Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS Anto Setiawanto; Rohidi Rohidi; Puspitasari Ramadania
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 15, No 1 (2018): April 2018
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (617.166 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2018.15.1.4791

Abstract

PENGENDALIAN PAPARAN RADIASI DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA BATU TOPAZ PASCA IRADIASI DI RSG-GAS. Pemanfaatan RSG-GAS diantaranya adalah mengiradiasi batu topaz. Agar batu topaz siap untuk dikirim ke pengguna maka harus melalui proses peluruhan berkisar 5 s.d 10 tahun di ruang penyimpanan sementara sehingga terjadi penumpukan batu topaz yang mengakibatkan akumulasi paparan radiasi maka harus dilakukan pengendalian agar tidak melebihi batas yang diizinkan. Metode yang dilakukan yaitu menentukan tata letak ruangan, memasang perisai radiasi fleksibel dengan 2 (dua) lapis, pemetaan radiasi gamma didalam ruang penyimpanan dan permukaan pintu ruang. Hasil pengukuran diperoleh paparan radiasi tertinggi di permukaan topaz adalah 9300,0 μSv/jam, menggunakan perisai lapis pertama diperoleh 100,0 μSv/jam, perisai radiasi lapis kedua adalah 5,0 μSv/ jam, permukaan pintu luar ruang adalah 4,0 μSv/jam dengan demikian paparan dipintu luar ruang tidak melebihi batas yang diizinkan yaitu ≤ 10 μSv/jam. Sedangkan pekerja radiasi yang akan bekerja di dalam ruang penyimpanan harus memperhatikan kaidah keselamatan yaitu waktu, jarak, perisai dan didampingi oleh petugas proteksi radiasi serta dilakukan pengamatan penerimaan dosis pekerja radiasi agar tidak melebihi 20 mSv/tahun, dengan demikian para pekerja radiasi dapat bekerja secara aman dan terkendali serta aspek keselamatan dapat terpenuhi.Kata kunci : Pengendalian radiasi, batu topaz, titik pengukuran, peluruhan
PENENTUAN AKTIVITAS SAMARIUM-153 DALAM RANGKA UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DI LINGKUNGAN BATAN Rohidi Rohidi; Anto Setiawanto; Subiharto Subiharto
Reaktor : Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Vol 14, No 1 (2017): April 2017
Publisher : Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) RSG-GAS

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (446.371 KB) | DOI: 10.17146/bprn.2017.14.1.3889

Abstract

PENENTUAN AKTIVITAS 153Sm DALAM RANGKA UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DI LINGKUNGAN BATAN. Laboratorium Spektrometer Gamma Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS, yang digunakan untuk pengukuran dan analisis aktivitas radionuklida pada sampel limbah cair, air pendingin primer dan lainnya yang berasal dari pengoperasian RSG-GAS. Agar hasil pengukuran dari peralatan Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS akurat dan presisi maka perlu mengikuti uji banding antar Laboratorium di BATAN yang diselenggarakan oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) BATAN. Salah satu dengan penentuan aktivitas radionuklida 153Sm yang dilakukan dengan metode komparatif dengan menggunakan spektrometer gamma. Langkah kegiatan ini terdiri dari kalibrasi energi, pencacahan standar dan sampel, yang selanjutnya aktivitas sumber ditentukan dengan menggunakan aktivitas sumber standar. Hasil analisis aktivitas pada tanggal 17 Agustus 2016 jam 09:02:11 WIB didapatkan nilai sebesar 29273,71 Bq dengan nilai ketidakpastian sebesar  4,19 %. Hasil uji banding terhadap nilai aktivitas sumber acuan sebesar – 7,79 %. Nilai tersebut dikatagorikan memuaskan karena kurang dari 10 %. Dari hasil tersebut dapat dinyatakan tingkat keakuratan dan kepresisian peralatan Spektrometer Gamma Laboratorium Fisika Kesehatan RSG-GAS memiliki kompetensi yang baik dalam melakukan pengukuran aktivitas sumber radiasi. Kata kunci: 153Sm, uji banding, aktivitas ABSTRACT DETERMINATION OF 153Sm ACTIVITIES IN THE FRAMEWORK OF APPEAL BETWEEN TESTING LABORATORY IN THE BATAN. Gamma Spectrometer Laboratory Health Physics Laboratory RSG-GAS, which is used for measurement and analysis of radionuclides activity in sample of waste water, primary cooling water from the operation of RSG-GAS. So that the measurement results of the Health Physics Laboratory equipment RSG-GAS accurate and precision it is necessary to follow the inter laboratory comparisons in BATAN organized by Center for Radiation Safety Technology and Metrology Metrology (PTKMR) BATAN. One with the determination the activity of the radionuclide 153Sm conducted by the comparative method using gamma spectrometer. Step calibration activity consists of energy, standards and sample enumeration, which further source activity is determined using standard source activity. The results of the analysis of activity on August 17, 2016 09:02:11 pm hour of 29273.71 Bq values obtained with uncertainty value of 4.19%. The result of an appeal against a reference resource activity value of - 7.79%. This value is satisfactory categorized as less than 10%. From these results it can be stated level of accuracy and precision equipment Gamma Spectrometer Laboratory Health Physics RSG-GAS have a good competence in measuring the activity of the radiation source. Keywords : 153Sm, comparative tests, activity