Spektrometer gamma merupakan salah satu perangkat spektroskopi nuklir yang sering digunakan untuk pelaksanaan karakterisasi radiologis, yang terkait dengan aspek keselamatan radiologis pengoperasian reaktor riset. Oleh karena itu, dibutuhkan spektrometer gamma dengan performa yang baik, untuk menjamin penerapan aspek keselamatan tersebut. Salah satu indikator yang merepresentasikan performa dari suatu perangkat spektrometer gamma adalah performa analisis kuantitatif dari perangkat spektrometer gamma tersebut, yang sangat bergantung dengan efisiensi pencacahan dari detektor pada spektrometer gamma tersebut. Apabila sampel yang akan dianalisis sama dengan sumber standar yang dimiliki, maka efisiensi pencacahan dapat diperoleh dengan menggunakan metode komparatif. Namun, hampir tidak mungkin untuk menyediakan semua sumber standar yang sama dengan sampel yang akan dianalisis. Sehingga, untuk analisis kuantitatif suatu sampel yang berbeda dengan sumber standar yang tersedia, dibutuhkan nilai efisiensi pencacahan hampiran untuk rentang energi gamma tertentu. Pada tulisan ini, diberikan hasil penerapan metode kuadrat terkecil untuk perhitungan nilai hampiran dari efisiensi pencacahan detektor HPGe pada salah satu spektrometer gamma yang dikelola di Pusat Reaktor Serba Guna, untuk rentang energi dari 53,155 keV sampai dengan 1.332,502 keV. Dari percobaan yang telah dilakukan dengan menggunakan salah satu set sumber standar yang tersedia, diperoleh nilai relative error maksimum sebesar 4,01%. Perolehan nilai relative error tersebut sudah memenuhi kriteria keberterimaan yang ditetapkan untuk nilai relative error terhitung, yaitu kurang dari 10%. Dengan demikian, metode kuadrat terkecil dapat digunakan untuk menentukan nilai efisiensi pencacahan hampiran; dengan prosentase kesalahan hasil perhitungan yang rendah, apabila proses pencacahan telah dikondisikan sesuai dengan persyaratan standar.             Kata kunci : Spektrometer Gamma, Analisis Kuantitatif, dan Kurva Kalibrasi Efisiensi

IDENTIFIKASI KETIDAKSTABlLAN SPEKTROMETER GAMMA RSG-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA. Telah dilakukan identifikasi ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS dan cara menanggulanginya. Spektrometer gamma adalah salah satu peralatan proteksi radiasi yang dimiliki oleh RSG-GAS, yang digunakan untuk menganalisis kandungan nuklida yang terdapat dalam air primer, limbah cair dan udara. Keberadaan alat ini merupakan tanggung jawab Sub Bidang Pengendalian Daerah Kerja (PDK), karena sesuai dengan salah satu tusi PDK yaitu melakukan pengelolaan laboratorium proteksi radiasi. Setelah dioperasikan selama 26 tahun alat ini terkadang penunjukkannya tidak stabil, dan tidak representatif. Oleh karena itu perlu dilakukan identifikasi permasalahan spektrometer gamma RSG-GAS dan dicari cara penanggulangannya agar diketahui secara pasti kemampuan kinerjanya. ldentifikasi dilakukan dengan cara melakukan pemeriksaan hardware, software dan diikuti dengan pengukuran sampel dua sumber standar. Berdasarkan hasil identifikasi yang di lakukan dapat diketahui bahwa penyebab ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS adalah karena sering terlambat dalam melakukan pendinginan dan melemahnya unjuk kerja amplifier. Setelah pendinginan selalu dikondisikan dengan baik dan dilakukan penggantian terhadap amplifier maka spektrometer gamma RSG-GAS berada dalam kondisi normal kembali.llmu dan Kata kunci : ldentifikasi dan ketidakstabilan, spektrometer gamma, RSG-GAS

