## KAJIAN KINERJA ALARM UNIT EMERGENCY DI RUANG BALAI OPERASI REAKTOR
Subiharto 1 , Nazly Kurniawan 2 , Sukino 3
1 2 3 PRSG – BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 31 Serpong, 15310 email: 1 subiharto@batan.go.id, 2 nazly@batan.go.id, 3 sukino@batan.go.id
Diterima:    28 Januari 2020, diperbaiki :     18 Maret 2020, disetujui :    13 April 2020

## ABSTRAK
KAJIAN KINERJA ALARM UNIT EMERGENCY DI RUANG BALAI OPERASI REAKTOR. 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  ≥  1.10 4 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

## ABSTRACT
STUDY  OF  EMERGENCY  UNIT  ALARM  PERFORMANCE  IN  RSG-GAS  OPERATION  HALL. The  RSG- GAS  reactor’s  operation  hall  is  the  main  room  where  there  are  reactor  pools  and (temporary) used fuel storage ponds. There are always work activitie in this room, both in the state of the reactor in operation or not, these activities include: inserting samples and removing various types  of  irradiation  targets  in  the  reactor  pool,  target  handling  activities  (removal,  packaging  or releasing)  after  irradiation,  maintenance  and  repair  activities  of  reactor  components  (irradiation facilities, neutron detectors, fuel refueling), radioactive waste treatment and others.To ensure safety of reactor's operation and safety of the radiation workers from receiving excessive exposure, this Operation  Hall  is  equipped  with  4  radiation  protection  system.  There  are  gamma  dose  rate
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 45-53
monitoring  equipment  (coded  UJA07  CR001/002/003/004)  and  an  Emergency  Unit  Alarm  (EAU) that installed near the entrance to the Operation Hall. Since the reactor began operating in 1987 the EAU system has never been tested whether the EAU system is functioning, while the other radiation monitoring systems are  periodically six months and one year  always tested. This is  because the EAU  system  is  not  included  in  the  maintenance  and  repair  program  contained  in  the  MRM (Maintenance and Repair Manual). This was then BAPETEN's discovery because it could not show evidence that the EAU was still functioning when conducting Inspections. This problem was then carried out with regard to the function and testing of the EAU. The study was carried out by tracing the specification’s document, the MRM document and the TOP (Turn Over Package) document. From  the  results  of  the  study  and  document  searching,  it  is  obtained  that  the  EAU  system  can function  if  2  of  the  4  gamma  dose  rate  monitoring  systems  in  the  Operation  Hall  show  values ≥ 1,10 4 mR / hour. Then the test is done by simulation using standard sources with the result that the EAU  system  can  operate  and  function  properly.  As  a  follow  up,  there  will  be  an  annual  periodic testing and this test will be added to the maintenance and testing Program (MRM) in the RSG-GAS.
Keywords : study , emergency alarm unit, reactor, operation hall,  maintenance

## PENDAHULUAN
alai  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 1].
Sesuai Perka BAPETEN No.4 Tahun 2013, tentang Proteksi Dan Keselamatan Radiasi  Dalam  Pemanfaatan  Tenaga Nuklir, Pasal 36 ayat 2.a, yang menyebutkan bahwa pemegang izin wajib menyediakan peralatan pemantau tingkat radiasi dan/atau kontaminasi radioaktif di daerah  kerja 2] .  Peralatan  tersebut  untuk menjamin  keselamatan  operasi  reaktor dan  keselamatan  pekerja  radiasi  agar terhidar dari menerima paparan berlebih, maka  Balai Operasi dilengkapi dengan 4
sistem  peralatan  pemantau  laju  dosis radiasi  gamma,  yang  diberi  kode  UJA07 CR001/002/003/004  dan  satu Alarm unit Emergency (AUE)  yang  terpasang  di dekat pintu masuk Balai Operasi reaktor. Untuk  menjamin  agar  peralatan  sistem proteksi  radiasi  berfungsi  sebagaimana mestinya maka dilakukan perawatan dan uji fungsi secara berkala dengan periode enam  bulanan  dan  tahunan  dengan pelaksanaannya mengacu
kepada
Maintanance and Repair Manual (MRM).
