PERHITUNGAN NILAI SETTING ALARM ALAT ALPHA BETA AEROSOL MONITOR DI INSTALASI RADIOMETALURGI

dokumen-dokumen yang mirip
PERHITUNGAN NILAI SETTING ALARM ALPHA BETA AEROSOL MONITOR DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PERHITUNGAN RADIOAKTIF ALPHA YANG TERDEPOSISI DI PERMUKAAN TANAH DARI UDARA BUANG INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009

PENGUKURAN RADIASI DAN PENGOLAHAN DATA DI INSTALASI NUKLIR

IMPLEMENTASI SK. BAPETEN NOMOR : 01/KA-BAPETEN/V 1999, TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN KERJA TERHADAP RADIASI DI INSTALASI NUKLIR.

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PEMANTAUAN KERADIOAKTIFAN UDARA RUANGAN KERJA INSTALASI RADIOMETALURGI SAAT SUPPLY FAN DIMATIKAN

PEMANTAUAN KERADIOAKTIVAN UDARA BUANG DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI DI DALAM HOTCELL 101 INSTALASI RADIOMETALURGI

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANG KERJA DI IRM TAHUN 2009

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

EVALUASI KESIAPSIAGAAN NUKLIR DI INSTALASI RADIOMETALURGI BERDASARKAN PERKA BAPETEN NOMOR 1 TAHUN 2010

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

DEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008.

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG

PENANGANAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH PASCA PENGGANTIAN HEPA FILTER DI IRM

PENGENDALIAN DAERAH RADIASI DAN KONTAMINASI IEBE DAN IRM TAHUN 2009

PENYUSUNAN PROGRAM KESIAPSIAGAAN NUKLIR INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PEMANTAUAN KUALITAS UDARA DI DALAM RUANGAN HR-05 INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS DEBU DI UDARA DAERAH KERJA PPGN TAHUN 2011

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMAN BAKAR EKSPERIMENTAL TAHUN 2011

PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PENGUKURAN TINGKAT KONTAMINASI PERMUKAAN MESIN BUSUR LISTRIK PASCA PELEBURAN LOGAM U-Zr

METODA DAN PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI NUKLIR

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DI UDARA INSTALASI NUKLIR

ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007

PERANCANGAN SISTEM PANTAU UDARA BUANG DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

TRANSFER MATERIAL RADIOAKTIF DI HOTCELL 101 IRM VIA KH-IPSB3

REFUNGSIONALISASI SISTEM PEMANTAU RADIASI BETA AEROSOL DAN ALPHA-BETA AEROSOL RSG-GA

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007

DEKONTAMINASI MESIN BUSUR LISTRIK CENTORR FURNACES DI HR-16 IEBE PTBN

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

CONTOH BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR (INNR)

KAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000

PEMANTAUAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA SISI OPERASI DAN INTERVENSI HOTCELL INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN

STUDI KESELARASAN PROGRAM KESIAPSIAGAAN NUKLIR TINGKAT FASILITAS/ INSTALASI NUKLIR PTBN TERHADAP PERKA BAPETEN NO.1 TAHUN 2010

EVALUASI ASPEK KESELAMATAN KEGIATAN METALOGRAFI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

RADIASI DI INSTALASI SEMINAR PROSIDING. Suliyanto, dkk ABSTRAK telah. (IRM) tahun. radiasi yang. balok Pb dan II yaitu < 20.

PENGARUH ALIRAN UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS α DI UDARA DALAM LABORATORIUM INSTALASI RADIOMETALURGI

PENGELOLAAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT PAPARAN TINGGI TIDAK DAPAT BAKAR DI INSTALASI RADIOMETALURGI (IRM)

PROSIDING SEMINAR NASIONAL PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 28 Agustus 2008

KAJIAN TERHADAP IMPLEMENTASI PROGRAM PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

EVALUASI PELAKSANAAN PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI INSTALASI RADIOMETALURGI KE KH-IPSB3 TAHUN 2010

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAERAH KERJA IEBE DAN IRM TAHUN 2009

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR KAWASAN NUKLIR SERPONG TAHUN 2012

