat diserap dengan menggunakan filter. [3]. Charcoal dan filter yang digunakan mempunyai efisiensi 99.99 %. Sedang untuk pengukuran gas mulia dibaca secara langsung pada alat yang terpasang di instalasi PRSG di Kios Pengukur (Gambar 1.) menggunakan detektor “Plastic Scintilator” dengan efisiensi relatif 10 %.
Hasil pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dibaca di Ruang Pengukuran (R.1003), Ruang Kendali Utama (RKU) dan Ruang Kendali Darurat (RKD). Jika tingkat radioaktivitas melebihi batas tertentu maka sistem dapat memerintahkan sistem ventilasi untuk mengisolasi gedung sehingga udara dalam di dalam gedung reaktor tidak dibuang ke lingkungan melalui cerobong melainkan hanya disirkulasi di dalam gedung dan disaring menggunakan Hepa filter dan Charcoal Filter.[4]
TATA KERJA Alat dan Bahan yang digunakan Stack Monitor, seperangkat alat cacah : Spektrometer-γ (MCA) Tennelec dan perangkat lunak Gamma-Track untuk analisis aktivitas radionuklida gama pada charcoal dan filter.
Dari data yang diperoleh pada (Tabel 1.), kemudian di tentukan data Source-Term seperti ditunjukkan pada (Tabel 2), yaitu dihitung tingkat aktivitas radionuklida yang terukur dalam satuan Ci/tahun, diperoleh dari :
Cara Kerja 1.
ISSN 1410-6086
Aktivitas /volume (Ci/m3) x kecepatan alir udara (m3/jam)(8760 jam/tahun) = (Ci/tahun)
Pencuplikan udara
Pencuplikan udara di lakukan dengan menggunakan charcoal untuk menyerap I131 dan menggunakan filter untuk menyerap partikulat di udara. Pencuplikan dilakukan langsung dari cerobong atau melalui Stack monitor pada waktu proses operasi reaktor berlangsung, dan sesekali waktu pada saat reaktor tidak beroperasi, sedangkan lama waktu pencuplikan (t, jam) dan kecepatan alir udara (kec, ft3/jam) dapat dilihat pada Tabel 1. Sistem pengukuran tingkat
Kecepatan alir udara (Ft3/jam) dikonversi ke (m3/jam), dengan cara sebagai berikut : (ft)3/jam) (12)3(in)3 /(ft)3(2.56)3 3 3 -6 3 3 (cm) /(1in) (10) (m )/ (1cm) = (m3/jam). Sistem pencuplikan dan pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dapat dijelaskan seperti pada Gambar 1. sebagai berikut :
229
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
Gambar 1. Sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong 3.
(Tabel. 1) menunjukkan bahwa tingkat aktivitas I-131 pada carbon cartride berkisar antara (5.143x10-14s/d 5.152x10-11) Ci/m3, tingkat aktivitas gas mulia (Ar-41) berkisar antara (12.58x10-7 s/d 12.98x10-5) Ci/m3, sedang hasil pengukuran partikulat hanya diperoleh satu jenis radionuklida yaitu Cs137 pada 2x pengukuran, sedang pada 10x pengukuran lainnya tidak ditemukan adanya radionuklida. Tingkat aktivitas Cs-137 yang terukur berkisar antara (7.324x10-19 s/d 7.813x10-19) Ci/m3.
Pengukuran sampel udara
Pengukuran/ pencacahan sampel udara dilakukan langsung setelah pencuplikan selesai karena I-131 mempunyai umur paro pendek yaitu 8 hari. Dari hasil pengukuran I131 pada charcoal dan partikulat pada filter dalam sampel udara diperoleh data aktivitas I-131.[3]. HASIL DA PEMBAHASA Pencuplikan dan pengukuran sampel dimulai bulan Oktober 2006 sampai dengan bulan Nopember 2007, dilakukan 10 kali sampling pada waktu reaktor beroperasi dan 2 kali sampling pada waktu reaktor tidak beroperasi. Daya maksimum reaktor beroperasi pada 30 MW, dan daya rerata pada 15 MW, dengan kecepatan alir udara rerata 70.02 Ft3/jam. Dari hasil pengukuran
Diperoleh tingkat aktivitas radionuklida Cs-137 dalam partikulat berkisar antara (1.785x10-14 s/d 1.859x10-14) Ci/tahun, dari kelompok gas mulia (Ar-41) berkisar antara (0.00389 s/d 3.85818) Ci/tahun dan untuk kelompok halogenida (I-131) yang terdeteksi berkisar antara (6.351x10-10 s/d 5.767x10-7 ) Ci/tahun.
