Pujadi, Hermawan Chandra, dan Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK ABSTRACT
|
|
- Yenny Budiaman
- 5 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 MINIMALISASI EFEK GEOMETRI PADA STANDARDISASI RADIONUKLIDA BENTUK CAIR VOLUME BESAR : PERBANDINGAN PENGUKURAN AKTIVITAS Co-60 DAN I-15 DENGAN TIGA METODE Pujadi, Hermawan Chandra, dan Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK Telah dilakukan pengukuran aktivitas sumber radionuklida bentuk cairan yang mempunyai volume relatif besar dengan metode absolut puncak jumlah menggunakan sistem spektrometri gamma detektor HPGe. Sumber radionuklida yang digunakan adalah Cobalt-60 dan Iodium-15, sumber ini mempunyai dua atau lebih energi gamma dengan bagan peluruhan yang karakteristik sehingga dapat terjadi puncak jumlah. Pada pengukuran menggunakan detektor HPGe, sumber radionuklida bentuk cair yang mempunyai volume relatif besar, kesalahan pengukuran dipengaruhi oleh faktor atenuasi diri. Untuk mengurangi kesalahan pengukuran akibat proses atenuasi diri, maka volume dikecilkan dengan membagi menjadi n=10 bagian sama besar. Pengukuran dilakukan pada jarak sumber = 0 cm dari detektor. Selain itu dilakukan pula dengan metode relatif spektrometer gamma menggunakan sumber standar Holmium-166m dan menggunakan kamar pengionan. Pada metode absolut puncak jumlah dua gerbang saluran gamma untuk pengukuran Iodium-15, berturut-turut dipasang pada jangkau energi gamma kev untuk puncak energi foton 7, sampai 31,7 kev dan jangkau energi kev untuk puncak jumlah. Sedangkan pada pengukuran sumber Cobalt- 60 gerbang saluran gamma dipasang pada masing-masing energi yaitu 1173, 133 kev dan puncak jumlahnya. Hasil pengukuran dengan metode absolut puncak jumlah dimana volumenya terbagi, dapat mengurangi kesalahan pengukuran untuk Cobalt-60 sebesar 8,54 % dan untuk Iodium-15 sebesar,85%. Perbandingan hasil pengukuran ketiga metode tersebut berkisar antara 0,31 0,49% untuk Cobalt-60 dan 0,47 0,7% untuk Iodium-15. Kata Kunci : Standardisasi, radionuklida, efek geometri, metode absolut puncak jumlah dan relatif. ABSTRACT Activity determination of solution radionuclide sources have been carried out by using gamma spectrometer system HPGe detector, with the sum-peak absolute method. The Co-60 and I-15 sources have two or more gamma energy with characteristic decay scheme to sum-peak performed. The counting error on measurement of volume solution source using HPGe detector mainly depends on self attenuation. The volume of solution sources can be divided part of to n=10 for increasing of self attenuation. The relative methods using gamma spectrometer with Ho-166m standard source and ionization chamber were also activity determined. Two gamma window used for measurement of I-15 to obtain single and sum-peak areas energy peaks were set from 13 to 40 kev and from 40 to 73 kev. For measurement of Co-60 were set on 1173keV, 133 kev and sum-peaks areas. The measurement divide volume using the sum-peak absolute method the error can be increasing into.85% for I-15 and 8.54% for Co-60. The measurement result of three method showed the different about.14 to 8.6 for I-15 and 1.18 to 4.67 for Co-60. Key words : Standardization, radionuclide, geometry effect, sum-peak and relative methods. I. PENDAHULUAN Standardisasi radionuklida merupakan salah satu kegiatan dari metrologi yang tidak akan terpisahkan dengan kegiatan manusia. Sejalan dengan perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi peranan metrologi radionuklida cukup penting karena hasil pengukuran atau standardisasi radionuklida akan digunakan sebagai sumber standar kalibrasi alat lain, sehingga hasil standardisasi radionuklida akan PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 70
