ANALISIS PROBABILISTIK SEBARAN RADIONVKLIDA RSG-GAS PADA KONDISI SATV BAHAN BAKAR MELELEH

Transkripsi

1 Sri Kuntjoro, dkk. ISSN ANALISIS PROBABILISTIK SEBARAN RADIONVKLIDA RSG-GAS PADA KONDISI SATV BAHAN BAKAR MELELEH Sri Kuntjoro, Pande Made Udiyani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BA TAN ABSTRAK ANAL/SIS PROBABILISTIK SEBARAN RADlONUKLlDA RSG-GAS PADA KONDISI SATU BAHAN BAKAR MELELEH. Reaktor RSG-GAS adalah instalasi nuk/ir yang beroperasi untuk penelitian dan produksi radioisotop. Beroperasinya reaktor ini akan memberikan sumbangan pada rona radiasi lingkzwgan di sekitar reaktor. Oleh karena itu sangat diper/ukan adanya metode perhitungan radiasi dan dosis yang diterima oleh penduduk di sekitar kawasan RSG-GAS Berdasarkan metode tersebut telah dilakulwn perhitungan dan analisis probabilistik untuk RSG-GAS dengan DBA (Design Basic Accident) satu bahan bakar me/eleh. Hasil perhitungan probabilistik adalah konsentrasi radioaktif dan dosis yang mungkin diterima oleh masyarakat yang berdomisili dalam area 5 krn dari RSG-GAS sebagai pusat lepasan. Hasil analisis adalah konsentrasi radioaktif di udara sebesar 2.61 E+04 Bq detiklmj dan konsentrasi deposisi di tanah sebesar 1.5 IE+07 ( Bq detiklmj) berasal dari radionuk/ida Rb-88. Selain itu juga diperoleh dosis individu efektif per hari terbesar yaitu 3.42E-05 Sv terjadi pada radius 0.5 krn dari RSG-GAS Dosis ini masih jauh dibawah batas dosis yang diijinkan oleh badan pengawas tenaga nuk/ir (BAPETEN) sebesar 5 msv/tahun. Kata kunci : Probabilistik, Sebaran Radionuklida, RSG-GAS ABSTRACT PROBABIUSTIC ANALYSIS OF RSG-GAS RADIAONUCL/DE DISPERSION AT CONDIT/ON ASSUMED BY/ FUEL MELT RSG-GAS reactor has been used for research and radioisotope production. Operating the facility will contribute to the environmental radiation projile. Relating to that case, the system for calculation of dose accepted and radiation exposure around of RSG-GAS have been needed. The probabilistic analysis has been done under assumption the accident that / fuel melted. Result of probabilistic calculation is radiation dose probably accepted by public inhabiting in 5 krn area from the center of dispersion RSG-GAS Radioactive concentration on the air is 2.61 E+04 Bq s / mj, and concentration of deposition in ground is /.5/ E+07 (Bq s/ ml) from Rb-88 radionuclide. The highest effective individual dose is 3.42E-05 Sv per day at radius 0.5 kmfrom RSG-GAS This dose afar below the limit dose permitted by the regulatory body ( BA PETEN) equal to 5 msv / year. Key W(Jrtl.~:Probabilistic, radiation dispersion, RSG-GAS PENDAHULUAN Reaktor yang berfungsi RSG-GASsebagai adalah pusat suatu penelitian fasilitas nuklir dan produksi radioisotop. Keberadaan suatu instalasi nuklir akan memberikan sumbangan terhadap rona radiasi lingkungan. Sumbangan tersebut menimbulkan dampak pada lingkungan yang memiliki aturan keselamatan radiasi yang telah ditentukan.