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS UDARA IODINE-131 PADA KECELAKAAN DIPOSTULASIKAN 5 ELEMEN BAKAR MELELEH DENGAN VARIASI KECEPATAN ANGIN MENGGUNAKAN SOFTWARE HOTSPOT. Pada kondisi kecelakaan yang dipostulasikan yaitu kecelakaan melebihi batas desain dengan 5 elemen bahan bakar meleleh akan mengakibatkan terlepasnya zat radioaktif ke lingkungan melalui cerobong reaktor yang menyebabkan RSG-GAS dalam keadaan kedaruratan nuklir. Dalam kondisi kedaruratan nuklir diperlukan tindakan segera mungkin untuk menghindari ekskalasi yang lebih besar terhadap dampak radiasi internal pada personil disekitar RSG-GAS. Pada program kesiapsiagaan nuklir RSG-GAS telah disiapkan code untuk perhitungan radioaktivitas udara yang lepas ke lingkungan melalui cerobong. Pada tulisan ini dilakukkan perhitungan radioaktivitas I-131 di udara yang lepas kelingkungan melalai cerobong dengan program code Hotspot. Pada perhitungan ini fokus pada I-131 dikarenakan dapat memberikan dampak negative pada personil yang menerima dosis melebihi batas. Selain itu nuklida I-131 di udara yang dominan lebih cepat terlepas ke lingkungan.  Perhitungan radioaktivitas udara untuk nuklida I-131 dilakukan dengan menggunakan source term nilai aktivitas nuklida I-131 dengan variasi kecepatan udara 1 m/detik sampai dengan 5 m/detik. Variasi kecepatan angin diambil berdasarkan kondisi meteorologi dan klimatologi disekitar reaktor. Kecepatan angin 1 m/detik jarak 15 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,30E-02 Bq/cm3 , kecepatan angin 2 m/detik jarak 25 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,60E-2 Bq/cm3 , kecepatan angin 3 m/detik jarak 35 Km radioaktivitas nuklida I-131 3,30E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 4 m/detik jarak 45 Km radioaktivitas nuklida I-131 2,60E-2 Bq/cm3, kecepatan angin 5 m/detik jarak 50 Km radioaktivitas nuklida I-131 5,40E-2 Bq/cm3. Kata kunci : Radioaktivitas Iodine-131, Software Hotspot, Kedaruratan nuklir

Balai operasi reaktor RSG-GAS merupakan ruangan utama dimana terdapat kolam reaktor serta kolam penyimpanan bahan bakar bekas (sementara). Kegiatan pekerjaan dalam ruangan ini selalu ada, baik dalam keadaan reaktor sedang beroperasi maupun sedang tidak beroperasi, kegiatan tersebut antara lain: memasukkan sampel dan mengeluarkan berbagai macam target iradiasi pada kolam reaktor, kegiatan penanganan target (pemindahan, pembungkusan atau pengeluaran) pascairadiasi, kegiatan perawatan dan perbaikan komponen reaktor (fasilitas iradiasi, detektor neutron, refuelling bahan bakar), penanganan limbah radioaktif dan lain-lain. Untuk menjamin keselamatan operasi reaktor dan keselamatan pekerja radiasi terrhindari menerima paparan berlebih, maka  Balai Operasi dilengkapi dengan 4 sistem proteksi radiasi berupa peralatan pemantau laju dosis gamma (UJA07 CR001/002/003/004)  dan satu unit Alarm Emergency (AUE)  yang terpasang di dekat pintu masuk Balai Operasi. Sejak reaktor mulai beroperasi pada tahun 1987  sistem AUE tersebut tidak pernah dilakukan uji fungsi, sedangkan sistem pemantau radiasi yang lain secara periodik enam bulan dan satu tahun selalu dilakukan pengujian. Hal ini dikarenakan sistem AUE tersebut tidak masuk dalam program perawatan dan perbaikan yang tertuang dalam Maintanance and Repair Manual (MRM). Hal tersebut kemudian menjadi temuan BAPETEN karena tidak dapat menunjukkan bukti bahwa  AUE tersebut masih berfungsi. Permasalahan tersebut  kemudian menjadi latar belakang perlunya dilakukan kajian uji fungsi terhadap  AUE. Kajian dilakukan dengan menelusuri dokumen Spesification dan dokumen Turn Over Package (TOP). Dari hasil kajian dan penelusuran dokumen diperoleh data bahwa Sistem AUE dapat berfungsi apabila 2 dari 4 sistem pemantau laju dosis gamma yang berada di Balai Operasi menunjukkan nilai ≥ 1.104 mR/jam. Selanjutnya dilakukan pengujian dengan simulasi menggunakan sumber standard dengan hasil bahwa sistem AUE dapat beroperasi dan berfungsi dengan baik. Sebagai tindak lanjut akan dilakukan pengujian secara berkala setiap enam dan tahunan sesuai dengan schedule MRM yang ada di RSG-GAS Kata kunci : Kajian , alarm unit  emergency, Reaktor, Balai Operasi, perawatan

The performance of KLK06 CR004 as the iodine sampler system is certainly related with the specification, also with the adsorption properties and capacity of the filter filling material, which is applied on that system. A certain Activated Carbon material is applied as the filling material for the filter part of KLK06 CR004, for the purpose of radioactive iodine sampling from the released air through the RSG – GAS stack. The characterization of the activated carbon for KLK06 CR004, with and without TEDA doping, has been carried out to develop as a candidate for the iodine sampler system. The material used in this research was The KLK06 CR004 activated carbon and The KLK06 CR004- TEDA doping with various composition of TEDA. The surface morphology of the activated carbon was investigated by Scanning Electron Microscope (SEM). Moreover, the qualitative and quantitative analysis of the activated carbon composition was also carried out in this research, by occupying the Energy Dispersive Spectroscopy (EDS). The adsorption surface area and particle size sample were analyzed by the Particle Size Analyzer (PSA) and Brunauer, Emmett, and Teller (BET).