230
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
Tabel 1. Hasil pengukuran langsung radioaktivitas di lapangan (Ci/m3) o Tanggal Operasi/ tidak Op. 1 2 3 4 5
02-10-06 13-10-06 22-02-07 27-02-07 28-02-07
operasi tidak op. tidak op. operasi operasi
t, jam
23 22 12 1 21
Daya, Kec, MW Ft3/jam 15 0 0 15 15
Akt. Ar-41, Ci/m3
Akt. I-131, Ci/m3
21.5
12.01x10-7
1.917x10-13
22.0
-7
4.401x10
-13
ttd
5.319x10
-13
ttd
12.58x10
48.9 48.9 48.9
3.13x10
-7
9.34x10
-5
11.42x10
-5
-5
Akt. Cs-137, Ci/m3
ttd
ttd*
ttd
4.644x10
-11
ttd
2.606x10
-13
7.324x10-19
6
22-07-07
operasi
24
15
100
9.67x10
7
25-07-07
operasi
25
15
90
9.61x10-5
2.459x10-12
7.813x10-19
8
02-08-07
operasi
24
30
120
10.04x10-5
9.693x10-13
ttd
120
11.64x10
-5
ttd
ttd
12.66x10
-5
ttd
11.58x10
-5
12.98x10
-5
9 10 11 12
03-08-07 31-10-07 02-11-07 15-11-07
operasi operasi operasi operasi
1 2 19 21
30 15 15 15
120 50 50
1.752x10
ttd
5.143x10
-14
ttd
-11
15.137x10-19
195
180
840.2
Rentang
1 - 25
0 - 30
21.5120
Rerata
16.25
15
70.0166
8.27x10-5
5.724x10-12
7.565x10-19
9.60232 9.0453 37.6489
5.07x10-5
1.529x10-11
3.465x10-20
Σ
Dev. Standar
0.000992
ttd -13
5.152x10
12.58x10-7 5.143x10-14 7.324x10-19 - 12.98x10-5 - 5.152x10-11 -7.813x10-19
* Keterangan: ttd = tidak terdeteksi, batas deteksi (MDC= Minimum Detectable Counting) untuk Cs-137 = 5.4 x10-19 Ci/m3 dan I-131 = 2.7x10-14 Ci/m3 PRSG yaitu pada Alat 1 (KLK 06 CR 01) dengan menggunakan detektor “Plastic Scintilator” dan “Beta Ionisation chamber” pada Alat 2 (KLK 06 CR 02). Pada Alat 1 mempunyai range tingkat aktivitas lebih rendah yaitu 1x10-7 s/d 1x10-1 dibanding pada Alat 2 (KLK 06 CR 02) dengan range tingkat aktivitas lebih tinggi (kurang peka) 1x10-4 s/d 1x102. Alat 2 dipakai untuk keadaan darurat / bila terjadi kecelakaan. Waktu pengambilan data pembanding disesuaikan dengan waktu dilakukan sampling udara. Jadwal sampling udara disesuaikan dengan jadwal operasi reaktor. Data pembanding dapat dilihat pada Tabel 3.
