Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Radionuklida [¹⁷⁷Lu]Lu bebas pengemban adalah sediaan radionuklida [¹⁷⁷Lu]Lu dengan aktifitas spesifik yang sangat tinggi namun dibutuhkan pemisahan yang sangat sulit untuk memperolehnya. Pada penelitian ini dikembangkan metode produksi [¹⁷⁷Lu]Lu bebas pengemban dari aktivasi tidak langsung isotop Ytterbium alam menggunakan metode pemisahan kromatografi penukar ion dengan fasa diam resin Dowex W50 X8 dan campuran eluen alpha Hydroxyisobutiric Acid (α-HIBA) dan HCl. Hasil penelitian menunjukan bahwa reaktor nuklir G.A Siwabessy telah mampu menghasilkan [¹⁷⁷Lu]Lu sebanyak 296 MBq/10 mg sampel Yb₂O₃. Dua metode pemisahan spesifik diperoleh, pertama dengan menahan radionuklida [¹⁷⁷Lu]Lu di dalam resin sedangkan ion dan radionuklida pengotor keluar dari kolom menggunakan campuran eluen HCl 0,25 M dan ɑ-HIBA 0,1 M yang dapat mengeluarkan pengotor [¹⁷⁵Yb]Yb  sekitar 1,6 x 10^-3 % yield/ml dan [¹⁶⁹Yb]Yb sekitar 4,2 % yield/ml. Metode kedua didapatkan dengan menggunakan peningkatan konsentrasi eluen α-HIBA 0,15 M yang menyebabkan [¹⁷⁷Lu]Lu keluar dari kolom sedangkan pengotor tetap berada di dalam kolom dengan kemurnian [¹⁷⁷Lu]Lu sekitar 81,9 % dan aktifitas spesifik (1,163 GBq/mg). Faktor peningkatan konsentrasi HCl diatas 0,25 M pada eluen menyebabkan penurunan selektifitas pemisahan [¹⁷⁷Lu]Lu dari matriks ytterbium. Sedangkan faktor peningkatan temperatur elusi 50 ^oC dapat menaikan selektifitas pemisahan dengan menahan lebih baik [¹⁷⁷Lu]Lu di dalam resin.

---

No-carrier added [¹⁷⁷Lu]Lu radionuclide is a [¹⁷⁷Lu]Lu radionuclide preparation with very high specific activity but requires very difficult separation to obtain it. In this research, a carrier-free [¹⁷⁷Lu]Lu production method was developed from indirect activation of natural Ytterbium isotopes using an ion exchange chromatography separation method with a Dowex W50 X8 resin and mixed eluent alpha hydroxyisobutyric acid (α-HIBA) and hydrochloric acid (HCl). The research results showed that the G.A Siwabessy nuclear reactor was able to produce [¹⁷⁷Lu]Lu as much as 296 MBq/10 mg Yb₂O₃ sample. Two specific separation methods were obtained, first by retaining the [¹⁷⁷Lu]Lu radionuclide in the resin while the impurity ions and radionuclides come out of the column using a mixture of 0.25 M HCl and 0.1 M ɑ-HIBA eluents which can remove [¹⁷⁵Yb]Yb impurities around 1.6 x 10-3 % yield/ml and [¹⁶⁹Yb]Yb around 4.2 % yield/ml. The second method was obtained by using an increase in the eluent concentration of 0.15 M α-HIBA which caused [¹⁷⁷Lu]Lu to come out of the column while the impurities remained in the column with a [¹⁷⁷Lu]Lu purity of around 81.9% and specific activity (1.163 GBq/mg ). The increasing factor of HCl concentration above 0.25 M in the eluent causes a decrease in the selectivity of [¹⁷⁷Lu]Lu separation from the ytterbium matrix. Meanwhile, increasing the elution temperature by 50 ^oC can increase separation selectivity by better retaining [¹⁷⁷Lu]Lu in the resin."

"Penelitian ini membahas optimasi sistem ventilasi dan tata udara untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas dari Reaktor Riset G.A. Siwabessy. Keterbaruan dari penelitian ini adalah didapatkannya beberapa persamaan yang diperlukan. Optimasi yang dilakukan pada penelitian ini selain untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas yang sudah ada juga untuk Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Nuklir Bekas tipe kering yang saat ini belum dibangun. Hasil dari penelitian ini menunjukkan bahwa beberapa persamaan yang dikembangkan pada penelitian ini bisa dibuktikan mendekati hasil eksperimen.

---

This study discusses an optimization of ventilation and air conditioning systems for the Interim Storage of Spent Nuclear Fuel Fuel from the G.A Siwabessy Research Reactor. The novelty of this research is to gain several equations needed for the optimization. The optimization in this study is in addition to the existing wet interim storage also for a dry storage that is currently still not built. The results of this study indicate that the equations developed in this study are consistent with the experimental results."

