PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI Wijono, Pujadi, dan Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENGUNGKUNGAN 85 Kr, 133 Xe, 198 Au DAN 24 Na PASCA IRADIASI. Telah dilakukan proses pengungkungan sumber radioaktif 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na pasca iradiasi. Waktu iradiasinya masingmasing 5 menit, kecuali 85 Kr selama 15 menit. Sumber-sumber tersebut memiliki umur paro yang relatif pendek (kecuali 85 Kr) dan beraktivitas tinggi, sehingga harus diterapkan metode teknik proteksi radiasi eksterna yang tepat dan memadai (sesuai peraturan ketenaganukliran) untuk meningkatkan jaminan keselamatan radiasi. Alat ukur radiasi yang digunakan adalah Monitor 4 S/N 26140 dengan detektor GM LND712, Dose Calibrator Mark VI S/N 20406-5880-05 dan sistem pencacah kamar pengion Capintec CRC- 7BT S/N 71742. Hasil pengukuran umur paro 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na berturut-turut sebesar (14,32 jam ± 7,22%), (17,84 jam ± 13,80%), (64,49 jam ± 2,39%) dan (15,05 jam ± 0,56%). Laju paparan awalnya adalah 103912,0; 22181,9; 330167,7 dan 357265,4 mr/jam. Dari jenis penahan radiasi (kontainer dan kotak Pb) yang digunakan maka dapat ditentukan faktor koefisien atenuasi linear bahannya ( ) sebesar 0,06028 mm -1. Laju paparan maksimal pasca pengungkungan didapat 180,2 mr/jam. Dengan demikian dapat ditentukan waktu pengungkungan minimal sumber-sumber tersebut masing-masing selama 131,37; 123,90; 699,03 dan 164,92 jam. Dengan menggunakan teknik proteksi radiasi eksterna yang tepat, diharapkan penanganan hasil iradiasi 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na dapat berlangsung dengan selamat dan aman bagi pekerja radiasi maupun lingkungan. Kata kunci : iradiasi, sumber radioaktif, paparan, proteksi dan radiasi eksterna ABSTRACT THE IMMOBILIZATION OF SOURCES OF 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, AND 24 Na AFTER IRRADIATION PROCESS. The immobilization of sources of 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, and 24 Na after irradiation process have been carried out. Irradiation time of 5 minutes was done for all materials, except for 85 Kr that was 15 minutes. The sources have a short half-life (except 85 K) and have high activity. The method of external radiation protection technique application which adequate and correct should be applied appropriate with Nuclear Energy Regulation to improve radiation safety assurance. The radiation measuring instrument used were Monitor 4 S/N 26140 with detector of GM LND712, Dose Calibrator Mark of VI S/N 20406-5880-05 and Ionization Chamber Counting System of Capintec CRC-7BT S/N 71742. The measured half life of 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, and 24 Na were (14.32 hour ± 7.22%), (17.84 hour ± 13.80%), (64.49 hour ± 2.39%) and (15.05 hour ± 0.56%), respectively. The early rate exposure are 103912.0; 22181.9; 330167.7 and 357265.4 mr/hour respectively. From type of radiation shield (box and container of Pb) can be determined the coefficient factor of materials linear attenuation ( ) was 0.06028 mm -1. The maximum exposure fast after decay was 180.2 mr/hour. Thereby it can be determined that immobilization time of lact the source were 131.37; 123.90; 699.03 and 164.92 hour respectively. By using corrected external radiation protection technique it is expected the handling of irradiation result of 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, and 24 Na can be done safely and secure for radiation worker and environment. Keywords : irradiation, radioactive source, expossure, protection and externa radiation Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 85

