(Suhartono, dkk)
PENENTUAN DAERAH SAFETY PERIMETER DENGAN SOFTWARE HOTSPOT VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW dan 15 MW
DETERMINATION OF SAFETY PERIMETER AREA WITH SOFTWARE HOTSPOT VERSION 3.0.3 ON RSG-GAS REACTOR CRASH AT 5 MW, 10 MW AND 15 MW
Suhartono, Subiharto
1, 2 PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 30 Serpong, 15310 E-mail: hartono_s@batan.go.id
Diterima: 28 Maret 2018, diperbaiki : 20 April 2018, disetujui : 23 April 2018

## ABSTRAK
PENENTUAN  DAERAH  SAFETY  PERIMETER  DENGAN  SOFTWARE  HOTSPOT  VERSI 3.0.3 PADA KECELAKAAN REAKTOR RSG-GAS PADA DAYA 5 MW , 10 MW DAN 15 MW. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) merupakan reaktor riset di Indonesia dengan daya  maksimum  yang  dibangkitkan  sebesar  30  MW.  Reaktor  dioperasikan  untuk  melayani pengguna  yang  akan  memanfaatkan  neutron  yang  dihasilkan  dari  reaksi  fisi  di  teras  reaktor. Dalam mengoperasikan reaktor dilakukan sesuai dengan ketentuan keselamatan yang berlaku dari  IAEA  maupun  BAPETEN.  Pada  kondisi  kecelakaan  reaktor  yang  mengakibatkan terlepasnya  zat  radioaktif  kelingkungan  sudah  dipersiapkan  program  kesiapsiagaan  dan tanggap  darurat  nukir  tingkat  fasilitas  RSG-GAS.  Langkah  antisipasi  dari  ancaman  bahaya radiasi bagi personil, penduduk disekitar dan petugas penanggulangan kedaruratan nuklir RSG- GAS  dilakukan  dengan  langkah  secepat  mungkin  menentukan  daerah  safety  perimeter  pada saat  terjadi  kedaruratan.  Untuk  itu  dilakukan  penentuan  daerah  safety  perimeter  dengan menggunakan  perangkat  lunak  HotSpot  Versi  3.0.3 pada saat  terjadi  lepasan  zat  radioaktif  ke lingkungan. Menurut peraturan IAEA bahwa daerah safety perimeter adalah laju dosis di sekitar fasilitas yang mengalami kecelakaan  dengan nilai terukur 100 µSv/jam. Dengan menggunakan perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 daerah safety perimeter secara cepat akan dapat diketahui sehingga  petugas  penanggulangan  kedaruratan  tidak  perlu  melakukan  mengukur  langsung. Dari hasil simulasi dengan menggunakan perangkat lunak Hotspot Versi 3.0.3 diperoleh bahwa daerah safety perimeter pada saat terjadi kecelakaan di RSG-GAS pada daya reaktor 5, 10 dan 15 MW adalah jarak radius antara 200-1000 m dari RSG-GAS.
Kata kunci : Hotspot, safety perimeter, kedaruratan nuklir, reaktor

## ABSTRACT
DETERMINATION OF SAFETY PERIMETER AREA WITH SOFTWARE HOTSPOT VERSION 3.0.3 ON RSG-GAS REACTOR CRASH AT 5 MW, 10 MW AND 15 MW . Multipurpose Reactor G.A.  Siwabessy  (RSG-GAS)  is  a  research  reactor  in  Indonesia  with  a  maximum  power generated  of  30  MW.  The  reactor  is  operated  to  serve  users  who  will  utilize  the  neutrons generated from the fission reactions in the reactor core. In operating the reactor is carried out in accordance with the applicable safety requirements of the IAEA and BAPETEN. In conditions of reactor  accidents which  resulted  in the  release  of radioactive  substances  have  been  prepared environment  preparedness  program  and  emergency  response  nuclear  level  RSG-GAS  facility. Anticipatory  measures  from  radiation  hazards  to  personnel,  surrounding  residents  and  RSG- GAS  emergency  countermeasures  are  conducted  as  soon  as  possible  to  determine  the
perimeter safety area in the event of an emergency. For that purpose, the determination of the perimeter  safety  area  using  HotSpot  Version  3.0.3  software  in  the  event  of  release  of radioactive  substances  into  the  environment.  According  to  the  IAEA  regulations  that  the perimeter safety area is the dose rate in the vicinity of an accident facility with a measured value of 100 μSv / h. By using Hot Spot Version 3.0.3 software the perimeter safety area will quickly be  known  so  that  emergency  countermeasures  do  not  need  to  perform  direct  measurements. From the simulation result using Hotspot Version 3.0.3 software, it is found that perimeter safety area at the time of accident at RSG-GAS at 5, 10 and 15 MW reactor power is radius distance between 200-1000 m from RSG-GAS.
Keywords: Hotspot, safety perimeter, nuclear emergency, reactor
PENDAHULUAN eaktor Serba Guna G.A. Siwabessy  (RSG-GAS)    merupakan salah  satu  reaktor  riset  yang  dimiliki Indonesia  dengan  daya  nominal  sebesar 30  MW.  Sesuai  dengan  Perka  Bapeten No.1  Tahun  2010  tentang  kesiapsiagaan dan  penanggulangan  kedaruratan  nuklir dinyatakan  bahwa  RSG-GAS  masuk kategori  bahaya  radiologi  II [1] .  Bila  terjadi kedaruratan  nuklir  di  RSG-GAS  maka langkah  penanggulangan  kedaruratan nuklir  sesuai  dengan  Perka  Bapeten No.1  Tahun  2010  dilakukan  untuk memberikan jaminan
keselamatan
kepada manusia dan lingkungan. Langkah utama untuk menjamin keselamatan manusia adalah
menghindari  paparan  radiasi  berlebih [2] . Dalam melakukan pengendalian paparan radiasi  pada  saat  terjadi  kedaruratan nuklir di RSG-GAS diperlukan penentuan daerah safety  perimeter .  Sesuai  dengan buku panduan IAEA maka yang dimaksud dengan daerah safety perimeter  adalah  daerah  dengan  laju dosis  100  µSv/jam [3] .  Daerah  tersebut merupakan  batas  bagi  tim  tanggap darurat  nuklir  untuk  melakukan  tindakan penanggulangan. Untuk mengetahui besar  laju  dosis  100  µSv/jam  maka dilakukan  pengukuran  langsung  oleh petugas  penanggulangan  kedaruratan nuklir.  Tindakan  ini  membutuhkan  waktu dan  jumlah  personil  yang  banyak.
Permasalahan yang terjadi adalah pengukuran  langsung  akan  memberikan dosis paparan radiasi yang lebih besar kepada  petugas  penanggulangan  yang melakukan pengukuran walaupun pengukuran  secara  langsung  belum penah  dilakukan  karena  belum  pernah terjadi keadaan darurat yang sesungguhnya. Untuk menghindari masalah tersebut dapat dilakukan dengan  melakukan  simulasi  dengan menggunakan  perangkat  lunak  HotSpot
Versi 3.0.3.
Tujuan  dari  simulasi  ini  adalah untuk  mengetahui  berapa  jarak  daerah safety perimeter dari RSG-GAS. Sehingga dengan simulasi ini memberikan manfaat bagi petugas penanggulangan  kedaruratan  nukir  yang melakukan penanggulangan
dapat terhindar  dari  paparan  radiasi  yang maksimal.  Metode  yang  dilakukan  pada makakalah  ini  adalah  menggunakan perangkat  lunak  dengan  memasukkan data  meteorologi  di  sekitar  RSG-GAS, source  term yang  keluar  dari  cerobong, tinggi  cerobong,  diameter  cerobong,  laju alir udara dari dalam cerobong, temperatur udara di dalam cerobong dan temperatur  udara  di  luar  cerobong.
Source term pada makalah ini dikhususkan untuk nuklida I-131
merupakan  produk  fisi  yang  keluar reaktor  RSG-GAS  bila  terjadi  kegagalan kelongsong  bahan  bakar.  Iodine  131 merupakan  nuklida  yang  menyebabkan
R
penyakit  kanker  apabila  terhirup  melalui jalur pernafasan manusia. Simulasi dilakukan  pada  reaktor  dengan  operasi daya  5  MW,  10  MW  dan  15    MW. Penetapan 3 variasi daya karena reaktor sering  dioperasikan  pada  variasi  3  daya tersebut.  Langkah  penentuan  daerah safety  perimeter dapat  juga  dilakukan dengan  menggunakan  perangkat  lunak PC COSYMA. Perhitungan dengan akurasi  tinggi  tetapi  dengan  masukan yang cukup rumit. Sedangkan perhitungan dengan menggunakan perangkat  lunak  HotSpot  Versi  3.0.3 masukan lebih simple dan mudah sangat cocok  digunakan  apabila  dalam  kondisi kedaruratan yang membutuhkan kecepatan informasi. Waktu yang digunakan  untuk  melakukan  perhitungan untuk menentukan daerah safety perimeter lebih  cepat  bila  dibandingkan dengan  mengukur  langsung  di  sekitar reaktor bila terjadi kedaruratan nuklir.

## METODE
Pada  kondisi  terjadi  kedaruratan nuklir  di  RSG-GAS    langkah  pertama yang harus dilakukan adalah menyelamatkan  pekerja  yang  berada  di instalasi dan lingkungan reaktor. Langkah  kedua  adalah  menentukan daerah safety  perimeter yang  berada  di sekitar RSG-GAS. Daerah safety perimeter merupakan  daerah  di  sekitar reaktor  bila  diukur  dengan  survey  meter menunjukkan nilai paparan  100 µSv/jam. Sesuai  dengan  program  kesiapsiagaan nuklir  yang  berlaku  di  RSG-GAS  maka pada  daerah  tersebut  adalah  daerah yang di kendalikan oleh petugas proteksi radiasi dan menggunakan Alat Pelindung Diri (APD) yang sesuai. Cara menentukan  daerah safety  perimeter yaitu petugas penanggulangan kedaruratan melakukan pengukuran langsung paparan radasi disekitar reaktor pada saat terjadi kedaruratan hingga alat
ukur  radiasi  menunjukkan  nilai  paparan 100  µSv/jam.  Dengan  wilayah  yang cukup luas di sekitar RSG-GAS pengukuran langsung membutuhkan waktu  lama  dan  petugas  kedaruratan yang melakukan pengukuran akan mendapatkan  dosis  yang  lebih  besar. Solusi  untuk  menghindari  terkena  dosis berlebih    maka  diperlukan  penentuan daerah safety perimeter tanpa melakukan pengukuran secara langsung. Langkah  yang  dilakukan  adalah  dengan melakukan simulasi menggunakan perangkat  lunak  HotSpot  Versi  3.0.3. Perhitungan  dosis  pada  daerah safety perimeter dalam kondisi reaktor beroperasi  30  MW  dengan source  term seluruh  hasil  fisi  dengan  simulasi  terjadi kecelakaaan Beyond Design Basic
Accident (BDBA) telah dilakukan dengan menggunakan  perangkat  lunak  yang sama  pada  kondisi  kedaruratan  tingkat KNS [4] .
Data  yang  diperlukan  sebagai  input perangkat  lunak  HotSpot  Versi  3.0.3 adalah sebagai berikut : - Data  Meteorologi  terbaru  di  sekitar RSG-GAS  menggunakan  data  rona lingkungan  yang  dikeluarkan  oleh BMKG  (  Kecepatan  dan  arah  angina, stabilitas  udara) [5] dari  pengelola Kawasan Nuklir Serpong (KNS)
- Data  spesifikasi  dimensi  cerobong (tinggi cerobong, diameter cerobong)
- Aktivitas  I-131  pada  operasi  daya reaktor  5  MW,  10  MW  dan  15  MW (simulasi  dengan  perangkat  lunak Origen  2).  Perangkat  lunak  Origen  2 digunakan untuk mengetahui besarnya aktivitas nuklida yang berada  di  teras  reaktor  pada  sasat terjadi  kedaruratan.  Data  aktivitas nuklida  diambil  pada  kondisi  reaktor beroperasi selama 4 hari disimulasikan dengan perangkat lunak Origen 2.
- Data  laju  alir  udara  dalam  cerobong, temperatur udara luar dan temperatur
udara di dalam cerobong [6] .
Bila  terjadi  lepasan  zat  radioaktif  dari cerobong  reaktor  maka  penyebaran  gas atau  partikel  radionuklida  yang  terlepas ke  atmosfir  dipengaruhi  oleh  arah  dan kecepatan  angin.  Atmosfir  umumnya mengalami  turbulensi,  dan  material  yang terlepas mengalami difusi selama penyebaran.  Konsentrasi  radionuklida  di atmosfir  dihitung  dengan  persamaan Gaussian  model [7] persamaan  tersebut digunakan dalam perangkat lunak HotSpot  Versi  3.0.3  seperti  ditunjukkan pada persmaan 1.
𝐶(𝑥, 𝑦, 𝑧) =
𝑄 2𝜋𝜎 𝑦 𝜎 𝑧 𝑢 exp [− 1 2 ( y σ y ) 2 ] {exp [− 1 2 ( z−H σ z ) 2 ] + exp [− 1 2 ( z+H σ z ) 2 ]} exp [− 𝜆𝑥 𝑢 ] ……….(1)
dimana: C = konsentrasi radionuklida di atmosfir pada koordinat (x,y,z), Ci/m 3 Q = Source term (Ci)= Aktivitas (hasil running Origen 2) λ  = tetapan peluruhan (s)
H = tinggi pelepasan efektif (m) x = jarak downwind (m) y = jarak crosswind (m) z = ketinggian sumbu vertikal (m) u    =    kecepatan  angin  rata-rata  pada ketinggian lepasan (m/detik)
L = ketinggian lapisan inversi (m) Langkah  simulasi  dengan  menggunakan
HotSpot Versi 3.0.3 sebagai berikut :
1.  Menyiapkan parameter masukan perangkat  lunak  HotSpot  Versi  3.0.3.
Parameter  yang  di  butuhkan  seperti pada Tabel 1.
Tabel 1. Parameter input data perangkat lunak HotSpot Versi 3.0.3 No Parameter Input data 1. Aktivitas radio nuklida  I-131  di  teras  pada  daya  rendah 5  MW,  10  MW  dan  15  MW  reaktor  operasi  4  hari (simulasi dengan perangkat lunak Origen 2) 1,696E +05 Curie 3,401E +05 Curie
5,063E +05 Curie 2. Tinggi cerobong 56 m 3. Diameter cerobong 1,5 m 4. Laju alir udara 3,4 m/detik 5. Temperatur udara luar 29 O C 6. Temperatur udara dari cerobong 29 O C 7. Jarak pengukuran yang diinginkan (Kilometer) 0.1,  0.2,  0.3,  0.4,  0.5, 0.6, 0.7, 0.8, 0,9. 1, 2, 3, 4, 5 7. Kecepatan angin 1-5 m/detik 8. Arah angin dominan Timur 9. Stabilitas udara D ( Neutral ) Parameter kecepatan , arah dan stabilitas  udara  di  dapatkan  dari  data PPIKSN-BATAN  berupa  Pemutahiran Data Rona Lingkungan di KNS. Parameter  aktivitas  radio  nuklida  Iodine 131  pada  daya  5  MW,  10  MW  dan  15
MW  didapatkan  dengan  melakukan simulasi  dengan  perangkat  lunak  Origen 2. Hasil simulasi Origen 2 [8] untuk variasi 3 daya reaktor terlihat pada Gambar 1.
(a)  Daya 5 MW
(b)  Daya 10 MW

## (c)   Daya 15 MW
Gambar 1. Produk fisi pada daya (a) 5 MW, (b) 10 MW dan (c) 15 MW
2. Memasukkan  data  pada  Tabel  1  ke dalam  perangkat  lunak  HotSpot Versi 3.0.3 sehingga akan didapatkan hasil seperti di tunjukkan pada Tabel 2 sampai Tabel 4.