2 berkontribusi secara terus menerus pada mutu pengukuran selanjutnya. Metode standardisasi zat radioaktif sangat tergantung dari sifat masing-masing. Seperti diketahui bahwa masing-masing zat radioaktif mempunyai sifat yang karakteristik, sehingga metode pengukurannya harus disesuaikan dengan sifat tersebut. Pada prinsipnya pengukuran laju cacah sumber radioaktif untuk keperluan sumber standar dapat dilakukan dengan dua cara yaitu dengan metode absolut dan relatif, tergantung pada kebutuhan pemakaian. Metode absolut artinya pengukuran dilakukan tanpa membandingkan dengan sumber standar lain, atau alat yang digunakan tidak dikalibrasi dengan sumber standar. Sedangkan metode relatif alat yang digunakan harus dikalibrasi dengan sumber standar. Sistem alat ukur spektrometer gamma dengan detektor High Purity Germanium ( HPGe ), biasanya digunakan untuk pengukuran laju cacah sinar gamma secara relatif. Dengan perkembangan ilmu pengetahuan menurut RH MARTIN dan J.G.V. TAYLOR (199), dikutip oleh PUJADI dkk (005), pakar metrologi radionuklida ELDRIDGE dan CROWTHER (1964) mengembangkan metode pengukuran secara absolut, tanpa sumber standar untuk kalibrasi, dengan spektrometer gamma detektor NaI. Menurut G.RATEL (1995) metode pengukuran secara absolut ini telah diterapkan penggunaan detektor HPGe untuk pengukuran Iodium- 15 ( 15 I ). Pada makalah ini akan dibahas tentang standardisasi radionuklida 15 I dan Cobalt-60 ( 60 Co) bentuk cair dengan volume yang relatif besar, dengan metode absolut, menggunakan sistem spektrometer gamma detektor HPGe. Menurut T BOSCHKOVA DAN L. MINEV (001) yang dikutip oleh PUJADI dkk (004), pada sumber zat radioaktif dalam bentuk volume akan terjadi proses atenuasi diri, yang akan mempengaruhi hasil pengukuran. Besarnya atenuasi diri tergantung pada energi foton dan sifat serapan pada medianya. Untuk mendapatkan hasil pengukuran yang akurat maka efek volume yang relatif besar harus diminimalkan, dengan jalan membuat volume lebih kecil. Disajikan pula hasil pengukuran secara relatif menggunakan spektrometer gamma dan kamar pengionan. II. TEORI Pada sumber radioaktif yang mempunyai bentuk cair dengan volume relatif besar, terjadi proses atenuasi diri foton, sehingga akan memberikan kontribusi kesalahan pengukuran. Proses atenuasi diri ini tergantung pada energi foton, sifat serapan media, dimensi atau geometri dan densitas media. Pada pengukuran sumber menggunakan spektrometer gamma dengan metode absolute puncak jumlah, untuk mendapatkan spektrum puncak jumlah yang optimal jarak sumber ke detektor harus kecil, atau bahkan sumber menempel di detektor ( jarak = 0 cm ). Pada cuplikan sumber zat radioaktif bentuk cair semakin besar PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 71
3 volumenya maka kesalahan pengukuran semakin besar karena ada bagian dari sumber yang mempunyai jarak berbeda ke detektor sehingga cacah puncak semakin kecil dan cacah total juga semakin kecil yang mengakibatkan hasil laju cacahnya kecil 1. Oleh karena itu untuk mengurangi kesalahan akibat efek geometri pada sumber cair yang mempunyai volume relatif besar dilakukan dengan jalan membagi menjadi n bagian, misalnya n= 10 bagian, dengan volume yang sama. Apabila sumber sebelum dibagi mempunyai aktivitas Ao, maka setiap bagian mempunyai aktivitas Ao/n (misalnya n=10 bagian), maka secara teori jumlah aktivitas semua bagian tersebut tetap sama yaitu : n1 i10 