"Pembangunan Kawasan Reaktor Nuklir GA. Siwabessy di Serpong, Jawa Barat yang meliputi juga Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy didasarkan pada pertimbangan bahwa teknologi nuklir memiliki suatu manfaat yang besar bagi pembangunan. Walaupun demikian paparan radiasi nuklir dan kontaminasi zat radioaktif dalam operasi normal maupun pada kasus kecelakaan, terutama terhadap kesehatan dan keselamatan manusia merupakan risiko penggunaan teknologi nuklir, sehingga pembangunan dan pengoperasian suatu instalasi nuklir -termasuk Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy-, selalu berpedoman pada tiga asas yaitu justifikasi, optimisasi (ALARA) dan limitasi. Selain itu diperlukan suatu studi AMDAL yang juga meliputi rencana pengelolaan lingkungan (RKL) dan rencana pemantauan Iingkungan (RPL) dan sudah dilakukan di Kawasan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy. Paparan radiasi nuklir dan kontaminasi zat radioaktif dapat terjadi di kawasan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy sehingga diperlukan upaya pemantauan konsentrasi zat radioaktif di udara. Pemantauan secara periodik diperlukan untuk mendeteksi sedini mungkin terjadinya Iepasan zat radioaktif ke Iingkungan melalui cerobong atau lepasan zat radioaktif dalam udara ruangan kerja pada kondisi operasi normal sehingga bila terjadi peningkatan lepasan dapat segera dilakukan tindakan pengurangan atau penghentian operasi. Selain melaksanakan pemantauan secara teratur, Batan melalui SK Dirjen Batan No. PN 03/160/DJ/1989 telah menetapkan tingkat konsentrasi radioaktivitas dalam udara yang diperkenankan berdasarkan rekomendasi International Commission on Radiological Protection (ICRP Publication 26, 1977). Tingkat konsentrasi radioaktivitas di udara ini berkaitan dengan nilai limit on intake (ALI) pada jalur inhalasi dan kapasitas paru-paru pekerja radiasi dan anggota masyarakat. Dalam hal ini yang perlu diperhatikan ialah rekomendasi-rekomendasi yang telah diadopsi oleh Batan dari ICRP didasarkan pada perhitungan risiko yang menggunakan data fisiologi standar yang sebagian besar merupakan data manusia ras Kaukasus. Berdasarkan studi lanjut pada korban radiasi bom atom di Hiroshima dan Nagasaki, ICRP menerbitkan rekomendasi keselamatan radiasi yang baru dalam ICRP Publication 60 tahun 1990, di mana salah satu butir rekomendasinya ialah pengurangan nilai batas dosis dari 50 mSv/tahun menjadi 20 mSv/tahun. Seperti pada ICRP Publication 26 tahun 1977, penentuan batas-batas standar keselamatan juga didasarkan pada standar fisiologi ras Kaukasus dan ditambah standar fisiologi manusia Jepang. Namun demikian rekomendasi keselamatan yang terakhir masih menjadi bahan studi negara-negara pemilik fasilitas nuklir.Salah satu aspek penting yang perlu dicermati dari rekomendasi batas dosis pada ICRP Publication 60 tahun 1990 yang boleh diterima oleh manusia adalah apakah desain sistem keselamatan yang diterapkan pada saat ini memenuhi kriteria tersebut. Apabila desain sistem keselamatan tidak memenuhi kriteria maka konsekuensi logisnya adalah perubahan desain keselamatan yang bemilai ekonomi sangat besar. Oleh karena itu perlu dilakukan kajian aspek-aspek yang terkait dengan keselamatan. Kegiatan studi paparan internal pada jalur inhalasi menempatkan kondisi Iingkungan faktual pads saat Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy dalarn keadaan beroperasi yang meliputi :1. Definisi kapasitas paru-paru para pekerja di kawasan2. Rentang fluktuasi lepasan radionuklida di kawasan 3. Prediksi dosis interna yang disebabkan oleh paparan radionuklida yang terdeposisi di dalam tubuh melalui jalur inhalasi.Penelitian dan kajian dalam Studi Paparan Interna pada Jalur lnhalasi di Kawasan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy bertujuan untuk mendapatkan data kapasitas paru-paru pekerja di kawasan, untuk mendapatkan data jenis dan kadar radionuklida di udara kawasan, dan untuk memprediksi dosis interna yang diterima para pekerja. Data tersebut sangat berguna untuk mengevaluasi desain keselamatan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy baik yang mengacu pads ICRP Publication 26 tahun 1977 maupun ICRP Publication 60 tahun 1990 serta mengevaluasi prosedur-prosedur keselamatan yang diterapkan.Berdasarkan uraian di atas dapat disampaikan hipotesis penelitian ini sebagal berikut:Pertama; kapasitas paru-paru seseorang ditentukan oleh faktor jenis kelamin, umur, berat dan tinggi badan, serta kondisi kesehatan seseorang. Ras dan kondisi kesehatan seseorang diduga sangat menentukan nilai kapasitas paru-paru.Kedua; konsentrasi radioaktivitas di udara dipengaruhi oleh tinggi cerobong lepasan, dan faktor cuaca seperti kecepatan angin dan curah hujan. Tetapi faktor cuaca tersebut berlangsung sangat acak. Rentang maksimum diduga pada kondisi kecepatan angin rendah dan kondisi tidak hujan. Sedangkan rentang minimum diduga terjadi pada kondisi angin bertiup kencang dan kondisi sesudah hujan deras.Ketiga; prediksi dosis interna melalui jalur inhalasi ditentukan oleh kapasitas paru-paru yang meliputi kapasitas