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANGAN KERJA IEBE SAAT SISTEM VENTILASI UDARA TIDAK BEROPERASI

PEMILIHAN JALUR FILTER UDARA SEBELUM KELUAR CEROBONG MENGGUNAKAN INDIKATOR TINGKAT AKTIVITAS RADIONUKLIDA DI KH-IPSB3

PERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF

PENGEMBANGAN PENGENDALIAN PROTEKSI RADIASI DAERAH KERJA, PERSONIL DAN LINGKUNGAN DI PTLR

PEMANTAUAN KEBERSIHAN UDARA PADA DAERAH PENGOPERASIAN INSTALASI SEL PANAS RADIOMETALURGI

PENGELOLAAN PERLENGKAPAN KESELAMATAN RADIASI DAN PENGENDALIAN AKSES LABORATORIUM DI IEBE

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG

PROSEDUR PENANGGULANGAN KEDARURATAN NUKLIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2010

LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

RINGKASAN. Program Pascasarjana Institut Pertanian Bogor; Program St~di Pengeloiaan Sumberdaya

OPERASIONAL SISTEM PEMANTAUAN RADIASI SECARA REALTIME DI DAERAH KERJA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

BAB III METODOLOGI DAN PENGOLAHAN DATA

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN

DAFTAR ISI. BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang dan Permasalahan Tujuan Penelitian Manfaat Penelitian 2

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

PEMANTAUAN KONTAMINASI DAN DEKONTAMINASI ALAT POTONG ACCUTOM DI LABORATORIUM KENDALI KUALITAS HR-22 IEBE PTBN

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

PRO SIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR. Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, Rabu, 11 September 2013

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

PEMANTAUAN KEBERSIHAN UDARA PADA DAERAH PENGOPERASIAN HOTCELL INSTALASI RADIOMETALURGI

PERHITUNGAN PERKIRAAN KONSENTRASI RADIOAKTIVITAS ALPHA DI DALAM SALURAN PERNAPASAN PADA KONDISI OPERASI NORMAL INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

LAMPIRAN FAKTOR-FAKTOR YANG HARUS DIPERTIMBANGKAN UNTUK MENETAPKAN KONDISI-KONDISI BATAS UNTUK OPERASI YANG AMAN

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

RENCANA PENINGKATAN KEMAMPUAN OPERASI FASILITAS HOTCELL IRM DENGAN MELAKUKAN PERBAIKAN DAN PENGELOLAAN LIMBAH

SURVEI RADIOAKTIVITAS UDARA DI DAERAH KERJA LINGKUNGAN PTAPB - BATAN YOGYAKARTA

PEMANTAUAN PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA DAN INTERNA DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2012

PE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY

PENERAPAN PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR PADA PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI MBA RI-F KE MBA RI-G

PENGARUH CURAH HUJAN TERHADAP RADIOAKTIVITAS GROSS BETA PADA SAMPEL JATUHAN (FALL OUT)

EVALUASI PENGHEMATAN ENERGI DI INSTALASI RADIOMETA- LURGI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR

EVALUASI HASIL PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA DI LINGKUNGAN PUSAT PENGEMBANGAN RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA PERIODE APRIL DESEMBER 2000

CONTOH TAHAPAN PERHITUNGAN NILAI BATAS LEPASAN RADIOAKTIVITAS KE LINGKUNGAN SPESIFIK TAPAK

SISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN RADIASI

DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL (IEBE)

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

DISTRIBUSI PARTIKULAT DAN HUBUNGANNYA DENGAN KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF DI UDARA PADA OPERA TlNG AREA SERTA SERVICE AREA INST ALASI RADIOMET ALURGI

IDENTIFIKASI KERUSAKAN KONVEYOR JALUR -1 DI INSTALASI RADIOMETALURGI

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

pekerja dan masyarakat serta proteksi lingkungan. Tujuan akhir dekomisioning adalah pelepasan dari kendali badan pengawas atau penggunaan lokasi

PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN

Transkripsi:

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 PERHITUNGAN NILAI SETTING ALARM ALAT ALPHA BETA AEROSOL MONITOR DI INSTALASI RADIOMETALURGI Suliyanto, Endang Sukesi, Budi Prayitno Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PERHITUNGAN NILAI SETTING ALARM ALAT ALPHA BETA AEROSOL MONITOR DI INSTALASI RADIOMETALURGI. Perhitungan nilai setting alarm alat alpha beta aerosol monitor di Instalasi Radiometalurgi (IRM), telah dilakukan. Pemantauan udara buang IRM sejak akhir tahun 011 dilakukan menggunakan alat αβ aerosol monitor Smart Cam seri: MAN 0070, untuk menggantikan Berthold LB 150, yang sudah tidak dapat difungsikan lagi. Oleh karena itu, perlu menghitung nilai setting alarm terhadap alat αβ aerosol monitor Smart Cam seri: MAN 0070 tersebut. Tujuan penghitungan setting alarm ini, agar radioaktivitas udara buang yang dilepas ke lingkungan, tidak melebihi batasan baku mutu. Untuk memperoleh nilai setting alarm alat alpha beta aerosol monitor, terlebih dahulu harus dihitung nilai Batasan Pelepasan Maksimum (BPM). Nilai setting BPM tersebut dihitung menggunakan persamaan plume Gauss dan kurva Pasquill. Dari perhitungan didapat nilai setting BPM radioaktivitas alpha adalah 5114 Bq/m 3. Nilai setting BPM ini, selanjutnya digunakan untuk menentukan nilai setting dari Batas Peringatan Dini (BPD), Batas Administrasi (BA) dan Batas Normal Operasi (BNO). Nilai setting dari BPD; BA dan BNO tersebut masing-masing adalah: 4091Bq/m 3 ; 3068 Bq/m 3 dan 1534Bq/m 3. Nilai setting BPM; BPD; BA dan BNO untuk radioaktivitas beta, adalah 10 kali dari nilai setting untuk radioaktivitas alpha. Kata kunci: Batas pelepasan maksimum, kurva pasquill, persamaan plume gauss, udara buang ABSTRACT ALARM SETTING VALUE CALCULATION OF ALPHA BETA AEROSOL MONITOR EQUIPMENT IN RADIOMETALURGY INSTALLATION. Alarm setting value calculation of alpha beta aerosol monitor equipment in Radiometalurgy Installation, has been done. IRM exhaust air monitoring since the end of 011 made using a αβ aerosol monitor Smart Cam series: MAN 0070, to replace Berthold LB 150 that can no longer function. Therefore, it is necessary to calculate the value of setting an alarm to monitor aerosol αβ tool Smart Cam series: the MAN 0070. Purposes of calculating this alarm setting, so that the exhaust air radioactivity released into the environment, do not exceed the limit standards. To obtain the value of setting an alarm aerosol monitors alpha beta equipment, it must first be calculated the value of Maximum Discharge Limits (BPM). BPM setting value is calculated using Gaussian plume equations and curves Pasquill. Values obtained from the calculation of alpha radioactivity BPM setting is 5114 Bq/m3. BPM setting this value, then used to determine the setting of the Early Warning Limit (BPD), Limit Administration (BA) and Limit Normal Operation (BNO). Setting the value of the BPD; BA and BNO respectively are: 4091Bq/m 3 ; 3068 Bq/m 3 and 1534Bq/m 3. Setting the value of BPM; BPD; BA and BNO for beta radioactivity, is 10 times the value set for alpha radioactivity. Keywords : Maximum discharge limits, pasquill curves, gaussian plume equations, exhaust air PENDAHULUAN Instalasi Radiometalurgi (IRM) di dalam kegiatannya menangani uji pasca irradiasi dan bahan nuklir. Pelaksanaan kegiatan ini memungkinkan adanya bahan nuklir yang lepas ke lingkungan. Pelepasan at radioaktif ke lingkungan harus selalu dimonitor dan dibatasi sesuai aturan yang berlaku. Ketika alat α β aerosol Berthold tipe LB 150 ini masih berfungsi, pelepasan dalam keadaan operasi normal dari stack monitor IRM ke lingkungan untuk radioaktif alpha berkisar 1x10-11 Ci/m 3 sampai dengan 1x10-1 Ci/m 3 [1]. Nilai ini berada di bawah batasan yang diiinkan, yaitu sebesar Bq/m 3. Namun demikian pada saat melakukan uji pasca iradiasi/pemotongan elemen bakar ada kalanya stack monitor IRM menunjukkan alarm peringatan dini (pre alarm). Data lepasan udara buang ketika pelaksanaan ujipasca pada tahun Suliyanto, dkk 137 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 1995 bulan Desember stack monitor IRM melepaskan radioaktivitas alpha sebesar 11,90x10-1 Ci/m 3 atau setara dengan 4,51 Bq/m 3 dan pada bulan Juni tahun 1996 sebesar 10x10-1 atau setara dengan 7,77 Bq/m 3 [1]. Berdasarkan Surat Keputusan Kepala BAPETEN nomor: 0/Ka-BAPETEN/V-1999, kadar tertinggi yang diiinkan di udara untuk uranium-38 bersifat tak larut yang diterima masyarakat adalah.10-4 Bq/l atau 0, Bq/m 3. Sedangkan kadar tertinggi yang diiinkan di udara untuk uranium-35 