Dari Tabel 1. Terlihat bahwa ketika operasi atau tidak beroperasinya reaktor diperoleh hasil yang mendekati sama, begitu juga dengan pengaruh daya hampir tidak berpengaruh, hal ini disebabkan antara lain oleh karena aktivitas yang terukur mendekati batas deteksi limit dari pada alat ukur yang digunakan. Disamping itu juga ada kemungkinan disebabkan karena tingkat aktivitas yang terukur memang sangat rendah, yaitu dengan rerata : 1.822x10-14 Ci/tahun untuk radionuklida Cs-137 ; 1.73598 Ci/tahun untuk kelompok gas mulia dan 7.579x10-8 Ci/tahun untuk radionuklida I-131. Sebagai pembanding untuk gas mulia diambil dari hasil monitoring secara rutin di
231
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
ISSN 1410-6086
Tabel 2. Data Pengukuran Source-Term (Ci/tahun) o.
Tanggal
Akt. Cs-137, Ci/tahun
Akt. Ar-41, Ci/tahun
Akt. I-131, Ci/tahun
1.
02-10-06
ttd
0.00656
1.047x10-9
2.
13-10-06
ttd
0.00703
2.459x10-9
3.
22-02-07
ttd
0.00389
6.606x10-9
4.
27-02-07
ttd
1.15991
ttd
5.
28-02-07
ttd
1.41822
5.767x10-7
6.
22-07-07
1.859x10-14
2.45581
6.617x10-9
7.
25-07-07
1.785x10-14
2.19651
5.622x10-8
8.
02-08-07
ttd
3.05973
2.954x10-8
9.
03-08-07
ttd
3.54733
ttd
10.
31-10-07
ttd
3.85818
ttd
11.
02-11-07
ttd
1.47044
2.225x10-9
12.
15-11-07
ttd
1.64821
6.351x10-10
Σ
3.6441x10-14
20.83181
6.821x10-7
Rentang
1.785x10-14 -1.859x10-14
0.00389 - 3.85818
6.351x10-10 - 5.767x10-7
Rerata
1.822x10-14
1.73598
7.579x10-8
-16
1.34024
1.888x10-7
Dev. Standar
5226x10
Tabel 3. DATA OBLE-GAS ( bacaan langsung ) [4] KLK 06 CR 01 (Alat 1) o. 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10.
Tanggal 02-10-2006 13-10-2006 22-02-2007 27-02-2007 28-02-2007 22-07-2007 25-07-2007 02-08-2007 03-08-2007 31-10-2007
3
Ci/m
-7
2 x 10
-7
1 x 10
-7
1 x 10
-7
1 x 10
-7
1 x 10
-7
2 x 10
-7
2 x 10
-7
4 x 10
-7
1 x 10
-7
2 x 10
-7
KLK 06 CR 02 (Alat 2)
Ci/tahun 0.876
Ci/m3
87.6
-4
87.6
-4
87.6
-4
87.6
-4
175.2
-4
87.6
-4
175.2
-4
87.6
-4
87.6
-4
87.6
-4
1 x 10
0.876
1 x 10
0.876
1 x 10
0.876
1 x 10
0.876
1 x 10
0.876
1 x 10
1.752
2 x 10
0.876
1 x 10
0.876
1 x 10
0.876
Ci/tahun
-4
1 x 10
11.
02-11-2007
1 x 10
0.876
1 x 10
87.6
12.
15-11-2007
2 x 10-7
0.876
1 x 10-4
87.6
0.000002
11.388
0.0013
1226.4
Σ
1x10 - 4x10-7
8.76x10 - 1.752
1x10 - 2x10-4
8.76x10+1 - 1.75x10+2
Rerata
1.67x10-7
9.49x10-1
1.08x10-4
1.02x10+2
Dev. Standar
8.88x10-8
2.53x10-1
1.67x10-7
1.67x10-7
Rentang
-7
-1
-4
Keterangan : Konversi dari Ci/m3 menjadi Ci/tahun adalah aktivitas (Ci/m3) x kecepatan alir udara (m3/jam)(jam/tahun) = Ci/tahun.
232
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
Dari hasil pengukuran SourceTerm tahunan di Reaktor GA. Siwabbesy dibandingkan dengan hasil perhitungan dengan menggunakan program ORIGEN-2 (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6) [4], dapat di rangkum seperti pada Tabel 4.