fungsional residu, volume ruang mati dan volume tidal; konsentrasi radioaktivitas di udara; diameter partikel radionuklida; laju pernapasan dan dimensi saluran pernapasan yang meliputi diameter trakea dan diameter bronkiolus. Sumbangan masing-masing parameter tersebut terhadap nilai dosis interna berbeda-beda. Diduga pengaruh terbesar diberikan oleh diameter trakea, diameter bronkiolus dan diameter partikel radionuklida yang terdeposisi di dalam tubuh.Studi paparan interna pada jalur inhalasi ini dilaksanakan di Kawasan Reaktor Nuklir G.A Siwabessy dalam radius sekitar 500 meter dari reaktor.Pengambilan sampel udara Iingkungan dilakukan pada enam titik pengukuran dengan memperhatikan arah angin dominan yaitu pada arah tenggara sampai selatan, sedangkan para pekerja yang diukur kapasitas paru-parunya meliputi juga pengukuran laju pernapasan berasal dari Pusat Reaktor Serbaguna G.A. Siwabessy sebagai responden di dalam gedung reaktor dan dari Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif untuk responden di Iuar gedung reaktor.Teknik analisis data yang digunakan ialah analisis statistik sederhana untuk menghitung kapasitas paru-paru para pekerja, analisis spektroskopi nuktir untuk mengidentifikasi radionuklida dan menentukan konsentrasi radioaktivitasnya, analisis grafik untuk menentukan nilai activity median aerodynamic diameter (AMAD) serta penggunaan perangkat iunak LUDEP (Lung Dose Evaluation Program) 2.0 untuk memprediksi dosis interna. Parameter-parameter yang menjadi input dalam perhitungan dosis interna menggunakan LUDEP 2.0 ialah kapasitas paru-paru, dimensi saluran pernapasan, laju pernapasan; konsentrasi radioaktivitas di udara serta diameter partikel radionuklida.Pada penelitian ini diperoleh hasil nilai median kapasitas vital para pekerja di Kawasan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy sebesar 3,15 liter untuk pria dan 2,20 liter untuk wanita. Sedangkan nilai median volume tidal untuk pria ialah 1,04 liter dan untuk wanita sebesar 0,88 liter. Sementara di udara kawasan tersebut teridentifikasi radionuklida Thallium-208, Plumbum-212 dan Plumbum-214 yang berasal dari alam pada konsentrasi di bawah lima Bq/M3.Sedangkan hasil perhitungan dosis interna oleh para pekerja menggunakan perangkat lunak LUDEP 2.0 diperoleh penerimaan dosis efektif tertinggi untuk seluruh tubuh sebesar 3,097mSv/tahun pada radius 150 arah selatan tenggara gedung reaktor.Berdasarkan pengukuran, perhitungan dan kajian yang telah dilakukan dapat disampaikan beberapa kesimpulan sebagai berikut:Kapasitas paru-paru para pekerja di Kawasan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy relatif lebih kecil dibandingkan dengan kapasitas paru-paru manusia ras Kaukasus yang dipakai sebagai standar ICRP. Hal ini dapat dilihat pada nilai perbandingan kapasitas vital para pekerja di kawasan tersebut terhadap kapasitas vital manusia ras Kaukasus yang dipakai sebagai standar ICRP yang nilainya lebih kecil dari satu.Di udara ruang kerja Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy dan di lingkungan luar reaktor pada radius 500 meter tidak ditemukan adanya radionuklida hasil fisi maupun hasil aktivasi, namun terdeteksi adanya radionuklida Thallium-208, Plumbum-212 dan Plumbum-214 yang berasal dari alam pada konsentrasi lebih kecil dari lima Bq/M3 udara. Dengan demikian pengoperasian Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy tidak menimbulkan efek peningkatan radioaktivitas pada Iingkungan udara di kawasan tersebut.Hasil prediksi perhitungan penerimaan dosis interna melalui jalur inhalasi selama satu tahun untuk konsentrasi radioaktivitas di udara dan ukuran AMAD yang sama, ternyata berbeda pads masing-masing pekerja. Hal ini menunjukkan bahwa nilai kapasitas paru-paru, nilai dimensi saluran pernapasan dan nilai laju pernapasan yang menjadi input perhitungan dosis mempengaruhi penerimaan dosis intema melalui jalur inhalasi, walaupun tingkat pengaruhnya berbeda-beda untuk masing-masing parameter. Berdasarkan perhitungan tersebut penerimaan dosis efektif interna tertinggi nilainya hanya dalam orde 10 mSv. Apabila dibandingkan dengan penerimaan dosis eksterna tertinggi selama satu tahun yang nilainya adaiah 6,28 mSv, sumbangan dosis interna melalui jalur inhalasi terhadap keseluruhan penerimaan dosis tidak signifikan. Nilai ini juga jauh lebih rendah dibandingkan dengan batas penerimaan dosis tertinggi tahunan menurut ICRP Publication 60 yaitu sebesar 20 mSv yang merupakan gabungan dosis intema dan dosis ekstema.Dari hasil penelitian ini juga terdapat beberapa saran yang baik bagi pengelola Kawasan Reaktor Nuklir G.A. Siwabessy maupun bagi para peneliti lain yang akan melakukan kajian lebih lanjut mengenai radioaktivitas di udara kawasan tersebut sebagai berikut: Untuk memperoleh hasil yang lebih baik pada pengukuran konsentrasi radioaktivitas di udara diperlukan waktu sampling dan waktu pencacahan yang lebih lama. Studi yang dilakukan dalam penelitian ini dapat digunakan dalam kajian keselamatan radiasi suatu instalasi nuklir; khususnya berkaitan dengan paparan interna melalui jalur inhalasi.