I. PENDAHULUAN Penerapan teknologi nuklir telah banyak digunakan di berbagai bidang, diantaranya pemanfaatan 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na yang diiradiasi di dalam Reaktor Nuklir. Sumber-sumber radioaktif ini ratarata memiliki umur paro yang relatif pendek (dalam orde jam). Waktu iradiasinya kadang berselang beberapa hari/minggu terhadap penggunaannya, sehingga diperlukan tingkat radioaktivitas tinggi dari hasil iradiasi. Dengan demikian diperlukan teknik pengungkungan berupa aplikasi teknik proteksi radiasi eksterna yang memadai dalam penanganan hasil pasca iradiasi sampai proses penggunaannya (sesuai peraturan ketenaganukliran yang berlaku). Pengungkungan ini bertujuan untuk meningkatkan jaminan keselamatan radiasi terhadap manusia (pekerja radiasi dan lingkungan). Salah satu Peraturan ketenaga-nukliran yang mengatur tentang Ketentuan Keselamatan Kerja terhadap Radiasi adalah Keputusan Kepala BAPETEN No. 01/Ka- BAPETEN/V-99. Secara operasional peraturan ini mengatur tentang batasan nilai laju dosis radiasi untuk pekerja radiasi dengan nilai lebih kecil dari 50 msv/tahun atau 2,5 mrem/jam dan untuk masyarakat umum lebih kecil dari 0,25 mrem/jam. 1 Pada makalah ini akan dilakukan kajian tentang aplikasi proteksi radiasi terhadap hasil iradiasi 85 Kr, 133 Xe, 198 Au dan 24 Na. Aplikasi teknik proteksi radiasi (meminimalkan waktu pemaparan, memaksimalkan jarak dari sumber radiasi dan memasang penahan radiasi) dianalisis menggunakan data laju paparan radiasi gamma dan waktu peluruhannya pasca iradiasi. Selanjutnya disesuaikan dengan ketentuan standar seperti yang tertuang dalam peraturan ketenaganukliran yang berlaku. Dengan demikian diharapkan penanganan terhadap sumber-sumber pasca iradiasi dapat berlangsung dengan selamat dan aman bagi pekerja radiasi, anggota masyarakat maupun lingkungan. II. TEORI Teknik proteksi radiasi eksterna dapat dilakukan dengan meminimalkan waktu pemaparan, memaksimalkan jarak dari sumber radiasi dan memasang penahan radiasi yang sesuai jenis radiasinya 2. Grafik Gambar 1 menunjukkan karakteristik laju paparan versus waktu peluruhan yang melewati tahap penurunan aktivitas pada titik A-B-C dan A-B-B -C. Untuk penanganan sumber radioaktif yang beraktivitas tinggi dan berumur paro pendek menggunakan metode peluruhan terlebih dahulu (tahap A- B) sampai nilai aktivitasnya turun sesuai dengan ketersediaan fasilitas proteksi radiasi yang ada sebesar P 1. Pada tahap B-B laju paparannya menurun dari P 1 ke P 2 setelah dipasang sistem penahan radiasi. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 86

adalah intensitas paparan setelah melewati penahan setebal x, I o adalah intensitas paparan tanpa penahan, x adalah tebal penahan dan adalah koefisien atenuasi linier bahan. I x x I. e... (1) o Pengaturan waktu pemaparan (t) dirumuskan oleh Persamaan 2. Nilai paparan yang diterima (P x ) sebanding dengan laju paparan radiasi (P o ). Gambar 1 Laju paparan versus waktu peluruhan P x P. t... (2) o Penurunan laju paparan pada tahap B- B tergantung jenis koefisien atenuasi bahan yang digunakan. Tahap B-C adalah peluruhan laju paparan tanpa penerapan teknik proteksi radiasi. Sedangkan B -C adalah peluruhan laju paparan setelah penerapan teknik proteksi radiasi dilakukan. Setelah melewati waktu peluruhan t 1 dan t 2, ditetapkan laju paparan P 2 sebesar 7,5 mr/jam dan P 3 sebesar 2,5 mr/jam Sebelum melewati batas laju paparan P 3 pekerja radiasi diharuskan menerapkan sistem