Pelaksanaan  perawatan  dan  uji fungsi  dilakukan  dengan  menggunakan generator  fungsi  sumber  arus  dengan melakukan simulasi linearitas pengukuran instrumentasi, dan menggunakan sumber standar untuk memastikan respon detektor terhadap sumber radiasi 3] .
Permasalahan  yang  timbul  adalah  saat inspeksi  BAPETEN  menjadi  temuan karena  tidak  dapat  menunjukkan  data hasil  uji  fungsi  AUE  tersebut,  selain  itu, karena  letaknya  berdekatan  dengan indikator sistem UJA07 CR001, dianggap sistem AUE merupakan bagian
(berhubungan)  dengan  sistem  UJA07 CR001,  namun  saat  dilakukan  uji  fungsi dengan  menggunakan  sumber  standard hingga  mencapai  batas  alarm  (radiasi tinggi) ternyata lampu indikator AUE tidak merespon sehingga dinyatakan rusak dan
B
(Subiharto, Nazly, Sukino)
menjadi temuan oleh BAPETEN. Temuan BAPETEN tersebut dikirim melalui lembar hasil inspeksi (LHI) Nomor: 2616 / IS 00 / DI2BN  /  VII  /  2017,  ASPEK  PERLIN- DUNGAN  RADIASI,  RSG  /  PRD  Kode  / 18/02/01,  dengan  masalah  dasarnya adalah  fungsi  peralatan  proteksi  radiasi tidak memadai 4].
Berdasarkan temuan tersebut,
PRSG segera  menindaklanjuti  temuan tersebut  dengan  menelusuri  dokumen Spesification , MRM dan  TOP  dan melakukan kajian.  Dengan dilakukannya kajian melalui beberapa dokumen diharapkan diperoleh kejelasan dan solusi tentang  sistem  AUE  tersebut,  sehingga dapat  diketahui  secara  pasti  apakah sistem  tersebut  masih  berfungsi  dengan baik  dan  aspek  keselamatan  dapat terpenuhi .
Gambar 1 . Ruang balai operasi reaktor
Balai  operasi  reaktor  terletak  di gedung reaktor lantai 3 dengan ketinggian 13  meter,  ditempat  ini  terdapat  kolam reaktor, kolam penyimpanan bahan bakar bekas,  tempat  penyimpanan handling tool, tempat penanganan material radioaktif  pascairadiasi,  dan  pengope- rasian hot cell untuk penanganan sampel pascairadiasi  sehingga  kemungkinan adanya  paparan  radiasi  di  balai  operasi
reaktor  sangat  besar.  Oleh  karena  itu untuk  memberikan  informasi  tentang tentang laju dosis dilakukan pemantauan area.  Pengukuran  yang  ditujukan  untuk memantau udara ruangan dan laju dosis lokal  dilakukan  menggunakan  peralatan pengukuran terpasang tetap dan peralatan  yang  dapat  dipindahkan  untuk melindungi  personil  dari  radiasi  pengion dan zat radioaktif yang terbawa di udara 5]. Sistem pemantau laju dosis gamma (UJA CR),  adalah  alat  ukur  radiasi  yang digunakan  untuk  memantau  paparan radiasi  gamma  baik  pada  saat  reaktor beroperasi  maupun  tidak  beroperasi  dan ditempatkan  disejumlah  titik  di  dalam gedung RSG-GAS 6]. Alat tersebut menggunakan  detektor  Ionisasi,  yang dilengkapi  dengan  indikator  laju  dosis dalam  satuan  mRem/jam,  3  lampu indikator  (warna  putih  kondisi  normal, warna  kuning  untuk  menandakan  ada fault  pada  sistem dan  warna  merah menunjukkan  radiasi  tinggi), flash  lamp dan bunyi alarm.