An Ao... (1) An : Aktivitas tiap-tiap bagian sumber Ao : Aktivitas sebelum dibagi menjadi n bagian. Iodium-15 Radionuklida I-15 banyak digunakan di bidang kedokteran nuklir untuk diagnosa fungsi thyroid, deteksi albumin dan urine, deteksi hepatitis B daan lain-lain. I-15 meluruh melalui tangkapan elektron dan kemudian melepaskan sinar-x dari kulit K dengan energi 7, dan 31,7 kev 3,4. Menurut Brinkman (1963) yang dikutip oleh Ming Yuan dan Wen Song wan (000), pada peluruhan yang menghasilkan dua pancaran foton secara serentak dan koinsiden, maka aktivitasnya dapat ditentuken menggunakan metode absolut puncak jumlah. Gambar 1 menyajikan spektrum I-15 menggunakan detektor HPGe. Persamaan laju cacah dengan metode absolut puncak jumlah sebagai berikut 5,6 : 4 P1P ( N1 N ) Ao ( P P ) 4N 1...() Ao : Aktivitas P 1 dan P : Berturut-turut probabilatas per peluruhan dari sinar Kx, sinar gamma dan Kx. A 1 dan A : Berturut-turut luas spektrum puncak energi gamma dan sinar-x, dan luas puncak jumlah. Harga P1 dan P ditentukan sebagai berikut : P1 PkK... (3a) (1 K P K ) (1 ) PK : probabilitas tangkapan elektron pada kulit K = 0,78 ωk : Yield pada kulit K-flourecence = 0,876 άk : Koefisien konversi pada kulit K = 11,9 ά : koefisien konversi gamma = 14,0 Untuk mengurangi kesalahan hasil pengukuran sumber dibagi menjadi bagian lebih kecil volumenya. Apabila sumber terbagi menjadi n bagian yang sama maka setiap bagian mempunyai aktivitas : n (A 4P1P 0 ) n (P 1 P ) ( N 1 ) (N ) n (4) 4(N )n : bagian sumber ke n Maka harga aktivitas total dari seluruh n bagian dapat diperoleh dengan perumusan sebagai berikut : PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 7
4 n 4P n 1 P (N 1 )n (N )n ( A 0 )n i10 (P P 4(N i10 )n 1 ) Cobalt (5) Radionuklida Co-60 meluruh menghasilkan pancaran sinar gamma yang serentak dan koinsiden dengan energi 1173 dan 133 kev. Pada Gambar. disajikan spektrum Co-60 pada pencacahan menggunakan sistem spektrometri gamma detektor HPGe. Penentuan aktivitas secara absolut dapat dilakukan dengan perumusan sebagai berikut 7 : A T N 1 N A 1... (6) A : aktivitas N 1 : luas spektrum energi puncak γ1 N : luas spektrum energi puncak γ N 1 : luas puncak jumlah T : luas total dibawah seluruh spektrum γ Apabila sumber dibagi menjadi bagian yang lebih kecil, misalnya n bagian dengan volume sama besar, maka tiap-tiap bagian mempunyai aktivitas : (N 1 )n(n )n An Tn... (7) (N 1 )n n : bagian sumber ke n Maka harga aktivitas total dari seluruh n bagian dapat diperoleh dengan perumusan sebagai berikut : n (N 1 ) n (N ) At Tn n... (8) (N i10 1 ) n Dengan memperkecil volume menjadi n bagian tersebut diharapkan kesalahan pengukuran akibat efek geometri dapat diminimalkan. III. TATA KERJA Bahan dan Peralatan 1. Sumber Co-60 dan I-15. Larutan CoCl dalam HCl 0,1 N 3. Larutan 5 mg/liter NaI + 60 mg/liter Na SO 3 dalam 0,001M NaOH. 4. Pipet 100 ml dan 10 ml. 5. Sistem spektrometer gamma dengan detektor HPGe. 6. Sistem Kamar Ionisasi 4γ-Capintex CRC-7BT 7. Vial plastik 150 dan 5 ml. 8. Pengolah data Pembuatan Cuplikan : Sumber Co-60 dan I-15 yang digunakan dalam bentuk cair pada ampul gelas masing-masing dengan volume kurang dari 0,5 ml. Kemudian masing-masing sumber diencerkan menjadi 100 ml pada wadah vial plastic 150 ml, sumber Co-60 diencerkan menggunakan larutan pengemban 0,05 gram/liter CoCl 6H O dalam HCl 0,1N, sedangkan sumber I-15 diencerkan menggunakan larutan pengemban digunakan 5 mg/liter NaI + 60 mg/liter NaHSO 3 dalam 0,001M NaOH 4. Kemudian masingmasing sumber yang telah diencerkan tersebut dibagi menjadi 10 bagian, tiap-tiap bagian 10 ml pada wadah vial plastik 5 ml, diusahakan setiap bagian sama. PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 73