---

The development of G.A. Siwabessy Nuclear Reactor Area at Serpong, West Java including G.A. Siwabessy Nuclear Reactor was based on thought that nuclear technology would benefit the nation. However, the effect of nuclear radiation exposure and radioactive contaminant in normal operation or accident cases, especially for human health and safety, are the risks introduced by the application of nuclear technology, so the development and operation of nuclear installations - including G.A. Siwabessy Nuclear Reactor - always take three principles namely justification, optimization (ALARA) and limitation. Beside, it is necessary to carry out study of analysis for environmental impact (AMDAL) including environmental management plan (RKL) and environmental monitoring plan (RPL) and this activity has already done at G.A. Siwabessy Nuclear Reactor.

Nuclear radiation exposure and radioactive contaminant of the G.A. Siwabessy Nuclear Reactor area are necessary to be monitored. Regular monitoring is needed to detect the releasing of radionuclide into the air or working room at normal condition as early as possible. If the radioactive release improved, the operation could be reduced or stopped. Based on Director General Decree Number PN 03/160/DJ/1989, Batan has made a regulation on the limit of radioactive concentration in the air based on ICRP recommendation (ICRP Publication 26, 1977). The limit of radioactive concentration in the air is related to the limit of intake (ALI) of inhalation pathway and lung capacity of workers or members of public. It is necessary to know that the recommendations adopted Batan from ICRP are based on risk calculations using standard physiological data which much of them are the Caucasian data. Based on advanced researches of atomic bomb victims in Hiroshima and Nagasaki, ICRP published the new radiation safety recommendations in the ICRP Publication 60 year 1990. One of the recommendations is reduction of dose limit from 50 mSv/year to 20 mSv/year. As the recommendations in the ICRP Publication 26 year 1977, the safety standard limits are based on the physiological standard of the Caucasian with additional consideration of physiological standard of the Japanese. However, the recommendations are still assessed by countries which have nuclear facilities.

One of important aspects of dose limit in the ICRP Publication 60 year 1990 is whether the safety system design fulfils the criteria. if the safety system doesn't fulfill the criteria so its consequence is expensive safety design change.

Third, internal dose prediction through inhalation pathway is determined by lung capacity including residual functional capacity, dead space and tidal volume; concentration of radioactivity in the air, diameter of radionuclide particle; rate of respiration and also dimension of respiratory tract including diameter of trachea and diameter of bronchioles . The contribution of each parameter to the internal dose is different. It is estimated that the most influence is contributed by diameter of trachea, diameter of bronchioles and diameter of radionuclide particle deposited in the body.

Study of internal dose at inhalation pathway was carried out in radius 500 meters from reactor. Air sampling was taken at six points by south east to south west wind direction. Meanwhile, the measurement of lung capacity of workers including the rate of respiration was carried out at G.A. Siwabessy Multi Purpose Reactor Centre and Radioactive Waste Management Centre.

Simple statistic is applied to analyze lung capacity of workers; Nuclear spectroscopy method is used for identifying radionuclide and determining its concentration. Curved analysis is used for determining activity median aerodynamic diameter (AMAD). The effective internal dose was calculated by using software LUDEP (Lung Dose Evaluation Program) 2.0. with input of inhalation parameter including lung capacity, dimension of respiratory tract and rate of respiration. The concentration of radioactivity in the air and diameter of radionuclide particle are the other input parameters.

The study reported that vital capacity median of workers is 3.15 liters for male and 2.20 liters for female. Meanwhile, tidal volume for male is 1.04 liters and it is 0.88 liters for female. Thallium-208, Plumbum-212 and Plumbum-214 from natural radioactivity at concentration under five Bq/M³ are identified in the air of G.A. Siwabessy Nuclear Reactor Area. Meanwhile, maximum body effective dose calculated using LUDEP2.0 is 3.097E-1 mSv/year at 150 meters from reactor in south-south east direction.

The conclusions of this research are as follows:

Lung capacity of workers at G.A. Siwabessy Nuclear Reactor Area is lower than the Caucasian lung capacity. It could be seen from comparative vital capacity value which is lower than one.

There are no fissile and activated products indoor and outdoor at radius 500 meters. However, it is detected the existence of Thallium-208, Plumbum-212 and Plumbum-214 from natural radioactivity by concentration lower than five Bq/M³. So that, the operation of G.A. Siwabessy Nuclear Reactor does not cause the radioactive increment to the air.

The calculation of annual body effective internal dose prediction for the same radioactive concentration and AMAD based on LUDEP 2.0 is different for each worker. This shows that lung capacity, dimension of respiratory tract and rate of respiration influence effective internal dose. Maximum effective internal dose received is approximately 10 mSv, compared to maximum external effective dose of 6.28 mSv, this contribution to total effective dose is not significant. According to ICRP

Publication 60, the value is much lower than the annual permissible maximum dose (20 mSv) representing for internal and external dose.

Results of the study suggests as follows :

1. To get the better results in measurements of radioactive concentration in

the air it is suggested to take more time of sampling and counting in order.

2. This study can be used for the assessment of radiation safety around nuclear installations, especially for the internal dose through inhalation pathway."