ISSN 1410-6086
kenyataan. Perbedaan ini kemungkinan disebabkan karena daya operasi rata-rata pada 15 MW, sedang asumsi perhitungan LAK dengan daya reaktor maksimum pada 30 MW. Sebagai data pembanding dari hasil perhitungan tersebut dapat dilihat pada Tabel 5 dan (Tabel 3. adalah hasil bacaan langsung).
Dari hasil pengukuran diperoleh tingkat aktivitas rerata tahunan dari kelompok halogenida (I-131) yaitu 7.579x10-8 Ci/tahun, kelompok noble-gas (Ar-41) yaitu 17.36x10-1 Ci/tahun dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x1014 Ci/tahun. Hasil ini kemudian dibandingkan dengan hasil perhitungan dari asumsi produk fisi dari satu elemen bakar dengan daya reaktor maksimum menghasilkan 1.44x10-3 Ci/tahun I-131 dan 2.91x10-06 Ci/tahun Cs-137, dan 27.2x10-1 Ci/tahun Ar-41. Ternyata asumsi perhitungan LAK tidak sama dengan
Source-Term yang diperoleh sangat kecil dan berada dibawah deteksi limit alat ukur yang ada, sehingga tidak bisa mengukur secara rutin. Namun secara umum instalasi nuklir mempunyai standar fasilitas nuklir seperti reaktor, sehingga harus melakukan evaluasi dampak radiologi nuklir untuk mengevaluasi dosis penduduk di sekitar insntalasi. Jadi sebagai tujuan akhir dari data Source-Term yang didapatkan akan dipergunakan untuk evaluasi dosis penduduk.
Tabel 4. Data Source-Term hasil pengukuran dibanding dengan hasil perhitungan (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). o.
Jenis Pantauan
Hasil Pengukuran Ci/tahun
LAK-RSG Ci/tahun
1.
Gas Mulia (Ar-41)
17.36x10-1
27.2x10-1
2.
Radioiodine (I-131)
7.579x10-8
1.44x10-3
3.
Partikulat (Cs-137)
1.822x10-14
2.91x10-6
Tabel 5. Laju pelepasan pada cerobong (perhitungan model) (Sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). Nuklida
Cerobong
Halogenida I-131 I-132 I-133 I-134 I-135 Br-82 Br-83 Jumlah
233
Ci/jam
Ci/tahun
1,64 E-07* 1,04 E-07 6,16 E-07 4,02 E-09 6,46 E-07 1,35 E-10 1,85 E-09 1,54 E-06
1,44 E-03 9,11 E-04 5,40 E-03 3,53 E-05 5,66 E-03 1,19 E-06 1,62 E-05 1,35 E-02
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
Nuklida Volateli rendah Sr-89 Sr-90 Y-90 Y-91 Zr-95 Nb-95 Ru-103 Rh-103 m Ru-106 Rh-106 Sn-125 Sb-125 Te-127 m Te-129 m Te-131 m Te-132 Cs-137 Ba-140 La-140 Ce-141 Ce-144 Pr-144 Nd-147 Sm-151 Jumlah Gas mulia fisi Kr-83 m Kr-85 Kr-85 m Kr-88 Xe-131 m Xe-133 Xe-133 m Xe-135 Xe-135 m Xe-138 Jumlah
ISSN 1410-6086
Cerobong Ci/jam
Ci/tahun
1,83 E-11 1,13 E-13 3,79 E-10 1,97 E-11 1,86 E-11 3,66 E-11 6,95 E-10 9,90 E- 11 2,17 E-13 8,58 E-12 1,69 E-13 1,10 E-13 2,89 E- 12 1,56 E-10 3,12 E-10 1,45 E-10 3,32 E-10 8,53 E- 10 3,88 E-10 2,54 E-11 2,28 E-11 1,34 E-11 2,49 E-11 1,76 E-15 3,55 E-09
1,61 E-07 9,88 E-10 3,32 E-06 1,73 E-07 1,63 E-07 3,20 E-07 6,09 E-06 8,68 E- 07 1,90 E-09 7,52 E-08 1,48 E-09 9,62 E-10 2,53 E-08 1,37 E-06 2,73 E-06 1,27 E- 06 2,91 E- 06 7,47 E-06 3,40 E- 06 2,22 E-07 1,99 E-07 1,17 E-07 2,18 E-07 1,54 E-11 3,11 E-05