5 Pencacacahan Cuplikan Pencacahan dilakukan menggunakan sistem spektrometer gamma detektor HPGe dan Kamar Ionisasi 4γ-Capintex CRC-7BT. Sumber Co-60 dan I-15 dalam ampul sebelum diencerkan berturut-turut dilakukan pencacahan secara relatif menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe pada jarak 5 cm dari detektor dan Kamar Ionisasi 4γ-Capintex CRC-7BT pada posisi 8 cm dari dasar kamar ionisasi. Setelah diencerkan menjadi 100 ml masing-masing juga dicacah menggunakan metode absolut puncak jumlah, posisi cuplikan menempel pada detektor. Setelah masing-masing sumber di bagi menjadi 10 bagian dicacah menggunakan metode absolut puncak jumlah, posisi cuplikan menempel pada detektor. Gambar 1. Ilustrasi pemasangan gerbang saluran gamma pada spektrum I-15. Pada pencacahan I-15 dengan metode absolut puncak jumlah, gerbang saluran gamma dipasang pada jangkau energi kev (N 1 ) dan 39 7 kev (N ), ilustrasi disajikan pada Gambar 1. Sedangkan pada pencacahan dengan metode absolut puncak jumlah untuk Co-60 gerbang saluran gamma dipasang pada puncak energi 1173 kev (N 1 ), 133 kev (N ), puncak jumlah (N 1 ) dan luas total puncak (T), ilustrasi disajikan pada Gambar. Gambar. Ilustrasi pemasangan gerbang saluran gamma pada spektrum Co-60. IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Tabel 1. menyajikan hasil pencacahan secara relatif terhadap sumber I- 15 dan Co-60 pada ampul gelas menggunakan kamar ionisasi 4γ dan sistem spektrometer gamma detektor HPGe dan pada kedua sumber setelah diencerkan menjadi 100 ml dicacah dengan metode absolut puncak jumlah menggunakan sistem spektrometer gamma detektor HPGe. Terlihat perbedaan hasil cacah untuk I-15 volume 100 ml dibanding volume 0,5 ml berkisar antara,43-3,37%, perbedaan ini cukup besar karena adanya proses atenuasi diri pada sumber volume 100 ml, disamping itu energi gamma I-15 relatif rendah 7 30 kev. Pada sumber yang mempunyai volume besar apabila dilakukan pencacahan, ada bagian sumber yang yang mempunyai jarak dengan detektor sehingga cacah puncak maupun cacah jumlah yang terjadi semakin kecil, N1 N PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 74
6 sehingga cacah total menjadi kecil, yang mengakibatkan laju cacah sumber kecil. Selain itu perbedaan geometri sangat mempengaruhi hasil cacah karena dimensi kristal juga berubah seiring dengan perbedaan volume. Sedangkan pada sumber volume 0,5 ml yang dicacah dengan kamar ionisasi maupun spektrometer gamma mempunyai perbedaan relatif kecil 1,19%. Pada sumber Co-60 perbedaan hasil pencacahan antara sumber volume 0,5 ml dan 100 ml berkisar antara 8,19-8,9%. Dibandingkan I-15 relatif lebih baik, karena Co-60 mempunyai energi gamma yang lebih besar, 1173 dan 133 kev. Sedangkan pada sumber volume 0,5 ml yang dicacah dengan kamar ionisasi maupun spektrometer gamma mempunyai perbedaan relatif kecil 0,79%. Pada Tabel. menyajikan hasil pencacahan 10 buah sumber I-15 volume 10 ml, yang berasal dari sumber 100 ml. Harga aktivitas dihitung menggunakan persamaan (1), didapatkan harga 1715,8 ± 0,36 Bq. Hasil pengukuran dengan metoda ini dibandingkan dengan hasil pengukuran sumber volume 0,5 ml berkisar 0,47 0,7 %. Tabel 3. menyajikan hasil pencacahan 10 buah sumber Co-60 masing-masing mempunyai volume 10 ml. Dengan persamaan (3) dapat dihitung nilai aktivitas untuk masing-masing sumber, terlihat bahwa perbedaan satu sama lain relatif kecil kurang dari 1%. Dengan persamaan (4) didapatkan nilai