Tabel  2.  Laju  dosis  pada  operasi  reaktor  5  MW  dengan  variasi  kecepatan  angin  1-5 m/detik
Daya reaktor 5 MW Jarak (km) Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 1 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 1,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 2 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 2,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 3 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 3,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 4 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 4,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 5 m/detik 0,1 9,20E-02 6,30E-02 4,80E-02 3,80E-02 3,20E-02 2,80E-02 2,40E-02 2,20E-02 2,00E-02 0,2 4,30E-02 3,00E-02 2,30E-02 1,90E-02 1,60E-02 1,40E-02 1,20E-02 1,10E-02 9,70E-03 0,3 2,60E-02 1,90E-02 1,50E-02 1,20E-02 1,00E-02 8,90E-03 7,90E-03 7,00E-03 6,40E-03 0,4 1,80E-02 1,40E-02 1,10E-02 8,90E-03 7,60E-03 6,60E-03 5,80E-03 5,20E-03 4,70E-03 0,5 1,40E-02 1,00E-02 8,40E-03 7,00E-03 5,90E-03 5,20E-03 4,60E-03 4,10E-03 3,80E-03 0,6 1,10E-02 8,30E-03 6,80E-03 5,70E-03 4,90E-03 4,30E-03 3,80E-03 3,40E-03 3,10E-03
(Suhartono, dkk)
0,7 8,50E-03 6,80E-03 5,60E-03 4,70E-03 4,10E-03 3,60E-03 3,20E-03 2,90E-03 2,60E-03 0,8 7,00E-03 5,70E-03 4,80E-03 4,10E-03 3,50E-03 3,10E-03 2,80E-03 2,50E-03 2,30E-03 0,9 5,80E-03 4,90E-03 4,10E-03 3,50E-03 3,10E-03 2,70E-03 2,40E-03 2,20E-03 2,00E-03 1 4,80E-03 4,20E-03 3,60E-03 3,10E-03 2,70E-03 2,40E-03 2,20E-03 2,00E-03 1,80E-03 2 1,10E-03 1,30E-03 1,30E-03 1,20E-03 1,10E-03 1,00E-03 9,30E-04 8,70E-04 8,10E-04 3 3,60E-04 5,30E-04 5,90E-04 6,00E-04 5,80E-04 5,60E-04 5,30E-04 5,00E-04 4,80E-04 4 1,30E-04 2,40E-04 3,10E-04 3,40E-04 3,50E-04 3,50E-04 3,40E-04 3,30E-04 3,20E-04 5 4,70E-05 1,20E-04 1,70E-04 2,00E-04 2,20E-04 2,30E-04 2,30E-04 2,30E-04 2,20E-04
Tabel  3.  Laju  dosis  pada  operasi  reaktor  10  MW  dengan  variasi  kecepatan  angin  1-5 m/detik
Daya reaktor 10 MW Jarak (km) Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 1 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 1,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 2 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 2,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 3 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 3,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 4 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 4,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 5 m/detik 0,1 1,80E-01 1,30E-01 9,60E-02 7,70E-02 6,50E-02 5,60E-02 4,90E-02 4,30E-02 3,90E-02 0,2 8,60E-02 6,00E-02 4,60E-02 3,80E-02 3,20E-02 2,70E-02 2,40E-02 2,10E-02 1,90E-02 0,3 5,30E-02 3,80E-02 3,00E-02 2,40E-02 2,10E-02 1,80E-02 1,60E-02 1,40E-02 1,30E-02 0,4 3,70E-02 2,70E-02 2,20E-02 1,80E-02 1,50E-02 1,30E-02 1,20E-02 1,00E-02 9,50E-03 0,5 2,80E-02 2,10E-02 1,70E-02 1,40E-02 1,20E-02 1,00E-02 9,20E-03 8,30E-03 7,50E-03 0,6 2,10E-02 1,70E-02 1,40E-02 1,10E-02 9,80E-03 8,60E-03 7,60E-03 6,90E-03 6,20E-03 0,7 1,70E-02 1,40E-02 1,10E-02 9,50E-03 8,20E-03 7,20E-03 6,50E-03 5,80E-03 5,30E-03 0,8 1,40E-02 1,10E-02 9,60E-03 8,10E-03 7,10E-03 6,20E-03 5,60E-03 5,10E-03 4,60E-03 0,9 1,20E-02 9,80E-03 8,20E-03 7,10E-03 6,20E-03 5,50E-03 4,90E-03 4,40E-03 4,10E-03 1 9,70E-03 8,40E-03 7,20E-03 6,20E-03 5,40E-03 4,80E-03 4,40E-03 4,00E-03 3,60E-03 2 2,30E-03 2,60E-03 2,50E-03 2,40E-03 2,20E-03 2,00E-03 1,90E-03 1,70E-03 1,60E-03 3 7,20E-04 1,10E-03 1,20E-03 1,20E-03 1,20E-03 1,10E-03 1,10E-03 1,00E-03 9,60E-04 4 2,50E-04 4,80E-04 6,20E-04 6,80E-04 6,90E-04 6,90E-04 6,80E-04 6,60E-04 6,40E-04 5 9,50E-05 2,40E-04 3,40E-04 4,10E-04 4,40E-04 4,60E-04 4,60E-04 4,60E-04 4,50E-04
