1978-9971-2010-085

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V

Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971

Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 85

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 masing-

masing 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




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 rata-

rata 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

24Na. 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 radiasinya2. 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 P1. Pada tahap B-B’ laju

paparannya menurun dari P1 ke P2 setelah

dipasang sistem penahan radiasi.




Gambar 1 Laju paparan versus waktu

peluruhan

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 t1 dan t2,

ditetapkan laju paparan P2 sebesar 7,5

mR/jam dan P3 sebesar 2,5 mR/jam 1.

Sebelum melewati batas laju paparan P3

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. Ix

adalah intensitas paparan setelah melewati

penahan setebal x, Io adalah intensitas

paparan tanpa penahan, x adalah tebal

penahan dan adalah koefisien atenuasi

linier bahan.

. x

x oI I e ......... (1)

Pengaturan waktu pemaparan (t)

dirumuskan oleh Persamaan 2. Nilai paparan

yang diterima (Px) sebanding dengan laju

paparan radiasi (Po).

.x oP P t ............ (2)

Hubungan nilai laju paparan (P)

untuk sumber radiasi titik terhadap jarak (r)

dirumuskan oleh Persamaan 3. Nilai paparan

(Pa dan Pb) berbanding lurus terhadap

kuadrat jarak ke sumber radiasi (ra dan rb).

2 2. .a a b bP r P r ........... (3)

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




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 (mR/jam) dan umur paro yang

relatif pendek (dalam orde jam). Sehingga

penanganannya menggunakan metode

pengungkungan/peluruhan terlebih dahulu

sampai nilai aktivitasnya turun menjadi

sebesar P1 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

demikian besarnya laju paparan pada titik P1

dapat ditentukan. Selang waktu t0-t1 dari

masing-masing sampel berbeda-beda

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 (P0) 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 P1 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.




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




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

t0-t1, t0-t3 dan t1-t2 (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 (P0) 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,

24Na, 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.




Al-Foil

0

100

200

300

400

500

600

700

800

0 50 100 150

Waktu Peluruhan (jam)

La

ju P

ap

ara

n

(mR

/ja

m)

Xe-133

0

5000

10000

15000

20000

25000

0 100 200 300


La

ju P

ap

ara

n

(mR

/ja

m)

Kr-85

0

20000

40000

60000

80000

100000

120000

0 100 200 300


La

ju P

ap

ara

n

(mR

/ja

m)

Au-198

0

50000

100000

150000

200000

250000

300000

350000

0 500 1000 1500


La

ju P

ap

ara

n

(mR

/ja

m)

Na-24

0

50000

100000

150000

200000

250000

300000

350000

400000

0 100 200 300


La

ju P

ap

ara

n

(mR

/ja

m)

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

dibanding sumber radioaktifnya. Hal ini

dapat mengurangi faktor kesalahan

pengukuran umur paro dari masing-masing

sumber radioaktif terutama untuk sumber

yang aktivitasnya jauh lebih tinggi seperti

pada 198

Au dan 24

Na.




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,

133Xe,

198Au, dan

24Na 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 t0-t1 seperti yang ditunjukkan dalam

Tabel Laju paparan dan peluruhan sumber-

sumber radioaktif atau dalam Gambar 1.

Dengan menggunakan perhitungan

Persamaan 3 diperoleh batasan jarak

penanganan terhadap sumber radioaktif 85

Kr,

133Xe,

198Au,

24Na, 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.

0,200,22

3,15

0,69

0.00

0.50

1.00

1.50

2.00

2.50

3.00

3.50

Kr-85 Xe-133 Au-198 Na-24

Wak

tu M

ak

sim

al

(det

ik)

Gambar 4. Grafik paparan radiasi versus

waktu maksimum

203.9

94.2

363.4 378

16.5

570.7

0.0

100.0

200.0

300.0

400.0

500.0

600.0

Kr-85 Xe-133 Au-198 Na-24 Al-Foil Total

Ja

ra

k m

inim

al

(cm

)

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




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 P1 dapat

ditentukan sebesar 180,2 mR/jam.

Sedangkan waktu peluruhan dari t0 terhadap

t1, t2 dan t3 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 (P0), ketersediaan penahan

radiasi dan umur paro (T½) dari masing-

masing 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

(mR/jam)


t1 t2 t3

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




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

85Kr,

133Xe,

198Au, dan

24Na 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.




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, Ist edition, 1978.

1978-9971-2010-085

Documents