aktivitas total kesepuluh sumber tersebut yaitu 11801,3 ± 0,71%Bq. Hasil pengukuran dengan metoda ini dibandingkan dengan hasil pengukuran sumber volume 0,5 ml berkisar 0,31 0,49 %. Hasil pencacahan sumber I-15 dan Co-60 yang dibagi menjadi 10 bagian, masing-masing 10 ml, relatif lebih baik dibandingkan dengan hasil pencacahan langsung terhadap sumber volume 100ml. Tabel 1. Hasil pencacahan I-15 dan Co-60 volume 0,5 ml dan 100 ml Sumber Volume Metode Aktivitas (Bq) Keterangan I-15 0,5 ml Relatif / Kamar ionisasi 4γ Relatif / Spektrometer γ 0,5 ml + larutan Absolut puncak pengemban 99,5 ml jumlah, = 100 ml spektrometer γ. 1651,7 ± 0,6% Posisi 8 cm dari dasar. 1804,45 ± 1,1% Jarak sumber 5 cm dari detektor 981,55 ±,8% Jarak sumber 0 cm dari detektor Co-60 0,5 ml Relatif / Kamar ionisasi 4γ Relatif / Spektrometer γ 0,5 ml + larutan Absolut puncak pengemban 99,5 ml jumlah, = 100 ml spektrometer γ ,96±0,4% Posisi 8 cm dari dasar ,01±1,1% Jarak sumber 5 cm dari detektor ,49±,8% Jarak sumber 0 cm dari detektor PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 75
7 Harga aktivitas dihitung menggunakan Persamaan 1, didapatkan harga 1715,8 ± 0,36 Bq. Hasil pengukuran dengan metoda ini dibandingkan dengan hasil pengukuran sumber volume 0,5 ml berkisar 0,47 0,7 %. Tabel 3. menyajikan hasil pencacahan 10 buah sumber Co-60 masing-masing mempunyai volume 10 ml. Dengan Persamaan 3 dapat dihitung nilai aktivitas untuk masing-masing sumber, terlihat bahwa perbedaan satu sama lain relatif kecil kurang dari 1%. Dengan Persamaan 4 didapatkan nilai aktivitas total kesepuluh sumber tersebut yaitu 11801,3 ± 0,71% Bq. Hasil pengukuran dengan metoda ini dibandingkan dengan hasil pengukuran sumber volume 0,5 ml berkisar 0,31 0,49 %. Hasil pencacahan sumber I-15 dan Co-60 yang dibagi menjadi 10 bagian, masing-masing 10 ml, relatif lebih baik dibandingkan dengan hasil pencacahan langsung terhadap sumber volume 100ml. Tabel. Hasil pencacahan 10 buah sumber I-15 volume 10 ml. No. Cps puncak energi Cps puncak energi Bagian (13 39) kev (N 1 ) (39 7) kev (N ) Aktivitas (Bq) 1 457,83 64, ,85 456,46 74,4 17, ,01 60,46 138, ,48 63,9 1319, ,8 70,1 16, ,97 71,0 13, ,98 67,91 141, ,84 6,08 158, ,8 65,98 149, ,75 64,9 1304,91 Σ Aktivitas : 1715,8 Tabel 3. Hasil pencacahan 10 buah sumber Co-60 volume 10 ml. No. Bagian Cps. Puncak 1173 kev(n1) Cps puncak 133 kev(n) Cps puncak Jumlah (N1) Cps Total(T) Aktivitas (Bq) 1 74,9 59,80 19,4 957,6 1190,1 71,65 58,10 18,46 958, , ,45 59,75 19,0 956,8 1178, ,39 58,9 19,87 96, , ,34 57,3 19,73 958, , ,4 59,18 18,94 960,8 1183,43 7 7,89 59,37 18,59 960, ,57 8 7,06 58,91 19,16 959, ,1 9 71,8 58,75 18,85 957,3 1179, ,89 57,98 19,48 958,6 117,3 Σ Aktivitas : 11801,3 ± 0,71% PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 76
8 V. KESIMPULAN DAN SARAN Dari hasil pengukuran terhadap sumber I-15 dan Co-60 bentuk cair dengan metode absolut puncak jumlah menggunakan detektor HPGe, untuk mendapatkan hasil yang optimal perlu diperhitungkan besarnya volume. Pada sumber dengan volume yang relatif besar disarankan untuk dibagi menjadi bagian yang lebih kecil, sehingga efek dari atenuasi diri dan dimensi kristal dapat diperkecil, apabila dilakukan pengukuran menggunakan metode absolut puncak jumlah. UCAPAN TERIMA KASIH Kepada sdr. Holnisar staf Sub Bidang Standardisasi PTKMR, yang telah membantu dalam preparasi pengenceran zat radioaaktif. DAFTAR PUSTAKA 1. PUJADI, CHANDRA, H., (005), Prosiding PPI-PDIPTN 005, Puslibang Teknologi Maju, BATAN.. KAWANO, T., AND EBIHARA, H., (1990), International Journal of application Radiation