Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Widyanuklida
B.Y. Eko Budi Jumpeno
Unknown Affiliation
Materials Science & Nanotechnology

Published : 10 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 10 Documents
Search

 1 
Keselamatan dan Keamanan Dalam Pemanfaatan Zat Radioaktif Non Bahan Nuklir B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 5 Nomor 2, Desember 2004
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2353.237 KB)

Abstract

ABSTRAK Prosedur keselamatan yang memadai telah diaplikasikan dalam pemanfaatan zat radioaktif baik bahan nuklir maupun non bahan nuklir. Namun meningkatnya ancaman terorisme global dan pencurian zat radioaktif yang mungkin akan digunakan untuk tujuan yang dapat mengganggu ketenangan, keselamatan dan keamanan masyarakat mendorong Badan Tenaga Atom Intemasional (International Atomic Energy Agency-IAEA) menyelenggarakan International Conference on the Safety of Radioactive Sources and the Security of Radioactive Material di Dijon, Perancis pada bulan September 1998. Sistem keamanan zat radioaktif non bahan nuklir relatif kurang ketat dibandingkan dengan sistem keamanan yang diterapkan di fasilitas pembangkit listrik tenaga nuklir, reaktor riset, pusat riset bahan nuklir, pabrik pengkayaan bahan nuklir dan pusat senjata nuklir. Kekhawatiran akan terjadinya pencurian zat radioaktif non bahan nuklir yang mungkin akan disalahgunakan untuk menciptakan kepanikan dan ketakutan di kalangan masyarakat sepertidalam bentuk ledakan 'dirty bomb' menjadikan rencana program Badan Tenaga Atom International mengenai isu keselamatan sumber radiasi dan keamanan zat radioaktif non bahan nuklir sangat mendesak untuk direalisasikan oleh fasilitas yang memanfaatkan zat radioaktif non bahan nuklir dan oleh Badan Pengawas.   ABSTRACT Sufficient safety procedures have been applied on utilizing radioactive material. However, the increasing of global terrorism threats and radioactive material thefth which might create instability on safety and security of the society encourages the International Atomic Energy Agency (IAEA) conducting the International Conference on the Safety of Radioactive Sources and the Security of Radioactive Material in Dijon, France in September 1998. Security system on utilizing of radioactive material non nuclear fuel is relatively less tight compared with it applied in nuclear power plant facility, research reactor, nuclear fuel research centre, nuclear fuel enrichment plant and nuclear weapon facility. Worrying condition caused by theft of radioactive material non nuclear fuel that it will be used to make panicky and fearful situation in the society like dirty bomb, makes action plan of International Atomic Energy Agency about safety of radiation sources and security of radioactive material non nuclear fuel urgent to be realized by facility and regulatory body.
Evaluasi Hasil Pengujian Keselamatan Kamera Radiografi Gamma Industri Jenis Portabel di Laboratorium PTKMR BATAN Tahun 2012-2013 B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 14 Nomor 1, November 2014
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (417.193 KB)

Abstract

ABSTRAKPengujian tersebut mengacu pada SNI ISO 3999:2008 dan SNI-6650.2-2002. Pengujian keselamatan kamera radiografi gamma ini berkaitan dengan pelaksanaan Perka BAPETEN No. 7 Tahun 2009 Pasal 42, Ayat (1) butir b dan c. Pada kurun waktu tahun 2012-2013 Laboratorium PTKMR BATAN melakukan pengujian 23 kamera gamma beserta asesorisnya. Dari 23 kamera gamma yang diuji, hanya 8 kamera gamma yang mendapatkan uji kebocoran radiasi, uji kebocoran radioaktif, serta uji visual dan ketahanan proyeksi dan hanya 5 kamera gamma yang lolos uji. Mengingat dalam Perka BAPETEN No. 7 Tahun 2009 hanya mewajibkan pelaksanaan uji kebocoran radioaktif untuk memperoleh perpanjangan izin, pengguna kamera gamma tidak mengajukan jenis uji tersebut. Untuk menjamin adanya dasar hukum yang mendukung pelaksanaan pengujian kamera gamma radiografi sesuai standar nasional Indonesia , maka Perka BAPETEN No. 7 Tahun 2009 perlu direvisi.ABSTRACTSafety Testing Evaluation of Industrial Radiography Gamma Camera of Type Portable at PTKMR BATAN Laboratory Year 2012-2013. The testing conducted refers to the ISO 3999:2008 and ISO -2002 - 6650.2 . Safety testing of gamma radiography camera is related to the implementation of BAPETEN Head Act No . 7 Year 2009 Article 42, Paragraph ( 1 ) point b and c . In the period of 2012-2013 PTKMR BATAN Laboratory had conducted a testing of 23 gamma cameras and its accessories. From 23 gamma cameras tested, only 8 gamma camera got radiation leakage test, radioactive leakage test, visual test and endurance as well as projection and only 5 gamma cameras that passed the test . Given the BAPETEN Head Act No. 7 Year 2009 only requires the implementation of radioactive leak test to extent the licence, so the gamma camera users do not necessary to pose the other kind of tests. To ensure that the legal basis supporting the implementation of appropriate radiographic testing of gamma cameras suits to Indonesian National Standards, the BAPETEN Head Act No. 7 Year 2009 is necessary to be revised. 
Pengukuran Konsentrasi Radioaktivitas Udara Lingkungan di Kawasan Pusat Penelitian Tenaga Nuklir Pasar Jumat, Jakarta B.Y. Eko Budi Jumpeno; Leny Darlem; Sugito Sugito
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 6 Nomor 1, Juli 2005
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2675.08 KB)

Abstract

ABSTRAK Pengukuran tingkat radioaktivitas udara lingkungan di kawasan PPTN Pasar Jumat telah dilakukan dengan mengambil sampel di 11 titik dalam kawasan yaitu 3 titik di kawasan Pusat Pendidikan dan Pelatihan (PUSDIKLAT), 3 titik di kawasan Pusat Pengembangan Bahan Galian dan Geologi Nuklir (P2BGGN), 2 titik di kawasan Pusat Penelitian dan Pengembangan Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir (P3KRBiN) dan 3 titik di kawasan Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Isotop dan Radiasi (P3TIR). Dalam perhitungan konsentrasi radioaktivitas udara (KRU) ini dipertimbangkan parameter waktu paro radionuklida dan koreksi faktor geometri pencacahan sampel terhadap sumber standard Ra.D.E.F. Partikulat udara dikumpulkan dengan kertas filter menggunakan air sampler dan dicacah menggunakan alat pencacah Geiger Mueller. Berdasarkan perhitungan yang dilakukan diperoleh tingkat KRU tertinggi di ruang limbah (P3KRBiN) yaitu sebesar 1,56502 Bq/liter, sedangkan KRU terendah di halaman belakang SDAL (P3TIR) yaitu sebesar 4,52441 x10-3 Bq/liter. Tingkat KRU yang lain berturut-turut adalah 9,7231 x10-3 Bq/liter (ruang kelas A-Pusdiklat), 9,2174 x10-2 Bq/liter (bunker penyimpanan sumber-Pusdiklat), 7,19356 x10-2 Bq/liter (di atas bunker penyimpanan sumber-Pusdiklat), 6,01847 x10-3 Bq/liter (depan pintu masuk gedung Pusdiklat), 4,89352 x10-3 Bq/liter (tempat penyimpanan limbah cair-P2BGGN), 5,85681 x10-3 Bq/liter (pembuangan udara Lab Geokimia-P2BGGN), 2,7457 x10-1 Bq/liter (ruang pengerusan Lab. Geokimia-P2BGGN), 1,58613 x10-2 Bq/liter (taman-P3KRBiN), 5,36863 x10-3 Bq/liter (depan pintu penyimpanan limbah-P3TIR) dan 4,93260 x10-3 Bq/liter (menara air-P3TIR).   ABSTRACT Level of radioactivity in the air was measured from samples at 11 locations in the Nuclear Research Centre Area; namely 3 location at Centre for Education and Training (CET) area, 3 locations at Centre for Development Nuclear Ore and Geology (CDNOG) area, 2 points at Centre for Development of Isotopes an Radiation Technology (CDIRT) area and 3 locations at Centre for Development of Radiation Safety and Nuclear Bio-medicine (CDRSNB) area. In the calculation of radioactivity concentration in the air (derived air concentrations - DAC), it is considered radionuclide half-life and geometric factor on the counting. Air particulates are collected in the filter by using air sampler. Then it's activity is measured by GM counter. Based on the measurement, the location at waste room (CDRSNB) has the highest DAC, as 1.56502 Bq/liter. Meanwhile, the location at backyard SDAL (CDIRT) has the lowest DAC, as 4.52441 x10-3 Bq/liter. The other DAC subsequently, are 9.7231 x10-3 Bq/liter (class room A-CET)), 9.2174 x10-2 Bq/liter (bunker CET), 7.19356 x10-2 Bq/liter (above bunker-CET), 6.01847 x10-3 Bq/liter (front of entry door CET), 4.89352 x10-3 Bq/liter (liquid waste room-CDNOG), 5.85681 x10-3 Bq/liter (air outlet Geochemical lab-CDNOG), 2.7457 x10-1 Bq/liter (Geochemical lab-CDNOG), 1.58613 x10-2 Bq/liter (park-CDRSNB), 5.36863 x10-3 Bq/liter (front of radioactive waste storage-CDIRT) and 4,9326 x10-3 Bq/liter (water tower-CDIRT).
The Basic Safety Standard (Standar Keselamatan Radiasi) B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 2 Nomor 2, Agustus 1999
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK Dalam kerangka kerja the Inter-Agency Committee on Radiation Safety (IACRS), telah dibentuk suatu sekretariat bersama oleh enam organisasi internasional pada tahun 1991. Beberapa anggota komite ini yaitu IAEA, ILO, OECD/NEA, FAO, PAHO dan WHO kemudian mensponsori terbentuknya the International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources atau dikenal dengan the Basic Safety Standard (BSS). Setelah disetujui oleh semua organisasi sponsor, BSS diterbitkan dalam IAEA Safety Series No. 115 pada tahun 1996. Dalam tulisan ini akan diuraikan sejarah singkat standar keselamatan radiasi, pengertian tentang efek radiasi, practices dan interventions, tujuan pembentukan BSS, ruang lingkup BSS, kewajiban dalam BSS, serta persyaratan dalam pelaksanaan BSS. ABSTRACT Under an umbrella of the Inter-Agency Committee on Radiation Safetv (lACRS) and under coordinationship of the International Atomic Energy Agency, six international organizations have founded a joint-secretariate in 1991. The members of the secretariate. i.e. IAEA, ILO, OECD/NEA, FAO, PAHO and WHO then worked on to establish the International Basic Safety Standards for Protection against ionizing Radiation and .for the Safety of Radiation Sources or the Basic Safety Standard (BSS). The standard was issued as IAEA Safety Series No. 115 in 1996. This paper covers a brief discussion on radiation safety standard radiation effects, practices and interventions. It also covers a presentation on the goal and scope of the BSS and what have to be prepared for the implementation of the BSS.
Karakteristik Bacaan Dosimeter OSL (Optically Stimulated Luminescence) Komersial Terhadap Radiasi Gamma Menggunakan Microstar Reader B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 11 Nomor 1, November 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3269.577 KB)

Abstract

ABSTRAK Te1ah dilakukan evaluasi dosis pada dosimeter OSL komersial InLight XA yang tidak diannealing dan tidak mendapat paparan radiasi, uji linieritas dosimeter OSL, dan evaluasi dosis pada dosimeter OSL yang sudah mendapat paparan radiasi. Hasil pembacaan ulang pada dosimeter yang tidak mendapat paparan radiasi setelah disimpan sekitar 3 minggu menunjukkan perubahan dosis berkisar -0,2 s.d. 0,22 mSv. Hasil bacaan ulang yang lebih rendah setelah penyimpanan kemungkinan disebabkan oleh faktor variasi pembacaan yang nilainya ± 10%. Uji linieritas dosimeter OSL komersial InLight XA menunjukkan linieritas dengan faktor korelasi sebesar 0,9999. Sementara itu, hasil pembacaan ulang pada dosimeter OSL yang sudah mendapat paparan radiasi dan dikoreksi dengan kontrol setelah disimpan lebih dari 6 bulan menunjukkan adanya penurunan dosis 1,18 s.d. 18 % dan kenaikan dosis 2,5 s.d. 13,46 %. Penurunan dan kenaikan hasil bacaan kemungkinan disebabkan oleh faktor pemudaran (fading) dan faktor variasi pembacaan.   ABSTRACT Dose has been evaluated on a commercial OSL InLight XA dosimeters which are not being annealed and do not get exposure to radiation. Linearity testing and dose evaluation on the OSL dosimeters that have got exposure to radiation also have been carried out. Re-reading results after being saved about 3 weeks on the dosimeter that does not get radiation exposure showed changes ranging from -0.2 to 0.22 mSv. The result of repeated readings lower after storage may be caused by variations in reading factor whose value is ± 10%. OSL dosimeters commercial InLight XA test shows linearity with correlation factor of 0.9999. Meanwhile, the results of re-reading after more than 6 months at the OSL dosimeters that have got exposure to radiation and corrected with control showed a decrease in dose of 1. 18 to 18% and an increase in dose of 2.5 to 13.46%. The decrease and increase of the reading may be caused by fading factors and the variation in reading factor.  
Uji Visual dan Ketahanan Proyeksi Pada Peralatan Radiografi Gamma Industri Jenis Portabel B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 12 Nomor 1, November 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (5797.749 KB)

Abstract

ABSTRAK Uji visual dan ketahanan proyeksi pada kamera gamma industri portabel jenis Tech Ops 660 A/2190, Delta 880 / D5549, Amertes 660B/B1822, dan Sentinel 660 A/A 1357 serta 4 perangkat kendali sumber telah dilakukan. Metode pengujian yang diterapkan mengacu pada SNI ISO 3999:2008. Pengujian ini dilakukan untuk memastikan dan menjamin bahwa peralatan radiografi yang digunakan memenuhi persyaratan keselamatan berkaitan dengan kondisi visual dan mekanik sehingga layak dioperasikan dengan aman. Pelaksanaan uji visual dilakukan dengan pemeriksaan visual pada kamera gamma dan perangkat kendali sumber. Sedangkan pelaksanaan uji ketahanan proyeksi dilakukan dengan memasang perangkat radiografi gamma dan alat pelengkung 90° pada selongsong kabel kendali dan pelengkung 45° pada selongsong proyeksi. Hasil uji menunjukkan bahwa kamera gamma tipe Tech Ops 660 A dan Delta 880 lolos uji, sedangkan tipe Amertes 660 B dan Sentinel 660 A tidak lolos uji. Sedangkan pada uji visual dan ketahanan proyeksi 4 perangkat kendali sumber menunjukkan bahwa hanya 2 yaitu perangkat kendali sumber (Tech Ops 660 A) dan perangkat kendali sumber (Sentinel 660 A) yang lolos uji.   ABSTRACT Visual and projection endurance test on portable industrial gamma cameras type AI2190 Tech Ops 660, Delta 8801 D5549, Amertes 660BIB1822, and Sentinel 660 A 1A 1357 as well as 4 source control devices has been done. Tesing methods are applied refer to SNI ISO 3999:2008. The tes is performed to ensure and guarantee that the use of portable radiography equipments meet the safety requirements relating to visual and mechanical condition so it is worth operated safely. Implementation of visual test was performed by visual examination of the gamma cameras and the source control devices. Meanwhile, projection endurance test is done by installing gamma radiography devices and 90° and 45° bending equipment to cable housing and source guide tube respectively. The result of the test shows that the gamma cameras type A Tech Ops 660 and Delta 880 pass the test, whereas type Amertes 660 B and Sentinel 660 A not pass the test. While, the test of 4 projection control devices indicate that only two control devices, namely the source control device (Tech Ops 660 A) and the source control device (Sentinel 660 A) that pass the test.  
Program Proteksi Radiasi Bidang Radiografi Industri di Pusdiklat - BATAN B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 3 Nomor 2, Agustus 2000
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3222.342 KB)

Abstract

PENDAHULUAN Pemanfaatan dan pemakaian zat radioaktif dan sumber radisai lainnya di bidang industri semakin meningkat di Indonesia. Bidang radiografi industri merupakan salah satu bidang yang banyak memanfaatkan zat radioaktif dan/atau sumber radiasi lainnya. Radiografi industri ialah pemeriksaan struktur dan/atau kualitas bahan dengan metode uji tak rusak yang menggunakan radiasi. Untuk menjamin keselamatan pekerja dan anggota masyarakat serta melindungi lingkungan hidup, diperlukan adanya program proteksi radiasi dalam instalasi radiografi industri. Program proteksi radiasi ini harus dilaksanakan secara konsisten dan konsekuen agar keselamatan radiasi dapat terwujud. Pusat Pendidikan dan Pelatihan-Badan Tenaga Nuklir Nasional (Pusdiklat - BATAN) merupakan salah satu institusi yang memanfaatkan zat radioaktif dan/atau sumber radiasi lainnya untuk kegiatan pendidikan dan pelatihan bidang radiografi industri. Pusdiklat-BATAN memiliki instalasi radiografi industri berupa sumber radiasi gamma (Ir-192 dan Co-60) dan pesawat sinar-X (merk Rigaku yang berpendingin udara dan merk Andrex yang berpendingin air). Dalam tulisan ini akan dikaji pelaksanaan program proteksi radiasi di Pusdiklat - BATAN dalam bidang radiografi industri khususnya untuk sumber radiasi gamma. 
Kajian Implementasi Inspeksi Internal Keselamatan Radiasi di Fasilitas Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 13 Nomor 1, November 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3901.93 KB)

Abstract

ABSTRAK Telah dilakukan kajian implementasi inspeksi internal keselamatan radiasi di fasilitas radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN). Inspeksi internal keselamatan radiasi di lingkungan BATAN didasarkan pada Keputusan Kepala BATAN No. 356/KA/VIII/1999. Inspeksi internal ini berlangsung sejak tahun 1999 s.d. 2005. Namun dengan terbitnya Keputusan Kepala BATAN No. 392/KA/XI/2005, maka inspeksi internal keselamatan radiasi tersebut tidak dilaksanakan lagi. Selanjutnya inspeksi internal/pemantauan keselamatan radiasi menjadi tanggung jawab masing-masing satuan kerja. Implementasi inspeksi internal keselamatan mengacu pada 19 elemen yang tercantum dalam Panduan Inspeksi Keselamatan Radiasi BATAN Revisi ke-3. Tahapan kegiatan inspeksi internal keselamatan radiasi meliputi: persiapan, pertemuan awal dan pemeriksaan dokumen, verifikasi lapangan, pertemuan akhir, serta penyusunan laporan inspeksi internal. Pelaksanaan inspeksi internal dilakukan oleh tim yang dikoordinir oleh ketua dengan surat tugas dari pejabat berwenang pada masing-masing satuan kerja. Persiapan inspeksi internal dilakukan dengan menyiapkan daftar periksa dan dokumen lainnya, alat ukur radiasi serta peralatan pendukung lainnya. Mengingat keterbatasan waktu dan personil yang ada, audit dan verifikasi lapangan hanya mengacu pada sebagian elemen/parameter inspeksi. Namun demikian, implementasi inspeksi internal dapat mencakup semua parameter inspeksi sebagaimana tercantum dalam Panduan Inspeksi Keselamatan Radiasi BATAN apabila diperlukan dan sumber daya yang dibutuhkan tersedia. Hasil pelaksanaan inspeksi internal kemudian disusun dalam suatu laporan hasil inspeksi. Kesimpulan dan saran-saran yang disampaikan dalam laporan menjadi landasan tindakan perbaikan yang harus ditindaklanjuti oleh penanggungjawab fasilitas radiasi.   ABSTRACT Internal inspections of radiation safety in radiation facilities has been performed at National Nuclear Energy Agency (BATAN). Internal inspections of radiation safety at BATAN based on the Decree of the Head BATAN No. 356/KA/VIII11999. The internal inspection lasted since 1999 till 2005. With the publication of Decree of Head BATAN No. 392/KA/Xl/2005, the internal safety inspections radiation are not executed anymore. Further internal inspection / monitoring radiation safety is the responsibility of each work unit. Implementation of internal safety inspection refers to 19 elements listed in the BATAN Radiation Safety Inspection Guide Revised 3rd The stages of internal inspections of radiation sofety activities include: preparation, initial meeting and inspection of documents, field verification, the end of the meeting, as well as the reporting of the internal inspection. Internal inspections carried out by a team coordinated by the chairman with the appointment letter from the competent authority in each working unit. Preparation of internal inspections carried out by preparing checklists and other documents, as well as the radiation measuring instruments and other support equipment. Given the limitations of time and personnel, audits and field verification only refers to the partial element / parameter inspection. However, the implementation of an internal inspection can cover all inspection parameters as listed in the Radiation Safety Inspection Guide BATAN if necessary and required resources available. The results of internal inspections are then arranged in an inspection report. Conclusions and suggestions are presented in the statement of the basis the corrective action must befollowed up by the responsible radiation facility.  
Dampak Jatuhan Debu Radioaktif: Kajian Tingkat Radioaktivitas Sr-90 dan Cs-137 Dalam Biota Laut B.Y. Eko Budi Jumpeno
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 1 Nomor 1, Februari 1998
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2986.099 KB)

Abstract

Bahwa percobaan bom nuklir di atmosfer yang telah dilakukan oleh beberapa negara sejak tahun 1945 menimbulkan lepasan radioisotop ke udara. Demikian juga terjadinya kecelakaan reaktor nuklir. Lepasan radioisotop ini kemudian akan terkondensasi dan terdeposisi ke darat dan laut. Lepasan radioisotop ini disebut jatuhan debu radioaktif (fall out). Melalui rantai makanan radioisotop akan dapat meningkatkan tingkat radioaktivitas biota laut. Taku Koyanagi telah melakukan penelitian tingkat radioaktif Sr-90 dan Cs-137 dalam air laut dan daging ikan di laut Jepang, arus Kuroshio serta arus Oyashio. Ternyata tingkat radioaktivitas (aktivitas spesifik) air laut dan daging ikan mencapai puncak antara tahun 1962 s.d. 1964. Pengukuran ini sesuai dengan tingkat radioaktivitas lepasan radioisotop ke udara (fall out) yang memuncak sekitar tahun enampuluhan. Meningkatnya tingkat radioaktivitas biota laut mengandung potensi bahaya jika biota laut itu menjadi produk laut yang dikonsumsi oleh manusia, karena radioisotop itu mungkin akan terdeposisi dalam target organ dan menimbulkan kerusakan organ akibat radiasi yang dipancarkannya.
Sertifikasi Ulang Kamera Radiografi Gamma Industri Jenis Portabel B.Y. Eko Budi Jumpeno; Bunawas Bunawas
Widyanuklida Widyanuklida, Volume 13 Nomor 1, November 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (4995.456 KB)

Abstract

ABSTRAK Telah diuraikan metode pengujian pada sertifikasi ulang kamera radiografi gamma industri tipe portabel. Sertifikasi ulang tersebut mencakup 3 pengujian yaitu pengukuran laju dosis ekivalen ambien, uji kebocoran sumber radioaktif, serta uji visual dan ketahanan proyeksi peralatan radiografi gamma industri. Pengujian mengacu pada standar yang tercantum dalam SNI ISO 3999:2008, SNI 18-6650.2-2002, dan ketentuan keselamatan yang ditetapkan dalam Perka BAPETEN No. 7 Tahun 2009. Laporan/sertifikat pengujian yang diterbitkan digunakan sebagai bahan pertimbangan BAPETEN dalam menerbitkan izin pemanfaatan radiografi industri. Para pemangku kepentingan yang meliputi BAPETEN, dunia industri radiografi, dan lembaga penguji harus duduk bersama untuk merumuskan protokol sertifikasi ulang dan menetapkan waktu berlakunya protokol tersebut. Apabila protokol tersebut disepakati oleh para pemangku kepentingan maka persyaratan keselamatan sebagaimana dinyatakan dalam Perka BAPETEN No. 7 Tahun 2009 dapat dipenuhi tanpa mengabaikan sisi ekonomi dalam pemanfaatan radiografi gamma industri. Komitmen bersama para pemangku kepentingan berdasarkan protokol yang disepakati merupakan suatu persyaratan utama dalam pelaksanaan sertifikasi ulang kamera radiografi gamma industri, ketika aspek teknis pengujian sudah siap diimplementasikan.   ABSTRACT Testing method already described in recertification of industrial gamma radiography camera type portable. The recertification includes 3 (three) testing, namely the ambient equivalent dose rate measurement, leak test of radioactive sources, and visual and endurance test of projected industrial gamma radiography equipment. The testing refers to the standard set forth in ISO 3999:2008, ISO 18-6650.2-2002, and safety provisions set out in the BAPETEN Chairman Regulation No. 7:2009. Test reporticertificate issued in the recertification program is used as a material consideration in issuing permits utilization BAP ETEN industrial radiography. Stakeholders in the recertification of program industrial gamma radiography camera type portable which includes BAP ETEN, community of industrial radiography, and independent testing body should discuss together to formulate protocols recertification and set the time of entry into force of the protocols. If recertification protocols of industrial gamma radiography camera was agreed by the stakeholder, so safety requirements as stated in the BAPETEN Chairman Regulation No. 7:2009 can be met without compromising the economic factor in the utilization of industrial gamma radiography. Commitment with stakeholders based on agreed-upon protocol is a key requirement in the implementation of recertification industrial gamma radiography camera, when the technical aspects oj the test is ready to be implemented.  
Co-Authors Bunawas Bunawas Leny Darlem Sugito Sugito