annual nuclear safety seminar 2021 (seminar keselamatan

Annual Nuclear Safety Seminar 2021(Seminar Keselamatan Nuklir 2021)

GUIDELINES BOOKLETFOR WEBINAR PARTICIPANTS

Please read these guidelines before signing into the webinar. The information they contain will ensure that everyone has a nice experience.

https://www.bapeten.go.id https://fmipa.itb.ac.id

http://www.bapeten.go.id

https://fmipa.itb.ac.id

Annual Nuclear Safety Seminar 2021(Seminar Keselamatan Nuklir 2021)1)(Seminar Keselamatan Nuklir 2021)

“The Effective Improvement on Nuclear Regulatory Activities in the Pandemic Era”(Conditioned during the Covid-19 Pandemic)

Indonesia, August 4, 2021

Organized byBADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIRJl. Gadjah Mada No. 8 Jakarta Pusat 10120Telp. (62-21)63858269-70, Fax. (62-21)63858275www.bapeten.go.id

In collaboration withFMIPA, Institut Teknologi BandungGedung Ahmad Bakri, Labtek VIII Lt.1Jl. Ganesha No. 10 Bandung 40132 https://fmipa.itb.ac.id

i

F O R E W O R D

Assalamu'alaikum Warohmatullahi Wabarokaatuh.I thank God Almighty that for His blessing, our annual Nuclear Safety Seminar (SKN), namely

SKN 2021, will be convened as scheduled this year, on August 4th 2021. To support the government effort to reduce the infection rate of Covid-19, SKN 2021 takes place in a virtual conference room.

This year, we introduce the theme of SKN 2021: "The Effective Improvement on Nuclear Regulatory Activities in the Pandemic Era". With this theme, we look forward to many ideas and solutions from the papers presented. We anticipate the creative and innovative insights from all seminar participants to face the challenges of the Covid-19 pandemic.

SKN 2021 is expected to become a scientific forum among regulatory bodies, users or operators, experts, and the public through exchanging information, knowledge, experiences, and opinions to improve the safety and security of the utilization of nuclear energy in Indonesia.

SKN 2021 is held to commemorate National Technology Awakening Day as well, which was initiated in 1995. The spirit of technological awakening through creation and innovation is needed to support the Government's program, "Making Indonesia 4.0".

Over the past few years, BAPETEN has organized SKN together with academics as part of BAPETEN's mission to disseminate nuclear safety and security, particularly from the regulatory control perspective. This year, SKN has been conducted through the excellent collaboration between BAPETEN and the Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Bandung Institute of Technology (FMIPA-ITB).

In this SKN 2021, along with the presenters, we invite the Minister of Health as the guest speaker of the seminar, the Chairman of BAPETEN as the main speaker, Prof. Zaki Su'ud as a keynote speaker from ITB, and Mr. Ronald Pacheco Jimenez as a guest speaker from the IAEA (International Atomic Energy Agency).

This year, 79 papers have been registered. Based on the results of the review by the review team from ITB, UI, UGM, BATAN, and BAPETEN, 65 papers have been selected, with 36 papers presented on full presentations and 29 papers delivered in the form of short presentations.

This year, we add something new in the SKN. From the selected papers, we have summarized the main issues arising, along with the technical recommendations proposed. BAPETEN may utilize the recommendations for setting up strategies and action plans to improve its performance as a regulator.

We would like to thank all representative officials from government institutions, officials and committees of ITB and BAPETEN, speakers, presenters and non-presenting participants for participating and attending our SKN 2021. At last, we would like to express our deepest gratitude to all the organizing committee for their best effort to make SKN 2021 a success.

On behalf of the organizing committee, we apologize for any shortcomings or inconveniences in the implementation of SKN 2021.

May God bless the commencement of SKN 2021.

Wassalamu'alaikum Warohmatullahi Wabarokaatuh

Jakarta, 2 August 2021Chairman of the Committee,

Taruniyati Handayani

Taruniyati HandayaniChairman of SKN 2021

Head of P2STPFRZR, BAPETEN

ii

L I S T O F R E V I E W E R

Dr. Ir. Khoirul Huda, M.Eng. BAPETENDr. Yus Rusdian Akhmad, M.Eng. BAPETENDr. Azizul Khakim, S.T., M.Eng. BAPETENDrs. Reno Alamsyah, M.S. BAPETENIshak, M.Si. BAPETENProf. Abdul Waris, M.Eng., Ph.D. ITBDr. Eng. Sidik Permana, M.Eng. ITBDr. Asril Pramutadi Andi Mustari, M.Si. ITBDr.-Ing. Ir. Sihana UGMDr. Ir. Alexander Agung, S.T., M.Sc. UGMSupriyanto Ardjo Pawiro, M.Si., Ph.D. UIProf. Dr. Mukh Syaifudin BATANDr. rer. Biol. Hum. Heru Prasetio BATANDr. Dadong Iskandar BATAN

iii

C O NT E NTS

Foreword ..........................................................................................................................................iList of Reviewer ............................................................................................................................ iiContents ........................................................................................................................................ iiiParticipation Guidelines ...............................................................................................................1Agenda ............................................................................................................................................2

Honor Guest and Keynote Speakers

List of Oral Presentation / Presentasi Oral

List of Short Presentation / Presentasi Singkat

List of Oral Presenters

Nuclear Safety (OA) ...........................................................................................................................11Radiation Safety (OB) ........................................................................................................................18Radiation Medical Safety (OD) .........................................................................................................32Regulation (OE) ..................................................................................................................................39General-Technical (OF) ......................................................................................................................46

List of Short Presenters

Nuclear Safety (SA) ............................................................................................................................53Nuclear Safety (SB) .............................................................................................................................59Radiation Safety (SC) .........................................................................................................................65Radiation Medical Safety (SD) ..........................................................................................................71Regulation (SE) ...................................................................................................................................76General-Technical (SF) .......................................................................................................................82

1

PA RT I C I PAT I O N G U I D E L I N E S

(Pedoman Pelaksanaan SKN 2021)

հ The participants will be “muted” for voice-hearing during the presentation, until further notice from the committee;

հ Questions provided via the “chat” mechanism on the online meeting software, or use hand-raising icons during the discussion period;

հ The participants will be able to create a discussion and ask questions during a “discussion period” as mentioned in the schedule if allowed by the com-mittee;

հ You may not ask personal questions or non-subject related questions during the event;

հ Ask questions concisely. Webinars are focused; be sure your questions are, too. Avoid wasting time in lengthy introductions, and don’t self-promote or spend a lot of time sharing your opinion before ask-ing a question;

հ The committee could have stopped or cut the ques-tion and answer if violations were found;

հ Do not close your session or logout during the semi-nar, you may leave any time in between but your re-login may not be connected as it may interrupt the system. You can log-out after the event finishes;

հ Show up on time. You may not disrupt the presenta-tion by logging in late;

հ All participants should complete and submit the at-tendance sheet distributed by the committee during the event;

հ All important information will be posted in the chat room, please do not late otherwise you will miss in-formation;

SHORT PRESENTATION RULES: հ The video presentation is playing as on order, since

this is a nonmoderated event; հ Questions and comments are available only on

google form provided by the committee. The respec-tive author will answer through email.

հ Panitia akan menonaktifkan mikrofon peserta selama acara berlangsung, hingga pemberitahuan lebih lanjut;

հ Pertanyaan disampaikan melalui ruang chat pada aplikasi online meeting, atau gunakan tanda gambar mengangkat tangan selama diskusi;

հ Peserta dapat mengajukan pertanyaan selama diskusi seperti tercantum dalam agenda seminar jika mendapat izin dari panitia/moderator;

հ Tidak diperkenankan mengajukan pertanyaan pribadi atau tidak terkait dengan subjek pembahasan selama acara;

հ Ajukan pertanyaan dengan singkat dan jelas; հ Panitia/Moderator dapat menghentikan

tanya jawab jika ditemukan pelanggaran; հ Dimohon untuk tidak keluar atau logout

selama sesi seminar. Dikarenakan anda tidak dapat terhubung kembali dengan kami. Anda dapat logout setelah acara selesai;

հ Dimohon untuk hadir tepat waktu, agar anda tidak tertinggal informasi. Karena informasi-informasi yang anda perlukan akan kami sampaikan melalui ruang chat;

հ Semua peserta wajib melengkapi dan mengirimkan daftar hadir yang dibagikan oleh panitia pada saat acara berlangsung;

TATA TERTIB BAGI SHORT PRESENTATION:

հ Presentasi video akan diputar sesuai urutan, karena tidak terdapat moderator di sesi ini;

հ Pertanyaan dan komentar dilakukan melalui aplikasi google form yang disediakan oleh panitia. Penulis atau pemakalah akan menjawab melalui email untuk pertanyaan yang belum terjawab

2

AG E N DA

Time(Jakarta Time) Activities Remarks

08.00 – 08.50 08.00 – 08.45 RegistrationVirtual Meeting Room open

Virtual Meeting RoomEO Suite 165

08.30 – 08.50 Broadcast of Seminar Rules Zoom display or Chat menu

08.50 – 09.00 Seminar Agenda Zoom display

09.00 – 09.05 Anthem of Indonesia: Indonesia Raya Zoom display

09.05 – 09.07 Chanting Prayers Zoom display

09.07 – 09.45 OPENING CEREMONY: EO Channel

Report of Committee Ms. Taruniyati HandayaniChairman of the Committee

Welcome Speech Prof. Reini Wirahadikusumah, Ph.D.Rector of Institute of Technology Bandung

Opening Speech Prof. Ir. Jazi Eko Istiyanto, M.Sc., Ph.D., IPUChairman of BAPETEN

Photo Session 1

09.45 – 10.45Event 1

KEYNOTE SPEAKER SPEECH 1 Moderator: Dr. Ir. Judi Pramono, M.Eng.

The Challenges for Nuclear Regulatory Control in the Pandemic Situation

Prof. Ir. Jazi Eko Istiyanto, M.Sc., Ph.D., IPU(Chairman of BAPETEN)

10.45 – 11.00Event 2

HONOR GUEST SPEECH Moderator: Prof. Abdul Waris

The Policy for Health Infrastructure Improvement in Pre- and Post-Pandemic Situation

Ir. Budi Gunadi Sadikin, CHFC, CLU(Minister of Health)

11.00 – 11.15 TEA BREAK11.15 – 12.20Event 3

ORAL Presentation Session 1 EO Channel

Oral OANuclear Safety

Oral OBRadiation

Safety

Oral OCSecurity–EPR

Oral ODRadiation

Medical safety

Oral OERegulation

Oral OFGeneral-Technical

11.20 - 11.35 OA1 OB1 OC1 OD1 OE1 OF1

11.35– 11.50 OA2 OB2 OC2 OD2 OE2 OF2( 15’)

11.50 – 12.05 OA3 OB3 OC3 OD3 OE3 OF3

12.05 – 12.20 Q & A Q & A Q & A Q & A Q & A Q & A

12.20 – 13.20 Photo Session 2

3

Time(Jakarta Time) Activities Remarks

12.30 – 13.20 Event 4

LUNCH BREAKShort Presentation (SP) No moderator

SPNuclear Safety

SPNuclear Safety

SPRadiation

Safety

SPRadiation

Medical Safety

SPRegulation

SPGeneral-Technical

12.30 – 12.40 SA1 SB1 SC1 SD1 SE1 SF1

12.40 – 12.50 SA2 SB2 SC2 SD2 SE2 SF2

12.50 – 13.00 SA3 SB3 SC3 SD3 SE3 SF3

13.00 – 13.10 SA4 SB4 SC4 SD4 SE4 SF4

13.10 – 13.20 SA5 SC5

13.20 – 14.15 Event 5

KEYNOTE SPEAKER SPEECH 2 Moderator: Dr. Sidik Permana

Contribution of Nuclear Science and Technology during the Pandemic, the Effect of Pandemic on Nuclear Research

Prof. Zaki Su’ud (Faculty of Mathematics and Natural Sciences – ITB)

14.15 – 15.15 KEYNOTE SPEAKER SPEECH 3 Moderator: Dr. Merinda Fitri Volia

Event 6 Vienna Time08.15 – 09.15

The IAEA Document of the Impact of Covid-19 Pandemic on the Regulatory Activities for the Safety of Radiation Sources

Mr. Ronald Jimenez Pacheco (International Atomic Energy Agency)

15.15 – 15.25 COFFEE BREAK15.25 – 16.30 Event 7

ORAL Presentation Session 2 EO Channel

Oral OANuclear Safety

Oral OBRadiation

Safety

Oral OCSecurity–EPR

Oral ODRadiation

Medical safety

Oral OERegulation

Oral OFGeneral-Technical

15.30 – 15.45 OA4 OB4 OC4 OD4 OE4 OF4

15.45 – 16.00 OA5 OB5 OC5 OD5 OE5 OF5

16.00 – 16.15 OA6 OB6 OC6 OD6 OE6 OF6

16.15 – 16.30 Q & A Q & A Q & A Q & A Q & A Q & A

16.30 – 17.00Event 8

CLOSING CEREMONY: EO Channel

Announcement of best paper Chairman of Committee

Announcement of the summary of the seminar followed by technical recommendations

Ms. Dahlia Cakrawati Sinaga(Deputy Chairman of BAPETEN)

Closing remarks by ITB Prof. Wahyu Srigutomo, S.Si., M.Si., Ph.D. (Dean of FMIPA – ITB)

Closing remarks by BAPETEN Ms. Dahlia Cakrawati Sinaga(Deputy Chairman of BAPETEN)

Certificate Dissemination Committee

4

SKN 2021HONOR GUEST AND KEYNOTE SPEAKERS

Ir. Budi Gunadi Sadikin, CHFC, CLUThe Policy for Health Infrastructure Improvement in Pre- and Post-Pandemic Situation

Minister of Health, Republic of Indonesia

Prof. Abdul WarisModerator

FMIPA, ITB

Prof. Ir. Jazi Eko Istiyanto, M.Sc., Ph.D., IPUThe Challenges for Nuclear Regulatory Control in the

Pandemic SituationChairman of BAPETEN

Prof. Zaki Su’udContribution of Nuclear Science and Technology during the Pandemic, the Effect of Pandemic on Nuclear ResearchFaculty of Mathematics and Natural Sciences, ITB

Mr. Ronald Jimenez PachecoThe IAEA Document of the Impact of Covid-19

Pandemic on the Regulatory Activities for the Safety of Radiation Sources

International Atomic Energy Agency

Dr. Ir. Yudi Pramono, M.Eng.Moderator

Head of P2STPIBN, BAPETEN

Dr. Merinda Fitri VoliaModeratorBAPETEN

Dr.Sidik PermanaModerator

FMIPA, ITB

5

LIST OF ORAL PRESENTATION / PRESENTASI ORAL

Group A : Nuclear Safety

No. Abs-Id Penulis SeminarCode Judul Makalah

1. 39 Helen Raflis OA1 Application of Functional Expansions Tally (FET) Filter in a Gas-cooled Fast Reactor Design

2. 13 Daddy Setyawan

OA2 Calculation Model for the Effective Thermal Conductivity in Pebbles Packed Beds in Bulk Region

3. 12 Jaja Sukmana OA3 Dasar Perubahan Nilai BKO Fraksi Bakar dari Bahan Bakar di Reaktor RSG-GAS: Pembelaja-ran dari Pengalaman Operasi

4. 6 Arifin M. Susanto

OA4 Kajian Identifikasi Organisasi Dukungan Teknis dalam Porgram Pembangunan Pengoperasian PLTN di Indonesia

5. 5 Jaja Sukmana OA5 Kajian Indikator Kinerja Keselamatan pada Area Keselamatan Reaktor di Reaktor RSG-GAS Tahun 2015-2020

6. 44 Sri Sudadiyo OA6 Mechanical Stresses Analyses on a Hot Gas Duct Vessel of SMR Type

Group B : Radiation Safety

No. Abs-Id Penulis SeminarCode Judul makalah

1. 73 Anis Rohanda OB1 Analisis Zona Radiasi di Balai Operasi Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy

2. 26 M. Rifqi Harahap

OB2 Identifikasi Kebutuhan Sarana-Prasarana Pemantauan Radiasi Nirawak dalam Pengawasan Radiasi Reaktor Eksperimen di Indonesia

3. 82 Casmika Saputra

OB3 Lifespan of a Radioactive Source based Aero-sol Charger

4. 18 B.Y. E. B. Jumpeno

OB4 Acceptance Criteria Of Dose Measurement on Cesium-137 Gamma Exposure To The Envi-ronmental Osl Dosimeter

5. 25 Ghifari M. Fajri

OB5 Pengembangan Algoritma untuk Evaluasi Do-sis Hp(10) di NuklindoLab Menggunakan Re-spon Matriks

6. 64 Hermawan Puji Yu-wana

OB6 Tinjauan Literatur terhadap Aspek Teknis dan Radiologis Penggunaan Kembali Terak Timah 2 yang Mengandung TENORM Sebagai Bahan Paving Block

6

Group C : Security - EPR


1. 58 Khoirul Huda OC1 Challenges in the Development of Nuclear Security Systems for Nuclear and Other Radioactive Materials Out of Regulatory Control

2. 45 Indah Annisa OC2 Review Of Bapeten’s Policies as a Consideration In Determining The Iaea Safeguards Inspector

3. 41 EH. Riyadi OC3 The New Hybrid Cryptographic Methods to Enhance the Data Communication Security in Instrumentation and Control (I&C) Systems at Nuclear Facilities

4. 15 Fery Putrawan C

OC4 Usulan Pengaturan Komunikasi Publik dalam Kesiapsiagaan dan Penanggulangan Kedaruratan Nuklir

5. 33 Dewi Apriliani

OC5 A Proposal for Revitalizing the National Nuclear Emergency Response Organization (NNERO)

6. 46 Nanang Triagung Edi H

OC6 Development of Nuclear Cybersecurity Culture for Nuclear Installation Personnel

Group D : Radiation Medical Safety


1. 62 Ida Bagus Gede Pu-tra Pratama

OD1 Effect of Contrast Enhancement on CT-Scan Doses in Indonesia

2. 49 Grace Esterina

OD2 Evaluasi Ketidakpastian Dosimetri Radioterapi Conformal Tiga Dimensi Dan Intensity Modulated Radiation Therapy Pada Beberapa Pusat Ra-dioterapi: Studi Pendahuluan

3. 69 Leily Savitri OD3 Kajian Pemantauan Dosis Neutron Terhadap Pekerja Radiasi Pada Pengoperasian Linac Dengan Energi Foton lebih besar sama dengan 10 MV

4. 85 Made Pramayuni

OD4 Kendali Kualitas Pesawat Sinar-X Digital Breast Tomosynthesis (DBT)

5. 71 Titik Kartika OD5 Radiation Safety of Mobile X-Ray Machine Uses in Radiology Diagnostic Facilities