Isotopes, Vol. 41, pp NCRP, 58, 1985, A Hand Book Of Radioactivity Measurement Procedures, National Council on Radiation Protection and Measurement, USA. 4. MING CHEN YUAN AND WEN SONG HWANG (000), The Absolute counting of I-15, International Journal of application Radiation Isotopes. Vol. 5, pp R.H. MARTIN AND J.G.V. TAYLOR (199), The standardization of I-15 : a comparison of three methods. Nuclear instruments and method in physics research A31, GUY RATEL (1995), Activity concentration of a solution of I-15 : Result of an international comparison. Nuclear instruments and method in physics research A G.A. BRINKMAN, A.H.W. ATEN (1963), Absolute standardization with NaI(Tl) crystal. International Journal of application Radiation Isotopes, Vol 14, pp TANYA JAWAB 1. Penanya : Eko Pujadi - PTKMR Pertanyaan : 1. Larutan pengemban yang digunakan berupa apa?. Apa yang dimaksud posisi 8 cm dari dasar dengan jarak 5cm dari detektor? Jawaban : Hermawan Chandra 1. Co-60 larutan pengembannya CoCl dalam HCl 0,1N sedangkan I-15 larutan pengembannya NaI+Na SO 3 dalam 0,001M NaOH.. Jarak sumber ke detektor 5 cm pada pengukuran menggunakan detektor HPGe, sedangkan jarak 8 cm pada pengukuran menggunakan kkamar pengion.. Penanya : Leli Nirwani - PTKMR Pertanyaan : 1. Apakah sudah dicoba menggunakan sumber standar 137 Cs?,. Kalau melihat dari energinya 137 Cs berada diantara 15 I dan 60 Co, kira-kira haslnya bila dibandingkan dengan 137 Cs bagaimana? Jawaban : Hermawan Chandra 1. Belum dicoba menggunakan 137Cs.. Apabila dilakukan 137 Cs kemungkinan rentang perkiraan pengukuran masing-masing sampel lebih baik di pengukuran 15 I. PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 77
9 3. Penanya : Wahyudi - PTKMR Pertanyaan : 1. Bagaimana cara membagi sumber standar menjadi 10 bagian sama besar? Jawaban : Hermawan Chandra 1. Sumber standar dibagi menggunakan syringe kemudian mencacah hasil usapan menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe. PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 78
METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH
Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER
Lebih terperinciFAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR
78 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR Pujadi 1, Gatot Wurdiyanto 1 dan
Lebih terperinciPENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
258 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal 258-264 PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Hermawan
Lebih terperinciMETODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS
METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS Gatot Wurdiyanto, Holnisar, dan Hermawan Candra Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK Telah
Lebih terperinciSIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari
Lebih terperinciPENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139
252 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal. 252-257 PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139 Holnisar, Hermawan Candra, Gatot Wurdiyanto
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR
PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu- DI LABORATORIUM PTNBR Indah Kusmartini, Djoko Prakoso Dwi Atmodjo, Syukria Kurniawati, Diah Dwiana Lestiani Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciSIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
Lebih terperinciPROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210
ARTIKEL PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ABSTRAK Arief Goeritno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA
Lebih terperinciPENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciOPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN
ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH
Lebih terperinciPENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90
PENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90 Wijono, Gatot Wurdiyanto, dan Pujadi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi
Lebih terperinciOPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI
Lebih terperinciPenentuan Aktivitas Radionuklida 60 Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi
Hermawan Candra / Penentuan Aktivitas Radionuklida Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi 325 Penentuan Aktivitas Radionuklida Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi Hermawan Candra*, Gatot Wurdiyanto
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciPENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI
PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI Wijono, Pujadi, dan Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENGUNGKUNGAN 85 Kr, 133 Xe,
Lebih terperinciVALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung
Lebih terperinciPENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 011 PENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153 Wijono, Gatot Wurdiyanto Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN, Jl.Lebak Bulus No.49 Jakarta, 1440
Lebih terperinciPENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL
Berkala Fisika ISSN : 1410-966 Vol. 9, No.4, Oktober 006, hal 197-01 PENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL Wijianto 1,
Lebih terperinciKARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO
KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO Rasito, Zulfahri, S. Sofyan, F. Fitriah, Widanda*) ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -
Lebih terperinciUJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto
Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN
Lebih terperinciPemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas di Bidang Kedokteran Nuklir
30 Pemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas Gatot Wurdiyanto dan Pujadi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) Badan Tenaga
Lebih terperinciANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II)
1D0000065 ANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II) r - :' C 0 Ermi Juita, Nazaroh, Sunaryo, Gatot Wurdiyanto, Sudarsono, Susilo Widodo, Pujadi Pusat Standardisasi dan Penelitian Keselamatan
Lebih terperinciSTANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA
STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA Gatot Wurdiyanto, Hermawan Candra dan Pujadi Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN, Jalan Lebak Bulus No. 49 Jakarta, 12440 Email: gatot_w@batan.go.id
Lebih terperinciPengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 226 Ra, 137 Cs dan 60 Co menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor Merlin Gerin CPGB 1
60 Wijono, dkk / Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 6 Ra, 37 Cs dan menggunakan Pencacah Kamar Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 6 Ra, 37 Cs dan menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor
Lebih terperinciJurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 2, April 2014 ISSN
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN SINGLE PHOTON EMISSION COMPUTED TOMOGRAPHY (SPECT) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY Ra 226 Friska Wilfianda Putri 1, