PENGUNGKUNGAN SUMBER
85Kr,
133Xe,
198Au, DAN
24Na PASCA IRADIASI
Wijono, Pujadi, dan Gatot Wurdiyanto
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN
ABSTRAK
PENGUNGKUNGAN 85Kr, 133Xe, 198Au DAN 24Na PASCA IRADIASI. Telah dilakukan proses pengungkungan sumber radioaktif 85Kr, 133Xe, 198Au, dan 24Na pasca iradiasi. Waktu iradiasinya masing-masing 5 menit, kecuali 85Kr selama 15 menit. Sumber-sumber tersebut memiliki umur paro yang relatif pendek (kecuali 85Kr) 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 85Kr, 133Xe, 198Au, dan 24Na 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 85Kr, 133Xe, 198Au, dan 24Na 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 85Kr, 133Xe, 198Au, AND 24Na AFTER IRRADIATION PROCESS. The immobilization of sources of 85Kr, 133Xe, 198Au, and 24Na after irradiation process have been carried out. Irradiation time of 5 minutes was done for all materials, except for 85Kr that was 15 minutes. The sources have a short half-life (except 85K) 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 85Kr,
133Xe, 198Au, and 24Na 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 85Kr, 133Xe, 198Au, and 24Na can be done safely and secure for radiation worker and environment.
I. PENDAHULUAN
Penerapan teknologi nuklir telah banyak digunakan di berbagai bidang, diantaranya pemanfaatan 85Kr, 133Xe, 198Au, dan 24Na 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 85Kr, 133Xe, 198Au dan 24
Na. 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.
I
x
I e
o.
x ... (1) Pengaturan waktu pemaparan (t) dirumuskan oleh Persamaan 2. Nilai paparan yang diterima (Px) sebanding dengan laju paparan radiasi (Po).
P
x
P t
o.
... (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).
P r
a.
a2
P r
b.
b2 ... (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 85Kr, 133Xe3, 198Au dan 24Na. Sumber-sumber tersebut telah
diiradiasi beserta masing-masing
pembungkusnya (alumunium foil). Waktu iradiasinya masing-masing selama 5 menit, kecuali 85Kr 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 darimasing-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 85Kr, 133Xe, 198
Au, dan 24Na.
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 85Kr, 133Xe, 198Au, dan 24Na 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 85Kr, 133Xe, 198Au, 24
Na, 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 85Kr dan 133Xe terlihat lebih besar dibanding sumber radioaktif lainnya. Hal ini kemungkinan disebabkan adanya perbedaan faktor geometri dari sumber 85Kr dan 133Xe yang berbentuk/wujud gas. Sedangkan untuk jenis sumber lain (198Au dan 24Na) berbentuk padat.
Al-Foil 0 100 200 300 400 500 600 700 800 0 50 100 150
Waktu Peluruhan (jam)
L a ju P a p a r a n (m R /j a m ) Xe-133 0 5000 10000 15000 20000 25000 0 100 200 300
Waktu Peluruhan (jam)
L a ju P a p a r a n (m R /j a m ) Kr-85 0 20000 40000 60000 80000 100000 120000 0 100 200 300
Waktu Peluruhan (jam)
L a ju P a p a r a n (m R /j a m ) Au-198 0 50000 100000 150000 200000 250000 300000 350000 0 500 1000 1500
Waktu Peluruhan (jam)
L a ju P a p a r a n (m R /j a m ) Na-24 0 50000 100000 150000 200000 250000 300000 350000 400000 0 100 200 300
Waktu Peluruhan (jam)
L a ju P a p a r a n (m R /j a 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 198Au dan 24Na.
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 85Kr, 133
Xe, 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 85Kr, 133
Xe, 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.
0,20 0,22 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 si mal (d eti k )
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
J a r a k m in im a l (c m )
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 dapatditentukan 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 85Kr paling lama (15 menit) dibandingkan sumber lainnya yang masing-masing selama 5 menit. Namun
aktivitas yang dihasilkan lebih kecil
dibandingkan aktivitas 198Au ataupun 24Na. 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)
Waktu Peluruhan (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 85Kr, 133Xe, 198Au, dan 24Na 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 85
Kr, 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.