1,85 E-03 1,76 E-08 9,51 E-03 2,68 E-02 1,95 E-03 1,12 E-02 2,80 E-02 5,94 E-03 4,97 E-08 4,75 E-08 8,53 E-02
1,62 E-01 1,54 E-04 8,33 E-01 2,35 E-02 1,71 E-01 9,83 E-01 2,45 E-002 5,20 E- 01 4,36 E-04 4,16 E-04 2.72 E- 00
Tabel XII-6) yaitu 1.44x10-3 Ci/tahun untuk I-131, 2.91x10-06 Ci/tahun untuk Cs-137, dan 27.2x10-1 Ci/tahun untuk Ar-41. Perbedaan tersebut disebabkan karena daya operasi reaktor rata-rata pada 15 MW (tidak maksimal), sedang asumsi perhitungan pada daya maksimal yakni 30 MW. Data hasil penentuan Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy ini selanjutnya dapat dipergunakan untuk mengevaluasi dosis penduduk di sekitar daerah PPTN-Serpong pada saat operasi normal, dan dapat ditetapkan tingkat keselamatan radiasi
KESIMPULA DA SARA KESIMPULA Dari hasil penelitian ini diperoleh data Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy dari kelompok halogenida (I-131) yaitu 7.579x10-8 Ci/tahun, kelompok noblegas (Ar-41) yaitu 17.36x10-1 Ci/tahun dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x10-14 Ci/tahun. Data hasil pengukuran yang diperoleh lebih kecil jika dibandingkan dengan hasil perhitungan menggunakan program ORIGEN-2 yaitu laju pelepasan pada Cerobong (Sumber LAK RSG-GAS,
234
Prosiding Seminar asional Teknologi Pengolahan Limbah VI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATA Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan Teknologi-RISTEK
lingkungan dengan membandingkan dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis bagi penduduk yang ditentukan oleh BAPETEN sesuai SK Ka. BAPETEN No. 02/Ka-BAPETEN / V-99.
estimasi 2. SAFETY REPORT SERIES N0.19, Generic Models for Use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment, IAEA,Vienna, 2001. 3. BATAN, Prosedur Analisis sampel radioaktivitas Lingkungan, Kep. Dirjen Batan No: 156/DJ/IV/98, 1998. 4. BIDANG KESELAMATAN, PRSGBATAN, Laporan Kegiatan Subbidang Pengendalian Daerah Kerja, No. Ident : RSG.KK.01.06.61.08, Revisi : 00, Serpong, Tahun 2007 5. MANAJEMEN PEMBANGUNAN TENAGA ATOM, Rencana Pemantauan Lingkungan (RPL) Pusat Penelitian Tenaga Atom Nasional, Serpong, Oktober 1994. 6. P. MADE UDIYANI, TH. RINA, Radioaktivitas Air Kolam Pada Kondisi Sistem Air Panas Beroperasi, hasil-hasil penelitian 1994-1995, ISSN 0854-5278.
SARA. Sebaiknya PRSG bekerja sama dengan PTKMR untuk melakukan kalibrasi terhadap alat ukur yang terpasang pada stack, selanjutnya bisa direncanakan untuk melakukan akreditasi laboratorium. Sebaiknya dilakukan juga identifikasi radionuklida untuk semua aktivitas yang diukur dan ada laporan tahunan SourceTerm. DAFTAR PUSTAKA 1.
ISSN 1410-6086
J.U. BURNHAM, RADIATION PROTECTION, Point Lereau Generating Station, REV. 2, 1986.
235