optimalisasi jarak dan waktu sesuai Persamaan 1 dan 2. Koefisien atenuasi linear suatu bahan penahan radiasi (shielding) tergantung jenis bahan dan energi sinar gamma. Proses atenuasi sinar gamma yang berinteraksi dengan penahan radiasi mengikuti fungsi eksponensial seperti pada Persamaan 1. I x 1. Hubungan nilai laju paparan (P) untuk sumber radiasi titik terhadap jarak (r) dirumuskan oleh Persamaan 3. Nilai paparan (P a dan P b ) berbanding lurus terhadap kuadrat jarak ke sumber radiasi (r a dan r b ). P. r P. r... (3) 2 2 a a b b III. TATA KERJA Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah 4 sumber radiasi dari hasil iradiasi di Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy yang berupa 85 Kr, 133 Xe3, 198 Au dan 24 Na. Sumber-sumber tersebut telah diiradiasi beserta masing-masing pembungkusnya (alumunium foil). Waktu iradiasinya masing-masing selama 5 menit, kecuali 85 Kr yang diiradiasi selama 15 menit. Alat ukur radiasi yang digunakan adalah Monitor 4 S/N 26140 dengan detektor GM LND712, Dose Calibrator Mark VI S/N Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 87

20406-5880-05 dan sistem pencacah kamar pengion Capintec CRC-7BT S/N 71742. Foto alat-alat ini ditunjukkan dalam Gambar 2. Sistem penahan radiasi (shielding) menggunakan kontainer dengan tebal 25 mm dan kotak Pb dengan tebal 28 mm. Sedangkan peralatan bantu keselamatan menggunakan pinset, sarung tangan karet, pemantau radiasi perorangan (TLD), isolatip, stereofoam, kertas tissue, kantong plastik isolator dan beberapa stiker berlambang radiasi 3. Sampel-sampel pasca iradiasi tersebut di atas memiliki laju paparan radiasi yang cukup tinggi hingga ribuan mili Rontgen/jam dan umur paro yang relatif pendek (dalam orde jam). Sehingga penanganannya menggunakan metode pengungkungan/peluruhan terlebih dahulu sampai nilai aktivitasnya turun menjadi sebesar P 1 sesuai dengan tersedianya fasilitas proteksi radiasi yang ada (seperti ditunjukkan dalam Gambar 1. Jenis penahan radiasi ditentukan dari bahan timbal (Pb) yang berupa kontainer dan kotak Pb. Total tebal penahan radiasi tersebut dapat dihitung sebesar 53 mm. Dengan menggunakan Persamaan 3 maka nilai faktor koefisien atenuasi linier bahan ( ) dapat ditentukan dari hasil pengukuran laju paparan sebelum dan sesudah menggunakan penahan. Dengan tergantung aktivitas dan umur paronya. Besarnya aktivitas ditentukan oleh jenis sumber radioaktif pasca iradiasi dan lamanya proses iradiasi di dalam reaktor. Umur paro ditentukan dari hasil pengulangan pengukuran laju paparan menggunakan monitor 4 pada jarak tetap. Hal ini dilakukan pada jarak tertentu dari sumber radiasi yang laju paparannya harus lebih kecil dari 2,5 mr/jam untuk menghindari nilai paparan yang melampaui batas yang diijinkan sesuai peraturan ketenaganukliran yang berlaku. Teknik meminimalkan waktu pemaparan dilakukan pada saat memindahkan sumber-sumber radioaktif pasca iradiasi (yang telah melewati fase pengungkungan) ke dalam sistem kontainer dan kotak Pb secepatnya. Sebagai koreksi nilai laju paparan awal (P 0 ) masing-masing sumber dijumlahkan dengan laju paparan awal alumunium foil (Al-Foil) pembungkusnya. Apabila umur paro sumber jauh lebih besar dibanding Al-foilnya, maka pada saat laju paparannya sebesar P 1 maka nilai koreksinya tidak lagi berpengaruh terhadap aktivitas murni dari sumber yang bersangkutan. Dengan menggunakan Persamaan 2 maka karakteristik grafik paparan radiasi terhadap waktu penanganan maksimumnya dapat ditentukan. demikian besarnya laju paparan pada titik P 1 dapat ditentukan. Selang waktu t 0 -t 1 dari masing-masing sampel berbeda-beda Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 88

Gambar 2. Skema aplikasi teknik proteksi radiasi eksterna terhadap hasil irradiasi 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na. Teknik proteksi radiasi memaksimalkan jarak dilakukan dengan menempatkan posisi pekerja radiasi pada jarak tertentu terhadap sumber-sumber pasca iradiasi sehingga para pekerja radiasi dan non radiasi/masyarakat umum masing-masing Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 89

hanya terpapar maksimal 2,5 mr/jam dan 0,25 mr/jam 1. Perhitungan jarak minimal terhadap sumber radioaktif dapat ditentukan dengan menggunakan Persamaan 3. Pengukuran laju paparan radiasi menggunakan Monitor 4 yang dimulai dari posisi terjauh hingga terdekat terhadap sumber radiasi. Posisi ini tanpa menggunakan penahan radiasi sekunder dan pada selang waktu jam kerja normal bagi pekerja (8 jam/ hari), sehingga para pekerja radiasi maupun non radiasi tidak mendapatkan akumulasi dosis yang tidak melampaui Nilai Batas Dosis (NBD) tahunan. Setelah diperoleh grafik karakteristik laju paparan permukaan luar sistem pembungkus dari masing-masing sumber radiasi terhadap waktu peluruhannya maka dapat ditentukan selang waktu penanganan t 0 -t 1, t 0 -t 3 dan t 1 -t 2 (sesuai grafik Gambar 1). Selanjutnya dari hasil pengukuran dan perhitungan ini dapat dibuat tabel laju paparan, waktu iradiasi dan waktu peluruhan dari masing-masing sumber radioaktif pasca iradiasi. IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran laju paparan radiasi awal (P 0 ) pada jarak 1 cm dari sumber radioaktif 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na pasca aktivasi masing-masing sebesar 103912,0; 22181,9; 330167,7; dan 357265,4 mr/jam. Sedangkan umur paronya ditentukan dari hasil pengulangan pengukuran laju paparan menggunakan monitor 4 pada jarak tetap. Hal ini dilakukan pada jarak tertentu dari sumber radiasi yang laju paparannya kurang dari 2,5 mr/jam untuk menghindari nilai paparan yang melampaui batas yang diijinkan sesuai peraturan ketenaganukliran yang berlaku. Hasil pengukuran umur paro dari sumber radioaktif 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, 24 Na, dan Al-Foil masing-masing sebesar (14,32 jam ± 7,22%), (17,84 jam ± 13,80%), (64,49 jam ± 2,39%), (15,05 jam ± 0,56%) dan (15,71 jam ± 10,29%). Nilai ketidakpastian dari hasil pengukuran umur paro 85 Kr dan 133 Xe terlihat lebih besar dibanding sumber radioaktif lainnya. Hal ini kemungkinan disebabkan adanya perbedaan faktor geometri dari sumber 85 Kr dan 133 Xe yang berbentuk/wujud gas. Sedangkan untuk jenis sumber lain ( 198 Au dan 24 Na) berbentuk padat. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 90

Laju Paparan Laju Paparan Laju Paparan Laju Paparan Laju Paparan Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V 800 700 600 500 400 300 200 100 0 Al-Foil 25000 20000 15000 10000 5000 0 Xe-133 0 50 100 150 0 100 200 300 120000 350000 100000 300000 80000 60000 40000 20000 0 Kr-85 0 100 200 300 250000 200000 150000 100000 50000 0 Au-198 0 500 1000 1500 400000 350000 300000 250000 200000 150000 100000 50000 0 Na-24 0 100 200 300 Gambar 3. Grafik laju paparan radiasi versus waktu peluruhan Dari Gambar 3 juga ditunjukkan karakteristik grafik laju paparan versus waktu peluruhan untuk Al-Foil. Nilai laju paparannya memiliki relatif lebih kecil dapat mengurangi faktor kesalahan pengukuran umur paro dari masing-masing sumber radioaktif terutama untuk sumber yang aktivitasnya jauh lebih tinggi seperti dibanding sumber radioaktifnya. Hal ini pada 198 Au dan 24 Na. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 91

Jarak minimal (cm) Waktu Maksimal (detik) Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V Karakteristik grafik paparan radiasi sesaat pasca iradiasi versus waktu maksimum untuk pekerja radiasi ditunjukkan dalam Gambar 4. Hasil ini menunjukkan waktu maksimum penanganannya berbanding terbalik terhadap besar laju paparan awalnya. Waktu maksimum penanganan terhadap 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na masing-masing 0,69; 3,15; 0,22 dan 0,20 detik. Nilai waktu-waktu tersebut tidak memungkinkan bagi pekerja radiasi untuk melakukan proses pemindahan dari tempat iradiasi ke dalam kontainer dan kotak Pb yang membutuhkan waktu normal sekitar 60 detik. Oleh karena itu diperlukan proses pengungkungan sampai laju aktivitas masing-masing sumber pasca iradiasi menurun sampai 180,2 mr/jam (sesuai kemampuan tebal sistem penahan radiasi yang digunakan). Lamanya pengungkungan minimal dari sumber-sumber tersebut di atas masing-masing 131,37; 123,90; 699,03 dan 164,92 jam. Nilai ini sebesar interval waktu antara t 0 -t 1 seperti yang ditunjukkan dalam Tabel Laju paparan dan peluruhan sumbersumber radioaktif atau dalam Gambar 1. Dengan menggunakan perhitungan Persamaan 3 diperoleh batasan jarak penanganan terhadap sumber radioaktif 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, 24 Na, Al-Foil, dan Total seluruh sumber pasca iradiasi untuk pekerja radiasi seperti yang ditunjukkan dalam Gambar 5. Jarak minimum penanganannya terhadap sumber masing-masing sebesar 203,9; 94,2; 363,4; 378,0; 16,5 dan 570,7 cm. Pada jarak minimum ini dapat digunakan untuk melakukan proses pengulangan dari pengukuran laju paparan pada jarak tetap, sehingga hasilnya dapat digunakan untuk memperhitungkan umur paro dan besarnya laju paparan pada permukaan sumber. Dengan metode ini para pekerja radiasi tidak akan memperoleh paparan radiasi yang melampaui batas yang diizinkan sesuai peraturan ketenaganukliran yang berlaku. 3.50 3.00 2.50 2.00 1.50 1.00 0.50 0.00 0,69 3,15 0,22 0,20 Kr-85 Xe-133 Au-198 Na-24 Gambar 4. Grafik paparan radiasi versus waktu maksimum 600.0 500.0 400.0 300.0 200.0 100.0 0.0 203.9 94.2 363.4 378 16.5 570.7 Kr-85 Xe-133 Au-198 Na-24 Al-Foil Total Gambar 5. Grafik paparan radiasi versus jarak minimum Jenis penahan radiasi telah ditentukan dari bahan timbal (Pb) yang berupa kontainer dan kotak Pb. Total tebal penahan radiasi tersebut dapat dihitung Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 92

sebesar 53 mm. Dengan menggunakan Persamaan 1 maka nilai faktor koefisien atenuasi linear bahan ( ) dapat ditentukan sebesar 0,06028 mm -1. Dengan demikian besarnya laju paparan pada titik P 1 dapat ditentukan sebesar 180,2 mr/jam. Sedangkan waktu peluruhan dari t 0 terhadap t 1, t 2 dan t 3 untuk masing-masing sumber radioaktif ditunjukkan dalam tabel laju paparan, waktu iradiasi dan peluruhan sumber-sumber radioaktif. Waktu iradiasi 85 Kr paling lama (15 menit) dibandingkan sumber lainnya yang masing-masing selama 5 menit. Namun aktivitas yang dihasilkan lebih kecil dibandingkan aktivitas 198 Au ataupun 24 Na. Hal ini membuktikan bahwa besarnya aktivitas tidak hanya ditentukan oleh lamanya proses iradiasi di dalam reaktor, namun ditentukan juga oleh jenis sumber radioaktif yang diiradiasi. Dengan diketahuinya Laju paparan radiasi awal (P 0 ), ketersediaan penahan radiasi dan umur paro (T½) dari masingmasing sumber sumber radioaktif pasca iradiasi, maka dapat ditentukan metode yang tepat pada aplikasi teknik proteksi radiasi yang