6. 63 Endang Kunarsih

OD6 Usulan Kriteria Rilis Pasien Kedokteran Nuklir Di Indonesia

7

Group E : Regulation


1. 23 Fery Putrawan C

OE1 Establishing Draft of Bapeten Regulation on Reactor Cooling Systems and Related Systems: Condenser Acceptance Criteria

2. 74 Arifin M. Wibowo

OE2 Smart Regulatory Inspection pada Reaktor Non Daya Menggunakan Balis SMILE

3. 32 Catur Febriyanto S

OE3 Substansi Pengaturan dalam Pembentukan Peraturan BAPETEN mengenai Sistem Pend-ingin Reaktor dan Sistem Terkait: Studi HTGR

4. 79 Zulfiandri OE4 Tinjauan Peraturan Keselamatan Utilisasi dan Modifikasi Instalasi Nuklir Nonreaktor (INNR)

5. 50 Vatimah Zahrawati

OE5 Multi Criteria Decision Analysis: How to Implement for The Regulatory Impact Assessment of The BAPETEN Chairman Regulation Number 4 in 2013 on Radiation Protection and Safety on the Utilization of Nuclear Energy

6. 70 Titik Kartika OE6 Urgensi Pengaturan Keselamatan Radiasi terhadap Paparan Medik dalam Penelitian Biomedik

Group F : General Technical


1. 60 Winda Sarmita

OF1 Strategi Pelaksanaan Inspeksi Keselamatan Instalasi Nuklir selama Pandemik COVID 19

2. 40 Agus Yudhi Pristianto

OF2 The Development of Regulatory Culture and Code of Ethics for BAPETEN

3. 67 Octha Riau S OF3 Communication Challenges by Bapeten Public Relations in Publicizing Nuclear Surveillance in Indonesia

4. 43 Deddy Rusdiana

OF4 Evaluasi Tingkat Kepuasan Pengguna Balis Sukses 1.5 Dengan Menggunakan Metode End User Computing Satisfaction (EUCS)

5. 77 Zulfahmi OF5 Tinjauan Awal Peran Kecerdasan Buatan dalam Pengambilan Data Teknis di Fasilitas pada Era Pandemi COVID-19

6. 14 Yuliana OF6 The Similarities between Severe COVID-19 infection and Acute Radiation Syndrome

8

LIST OF SHORT PRESENTATION / PRESENTASI SINGKAT

Group A : Nuclear Safety


1. 22 Akhmad Muktaf Haifani

SA1 Analisis Penentuan Kontribusi Sumber Gempa dalam Kajian Bahaya Seismik Likuefaksi Calon Tapak PLTN

2. 56 Diah Hidayanti Sukarno

SA2 Comparison of KENO-VI and MCNP6 Calculation Results for TRIGA Research Reactor Case

3. 68 Dini Suci Lestari

SA3 Neutronic Analysis of Reactor Core Shape and H/D Ratio in Small Molten Salt Fast Reactor

4. 20 Abdul Aziz RH

SA4 Pengaruh Iradiasi Target Topaz dengan Pengarah dan Kapsul Boron Karbida terhadap Faktor Puncak Daya Teras Reaktor RSG-GAS

5. 55 Rohmad Sigit SA5 Pengujian Tak Merusak Short Pin PWR Berbahan Bakar UO2 Alam Pra-Iradiasi

Group B : Nuclear Safety


1. 27 Dedi Hermawan

SB1 Preliminary Assessment of Stress Analysis and Structural Integrity Evaluations of POT in Molten Salt Reactor

2. 61 Arif Isnaeni SB2 Progress of Core Damage Frequency (CDF) for Nuclear Power Plants in the World

3. 42 Agus Waluyo SB3 Review Desain Thorium Molten Salt Reactor 500 (TMSR-500)

4. 19 Casimiro Rino Kuswanto

SB4 Simulasi OpenMOC pada Reaktor Riset TRI-GA Mark II

5. 75 Ika Wahyu Setya A

SB5 Kajian Perbandingan SNI IEC-62244:2016 terhadap IEC-62244:2019 Tentang Portal Monitor Radiasi untuk Deteksi Bahan Nuklir Dan Radioaktif

9

Group C : Radiation Safety


1. 36 Reno Alamsyah

SC1 Decommissioning Insight in NPP Design: A Case Study of Indonesia

2. 24 P. A. Artiani SC2 Analisis Kritikalitas pada Penyimpanan Limbah Radioaktif dari Produksi Radioisotop Molybdenum-99

3. 47 Wahyudi SC3 Radiological Assessment and Indoor Radon-Thoron Mapping of Residential Houses in Java Island of Indonesia

4. 8 Moekhamad Alfiyan

SC4 Study on Estimating the Effects of High Natural Radiation in Mamuju District on Cancer Risk

5. 65 Ahmad Ciptadi S

SC5 The Importance of Ventilation to Reduce Radon Level in Indoor Environment

Group D : Radiation Medical Safety


1. 38 Sudradjat SD1 Historical Diagnostic Guidance Level by Regulatory Bodies in Indonesian

2. 35 Rini Anggraeni

SD2 Kajian Dosis Efektif Pekerja Radiasi Radiologi Dagnostik Dan Intervensional Rumah Sakit Di Indonesia Tahun 2017 Sampai Dengan 2020

3. 53 Nurul Firdausi Nuzula

SD3 Pengukuran Paparan Radiasi Hambur di Instalasi Gawat Darurat RSUD Bendan Pekalongan sebagai Upaya Proteksi Radiasi di Era Pandemi

4. 29 Lia Wilda Izzati

SD4 Risiko Paparan Ozon di Ruang LINAC Mode Elektron dan Upaya Meminimasinya: Tinjauan Teoritis

10

Group E : Regulation


1. 16 Nur Siwhan SE1 Kajian Persamaan Prediksi Gerakan Tanah dalam Pengawasan Aspek Kegempaan di Perka BAPETEN No. 8 Tahun 2013

2. 10 Rahmat Edhi Harianto

SE2 Pembelajaran dari proses evaluasi dan penilaian dokumen perpanjangan izin operasi reaktor non-daya terhadap usulan amandemen peraturan terkait manajemen penuaan

3. 76 Nur Siwhan SE3 Studi Perbandingan DS 520 IAEA dengan Pera-turan Badan No. 6 Tahun 2019

4. 83 Suci Prihastuti

SE4 Urgensi Revisi Peraturan Kepala Bapeten No. 8 Tahun 2008 Tentang Ketentuan Keselamatan Ma-najemen Penuaan Reaktor Nondaya

5. 4 Arifin M. Su-santo

SE5 Tantangan Sertifikasi Profesi Nuklir di Indonesia untuk Kebutuhan Dukungan Teknis

Group F : General Technical


1. 30 Arif Yuniarto SF1 Analisis Arah dan Kecepatan Angin pada Stasiun Pemantauan Cuaca Kawasan Nuklir Serpong

2. 66 Ratih Luhuring Tyas

SF2 Risk Control in Face-to-Face Radiographic Personnel Certification Examination in the Pandemic Era of Covid-19

3. 21 Leli Nirwani SF3 Uji banding Metode Amonium Fosfomolibdat (AMP) dan Metoda Kalium Ferosianida (K4Fe(CN)6) pada Analisis 137Cs dalam Sampel Air Hujan

4. 37 Reno Alamsyah

SF4 Enhancing Organization Culture of Regulatory Body through BAPETEN-235 Scheme

5. 9 Retno Agustyah

SF5 Pemanfaatan Media Sosial oleh Humas Bapeten dalam Mengkomunikasikan Pengawasan Nuklir di Indonesia di Era Pandemik Covid 19 Tahun 2020

11

LIST OF ORAL PRESENTERSN U C L E A R S A F E T Y (OA)

Helen RaflisPresenter OA1

BAPETEN

Jaja SukmanaPresenter OA3PRSG, BATAN

Daddy SetyawanPresenter OA2

BAPETEN

Dwi IrwantoModerator

FMIPA, ITB

Attar L. IvansyahModerator

FMIPA, ITB

Arifin M. SusantoPresenter OA4

BAPETEN

Sri SudadiyoPresenter OA6

PTRKN, BATAN

Jaja SukmanaPresenter OA5PRSG, BATAN

12

OA01Application of Functional Expansions Tally (FET)

Filter in a Gas-cooled Fast Reactor DesignHelen Raflis1,2,*, Zaki Suud1, Abdul Waris1, and Dwi Irwanto1

1Nuclear Physics and Biophysics Research Division, Physics Department, Faculty of Mathematics and Natural Science, Bandung Institute of Technology, Jalan Ganesha 10

Bandung 40132, Indonesia.2Center for Regulatory Assessment of Nuclear Installation and Materials, Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN), Jalan Gadjah Mada no. 8 Jakarta Pusat 10120 Indonesia.

*[email protected]

ABSTRACTThis paper discusses the application of Functional Expansions Tally (FET) filter in a modular gas-cooled

fast reactor design. The modular GFR is a fast reactor design concept that proposes a longer operation time than a traditional nuclear reactor. However, the modular GFR design still needs in-depth analysis to understand the neutronics performance. The OpenMC is an open-source Monte Carlo code that offers the exact solution to solve the neutron transport equation in a full-scale model and three-dimensional (3 D) geometry using Evaluated Nuclear Data File (ENDF/B-VII.b5) nuclear data and continuous energy. The neutronics parameters are the effective multiplication factor, fission reaction rate, neutron flux distribution, fissile material, and fertile material evolution. This study implemented the Legendre polynomial feature for the axial calculation, whereas the Zerni-ke polynomial for the radial calculation. We evaluated flux distribution from traditional mesh and FET feature, which performed 350x350 mesh and the variation of FET order range 5, 10, 50 and 100. The results inform the integral of each Zernike polynomial flux time with the boundary condition in radial and axial directions.

Keywords: safety assessment, installation, radioisotope

13

OA02Calculation Model for the Effective Thermal

Conductivity in Pebbles Packed Beds in Bulk RegionDaddy Setyawan1

1BAPETEN, Nuclear Energy Regulatory Agency for [email protected]

ABSTRACTIn order to support the calculation of the effective thermal conductivity in the pebble bed HTGR, Calcu-

lation model for the effective thermal conductivity in pebbles packed beds should be verified and validated. The calculation model accounts for the effective thermal conduction through gas, point and contact area, the effective thermal conduction due to short and long thermal radiation, the average contact number and contact angle be-tween pebbles. The calculation model has been applied for the bulk region. The aim of this work is to verify and validate the model calculation of the effective thermal conductivity in pebble packed bed with the experimental data for the bulk region. The result of the validation and verification of the model calculation for the effective thermal conductivity in pebble packed bed comparing with the experimental data of HTO experimental test facility for bulk region is good agreement in the high temperature from 600 - 1600 C.

Keywords: Effective thermal conductivity, pebble bed, average contact number, contact angle

14

OA03Dasar Perubahan Nilai BKO Fraksi Bakar dari Bahan Bakar di Reaktor RSG-GAS: Pembelajaran dari Pengalaman Operasi

Jaja Sukmana, Rachmat Triharto, Shokhul LutfiPRSG-Batan

ABSTRAKKonfigurasi teras setimbang reaktor RSG-GAS terdiri atas 40 bahan bakar standar (EB), 8 bahan

bakar kendali (EK), satu posisi iradiasi di tengah, dan 4 posisi iradiasi di dalam teras reaktor. Pada awal siklus dimasukan 6 bahan bakar segar yang terdiri dari 5 bahan bakar standar dan 1 bahan bakar kendali. Demikian juga pada akhir siklus terdapat 5 EB dan 1 EK yang dikeluarkan dari teras sebagai bahan bakar bekas. Pada teras operasi ke-43, ketika pelaksanaan kegiatan refueling pada Januari 2002 diketahui terdapat bahan bakar Oksida RI-227 yang seharusnya sudah dikeluarkan pada teras operasi ke-38. Sehingga terhitung nilai fraksi bakarnya sebesar 67,39%. Sedangkan pada teras operasi ke-57, pada April 2006 dengan metode perhitungan manual pada manajemen bahan bakar teras Silisida, diperoleh nilai fraksi bakar pada bahan bakar RI-312 sebesar 59,59%. Kedua nilai fraksi bakar tersebut melampaui nilai BKO yang diterapkan saat itu, yaitu 56%. Kondisi yang dapat ditimbulkannya, yaitu ketidakseimbangan reaktivitas di teras, pelanggaran pemenuhan persyaratan batas operasi, dan kerugian ekonomis karena harus mengeluarkan bahan bakar sebelum optimal. Tindakan segera yang dilakukan adalah dengan melakukan pergantian, pemindahan, pengawasan refueling, dan pemeriksaan fisik, serta verifikasi nilai fraksi bakar buang secara perhitungan menggunakan Batan-Fuel. Melalui kajian keselamatan dan proses perizinan maka secara administrasi nilai BKO untuk fraksi bakar buang selanjutnya ditetapkan sebesar nilai maksimal fraksi bakar dari bahan bakar Silisida yang telah dicapai. Kejadian ini memberikan pembelajaran untuk tidak melakukan kesalahan berulang pada manajemen teras dalam pengoperasian reaktor dengan ketersediaan prosedur, pelatihan, dan pengawasan keselamatan.

Keywords: Manajemen bahan bakar, fraksi bakar, kejadian, pembelajaran

15

OA04Kajian Identifikasi Organisasi Dukungan Teknis dalam

Porgram Pembangunan Pengoperasian PLTN di IndonesiaArifin M. Susanto, Khoirul Huda, Nur Siwhan, Akhmad Muktaf

HaifaniBAPETEN

ABSTRAKDengan adanya potensi pembangunan dan pengoperasian instalasi nuklir baik reaktor nuklir

maupun non-reaktor. Dibarengi dengan perkembangan teknologi dan sains dalam teknologi reaktor, maka tantangan muncul ketika terlibat dalam inovasi dan teknologi pengembangan instalasi nuklir. Reaktor jenis baru pada generasi IV muncul dengan ide, inovasi, dan metode yang luar biasa, serta penggunaan bahan yang belum pernah didengar sebelumnya. Vendor teknologi bersaing untuk menunjukkan kepada dunia bagaimana keunggulan, kesederhanaan, dan integrasi reaktor mereka dan yang dapat menghilangkan semua masalah yang telah kita lihat bertahun-tahun pada jenis reaktor air ringan seperti Lost of Coolant Accident (LOCA), Core Damage Frequency (CDF), dll. Posisi dukungan teknis (TS) memegang peran penting dalam keberlangsungan keselamatan pembangunan dan pengoperasian instalasi nuklir baik reaktor nuklir maupun non-reaktor. Khususnya bagi negara-negara pendatang baru, dukungan teknis yang kompeten sangat membantu para pemimpin program nuklir, organisasi pemerintah yang ditunjuk, dan pemangku kepentingan lainnya untuk mengambil keputusan kunci dalam pengembangan proyek tenaga nuklir pertamanya. Dikarenakan kebutuhan yang mendesak maka dilakukan identifikasi kebutuhan TSO yang diperlukan bila dan selama program pembangunan PLTN/Instalasi nuklir dilaksanakan. Pemetaan kebutuhan berikut tantangan, solusi, dan praktik yang baik berdasarkan pengetahuan dan pengalaman operasi saat ini akan menjadi panduan dalam dalam penyusunan peraturan perundang-undangan BAPETEN yang mampu terap dan mengikuti perkembangan teknologi terkini.

Keywords: Dukungan Teknis, PLTN, teknologi

16

OA05Kajian Indikator Kinerja Keselamatan pada Area

Keselamatan Reaktor di Reaktor RSG-GAS Tahun 2015-2020Jaja Sukmana, Fibra Rhoma Firmanda

PRSG-BATAN

ABSTRAKIndikator Kinerja Keselamatan (SPI) reaktor nuklir pada era ini penting untuk dapat diketahui oleh

pihak lain. Dengan mengacu pada IAEA-TECDOC1141 dan penerapan SPI di reaktor daya lainnya maka kajian dan penilaian dari SPI di reaktor RSG-GAS akan dapat diperlihatkan. Model indikator untuk edisi ini difokuskan pada area keselamatan reaktor yang meliputi, indikator keselamatan operasi, keselamatan sistem, dan lapisan pertahanan. Tujuan pembuatan makalah ini adalah untuk mengkaji dan menilai kinerja keselamatan reaktor RSG-GAS pada SPI area keselamatan reaktor berdasar data 6 tahun terakhir. Metode yang digunakan yaitu deskripsi analitik terhadap data SPI RSG-GAS melalui argumen tren pada distribusi statistik, serta memberikan verifikasi penilaian dengan model SPI metode scoring. Penilaian SPI reaktor riset saat ini masih mengacu kepada SPI konvensional yang diterapkan untuk reaktor daya yang terdiri dari 13 indikator strategis. Yang mana reaktor RSG-GAS, reaktor Triga 2000, dan reaktor Kartini di Indonesia mengirimkan laporan berdasar versi tersebut kepada BAPETEN setiap tahun. Adapun di beberapa instalasi reaktor daya, saat ini sudah menerapkan SPI metode scoring. Dari kajian dengan data laporan selama tahun 2015 s/d tahun 2020, penerapan indikator keselamatan masih memerlukan pendefinisian dan penyesuaian terhadap kriteria reaktor dan SSK. SSK pada kategori indikator safety system dan multiple barrier (SPI scoring) dari reaktor RSG-GAS belum terdata. Hasil penilaian SPI reaktor RSG-GAS pada indikator operations dan indikator maintenance menunjukan kecenderungan operasi lancar dan aman dengan gangguan operasi yang menurun serta rencana pemeliharaan SSK yang teratur. Sedangkan dengan metode SPI scoring pada area keselamatan reaktor, tingkat keselamatan dalam pengoperasian reaktor RSG-GAS berada pada grade Excellent. Kondisi keselamatan dan keamanan instalasi reaktor dapat mudah dipahami publik apabila diterapkan dengan SPI metode scoring.

Keywords: Indikator Kinerja Keselamatan, Reaktor, Excellent.

17

OA06Mechanical Stresses Analyses on a Hot

Gas Duct Vessel of SMR TypeSri Sudadiyo

Center for Nuclear Reactor Technology and Safety, BATAN, Kawasan Puspiptek Building 80, Serpong, South Tangerang 15310

ABSTRACTA Hot Gas Duct (HGD) pressure vessel of a Small Modular Reactor (SMR) Type is being studied by

PTKRN-BATAN. The SMR is a 10 MWth high temperature gas reactor. A hot gas duct is an important compo-nent in nuclear steam supply for this SMR. This paper deals with the calculation and analysis on the mechanical stresses including Hoop stress distributions of a hot gas duct vessel for the SMR. In the calculation and analysis, SMR cycle is conducted by the ChemCAD code and the components models of a hot gas duct vessel is simulated by using software of SolidWorks. Finite element analysis is used to calculate the stresses distributions of a hot gas duct vessel with input data such as temperature, pressure, loads, and so on for SA516-70 material. Results show that the hot gas duct vessel can be considered to have met the safety requirements of ASME in Section III with the FOS value of 46.37. Calculation results obtained for the highest stresses values of circular cylinder are Hoop stress of 63.28 MPa, axial stress of 24.03 MPa, radial stress of 19.59 MPa, and von Mises stress of 41.65 MPa. It is concluded that hot gas duct pressure vessel can be properly used to this SMR.