Sistem  ini  terintegrasi  dengan  ruang kendali utama dan ruang kendali darurat. Prinsip  kerjanya,  jika  hasil  pengukuran alat  ini  melebihi setting point batas keselamatan yang ditentukan, maka akan timbul alarm, flash lamp berkedip, lampu indikator warna merah berkedip sedangkan  di  ruang  kendali  utama  dan ruang  kendali  darurat  akan  timbul  lampu indikator  berkedip  dan  bunyi  alarm dengan  maksud  untuk  memperingatkan pekerja  radiasi.  Detektor  peralatan tersebut  dipasang  di  ruangan  yang berpotesi  terpancarnya  radiasi  gamma sehingga  para  pekerja  radiasi  dapat mengetahui  laju  dosis  di  daerah  tempat bekerja selain itu, agar mudah diakses. Di Balai Operasi reaktor terdapat 4 (empat) unit.    UJA07  CR001 dipasang  disebelah timur  kolam,  yang  berfungsi  untuk mengukur  laju  dosis  radiasi  gama  pada jalur  akses  pekerja  radiasi  yang  akan melakukan  kegiatan  di  balai  reaktor.
K I H G F E D C B 1 7 1 6 1 5 1 4 1 3 1 2 1 1 1 0 9 8 7 V I V I V I I I I V I I I I I 8 x 4 8 x 3 8 . 4 0 O I C A B L E D U C T S 0 2 7 8 0 2 7 9 0 2 7 7 0 2 7 6 0 7 FL O + 1 3 . 0 0 m 0 2 7 W A S A I R 0 2 L I F 0 7 0 2 L I 0 2 7 0 7 0 7 4 8 4 8 1 7 0 7 SUPPL Y TEST FACI LITIE + 1 3 . 0 0 m 0 7 OPER ATIO + 1 3 . 0 0 m 0 7 OPER ATIO + 1 3 . 0 0 m HOT CELL + 1 3 . 0 0 m 0 2 7 0 7 2 0 7 2 0 7 2 HOT STAI RCAS STE EL STAI fr o m + 1 3 . 0 0 t o + 1 7 . 4 0 m bott om leve - 1 6 . 6 5 m 0 7 POO L VEN SY ST E + 1 3 . 0 0 m sta ir fro + 1 3 . 0 0 m t o + 1 7 . 4 0 m 0 7 PERS ONNE + 1 3 . 0 0 m 0 7 PERS ONNE 0 7 LA UN + 1 3 . 0 0 m 0 7 2 LO OC + 1 3 . 0 0 m FL O + 1 3 . 0 0 m 0 7 0 7 WC GE NT 0 7 0 S T O + 1 3 . 0 0 m bott om leve + 1 6 . 4 0 DAERAH RADIASI RENDAH DAERA H KONTA RE ND AH DAERAH RADIASI SEDANG DAERA H KONTA RE ND AH DAERAH RADIASI SEDANG DAERA H KONTA RE ND AH DAERAH RADIASI TINGGI DAERA H KONTA RE ND AH D A E R A H R A D I A S I T I N G G I D A E R A H K O N T A M I N A S I R E N D A H DAERAH RADIASI TINGGI DAERA H KONTA RE ND AH DAERAH RADIASI RENDAH DAERA H KONTA RE ND AH 2 3 2 4 2 5 2 6 2 2 8 2 9 3 0 1 2 3 K L 0 1 C R 0 0  - nbl e K L 0 1 C R 0 0  - ae ro U J 0 7 C R 0 0  - D R U J 0 7 C R 0 0  - DR remote U J 0 7 C R 0 0  - D R U J 0 7 C R 0 0  - D R U J 0 7 C R 0 0  - D R U J 0 7 C R 0 0  - DR remote indication at Flas hing 3 x S iri 3 x 1 2 9 9 . 1 1 0 1 1 1 2 1 2 . 1 9 9 . 1 1 0 1 1 1 2 1 2 . 1 K L 0 1 C R 0 0  - ae ro one mea
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 45-53
UJA07  CR002 dipasang  disebelah  barat kolam,  yang  berfungsi  untuk  mengukur laju  dosis  radiasi  gama  ditempat penyimpanan handling  tool .  UJA07 CR003  dipasang  disebelah  selatan kolam,  yang  berfungsi  untuk  mengukur laju  dosis  radiasi  gama  didepan hot  cell dekat  operator  melakukan  kegiatannya. UJA07 CR004 dipasang disebelah barat, di  samping  kolam,  yang  berfungsi  untuk mengukur  laju  dosis  radiasi  gama disekitar kolam reaktor.