bersifat tak larut yang diterima masyarakat adalah 1.10-4 Bq/l atau 0,1 Bq/m 3 []. Pemantauan udara buang IRM sejak akhir tahun 011 dilakukan menggunakan alat αβ aerosol monitor Smart Cam seri: MAN 0070, untuk menggantikan Berthold LB 150, yang sudah tidak dapat difungsikan lagi. Oleh karena itu, perlu menghitung nilai setting alarm terhadap alat αβ aerosol monitor Smart Cam seri: MAN 0070 tersebut. Tujuan penghitungan setting alarm ini, agar radioaktivitas udara buang yang dilepas ke lingkungan, tidak melebihi batasan baku mutu. TEORI Sumber radiasi utama di IRM adalah ruangan berperisai radiasi (hotcell). Menurut desain, hotcell 101, 10 atau 103 mampu menampung 6 (enam) bundel tipe Material Testing Reactor (MTR). Untuk cuplikan elemen bakar bekas dengan aktivitas 4E+1 Bq dapat ditempatkan dalam hotcell 104, 105, 107, 108, 110, 111 dan 11. Pada hot cell 106 dapat ditempatkan 5 buah cuplikan padat dengan total aktivitas E+13 Bq. Udara buang yang dilepaskan IEBE, berasal dari ruang kerja dan hotcell setelah melalui HEPA (High Efficiency Particulate Air) filter. Upaya memperkecil paparan berdasarkan prinsip ALARA, dilakukan untuk melindungi masyarakat dari bahaya radiasi yang dilepas melalui cerobong dengan selalu memantau radioaktivitas udara buang. Berdasarkan desain, cerobong udara buang IRM mempunyai ketinggian 60 m dengan diameter 1,5 m dan laju pembuangan sebesar 14.77 m 3 /jam. Batasan Radioaktivitas udara buangan dari cerobong adalah 10% dari batasan untuk Radioaktivitas udara di dalam laboratorium, yaitu berturut-turut Bq/m 3 untuk radiasi alpha dan 0 Bq/m 3 untuk radiasi beta [3]. Batasan udara buang tersebut memperhitungkan adanya uji elemen bahan bakar bekas dengan kapasitas maksimal pada hotcell. Radioaktivitas alpha dari udara buang IRM, perlu perhitungan ulang besarnya radioaktif yang boleh dilepas ke lingkungan agar tidak memberikan dampak radiologi. Alat monitor udara buang Smart Cam seri: MAN 0070 (Gambar 1) ini mempunyai (dua) channel setting alpha dan beta. Masing-masing channel mempunyai 4 (empat) konfigurasi untuk pengaturan batasan setting radioaktivitas [4]. Untuk mengoptimalkan operasi dari alat yang baru ini perlu dilakukan setting optimal batasan yang diiinkan untuk pelepasan udara buang yang melalui cerobong/stack monitor IRM. Setting tersebut meliputi Batas Normal Operasi (BNO), Batas Administrasi (BA), Batas Peringatan Dini (BPD) dan Batas Pelepasan Maksimum (BPM) untuk radioaktif alpha dan beta. Untuk mendapatkan nilai BA dan BPD serta Batas Normal Operasi (BNO) tersebut harus dihitung terlebih dahulu nilai Batas Pelepasan Maksimum (BPM). BNO adalah suatu batasan aktivitas untuk suatu radinuklida, bila hasil pantauan berada dalam batasan ini berarti instalasi beroperasi normal. BA adalah suatu batasan radionuklida. Jika pemantauan berada dalam batasan ini memberikan informasi telah terjadi peningkatan pelepasan. Berdasarkan informasi BA, Pemegang Iin (PIN) dapat mengajukan pertanyaan kepada Bidang Keselamatan dan selanjutnya memberikan informasi kepada pekerja radiasi yang menyebabkan terjadinya peningkatan radioaktif tersebut. BPD adalah batasan aktivitas suatu radionuklida, bila batasan ini dilampaui PIN dapat melakukan tindakan pemberhentian sementara operasi dan dilakukan analisis apa penyebabnya. Hal ini dilakukan untuk pencegahan terjadinya pelepasan abnormal, sehingga dampak radiologi yang akan melampaui batasan terhadap anggota masyarakat dan lingkungan dapat dihindari. Jika nilai BPM dilampaui PIN harus menghentikan total operasi dan instalasi dinyatakan dalam keadaan kedaruratan nuklir [5]. Sumber radiasi utama di IRM adalah ruangan berperisai radiasi (hotcell). Menurut desain, hotcell 101, 10 atau 103 mampu menampung 6 (enam) bundel tipe Material Testing Reactor (MTR). Untuk cuplikan elemen bakar bekas dengan aktivitas 4E+1 Bq dapat ditempatkan dalam hotcell 104, 105, 107, 108, 110, 111 dan 11. Pada hot cell 106 dapat ditempatkan 5 buah cuplikan padat dengan total aktivitas E+13 Bq. Udara buang yang dilepaskan IEBE, berasal dari ruang kerja dan hotcell setelah melalui HEPA (High Efficiency Particulate Air) filter. Upaya memperkecil paparan berdasarkan prinsip ALARA, dilakukan untuk melindungi masyarakat dari bahaya radiasi yang dilepas melalui cerobong dengan selalu memantau radioaktivitas udara buang. Berdasarkan desain, cerobong udara buang IRM mempunyai ketinggian 60 m dengan diameter 1,5 m dan laju pembuangan sebesar 14.77 m 3 /jam. Batasan STTN-BATAN & PTAPB BATAN 138 Suliyanto, dkk