Keywords: SMR, hot gas duct, safety factor

18

L I S T O F O R A L P R E S E NT E R SR A D I AT I O N S A F E T Y (O B)

Anis RohandaPresenter OB1Fisika, ITB

Casmika SaputrPresenter OB3Fisika, ITB

M. Rifqi HarahapPresenter OB2

BAPETEN

Aris SanyotoModeratorBAPETEN

Irfan D. AdityaModerator

FMIPA, ITB

B.Y.E.B. JumpenoPresenter OB4

PTKMR, BATAN

Hermawan Puji Y.Presenter OB6

BAPETEN

Ghifari M. FajriPresenter OB5

Fisika, Universitas Brawijaya

19

OB01Analisis Zona Radiasi di Balai Operasi Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy

Anis Rohanda1,2, Abdul Waris1, Nugraha Luhur3

1 Departemen Fisika, Institut Teknologi Bandung, Jl. Ganeca, Lb. Siliwangi, Coblong, Bandung 40312

2 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong, Tangerang Selatan 15310

3 Pusat Reaktor Serba Guna (PRSG) - BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 30 Serpong, Tangerang Selatan 15310

ABSTRAKReaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS) adalah reaktor riset Indonesia yang berperan

sebagai fasiltas irradiasi nasional, pendidikan dan penelitian. RSG-GAS telah beroperasi dengan aman selama lebih dari 30 tahun. RSG-GAS menggunakan elemen bahan bakar silisida (U3Si2-Al) yang memiliki karakteristik lebih baik dari elemen bahan bakar jenis oksida (U3O8-Al)[2]. Degradasi komponen atau permasalahan terkait manajemen penuaan merupakan issue utama keselamatan reaktor nuklir yang telah beroperasi lama. Salah satu parameter penting untuk menjaga tingkat keselamatan reaktor adalah paparan radiasi yang serendah mungkin. RSG-GAS harus memberikan jaminan keselamatan radiasi bagi pekerja radiasi, masyarakat dan lingkungan. Kegiatan pengendalian paparan radiasi di fasilitas reaktor dilakukan berdasarkan prinsip ALARA (as low as reasonably achievable). Kegiatan ini dapat diwujudkan dengan pengukuran atau perhitungan dosis gamma menggunakan program simulasi komputer yang bersesuaian. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan dan pemetaan dosis gamma di Balai Operasi (Lt. 13.0 m) sebagai area kerja dengan aksesibilitas tinggi dengan menggunakan code QAD-CGGP. Code ini cukup populer digunakan untuk perhitungan penetrasi foton gamma diberbagai media dan untuk desain perisai radiasi. Sumber gamma diklasifikasi dalam 18 grup energi gamma untuk meningkatkan keakurasian hasil perhitungan. Hasilnya diverifikasi dengan pengukuran menggunakan surveymeter (dosemeter) pada titik pengamatan tertentu secara radial di dalam bangunan reaktor RSG-GAS. Secara umum, laju dosis gamma hasil simulasi QAD-CGGP lebih rendah dari hasil pengukuran. Hasil verifikasi dengan pengukuran menunjukkan perbedaan rata-rata : 4% ~ 7%. Hasil mapping ini digunakan untuk penentuan klasifikasi zona ruangan, pengaturan waktu kerja dan sebagai dasar desain perisai radiasi di daerah kerja. Dari hasil mapping, sebagian besar area kerja me

Keywords: RSG-GAS, keselamatan radiasi, dosis gamma, pemetaan dosis

20

OB02Identifikasi Kebutuhan Sarana-Prasarana

Pemantauan Radiasi Nirawak dalam Pengawasan Radiasi Reaktor Eksperimen di Indonesia

Muhammad Rifqi Harahap1

1BAPETEN

ABSTRAKPemantauan radiasi lingkungan pada fasilitas pemanfaatan tenaga nuklir dilakukan pemegang

izin fasilitas guna memastikan kesiapan dan kemampuan penanggulangan kedaruratan nuklir. Dalam hal ini sistem pemantauan radiasi merupakan salah satu sistem penting dalam keselamatan fasilitas pemanfaatan tenaga nuklir untuk mengetahui jumlah paparan radiasi yang terpapar ke lingkungan. Sistem pemantauan stasioner yang sudah terpasang memiliki risiko tidak dapat berfungsi apabila sistem rusak akibat terjadinya bencana alam. Salah satu cara untuk memitigasi hal ini adalah dengan memobilisasi sistem pemantauan radiasi nirawak untuk memantau paparan radiasi tanpa membahayakan personil. Untuk mengetahui sistem pemantauan radiasi nirawak yang sesuai, dilakukan identifikasi sarana dan prasarana apa saja yang dibutuhkan dalam merancang sistem pemantauan radiasi nirawak untuk reaktor eksperimen di Indonesia. Sarana dan prasarana yang dibutuhkan untuk sistem pemantauan radiasi nirawak yakni kendaraan udara nirawak, detektor radiasi, modul kontrol dan komunikasi, sistem navigasi, serta perangkat lunak kendali sistem. Dari kebutuhan sarana dan prasarana ini kemudian dispesifikasi lagi sehingga memenuhi kebutuhan pemantauan reaktor eksperimen di Indonesia. Spesifikasi sarana dan prasarana adalah tipe kendaraan udara nirawak yang menggunakan sayap rotari, penggunaan detektor CdZnTe, dan sistem navigasi berbasis GPS/GLONASS. Dalam hal prasarana modul kontrol dan komunikasi serta perangkat lunak kendali, spesifikasi tidak secara rinci menyatakan persyaratan perangkat, melainkan bagaimana sistem dapat memenuhi performa yang disyaratkan. Dengan demikian sistem disyaratkan dapat memberikan dan memperoses data pengukuran secara real-time sehingga dapat ditampilkan dalam peta panas radiasi.

Keywords: Identifikasi, Pemantauan Radiasi, Nirawak

21

OB03Lifespan of a Radioactive Source based Aerosol ChargerCasmika Saputra1, Muhammad Miftahul Munir1, Novitrian1, Abdul

Waris1,*

1 Department of Physics, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Institut Teknologi Bandung, Jalan Ganesa 10, Bandung 40132, Indonesia

[email protected]

ABSTRACTTo date, aerosol chargers based on radioactive sources are still a priority because of the stability and

balance of the ions they produced. However, the use of radioactive sources requires strict safety. Therefore, the lifespan of this type of charger needs to be considered. A model for estimating the lifespan of an aerosol charger based on radioactive sources has been successfully developed. The approach uses the assumption that the activity of the radioactive source decreases as the active region is covered by deposited particles. The calculations are as-sisted using a Monte-Carlo simulation. The results show the effect of particle penetration and the diameter and concentration of the particles being measured markedly affect lifespan. In this paper, we also provide calculations in a case where the lifespan is approximately 700 days.

Keywords: Aerosol charger, deposition, ionizer, lifespan.

22

OB04Acceptance Criteria of Dose Measurement on Cesium-137

Gamma Exposure to the Environmental OSL DosimeterB.Y. E. B. Jumpeno1, dan E.A. Ardyanti1

Center for Technology of Radiation Safety and Metrology, National Nuclear Energy Agency

ABSTRACTThe study of acceptance criteria of dose measurement on environmental OSL dosimeter describes an

environmental dose response of OSL dosimeter on 137Cs gamma photon irradiation and its acceptability accord-ing to the criteria in General Safety Guide No. GSG-7 as well as the linearity correlation between the measured dose to its exposed dose. Thirty two OSL dosimeters were annealed and then read to confirm the ambient dose value of 0. The dosimeters were divided into 8 groups that each of them consists of 4 OSL dosimeters. Each group was irradiated with gamma radiation at 0.1 mSv, 0.25 mSv, 1 mSv, 2.5 mSv, 3 mSv, 5 mSv and 10 mSv at a dis-tance of 200 cm from the source without an absorber. All dosimeters were read using the OSL microStar Reader. The result of the analysis using the trumpet curve equation provides the acceptable value for the exposed dose at &#61619- 0.5 mSv. Linearity analysis for the exposed dose of 0.5 mSv to 10 mSv shows a linear trend with a correlation factor (R2) of 0.999 and a linear equation of Y = 1.061 X - 0.222. The measured dose to 137Cs gamma photon irradiation was responded if exposed dose was more than 0.222 mSv.

Keywords: acceptance criteria, OSL dosimeter, environmental, gamma.

23

OB05Pengembangan Algoritma untuk Evaluasi Dosis Hp(10)

di NuklindoLab Menggunakan Respon MatriksGhifari Muhammad Fajri1, Bunawas2

1Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Brawijaya2Koperasi JKRL - NuklindoLab

ABSTRAKPemantauan dosis radiasi menggunakan dosimeter perorangan TLD berperan penting dalam

pengendalian paparan radiasi. Untuk mendapatkan hasil evaluasi dosis yang baik, maka perlu dilakukan kendali mutu terhadap algoritma dosimeter perorangan yag dipakai. Algoritma evaluasi dosis Hp(10) yang telah dikembangkan akan diuji dalam standar kriterianya. Terdapat tiga segmentasi dalam algoritma evaluasi dosis Hp(10) yaitu pada energi rendah (40 - 100 kV) dengan metode kombinasi liniar respon matriks, 150 kV dengan koreksi faktor plot antara r12 terhadap R23, dan energi di atas &#8805-200 kV. Algorimta memberikan hasil yang baik pada rentang sumber foton berenergi rendah, sedang, dan tinggi. Pada metode kombinasi liniar didapatkan C1 sebear 0,475 dan C2 sebesar 0.072. Algoritma evaluasi dosis ekivalen Hp(10) pada penelitian ini berhasil memenuhi standar kurva terompet yang direkomendasikan oleh IAEA dan plot bias terhadap deviasi standar serta toleransi kepuasan pada standar ANSI. Interkomparasi dilakukan untuk menguji kesiapan kompetensi algorita terhadap algoritma BARC dan Pradhan dengan hasil yang sangat baik.

Keywords: Algoritma, Hp(10), TLD CaSO4:Dy, Interkomparasi

24

OB06Tinjauan Literatur terhadap Aspek Teknis dan

Radiologis Penggunaan Kembali Terak Timah 2 yang Mengandung TENORM Sebagai Bahan Paving Block

Hermawan Puji Yuwana1

1Badan Pengawas Tenaga Nuklir

ABSTRAKTIndonesia adalah negara penghasil (produsen) dan pemilik cadangan timah terbesar kedua di

dunia. peleburan timah meghasilkan hasil samping diantaranya terak timah. Peningkatan produksi timah akan memberikan efek pada terak timah yang akan terus bertambah. Terak timah merupakan bahan yang banyak tertimbun karena pemanfaatannya masih relatif kecil dan belum maksimal. Terak timah 2 memiliki potensi untuk digunakan sebagai substitusi agregat halus pada pembuatan beton/paving block. Penulisan makalah ini bertujuan untuk mengidentifikasi aspek teknis dan radiologis dari potensi penggunaan kembali terak timah 2 yang mengandung tenorm sebagai bahan paving block. Terak timah 2 perlu diuji karakteristik berdasarkan Standar Nasional Indonesia untuk memastikan karakteristik fisika seperti berat jenis, berat isi, analisa lolosan, dan kadar air dari terak timah 2. Kandungan kimiawi terak timah didominasi oleh SiO2, Al2O3, Fe2O3, dan CaO, maka terak timah sendiri memang memiliki kemampuan yang baik sebagai bahan ikat dalam beton. Terak timah 2 diaplikasikan sebagai substitusi agregat halus dalam paving block. Dalam rangka pembuatan paving block dengan mutu tertentu, diperlukan komposisi terak timah 2 yang memberikan kuat tekan optimum (variabel terikat). Dengan variabel control yang ditetapkan seperti ukuran agregat sebesar < 1 mm. Sedangkan variabel komposisi terak timah 2 sebagai variabel bebas yang perlu diobservasi pada variasi 0%, 5%, 10%, 15%, dan 20%. Paving block dengan komposisi terak timah 2 tertentu kemudian diuji tekan dan dilakukan uji pelindian untuk mengetahui imobilisasi serta laju lepasan radionuklida ke reseptor/lingkungan. Pemodelan RESRAD dilakukan untuk membantu menganalisis sensitivitas dan probabilistik, serta mempelajari pengaruh parameter input. Dari pemodelan tersebut dapat diketahui jalur paparan yang berpengaruh terhadap evaluasi radiologis paving block material substitusi agregat halus terak timah 2.

Keywords: timah, terak, paving block, mutu, kuat tekan, lindi

25

L I S T O F O R A L P R E S E NT E R SS E C U R IT Y – E P R (O C)

Khoirul HudaPresenter OC1

BAPETEN

Eko H. RiyadiPresenter OC3

BAPETEN

Indah AnnisaPresenter OC2

BAPETEN

Wita KustianaModeratorBAPETEN

Rini SuryantiModeratorBAPETEN

Fery P. CusmanriPresenter OA4

BAPETEN

Nanang T.E.H.Presenter OC6

BAPETEN

Dewi AprilianiPresenter OC5

BAPETEN

26

OC01Challenges in the Development of Nuclear Security

Systems for Nuclear and Other Radioactive Materials Out of Regulatory Control

Khoirul Huda1, Petit Wiringgalih1, Dedi Hermawan1, Yudi Pramono1, Agus Yudhi Pristianto1

1Center for the Assessment of Regulatory System and Technology of Nuclear Installation and Materials, Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN), Jl. Gajah Mada 8 Jakarta

10120

ABSTRACTIndonesia's geographical position between two continents and two oceans, besides being a strategic value,

is also a threat to nuclear security. Apart from its geographical position, Indonesia has more than 17,000 islands and very long coastlines and national borders, which intensify its vulnerability to the illicit trafficking and illegal transportation of nuclear and other radioactive materials. For this reason, the development of nuclear security system, especially for nuclear/radioactive materials out of regulatory control (MORC) is very impor-tant. Since the nuclear security system for MORC involves various government institutions or agencies, it must be developed based on strong legislation or regulations. In addition, the roles, functions, and authorities of each institution/agency must be clearly defined in the regulations. Currently, the Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN) carries out MORC’s nuclear security measures with the Indonesia Center of Excellence for Nuclear Security and Emergency Preparedness (I-CoNSEP) as a coordinating center. However, MORC’s nuclear security measures have been ineffective and are still constrained by coordination problems. This is because there is no adequate regulation as a legal umbrella. The lack of regulations that regulate the roles, functions and authorities of those institutions/agencies creates obstacles in the coordination among them in the field. This is a challenge in developing the nuclear security system, particularly for MORC. In the nuclear security of MORC, development of human resource (HRD), especially personnel on the front lines, is also challenging. In this study these challenges or problems were identified and analysed in order to seek their solutions or alternative way-out. Present paper provides results of the study with more specific emphasis on challenges in three aspects, namely the formulation of regulations, coordination among stakeholders and development of human resources.

Keywords: nuclear security system, nuclear security measures, nuclear/radioactive materials out of regulatory control (MORC), nuclear security of MORC

27

OC02Review of Bapeten’s Policies as a Consideration in

Determining The IAEA Safeguards InspectorIndah Annisa

Bureau for Legal Cooperation and Public Communication, BAPETEN, Jakarta Ph: 6221 - 63858269 - 70 ext [email protected]

ABSTRACTNuclear energy utilization for peaceful purposes is the primary goal and expectation for all countries

in the world. The IAEA is an international organization that is promoting peaceful uses and supervises nuclear technology, one of which is through the safeguards inspection. The implementation of the IAEA safeguards inspections to a member state is carried out by safeguards inspectors after obtaining approval from the destina-tion country. The purpose of this paper is to review BAPETEN policies as a consideration in the selection of the IAEA Safeguards Inspectors who will be assigned to Indonesia. The IAEA sends the list of inspectors proposed to the Indonesian Ministry of Foreign Affairs as the representative of the Government of the Republic of Indonesia in the context of international relations. As a basis for approval and final determination by the Ministry of Foreign Affairs, BAPETEN’s input and consideration are required. BAPETEN then will coordinate with other stakeholders, namely the State Intelligence Agency (BIN), Intelligence and Security Agency of National Police (Baintelkam), and Coordinating Ministry of Politics, Law, and Security (Kemenkopolhukam) in identifying and investigating the list of inspectors proposed by the IAEA. The consideration aspects proposed from BAPETEN are the country of origin and the personal background of the proposed inspectors. The country of origin aspect means that the Safeguards Inspector assigned to Indonesia must come from a country that has signed and enforced the Additional Protocol Agreement. Meanwhile, the aspect of the personal background means that inspectors who have a background in the fields of police, military, intelligence, and security analysts will be of particular concern.

Keywords: safeguards, inspection, inspector, background aspect

28

OC03The New Hybrid Cryptographic Methods to Enhance the Data Communication Security in Instrumentation

and Control (I&C) Systems at Nuclear FacilitiesE.H. Riyadi, M. Pramayuni

1 Center of Nuclear Installations and Materials Regulatory Assessment, Bapeten, Jakarta2 Directorate of Licensing for Radiation Facilities and Radioactive Sources, Bapeten, Jakarta

ABSTRACTIndustrial control systems (ICS) have a significant role in the continuity of industrial processes, es-

pecially critical industries such as electricity companies, water treatment, banking, telecommunications, and even nuclear facilities. ICS helps to automate the industry so that it can improve very significant performance. Especially with the rapid development of information technology, especially the advancement of the internet, data communication and data transmission are not limited by place and time. However, data communication via the internet opens up vulnerabilities to cyberattacks that result in fatal damage and loss. Cyberattack incidents damage the infrastructure system and have direct implications for the product. The cyberattack can threaten the reputation of the investment climate and even public safety. This study introduces a new method to improve data communication security in industrial control systems over the internet with a hybrid cryptographic method, i.e. a combination of vigenere and RC4 encodes are equipped with four random and dynamic key generators that produce very random and secure data transmission. The test is carried out by keyspace analysis, entropy analysis, correlation analysis and time complexity analysis. The test results show that the initial keyspace of K1 is (2)2048 bits, meaning it is secure from brute force attacks. The correlation and entropy values of the proposed method are closer to zero (0.0004) and more relative to eight (7.9768) when compared to only the vigenere or RC4 encode alone. That means that the proposed method has a higher randomness value and is secure from cyber-attacks.

Keywords: ICS security, cybersecurity in ICS, Super encryption, Hybrid Criptographic.

29

OC04Usulan Pengaturan Komunikasi Publik dalam

Kesiapsiagaan dan Penanggulangan Kedaruratan NuklirFery Putrawan CusmanriBadan Pengawas Tenaga Nuklir

ABSTRAKKomunikasi publik merupakan salah satu hal yang menjadi persyaratan dalam GSR Part 7.