Gambar 3. sistem Alarm Unit Emergency
Selain  sistem  yang  berfungsi  untuk mengukur  laju  dosis  gamma  di  daerah kerja  pada  kondisi  operasi  normal, dilengkapi juga dengan  sistem Alarm Unit Emergency yang berfungsi untuk memberi  peringatan  kepada  pekerja radiasi  jika  di  balai  operasi  reaktor  telah terjadi  kedaruratan  yang  menyebabkan paparan radiasinya sangat tinggi . Alat ini terdiri dari lampu flash yang dihubungkan dengan sistem UJA yang terdapat di balai operasi reaktor, dan hanya akan aktif jika memenuhi beberapa persyaratan.
Gambar 4. Sumber standar Cs-137
TKA  14  dan  17    adalah  sumber radiasi  standar    Cs-137  yang  digunakan untuk  menguji  respon  detektor  terhadap radiasi  dan  alarmnya.  Sumber  tersebut dirancang di dalam shielding yang potabel dan  mempunyai  tombol  potensio  untuk mengatur  kolimator  sehingga  besar kecilnya paparan dapat ditentukan sesuai dengan  kebutuhan. Setting  point untuk paparan  radiasi  dan  posisi  tombol potensio disajikan pada Tabel 1.
Tabel 1 . Setting point untuk TKKA 04 7] No Jenis Posisi Setting Point ( mR/h ) 1 TKA 17 0 0,63 1 1,45 2 6,3 3 44,1 4 126
2 TKA 14 0 0,88 1 1,51 2 7,87
3 63 4
179,55
(Subiharto, Nazly, Sukino)
Gambar 5. Sumber Arus Pembangkit Arus, Keithley 6220, merupakan pembangkit arus yang sangat akurat dengan rentang pengukuran mulai dari  (10 -13 s/d10 -3 )  A.  Alat  ini  digunakan untuk  menguji  linearitas    instrumentasi pengukuran  dengan  cara  memberikan inputan dengan arus yang sesuai 8] .

## METODOLOGI PENGKAJIAN
a.  Melakukan penelusuran dokumen yang  terkait  dengan  AUE    meliputi:
dokumen spesification, MRM dan TOP
b.  Melakukan
pengujian
sistem
pemantau  laju  dosis  gamma  dengan menggunakan sumber arus dan
sumber standar
c.  Membandingkan  data  hasil  uji  fungsi
dengan referensi

## ALAT YANG DIGUNAKAN
a.  Multimeter Keithley
b.  Pembangkit arus Keithley 6220 c.  Sumber Standar Cs- 137,  TKA 14 dan TKA 17

## LANGKAH PENGUJIAN
Pengujian  dilakukan  dengan  langkah- langkah sebagai berikut:
1. Menguji  respon  detektor  dengan menggunakan  sumber  standar  TKA 04 untuk mengaktifkan high radiation (alarm  radiasi  tinggi)  sistem  UJA07 (CR001/002/003/004I 2. Menguji  respon  linearitas  sistem instrumentasi menggunakan pembangkit arus untuk mengaktifkan high  radiation (alarm  radiasi  tinggi) dan    alarm High  high  radiation (radiasi sangat tinggi) sistem UJA07 CR001/002/003/004 Selanjutnya dilakukan pengujian dengan menggunakan  kombinasi  simulasi (menggunakan generator fungsi sumber  arus)  dan  menggunakan sumber  standard  .  Sebagai  tindak lanjut  akan  dilakukan  pengujian secara  berkala  setiap  enam  bulan dan pengujian ini akan ditambahkan dalam  program  perawatan  dan pengujian (MRM) yang ada di RSG- GAS.
Gambar 6. Posisi sumber standar Cs-137 saat  pengujian detektor.
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 45-53
Gambar 7 . pembangkit arus Keithley 6220 Gambar 8 . Mengukur tegangan dan arus saat dilakukan pengujian respon
detektor

## DATA PENGUJIAN
Data  hasil  pengujian  menggunakan  sumber  standar  dan  pembangkit  arus  disajikan pada Tabel 1, 2,3,4,5 dibawah ini:
Tabel 1. Data hasil pengujian sistem pemantau laju dosis gamma menggunakan
Pembangkit arus No Input Arus  (A) TKKA 04 (mR/h) Alarm UJA 07 CR 001 CR 002 CR 003 CR 004 1 1.10 -10 1.10 1 Off Off Off Off 2 1.10 -9 1.10 2 On On On On 3 1.10 -8 1.10 3 On On On On 4 1.10 -7 1.10 4 On On On On
Tabel 2. Data hasil pengujian sistem pemantau laju dosis gamma dengan  sumber standar Cs-137, type TKA 17, dengan aktivitas 10 mCi No Input sumber standar posisi TKKA 04 mR/h Alarm UJA 07 CR 001 CR 002 CR 003 CR 004 1 0 1 Off Off Off Off 2 1 2 Off Off Off Off 3 2 10 Off Off Off Off 4 3 80 On On On On 5 4 150 On On On On
(Subiharto, Nazly, Sukino)
Tabel 3. Data hasil pengujian kombinasi 2 (dua) dari 4 (empat) sistem UJA dengan kedua-duanya dikondisikan dalam High High alarm
No Input sumber standar 10 mCi ≈ 150 mR/h,  UJA 07 Input sumber Arus 1.10 -7 A ≈ (1.10 4 . mR/h),  UJA 07 AUE
CR 001 H
CR
002 H CR 003 H CR 004 HH 1 CR001 (H) --- --- --- --- Off 2 CR002 (H) √ --- --- --- Off 3 CR003 (H) √ --- --- --- Off 4 CR004 (H) √ --- --- --- Off Tabel 4. Data hasil pengujian kombinasi 2 (dua) dari 4 (empat) sistem dengan kedua- duanya dikondisikan dalam High High alarm
No Input sumber standar 10 mCi ≈ 150 mR/h, UJA 07
Input sumber  Arus 1.10 -7 A
≈ (1.10 4 . mR/h),  UJA 07 AUE CR 001 H CR
002 H CR 003 H CR 004 HH 1 CR001 (H) --- √ --- --- Off 2 CR002 (H) --- --- --- --- Off 3 CR003 (H) --- √ --- --- Off 4 CR004 (H ) --- √ --- --- Off Tabel 5. Data hasil pengujian kombinasi 2 (dua) dari 4 (empat) sistem dengan kedua-
duanya dikondisikan dalam High High alarm No Input sumber standar 10 mCi ≈ 150 mR/h,  UJA 07 Input sumber Arus 1.10 -7 A ≈ (1.10 4 . mR/h), UJA 07 AUE CR 001 H
CR 002 H CR 003 H CR 004 HH 1 CR001 (H) --- --- √ --- Off 2 CR002 (H) --- --- √ --- Off 3 CR003 (H) --- --- --- --- Off 4 CR004 (H ) --- --- √ --- Off
Tabel 6. Data hasil pengujian kombinasi 2 (dua) dari 4 (empat) sistem dengan kedua- duanya dikondisikan dalam High High alarm No Input sumber standar 10 mCi ≈ 150 mR/h, UJA 07 Input sumber Arus 1.10 -7 A ≈ (1.10 4 . mR/h),  UJA 07 AUE CR 001 H CR
002 H CR 003 H CR 004 HH 1 CR001 (H) --- --- --- √ On 2 CR002 (H) --- --- --- √ Off 3 CR003 (H) --- --- --- √ On 4 CR004 H --- --- --- --- Off
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XV, No.1, April 2018:hal. 45-53

## PEMBAHASAN
Tabel  1.  Adalah  format  data  hasil perawatan pengujian menggunakan sumber  arus  untuk  mengetahui  linieritas respon  sistem  elektroniknya  dengan mengacu  kepada  MRM  untuk  sistem UJA07 CR001/002/003/004 dalam perawatan  rutin  inputan  sumber  arus dimulai  dari  10 -13 A,  tetapi  pada  Tabel  3, inputan  mulai  dari  10 -10 A,  hal  ini dimaksudkan untuk mempersingkat waktu pengambilan  data  agar  segera  tercapai setting batas  alarm.    Alarm  mulai  aktif ( On ) pada saat menerima inputan 10 -9 A, nilai ini setara dengan setting High alarm 1.  10 2 mR/Jam  sedangkan  untuk setting High  High alarm  akan  tercapai  saat inputan  10 -7 A,  nilai  ini  setara  dengan  1. 10 4 mR/Jam 9] . Dari  tabel  2  pengujian menggunakan  sumber  standar  Cs-137 dimaksudkan  untuk  menguji  respon detektor  inputan  dilakukan  denga  cara mengatur  tombol  potensiometer  dari posisi  0,  1,  2,  3,  4, High  alarm mulai tercapai pada posisi 3 setara dengan nilai 80  mR/Jam  dan  posisi  4  setara  dengan nilai  150  mR/Jam  .  Berdasarkan Tabel  1 dan 2 dapat diketahui bahwa sistem alarm untuk  keempat  sistem  diatas  berfungsi dengan  baik  karena  bisa    mengaktifkan pilot lamp , lampu blitz dan alarm , namun demikian  untuk  pengujian  AUE  tidak tersedia  kolomnya  sehingga  perawatan tidak  bisa dilakukan.
