Garuda - Garba Rujukan Digital

PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL Suliyanto .; Budi Prayitno
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 5 (2010): April 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (203.675 KB)

ABSTRAK PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL. Prediksi Dosis Pembatas Untuk Pekerja Radiasi Di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE), telah dilakukan. Nilai Batas Dosis (NBD) berdasarkan SK. Kepala BAPETEN Nomor 01/Ka-BAPETEN/V-1999, tentang Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) ditentukan sebesar 50 mSv/tahun. Tujuan dari prediksi dosis pembatas (dose constraint) untuk peningkatan keselamatan bagi pekerja radiasi. DEST pekerja radiasi ini adalah jumlah dari dosis interna dan eksterna yang diterima dalam satu tahun dan tidak termasuk dosis medik. Prediksi dosis pembatas ini berdasarkan NBD dari International Commission On Radiological Protection International 60 (ICRP 60). Metoda yang dipakai untuk prediksi dosis pembatas dengan mengevaluasi data DEST yang diterima oleh pekerja radiasi di IEBE dari tahun 1991 sampai 2009. Dari data DEST yang diterima oleh pekerja radiasi di IEBE diambil DEST tertinggi dan DEST rerata. Prediksi dosis medik yang diterima pekerja radiasi dalam satu tahun juga diperhitungkan. Total prediksi DEST yang diterima oleh pekerja radiasi di IEBE sebesar 2,17 mSv/tahun. Apabila dosis pembatas untuk pekerja radiasi di IEBE ditetapkan 50% dari ketentuan ICRP 60 atau sebesar 10 mSv/tahun, maka dapat disimpulkan bahwa dosis pembatas tersebut dapat diberlakukan di IEBE. Kata kunci : dosis pembatas, nilai batas dosis, prediksi dosis.

KEDARURATAN NUKLIR DI INDONESIA DAN PENANGGULANGANNYA Budi Prayitno
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 1, No 01 (2008): April 2008
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (328.602 KB)

ABSTRAKKEDARURATAN NUKLIR DI INDONESIA DAN PENANGGULANGANNYA. Kebutuhan sumber energi di Indonesia di abad 20 diprediksi akan meningkat pesat sehingga diperkirakan akan terjadi krisis listrik. Selama ini kebutuhan energi listrik di Indonesia menggunakan bahan bakar tak terbarukan seperti : minyak bumi, batubara , panas bumi, gas alam dan tenaga air. Untuk mengatasi krisis energi tersebut, pada tahun 2016 Indonesia memasok sebagian kecil energi listrik dari penggunaan tenaga nuklir. Saat ini di Indonesia beroperasi 3 reaktor nuklir untuk keperluan penelitian, yaitu : Reaktor Kartini di Yogyakarta berdaya 100 KWth, Reaktor Bandung yang berdaya 2 MWth terletak di Bandung dan Reaktor G. A Siwabessy di Serpong berdaya 30 MWth. Pengoperasian reaktor nuklir untuk penelitian dan pembangkit energi akan berdampak kepada masyarakat dan lingkungan apabila terjadi kedaruratan nuklir. Selain itu kedaruratan nuklir dapat terjadi karena perang nuklir ataupun kecelakaan reaktor nuklir di negara tetangga. Untuk itu dampak penggunaan energi nuklir perlu disosialisasikan kepada masyarakat tindakan apa yang harus dilakukan apabila terjadi kedaruratan nuklir di Indonesia dan bagaimana cara penanggulangannya. Tujuannya agar masyarakat lebih memahami penanggulangan kedaruratan nuklir.Kata kunci : efek radiasi, kedarutan nuklir, kesiapsiagaan nuklir

PROSEDUR PENANGGULANGAN KEDARURATAN NUKLIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR Budi Prayitno; Suliyanto .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (341.177 KB)

ABSTRAK PROSEDUR PENANGGULANGAN KEDARURATAN NUKLIR PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR. Prosedur Penanggulangan Kedaruratan Nuklir Di Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), telah dibuat berdasarkan Undang-undang Republik Indonesia nomor 10 tahun 1997. Prosedur penanggulangan kedaruratan nuklir PTBN bertujuan untuk dapat digunakan sebagai pedoman apabila terjadi kedaruratan nuklir ditingkat fasilitas, agar dampak radiologi ke lingkungan maupun dampak sabotase/ancaman dapat diatasi secara dini. Dalam prosedur penanggulangan kedaruratan nuklir PTBN diatur tugas dan tanggung-jawab masing-masing unit penanggulangan. Dengan adanya prosedur penanggulangan kedaruratan nuklir ini diharapkan apabila terjadi kedaruratan nuklir di fasilitas PTBN, maka para petugas yang berkepentingan dalam keadaan siap siaga untuk melaksanakan tugas dan tanggung-jawabnya. Kata kunci : kedaruratan nuklir, prosedur kedaruratan, radiasi kontaminasi

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009 Endang Sukesi; Sudaryati .; Budi Prayitno
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 5 (2010): April 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (356.029 KB)

ABSTRAK EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009. Telah dilakukan evaluasi pengukuran radioaktivitas alpha (α) dan beta (β) di permukaan lantai instalasi radiometalurgi Tahun 2009. Tujuan dari kegiatan ini agar pekerja radiasi yang bekerja di Instalasi Radiometalurgi (IRM) terhindar dari bahaya radiasi dan kontaminasi. Pengukuran dilakukan secara kuantitatif dengan Portable Scaler Ratemeter-8 (PSR-8) yang dilengkapi dengan detektor α dan β dan kualitatif dengan MCA. Tes usap dilakukan pada permukaan lantai seluas 100 cm2 dengan mempergunakan kertas filter berdiameter 5,2 cm. Daerah yang diukur adalah lantai ruang : R.135, R.136, R.140 dan R.143. Hasilnya menunjukkan untuk lantai R.135 radioaktivitas α sebesar = (0,026±0,018) Bq/cm2, R.136 = (0,025±0,024) Bq/cm2, R.140 = (0,038±0,037) Bq/cm2, R.143 = (0,034±0,049) Bq/cm2 dan untuk lantai R.135 radioaktivitas β sebesar = (0,034±0,049) Bq/cm2, R.136 = (0,604±1,886) Bq/cm2, R.140 = (0,057±0,051) Bq/cm2, R.143 = (0,118±0,125)Bq/cm2. Hasil analisis secara kualitatif menunjukkan radionuklida yang terdapat di lantai berupa nuklida dari alam yaitu : Pb-212, Pb-214, Tl-208, Bi-214, Ac-228 dan K-40. Hasil dari pengukuran ini secara keseluruhan berada di bawah batasan yang diijinkan. Kata kunci : radiasi dan kontaminasi, radioaktivitas, tes usap.

ANALISIS DEPOSISI RADIONUKLIDA PEMANCAR ALFA PADA SALURAN PERNAFASAN MELALUI PROSES INHALASI DALAM KONDISI SISTEM TATA UDARA YANG BERBEDA DI INSTALASI RADIOMETALURGI Eko Pudjadi; Budi Prayitno; Sri Wahyuningsih
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 2 (2009): April 2009
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2009.15.2.2595

ABSTRAK ANALISIS DEPOSISI RADIONUKLIDA PEMANCAR ALFA PADA SALURAN PERNAFASAN MELALUI PROSES INHALASI DALAM KONDISI SISTEM TATA UDARA YANG BERBEDA DI INSTALASI RADIOMETALURGI. Telah dilakukan analisis deposisi radionuklida gros alfa dalam saluran perrnafasan pekerja melalui proses inhalasi. Analisis ini bertujuan untuk melihat seberapa besar konsentrasi radionuklida gros alfa yang terhirup oleh pekerja dibandingkan dengan batasan yang direkomendasikan oleh IAEA. Metode yang digunakan adalah menggunakan pendekatan model biokinetika sistem pernafasan manusia sesuai ICRP Publikasi 66/1994 yang diekstrapolasi dari pengukuran konsentrasi radioaktifitas radionuklida pemancar alfa di udara. Pengukuran radionuklida pemancar alfa di udara dilakukan di operating area dan service area Instalasi Radiometalurgi (IRM). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa aktifitas radionuklida pemancar a di paru-paru untuk orang yang bekerja selama 4 jam per hari di operating area berturut-turut sebesar 1.232 Bq, 3.988 Bq dan 38.917 Bq per hari dalam kondisi VAC normal, VAC Off 8 jam dan VAC Off 51 jam. Sedangkan untuk service area, aktifitas radionuklida pemancar a di paru-paru berturut-turut menunjukkan 1.577 Bq, 3.756 Bq dan 36.561 Bq per hari. Aktifitas radionuklida pemancar a di paru-paru dalam kondisi VAC Off 51 jam harus menjadi perhatian khusus karena aktifitas yang masih terdeposit selama 16 jam setelah mengalami proses clearance oleh jaringan paru-paru masih di atas batasan turunan yang diijinkan. Kata kunci: Aerosol, diameter partikel, radiasi interna, proses inhalasi dan model biokinetika. ABSTRACT ANALYSIS OF ALFA EMITTED RADIONUCLIDE DEPOSITION AT RESPIRATORY TRACT VIA INHALATION PROCESS UNDER DIFFERENCE AIR-VENTILATION SYSTEM AT RADIOMETALLURGY INTALLATION. Analysis of alfa gross radionuclide deposition in RMI worker respiratory tract has been done. The objective is proposed to examine widely level of alfa gross radionuclide inhaled if compared it to the IAEA recommendation. Analysis method used biokinetic modeling for human respiratory tract according ICRP Publication No. 66/ 1994. This calculation was extrapolated from measurement of indoor air alfa radioactivity. Indoor air alfa gross radionuclide activity was measured at operating area and service area in Radiometallurgy Installation (RMI). The calculation results showed that a gross radionuclide activity in lung for worker during 4 hours per day in operating area was 1.232 Bq, 3.988 Bq and 38.917 Bq per day for condition of VAC normal, VAC Off 8 hours and VAC Off 51 hours respectively. Calculation of service area showed that a gross radionuclide activity in the lung was 1.577 Bq, 3.756 Bq and 36.561 Bq per day respectively for the three different VAC condition. a radionuclide activity in the lung for VAC Off 51 hours condition must be noticed because deposited activity during 16 hours after clearance process by lung tissue still higher than permissible derived limit. Keywords: Aerosol, particle size, internal radiation, inhalation process and biokinetic model.

Title

Found 5 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 5 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 5 Documents
Search