Hal ini menjadi penting karena dalam tahap penanggulangan kedaruratan nuklir terdapat proses penyampaian informasi kepada masyarakat di antaranya tentang tempat evakuasi, pembatasan konsumsi makanan dan minuman, dan instruksi lainnya. Sehingga jika terdapat informasi yang tidak tepat dapat menimbulkan resiko keselamatan hingga menimbulkan keresahan di masyarakat. Pengaturan mengenai komunikasi publik dalam penanggulangan kedaruratan nuklir pada Peraturan Kepala (Perka) Bapeten Nomor 1 Tahun 2010 tentang Kesiapsiagaan dan Penanggulangan Kedaruratan Nuklir dinilai sudah kurang mampu terap dengan perkembangan standar internasional seiring terbitnya GSR Part 7 yang terbit pada tahun 2015 dan GSG 14 yang terbit pada tahun 2020. Saat ini sedang disusun peraturan baru yang akan menggantikan Perka Bapeten Nomor 1 Tahun 2010. Oleh karena itu dilakukan telaah untuk memberikan masukan terhadap rancangan peraturan tersebut untuk aspek komunikasi publik berdasarkan persyaratan yang ada di GSR Part 7 dan GSG 14. Dari hasil telaah didapatkan beberapa aspek yang dapat dipertimbangkan dalam pengaturan komunikasi publik saat kesiapsiagaan dan penanggulangan kedaruratan nuklir yaitu Peninjauan Efektivitas Komunikasi Publik Secara Berkala, Manajemen Berita Palsu, Informasi Sesat, dan Rumor, Program Komunikasi Publik, Infrastruktur dan Sumber Daya, dan Manajemen Media.

Keywords: Kesiapsiagaan dan Penanggulangan Kedaruratan Nuklir, Komunikasi, Komunikasi Publik, GSR Part 7

30

OC05A Proposal for Revitalizing the National Nuclear

Emergency Response Organization (NNERO)Dewi Apriliani

BAPETEN

ABSTRACTThe study reviewed the conception of National Nuclear Emergency Response Organization (NNERO)

by using references from relevance regulations of nuclear energy regulations and disaster management regula-tions. The study proposed a new structure for revitalizing the current NNERO. The structure was developed from the the conception of NNERO developed by BAPETEN back in 2007 and the national disaster command post structure based on BNPB Chairman Regulation No. 3 of 2016 on Disaster Emergency Management Com-mand System. The new structure integrates the conception of NNERO into the national disaster command post structure. Through the integration and revitalization of the NNERO, it was expected that the nuclear and radio-logical emergency management system could be set up in a way that is integrated into the national all-hazards emergency management system under national coordinating role of BNPB.

Keywords: all-hazard, emergency management system, NNERO, national disaster command post

31

OC06Development of Nuclear Cybersecurity Culture

for Nuclear Installation PersonnelNanang Triagung Edi Hermawan

Indonesian Nuclear Energy Regulatory Agency

ABSTRACTOperating and control system in nuclear installation have changed from analog to digital system. The

system also connects with the other systems. Thus nuclear installation is not absolutely as closed system anymore. It generates cybersecurity vulnerabilities, includes data confidentiality, integrity, and availability. The cyberat-tack to nuclear installation is real and not myth again. Human error factor is an important factor that caused nuclear cyberattack cases. To increase nuclear cybersecurity awareness or sense for personnel in nuclear instal-lation, it should be developed, implement, manage, and improve the nuclear cybersecurity culture. Literature re-search on developing of nuclear cybersecurity culture for nuclear installation has been conducted. To endorse the nuclear cybersecurity culture, it should be started from establishing cybersecurity legal standing, such as relevant act, government regulation and other derivative regulation. Nuclear installation operator then should follow up to establish internal nuclear cybersecurity policy, cybersecurity plan, and related specific procedures. Good nu-clear cybersecurity culture implementation will support physical security and safety of the nuclear installation.

Keywords: nuclear installation, cybersecurity, nuclear cybersecurity culture

32

L I S T O F O R A L P R E S E NT E R SR A D I AT I O N M E D I C A L S A F E T Y (O D)

I.G.B.P. PratamaPresenter OD1

BAPETEN

Leily SavitriPresenter OD3

BAPETEN

Grace EsterinaPresenter OD2

Universitas Indonesia

Triati DewiModerator

FMIPA, ITB

RusmantoModeratorBAPETEN

Made PramayuniPresenter OD4

BAPETEN

Endang KunarsihPresenter OD6

BAPETEN

Titik KartikaPresenter OD5

BAPETEN

33

OD01Effect of Contrast Enhancement on CT-Scan Doses in Indonesia

Ida Bagus Gede Putra PratamaNuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN)

ABSTRACTCT-Scan examination for medical purposes makes a very high contribution to radiation exposure re-

ceived by humans. The contribution is due to the high intensity of the CT-Scan examination and the large dose given to the patient. In CT-Scan, there is a procedure that requires contrast media to observe specific organs and conditions. This study analyzed the effect of contrast media on the dose of Head, Abdomen, and Chest procedures in adult patients. The data was obtained from reporting patient dose data carried out by the hospital through the Patient Dose Data Information System (Sistem Informasi Data Dosis Pasien, Si-INTAN) for January and December 2020. The analysis was carried out based on comparing the dose range and the average dose of exami-nation with contrast and non-contrast. In this study, the Volume Computed Tomography Dose Index (CTDIvol, mGy) and Dose Length Product (DLP, mGy.cm) quantities were used to observe patient dose. The analysis results show that both contrast and non-contrast examinations have a wide dose range that allows for optimization. Based on the comparison of the average dose, it was found that for the quantity of CTDIvol, there was no sig-nificant difference in values for Head and Abdomen procedures. On Chest procedures, there was a significant difference in CTDIvol values. In the DLP quantity, contrast media increases the dose given to the patient due to the number of phases in the examination. Regarding radiation protection, it is necessary to do a separate optimi-zation for examination with contrast and non-contrast. The National Diagnostic Reference Level (DRL) deter-mination needs to be separated between examinations with contrast and non-contrast to support optimization.

Keywords: CT-Scan, Contrast, Non-Contrast, Dose, Optimization

34

OD02Evaluasi Ketidakpastian Dosimetri Radioterapi Conformal Tiga Dimensi dan Intensity Modulated Radiation Therapy

pada Beberapa Pusat Radioterapi: Studi PendahuluanGrace Esterina1, Supriyanto A. Pawiro1, Muhamad Fadli1, Iksan1

Universitas Indonesia

ABSTRAKPesawat Linear Acelerator (Linac) saat ini sudah dilengkapi teknologi Three-Dimensional

Conformal Radiation Therapy (3D-CRT) dan Intensity-Modulated Radiation Therapy (IMRT). Tujuan dari penelitan ini adalah mengevaluasi ketidakpastian dosimetri pada Teknik 3D-CRT dan IMRT sehingga didapatkan gambaran ketepatan/akurasi dan besaran penyimpangan dosis radiasi yang diterima pasien dengan dosis yang direncanakan di Treatment Planning System (TPS). Penelitian untuk teknik 3D-CRT menggunakan phantom CIRS thorak model 002LFC dan IMRT menggunakan solid water phantom mengikuti protocol standar pengujian sesuai Tecdoc 1583 tahun 2008 dan pengujian sesuai rekomendasi AAPM Task Group 119. Pengukuran dosis dilakukan menggunakan bilik ionisasi volume aktif 0,65 cm3 pada Linac energi 6 MV di 6 (enam) rumah sakit. Hasil penelitian pada 3D-CRT didapatkan bahwa pada kasus uji 2, 6 dan 7 beberapa Linac melebihi tolerasi karena algoritma TPS tidak mampu memodelkan dengan baik penggunaan wedge, dan pada Linac C tidak dapat dilakukan pengujian karena tidak terdapat menu wedge. Lebih lanjut, untuk pengujian 6, penyimpangan terjadi pada poin pengukuran 7 dan 10. Hal ini menunjukkan bahwa walaupun di perencanaan dilakukan blok lapangan penyinaran, tetapi pada pengukuran tetap ada radiasi yang terukur sekalipun untuk Linac dengan double Multi Leaf Colimator (MLC) dan tanpa jaw. Hasil penelitian pada teknik IMRT, nilai confidence limit (CL) pada pengukuran dosis titik pada daerah dosis tinggi di masing-masing Linac berturut-turut adalah 0,0395; 0,0283; 0,0630; 0,0233; 0,0549; dan 0,0927. Nilai CL pada Linac C, D dan G melebihi batas toleransi yang direkomendasikan oleh TG 119 yaitu sebesar 0,045. Hal ini disebabkan karena Linac C menggunakan modalitas Flatenning Filter Free (FFF) yang berdampak pada peningkatan nillai Monitor Unit (MU) dan Linac F menggunakan algoritma superposisi yang kurang maksimal pada daerah inhomogen. Sedangkan nilai CL pada pengukuran dosis titik pada daerah dosis rend

Keywords: 3D-CRT, IMRT, TG-119, Confidence Limit

35

OD03Kajian Pemantauan Dosis Neutron Terhadap

Pekerja Radiasi pada Pengoperasian Linac dengan Energi Foton Lebih Besar sama dengan 10 MV

Leily Savitri, Iswandarini, RusmantoBAPETEN

ABSTRAKKajian Pemantauan Dosis Neutron Terhadap Pekerja Radiasi Pada Pengoperasian Linac Dengan

Energi Foton >/ 10 MV. Penggunaan Linac untuk radioterapi mulai banyak menggunakan foton energi tinggi 10 MV, selain itu ada yang menggunakan 15 MV dalam terapi pasien untuk penggunaan rutin, juga masih ada penggunaan 6 MV. Tujuan penulisan ini untuk memperoleh gambaran dan informasi dosis neutron yang berpotensi memberikan tambahan dosis bagi pekerja radiasi yang mengoperasikan pesawat Linac 10 MV. Berdasarkan Peraturan Kepala BAPETEN No. 3 Tahun 2013 Pasal 48 ayat (2) dinyatakan bahwa pada pengoperasian Linac dengan energi foton sinar-X di atas 10 MV, dinding perisai harus dilapisi dengan bahan penyerap neutron. Pernyataan tersebut sesuai dengan IAEA-Tecdoc 1891 bahwa neutron akan berpotensi memberikan dampak radiologik yang signifikan pada pekerja, jika dioperasikan rutin pada energi di atas 10 MV, sehingga proteksi bagi pekerja harus diperhatikan. Hasil survei 27 rumah sakit, diperoleh data dan informasi melalui pengisian kuesioner dan diskusi serta divalidasi dengan B@LIS Pendora didapatkan tren dosis tahunan yang diterima setiap profesi pekerja pada pengoperasian Linac 6 MV, 10 MV dan 15 MV < 1 mSv (kuartil 3 = 0,60 mSv), hanya sebagian kecil dosis pekerja > 1 mSv (diatas persentil 90). Kajian ini dapat disimpulkan bahwa kehadiran neutron pada Linac sampai 10 MV tidak signifikan berpotensi dampak radiologik pada pekerja dan direkomendasikan kriteria/mekanisme pemantauan dosis neutron pekerja pada Linac sampai 10 MV, dapat didasarkan pada jika dosis yang diterima pekerja &#8804- 1,5 mSv/tahun, maka tidak diperlukan pemantauan dosis neutron atau jika hasil pengukuran paparan radiasi neutron maupun gamma di sekitar ruang Linac &#8804- 7,5 microSv/jam, maka tidak perlu pemantauan neutron. Pada Linac di atas 10 MV, jika dosis efektif tahunan &#8804- 1,5 mSv/tahun, maka tidak diperlukan pemantauan dosis personil khusus neutron, namun dapat dipertimbangkan pemantauan paparan radiasi rutin 2 tahun

Keywords: Dosis Neutron, Pekerja Radiasi, Linac, Pemantauan Dosis

36

OD04Kendali Kualitas Pesawat Sinar-X Digital

Breast Tomosynthesis (DBT)Made Pramayuni1, Dyah Palupi2

1Direktorat Perijinan Fasilitas Radiasi dan Zat Radioaktif, BAPETEN, Jakarta2Direktorat Pengaturan dan Pengawasan Fasilitas Radiasi dan Zat Radioaktif, BAPETEN,

Jakarta

ABSTRAKKemajuan teknologi telah mendorong evolusi pesawat sinar-X mammografi dari mamografi

film analog ke mamografi digital bidang penuh atau full field digital mammografi (FFDM) dan mammografi 3D atau dikenal sebagai Digital Breast Tomosynthesis (DBT). Untuk memastikan dosis radiasi DBT sesuai dengan prinsip ALARA (as low as reasonable achievable), kualitas gambar yang dihasilkan konsisten dan optimal, serta mempertahankan standar kontras, resolusi spasial, noise, dan artefak, maka perlu dilakukan kendali kualitas secara berkala dan saat pesawat mamografi baru terinstal di fasilitas. Parameter acceptance test wajib dilakukan pada saat instalasi dan parameter uji kesesuaian pesawat sinar-X mamografi pada saat operasi. acceptance test dapat mengacu pada standar pabrikan. Pengujian DBT dapat dikelompokkan menjadi kolimasi berkas cahaya, generator dan tabung sinar-X, kendali paparan otomatis (AEC), informasi dosis (MGD), kualitas citra, kompresi, dan reseptor gambar. Parameter uji kesesuaian pesawat sinar-X mamografi yang tercantum dalam lampiran Peraturan Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 2 tahun 2018 belum mengatur pengujian kompresi, reseptor gambar, beberapa parameter yang tercakup dalam pengujian kualitas gambar dan beberapa parameter yang tercakup dalam pengujian AEC.

Keywords: DBT, Acceptance Test, Kendali kualitas

37

OD05Radiation Safety of Mobile X-Ray Machine

Uses in Radiology Diagnostic FacilitiesTitik Kartika1, Rusmanto1

1 Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN)

ABSTRACTThe use of mobile X-ray machines can facilitate radiology services efficiently. It facilitates radiology

examination, especially for patients who cannot be moved or cannot go to the radiology room, such as in the emer-gency and intensive care units (ICU). However, mobile X-ray machines have many lacks in radiation safety. A Mobile X-ray machine has less safety than a fixed x-ray but better than a portable X-ray machine. It is on wheels allowing the tube direction and the distance between the tube and patient to be freely varied that the primary radiation beam can point anywhere. Sometimes, it is not equipped with a patient table, an infinitely mobile tube, and a separate chest stand that allows being moved around freely concerning the patient table that it is often repositioned. Consequently, the mobile X-ray should be operated by an experienced, well-trained, and qualified radiographer. The provision regarding the use of mobile X-ray machines has been revised in BAPETEN Regula-tion No. 4 of 2020 into performance provisions, that there is no particular condition requirement to use mobile X-ray machines. One of the provisions states that mobile X-rays should only be used for examinations where it is not acceptable to transfer patients to the radiology room. However, the provisions will potentially cause some problems in its application because many mobile X-ray machines are widely used in radiology rooms. Moreover, it is not in line with Ministry of Health Regulation No. 24 of 2020. Further guidelines are needed to answer this problem and the needs of health services and ensure radiation safety

Keywords: mobile X-ray machines, radiology room, radiation safety, regulation, provision, guidelines

38

OD06Usulan Kriteria Rilis Pasien Kedokteran Nuklir di Indonesia

Endang Kunarsih1, Hermansyah1, Rusmanto1

1BAPETEN

ABSTRAKProses kedokteran nuklir dilaksanakan dengan mengaplikasikan zat radioaktif terbuka ke dalam

tubuh pasien. Artinya pasien tersebut diasumsikan sebagai ‘sumber radioaktif’ yang mana perlu mengikuti ketentuan khusus agar keberadaannya tidak memberikan paparan yang tidak perlu kepada individu disekitarnya. Termasuk ketika memulangkan pasien tentu harus dipastikan bahwa paparan radiasi yang berasal dari pasien tersebut tidak memapari individu yang ada disekitarnya. Namun demikian, beberapa regulasi yang terkait belum mengatur secara rinci terkait hal tersebut. Dalam tulisan ini dilakukan telaah terkait kriteria-kirteria yang dapat dipertimbangkan pada rilis pasien kedokteran nuklir. Metode yang digunakan berupa studi pustaka. Hasil telaah merekomendasikan dua pendekatan kriteria rilis berdasarkan perkiraan dosis efektif maksimum yang mungkin akan diterima masyarakat yaitu rilis kondisional dengan perkiraan dosis kurang dari atau sama dengan 5 mSv dan rilis nonkondisional dengan perkiraan dosis kurang dari atau sama dengan 1 mSv. Rilis kondisional berupa pemulangan pasien dengan dibekali panduan paskarilis, demikian sebaliknya untuk rilis nonkondisional.

Keywords: kedokteran nuklir, rilis pasien

39

L I S T O F O R A L P R E S E NT E R SR E G U L AT I O N (O E)

Fery P. CusmanriPresenter OE1

BAPETEN

Catur F.S.Presenter OE3

BAPETEN

Arifin M. WibowoPresenter OE2

BAPETEN

Soegeng RahardyModeratorBAPETEN

Nur Syamsi SyamModeratorBAPETEN

ZulfianfriPresenter OE4

BAPETEN

Titik KartikaPresenter OE6

BAPETEN

Vatimah ZahrawatiPresenter OE5

BAPETEN

40

OE01Establishing Draft of Bapeten Regulation on Reactor Cooling Systems and Related Systems: Condenser Acceptance Criteria

Fery Putrawan Cusmanri1, Catur Febriyanto Sutopo1


ABSTRACTThe heat transfer system or also known as the reactor cooling system is a very important component to

prevent accidents. The importance of the reactor cooling system is evidenced by the issuance of a number of regu-lations discussing reactor cooling system, including Government Regulation Number 54 Year 2012 concerning Safety and Security of Nuclear Installations, Nuclear Energy Regulatory Agency Chairman Regulation Number 3 Year 2011 concerning Safety of Nuclear Power Plant Designs, and Bapeten Regulations Number 11 Year 2020 concerning the Preparation of a Nuclear Power Plant Safety Analysis Report. One of a part on a series of reactor cooling systemis condenser which functions to condense steam out of the turbine into liquid phase water which will later be re-evaporated or used for reactor cooling, depending on the type of reactor. Because it is part of a series of reactor cooling system, the working effectiveness of the condenser needs to be maintained so that the reactor cooling system can run well. Therefore, a study was carried out to find out what events might occur in the condenser that could affect the steam condensation process. The results of this study are expected to be used as a consideration in drafting regulations regarding the reactor cooling system. From the results of the study, there are several events that may occur in the condenser that can affect the steam condensation process, namely the lack of cooling fluid inventory, lack of heat transfer surface area, temperature of fluid entering condenser too high, and cracked, leaked, and shattered. These events can generally be overcome by controlling the temperature of the fluid entering the condenser, controlling the speed of the fluid entering the condenser, and dealing with scale, corrosion, and other external factors.

Keywords: Cooling System, Heat Transfer, Condensation, Condenser, Heat Exchanger

41

OE02Smart Regulatory Inspection pada Reaktor

Non Daya Menggunakan Balis SMILEArifin M. Wibowo1, Rizal Palapa1, dan Amil Mardha1

1BAPETEN

ABSTRAKBalis SMILE merupakan Sistem Manajemen Inspeksi Laporan secara Elektronik untuk

meningkatkan pengawasan tenaga nuklir BAPETEN dalam era insustri 4.0. Aplikasi Sistem inspeksi SMILE ini berbasis partisipatif dan menggunakan sistem TI serta dapat menganalisis kesesuaian dengan batasan (smart). Penggunaaan sistem inspeksi yang smart memudahkan pengawasan keselamatan nuklir di Indonesia. Sistem inspeksi smart menggunakan kecerdasaan buatan (AI) dalam menganalisis kondisi keselamatan di fasilitas. Hasil analisis keselamatan di fasilitas menggunakan SMILE menjadi bahan inspeksi di lapangan. Analisis keselamatan dibagi berdasarkan aspek inspeksi dan pemenuhan indikator keselamatan (IKK). Pemenuhan terhadap IKK menghasilkan penilaian setiap fasilitas sehingga akan mencerminkan nilai keselamatan setiap aspek.

Keywords: Balis SMILE, partisipatif, kecerdasan buatan, dan IKK

42

OE03Substansi Pengaturan dalam Pembentukan

Peraturan BAPETEN mengenai Sistem Pendingin Reaktor dan Sistem Terkait: Studi HTGR

Catur Febriyanto S.1, Arifin M. Susanto1


ABSTRAKTelah dilakukan kajian guna mendukung pembentukan Peraturan BAPETEN mengenai sistem

pendingin reaktor dan sistem terkait. Tujuan kajian ini adalah untuk memberikan gambaran yang lebih komprehensif dan memberikan rekomendasi hal apa yang perlu diatur di dalam Peraturan BAPETEN tersebut, khususnya untuk reaktor jenis HTGR. Adapun metode yang digunakan dalam pembuatan makalah ini adalah studi literatur dari berbagai acuan yang relevan. Hasil dari studi ini adalah perlu dipertimbangkan kapasitas pembuangan panas akhir yang mencakup pula kolam penyimpanan bahan bakar teriradiasi dan jangka waktu minimum kapasitas pembuangan panas akhir dalam analisis kecelakaan. Di sisi lain, perlu juga dipertimbangkan margin ketidakpastian yang dapat digunakan untuk mengevaluasi situasi dan mengambil tindakan korektif. Dengan perkembangan teknologi reaktor nuklir, perlu juga dipertimbangkan ketentuan untuk SMR, dalam makalah ini difokuskan pada HTGR.

Keywords: Peraturan, sistem pendingin reaktor, sistem terkait, HTGR

43

OE04Tinjauan Peraturan Keselamatan Utilisasi dan Modifikasi Instalasi Nuklir Nonreaktor (INNR)

Zulfiandri1

1BAPETEN

ABSTRAKDilatarbelakangi oleh umur layan INNR di Indonesia sudah cukup panjang sehingga sangat

dimungkinkan untuk dilakukan modifikasi. Begitu pula dengan perkembangan teknologi dan permintaan pasar dengan produk - produk INNR memungkinkan innr yang ada saat ini untuk dilakukan utilisasi baru seperti proses pengolahan atau ekstaksi logam tanah jarang. Karena ketidakhadiran pengaturan teknis terkait dengan modifikasi dan utilisasi baru INNR ini dan untuk memberikan keseragaman format dan isi dalam melakukan utilisasi baru maupun modifikasi INNR, maka berdasarkan studi literatur, komparasi peraturan, dan konsultasi dengan narasumber penulis mencoba untuk memberikan gambaran dan solusi pengaturan sebelum, pada saat maupun pasca dilaksanakan utilisasi baru atau modifikasi INNR sehingga memudahkan pemegang izin ataupun evaluator dalam melakukan kegiatan yang berkaitan dengan utilisasi baru atau modifikasi INNR. Dari hasil tinjauan disimpulkan bahwa diperlukan pengaturan terkait keselamatan utilisasi baru atau modifikasi INNR yang dapat diterbitkan dalam peraturan Kepala BAPETEN.

Keywords: modifikasi, utilisasi, INNR

44

OE05Multi Criteria Decision Analysis: How to implement for The Regulatory Impact Assessment of The BAPETEN Chairman Regulation Number 4 in 2013 on Radiation

Protection and Safety on the Utilization of Nuclear EnergyVatimah Zahrawati

BAPETEN

ABSTRACTThe BAPETEN Chairman Regulation Number 4 in 2013 on Radiation Protection and Safety for the

utilization of Nuclear Energy has been enacted since 2013. The effectiveness of this regulation for the current situation is questioned. The Directorate of Regulation has conducted the Regulatory Impact Assessment for Ra-diation Facility and Radioactive Materials. The methodology that has been used was the Multi-Criteria Deci-sion Analysis (MCDA). The step by step to use this method and strength and the weakness of this method will be explored in this paper. It is concluded that the MCDA can show stakeholders’ different perspectives about some alternative solutions for the problems. It differs from Costs Benefits Analysis (CBA), where the comparison among alternatives uses the costs and benefits ratio. The MCDA solves the issues that have multiple conflicting objectives by weighting and aggregating across goals. In this RIA, the preferences from several stakeholders, such as the government, licensees or companies, public, and professional associations, are necessary to weigh each criteria’s preference. The four keys steps are setting the criteria to do alternatives judgments, weighting the criteria to reflect the importance criteria from different stakeholders, combining the weights and consequences and aggregating each option to get an overall assessment.

Keywords: Regulatory Impact Assessment, Multi Criteria Decision Analysis, consequences, regulations

45

OE06Urgensi Pengaturan Keselamatan Radiasi terhadap

Paparan Medik dalam Penelitian BiomedikTitik Kartika

Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN)

ABSTRAKPerkembangan ilmu kesehatan dan manfaatnya bagi masyarakat luas tidak terlepas dari peranan

penelitian kesehatan atau seringkali disebut dengan penelitian biomedik. Penelitian kesehatan seringkali mengikutsertakan sukarelawan manusia sebagai subjek penelitian. Dalam setiap penelitian memiliki risiko tersendiri terutama bagi sukarelawan penelitian. Salah satu penelitian kesehatan berisiko yang sering melibatkan manusia sebagai subjek penelitian adalah penelitian yang menggunakan sumber radiasi pengion, baik dalam bidang radiologi diagnostik, radioterapi, maupun kedokteran nuklir. Risiko yang ditimbulkan dari sumber radiasi pengion mulai dari risiko rendah sampai risiko yang cukup signifikan. Kajian mengenai risiko radiasi dari keterlibatan manusia ini merupakan sesuatu yang unik, meliputi kajian mengenai perhitungan pembatas dosis, perhitungan risiko bagi sukarelawan berdasarkan jumlah dosis, usia, kondisi kesehatan, jenis kelamin, serta perhitungan manfaat bagi masyarakat. Kajian ini harus dilakukan oleh fisikawan medik dan perlu dijustifikasi oleh Komite Etik yang independent dan profesional. Namun saat ini belum ada peraturan perundangan yang mengatur secara spesifik mengenai hal tersebut. Peraturan yang ada saat ini baru mengatur mengenai penelitian kesehatan dan belum mencakup ketentuan spesifik mengenai penelitian yang menggunakan sumber radiasi pengion. Sementara, sukarelawan manusia yang terlibat dalam penelitian kesehatan termasuk dalam paparan medik yang harus diawasi sesuai dengan rekomendasi internasional (IAEA) serta undang-undang tentang ketenaganukliran. BAPETEN sangat penting peranannya untuk menjadi fasilitator dan berkoordinasi dengan Kementerian Kesehatan serta asosiasi profesi dalam pengembangan peraturan di Indonesia mengenai keselamatan radiasi terhadap paparan medik yang diterima sukarelawan penelitian.

Keywords: penelitian kesehatan, sumber radiasi pengion, sukarelawan, Komite Etik, risiko

46

L I S T O F O R A L P R E S E NT E R SG E N E R A L-T E C H N I C A L (O F)

Winda SarmitaPresenter OF1

BAPETEN

Octha R. SeptianyPresenter OF3

BAPETEN

Agus Y. PristiantoPresenter OF2

BAPETEN

Nur AsiahModerator

FMIPA, ITB

Agus Y. PristiantoModeratorBAPETEN

Deddy RusdianaPresenter OA4

BAPETEN

YulianaPresenter OA6

Medical, Udayana University

ZulfahmiPresenter OA5

BAPETEN

47

OF01Strategi Pelaksanaan Inspeksi Keselamatan Instalasi Nuklir selama Pandemik COVID 19

Winda Sarmita1, Danung Rismawan1, Rizal Palapa1, Amil Mardha1

1BAPETEN

ABSTRAKSituasi dan kondisi pandemik COVID-19 di dunia yang berdampak luas hingga Indonesia

mendorong setiap individu dan organisasi termasuk Bapeten sebagai Badan Pengawas Ketenaganukliran untuk berusaha beradaptasi agar tetap bertahan disituasi ini, sehingga proses bisnis utama pengawasan ketenaganukliran tetap berjalan serta pemenuhan persyaratan keselamatan dan keamanan pengoperasian instalasi nuklir di Indonesia tetap dapat dipastikan. Instalasi nuklir tetap beroperasi pada masa pandemik dengan pengaturan tertentu sehingga memenuhi protokol kesehatan sebagai upaya pencegahan penyebaran COVID-19, dengan demikian tugas Bapeten harus dilaksanakan dengan metode yang efektif dan tetap mempertimbangkan protokol kesehatan. Berdasarkan tinjauan dari praktik pengawasan ketenaganukliran selama masa pandemik dibeberapa negara, maka diperlukan strategi pelaksanaan inspeksi melalui metode dan pendekatan yang tepat untuk memastikan pemenuhan persyaratan dan ketentuan pada masa PSBB ketat dan new normal. Metode inspeksi yang dilakukan selama masa PSBB ketat dan selama masa new normal dapat dilakukan dengan baik dengan beberapa kendala yang tentunya perlu adanya perbaikan untuk pelaksanaan dimasa mendatang.

Keywords: inspeksi, instalasi nuklir, COVID 19, PSBB ketat, new normal

48

OF02The Development of Regulatory Culture

and Code of Ethics for BAPETENAgus Yudhi Pristianto, Pandu Dewanto, Zulfiandri, Dedi

Hermawan, and Reno AlamsyahNuclear Energy Regulatory Authority of Indonesia (BAPETEN)

ABSTRACTThe practice of regulatory culture in a nuclear energy regulatory agency (BAPETEN) is very important

to keep up its competence, effectiveness, and credibility. In the 2018-2020 periods, BAPETEN cooperates with the Faculty of Psychology of Gadjah Mada University conducted a study to develop a regulatory culture for BAPETEN, including relevant organizational values and the needed Regulatory Culture Index. The study ex-tensively performed desk studies, interviews, and surveys to wider groups of staff and stakeholders. The results of this study, both as bottom-up and top-bottom processes, recommend organizational values, namely AMPUH, as a reflection of regulatory culture. AMPUH was then formally adopted in the 2020 to 2024 BAPETEN Strategic Plan. However, the Strategic Plan does not explicitly mention the regulatory culture and the regulatory culture index. On the other side, the organizational values of BAPETEN never have been in line with the code of ethics. Thus, the sustainability of regulatory culture is at risk. Therefore, the problem identified in this paper was: How to develop and integrate BAPETEN’s Regulatory Culture and the Code of Ethics policies? The method used in this paper was a combination between analytic, descriptive, and quantitative approaches with primary data from surveys and interviews and secondary data from reliable references. This paper concludes that strong support from BAPETEN top management and engagement of all the staff, including the agents of change, is inevitably required in order to ensure the sustainability of regulatory culture in BAPETEN through a coherent integration between the policy of regulatory culture and the policy of code of ethics and code of conducts.

Keywords: Regulatory Culture, Code of Ethics, AMPUH, BAPETEN.

49

OF03Communication Challenges by Bapeten Public Relations

in Publicizing Nuclear Surveillance in IndonesiaOctha Riau Septiany1


ABSTRACTIn terms of public communication, public relations plays an important role in conveying information

to the public related to the supervision of nuclear energy utilization in Indonesia through the media networks. The purpose of this research is to find out the innovations in the challenges faced by Bapeten’s public relations in publishing nuclear surveillance in Indonesia. This research uses diffusion and innovation theory. The research approach used is qualitative research approach with interview method used to obtain research results. The results showed that Public Relations Bapeten faced several communication challenges in the process of publication of nuclear surveillance in Indonesia and public relations Bapeten has innovations in facing the challenges that exist. Indications can be seen from the activeness of the website and social media and socialization that can run even with limited Human Resources (HR) and limited technical knowledge by bapeten public relations personnel.

Keywords: Public Relations, Challenge, Innovation, Bapeten

50

OF04Evaluasi Tingkat Kepuasan Pengguna Balis

Sukses 1.5 Dengan Menggunakan Metode End User Computing Satisfaction (EUCS)

Deddy Rusdiana1, Rini Suryanti1

Direktorat Keteknikan dan Kesiapsiagaan Nuklir, BAPETEN, Jakarta

ABSTRAKMakalah ini disusun untuk mengetahui tingkat kepuasan pengguna Balis Sukses 1.5 dengan

tujuan agar sekretariat uji kesesuaian mendapatkan gambaran tingkat kepuasan pengguna dan mendapatkan data untuk melakukan perbaikan selanjutnya. Balis Sukses 1.5 merupakan tools yang digunakan untuk melakukan evaluasi Laporan Hasil Uji Kesesuaian dalam bentuk aplikasi berbasis web. Dasar penyusunan Balis Sukses 1.5 tentu saja berdasarkan Peraturan Badan Pengawas Tenaga Nuklir (Peraturan BAPETEN) No. 2 Tahun 2018 tentang Uji Kesesuaian Pesawat Sinar-X Radiologi Diagnostik dan Intervensional. Saat ini Balis Sukses 1.5 belum sepenuhnya mengakomodir kebutuhan yang diamanahkan pada Peraturan BAPETEN tersebut, untuk itu perlu dilakukan evaluasi untuk mencari tahu variabel apa saja yang harus dipertahankan dan ditingkatkan. Metode evaluasi yang digunakan pada makalah ini adalah Metode End User Computing Satisfaction (EUCS), variabel evaluasi terdiri dari Content, Format, Accuracy, Timeless dan Ease of Use. Sampel yang digunakan sebanyak 44 responden terdiri dari Tenaga Ahli dari Lembaga Uji Kesesuaian (LUK) dan Tenaga Ahli dari BAPETEN. Hasil evaluasi menampilkan bahwa responden memiliki persepsi cukup baik selama menggunakan Balis Sukses 1.5 hal ini ditunjukkan dari hasil kuesioner bahwa kepuasan pengguna memberi nilai 3 (tiga) untuk variabel kepuasan pengguna, dengan rerata 2.93. Secara detail variabel yang tidak berpengaruh siqnifikan terhadap kepuasan pengguna yaitu Content dengan nilai p = 0.208, Format dengan nilai p = 0.389, Accuracy dengan nilai p = 0.612, dan Timeless dengan nilai p = 0.211. Sedangkan untuk variabel kemudahan penggunaan (Ease of Use) yang memilki nilai p = 0.001 yang berarti bahwa variabel tersebut berpengaruh signifikan terhadap kepuasan pengguna. Hal tersebut dikarenakan responden mempunyai persepsi bahwa tidak mudah dalam berinteraksi (Ease of Use) terhadap balis sukses 1.5. namun untuk ke empat variabel lainnya memiliki persepsi yang baik

Keywords: Balis Sukses 1.5, Kepuasan Pengguna, EUCS, TenagaAhli, Uji Kesesuaian.

51

OF05Tinjauan Awal Peran Kecerdasan Buatan dalam Pengambilan

Data Teknis di Fasilitas pada Era Pandemi COVID-19Zulfahmi1, Endang Kunarsih1, Rusmanto1

1BAPETEN

ABSTRAKPengambilan data teknis seperti data primer merupakan salah satu tahapan proses inti dari

pelaksanaan sebuah kajian. Akibat pandemi COVID-19, proses pengambilan data teknis ini menjadi terhambat menyebabkan personel tidak dapat berinteraksi secara fisik dari jarak dekat dan sebisa mungkin untuk menerapkan protokol kesehatan agar meminimalisir risiko tertularnya virus tersebut. Penggunaan IT pada era industri 4.0 menjadi peran penting dalam situasi pandemi yang terjadi sekarang. Segala prasarana yang mendukung kegiatan pengkajian, sebagian besar sudah memanfaatkan IT untuk interaksi secara daring. Pemanfaatan Kecerdasan Buatan (AI) seperti machine learning menjadi salah satu solusi cerdas penggunaan IT dalam menyiasati pengambilan data teknis tanpa harus adanya kontak fisik. AI Machine Learning menjadi salah satu fitur penting yang bermanfaat untuk menyederhanakan proses dalam melakukan pengambilan dan pengolahan data yang diinginkan tanpa harus adanya interaksi fisik sehingga memberikan kemudahan dan mengurangi risiko tertular pada personel. Untuk memanfaatkan AI Machine Learning diperlukan infrastruktur, kompetensi personel, dan kebutuhan operasional yang memadai agar pengoperasian sistem (hardware dan software) berlangsung optimal. Troubleshooting dan maintenance juga dibutuhkan guna menjaga keberlangsungan dan kelayakan data nantinya.

Keywords: Kecerdasan buatan, data primer, pandemi

52

OF06The Similarities between Severe COVID-19

infection and Acute Radiation SyndromeYuliana1

1Medical Faculty of Udayana University

ABSTRACTThe COVID-19 pandemic has been going on for more than a year. COVID-19 causes asymptomatic

infection, severe infection, until death. Diagnosis of COVID-19 infection is made by blood tests , antigen swabs, PCR, as well as radiology and CT-scan examinations. Severe COVID-19 infection shows similar symptoms to acute radiation injury. The paper aims to describe the similarity of severe infection COVID-19 and syndrome of acute radiation injury. Method: This paper is a literature review. Literature was searched in the Science Direct and PubMed databases. The keywords were severe COVID-19 infection, acute radiation syndrome, similar-ity. The similarities between the pathophysiology of severe COVID-19 infection and acute radiation injury are cytokine storms. Symptoms of severe COVID-19 infection are acute respiratory distress syndrome (ARDS), multi-organ hypercoagulation, hypoxia, and damage to the cardiovascular system. Researchers are trying to look for symptoms similar to this severe COVID-19 infection so they can find better prevention and therapeutic measures. Research in the field of biological radiation has shown complex organ failure after exposure to high doses of radiation. This condition is called the acute radiation syndrome (ARS). Severe inflammation accompa-nied by cytokine storms causes severe symptoms of COVID-19 or ARS infection. ARS is diagnosed with a variety of biomarkers of radiation exposure. The similarity of symptoms and pathophysiology may be used to plan better treatment for patients with severe COVID-19 infection in the future.

Keywords: acute radiation syndrome, severe COVID-19 infection, similarity

53

LIST OF SHORT PRESENTERSN U C L E A R S A F E T Y (S A)

Akhmad M.H.Presenter SA1

BAPETEN

Dini Suci LestariPresenter SA3Fisika, ITB

Diah Hidayanti S.Presenter SA2

BAPETEN

Abdul Aziz RHPresenter SA4

PRSG, BATAN

Rohmad SigitPresenter SA5

PTBBN, BATAN

54

SA01Analisis Penentuan Kontribusi Sumber Gempa Dalam Kajian Bahaya Seismik Likuefaksi Calon Tapak PLTN

Akhmad Muktaf Haifani1, Nurshiwan1

1 Centre for Regulatory Assessment for System and Technology, Nuclear Material and Installation, BAPETEN

ABSTRAKDeagregasi bahaya gempabumi diperlukan untuk memperkirakan gempabumi penentu baik

magnitudo (M) maupun jarak (R) yang memberikan kontribusi terbesar dalam percepatan maksimum yang dihasilkan dan juga berguna untuk sebagai parameter penentu dalam pemilihan riwayat waktu gempa untuk tujuan analisis respon tapak dalam studi likuefaksi. Tahapan penelitian meliputi pengumpulan dan pengolahan data kegempaan, pemodelan sumber gempabumi, pemilihan fungsi atenuasi, pengelolaan unsur ketidakpastian, perhitungan bahaya gempabumi dengan Probabilistic Seismic Hazard Analysis (PSHA) serta analisis deagregasi terhadap hasil PSHA. Makalah ini disajikan untuk menjabarkan informasi tentang distribusi seismik probabilistik sumber gempa berdasarkan Magnitudo dan jarak gempa yang memberikan kontribusi terbesar untuk peta bahaya seismik. Pada kombinasi Magnitudo dan jarak tertentu dapat menghasilkan potensi liquifaksi. Implementasi deagregasi di daerah Bishkek dihitung percepatan tanah maksimum (PGA), spektra percepatan 0,2 detik dan 1 detik di Bishkek, Kirgistan dilakukan untuk probabilitas terlampaui 10% dalam 50 tahun (periode ulang gempabumi 500 tahun) dan 2% dalam 50 tahun (periode ulang gempabumi 2.475 tahun). Pada perioda ulang 500 tahun baik untuk PGA dan spektra 0.1 detik nilai rerata Magnitudonya adalah 6,23 sedangkan untuk perioda ulang 2500 adalah 7,25. Peta Deagregasi seismik daerah Bishkek, Kirgistan untuk PGA pada nilai rerata Magnitudo bervarasi antara 4,25-7,25, sedangkan nilai rerata jarak (R) bervariasi 14,89-45,35 km. Daerah yang jauh dari sesar aktif akan dominan dipengaruhi gempabumi dari background, sebaliknya daerah yang dekat dengan sesar aktif akan dipengaruhi gempabumi yang bersumber dari patahan naik.

Keywords: Metoda deaggregasi, PSHA, gempabumi penentu, Magnitudo, jarak.

55

SA02Comparison of KENO-VI and MCNP6 Calculation

Results for TRIGA Research Reactor CaseDiah Hidayanti Sukarno1

1Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN)

ABSTRACTNeutronic parameter calculation of the reactor core is one of the bases for calculating the safety of a

nuclear reactor operation. Neutronic calculations using reliable computer codes are needed to provide valid and accurate results. This paper aims to compare the neutronic calculation results of the two Monte Carlo computer codes, namely KENO-VI and MCNP6. The TRIGA 2000 research reactor becomes the object of study in this paper. The calculated neutronic parameters include excess reactivity, shutdown margin, and control rod worths. The calculation results show that the difference in reactivity values calculated by KENO-VI and MCNP6 in-creases when the number of control rods entering the core increases. The maximum reactivity difference was found to be 0.443%dk/k for the shutdown margin parameter. The difference in cross-section library data is a factor causing the difference in the calculation results of the two computer codes. The calculation results also show that the KENO results tend to be lower than the MCNP results. Finally, it can be concluded that the differences between the KENO results and the MCNP results observed in this paper are aligned with the literature data. The difference between KENO-VI and MCNP6 calculation results become an important thing when the analyzed shutdown margin value is close to the commonly used shutdown margin limit value, which is -0.5%dk/k.

Keywords: Comparison, KENO-VI, MCNP6, neutronic calculation, TRIGA research reactor

56

SA03Neutronic Analysis of Reactor Core Shape and

H/D Ratio in Small Molten Salt Fast ReactorDini Suci Lestari1,*, Cici Wulandari1, Abdul Waris2, dan Sidik

Permana2

1Departement of Physics, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, ITB, Bandung2Nuclear Physics and Biophysics research departement, Departement of Physics, Faculty of

Mathematics and Natural Sciences, ITB, Bandung*[email protected]

ABSTRACTThe annual report by the United Nations (UN) states that in 2019, carbon dioxide emissions related

to world energy supply increased to 33.3 Gt, or about 45% from 2000. For this reason, new energy sources that is qualified to comply with electricity needs without generated Greenhouse gasses are urgently needed. One solution to this problem is to use nuclear energy as a source of energy. However, many problems arise from the development of conventional nuclear reactors. Many existing power plants are aging, and construction of new nuclear power is plagued by substantial delays as well as enormous cost overruns. Currently, many countries are developing small modular reactors (SMR), namely nuclear reactors with small sizes and can be easily moved. With a cheaper construction price, this reactor can be used as an answer to the increasing demand for electricity in rural areas and the need for energy supply for sub-marine ships. Small reactor design calculations have been carried out using the European Molten Salt Fast Reactor (MSFR) as a reference because MSFR has a simpler design than MSR. The sizes are varied based on the reactor output power, namely 50MW, 30MW, 20MW, and 5MW. The most effective size for 50MW has a core radius of 28.8 cm and a core height of 57.6 cm with H/D=1. For an output One of power of 30MW, it has a core radius of 25.16 cm and a core height of 41.87 cm, H/D=0.9. For a power of 20 MW, the effective radius is 21.98 cm and the core height is 39.56 cm, H/D=0.9. Then for the 5MW power, the radius is 13.85 cm, and the core height is 24.92 cm, H/D=0.9.

Keywords: Core geometry, MSFR, H/D, SMR, neutronic

57

SA04Pengaruh Iradiasi Target Topaz dengan Pengarah

dan Kapsul Boron Karbida Terhadap Faktor Puncak Daya Teras Reaktor RSG-GAS

Abdul Aziz RHPusat Reaktor Serba Guna-BATAN

ABSTRAKPewarnaan Topaz Al2SiO4(OH4F)2 dengan teknik iradiasi neutron menyebabkan terbentuknya

isotop radioaktif dari atom yang merupakan bagian dari topaz dan atom dari pengotor. Beberapa atom yang teraktivasi memiliki waktu paruh yang panjang, sehingga menjadikan Topaz tidak bisa segera direekspor. Oleh karena itu, diperlukan pengembangan teknik pewarnaan Topaz dengan waktu iradiasi yang sama tetapi menghasilkan Topaz dengan isotop seminimal mungkin dan dengan waktu paruh sekecil mungkin. Warna Topaz hasil teknik iradiasi terutama terbentuk akibat cacat kisi yang disebabkan oleh neutron cepat (E>0,1 Mev). Oleh karena itu pada kajian ini dilakukan pemodelan iradiasi Topaz dengan pengarah dan kapsul Boron Karbida (Topaz-B4C) di posisi berilium stopper A-2. Langkah pertama dilakukan generasi tampang lintang target Topaz-B4C dengan program WIMS-5B. Langkah kedua adalah pemodelan tiga dimensi teras RSG-GAS yang sudah dimasukkan target Topaz-B4C. Pemodelan dilakukan menggunakan progran BATAN-2DIFF dan BATAN-3DIFF. Hasil pemodelan menunjukkan bahwa faktor puncak daya (FPD) terbesar akibat insersi Topaz-B4C adalah 1,2789 di posisi C-8, sedangkan faktor puncak daya terkecil adalah 0,7965 di posisi A-8. Nilai tersebut jauh di bawah nilai maksimum BKO yaitu 2,6. Dari kajian ini disimpulkan bahwa iradiasi Topaz-B4C di posisi berilium stopper A-2 tidak melanggar Batasan dan Kondisi Operasi (BKO) Reaktor RSG-GAS.

Keywords: iradiasi, topaz, reaktivitas, teras, BKO

58

SA05Pengujian Tak Merusak Short Pin PWR Berbahan Bakar UO2 Alam Pra-Iradiasi

Rohmad Sigit, Refa Artika, Erwan Hermawan, Maman Kartaman Ajiriyanto, Tri Yulianto

Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, BATAN, [email protected]

ABSTRAKPengembangan teknologi bahan bakar reaktor daya yang dilakukan oleh Pusat Teknologi

Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) telah menghasilkan prototipe berupa short pin PWR-fuel dummy dan short pin PWR dengan bahan bakar UO2 alam. Dalam rangka pemenuhan keberterimaan produk, penyediaan data untuk benchmarking harus disiapkan melalui uji tak merusak short pin PWR dengan bahan bakar UO2 alam menggunakan peralatan radiografi sinar-X. Pengujian radiografi sinar-X menggunakan input parameter tegangan dan kuat arus berturut-turut berada pada rentang 160–250 kV dan 1600–2000 µA. Peningkatan kualitas citra hasil uji (image enhancement) dilakukan untuk optimasi evaluasi detail pada short pin PWR pra-iradiasi menggunakan image-J. Selain menghasilkan pengukuran dimensi awal sebagai kontrol konsistensi dimensi selama proses iradiasi, image enhancement memberikan informasi yang cukup baik terkait dengan profil dan batas antar pelet menggunakan data histogram gray value.

Kata kunci: Short pin, PWR, kelongsong, pra-iradiasi, radiografi.

59

L I S T O F S H O RT P R E S E NT E R SN U C L E A R S A F E T Y (S B)

Dedi HermawanPresenter SB1

BAPETEN

Agus WaluyoPresenter SB3

BAPETEN

Arif IsnaeniPresenter SB2

BAPETEN

Casimiro Rino K.Presenter SB4Fisika, ITB

Ika Wahyu S.A.Presenter SB5

BATAN

60

SB01Preliminary Assessment of Stress Analysis and Structural

Integrity Evaluations of POT in Molten Salt ReactorDedi Hermawan1

1Nuclear Energy Regulatory Agency

ABSTRACTNuclear reactor technology continues to developed, including the development of small and medium

reactors (SMR). One type of SMR that is planned to be built in Indonesia is Thorcon MSR. The integrity of the MSR POT structure is an important part of the Thorcon MSR because it will act as a vessel where the fuel solu-tion is located. This paper will present a preliminary study of the structural integrity of the MSR POT especially to review a general stress profile caused by temperature and pressure loading using ANSYS. The MSR POT and the supporting cables will be given temperature and pressure loads without taking into account the weight load contents inside the POT. The simulations revealed that the stress received by the MSR POT was still below the yield stress of the material. It was also revealed that one of the critical parts that require additional attention is the hook of the POT with the retaining cable to the CAN.

Keywords: Molten salt reactor, Stress, Structural Integrity, POT, ANSYS.

61

SB02Progress of Core Damage Frequency (CDF)

for Nuclear Power Plants in the WorldArif Isnaeni

Center for Regulatory Assessment on the Science and Technology of Nuclear Installation and Material (P2STPIBN) - Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN)

ABSTRACTBAPETEN plays an active role in proving the safety level of nuclear power plants to be built and oper-

ated in Indonesia. For commercial Power Reactors, the applicant must submit a probabilistic safety analysis report, including calculation of the core damage frequency (CDF). There were three Core Damage accident that ever happened in the world: TMI, Chernobyl, and Fukushima. Sixty-six years ago, on 27 June 1954, the world’s first nuclear power station at Obninsk was connected to the Moscow electrical grid. if we divide 66 years to 3 accidents, we made average, there were one core damage accident every 22 years. From various countries, CDF range from 1 E-4 /yr to 1 E-6 /yr. CDF 1 E-4 /yr means that the probability of core damage is once in 10,000 years reactor operation. There are 443 operational NPPs, if we assume that they have exactly same core damage fre-quency, for CDF 1E-4 /yr, the probability of one core damage in 443 NPPs are one core damage happened every 22.574 years. Those assumptions about all reactor that has exactly same core damage frequency is never happen. We want to emphasis that is better to have smaller number of CDF, especially if we have hundreds, thousands or even more NPPs operated in the world. It’s absolutely appropriate that the CDF 1 E-4 /yr in most countries only for existing NPP, but for new NPP, it should has CDF range from 1 E-5 /yr to 1 E-6 /yr that would reduce the probability of core melting accident. Some newer NPP design has CDF less than 1 E-6 /yr. The main purpose of the DEC with core melting are maintaining integrity of reactor containment. Mobile emergency diesel generator, passive autocatalytic hydrogen recombiners, core catcher is implementation of DEC in NPP. DEC has significant role in reducing the CDF to be lower.

Keywords: safety, nuclear, reactor, CDF, DEC

62

SB03Review Desain Thorium Molten Salt

Reactor 500 (TMSR-500)Agus Waluyo1, Azizul Khakim2

1Direktorat Perizinan Instalasi dan Bahan Nuklir, BAPETEN, Jakarta2Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir, BAPETEN, Jakarta

ABSTRAKSaat ini banyak teknologi PLTN yang terbaru yang ditawarkan untuk dibangun di Indonesia, salah

satu teknologi yang gencar untuk ditawarkan dibangun di Indonesia adalah PLTN jenis Molten Salt Reactor (MSR). Perusahaan yang menawarkan PLTN jenis MSR ini adalah PT ThorCon Indonesia. PT ThorCon sudah mempresentasikan desain mereka ke berbagai pihak seperti ke BAPETEN , ESDM dan instansi lainnya. PT ThorCon menamakan reaktor mereka dengan Thorium Molten Salt Reactor 500 (TMSR 500). Oleh karena itu perlu ada suatu kajian yang mereview desain mereka terutama terkait dengan aspek keselamatan dengan dibandingkan dengan peraturan dan perundang-undangan yang ada di Indonesia maupun standar yang ada di IAEA. Dari hasil penelaah terkait dengan desain TMSR 500, ada beberapa reviu terkait dengan desain TMSR 500 yang antara lain adalah: Secara umum, dokumen yang menjelaskan desain TMSR 500 masih sangat umum dan belum detail, sehingga hasil reviu belum bisa dilakukan secara mendalam. Untuk desain neutronik, timbulnya void di dalam teras reaktor perlu untuk diperhatikan karena ketika void di dalam teras naik sampai dengan 65% akan menimbulkan reaktivitas positif 0,115(5dk/k)/(%void), ThorCon MSR didesain untuk NBD 50 mSv/tahun. Hal in tidak sesuai dengan aturan NBD di Indonesia

Keywords: Molten Salt Reactor, ThorCon, TMSR 500, reviu pra perizinan.

63

SB04Simulasi OpenMOC pada Reaktor Riset TRIGA Mark IICasimiro Rino Kuswanto1,*, Nur Asiah Aprianti2,3, Dwi Irwanto2,3

1Prodi Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, ITB, Bandung2Kelompok Keahlian Fisika Nuklir dan Biofisika, Prodi Fisika, Fakultas Matematika dan

Ilmu Pengetahuan Alam, ITB, Bandung3Prodi Ilmu dan Rekayasa Nuklir, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, ITB,

Bandung*[email protected]

ABSTRAKOpenMOC merupakan salah satu kode yang relatif baru dalam fisika reaktor untuk menyelesaikan

persamaan transpor neutron menggunakan metode karakteristik atau method of characteristics (MOC), yang berdasarkan pada bentuk multi-grup, keadaan tunak dari persamaan transpor neutron. Untuk mempelajari serta menguji keakuratan kode dan metode ini, kode ini diaplikasikan untuk memodelkan Reaktor Riset TRIGA Mark II bertipe teras-133 dan teras-134 dengan menggunakan perpustakaan data penampang lintang ENDF/B-VII.1. Oleh karena itu, tujuan yang ingin dicapai dalam penulisan makalah ini adalah melakukan perhitungan transpor neutron dengan menggunakan MOC (melalui OpenMOC) serta membandingkan hasil simulasi aspek neutronik, yang dalam hal ini adalah nilai faktor multiplikasi, dari Reaktor Riset TRIGA Mark II menggunakan OpenMOC terhadap nilai faktor multiplikasi berdasarkan eksperimen. Hasil yang diperoleh dalam makalah ini menunjukkan kesesuaian antara plot geometri dari OpenMOC dan plot geometri dari referensi, serta tingkat kesesuaian yang baik untuk nilai faktor multiplikasi hasil simulasi OpenMOC dan nilai faktor multiplikasi dari eksperimen, yaitu dengan galat sebesar 0,07% untuk teras-133 dan 0,18% untuk teras-134.

Keywords: faktor multiplikasi, galat, geometri, MOC, OpenMOC

64

SB05Kajian Perbandingan SNI IEC 62244:2016 terhadap IEC 62244:2019 tentang PORTAL Monitor Radiasi

untuk Deteksi Bahan Nuklir dan RadioaktifIka Wahyu Setya Andani1, Ratih Luhuring Tyas1, Moch. Ari

Rahmadhani1, Desi Listiyanti1

BATAN

ABSTRAKSecara geografis posisi Indonesia sangat strategis dalam perdagangan Internasional, hal ini

merupakan peluang untuk meningkatkan perekonomian di Indonesia. Namun perlu dipastikan kemanan terhadap keluar masuknya barang tersebut, khususnya terkait keamanan bahan nuklir. Kebutuhan akan sistem keamanan bahan nuklir di Indonesia telah di inisiasi dengan adanya program Pengembangan Sistem Pemantauan Radiasi Untuk Keselamatan Dan Keamanan (SPRKK). SPRKK merupakan program riset nasional (PRN) yang mempunyai target capaian produk inovasi nasional berupa sistem pemantauan radiasi dan lingkungan untuk keselamatan dan keamanan nasional. Salah satu output dari SPRKK adalah desain prototipe, standardisasi dan sertifikasi terhadap Portal Monitor Radiasi, mengacu ke SNI IEC 62244:2016. SNI IEC 62244:2016 diterapkan untuk rancangan monitor yang terpasang untuk mendeteksi bahan nuklir khusus dan bahan radioaktif lainnya yang memancarkan radiasi neutron dan/atau radiasi gamma. Monitor tersebut digunakan untuk memantau kendaraan, kontainer kargo, orang, atau bungkusan dan biasanya ditempatkan di perbatasan wilayah, namun juga dapat digunakan di lokasi lain yang membutuhkan. Seiring dengan perkembangan teknologi, telah terbit standar internasional IEC 62244 di Tahun 2019, yang mengubah dan menambahkan beberapa persyaratan dari IEC 62244 yang diterbitkan di tahun 2006. Dilakukan kajian perbandingan SNI IEC 62244:2016 dan IEC 62244:2019, menggunakan metode kualitatif non-interaktif dengan pendekatan analisis konsep. Hasil kajian akan menjadi masukan untuk merevisi SNI IEC 62244:2016. Sehingga dapat dihasilan suatu standar yang mampu terap, mengikuti perkembangan terkini yang menjadi acuan dalam desain, pengujian dan sertifikasi Portal Monitor Radiasi produksi Indonesia.