Tabel  4.  Laju  dosis  pada  operasi  reaktor  15  MW  dengan  variasi  kecepatan  angin  1-5 m/detik
Daya reaktor 15 MW Jarak (km) Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 1 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 1,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 2 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 2,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 3 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 3,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 4 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 4,5 m/detik Laju dosis (Sv/Jam) pada kecepatan angin 5 m/detik 0,1 2,70E-01 1,80E-01 1,40E-01 1,10E-01 9,50E-02 8,20E-02 7,20E-02 6,40E-02 5,80E-02 0,2 1,20E-01 8,80E-02 6,80E-02 5,50E-02 4,70E-02 4,00E-02 3,50E-02 3,20E-02 2,90E-02 0,3 7,70E-02 5,60E-02 4,40E-02 3,60E-02 3,00E-02 2,60E-02 2,30E-02 2,10E-02 1,90E-02 0,4 5,40E-02 4,00E-02 3,20E-02 2,60E-02 2,20E-02 1,90E-02 1,70E-02 1,50E-02 1,40E-02 0,5 4,00E-02 3,10E-02 2,50E-02 2,10E-02 1,80E-02 1,50E-02 1,40E-02 1,20E-02 1,10E-02 0,6 3,10E-02 2,40E-02 2,00E-02 1,70E-02 1,40E-02 1,30E-02 1,10E-02 1,00E-02 9,20E-03 0,7 2,50E-02 2,00E-02 1,70E-02 1,40E-02 1,20E-02 1,10E-02 9,50E-03 8,60E-03 7,80E-03 0,8 2,00E-02 1,70E-02 1,40E-02 1,20E-02 1,00E-02 9,20E-03 8,20E-03 7,50E-03 6,80E-03 0,9 1,70E-02 1,40E-02 1,20E-02 1,00E-02 9,10E-03 8,10E-03 7,20E-03 6,60E-03 6,00E-03

## HASIL DAN PEMBAHAAN
Dari hasil
simulasi dengan menggunakan  perangkat  lunak  HotSpot
Versi  3.03  diperoleh  hasil  perhitungan berupa :
- TEDE ( Total Effective Dose
Equivalent ) (Sv) - Konsentrasi radioaktivitas di udara (Bq-sec/m 3 ) - Kontaminasi permukaan tanah (kBq/cm 2 )
- Laju dosis di permukaan tanah (Sv/jam)
TEDE  adalah  besarnya  dosis  yang
akan diterima oleh personil atau penduduk  yang  berada  di  sekitar  reaktor pada  saat  kecelakaan  berlangsung. Besarnya dosis yang diterima tergantung dari jarak dan lamanya personil/penduduk  tersebut  berada  di daerah  yang  mengandung  radiasi.  Bila personil/penduduk tersebut berada didalam  gedung  maka  dosis  yang  terima akan lebih kecil dari pada personil/penduduk berada di tempat yang terbuka. Konsentrasi udara adalah merupakan  besarnya  konsentrasi  udara yang  mengandung  zat  radioaktif  pada variasi  jarak  dari  reaktor.  Semakin  jauh dari  reaktor  maka  konsentrasi  udara semakin kecil. Faktor lain yang mempengaruhi  adalah  kecepatan  dan arah angin pada saat terjadi kedaruratan.
Kontaminasi permukaan
tanah merupakan  zat  radioaktif  yang  terbawa oleh  udara  akan  jatuh  ke  permukaan tanah,  sehingga  tanah  tersebut  akan terkontaminasi  zat  radioaktif.  Bila  massa dari  zat  radioaktif  besar  maka  daerah kontaminasi  terbersar  adalah  daerah
dengan  jarak  yang  paling  dekat  dengan reaktor,  dan  bila  massa  zat  radioaktif ringan maka kontaminasi akan menyebar jauh dari reaktor.
Hasil perhitungan laju dosis memberikan gambaran bahwa zat radioaktif  yang  menempel  dipermukaan tanah  akan  mengkontaminasi  daerah tersebut  dan  kontaminasi  tersebut  juga akan  memancarkan  radiasi.  Pancaran radiasi  tersebut  menjadikan  pedoman untuk menentukan daerah safety
perimeter di  sekitar  reaktor [9] .  Semakin jauh dari reaktor maka laju dosis semakin kecil  karena  zat  radioaktif  yang  terbawa udara semakin sedikit.
