228
PEETUA SOURCE-TERM TAHUA
DI REAKTOR GA. SIWABESSY
Sudiyati*, Unggul Hartoyo**, ugraha Luhur**, Syahrir* *Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BATAN
** Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN
ABSTRAK
PEETUA SOURCE-TERM TAHUA DI REAKTOR GA. SIWABESSY. Radionuklida yang mungkin terbuang keluar gedung reaktor melalui cerobong yakni terdiri dari gas mulia (noble-gas), halogenida, dan aerosol radioaktif (partikulat). Pemantauan dilakukan dengan melakukan pengukuran langsung pada udara yang keluar melalui cerobong (stack). Hasil pengukuran kemudian dibandingkan dengan laju pelepasan pada cerobong hasil perhitungan yang terdapat dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan (LAK) RSG-GAS. Data Source-Term tahunan di RSG-GAS hasil pengukuran langsung lebih kecil dari pada data Source-Term hasil perhitungan yang terdapat di dokumen LAK.
ABSTRACT
DETERMIATIO OF SOURCE TERM FOR A AUAL STACK RELEASE OF GAS REACTOR G.A. SIWABESSY. Releases of radionuclide from the reactor are noble gases, halogenides and particulates. The measurements were carried out directly on the air monitoring system of the stack. The results of these measurements are compared with the annual Source-Term data from the Safety Analyses report (SAR) of RSG-GAS. The measurement results are smaller than the data reported in SAR document.
PEDAHULUA
Dalam operasi instalasi nuklir di PPTN Serpong ada sejumlah zat radioaktif yang terlepas ke atmosfer, namun konsentrasinya relatif rendah sehingga umumnya tidak terdeteksi pada pemantauan berkala yang dilaksanakan oleh bidang Keselamatan Lingkungan pada Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Hal ini menyulitkan prakiraan penerimaan dosis pada penduduk atau dampak radiologi dari operasi instalasi nuklir yang ada di PPTN Serpong,
sementara perlu diketahui dampak
radiologik tiap instalasi nuklir sehingga dapat dievaluasi kinerjanya sekaligus dapat
ditetapkan tingkat keselamatan radiasi
lingkungan dengan membandingkan
estimasi dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis untuk penduduk.
Reaktor G.A. Siwabessy secara kontinu
dan periodik melakukan pemantauan
cerobong (stack-monitor) sehingga dapat ditentukan konsentrasi berbagai radionuklida yang keluar dari cerobong reaktor ke atmosfer dalam kurun waktu tertentu
(Source-Term). Penentuan Source-Term
melalui cerobong Reaktor Serba Guna
(RSG-GAS) dalam operasional ini
merupakan langkah awal untuk
memverifikasi hasil pemantauan rutin
radioaktivitas di PPTN-Serpong. Penelitian
ini bertujuan untuk mendapatkan data Source-Term tahunan di reaktor G.A.
siwabessy. Data konsentrasi berbagai
radionuklida (dari Source-Term tahunan hasil penelitian) yang keluar dari cerobong ini dapat dipergunakan untuk mengestimasi penerimaan dosis tahunan penduduk yang tinggal di sekitar tapak reaktor.[1]
Oleh karena itu, agar dapat ditentukan
dampak radiologik lepasan atmosferik
reaktor G.A. siwabessy, perlu dilakukan penelitian penetuan Source-Term tahunan. Adapun tujuan akhir daripada penentuan Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy ini adalah untuk menentukan penerimaan dosis penduduk di sekitar PPTN Serpong pada saat operasi normal. Informasi ini akan digunakan untuk memprakirakan penerimaan dosis radiasi bagi penduduk yang tinggal di sekitar daerah PPTN serpong.
METODOLOGI
Data Source-Term tahunan di reaktor G.A. siwabessy diperoleh dengan melakukan pemantauan buangan efluen gas meliputi partikulat, radioiodine dan gas mulia diudara sebelum dilepaskan ke atmosfer [2]. Pemantauan cerobong ini meliputi pencuplikan udara, pengukuran
229
sampel (partikulat dan udara) dan
pengukuran langsung gas mulia.