"Tesis ini mengenai sistem pengamanan Pusat Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy yang berada di kawasan Puspiptek Serpong Tangerang. Instalasi nuklir Pusat Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy merupakan suatu objek vital nasional yang dimiliki bangsa Indonesia, sebagai instalasi nuklir sektor keamanan merupakan hal yang sangat menjadi prioritas dan penting, didalamnya terdapat fasilitas reaktor nuklir dan menyimpan bahan berbahaya mengandung radiasi dan bahan radioaktif.Kawasan instalasi nuklir sangatlah rentan terhadap timbulnya berbagai masalah yang berkaitan dengan keselamatan, bahaya kerawanan dan ancaman keamanan, baik yang ditimbulkan dari dalam maupun dari luar. Saat ini ancaman terorisme juga semakin sering terjadi, tidak menutup kemungkinan tempat seperti Pusat Penelitian Tenaga Nuklir (PPTN) Serpong menjadi salah satu target sasaran teroris. Untuk itu diperlukan suatu sistem pengamanan yang dapat menjawab segala ancaman yang datang.Sasaran dari suatu kegiatan pengamanan meliputi pengamanan personil, pengamanan fisik, dan pengamanan informasi. Dalam penelitian ini pembahasan lebih difokuskan kepada Manajemen Pengamanan Fisik (Physical Security Management} berupa sistem pengamanan instalasi dan material nuklir, sedangkan mengenai pengamanan personil dan informasi dalam penelitian ini penulis hanya membatasi secara garis besarnya saja.Pengamanan suatu kawasan objek vital nasional mengacu kepada Keppres RI Nomor 63 Tahun 2004 tentang Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional, dimana tugas dan tanggung jawab pengamanan berada di tangan Polri. Sebagai penjabaran Keppres tersebut Kapolri telah mengeluarkan Surat Keputusan tentang Pedoman Pengamanan Objek Vital sesuai Skep Kapolri No.Pol Skep738/X/2005 tanggal 13 Oktober 2005.Pengamanan Pusat Reaktor dilaksanakan oleh Satuan Unit Pengamanan Nuklir Pusat Reaktor BATAN Serpong berpedoman pada ketentuan seperti Standar Penyelenggaraan Sistem Proteksi Fisik Bahan dan Fasilitas Nuklir serta peraturan regulasi instalasi nuklir dari BATAN dan IAEA (International Atomic Energy Agency) yang merupakan standar pengamanan internasional untuk pengamanan objek vital fasilitas nuklir di dunia. Namun sebagai suatu Objek Vital Nasional maka pengeloia keamanan Pusat Reaktor Serba Guna GA Siwabessy juga harus berpedoman kepada ketentuan Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional yang telah dikeluarkan Mabes Polri.Berdasarkan latar belakang tersebut, yang dijadikan masalah penelitian dalam kajian tesis ini adalah bagaimana sistem pengamanan di Pusat Reaktor tersebut dilaksanakan. Penulis ingin mengetahui bagaimana pengamanan fisik suatu instalasi nuklir dilaksanakan. Apakah penerapan sistem pengamanan yang ada sudah sesuai dengan pedoman dan ketentuan yang berlaku. Dan apakah Polri telah menjalankan tugasnya dalam mengamankan suatu kawasan objek vital sesuai dengan Undang-undang Nomor 2 Tahun 2002 tentang Path dan Keputusan Presiden RI Nomor 63 Tahun 2004 tentang Pedoman Pengamanan Objek Vital Nasional.Kondisi yang ada saat ini pihak pengelola keamanan Pusat Reaktor Serba Guna GA Siwabessy baru berpedoman kepada ketentuan secara internal dari BATAN dan IAEA raja, dan belum mengacu kepada Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional sehingga membuat penyelenggaraan pengamanan di kawasan tersebut belum terselanggara dengan baik.Unit Pengamanan Nuklir PRSG-GAS sebagai pelaksana pengamanan di Pusat Reaktor bertanggung jawab kepada Kepala Pusat Reaktor tentunya harus melakukan koordinasi kepada Polri sebagai pengemban fungsi koordinasi, pengawasan, dan pembinaan teknis terhadap pengamanan swakarsa sebagaimana dijelaskan dalam pasal 14 Undang-Undang Nomor 2 tahun 2002 tentang Kepolisian Negara RI.Ruang lingkup masalah penelitian ini meliputi struktur organisasi dan penjabaran tugas dari satuan pengamanan yang ada, pola pengamanan dan cars bertindak petugas satuan pengamanan jika timbul suatu kerawanan dan bahaya serta ancaman keamanan, kegiatan dari satuan pengamanan, bentuk kerawanan dan bahaya serta ancaman keamanan yang terjadi, faktor-faktor yg mempengaruhi terjadinya kerawanan dan bahaya serta ancaman keamanan di Pusat Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy, sarana dan prasarana keamanan yang sesuai dengan fasilitas instalasi nuklir, pengawasan dan pengendalian yang dilaksanakan.Dari hasil penelitian dapat ditarik kesimpulan bahwa pelaksanaan sistem pengamanan di Pusat Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (PRSG-GAS) dilaksanakan rnelalui sistem pengamanan yang kurang baik karena hanya berpedoman kepada Pedoman Pengamanan Instalasi Nuklir yang dikeluarkan oleh BATAN dan IAEA saja, tidak berpedoman dengan Pedoman Sistem Pengamanan Objek Vital Nasional yang dikeluarkan Polri sebagai penjabaran Keputusan Presiders RI nomor 63 tahun 2004 tentang Pengamanan Objek Vital Nasional Selain itu penyelenggaraan pengamanan masih bersifat parsial sendiri-sendiri dan fungsi koordinasi antar satuan pengamanan yang ada tidak berjalan dengan baik."

"This study proposes a method of optimizing the dry storage design for nuclear-spent fuel from the G.A. Siwabessy research reactor at National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN). After several years in a spent fuel pool storage (wet storage), nuclear spent fuel is often moved to dry storage. Some advantages of dry storage compared with wet storage are that there is no generation of liquid waste, no need for a complex and expensive purification system, less corrosion concerns and that dry storage is easier to transport if in the future the storage needs to be sent to the another repository or to the final disposal. In both wet and dry storage, the decay heat of spent fuel must be cooled to a safe temperature to prevent cracking of the spent fuel cladding from where hazardous radioactive nuclides could be released and harm humans and the environment. Three optimization scenarios including the thermal safety single-objective, the economic single-objective and the multi-objective optimizations are obtained. The optimum values of temperature and cost for three optimization scenarios are 317.8K (44.7°C) and 11638.1 US$ for the optimized single-objective thermal safety method, 337.1K (64.0°C) and 6345.2 US$ for the optimized single-objective cost method and 325.1K (52.0°C) and 8037.4 US$ for the optimized multi-objective method, respectively."

"Kesiapan operasi pada reaktor nuklir merupakan hal penting yang harus diperhatikan oleh lembaga. Penelitian ini bertujuan mendapatkan faktor-faktor yang mempengaruhi kesiapan operasi reaktor nuklir. Penelitian ini mengambil studi kasus pada Reaktor Siwabessy, Badan Tenaga Nuklir Nasional Indonesia. Digunakan metode Analytic Network Process ANP untuk mendapatkan faktor-faktor prioritas yang memengaruhi kesiapan operasi reaktor nuklir. Hasil penelitian menunjukkan bahwa terdapat enam kriteria dan dua puluh sub kriteria yang mempengaruhi kesiapan operasi. Sub kriteria training merupakaan faktor yang paling penting dan paling memengaruhi faktor lainnnya dalam kesiapan operasi. Peningkatan sub kriteria training sebesar 10 , akan meningkatkan peningkatan sub kriteria operation planning 9,29 , work innovation 7,62 dan business process 3,41.