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 Radioaktivitas udara buangan dari cerobong adalah 10% dari batasan untuk Radioaktivitas udara di dalam laboratorium, yaitu berturut-turut Bq/m 3 untuk radiasi alpha dan 0 Bq/m 3 untuk radiasi beta [3]. Batasan udara buang tersebut memperhitungkan adanya uji elemen bahan bakar bekas dengan kapasitas maksimal pada hotcell. Radioaktivitas alpha dari udara buang IRM, perlu perhitungan ulang besarnya radioaktif yang boleh dilepas ke lingkungan agar tidak memberikan dampak radiologi. Alat monitor udara buang Smart Cam seri: MAN 0070 (Gambar 1) ini mempunyai (dua) channel setting alpha dan beta. Masing-masing channel mempunyai 4 (empat) konfigurasi untuk pengaturan batasan setting radioaktivitas [4]. Untuk mengoptimalkan operasi dari alat yang baru ini perlu dilakukan setting optimal batasan yang diiinkan untuk pelepasan udara buang yang melalui cerobong/stack monitor IRM. Setting tersebut meliputi Batas Normal Operasi (BNO), Batas Administrasi (BA), Batas Peringatan Dini (BPD) dan Batas Pelepasan Maksimum (BPM) untuk radioaktif alpha dan beta. Untuk mendapatkan nilai BA dan BPD serta Batas Normal Operasi (BNO) tersebut harus dihitung terlebih dahulu nilai Batas Pelepasan Maksimum (BPM). BNO adalah suatu batasan aktivitas untuk suatu radinuklida, bila hasil pantauan berada dalam batasan ini berarti instalasi beroperasi normal. BA adalah suatu batasan radionuklida. Jika pemantauan berada dalam batasan ini memberikan informasi telah terjadi peningkatan pelepasan. Berdasarkan informasi BA, Pemegang Iin (PIN) dapat mengajukan pertanyaan kepada Bidang Keselamatan dan selanjutnya memberikan informasi kepada pekerja radiasi yang menyebabkan terjadinya peningkatan radioaktif tersebut. BPD adalah batasan aktivitas suatu radionuklida, bila batasan ini dilampaui PIN dapat melakukan tindakan pemberhentian sementara operasi dan dilakukan analisis apa penyebabnya. Hal ini dilakukan untuk pencegahan terjadinya pelepasan abnormal, sehingga dampak radiologi yang akan melampaui batasan terhadap anggota masyarakat dan lingkungan dapat dihindari. Jika nilai BPM dilampaui PIN harus menghentikan total operasi dan instalasi dinyatakan dalam keadaan kedaruratan nuklir [5]. Gambar 1. Alat Monitor Udara Buang IRM Smart Cam Seri: MAN 0070 Untuk memperkirakan besarnya penyebaran radioaktif ke lingkungan digunakan persamaan matematik Plume Gauss [6,7,8]. Skema penyebaran radioaktifkelingkungan berdasarkan Plume gauss, dapat dilihat pada Gambar. Suliyanto, dkk 139 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 Gambar. Skema Penyebaran Plume Gauss Rumus dasar yang digunakan dalam perhitungan ini atas dasar anggapan bahwa keluaran at radioaktif dari cerobong mengikuti distribusi Gauss. Metoda difusi Gauss merupakan metoda semi-empiris, artinya model dibangun berdasarkan pendekatan analitik dan memasukkan komponenkomponen empiris. Asumsi-asumsi penyelesaian persamaan plume Gauss ini adalah [6,7,8] : 1. Distribusi penyebaran dianggap normal.. Berlaku untuk sumber kontinyu bukan sesaat. 3. Arah dan kecepatan angin di sekitar sumber dianggap konstan. 4. Konsentrasi maksimum di sepanjang garis pusat beluk/kepulan. 5. Tidak ada aliran hilang dalam beluk/kepulan. 6. Aliran dalam persamaan plume Gauss adalah Steady state. 7. Permukaan tanah bertindak sebagai reflektor sempurna. Adanya asumsi asumsi tersebut, dengan demikian persamaan plume Gauss untuk konsentrasi radioaktivitas di udara pada jarak x dari titik lepas dan pada jarak y dari pusat beluk serta ketinggian dari permukaan tanah ialah [5,6] : Q X(x, y,) π u σ y σ y exp H H exp exp...(1) σ y σ σ dengan : Q = laju aktivitas radioaktif yang terlepas di udara, Bq/dt u = kecepatan angin, m/dt. H = tinggi cerobong, m. y, = parameter penyebaran horiontal dan vertikal dari kurva Pasquill, m. X(x,y,) = konsentrasi aktivitas radioaktif di udara pada titik (x,y,) dari titik lepas, Bq/m 3. Konsentrasi aktivitas radioaktif maksimum diperoleh jika y = 0 dan = 0, sehingga persamaan (1) menjadi : Q max x max.,0,0) exp...( ) πu σy σ σ X( H Sedangkan besarnya aktivitas radioaktif yang terdeposit adalah : STTN-BATAN & PTAPB BATAN 140 Suliyanto, dkk