harus digunakan dalam penanganannya. Dengan demikian diiharapkan proses penanganan terhadap sumber-sumber radioaktif tersebut di atas dapat berlangsung dengan aman dan selamat bagi pekerja radiasi maupun lingkungan. Tabel 1. Laju paparan, waktu iradiasi dan peluruhan sumber-sumber radioaktif No Sumber Radioaktif Waktu Iradiasi Laju Paparan t 1 t 2 t 3 1 Kr-85 15 menit 103912,0 131,37 154,07 219,75 2 Xe-133 5 menit 22181,9 123,90 152,17 234,00 3 Au-198 5 menit 330167,7 699,03 801,25 1097,03 4 Na-24 5 menit 357265,4 164,92 188,78 257,82 5 Al-Foil 5 menit 678,0 30,03 54,93 126,97 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 93

V. KESIMPULAN Telah ditentukan metode aplikasi teknik proteksi radiasi eksterna terhadap sumber radioaktif 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na pasca iradiasi. Alat ukur radiasi yang digunakan dalam penelitian ini adalah Monitor 4 S/N 26140 dengan detektor GM LND712, Dose Calibrator Mark VI S/N 20406-5880-05 dan sistem pencacah kamar pengion Capintec CRC-7BT S/N 71742. Hasil pengukuran umur paro masing-masing sumber sebesar (14,32 jam ± 7,22%), (17,84 jam ± 13,80%), (64,49 jam ± 2,39%) dan (15,05 jam ± 0,56%) dan laju paparan awalnya masing-masing 103912,0; 22181,9; 330167,7 dan 357265,4 mr/jam. Dari jenis penahan radiasi (kontainer dan kotak Pb) yang digunakan maka dapat ditentukan faktor koefisien atenuasi linier bahannya ( ) sebesar 0,06028 mm -1. Laju paparan maksimal yang dicapai pasca pengungkungan sebesar 180,2 mr/jam. Dengan demikian dapat ditentukan waktu pengungkungan minimal dari sumber-sumber tersebut masing-masing selama 131,37; 123,90; 699,03 dan 164,92 jam. Dengan menggunakan metode aplikasi teknik proteksi radiasi eksterna yang tepat, diharapkan penanganan hasil iradiasi 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, dan 24 Na dapat berlangsung dengan selamat dan aman bagi pekerja radiasi maupun lingkungan. UCAPAN TERIMA KASIH 1. Bapak Dr. Susilo Widodo, selaku Kepala Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jakarta 2. Bapak Kepala Pusat Reaktor Serba Guna Badan Tenaga Nuklir Nasional, Puspiptek, Tangerang 3. Bapak Ir. Suwoto, MT, Saleh Hastaman, ST, Mustafa dan Ainul yang telah banyak membantu pelaksanaan teknis pada proses iradiasi Ar-41 di PRSG BATAN 4. Bapak Drs. Otto Pribadi Ruslanto, MT, Selaku Kepala Bidang Metrologi Radiasi PTKMR BATAN 5. Bapak Holnisar, Hermawan Candra, S.Si, Rosdiani dan Agung Agusbudiman, selaku staf sub bidang standardisasi yang telah banyak membantu proses iradiasi dan pengambilan data penelitian 6. Achmad Abdullah, Sigit Nur Cahyo dan Arif Maulana Yusuf, selaku mahasiswa praktek dari Fakultas MIPA UI, yang telah banyak membantu proses pengambilan data penelitian di Laboratorium Standardisasi, PTKMR- BATAN. DAFTAR PUSTAKA 1. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Ketentuan Keselamatan Kerja terhadap Radiasi, Keputusan Kepala Bapeten No. 01/Ka.Bapeten/V-99, Jakarta, 1999. 2. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Himpunan Peraturan Perundang-undangan Ketenaga-nukliran, Jakarta, 2003. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 94

3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Recommendations for the Safe Use and Regulation of Radiation Sources in Industry, Medicine, Research and Teaching, Safety Series No. 102, IAEA, 1990. 4. A. MARTIN and A. An. HARBISON, Introduction to Radiation Protection, third edition, 1986. 5. NICHOLAS TSOULFANIDIS, Measurements Procedures, NCRP Report No.58, I st edition, 1978. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional 95