---

Operation readiness in nuclear reactor is an important thing to be concert by an nstitution.i This research aims to find the important factors affecting the nuclear reactor operation readiness. This research took place in Siwabessy Nuclear Reactor, Badan Tenaga Nuklir Nasional Indonesia. Analytic Network Process is used to get the priority factors affecting nuclear reactor operation readiness.

Research result shows that there are six citerias and twenty sub citeria which affecting operation readiness. Training is the most important factor and also the most influencing factor to other factors in an attempt to improve productivity. By improving training factor for 10 , the other factors such as operation planning, work innovation, and business process also will be improved by 9,29 , 7,62 , and 3,41 sequentially."

"Pemeliharaan peralatan di reaktor nuklir merupakan bagian penting dari manajemen untuk menjaga keamanan operasi reaktor. Pemeliharaan Reaktor Serbaguna G.A. Siwabessy RSG-GAS saat ini mencakup kegiatan pemeliharaan rutin dan non-rutin. Dalam rangka meningkatkan efektivitas kegiatan pemeliharaan tersebut, dilakukan penelitian berkenaan dengan kegiatan pemeliharaan yang hasilnya akan diguanakan sebagai masukan kepada menjemen pengoperasi reaktor. Penelitian ini dilakukan pada sistem proses pendingin sekunder dengan menggunakan RCM untuk menentukan tugas pemeliharaan yang efektif. Kemudian perhitungan keandalan, laju kegagalan, dan MTBF juga dilakukan untuk mengetahui nilai keandalan komponen pada sistem proses pendinginan sekunder yang dapat digunakan untuk mengukur kinerja kegiatan pemeliharaan. Hasil dari penelitian ini mengusulkan perubahan dalam tindakan pemeliharaan saat ini setelah dilakukan analisis dengan menggunakan RCM dan nilai keandalan. Analisis RCM mengusulkan TD yang lebih rendah dari PM saat ini yaitu dari 74 menjadi 51 tindakan, dan juga tambahan 31 tindakan CD. Dari hasil analisis keandalan, komponen filter merupakan komponen yang nilai keandalannya lebih rendah dibanding komponen lain yaitu antara 41,10 - 46,81, dengan MTBF 880,85 - 1585,53 jam, lebih rendah dibanding interval waktu PM saat ini yaitu 2160 jam.

---

Maintenance of equipment in nuclear reactors is an important part of management to maintain the save operation of the reactor. Maintenance of G.A. Siwabessy Multipurpose Reactor RSG GAS currently includes routine and non routine maintenance activities. In order to improve the effectiveness of the maintenance activities, a research related to maintenance activities which result will be used as input to the reactor operation.

This study was conducted on a secondary cooling process system using RCM to determine the effectiveness of maintenance tasks. Then calculation of reliability, failure rate, and MTBF is also done to determine the value of component reliability in secondary cooling process system which can be used to measure performance of maintenance activity.

The results of this study suggest many changes in current maintenance task after analysis using RCM and reliability values. The RCM analysis proposes a lower TD than the current PM of 74 to 51 task, as well as an additional 31 CD task. From the results of reliability analysis, the filter component is a component whose reliability value is lower than other components that is between 41.10 46.81 , with MTBF 880.85 1585.53 hours, lower than the current PM time interval is 2160 hours."