Faktor  lain  yang  menentukan  besarnya laju dosis adalah :
- Aktivitas  radioaktif  yang  keluar dari cerobong reaktor, jika source  term yang  keluar  dari teras  reaktor  besar  maka  laju dosis  yang  terukur  akan  tinggi. Sehingga  akan  mempengaruhi tingkat  keparahan  kecelakaan reaktor  dan  tingkat  kedaruratan di reaktor.
- Kecepatan  angin,  semakin  cepat angin bertiup maka semakin jauh sebaran zat radioaktifnya.
- Arah  angin,  zat  radioaktif  akan banyak  terdeposit  pada    arah angin yang tidak berubah.
- Jarak , semakin jauh dari reaktor maka laju dosisnya akan semakin rendah. - Stabilitas  udara  yang  tidak  stabil akan mempengaruhi arah sebaran zat radioaktif sebaliknya 1 1,40E-02 1,20E-02 1,10E-02 9,10E-03 8,00E-03 7,10E-03 6,40E-03 5,80E-03 5,40E-03 2 3,50E-03 3,90E-03 3,70E-03 3,50E-03 3,20E-03 3,00E-03 2,80E-03 2,60E-03 2,40E-03 3 1,10E-03 1,60E-03 1,80E-03 1,80E-03 1,70E-03 1,70E-03 1,60E-03 1,50E-03 1,40E-03 4 4,00E-04 7,40E-04 9,30E-04 1,00E-03 1,00E-03 1,00E-03 1,00E-03 9,80E-04 9,40E-04 5 1,60E-04 3,70E-04 5,40E-04 6,10E-04 6,60E-04 6,80E-04 6,90E-04 6,80E-04 6,70E-04
jika  stabilitas  udara  stabil  maka arah sebaran dapat diprediksi.
Dari  hasil running perangkat  lunak HotSpot  versi  3.0.3  dapat  ditampilkan dalam  grafik  seperti  pada  Gambar  2,  3 dan  4  hubungan  antara  jarak  dan  laju dosis dalam kondisi kedaruratan nuklir di RSG-GAS  pada  daya  reaktor  5,  10  dan 15 MW.
Gambar 2. Laju dosis terhadap jarak dari cerobong RSG-GAS pada daya reaktor 5 MW dengan kecepatan angin 1-5 m/detik
Pada  Gambar  2  menunjukkan    bahwa daerah safety  perimeter pada  saat reaktor  terjadi  kecelakaan  dan  reaktor beroperasi  pada  daya  5  MW,  daerah safety  perimeter nya  adalah  berkisar antara  jarak  200  m  sampai  600  m  dari RSG-GAS.  Kecepatan  udara  semakin tinggi  maka  daerah safety  perimeter semakin  dekat  dengan  RSG-GAS  hal  ini karena  material  zat  radioaktif  terbawa dengan cepat oleh udara dan akan jatuh pada  lokasi  yang  lebih  jauh  dari  reaktor. Faktor lain yang mempengaruhi besarnya  laju  dosis  adalah  besarnya aktivitas  zat  radioaktif  yang  dikeluarkan dari  cerobong  RSG-GAS.  Aktivitas  zat radioaktif  Iodine  131  pada  daya  5  MW dengan  waktu  operasi  4  hari  sebesar 1,696E +05 Curie.  Semakin  tinggi  daya reaktor  maka  aktivitas  zat  radioaktif  juga akan semakin tinggi.
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal.23-34
Gambar 3. Laju dosis terhadap jarak dari cerobong RSG-GAS pada daya reaktor 10 MW dengan kecepatan angin 1-5 m/detik
Gambar  3  menunjukkan  bahwa  daerah safety perimeter pada saat reaktor terjadi kecelakaan  dan  reaktor  beroperasi  pada daya  10  MW,  daerah safety  perimeter nya  adalah  berkisar  antara  jarak  300  m sampai  900  m  dari  RSG-GAS.  Daerah safety  perimeter lebih  jauh  dibandingkan pada  saat  reaktor  dioperasikan  daya  5
MW.  Penyebab  semakin  jauh  daerah safety  perimeter  karena  aktivitas  zat radioaktif yang dikeluarkan dari cerobong pada  saat  terjadi  kecelakaan  lebih  besar .  Aktivitas  zat  radioaktif  Iodine  131  pada daya  10  MW  dengan  waktu  operasi  4 hari sebesar 3,401E +05 Curie.