Metode pencuplikan dan pengukuran sampel. Metode pencuplikan udara yakni dengan ”metode penyerapan” dengan cara mengalirkan sebagian udara pada cerobong yang akan dilepaskan ke atmosfer dengan menggunakan pompa hisap. Udara yang di cuplik dialirkan kedalam sebuah sistem
pengukur (menggunakan fiber, filter,
charcoal, ataupun ruang vessel), kemudian udara dialirkan kembali ke cerobong.
Metode pengukuran yang digunakan adalah metode spektrometri gama, dengan
menggunakan detektor HpGe. Untuk
radionuklida I-131 diserap dengan
menggunakan carbon cartride atau
charcoal, untuk partikulat diserap dengan menggunakan filter. [3]. Charcoal dan filter yang digunakan mempunyai efisiensi 99.99 %. Sedang untuk pengukuran gas mulia dibaca secara langsung pada alat yang terpasang di instalasi PRSG di Kios
Pengukur (Gambar 1.) menggunakan
detektor “Plastic Scintilator” dengan efisiensi relatif 10 %.
TATA KERJA
Alat dan Bahan yang digunakan
Stack Monitor, seperangkat alat cacah :
Spektrometer-γ (MCA) Tennelec dan
perangkat lunak Gamma-Track untuk
analisis aktivitas radionuklida gama pada charcoal dan filter.
Cara Kerja
1. Pencuplikan udara
Pencuplikan udara di lakukan dengan menggunakan charcoal untuk menyerap I-131 dan menggunakan filter untuk menyerap partikulat di udara. Pencuplikan dilakukan langsung dari cerobong atau melalui Stack monitor pada waktu proses operasi reaktor berlangsung, dan sesekali waktu pada saat reaktor tidak beroperasi, sedangkan lama waktu pencuplikan (t, jam) dan kecepatan alir udara (kec, ft3/jam) dapat dilihat pada Tabel 1. Sistem pengukuran tingkat
radioaktivitas udara cerobong di PRSG dapat dilihat pada Gambar 1.
2. Pengukuran tingkat radioaktivitas di cerobong.
Pengukuran tingkat radioaktivitas di cerobong digunakan metode penyerapan yakni dengan cara pencuplikan udara, dilakukan dengan mengalirkan sebagian udara yang akan dilepaskan ke atmosfer dengan menggunakan pompa hisap (dengan kecepatan seperti pada Tabel. 1). Udara yang di cuplik dialirkan kedalam sebuah sistem pengukur (menggunakan bahan penyerap : fiber filter, charcoal) dan ruang vessel, kemudian udara dialirkan kembali ke cerobong.
Hasil pengukuran tingkat
radioaktivitas udara cerobong dibaca di Ruang Pengukuran (R.1003), Ruang Kendali Utama (RKU) dan Ruang Kendali Darurat (RKD). Jika tingkat radioaktivitas melebihi
batas tertentu maka sistem dapat
memerintahkan sistem ventilasi untuk mengisolasi gedung sehingga udara dalam di dalam gedung reaktor tidak dibuang ke lingkungan melalui cerobong melainkan hanya disirkulasi di dalam gedung dan disaring menggunakan Hepa filter dan Charcoal Filter.[4]
Dari data yang diperoleh pada
(Tabel 1.), kemudian di tentukan data
Source-Term seperti ditunjukkan pada
(Tabel 2), yaitu dihitung tingkat aktivitas radionuklida yang terukur dalam satuan Ci/tahun, diperoleh dari :
Aktivitas /volume (Ci/m3) x kecepatan alir
udara (m3/jam)(8760 jam/tahun) =
(Ci/tahun)
Kecepatan alir udara (Ft3/jam) dikonversi ke (m3/jam), dengan cara sebagai berikut :
(ft)3/jam) (12)3(in)3 /(ft)3(2.56)3
(cm)3/(1in)3(10)-6 (m3)/ (1cm)3 = (m3/jam).
Sistem pencuplikan dan pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong dapat dijelaskan seperti pada Gambar 1. sebagai berikut :
230
Gambar 1. Sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara cerobong 3. Pengukuran sampel udara
Pengukuran/ pencacahan sampel udara dilakukan langsung setelah pencuplikan selesai karena I-131 mempunyai umur paro pendek yaitu 8 hari. Dari hasil pengukuran I-131 pada charcoal dan partikulat pada filter dalam sampel udara diperoleh data aktivitas I-131.[3].
HASIL DA PEMBAHASA
Pencuplikan dan pengukuran sampel dimulai bulan Oktober 2006 sampai dengan bulan Nopember 2007, dilakukan 10 kali sampling pada waktu reaktor beroperasi dan 2 kali sampling pada waktu reaktor tidak
beroperasi. Daya maksimum reaktor
beroperasi pada 30 MW, dan daya rerata pada 15 MW, dengan kecepatan alir udara rerata 70.02 Ft3/jam. Dari hasil pengukuran
(Tabel. 1) menunjukkan bahwa tingkat aktivitas I-131 pada carbon cartride berkisar antara (5.143x10-14s/d 5.152x10-11) Ci/m3, tingkat aktivitas gas mulia (Ar-41) berkisar antara (12.58x10-7 s/d 12.98x10-5) Ci/m3, sedang hasil pengukuran partikulat hanya diperoleh satu jenis radionuklida yaitu Cs-137 pada 2x pengukuran, sedang pada 10x pengukuran lainnya tidak ditemukan adanya radionuklida. Tingkat aktivitas Cs-137 yang terukur berkisar antara (7.324x10-19 s/d 7.813x10-19) Ci/m3.
Diperoleh tingkat aktivitas
radionuklida Cs-137 dalam partikulat berkisar antara (1.785x10-14 s/d 1.859x10-14) Ci/tahun, dari kelompok gas mulia (Ar-41) berkisar antara (0.00389 s/d 3.85818) Ci/tahun dan untuk kelompok halogenida (I-131) yang terdeteksi berkisar antara (6.351x10-10 s/d 5.767x10-7 ) Ci/tahun.
231
Tabel 1. Hasil pengukuran langsung radioaktivitas di lapangan (Ci/m3)
o Tanggal Operasi/ tidak Op. t, jam Daya, MW Kec, Ft3/jam Akt. Ar-41, Ci/m3 Akt. I-131, Ci/m3 Akt. Cs-137, Ci/m3 1 02-10-06 operasi 23 15 21.5 12.01x10-7 1.917x10-13 ttd* 2 13-10-06 tidak op. 22 0 22.0 12.58x10-7 4.401x10-13 ttd 3 22-02-07 tidak op. 12 0 48.9 3.13x10-7 5.319x10-13 ttd 4 27-02-07 operasi 1 15 48.9 9.34x10-5 ttd ttd 5 28-02-07 operasi 21 15 48.9 11.42x10-5 4.644x10-11 ttd 6 22-07-07 operasi 24 15 100 9.67x10-5 2.606x10-13 7.324x10-19 7 25-07-07 operasi 25 15 90 9.61x10-5 2.459x10-12 7.813x10-19 8 02-08-07 operasi 24 30 120 10.04x10-5 9.693x10-13 ttd 9 03-08-07 operasi 1 30 120 11.64x10-5 ttd ttd 10 31-10-07 operasi 2 15 120 12.66x10-5 ttd ttd 11 02-11-07 operasi 19 15 50 11.58x10-5 1.752x10-13 ttd 12 15-11-07 operasi 21 15 50 12.98x10-5 5.143x10-14 ttd Σ 195 180 840.2 0.000992 5.152x10-11 15.137x10-19 Rentang 1 - 25 0 - 30 21.5-120 12.58x10-7 - 12.98x10-5 5.143x10-14 - 5.152x10-11 7.324x10-19 -7.813x10-19 Rerata 16.25 15 70.0166 8.27x10-5 5.724x10-12 7.565x10-19 Dev. Standar 9.60232 9.0453 37.6489 5.07x10-5 1.529x10-11 3.465x10-20
* Keterangan: ttd = tidak terdeteksi, batas deteksi (MDC= Minimum Detectable Counting) untuk Cs-137 = 5.4 x10-19 Ci/m3 dan I-131 = 2.7x10-14 Ci/m3
Dari Tabel 1. Terlihat bahwa ketika operasi atau tidak beroperasinya reaktor diperoleh hasil yang mendekati sama, begitu juga dengan pengaruh daya hampir tidak berpengaruh, hal ini disebabkan antara lain oleh karena aktivitas yang terukur mendekati batas deteksi limit dari pada alat ukur yang digunakan. Disamping itu juga ada kemungkinan disebabkan karena tingkat aktivitas yang terukur memang sangat rendah, yaitu dengan rerata : 1.822x10-14 Ci/tahun untuk radionuklida Cs-137 ; 1.73598 Ci/tahun untuk kelompok gas mulia dan 7.579x10-8 Ci/tahununtuk radionuklida I-131. Sebagai pembanding untuk gas mulia diambil dari hasil monitoring secara rutin di
PRSG yaitu pada Alat 1 (KLK 06 CR 01) dengan menggunakan detektor “Plastic Scintilator” dan “Beta Ionisation chamber” pada Alat 2 (KLK 06 CR 02). Pada Alat 1 mempunyai range tingkat aktivitas lebih rendah yaitu 1x10-7 s/d 1x10-1 dibanding pada Alat 2 (KLK 06 CR 02) dengan range tingkat aktivitas lebih tinggi (kurang peka) 1x10-4 s/d 1x102. Alat 2 dipakai untuk keadaan darurat / bila terjadi kecelakaan.
Waktu pengambilan data pembanding
disesuaikan dengan waktu dilakukan
sampling udara. Jadwal sampling udara disesuaikan dengan jadwal operasi reaktor. Data pembanding dapat dilihat pada Tabel 3.
232 Tabel 2. Data Pengukuran Source-Term (Ci/tahun)
o. Tanggal Akt. Cs-137, Ci/tahun Akt. Ar-41, Ci/tahun Akt. I-131, Ci/tahun 1. 02-10-06 ttd 0.00656 1.047x10-9 2. 13-10-06 ttd 0.00703 2.459x10-9 3. 22-02-07 ttd 0.00389 6.606x10-9 4. 27-02-07 ttd 1.15991 ttd 5. 28-02-07 ttd 1.41822 5.767x10-7 6. 22-07-07 1.859x10-14 2.45581 6.617x10-9 7. 25-07-07 1.785x10-14 2.19651 5.622x10-8 8. 02-08-07 ttd 3.05973 2.954x10-8 9. 03-08-07 ttd 3.54733 ttd 10. 31-10-07 ttd 3.85818 ttd 11. 02-11-07 ttd 1.47044 2.225x10-9 12. 15-11-07 ttd 1.64821 6.351x10-10 Σ 3.6441x10-14 20.83181 6.821x10-7 Rentang 1.785x10-14 -1.859x10-14 0.00389 - 3.85818 6.351x10-10 - 5.767x10-7 Rerata 1.822x10-14 1.73598 7.579x10-8 Dev. Standar 5226x10-16 1.34024 1.888x10-7
Tabel 3. DATA OBLE-GAS ( bacaan langsung ) [4]
o. Tanggal
KLK 06 CR 01 (Alat 1) KLK 06 CR 02 (Alat 2)
Ci/m3 Ci/tahun Ci/m3 Ci/tahun
1. 02-10-2006 2 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 2. 13-10-2006 1 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 3. 22-02-2007 1 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 4. 27-02-2007 1 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 5. 28-02-2007 1 x 10-7 0.876 1 x 10-4 175.2 6. 22-07-2007 2 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 7. 25-07-2007 2 x 10-7 1.752 2 x 10-4 175.2 8. 02-08-2007 4 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 9. 03-08-2007 1 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 10. 31-10-2007 2 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 11. 02-11-2007 1 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 12. 15-11-2007 2 x 10-7 0.876 1 x 10-4 87.6 Σ 0.000002 11.388 0.0013 1226.4 Rentang 1x10-7 - 4x10-7 8.76x10-1 - 1.752 1x10-4 - 2x10-4 8.76x10+1 - 1.75x10+2 Rerata 1.67x10-7 9.49x10-1 1.08x10-4 1.02x10+2 Dev. Standar 8.88x10-8 2.53x10-1 1.67x10-7 1.67x10-7
Keterangan : Konversi dari Ci/m3 menjadi Ci/tahun adalah aktivitas (Ci/m3) x kecepatan alir udara (m3/jam)(jam/tahun) = Ci/tahun.
233 Dari hasil pengukuran Source-Term tahunan di Reaktor GA. Siwabbesy dibandingkan dengan hasil perhitungan dengan menggunakan program ORIGEN-2 (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6) [4], dapat di rangkum seperti pada Tabel 4.
Dari hasil pengukuran diperoleh
tingkat aktivitas rerata tahunan dari
kelompok halogenida (I-131) yaitu
7.579x10-8 Ci/tahun, kelompok noble-gas
(Ar-41) yaitu 17.36x10-1 Ci/tahun dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x10
-14
Ci/tahun. Hasil ini kemudian
dibandingkan dengan hasil perhitungan dari asumsi produk fisi dari satu elemen bakar
dengan daya reaktor maksimum
menghasilkan 1.44x10-3 Ci/tahun I-131 dan 2.91x10-06 Ci/tahun Cs-137, dan 27.2x10-1
Ci/tahun Ar-41. Ternyata asumsi
perhitungan LAK tidak sama dengan
kenyataan. Perbedaan ini kemungkinan disebabkan karena daya operasi rata-rata pada 15 MW, sedang asumsi perhitungan LAK dengan daya reaktor maksimum pada 30 MW. Sebagai data pembanding dari hasil perhitungan tersebut dapat dilihat pada Tabel 5 dan (Tabel 3. adalah hasil bacaan langsung).
Source-Term yang diperoleh sangat kecil dan berada dibawah deteksi limit alat ukur yang ada, sehingga tidak bisa mengukur secara rutin. Namun secara umum instalasi nuklir mempunyai standar fasilitas nuklir seperti reaktor, sehingga harus melakukan evaluasi dampak radiologi nuklir untuk mengevaluasi dosis penduduk di sekitar insntalasi. Jadi sebagai tujuan akhir dari data Source-Term yang didapatkan akan
dipergunakan untuk evaluasi dosis
penduduk.
Tabel 4. Data Source-Term hasil pengukuran dibanding dengan hasil perhitungan (sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6).
o. Jenis Pantauan Hasil Pengukuran
Ci/tahun
LAK-RSG Ci/tahun
1. Gas Mulia (Ar-41) 17.36x10-1 27.2x10-1
2. Radioiodine (I-131) 7.579x10-8 1.44x10-3
3. Partikulat (Cs-137) 1.822x10-14 2.91x10-6
Tabel 5. Laju pelepasan pada cerobong (perhitungan model) (Sumber LAK RSG-GAS, Tabel XII-6). Nuklida Cerobong Ci/jam Ci/tahun Halogenida I-131 I-132 I-133 I-134 I-135 Br-82 Br-83 Jumlah 1,64 E-07* 1,04 E-07 6,16 E-07 4,02 E-09 6,46 E-07 1,35 E-10 1,85 E-09 1,54 E-06 1,44 E-03 9,11 E-04 5,40 E-03 3,53 E-05 5,66 E-03 1,19 E-06 1,62 E-05 1,35 E-02
234 Nuklida Cerobong Ci/jam Ci/tahun Volateli rendah Sr-89 Sr-90 Y-90 Y-91 Zr-95 Nb-95 Ru-103 Rh-103 m Ru-106 Rh-106 Sn-125 Sb-125 Te-127 m Te-129 m Te-131 m Te-132 Cs-137 Ba-140 La-140 Ce-141 Ce-144 Pr-144 Nd-147 Sm-151 Jumlah 1,83 E-11 1,13 E-13 3,79 E-10 1,97 E-11 1,86 E-11 3,66 E-11 6,95 E-10 9,90 E- 11 2,17 E-13 8,58 E-12 1,69 E-13 1,10 E-13 2,89 E- 12 1,56 E-10 3,12 E-10 1,45 E-10 3,32 E-10 8,53 E- 10 3,88 E-10 2,54 E-11 2,28 E-11 1,34 E-11 2,49 E-11 1,76 E-15 3,55 E-09 1,61 E-07 9,88 E-10 3,32 E-06 1,73 E-07 1,63 E-07 3,20 E-07 6,09 E-06 8,68 E- 07 1,90 E-09 7,52 E-08 1,48 E-09 9,62 E-10 2,53 E-08 1,37 E-06 2,73 E-06 1,27 E- 06 2,91 E- 06 7,47 E-06 3,40 E- 06 2,22 E-07 1,99 E-07 1,17 E-07 2,18 E-07 1,54 E-11 3,11 E-05 Gas mulia fisi