Keywords: keamanan bahan nuklir, portal monitor radiasi, standar

65

L I S T O F S H O RT P R E S E NT E R SR A D I AT I O N S A F E T Y (S C)

Reno AlamsyahPresenter SC1

BAPETEN

WahyudiPresenter SC3

PTKMR, BATAN

P. A. ArtianiPresenter SC2

PTLR, BATAN

M. AlfiyanPresenter SC4

BAPETEN

Ahmad Ciptadi S.Presenter SC5

BAPETEN

66

SC01Decommissioning Insight in NPP Design:

A Case Study of IndonesiaReno Alamsyah

Nuclear Energy Regulatory Authority of Indonesia (BAPETEN) Jl. Gajah Mada No. 8. Jakarta 10120. INDONESIA

ABSTRACTA study on decommissioning insight in Indonesian legislation and regulations (L&R) regarding the

design of NPP has been conducted. In general, decommissioning is merely associated with ageing facilities. How-ever, based on extensive world experiences in decommissioning, especially in the last two decades, international organizations such as the IAEA and NEA have published many standards and technical documents regarding the importance of decommissioning considerations in facility design. Based on these international standards, Indone-sia has established several decommissioning regulations that provide licensing requirements. The rules state that the design shall facilitate future decommissioning, and this need implementing guidance. Therefore, the purpose of this paper was to assess the comprehensiveness of the L&R on decommissioning considerations in NPP design and to identify appropriate contents of the proposed relevant guidelines. This study is also significant to ensure the application of the intergenerational equity principle that the current use of nuclear energy shall not create excessive burdens for future generations. This study uses a descriptive, analytic, and qualitative methodology. Utilized secondary data, this study was complemented by comparative analyses between various international standards. This study concluded that the National L&R has facilitated decommissioning insight into NPP design, comparable to L&R in various NPP operating countries, both applying prescriptive and performance-based regulatory approaches, and met all relevant requirements standards issued by the IAEA. Furthermore, there were some rooms for improvement still, among others, by issuing regulations regarding the establishment of NPP Safety Analysis Report, developing technical guidelines for the consideration of decommissioning in the facility design phase, and guidelines for the management of design records or configuration management.

Keywords: Decommissioning, NPP Design, Regulation

67

SC02Analisis Kritikalitas pada Penyimpanan Limbah

Radioaktif dari Produksi Radioisotop Molybdenum-99P. A. Artiani, Aisyah

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN

ABSTRAKProses produksi Mo-99 menghasilkan beberapa jenis limbah radioaktif diantaranya Radioactive

Fission Waste (RFW) dan Limbah Radioaktif Cair (LRC). Limbah ini bersifat asam dan mempunyai potensi bahaya kritikalitas dan bahaya paparan radiasi yang tinggi karena masih mengandung uranium dan produk-produk hasil reaksi fisi yang beraktivitas tinggi. Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT) yang berada di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) merupakan salah satu fasilitas yang digunakan untuk menyimpan limbah dengan aktivitas yang tinggi. Dengan menggunakan drum anti karat, RFW dan LRC dapat disimpan pada fasilitas ini. Penelitian ini bertujuan untuk menghitung nilai kritikalitas RFW dan LRC yang disimpan pada drum 60 liter dan modifikasinya, sehingga tingkat bahaya kritikalitasnya dapat diketahui. Drum I tidak cocok digunakan untuk menyimpan RFW dengan pengkayaan uranium 19,77%, drum ini dapat digunakan untuk menyimpan RFW dengan pengkayaan yang lebih rendah yaitu 10,894% dengan nilai k eff tertinggi 0,83039. Drum II dengan volume 75% dapat menyimpan RFW dengan pengkayaan 19,77%, drum II juga cocok untuk menyimpan LRC dengan volume kurang dari 75%. Alternatif penyimpanan LRC dapat menggunakan drum III dan drum IV karena mempunyai desain yang dapat menanpung kebocoran cairan.

Keywords: Mo-99, Kritikalitas, Radioactive Fission Waste, Limbah Radioaktif Cair

68

SC03Radiological Assessment and Indoor Radon-Thoron

Mapping of Residential Houses in Java Island of IndonesiaWahyudi, Dadong Iskandar, Kusdiana, Muji Wiyono

Center for Technology of Radiation Safety and Metrology (PTKMR), National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN), Jakarta, Indonesia

ABSTRACTTo improve public long-term health, indoor radon-thoron measurements in all area in Java Island of

Indonesia were done with solid state nuclear track CR-39 in 2014. The radon and thoron concentrations in the houses of the study area were determined by hanging the device for 3 months in a house and was proceed in labo-ratory covering the etching of detector and observation of radionuclide tracts under microscope. Results showed that the average concentrations of radon-thoron were in low category, which was below 100 Bq/m3, but there were some areas that have concentrations higher than 100 Bq/m3 are 3 data, 2 data in Mlonggo and Karanggondang Bangsri - Jepara and ones in Kandanghaur - West Java. The results of the analysis showed that radon concentra-tions in the residential houses of Indonesia was at the low level with the range of 2.08 Bq/m3 to 144.08 Bq/m3 and an average of 33.43 Bq/m3. Meanwhile, thoron concentrations in the range 3.28 to 243.36 Bq/m3 and an average of 24.37 Bq/m3. The average concentration of radon is still below the average value radon concentration recom-mended by UNSCEAR was 300 Bq/m3. The value of dose received by the population due to exposure of radon in the range of 0.05 to 3.15 mSv/year and an average 0.84 mSv/year, and thoron in the range 0.09 to 6.81 mSv/year and an average 0.68 mSc/year. In general, the values of the indoor residential houses in Java and Madura Islands are within the recommended action level of the International Commission on Radiological Protection, 2009. This data can be used in the study of radiation safety for the Ministry of Health and as a contribution to Indonesia in the international community about monitoring environmental radiation from radon and thoron concentrations in residential houses

Keywords: radon, thoron, doses, CR-39, Java Island

69

SC04Study on Estimating the Effects of High Natural

Radiation in Mamuju District on Cancer RiskMoekhamad Alfiyan, Liya Astuti

BAPETEN

ABSTRACTHigh background radiation in Indonesia is found in Mamuju District, West Sulawesi Province, espe-

cially in Botteng Village and Takandeang Village. The average and maximum annual effective doses received by residents in Botteng Utaara due to terrestrial gamma radiation were 10.40 and 18.62 mSv y-1, with the highest ef-fective doses occurring in the inhabitants of the Tande-tande hamlet. Supervision of NORM has been regulated in the Government Regulation No. 33 year 2007 on Ionizing Radiation Safety and Security of Radioactive Sources. GR 33/20, article 51 states that BAPETEN must intervene in chronic exposure that comes from NORM. This paper aims to estimate the risk of high natural radiation to cancer for consideration of NORM surveillance in the Mamuju district. The writing of this paper was carried out by collecting and reviewing the literature related to radiation protection, naturally occurring radioactive materials, epidemiology, and IAEA safety standards. Two epidemiological research designs are used to determine the risk received by the population due to exposure to natural radiation, namely: case-control and cohort. The use of case-control studies is intended to determine public health conditions as soon as possible. A cohort typology study will be required after an action is taken to reduce population acceptance (intervention). The purpose of this study was to determine the success of the intervention program being implemented. Implementing epidemiological research is primarily determined by the participation of the community in providing information regarding health conditions and life habits.

Keywords: High Background Radiation, Mamuju Regency, Case-control study, cohort study

70

SC05The Importance of Ventilation to Reduce

Radon Level in Indoor EnvironmentAhmad Ciptadi Syuryavin

BAPETEN

ABSTRACTRadon atoms exist in gaseous form and spread into the pore space driven by diffusion and advection.

Some of them then release to the atmosphere and contribute to natural radiation. Further, radon is estimated to contribute on the increasing risk of lung cancer. This study limits the scope of radon isotope to only 222Rn, since it is the most possible isotope exist in nature. To inspect closely the influence of Air Exchange Rate (ACH) on indoor radon, the measurement of the exhalation of radon from building materials were done. A closed loop radon measurement involving RAD7 and accumulation chamber was set up. Resulting doses to a person who resides in a room constructed from the building materials were assessed by UNSCEAR method for different ACHs. The result shows that radon has an important relationship with the ACH in a very significant way. The increase of ACH will significantly decrease the radon exposure. The comparation between the ACH effect on CO and radon reveals that ACH has a more significant effect to reduce radon than CO, which is found to be exponentially decrease radon in indoor environment while CO decrease is found to be in linear fashion. Without ventilation, radon can accumulate and give a very high exposure to population. From the obtained results, it can be concluded that air ventilation can reduce the effective dose caused by indoor radon very effectively.

Keywords: indoor radon, thoron, natural radiation, ACH, building materials, climate

71

L I S T O F S H O RT P R E S E NT E R SR A D I AT I O N M E D I C A L S A F E T Y (S D)

SudradjatPresenter SD1

BAPETEN

Rini AnggraeniPresenter SD2

PTKMR, BATAN

Nurul Firdausi N.Presenter SD4

RSUD Bendan, Pekalongan

Lia Wilda IzzatiPresenter SD5

FMIPA, Universitas Brawijaya

72

SD01Historical Diagnostic Guidance Level by

Regulatory Bodies in IndonesianSudradjat1, Rusmanto1

1Nuclear Energy Regulatory Agency

ABSTRACTWhen a patient is exposed to ionizing radiation from X-rays generated by an ionizing radiation genera-

tor, there is a known diagnostic dose guide. Ionizing radiation given to patients in diagnostic and interventional radiology activities must also follow the rules or guidelines given according to the standards of radiation protec-tion and safety principles. In accordance with the optimization principle in radiation protection and safety, we should always try to keep the dose received by the patient as low as possible without compromising the image quality by considering social and economic factors. To enforce optimization in the use of ionizing radiation, especially in the fields of diagnostic and interventional radiology, cooperation from all relevant stakeholders, both the Regulatory Agency and the permit holder (PI) is required. In addition, there are several media that can be used to assist in implementing optimization efforts. Currently, one of the effective tools recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA) in enforcing optimization for patients is to establish and implement a Diagnostic Reference Level (DRL) both at the local and national levels. Based on the literature it is known that the guidelines for diagnostic radiology were first found in the Decree of the Head of BAPETEN Number 01-P/Ka-BAPETEN/I-03 concerning Guidelines for Radiodiagnostic Patient Doses. Then the value of the guide de-veloped and became available in the Regulation of the Head of BAPETEN Number 8 of 2011 concerning Radia-tion Safety in the Use of Diagnostic and Interventional Radiology X-Rays, and finally we have our own level of diagnostic guidance in accordance with national resources and infrastructure as stipulated in BAPETEN Decree Number 1211 /K/V/2021 concerning the Indonesian Diagnostic Reference Level Assessment for CT-Scan and General Radiography X-Ray Modalities. The availability of the value of the diagnostic guide level is one of the efforts of the Indonesian s

Keywords: history, guidance, diagnostic

73

SD02Kajian Dosis Efektif Pekerja Radiasi Radiologi Dagnostik Dan Intervensional Rumah Sakit Di Indonesia Tahun 2017 Sampai Dengan 2020Rini Anggraeni1, Irma Dwi Rahayu1, Egnes Ekaranti1

1Pusat Teknologi Keselamatan Radiasi (PTKMR), BATAN, [email protected]

ABSTRAKBerkembangnya modalitas teknologi radiologi diagnostik dan intervensional membuat semakin

meningkatknya jumlah pekerja radiasi yang ada di Indonesia. Paparan radiasi yang dihasilkan dari teknologi tersebut memberikan paparan radiasi pada tenaga kesehatan menggunakannya. Sebagai konsekuensi dari penerapan Perka 4 tahun 2013 maka setiap pemegang izin harus memastikan pekerja radiasinya tidak memiliki dosis efektif melebihi 20 mSv. Tujuan dari kajian ini adalah mengetahui dosis efektif tahunan pekerja radiasi yang melakukan pemanfaatan pada fasilitas radiologi diagnostik dan intervensional. Hal ini dapat dijadikan acuan menentukan tren dari dosis efektif tahunan pekerja radiasi di Indonesia. Data dosis efektif yang dikaji adalah data dosis efektif tahun 2017 sampai dengan 2020 dengan mempertimbangkan beban kerja dan modalitas teknologi yang dimiliki Rumah Sakit. Hasil dari kajian ini diketahui terlihat adanya kenaikan jumlah pekerja radiasi karena adanya tambahan modalitas teknologi sehingga terjadi juga peningkatan jumlah prosedur pemeriksaan di Rumah Sakit yang membutuhkan adanya pekerja radiasi baru. Pada kajian ini juga diketahui bahwa 99,1% mayoritas pekerja radiasi masih menerima dosis di level operasional dan mayoritas sebaran dosis efektif berada pada rentang 0-0,25 mSv. Ini menunjukkan bahwa sistem keselamatan yang diterapkan selama ini telah cukup baik pada penerapan prosedur radiologi diagnostik dan intervensional.

Keywords: Pekerja radiasi, dosis efektif, dosis kolektif

74

SD03Pengukuran Paparan Radiasi Hambur di Instalasi Gawat Darurat RSUD Bendan Pekalongan sebagai

Upaya Proteksi Radiasi di Era PandemiNurul Firdausi Nuzula, Khoirul Akhadin

Instalasi Radiologi, RSUD Bendan Pekalongan

ABSTRAKPandemi berdampak pada beberapa fasilitas rumah sakit. Perubahan dilakukan menyesuaikan

situasi dan kondisi pandemi di Kota Pekalongan. RSUD Bendan menyediakan ruang pemeriksaan radiologi sementara di IGD untuk melakukan screening pasien Covid-19 dan pemeriksaan radiologi pasien yang tidak memungkinkan di bawa ke Instalasi Radiologi. Ruang pemeriksaan radiologi di IGD memiliki ukuran ruang kurang dari 3 m x 4 m, lokasinya di dekat ruang lobi dan jalur masuk ke IGD sehingga perlu mempertimbangkan paparan radiasi untuk masyarakat umum. Maka dilakukan pengukuran paparan radiasi hambur disekitar ruangan tersebut sebagai upaya proteksi radiasi. Berdasarkan PERKA BAPETEN No. 4 Tahun 2013, Nilai Batas Dosis untuk Pekerja Radiasi yaitu rata-rata sebesar 20 mSv/tahun. Sedangkan Nilai Batas Dosis untuk anggota masyarakat yaitu sebesar 1 mSv/tahun. Pengukuran radiasi hambur di sekitar ruang pemeriksaan dilakukan untuk mengetahui apakah ada kebocoran di sekitar ruang pemeriksaan. Pengambilan data dilakukan dengan melakuka penyinaran pada objek Water Phantom CT Scan Kepala dengan jarak sumber ke objek sebesar 1 m. Faktor eksposi yang digunakan yaitu 90 kV dan 32 mAs. Eksposi dilakukan sebanyak 8 kali dibeberapa titik pengukuran di luar ruang pemeriksaan dengan survey meter pada saat eksposi. Petugas yang melakukan pengukuran menggunakan pelindung radiasi seperti apron dan kacamata timbal. Hasil pengukuran ini dijadikan pertimbangan bagi manajemen RSUD Bendan sebagai upaya mengoptimalkan proteksi radiasi.

Keywords: Paparan Radiasi, Proteksi Radiasi

75

SD04Risiko Paparan Ozon di Ruang LINAC Mode Elektron

dan Upaya Meminimasinya: Tinjauan TeoritisLia Wilda Izzati1,*, Gusman Firman2, Bunawas3

1Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Brawijaya, Malang 65145 Indonesia

2Rumah Sakit Sardjito, Yogyakarta3NuklindoLab-Koperasi JKRL, Tangerang Selatan

*[email protected]

ABSTRAKRadioterapi merupakan modalitas paling umum yang digunakan untuk mengobati kanker pada

manusia. Salah satu pesawat yang dapat menghasilkan radiasi pengion energi tinggi dalam bidang radioterapi adalah pesawat Linear Accelerator (LINAC) mode elektron. Selama pengoperasian normal, terdapat potensi bahaya non radiasi yang perlu diperhatikan yaitu produksi ozon saat pengoperasian LINAC mode elektron. Sebelum elektron mengenai target kanker, elektron bergerak melewati udara dan berionisasi dengannya sehingga membentuk Ozon (O3). Ozon bersifat oksidatif dan sangat berbahaya bagi kesehatan pernafasan manusia, khususnya para pekerja radiasi. Oleh karena itu, nilai batas ambang paparan ozon bagi pekerja adalah sebesar 0,1 ppm. Dalam makalah ini, besar konsentrasi ozon dihitung secara teoritis dengan asumsi 5 pasien per hari, energi LINAC 8 MeV, asumsi kuat arus 2 mikroAmpere dan 20 mikroAmpere, waktu radiasi 2 menit, dan kondisi ruang tertutup bervolume 556427,85 Liter. Pada kuat arus 20 mikroAmpere, besar konsentrasi ozon dalam sehari melebihi batas ambang yang dianjurkan. Hal ini dapat meningkatkan risiko paparan ozon dan berdampak buruk pada kesehatan pernafasan pekerja dan pasien di sekitar ruang tersebut. Dari makalah ini, diharapkan seluruh instalasi radioterapi di Indonesia yang menggunakan LINAC elektron dapat mengevaluasi konsentrasi ozon yang dihasilkan, serta dapat meningkatkan proteksi dan keselamatan paparan ozon di lingkungan kerja dengan cara memperbesar laju ventilasi udara atau memasang filter karbon aktif supaya risiko paparan ozon dapat diminimasi dengan baik.

Keywords: Radioterapi, Linac elektron, Ozon, Konsentrasi ozon

76

L I S T O F S H O RT P R E S E NT E R SR E G U L AT I O N (S E)

Nur SiwhanPresenter SE1

BAPETEN

Nur SiwhanPresenter SE3

BAPETEN

Rahmat Edhi H.Presenter SE2

BAPETEN

Suci PrihastutiPresenter SE4

BAPETEN

Arifin M. SusantoPresenter SE5

BAPETEN

77

SE01Kajian Persamaan Prediksi Gerakan Tanah dalam Pengawasan Aspek Kegempaan di

Perka BAPETEN No. 8 Tahun 2013Nur Siwhan, Akhmad Muktaf, Arifin Muhammad Susanto, Farid

Noor JusufBAPETEN

ABSTRAKPerka BAPETEN No. 8 tahun 2013 tentang Evaluasi Tapak Instalasi Nuklir untuk Aspek

Kegempaan menyebutkan bahwa salah satu tahapan evaluasi bahaya gerakan tanah adalah penentuan Fungsi Atenuasi yang ditentukan melalui perhitungan intensitas gerakan tanah yang sesuai dengan kondisi tapak berdasarkan beberapa kriteria. Permasalahan yang ada adalah belum terdapatnya pedoman rinci bagi evaluator dalam melakukan evaluasi terhadap fungsi atenuasi yang digunakan oleh pemohon izin dalam melakukan evaluasi tapak tersebut. Makalah ini membahas metode dan juga persyaratan yang digunakan dalam menentukan fungsi atenuasi tersebut di negara Eropa dimana metode tersebut dapat diadopsi untuk diterapkan di Indonesia sebagai pedoman bagi evaluator dalam mengevaluasi dokumen permohonan yang disampaikan oleh pemohon izin untuk aspek kegempaan.

Keywords: Aspek Kegempaan, Fungsi Atenuasi, Pedoman

78

SE02Pembelajaran dari Proses Evaluasi dan Penilaian Dokumen

Perpanjangan Izin Operasi Reaktor Nondaya terhadap Usulan Amandemen Peraturan terkait Manajemen Penuaan

Rahmat Edhi Harianto1,*, Budi Rohman1

1BAPETEN, Jalan Gajah Mada No. 8 Jakarta Pusat*[email protected]

ABSTRAKPengoperasian reaktor riset yang menua secara selamat di seluruh dunia terus menjadi

perhatian bagi operator reaktor riset, badan pengawas, dan masyarakat. Penuaan yang terjadi pada struktur, sistem, dan komponen (SSK) di reaktor nuklir dapat menurunkan tingkat kehandalan dan ketersediaan SSK dan mempengaruhi keselamatan pengoperasian. Telah dilakukan suatu studi berdasarkan pustaka mengenai praktik perpanjangan izin operasi dari regulasi internasional, standar IAEA, regulasi Indonesia termasuk pembelajaran dari proses evaluasi dan penilaian dokumen pada saat perpanjangan izin operasi reaktor nondaya. Studi menyimpulkan bahwa perka manajemen penuaan perlu diamandemen, kegiatan manajemen penuaan memiliki kaitan erat dengan beberapa aspek operasi reaktor seperti perawatan, pengujian dan inspeksi, penilaian keselamatan berkala, kualifikasi peralatan. Hal lain yang perlu diperhatikan adalah definisi SSK kritis dan konsep analisis penuaan berbasis waktu (Time Limited Ageing Analysis) sebagai model justifikasi seberapa lama perpanjangan izin operasi dapat diberikan oleh badan pengawas.

Keywords: evaluasi dan penilaian, manajemen penuaan, reaktor nondaya, ssk kritis

79

SE03Studi Perbandingan DS 520 IAEA dengan

Peraturan Badan No. 6 Tahun 2019Nur Siwhan1, Anri Amaldi Ridwan1

1BAPETEN

ABSTRAKTelah dilakukan suatu studi yang membandingkan antara metode dalam mengidentifikasi dan

menganalisis aspek ulah manusia di DS 520 dengan Perban No. 6 Tahun 2019 (selanjutnya akan disebut Perban). Studi ini perlu dilakukan terutama untuk memberikan masukan terhadap dokumen DS 520 IAEA berdasarkan tahapan yang dilakukan dalam Perban. Studi ini diharapkan dapat menjadi masukan utamanya terhadap DS 520 IAEA, dan juga masukan terhadap Perban, sehingga jika dirasa diperlukan maka Perban dapat dilakukan revisi ataupun penyesuaian. Kajian ini dilakukan dengan metode deskriptif, analitik dan kualitatif. Hasil studi menunjukkan bahwa tahapan analisis antara Perban dengan DS 520 secara umum relatif sama tetapi terdapat beberapa perbedaan, terutama dalam tahap 2 di Perban dan DS 520, tahap tahap 4 di Perban dan tahap 4 dan tahap 5 di DS 520, tahap 8 di Perban dan DS 520. Dapat disimpulkan bahwa untuk tahapan metodologi yang digunakan, maka antara DS 520 dan Perban dapat saling melengkapi.

Keywords: Tahapan, Metodologi, DS 520, Perban No. 6 Tahun 2019.

80

SE04Urgensi Revisi Peraturan Kepala Bapeten No. 8 Tahun 2008 Tentang Ketentuan Keselamatan

Manajemen Penuaan Reaktor NondayaSuci Prihastuti, Nur Syamsi Syam

Direktorat Pengaturan Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir, BAPETENemail: [email protected], [email protected]

ABSTRAKPenuaan struktur, sistem, dan komponen merupakan salah satu aspek yang penting untuk dikelola

untuk memastikan pengoperasian reaktor nuklir dengan selamat. Terkait dengan hal tersebut, BAPETEN telah menerbitkan Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 8 Tahun 2008 tentang Ketentuan Keselamatan Manajemen Penuaan Reaktor Nondaya. Perka tersebut telah diimplementasikan lebih dari 10 tahun pada 3 reaktor nondaya di Indonesia. Seiring dengan perkembangan regulasi nasional dan internasional, yang mana telah diterbitkan PP No. 54 Tahun 2012 dan PP No. 2 Tahun 2014, SSG-10 yang sedang dalam proses revisi, dan SSG-48, beberapa ketentuan dalam Perka 8 tahun 2008 tersebut perlu dimutakhirkan atau ditambahkan. Selain itu, berdasarkan hasil telaah dan evaluasi, Perka tersebut perlu direvisi untuk mengakomodir beberapa perubahan dan penambahan dalam ketentuan yang diperlukan. Perubahan tersebut meliputi penyelarasan dengan peraturan terkini, perluasan lingkup obyek pengaturan dari reaktor nondaya menjadi reaktor nuklir sehingga mencakup reaktor daya dan reaktor nondaya, perubahan sistematika, penerapan pendekatan bertingkat, dan perubahan berdasarkan umpan balik kemamputerapan dan masukan dari stakeholder. Dengan menggunakan metode yuridis normatif, dalam makalah ini diuraikan hal-hal penting yang menjadi dasar dalam revisi Peraturan Kepala Nomor 8 Tahun 2008. Kesimpulan yang diperoleh adalah bahwa perubahan perlu dilakukan untuk menghasilkan peraturan yang komprehensif, efektif, dan selaras untuk mendukung infrastuktur pengawasan dalam hal peraturan yang dikeluarkan BAPETEN.

Keywords: Peraturan, Revisi, Manajemen Penuaan, Reaktor Nuklir

81

SE05Tantangan Sertifikasi Profesi Nuklir di Indonesia

untuk Kebutuhan Dukungan TeknisArifin M. Susanto, Khoirul Huda, Nur Siwhan, Azizul Khakim

BAPETEN

ABSTRAKDengan adanya potensi pembangunan dan pengoperasian instalasi nuklir baik reaktor nuklir

maupun non-reaktor. Sehingga kebutuhan kompetensi teknis yang berkaitan dengan ketenaganukliran akan sangat dibutuhkan. Kebutuhan tidak hanya diperuntukan bagi institusi promotor namun juga bagi Badan Pengawas. Pendidikan tinggi sudah ada yang memiliki progam studi teknik nuklir yang secara akademik dapat diandalkan, namun apakah secara kompetensi memenuhi standar yang dibutuhkan. Standarisasi kompetensi melalui sertifikasi menjadi krusial terhadap persyaratan dukungan teknis (TS) karena dalam proses pencapaian sertifikasi tersebut secara tidak langsung mendalami karakterisktik transparansi, kemandirian, objektivitas, ketidakberpihakan, dan kompetensi teknis. Makalah ini menunjukkan kondisi terkini dan pembelajaran dari beberapa negara pemilik PLTN, diharapkan makalah ini memberikan masukan ide dalam menghadapi tantangan kualifikasi personel dalam industri nuklir

Keywords: Sertifikasi, Dukungan Teknis, nuklir, standarisasi.

82

L I S T O F S H O RT P R E S E NT E R SG E N E R A L-T E C H N I C A L (S F)

Arif YuniartoPresenter SF1

PPIKSN, BATAN

Leli NirwaniPresenter SF3

PTKMR, BATAN

Yulaida Maya SariPresenter SF2

PSMN, BATAN

Reno AlamsyahPresenter SF5

BAPETEN

Retno AgustyahPresenter SF5

BAPETEN

83

SF01Analisis Arah dan Kecepatan Angin pada Stasiun

Pemantauan Cuaca Kawasan Nuklir SerpongArif Yuniarto

Pusat Pendayagunaan Informatika dan Kawasan Strategis Nuklir, BATAN, Tangerang Selatan

ABSTRAKArah dan kecepatan angin merupakan parameter cuaca yang penting dalam evaluasi tapak dan

perkiraan lepasan zat radioaktif dari suatu instalasi nuklir dan fasilitas radiasi ke lingkungan secara atmosferik. Dua parameter tersebut memberikan gambaran kondisi ekstrem yang membahayakan instalasi serta memperkirakan pola sebaran zat radioaktif yang lepas ke udara. Hal tersebut penting untuk menilai aspek keselamatan terkait penerimaan dosis radiasi masyarakat. Pemutakhiran data cuaca merupakan bagian dari pemutakhiran data rona lingkungan Kawasan Nuklir Serpong. Pemutakhiran data terkini telah dilaksannakan pada tahun 2020 untuk rekapitulasi data selama 5 tahun dari 2015 hingga 2019. Makalah ini menyajikan analisis karakteristik angin ditinjau dari aspek ketersediaan data, statistik dan cakra angin (wind rose) menggunakan Microsoft Excel dan WRPLOT View versi 8.0.2. Ketersediaan data pemantauan angin di KNS mencapai sekitar 90% untuk ketinggian 10 meter dan 80% untuk ketinggian 60 meter. Kecepatan angin di KNS cenderung sedikit tenang pada ketinggian permukaan dan sedikit hembusan angin pada ketinggian 60 meter dalam skala Beaufort. Analisis kecepatan angin maksimum menunjukkan angin permukaan bertiup dengan kecepatan paling tinggi 7,3 meter/detik dan pada ketinggian 60 meter mencapai 9,2 meter/detik. Arah angin dominan di KNS bertiup dari arah Selatan.

Keywords: arah angin, kecepatan angin, cakra angin (wind rose), Kawasan Nuklir Serpong

84

SF02Pengendalian Risiko pada Ujian Sertifikasi Personil

Radiografi secara Tatap Muka di Era Pandemi Covid-19Ratih Luhuring Tyas, Yulaida Maya Sari, Farah Nurfuadia and

Alfitri MelianaPusat Standardisasi dan Mutu Nuklir (PSMN)

Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAKDalam kondisi pandemi COVID-19 kegiatan ujian tatap muka yang mengumpulkan sejumlah

orang, dengan adanya mobilitas peserta ke tempat ujian dapat meningkatkan risiko penularan virus COVID-19. Untuk meminimalisir risiko dari sudut pandang keselamatan dan kesehatan kerja, diperbolehkan untuk melakukan asesmen jarak jauh, namun harus dipastikan bahwa risiko terkait keamanan, kerahasiaan tidak diabaikan. Untuk ujian perpanjangan dapat dilakukan asesmen jarak jauh, karena menggunakan metode verifikasi jeda waktu tidak bekerja. Namun ditinjau dari segi keamanan dan kerahasiaan soal, ujian awal maupun ujian resertifikasi tidak mungkin dilakukan asesmen jarak jauh. Ujian awal dan ujian resertifikasi harus dilakukan secara tatap muka, dengan memperhatikan protokol keselamatan dan kesehatan. Perlu dilakukan pengendalian risiko untuk melindungi peserta ujian dan petugas dari kontaminasi virus COVID-19. Diantara bentuk pengendalian risiko adalah Gerakan 5 M, memakai masker, mencuci tangan, menjaga jarak, menjauhi kerumunan, mengurangi mobilitas. PSMN dalam menjamin keselamatan peserta dan petugas melakukan upaya pengendalian risiko dengan pendekatan hierarki pengendalian risiko yang diadopsi dari ISO 45001:2018. Upaya pengendalian risiko dimulai dengan mengidentifikasi pengendalian dari setiap jenjang mulai dari eliminasi, substitusi, pengendalian dengan rekayasa, administratif, dan APD. Mengidentifikasi pengendalian, mendokumentasikan pelaksanaannya dan melakukan evaluasi hasil pengendalian untuk melihat keefektifan dari tindakan pengendalian yang telah ditetapkan. Pengendalian secara eliminasi dan substitusi tidak dapat diaplikasikan. Pengendalian yang dapat diaplikasikan adalah pengendalian dengan rekayasa, pengendalian administratis dan penggunaan APD. Berdasarkan data sampai dengan saat ini belum adanya kasus terkonfirmasi akibat pelaksanaan ujian, menunjukkan bahwa tindakan pengendalian risiko yang dilakukan oleh PSMN sudah efektif dalam menjaga keselamatan dan kesehatan

Keywords: pengendalian risiko, ujian sertifikasi, pandemi COVID-19

85

SF03Uji Banding Metode Amonium Fosfomolibdat

(AMP) dan Metoda Kalium Ferosianida (K4Fe(CN)6) pada Analisis 137Cs dalam Sampel Air Hujan

Leli Nirwani1, Brilian Retna Amamuhti2, M. Agung Zaim Adzkiya2 dan Radhia Pradana1

1Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi-BATAN, Jl. Lebak Bulus Raya No.49 Jakarta

2Institut Pertanian BogorEmail: [email protected]

ABSTRACTComparative test of the Ammonium Phosphomolybdate (AMP) Method and the Potassium Ferocyanide

(K4Fe(CN)6) Method on Analysis of 137Cs in Rainwater Samples. Analysis of 137Cs in rainwater samples can be carried out byseveral methods of deposition. The method used in this experiment is the precipitation of 137Cs in rainwater using ammonium phosphomolybdate with the molecular formula (NH4) 3Mo12O4o.xH2O or better known as AMP and the method of potassium ferocyanide (K4Fe(CN)6). These two methods were chosen because of their high ion-exchange ability and selectivity to 137Cs. The instrument used was a gamma spectrometer with a High Purity Germanium (HPGe) detector which has a high energy resolution. Based on the experimental results, it was obtained that the concentration of 137Cs in rainwater samples in Bogor, Jakarta, and Serpong with the po-tassium ferocyanide method was 0.0002, 0.0020, and 0.0005 Bq/liter while the AMP method is entirely below the detection limit of the gamma spectrometer instrument. The concentration obtained from all samples and methods is still within the safe limits set by the Nuclear Energy Supervisory Agency (Bapeten 2017), which is 0.26 Bq/liter.

Keywords: Ammonium Phospomolybdate, Potassium ferocyanide, 137 Cesium, rainwater

86

SF04Enhancing Organization Culture of Regulatory

Body through BAPETEN-235 SchemeReno Alamsyah, Dedi Hermawan, Pandu Dewanto, Zulfiandri, and

Agus Yudhi PristiantoNuclear Energy Regulatory Authority of Indonesia (BAPETEN), Jl. Gajah Mada No. 8.

Jakarta 10120. INDONESIA

ABSTRACTThe BAPETEN's Management System stipulates the implementation of a safety culture and a security

culture within BAPETEN. In 2018-2020 periods, BAPETEN has cooperated with faculty of Psychology of Gajah Mada University to develop regulatory culture. This cooperation study resulted in organizational values, that has been adopted into the BAPETEN Strategic Plan 2020-2024. There are many other concepts of culture pro-posed internationally, such as quality culture, positive workplace culture, and culture of independence, that may also be applied in BAPETEN. Thus, the problem identified in this paper was: How may BAPETEN enhance its organizational culture in accordance with the mandated roles and functions? This question is very important, because without a good practice of organizational culture, then the credibility and sustainability of the regula-tory organization, as well as safety and security in the use of nuclear energy, will be in a vulnerable position. A prescriptive, qualitative and analytical approach was applied, and secondary data from reliable sources was used to identify and select concepts of culture to be integrated. The integration process was then carried out, and the result was compared with the concept of organizational culture and international practices. In the final section, a strategy for implementing integrated concepts of culture is also discussed. This paper concludes that the concept of organizational culture developed, namely BAPETEN-235, has harmoniously integrated mature concept of cultures suitable for BAPETEN, i.e.: safety culture, security culture and regulatory culture. For implementation consideration, then the concept of BAPETEN-235 needs to be adopted in strategic policies, completed with im-plementation and evaluation guidelines, and encouraged and fostered by a strong leadership who mobilizes and directs resources, and coordinates the required process.

Keywords: Organizational Culture, Safety Culture, Security Culture, Regulatory Culture

87

SF05Pemanfaatan Media Sosial oleh Humas Bapeten

dalam Mengkomunikasikan Pengawasan Nuklir di Indonesia di Era Pandemik Covid-19 Tahun 2020

Retno AgustyahBapeten

ABSTRAKDengan adanya kondisi pandemik Covid-19 pada tahun 2020 membuat orang harus menggunakan

teknologi komunikasi dalam melaksanakan pekerjaannya, sehingga Humas Bapeten juga menyesuaikan fungsi komunikasinya dengan menggunakan media online sebagai salah satu saluran komunikasi utama dalam menyampaikan pesan pengawasan ketenaganukliran di Indonesia. Dalam penelitian ini media online yang dipilih adalah media sosial resmi Bapeten yaitu Facebook, Twitter dan Instagram, karena jenis postingan pemberitaan yang sama dan jumlah pengikut di yang sudah mencapai ribuan orang. Dengan menggunakan metode penelitian kualitatif deskriptif dan studi kasus tunggal, penulis meneliti mengenai komponen dan pelayanan serta tahapan pemanfaatan media sosial pemerintah dengan menggunakan teori Social Media Based Government. Di mana didapatkan hasil bahwa humas Bapeten menjalankan online public relations, yaitu memanfaatkan media online sebagai saluran many to many medium dalam mengkomunikasikan pengawasan tenaga nuklir di Indonesia. Kemudian media sosial Bapeten sudah menerapkan komponen Sharing, Participation, Mass Collaboration, Opennes dan Measurement, sedangkan untuk strategy dan risk management belum dijalankan. Lalu pada services and stages SMBG pemanfaatan media sosial Bapeten sudah menjalankan yaitu Information Socialization, Mass Collaboration dan Social Transaction.

Keywords: Humas Bapeten, Media Sosial

annual nuclear safety seminar 2021 (seminar keselamatan

Documents