Gambar 4. Laju dosis terhadap jarak dari cerobong RSG-GAS pada daya reaktor 15 MW dengan kecepatan angin 1-5 m/detik
Gambar  4  menunjukkan  bahwa  daerah safety perimeter pada saat reaktor terjadi kecelakaan  dan  reaktor  beroperasi  pada daya  10  MW,  daerah safety  perimeter nya  adalah  berkisar  antara  jarak  500  m sampai  1000  m  dari  RSG-GAS.  Daerah safety  perimeter lebih  jauh  dibandingkan pada  saat  reaktor  dioperasikan  daya  5 dan  10  MW.  Penyebab  semakin  jauh daerah  safety  perimeter  karena  aktivitas zat  radioaktif  yang  dikeluarkan  dari cerobong  pada  saat  terjadi  kecelakaan lebih besar . Aktivitas zat radioaktif Iodine 131  pada  daya  15  MW  dengan  waktu operasi 4 hari sebesar 5,063E +05 Curie. Dengan demikian cordoned area/safety  perimeter pada  saat  reaktor RSG-GAS  mengalami  kecelakaan  dan melepaskan  zat  radioaktif  berupa  Iodine 131  melalui  cerobong  dan  reaktor beroperasi  pada  daya  5,  10  dan  15  MW daerah safety  perimeter berkisar  antara 200 –  1000  m,  dari  cerobong  reaktor tergantung dari kecepatan udara
disekitar  RSG-GAS.  Daerah  tersebut merupakan daerah yang sesegera mungkin harus dilakukan evakuasi penduduk,  dan  daerah  tersebut  di kendalikan  oleh  petugas  penanggulang- an  kedaruratan  nuklir.  Tujuan  dari evakuasi  adalah  agar  penduduk  yang berada  pada  daerah  tersebut  tidak menghirup  udara  yang  mengandung nuklida  Iodine  131  yang  dapat  me- nyebabkan  ganguan  pada  tiroidnya [10] . .
Tindakan perlindungan terhadap personil/penduduk  dari  bahaya  radiasi menjadi prioritas utama dalam penanggulangan  kedaruratan  nuklir  di instalasi  reaktor.  Prinsip  utama  dalam penanggulangan kedaruratan nuklir adalah
menyelamatkan personil/
penduduk dan lingkungan.

## KESIMPULAN
Dari  hasil  simulasi  dengan  parameter  / variabel  utama  dari  uraian  diatas  maka
dapat  diambil  kesimpulan  bahwa  radius 200-1000  m  dari  RSG-GAS  ditetapkan sebagai cordoned  area/safety  perimeter dan  pada  daerah  tersebut  harus  segera dilakukan evakuasi dan dikendalikan oleh petugas  penanggulangan  kedaruratan nuklir  bila  terjadi  kedaruratan  di  RSG- GAS  pada  saat  reaktor  beroperasi  pada daya 5, 10 dan 15 MW.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  Bapeten  2010,    Perka  Bapeten  No. 1 Tahun 2010
[2] BATAN,  “Peraturan  Kepala  BATAN No.  184/Ka/IX/2012  tahun  2012
tentang Program Kesiapsiagaan Nuklir  Kawasan  Nuklir  Serpong Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional”, 2012 [3]  IAEA 2006, Manual for First
Responders to a Radiological Emergency [4]  Program Kesiapsiagaan Nuklir Kawasan  Nuklir  Serpong,  Revisi  3 Tahun 2012 [5]  PPIKSN-BATAN  2015,  Pemutahiran Data Rona Lingkungan [6]  PRSG, “Laporan Analisis Keselamatan  RSG  -  GAS  Rev. 10.1 ”, 2011 [7]  National Atmospheric Release Advisory Center 2010, HotSpot User Guide Versi 3.0.3
[8]  Kadarusmanto dkk,  “Pemanfaatan Paket Program Origen2”, 1990 [9]  Generic Procedures for Response to a Nuclear or Radiological Emergency  at  Research  Reactors,
Vienna 2011.
[10]  Preparedness  and  Response  for  a Nuclear  or  Radiological  Emergency, GSR Part 7, Vienna 2015.