Tabel  3  menunjukkan  matrik  hasil pengujian yang dilakukan secara kombinasi,  dua  dari  empat  sistem  yaitu pada  saat  UJA07  CR001  mencapai radiasi tinggi dikombinasi dengan (UJA07 CR002, UJA07 CR003 dan UJA07 CR004 kondisi  radiasi  tinggi,  berdasarkan  tabel tersebut AUE masih off .  Tabel  4 merupakan  matrik  pengujian  kombinasi dua  dari  empat  sistem  yaitu  pada  saat UJA07  CR002  mencapai  radiasi  tinggi dengan  (UJA07  CR001,  UJA07  CR003 dan UJA07 CR004, kondisi radiasi tinggi,
berdasarkan  tabel  tersebut AUE masih off.  Tabel  5 merupakan  matrik  pengujian kombinasi  dua  dari  empat  sistem  UJA07 CR003  mencapai  radiasi  tinggi  dengan (UJA07  CR001,  UJA07  CR002  dan UJA07  CR004),  kondisi  radiasi  tinggi, berdasarkan  tabel  tersebut AUE masih off.  Tabel  6 merupakan  matrik  pengujian kombinasi  dua  dari  empat  sistem, berdasarkan  tabel  tersebut AUE akan aktif  (On)    pada  saat  UJA07  CR004 mencapai radiasi sangat tinggi     dengan UJA07  CR002  kondisi  radiasi  tinggi  dan UJA07  CR004 mencapai  radiasi  sangat tinggi      dengan  UJA07  CR003  kondisi radiasi tinggi sedangkan untuk kombinasi UJA07  CR004 m encapai  radiasi  sangat tinggi (1.10 4 mR/h) dengan UJA07 CR001 kondisi  radiasi  t inggi  ≥  125  mR/h, AUE tetap off.
Berdasarkan  uraian  di  atas  dapat disederhanakan  bahwa AUE akan  aktif (on),  jika  kombinasi  dari  2  (dua)  sistem UJA07  mencapai  radiasi  tinggi secara bersamaan 10] .  Syaratnya  adalah  dengan
kombinasi sebagai berikut:
- Sistem UJA07 CR 004 harus mencapai  nilai  radiasi  sangat  tinggi dan  sistem  UJA07  CR001  mencapai
nilai radiasi tinggi atau - Sistem UJA07 CR004 h arus mencapai nilai  radiasi  sangat  tinggi dan  sistem UJA07  CR003  mencapai  nilai  radiasi tinggi.
- Untuk kombinasi sistem UJA07 CR004 dan  002  walaupun  mencapai  nilai radiasi tinggi tidak akan mengaktifkan
AUE, hal ini menunjukkan bahwa tidak ada keterkaitannya.
Hal  ini  menunjukkan  bahwa  untuk mengaktifkan AUE syarat  yang  harus dipenuhi  adalah  Sistem  UJA07  CR004 h arus mencapai nilai radiasi sangat tinggi terlebih  dahulu  baru  disusul oleh salah satu  sistem Sistem  UJA07  CR003  atau UJA07  CR001 mencapai  nilai  radiasi tinggi . Dalam  perawatan nilai  radiasi
(Subiharto, Nazly, Sukino)
sangat  tinggi hanya  bisa  dicapai  dengan menggunakan simulasi pembangkit sumber arus karena kalau menggunakan sumber standar aktivitasnya sangat besar selain  PRSG  tidak  punya  juga  sangat membahayakan bagi pekerja radiasi, oleh karena  dalam  pelaksanaannya  harus menggunakan  pembangkit    arus  untuk sistem UJA07 CR004 dan menggunakan sumber  standar  untuk  sistem  UJA07 CR001 atau UJA07 CR003. Berdasarkan data  dan  keterangan  di  atas  dapat dikatakan  bahwa AUE dirancang  bukan untuk  kondisi  paparan  daerah  kerja normal  melainkan  paparan  daerah  kerja dalam  kondisi  darurat  sehingga  jika menyala  berarti  ruangan  di  balai  operasi paparanya  sudah  sangat  tinggi  sehingga memberi peringatan bagi seluruh pekerja radiasi untuk tidak masuk ke balai operasi reaktor atau bagi yang sudah terlanjur di dalam  cepat-cepat  segera  evakuasi keluar meninggalkan ruang balai operasi, hal ini hanya bisa terjadi jika telah terjadi kedaruratan.  Data  dan  penjelasan  dari Tabel  1,  2,  3,  4,  5  dan  6  diatas  dapat digunakan  juga  untuk  menjelaskan  dan menjawab temuan Bapeten bahwa sistem AUE yang  berada  di  Ruang  0726  masih berfungsi  dengan  baik  sesuai  dengan yang  tertera  dari  TOP  agar  sistem  bisa dirawat  secara  terus  menerus  maka dalam  MRM  di lembar  perawatan  rutin perlu ditambahkan kolom  pengujian Alarm Unit Emergency.

## KESIMPULAN
Dari  data-data    dan  penjelasan  tersebut yang  telah  diuraikan  diatas  maka  dapat disimpulkan bahwa:
1.  Perlu  ditambahkan  satu  formulir  di dalam  lembar  perawatan  MRM yang mencantumkan AUE agar bisa
dilakukan  perawatan  secara  terus menerus.
2.  Sistem AUE yang  berada  di  Ruang
0726 masih berfungsi dengan baik.
3. Sistem  UJA07  CR002 tidak  ada keterkaitannya dengan Sistem AUE

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  Diskripsi  fasilitas reaktor serba guna, Tahun 1987
[2]  Peraturan  Kepala  Badan  Pengawas Tenaga Nuklir, Nomor 4 Tahun 2013, tentang  Proteksi  dan  Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga
Nuklir [3]  MRM  (Maintenance  and  Repair Manual) part 1, Chapter 5.2, Instrumentation and ontrol, Radiation Monitoring  System  (RMS),  Tahun
1987
[4]  LHI  Bapeten  Nomor:  2616  /  IS  00  / DI2BN  /  VII  /  2017,  ASPEK PERLINDUNGAN  RADIASI,  RSG  / PRD  Kode  /  18/02/01,  dengan masalah  dasarnya  adalah  fungsi peralatan  proteksi  radiasi  tidak memadai
[5]  SOP  029.002/KN  00  01/RSG  4, tentang  Pengendalian  keselamatan kerja  daerah  radiasi  di  RSG-GAS,
Tahun 2018 [6]  SOP  014.003/KN  00  01/RSG  4.1, tentang Pemeliharaan sistem pemantau laju dosis Gamma detektor KG 151 di RSG GAS, Tahun 2018
[7]  Operating  manual  TKKA  04,  Tahun 1987
[8]  Operating  manual  pembangkit  arus
Keithley 6220, Tahun 2007 [9]  SOP  013.003/KN  00  01/RSG  4.1, tentang Pemeliharaan sistem pemantau laju dosis Gamma detektor KG 122 di RSG GAS, Tahun 2018 [10]  TOP  (Turn  Overpakage)  No.13
Sistem Proteksi radiasi, Tahun 1987