Kr-83 m Kr-85 Kr-85 m Kr-88 Xe-131 m Xe-133 Xe-133 m Xe-135 Xe-135 m Xe-138 Jumlah 1,85 E-03 1,76 E-08 9,51 E-03 2,68 E-02 1,95 E-03 1,12 E-02 2,80 E-02 5,94 E-03 4,97 E-08 4,75 E-08 8,53 E-02 1,62 E-01 1,54 E-04 8,33 E-01 2,35 E-02 1,71 E-01 9,83 E-01 2,45 E-002 5,20 E- 01 4,36 E-04 4,16 E-04 2.72 E- 00
KESIMPULA DA SARA KESIMPULA
Dari hasil penelitian ini diperoleh data Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy dari kelompok halogenida (I-131) yaitu 7.579x10-8 Ci/tahun, kelompok noble-gas (Ar-41) yaitu 17.36x10-1 Ci/tahun dan dari partikulat diperoleh Cs-137 yaitu 1.822x10-14 Ci/tahun. Data hasil pengukuran yang diperoleh lebih kecil jika dibandingkan dengan hasil perhitungan menggunakan program ORIGEN-2 yaitu laju pelepasan pada Cerobong (Sumber LAK RSG-GAS,
Tabel XII-6) yaitu 1.44x10-3 Ci/tahun untuk I-131, 2.91x10-06 Ci/tahun untuk Cs-137,
dan 27.2x10-1 Ci/tahun untuk Ar-41.
Perbedaan tersebut disebabkan karena daya operasi reaktor rata-rata pada 15 MW (tidak maksimal), sedang asumsi perhitungan pada daya maksimal yakni 30 MW. Data hasil penentuan Source-Term tahunan di reaktor G.A. Siwabessy ini selanjutnya dapat dipergunakan untuk mengevaluasi dosis penduduk di sekitar daerah PPTN-Serpong pada saat operasi normal, dan dapat
235
lingkungan dengan membandingkan estimasi
dosis tahunan penduduk terhadap Nilai Batas Dosis bagi penduduk yang ditentukan oleh BAPETEN sesuai SK Ka. BAPETEN No. 02/Ka-BAPETEN / V-99.
SARA.
Sebaiknya PRSG bekerja sama dengan PTKMR untuk melakukan kalibrasi terhadap alat ukur yang terpasang pada stack, selanjutnya bisa direncanakan untuk
melakukan akreditasi laboratorium.
Sebaiknya dilakukan juga identifikasi
radionuklida untuk semua aktivitas yang diukur dan ada laporan tahunan Source-Term.
DAFTAR PUSTAKA
1. J.U. BURNHAM, RADIATION
PROTECTION, Point Lereau
Generating Station, REV. 2, 1986.
2. SAFETY REPORT SERIES N0.19, Generic Models for Use in Assessing
the Impact of Discharges of
Radioactive Substances to the
Environment, IAEA,Vienna, 2001. 3. BATAN, Prosedur Analisis sampel
radioaktivitas Lingkungan, Kep. Dirjen Batan No: 156/DJ/IV/98, 1998.
4. BIDANG KESELAMATAN, PRSG-BATAN, Laporan Kegiatan Subbidang Pengendalian Daerah Kerja, No. Ident : RSG.KK.01.06.61.08, Revisi : 00, Serpong, Tahun 2007
5. MANAJEMEN PEMBANGUNAN
TENAGA ATOM, Rencana
Pemantauan Lingkungan (RPL) Pusat Penelitian Tenaga Atom Nasional, Serpong, Oktober 1994.
6. P. MADE UDIYANI, TH. RINA, Radioaktivitas Air Kolam Pada Kondisi Sistem Air Panas Beroperasi, hasil-hasil penelitian 1994-1995, ISSN 0854-5278.
![Tabel 3. DATA OBLE-GAS ( bacaan langsung ) [4]](https://thumb-ap.123doks.com/thumbv2/123dok/2586188.3619784/5.892.174.776.153.589/tabel-data-oble-gas-bacaan-langsung.webp)