[i] Perlu dilakukan kajian sejauh mana keberadaan Reaktor RSG-GAS sebagai salah satu instalasi akan menimbulkan dampak pada lingkungannya. Telah dilakukan perhitungan untuk mengkaji dampak dari kecelakaan yang terjadi di RSG-GAS. Disain dasar kecelakaan (DBA) yang diambil adalah terjadinya sumbatan pada kanal pendingin bahan bakar, sehingga 1 bahan bakar meleleh, dan dosis radiasi yang timbul dari dispersi radionuklida masih di bawah harga yang diperbolehkan untuk kondisi kecelakaan.[2.3] Perhitungan yang dilakukan belum mencakup semua alur paparan. Alur paparan yang melibatkan alur pemaparan makanan belum dilibatkan. Pengkajian terhadap sebaran radioaktif ke lingkungan dari pengoperasian reaktor riset dilakukan berdasarkan metode probabilistik dan deterministik. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan dan analisis probabilistik, selain itu juga dilakukan analisis dampak dari dispersi radionuklida. Analisis yang dilakukan adalah menghitung dosis yang diterima manusia, dan dilakukan lebih komprehensif Prosiding PPI PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

2 -268 ISSN Sri Kuntjoro, dkk. dan informatif dengan menggunakan data-data yang lebih lengkap dan mutakhir. Perhitungan yang dilakukan meliputi simulasi model cara pelepasan, pathway, foodstuff, rraksi lepasan, jumlah fase. Input data yang dibutuhkan adalah suku sumber RSG-GAS sesuai kondisi yang dipostulasikan, sebaran penduduk dalam jarak yang ditentukan, data meteorologi selama satu tahun untuk daerah sekitar tapak reaktor, pola konsumsi masyarakat, serta produksi pertanian dan peternakan. Besaran yang dihitung meliputi konsentrasi radionuklida yang dibuang ke lingkungan untuk setiap fase yang diinginkan dalam radius 5 km, dosis individu dan kolektif dalam jangka pendek dan panjang yang diterima penduduk, resiko dan efek kesehatan yang ditimbulkan untuk jangka pendek dan jangka panjang. Asumsi manusia individu yang menerima konsekuensi paparan adalah tipikal Asia. Perhitungan dilakukan menggunakan analisis probabilistik, dimana konsekuensi kejadian ada dalam suatu daerah dengan berbagai kondisi (range of condisitions). Setiap pasang kondisi yang dipertimbangkan merupakan satu probabilitas kejadian, maka setiap pasang nilai berhubungan dengan setiap kebolehjadian. Oengan memilih opsi probabilistik program PC-COSy AM digunakan untuk memberikan informasi pada distribusi probabilistik dari suatu konsekuansi yang terjadi pada suatu populasi. TEORI Perhitungan terhadap lepasan bahan-bahan radioaktif ke atmosfir dari pengoperasian suatu reaktor riset dapat dilakukan melalui dua model perhitungan yaitu probabilistik dan deterministik. Seperti telah diterangkan oleh ban yak ahli dan peneliti di bidang nuklir, bahwa lepasan radiasi dapat mengakibatkan paparan kepada manusia melalui sejumlah alur (pathway). Adanya radionuklida di udara dapat meningkatkan paparan radiasi yang diterima man usia. Sebaran radionuklida melalui 2 alur utama yaitu melalui Irradiasi eksternal (oleh foton dan elektron yang dihasilkan dari hasil proses peluruhan radioaktif) serta melalui