"Energi nuklir telah dimanfaatkan di Indonesia untuk berbagai kegiatan. Pemanfaatan energi nuklir harus memperhatikan keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Dampak lingkungan dari operasi reaktor adalah risiko meningkatnya gross radioaktivitas lingkungan, risiko terlepasnya radionuklida ke lingkungan, risiko pemajanan radiasi pada para pekerja dan pada masyarakat sekitar. Semua risiko tersebut harus dikendalikan pada kondisi yang tidak membahayakan pekerja, masyarakat sekitar dan lingkungan. Oleh karena itu, untuk mengendalikan risiko-risiko tersebut diperlukan sistem peringatan dini.Tujuan umum penelitian ini adalah untuk mengetahui sistem peringatan dini reaktor nuklir dalam menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan. Selain itu ada 3 tujuan khusus, yaitu: (1) Untuk mengetahui pengaruh parameter daya reaktor terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; (2) Untuk mengetahui pengaruh parameter pendingin primer terhadap kemungkinan kejadian kedaruratan nuklir; dan (3) Untuk mengetahui apakah sistem peringatan dini dapat mencegah pencemaran lingkungan disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Adapun hipotesis claim penelitian ini adalah:a) Terdapat hubungan yang positif antara parameter daya reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklir.b) Terdapat hubungan yang positif antara parameter pendingin primer reaktor dengan kemungkinan terjadinya kedaruratan nuklirc) Sistem peringatan dini reaktor nuklir bekerja secara efisien dan efektif.d) Sistem peringatan dini reaktor dapat mencegah pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh kecelakaan nuklir.Jenis penelitian ini adalah penelitian eksperimental dengan pendekatan simulasi sistem reaktor nuklir. Metode penelitian dilakukan dengan pengamatan atau observasi data lapangan maupun simulasi di laboratorium dan menjalankan program perhitungan permodelan sebaran radionuklida di lingkungan. Sifat penelitian adalah kuantitatif, deskriptif analitik.Teknik analisis data dilakukan dengan pengkajian keselamatan deterministik (deterministic safely assessment, atau disingkat DSA) berdasarkan spesifikasi teknis dan sistem dengan pengujian 2 variabel babas yang ditinjau dalam penelitian ini mempunyai nilai detenninistik terbesar yang mengakibatkan terjadi kegagalan sistem; serta dengan menerapkan dua skenario kecelakaan terparah yaitu penyumbatan kanal pendingin elemen bakar (Flow Blockage to Single Cooling Channels) dan pelelehan pelat elemen bakar (Local melting of a Few Fuel Plates) yang terjadi secara berurutan. Kemudian dilakukan perhitungan matematis dan pengkajian kecelakaan yang timbuI serta penanggulangan yang mungkin dapat dilakukan dengan berfokus pada penyelamatan manusia dan lingkungan; penetapan serta pengelolaan zona kedaruratan dan zona pendukungnya dalam rangka proteksi terhadap masyarakat dan lingkungan.Hasil penelitian ini adalah semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka akan semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan atau kecelakaan nuklir. Laju alir pendingin primer tetap konstan selama operasi daya tinggi dengan fluktuasi yang dapat diabaikan atau masih dalam batas aman.Penelitian ini juga berhasil menghitung nilai dosis efektif kolektif pada simulasi kecelakaan pelelehan 6 elemen bakar reaktor (beyond design basic accident, BDBA) dengan asumsi-asumsi yang ketat diperoleh nilai 0,0288 man Sievert. Hal ini berarti bahwa setiap orang yang berada pada radius 0-5 km dari reaktor pada saat kecelakaan akan menerima dosis rata-rata 0,0288 Sy atau 28,8 mSv atau berarti hampir 6 kali dari dosis tahunan untuk masyarakat umum yaitu 5 mSvlth. Berdasarkan grafik standar efek probabilistik risiko kematian karena kanker pada dosis 28,8 mSv ini diketahui bahwa angka risiko kematian adalah sekitar 2 x 10-3 atau 2 kasus pada setiap 1000 penduduk setiap tahunnya atau 20 kasus per 10.000 penduduk per tahun (Camber, 1992). Artinya jika jumlah penduduk yang terpajan radiasi 176224 orang (sampai dengan radius 5 km) maka ada kebolehjadian sekitar 176 kasus kematian karena kanker setiap tahunnya. Sistem peringatan dini dalam hat ini adalah benteng pertama (first barrier) yang harus diperkuat dalam rangka pengelolaan lingkungan hidup guna mempertahankan kualitas lingkungan menuju pemanfaatan tenaga nuklir yang aman dan selamat.Menurut rekomendasi IAEA jika skenario terburuk terjadi maka masyarakat disekitar reaktor pada radius 0.5 - 5 km harus diungsikan sementara (selama 2 hari - 1 minggu) untuk menghindari pemajanan radiasi (1AEA, 2003). Pembatasan atau pengendalian bahan makanan (food restriction zone) karena diduga tercemar oleh auen kecelakaan nuklir yang melalui rantai makanan (produk daging temak, produk susu, vegetasi atau sayuran dan buah-buahan) direkomendasikan dilakukan pada radius 5 - 50 km dari lokasi kecelakaan (IAEA, 2003).Kesimpulan penelitian ini adalah:1. Sistem Peringatan Dini adalah bagian yang tidak dapat dipisahkan dari Sistem Kesiapsiagaan Nuklir Nasional. Oleh karena itu, Sistem Peringatan Dini reaktor nuklir dapat bekerja menjamin keamanan dan keselamatan masyarakat dan lingkungan jika didukung oleh sarana dan prasarana pendukungnya termasuk manusia (sumberdaya manusia) sebagai pelaksana penanggulangan keadaan darurat.2. Parameter laju alir pendingin primer konstan selama operasi daya tinggi, sehingga lebih kecil peluangnya bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Pada kondisi kecelakaan, laju alir pendingin primer menurun hingga melampaui batas aman.3. Daya reaktor lebih peka bagi kemungkinan kecelakaan nuklir. Semakin lama reaktor dioperasikan pada daya tinggi maka semakin besar peluang untuk terjadinya kedaruratan nuklir.4. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini bergantung pada skenario yang ada dan tim-tim penanggulangan kedaruratan dalam mengurangi risiko dampak yang timbul, mencegah eskalasi tingkat kecelakaan yang tidak diinginkan serta mencegah penyebaran dampak pencemaran dan kerusakan lingkungan karena kecelakaan nuklir.Berdasarkan kendala dan keterbatasan penelitian dan pembahasan maka dapat dikemukakan saran sebagai berikut:1. Mengingat belum ada data baik dalam laporan keselamatan reaktor maupun dokumen-dokumen lainnya maka sebaiknya kecelakaan BDBA dimasukkan ke dalam dokumen keselamatan agar dapat diantisipasi secara dini penanggulangannya.2. Efektivitas dan efisiensi sistem peringatan dini sebaiknya diukur lebih hati-hati dan dilaksanakan dengan cara latihan penanggulangan kedaruratan secara rutin dengan melibatkan instansi atau lembaga terkait dan mengevaluasinya dengan seksama.3. Perlu dilaksanakan studi parameter-parameter lainnya selain parameter yang telah diteliti dalam penelitian ini untuk mengetahui untuk kerja sistem peringatan dini secara menyeluruh.4. Untuk penelitian selanjutnya, perlu dilakukan validasi atau verifikasi model dan studi evaluasi pada rasio percabangan (branching ratio) pemajanan radioaktif ke lingkungan dan bagaimana kerugian ekonomi jika sistem peringatan dini tidak berfungsi dengan balk.5. Perlu ada sosialisasi tentang penerapan sistem peringatan dini dan potensi bahaya kecelakaan reaktor nuklir kepada masyarakat agar mereka tetap waspada dan bersiap siaga jika potensi bahaya tersebut berkembang dan benar-benar terjadi. Sosialisasi dapat dilaksanakan dengan penyuluhan masyarakat tentang nuklir serta aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan; penyebaran brosur-brosur tentang keselamatan nuklir, kedaruratan nuklir dan menyelenggarakan latihan-latihan kedaruratan nuklir yang melibatkan peranserta masyarakat. Sosialisasi ini harus dilaksanakan oleh BATAN, BAPETEN, PEMDA setempat, Badan Koordinasi Penanggulangan Bencana dan Pengungsi (BAKORNAS PBP), Kepolisian, dan instansi terkait lainnya.

---

Nuclear energy has been utilized for much kind of activities in Indonesia, included nuclear reactor operation. Environmental impacts of its operation are increasing of gross environmental radioactivity, radionuclide release to the environment, and radiation exposure risks to workers and public. All of those risks should be controlled and monitored properly to ensure security and safety of the public and environment. To control and monitor of that risks, early warning system is needed.

General purpose of this research is to recognize the role of early warning system in ensuring security and safety of the public and environment. There are three specific purposes of research, namely: (1) to recognize power reactor parameter influence to probability of nuclear emergency; (2) to recognize influence of primary cooling system parameter to probability of nuclear emergency; and (3) to recognize whether early warning system is able to prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

Hypothesis of the research are:

a) There is a positive relationship between power reactor parameter and probability of nuclear emergency;

b) There is a positive relationship between primary cooling system parameter and probability of nuclear emergency;

c) Early warning system works effectively and efficiently.

d) Early warning system of nuclear reactor can prevent environmental pollution caused by nuclear accident.

The type of the research is experimental research laboratory scale, with nuclear reactor simulation system approach. Research methods are observation field data then laboratory simulation and running computer modeling calculation program of radionuclide distribution and release to the environment. The nature of this research are quantitative and analitical descriptive.

Data analitical technique is deterministic safety assessment based on technical specification of the system by testing two independent variables reviewed have big deterministic values which cause system failed. By applying two scenarios of fatal accidents, namely Flow Blockage to Single Cooling Channels and Local melting of a Few Fuel Plates sequentially. Then, mathematical calculation, accident assessment and its anticipation have to be done by focused on saving people and environment; emergency and supporting zones establishment and management in purpose of public and environmental protection. Research results are the longer reactor operation in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened. In the history of nuclear accident, namely Chernobyl accident, Uni Sovyet, was caused by graphite moderation failure then fuel temperature increased dramatically to initiate power transient leads to core damaged and fuel elements melt down and then widespread of contamination of radionuclide substances to the environment. In this experiment, flow rate of coolant in primay system was constant during high power operation with slightly fluctuation in safety margin, except when accident happened.

This research was successful to calculate collective effective dose of radiation in accident simulation of six fuel elements meltdown (BDBA) with stringent assumptions. Collective effective dose is 0,0288 man Sievert, meaning, everyone within radius of 0-5 km receives average radiation dose of 0,0288 Sv or 28,8 mSv. This means almost six times of yearly radiation dose of the public (5 mSvlyear). Based on standard graph (Cember, 1992) of probabilistic death of cancer at dose of 28,8 mSv is 2 x 10-3 or 2 cases per 1000 population per year. It means that there are more than 176 cases per 176224 people (within 0-5 km radius of accident) will die every year. Early Warning System is the first barrier that should be strengthened in purpose of environmental management for maintaining quality of environment on safe and secure utilization of nuclear energy.

According to IAEA's (International Atomic Energy Agency) recommendation, if worse scenario of accident happened, people within radius of 0.5 - 5 km of accident location should be temporary sheltered or evacuated ( 2 days - 1 week) to avoid radiation exposure (IAEA, 2003). While food restriction zone should be applied, within radius 5 - 50 km from the location (IAEA, 2003).

Based on research results and discussion, it can be concluded as follows:

1. Early Warning System is an integrated part of National Nuclear Emergency Preparedness System. So that, it would be working to ensure security and safety of the public and environment if and only if it is supported by strong management and infrastructures, manpower included as emergency response teams to relieve the situation.

2. Reactor power is more sensitive toward probability of nuclear emergency. So, the longer reactor operated in high power, the bigger probability of nuclear emergency would be happened.

3. Primary coolant flow rate is constant during high power operation, so it has smaller probability of nuclear emergency than the power parameter itself. While in accident, the primary coolant flow rate is dropped exceeding safety margin.

4. Effectively and efficiency of Early Warning System are depending upon applied emergency scenario and alertness of the team personnel to reduce accident's risk and impact, to prevent escalation of the accident and to prevent propagation of environmental pollution and damage because of nuclear accident.

Based on constraints and limitations of the research and the discussion, it can be given some suggestions as follows:

1. Because there is no BDBA data available in safety analysis report and other documents, it would be a wise step to include BDBA accident analysis in the documents. So that people are more prepared in early anticipating the accident if it actually happens. This is to be discussed by BATAN and BAPETEN.

2. Effectively and efficiency of early warning system should be judged cautiously and to be done by emergency response exercises regularly, and to involve other institutions and to evaluate it carefully.

3. It needs to be done the study of other parameters to recognize total performance early warning system.

4. It needs to be done model verification and study of branching ratio of radioactivity exposure to the environment and economic loss identification if early warning system does not function properly.

5. There should be socializations of early warning system application and potential danger of nuclear accident to the public. This is to ensure that the people alert and prepared of the actual danger. Socialization can be done by public counseling of nuclear and its safety aspects; dissemination of information via nuclear safety and emergency brochures; and to arrange nuclear emergency exercises with public involvement. These activities have to be done by BATAN, BAPETEN, local governments, BAKORNAS PBP, Police Department, and other institutions."