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 W(x,0,0) = X(x,0,0).Vd...(3) dengan : W(x,0,0) = aktivitas radioaktif yang terdeposit, Bq/m.dt Vd = kecepatan deposit dalam m/dt, nilainya bervariasi antara 0,001 m.dt - 1 sampai dengan 0,01 m.dt -1, untuk partikulat bernilai 0,00 m.dt -1. Jatuhan maksimum yang terjadi dari cerobong udara buang dapat ditentukan dari persamaan () diturunkan terhadap x sehingga : dx 0 dx didapat : H Ln X - ln - lnc. (4) dengan c konstanta maka : 1 dx H d 0 3 X dx... (5) dx Penyelesaian dan penyederhanaan persamaan (5) didapat : H...(6) y, = parameter penyebaran horiontal dan vertikal dari kurva Pasquill, dalam satuan m. Dengan diketahui tinggi cerobong buang dari permukaan tanah dapat ditentukan nilai y dan dicari dari kurva Pasquill pada Gambar 3, tentang hubungan antara jarak dari sumber dengan koefisien dispersi vertikal ( ) dan horiontal ( y ). Gambar 3. Hubungan Antara Jarak Dari Sumber Dengan Koeffisien Dispersi Vertikal ( ) Dan Horiontal ( y ) [6,7] Pengambilan hitungan nilai y dan ini pada jarak 1 km dari sumber, berdasarkan lepasan udara buang kemasyarakat maksimum terjadi pada jarak 1 km dari cerobong. Pemakaian persamaan () perlu memperhatikan katagori stabilitas atmosfer (A s.d. F) [5,6,7]. Untuk daerah Serpong dipakai katagori D dengan kecepatan angin berkisar 4 m/dt [9]. Selanjutnya nilai BPM dapat dihitung setelah didapat nilai laju radioaktivitas yang terlepas di udara Q max dalam satuan Bq/jam dan diketahui kapasitas alir udara (D) yang melalui cerobong buang IRM sebesar 14.77 m 3 /jam. BPM dihitung dengan menggunakan persamaan : dengan : BPM = Batas Pelepasan Maksimum dalam satuan Bq/m 3 Q max = Laju radioaktivitas maksimum yang terlepas di udara dalam satuan Bq/jam D = Kapasitas alir udara yang melalui cerobong METODOLOGI Diperhitungkan data pelepasan udara buang ke masyarakat maksimum dan stabilitas atmosfer Suliyanto, dkk 141 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 daerah Serpong. Kurva Pasquill pada koefisien dispersi horiontal ditentukan nilai y. Nilai dapat dicari dari koefisien vertikal atau dihitung menggunakan persamaan: H Batas pelepasan maksimum at radioaktif dari stack monitor IRM dihitung jika nilai y = 0 dan nilai = 0, menggunakan persamaan : Qmax X( xmax.,0,0) πu σ σ y H exp σ Nilai Q max dicari dari persamaan diatas, dimana nilai X(x max,0,0) ditentukan sebesar 0, Bq/m 3 (radioaktivitas alpha) berdasarkan Surat Keputusan Kepala BAPETEN nomor: 0/Ka- BAPETEN/V-1999, dimana kadar tertinggi yang diiinkan di udara untuk uranium-38 bersifat tak larut yang diterima masyarakat. X(x max,0,0) merupakan konsentrasi aktivitas radioaktif di udara pada titik (x,0,0). Nilai BPM dihitung dengan membagi Q