iradiasi internal (terhirupnya foton dan elektron tersebut). Oisain dasar kecelakaan yang diambil adalah telah terjadi penyumbatan saluran pendingin bahan bakar (blockage of cooling channel) yang mengakibatkan rusaknya satu perangkat elemen bakar. Kecelakaan tersumbatnya saluran pendingin ini mengakibatkan nuklida hasil belah terlepas dari kelongsong (cladding) bahan bakar ke sistem pendingin dengan suatu rraksi tertentu, kemudian sebagian nuklida tersebut dapat terlepas dari air pendingin/tangki reaktor ke ruang reaktor dan akhirnya terlepas ke lingkungan. Model perhitungan pelepasan radionuklida dari reaktor dipilih sebagai berikut : I. Perhitungan yang dilakukan menggunakan metode probabilistik. 2. Pelepasan radionuklida lewat cerobong dengan ketentuan disain SAR RSG-GAS, dcngan asumsi sistem filter tidak berfungsi. 3. Model alur paparan makanan menggunakan model ekosistem. INPUT: I. Suku sumber 2. Jenis makanan dan konsumsi 3. Data meteorologi selama I tahun 4. Faktor lokasi (location factor) OUTPUT: I. Konsentrasi radionuklida di udara dan yang terdisposisi di tanah. 2. Oosis Individu dalam jangka pendek perradius dan organ tubuh. 3. Oosis Individu dalam jangka panjang (long term). 4. Oosis kolektif dalam jangka panjang (long term). 5. Efek kesehatan kolektif dalam jangka panjang (long term). Nilai konsentrasi yang diperoleh dalarn satuan Bq detik/m3, untuk memperoleh nilai konsentrasi nilai tersebut dikalikan kebolehjadian terjadinya nilai tersebut (kejadian/detik). Oefinisi dan persamaan-persarnaan yang digunakan dalam perhitungan dosis kolektif dan individu, serta resiko yang diterima penduduk dan lingkungan adalah[7]: Dispersi Plume Keterangan: Oigunakan Persamaan Gifford: + exp[ -1/ 2«z + H) / O"z)2)} X = Konsentrasi di udara (chi) pada sumbu x Prosiding PPI PDIPTN 2006

3 Sri KUlltjoro. dkk. ISSN Q H y searah angin (Ci/m) Lepasan radioaktif rata-rata yang ke luar dari cerobong (Ci/dt) Kecepatan angin rata-rata (m/dt) Koefisien dispersi horizontal (m) Koefisien dispersi vertikal (m) Tinggi cerobong efektif Jarak tegak Jurus arah angin (m) Ketinggian dari atas tanah (m) Data masukan yang disiapkan adalah data suku sumber yang dihitung dengan paket program ORIGEN 2 yang kemudian dimodelisasi sesuai dengan model pelepasan yang diinginkan; data hasil pertanian model ekosistem yang diformat sesuai program PC-Cosyma; data sebaran penduduk untuk 16 sektor dalam 5 radius; data cuaca (kecepatan angin, curah hujan, arah angin, stabilitas, dan solar radiasi) untuk 16 sektor dalam 5 radius. Khusus untuk data inputan meteorologi diformat terlebih dahulu menggunakan program MAKE_MET yang disediakan oleh PC-Cosyma. TAT A KERJA A/at tla/1 Baha/1 I. Data primer dan sekunder mengenai populasi dan konsumsi penduduk di dalam radius 5 km dari RSG-GAS. 2. Data primer tentang keadaan cuaca dan angin selama I tahun. 3. Data sekunder dan primer tentang penggunaan lahan dalam area radius 5 km. 4. Data perhitungan suku sumber dari RSG-GAS pada saat kecelakaan yang dipostulasikan. 5. Satu set paket program ORIGEN Satu set paket program COSYMA. Cara Kerja HASIL DAN PEMBAHASAN Data konsentrasi di udara hash perhitungan terdapat pada Tabel 2 dan konsentrasi deposisi radionuklida di permukaan tanah ada pada Tabel 3. Dari Tabel 2, konsentrasi radioaktif di udara adalah sebesar 2.61 E+04 Bq detik/m3 dari radionuklida Rb-88, pada radius 0.5 km dari pusat sebaran RSG GAS. Konsentrasi udara di daerah radius O. 5 km lebih besar dibandingkan radius lainnya, karena model dispersi yang dipengaruhi oleh model sebaran angin yang berlangsung di daerah tapak reaktor dan jarak terdekat dari sumber sebaran. Untuk daerah yang radiusnya > 0.5 km, konsentrasi radionuklida makin berkurang dengan bertambahnya jarak radius dari pusat sebaran. Radionuklida kelompok yodium (I-131, 1-132, 1-133, dan 1-135) dan Te-132 juga memberikan kontribusi konsentrasi di udara yang cukup besar mencapai 7.33E+03 Bq detik/m3 Radionuklida tersebut termasuk hasil belah yang penting dan akan menyumbangkan kontribusi besar terhadap dosis radiasi yang diterima masyarakat. Tabel1. Kriteria penggolongan stabilitas. 1.5 Perubahan "0* Kategori >4.0 (derajat) <-1.9 to to temperatur 4.0G -0.5E -1.5D -1.7C AB F Pasquill terhadap Klasifikasi ketinggian Stabilitas ( c/l00 m) Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

4 270!!!!!!!!!!!!!! ISSN Sri KUlltjoro, dkk. Jarak (km) Tabel2. Konsentrasi radionuklida di udara vs jarak (Bq detik/mj). 2.29E+01 Te-131m 3.62E E E E E E E E E E E E+02 I.IIE E+O 1.32E E E E+OO 1.29E E E E E E+00 Np-239 Sb-131 8a Te-133m La-140 Te-127 Te-129m Ru E-02 Zr E E E E E E E-OI 2.90E+OO 2.79E+OO 9.36E E E E E E E E E E E E E E E E E+O 3.28E E E E E E Pr-143 Nd E E E+00 Y-n Y E E E+OO 3.84E E E E E E E IE E+OI 8.06E E E E E E E E+OO 1.46E E E E-O 1.83E+OO Sr-90 Sr-91 Sr E E E E E E-OI 2.66E E E+00 Ce-141 Ce-143 Ce-144 Cs E E-0 Pm-147 Rb-89 Ru E E E E E E E E E E E E E E E E IE E E E E+00 La-141 Nb E E E E E E E+OO 7.95E E E E E E+O 1.27E E E-OI 2.73E-01 1.I0E+02 Cs E+01 Sb-125 Sb-127 Sb E E E E E E E E E E E E E E E E E+00 Zr E+OI 3.80E E E E E E+01 I.72E+OO 1.30E+OO 1.06E+OO 1.14E+OO E E E E E E-01 1.I6E E E E E E E E Mo-99 Nb E E E E E E E E E E E+OO 1.18E+O I.IOE E E E E IE+OO 1.55E+00 Rb-88 Te-134 Sr Y-91 Te-132 T 77E+OO I7E-02 Ie-131 1E-O1 1E+02 I8E-O1 I 1 I. Prosiding PPI - POIPTN 2006

5 Sri KUlltjoro, dkk. ISSN / Jarak (km) Tabel3. Konsentrasi radionuklida di tanah vs jarak (Bq detiklm2). 2.IOE E E E E E E E E+02 8a-] E E E E E E E E E E E+03 I.64E+04 Np-239 Te-] E+Ol 1.03E E+03 Te-129m Te-13]m Te-133m Te-]27 La-]40 Nd-] E E E+02 Zr E E+OI 5.02E E+02 3.IIE E E E E E E E+OI 3.04E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E-04 Ru-] E E IE+OI 7.33E E E E E E E E E+02 \.69E E E E+OI 6.94E E E E E E E+OI 5.99E E+04 Sr-9] Sr-92 Te-] E E E+00 Pm-] E IE E E+0 Rb-89 Sb-] E E E E E E E E E E E E E+06 \.6IE E E E+OI 1-]35 Nb E E E E+04 6.IOE E E E E E E E E E E E E+04 \.65E E+03 Ce-]43 Cs-]37 Y-n Y-93 \.99E E+04 \.43E E E+03 \.13E E E E E E+02 Sb-] E IE E-01 5.IIE+OI 5.33E E-03 Mo E E E E E E E E E E+02 \.0IE+03 \.21 \.72E E E E IE+03 I.37E E E E+06 I.33E E+03 1-]3] 16E+04 18E+00 18E+04 Cs-]34 Ce-]44 Nb-95 La-] 4] 1.70E E E E E E E E+03 \.77E+03 \.27E+04 \.OIE+OI 1.93E+00 \.49E+OI 1.26E E E-04 Rb E E+03 \.61 \.09E+06 \.79E E+04 Pr-] E-03 Te-]34 Sr-89 Te-132 Y-9] 15E+04 I5E+02 17E+02 I I Sr-90 1-] 33 Sb-]29 1-]34 Np-238 Ce-14] Konsentrasi deposisi radionuklida di permukaan tanah akibat adanya lepasan radioaktif terlihat di Tabel 3. Konsentrasi deposisi radionuklida terbesar disumbangkan oleh radionuklida Rb-88 sebesar J.5 J E+07 ( Bq detik/m2). Model deposisi di pennukaan tanah menunjukkan adanya korelasi dengan model konsentrasi radioaktif di udara, yaitu tertinggi di daerah dalam radius 0.5 km, dan hasi\ ini lebih besar dari daerah dengan radius yang lebih keci!. Jenis radionuklida yang menyumbangkan besamya deposisi radioaktif di pennukaan tanah berkorelasi dengan besarnya dan jenis radionuklida di udara. Besamya konsentrasi radioaktif di udara lebih keci) dibandingkan dengan konsentrasi deposisi radioaktif di perm\lkaan tanah. Hal tersebut disebabkan karena diperlukan waktu yang lebih lama dan faktor lain seperti suhu, kelembaban, kemampuan radionuklida untuk berdeposisi (unsur logam lebih besar dibandingkan unsur gas) yang mempengaruhi deposisi radioaktif di pennukaan tanah. Proslding PPI - PDIPTN 2006 Yogyakarta, 10 Jull 2006

6 -272 ISSN Sri Kuntjoro, dkk. Oosis radiasi individual berkaitan dengan organ tubuh yang kemungkinan diterima masyarakat yang mendiami area dalam radius tertentu dari pusat reaktor terdapat pada Tabel 4. Dosis individu efektif per hari terbesar adalah 3.42E-05 Sv pada radius 0.5 km. Dosis ini masih jauh di bawah batas yang diijinkan oleh regulator (BAPETENi8] sebesar 5 msv/tahun. Makin jauh tempat tinggal penduduk dari pusat lepasan, maka kemungkinan d~sis radiasi yang diterima akan makin keci!. Jika dikaitkan dengan besaran dosis yang diterima masyarakat dari lepasan radioaktif jika terjadi kecelakaan di RSG GAS, maka radius 0.25 Km ke pusat sebaran di golongkan daerah ekslusi yaitu daerah yang sedemikian rupa sehingga seseorang yang berada di luar tersebut, tidak akan menerima dosis radiasi gamma total lebih dari 0.25 Sv untuk seluruh tubuh atau dosis kelenjar gondok karena radiasi yodium lebih dari 3 Sv selama 2 jam sesudah kejadian. Dosis kolektif Uumlah pen dud uk dalam area perhitungan x dosis individll) masyarakat yang mungkin terjadi terdapat pada Tabel 5. Data tersebut merupakan dosis kolektif yang dihitung dalam jangka panjang 50 tahun, untuk jenis organ dan alur paparan yang berbeda. Prosentase terbesar penerimaan dosis dari atur paparan awan radioaktif, dan sangat kecillewat alur paparan makanan. Organ tubuh yang kemungkinan mendapatkan dosis radiasi terbesar adalah organ Thyroid, hal ini sesuai dengan allir paparan dari awan radioaktif (dosis radiasi pada thyroid disebabkan oleh radionuklida Yodium yang masuk lewat intema, sebagian besar dari hirupan udara yang terkontaminasi ). Jarak Tabel 4. Dosis I hari (Sv) per radius dan organ tubuh. Lensa GImata TRACT Paru Paru E E E E E E E E E E E E-06 Ovarium 3.46E E SE E E E E E E E IE E E E E E E E E E-05 ] ) 1.39E-05 Kulit.16E-05 Efektif Tiroid Tulang Sv) Organ Tabel 5. Dosis Kolektif dalam jangka waktu 50 tahun. Permukaan 2 I210 I260 I I 93 Pernafasan 2 Makanan I 1) E-0 7.I9E-OI 7.06E-OI 4.18E E-Ol 1.41E E E-OI 8.68E-Ol 8.87E E-Ol 1 Udara Dosis E-O1 1 % Kolektif 1 Pathway (alur papa ran) Prosiding PPI - PDIPTN 2006

7 Sri Kuntjoro, dkk. ISSN Tabel 6 dan 7 memuat data dosis individu jangka panjang berdsarkan organ dan alur paparan pada jarak pantauan terdekat 0.5 km, dan pantauan teljauh 4.5 km. Pad a Jarak 0.5 km dosis tertinggi diterima pada organ tubuh thyroid sebesar 7.50E-05 Sv yang 47 % disumbangkan alur udara, dan 47 % lewat makanan. Sedangkan pada jarak 4.5 km 1.08E-05 Sv, disumbangkan 25 % dari alur udara, dan 68 % lewat makanan. Tabel 8-9 memuat data dosis radiasi yang diterima lewat alur paparan makanan (ingestion). Perhitungan yang dihasilkan dimasukkan perhitungan dosis radiasi dalam jangka panjang (Iongterm dose), karena sudah kita ketahui radiasi yang kita terima lewat rantai makanan membutuhkan waktu. Radiasi yang kita terima merupakan makanan yang terkontaminasi, baik dalam jangka pendek sudah kita konsumsi (susu, sayuran terkontaminasi), maupun jangka panjang (daging, ubi, buah) yang terkontaminasi lewat rantai makanan. Oaerah yang dijadikan konsentrasi perhitungan adalah daerah terdekat yaitu 0.5 km dari pusat lepasan dan daerah terjauh radius 4 km (yang dijadikan fokus perhitungan dalam radius 5 km). Tabel 6. Oosis Individu jangka panjang berdasarkan organ dan alur paparan pada jarak terdekat dari RSG-GAS yaitu dalam jejari 0,5 km. Ground % ALUR PAPARAN Awan Inhalation I0 I2 I647 I E-05 Resuspension 3I03.71E E-05 Ingestion 03.45E E E E E E E E-05 0 (Sv) oasis Tabel 7. Oosis Individu jangka panjang berdasarkan organ dan alur papa ran pada jarak terdekat dari RSG-GAS yaitu dalam jejari 4,5 km. % ALUR PAPARAN Cloud Ground Inhalation 22I02.36E-06 2I] Resu.-.pension I170 ]2100 I8140 I13 1 Ingestion 2.88E E E E E E E E E-06 (Sv) oasis Prosiding PPI PDIPTN 2006

8 274 ISSN Sri KUlltjOrt!. dkk. Tabcl 8. Dosis Individu jangka panjang bcrdasarkan organ dan makanan dalam jcjari 0,5 km. DOSIS Umbian daging I E-08 I I49 I55 I Kentang Bijian 89 Sayuran E II1.13E E E E E E E E E-07 I.77E-07 bukan daun Sayuran % MAKANAN (Sv) bukan daun Tabel 9. Dosis Individu jangka panjang berdasarkan organ dan makanan dalam jcjari 4,5 km. DOSIS daging Kentang I Sayuran Bijian 03I65 00I67 Sayuran II7.68E E E E :I I E E-O(' 2.02E E-OH 4.05E E E-08 Umbian (Sv) susu % MAKANAN Oari Tabel 8 terlihat bahwa pada daerah dalam radius 0.5 km, dosis radiasi yang mungkin diterima masyarakat dalam jangka setelah beberapa lama setelah kejadian, disumbangkan lewat konsumsi susu (± 22 %) dan sayuran hijau (± 42 ), biji-bian (9 %), kentang 6 %, sayuran bukan daun 4 %, serta umbian 17 %. Besaran sumbangan dosis ini berkaitan dengan factor-faktor besamya paparan, jumlah produksi pertanian dan pertemakan lokal. dan jumlah makanan lokal yang dikonsumsi masyarakat sekitar. Oosis radiasi terbesar adalah yang diterima thyroid 3.49E-05 Sv. Tabel 9 memuat data dosis radiasi yang diterima lewat alur paparan makanan (ingestion) pada radius 4.5 km. Oasis dari makanan yang bisa Prosiding PPI - PDIPTN 2006

9 Sri Kuntjoro, dkk. ISSN diterima masyarakat yang mendiami daerah ini, jauh lebih kecil dibandingkan yang diterima masyarakat dalam area 0.5 km. Besaran dosis, jenis konsumsi, serta organ yang terkena berkorelasi dengan besaran angka-angka yang terdapat dalam perhitungan pad a radius 0.5 km. Dari uraian penjelasan setiap data perhitungan diperoleh bahwa perhitungan secara probablistik menghasilkan kemungkinan-kemungkinan yang terjadi pada masyarakat yang mendiami area dalam radius 5 km dari RSG-GAS. Walaupun terjadi kecelakaan dengan asumsi satu bahan bakar meleleh, probabilitas masyarakat memperoleh dosis radiasi, makanan dan minumam yang terkonta Illinasi, serta udara yang terkontaminasi, masih di bawah batas yang diijinkan untuk masyarakat umum. KESIMPULAN DAN SARAN Perhitungan sebaran radionuklida menggunakan metode probabilistik terhadap dampak yang ditimbulkan dari kecelakaan nuklir yang diasumsikan terjadi, dapat memberikan gambaran ten tang dampak dosis radiasi dan paparan yang diterima masyarakat sekitar baik untuk jangka pendek (I hari) maupun jangka panjang (50 tahun). Hasil perhitungan dengan metode ini karena Illelelehnya I bahan bakar reaktor, memberikan pada Illasyarakat yang mendiami daerah dalam area 5 km dari RSG-GAS dosis dan paparan radiasi jauh di bawah batas yang diijinkan BAPETEN untuk Illasyarakat umum. DAFT AR ACUAN I. IAEA Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report, Safety Series 35-G I, Vienna, BAT AN, Multipurpose Reactor GA Siwabessy, Safety Analysis Report, Rev. 9,200 I. 3. HASTOWO, H., Investigation on ATWS and Hypothetical Accidents for the Indonesian Mullipurpose Research Reaclor RSG-GAS, Ph.D Disertation, Gadjah Mada University, Yogyakarta, IAEA, Code of Conduct on Safety of Research Reaclors, Vienna, March IAEA, Safety of Research Reaclors, Safety Series Nos. 35-S I and 35-S2, Vienna European Commission, PC COSYMA, version 2.0. User Guide, National Radiological Protection Board, Forschungzentrum Karlsruhe GmbH, PARKS, B, Mathematical Models, CAP88-PC Version 2.0. US. Department of Energy ER 8/GTN 1990 I Germantown, Maryland, BAPETEN, Peraluran Keselamalan Kerja, Kep. Kepala BAPETEN No.1, Jakarta TANYAJAWAB Tukiran - Apa beda perhitungan deterministik dan probabilistik? Sri Kuntjoro - Probabilislik menghitung dosis rata-rata setiap area untuk radius tertentu. - Deterministik menghitung dosis rata-rata tiap region (radius, sudut), sehingga perhitungan deterministik lebih akural dibandingkan probabilistik. Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Yogyakarta, 10 JuJi 2006