max dengan laju lepasan (debit) udara buang dari cerobong IRM. Dari Nilai BPM radioaktivitas alpha ini, kemudian ditentukan nililai BNO, BA dan BPD masing masing sebesar 30 %, 60 %, dan 80 % dari BPM. Nilai BPM BNO, BA dan BPD untuk radioaktivitas beta, ditentukan sebesar 10 x nilai radioaktivitas alpha. HASIL DAN PEMBAHASAN Lepasan udara buang kemasyarakat maksimum terjadi pada jarak 1 km dari cerobong. Stabilitas atmosfer daerah Serpong dipakai katagori kestabilan atmosfer D, dengan kecepatan angin berkisar 4 m/dt. Dengan menggunakan kurva Pasquill pada koefisien dispersi horiontal (Gambar ), didapat nilai y pada jarak 1 km dan katagori kestabilan atmosfer D sebesar 70 m. Nilai pada jarak 1 km dan katagori kestabilan atmosfer D dapat dicari dari koefisien vertikal pada Gambar. Nilai dapat juga dihitung menggunakan persamaan (6), diperoleh hasil sebagai berikut: Perhitungan batas pelepasan maksimum at radioaktif dari stack monitor IRM menggunakan persamaan (1). Dari persamaan (1) tersebut, konsentrasi aktivitas radioaktif akan maksimum jika nilai y = 0 dan nilai = 0, sehingga persamaan (1) menjadi : Qmax X( xmax.,0,0) πu σ σ y H exp σ Dengan memasukkan nilai Q max, H, X, harga y dan serta kecepatan angin (u) di Serpong didapat nilai batas pelepasan maksimum (BPM). Mengingat besarnya lepasan udara buang kemasyarakat maksimum terjadi pada jarak 1 km dari cerobong dan batasan yang diiinkan sebesar 0, Bq/m 3, maka nilai X (x max,0,0) adalah sebesar 0, Bq/m 3 dan berturut-turut nilai u, y dan sebesar 4m/dt, 70 m dan 4,4 m, serta tinggi cerobong (H) = 60 m. Masukkan besaran-besaran tersebut kedalam persamaan diatas, didapat nilai Q max sebesar 0.8 Bq/dt. Oleh karena laju lepasan udara buang dari cerobong IRM sebesar 1477 m 3 /jam atau 1477 m 3 /3600 dt sama dengan 3,97 m 3 /dt, maka didapat BPM sebesar 5.114 Bq/m 3. Q BPM D max 08 Bq Bq dt 5114 1477 3 m m 3600 dt Selanjutnya dari BPM untuk radioaktivitas alpha ini dapat diturunkan Batas Normal Operasi (BNO), Batas Administrasi (BA) dan Batas Peringatan Dini (BPD) yang masing masing sebesar 30 %, 60 %, dan 80 % dari BPM. Nilai BNO sebesar 1.534 Bq/m 3 untuk setting nilai pre alarm dan BA sebesar 3.068 Bq/m 3 untuk setting main alarm alat Smart Cam. Hasil perhitungan nilai setting radioaktivitas alpha dan beta udara buang IRM pada alat Smart Cam seri: MAN 0070, dapat dilihat pada Tabel 1. 3 Tabel 1. Hasil Perhitungan Nilai Setting Alat Smart Cam Seri: MAN 0070 Kondisi operasi Nilai Setting Radioaktivitas alpha, Bq/m 3 Nilai Setting Radioaktivitas beta,bq/m 3 Keterangan BPM 5.114 51.140 Perhitungan BPD 4.091 40.910 80 % dari BPM BA 3.068 30.680 60 % dari BPM BNO 1.534 15.340 30 % dari BPM STTN-BATAN & PTAPB BATAN 14 Suliyanto, dkk

YOGYAKARTA, 31OKTOBER 01 KESIMPULAN Hasil perhitungan nilai setting untuk alat Smart Cam di IRM didapat : 1. Nilai Batas Operasi Normal sebesar 1.534 Bq/m 3, Nilai Batas Administrasi sebesar 3.068 Bq/m 3 untuk setting nilai pre-alarm radiasi alpha dan Nilai Batas Pelepasan Dini sebesar 4.091 Bq/m 3 untuk setting main-alarm radiasi alpha di stack monitor IRM.. Setting untuk BNO, BA dan BPD radiasi beta sebesar 10 kali dari nilai BNO, BA dan BPD radiasi alpha. Kedaruratan Nuklir yang disebabkan oleh lepasan udara buang dari stack monitor IRM terjadi apabila melampaui BPM untuk radiasi alpha sebesar 5.114 Bq/m 3 dan radiasi β sebesar 51.140 Bq/m 3. 3. Kedaruratan Nuklir yang disebabkan oleh lepasan udara buang dari stack monitor IRM terjadi apabila melampaui BPM untuk radioaktif alpha yakni sebesar 5.114 Bq / m 3 dan beta sebesar 51.140 Bq/m 3. 085-4777, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, Serpong, 006. 9. BADAN TENAGA ATOM NASIONAL, Pedoman Umum Penanggulangan Kedaruratan Nuklir di Lokasi Batan di Kawasan Puspiptek Serpong, Serpong, 1987. DAFTAR PUSTAKA 1. BUDI PRAYITNO, EKO PUDJADI, Evaluasi Aktivitas Radiasi Udara Buang selama Uji Pasca Iradiasi Di IRM, Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir III, ISSN : 1410-1998 PEBN BATAN, Jakarta, 1997.. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Baku Tingkat Radioaktif di Lingkungan, BAPETEN nomor: 0/Ka-BAPETEN/V-1999, 1999. 3. ANONIM, Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Radiometalurgi Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, revisi 1, Nomor dokumen KK3J09001, Badan Tenaga Nuklir, Serpong, 01. 4. LAB. IMPEX SYSTEMS, Smart Cam man- 0070 isue 1.7 Operation and maintenance manual, England. 5. ERWANSYAH L, Faktor Penyebaran Zat Radioaktif Yang Terlepas Ke Atmosfer Di Daerah Batan Serpong, Majalah Batan Vol. 3 no : 1, 1990. 6. JOHN R. LAMARSH, Introduction to Nuclear Engineering, Addison-Weley publishing company, New York, 1975. 7. TAKEISHI, MINORU, Determination of Derived Emission Limits for Airborne and Liquid, PNC,JAERI, Japang,1996. 8. BUDI PRAYITNO, Perhitungan Nilai Batas Pelepasan Maksimum (BPM) Untuk Radioaktif Alpha Dan Beta Udara Buang Instalasi Radiometalurgi, Buletin Urania volume 1 nomor 1 Januari 006, ISSN : Suliyanto, dkk 143 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN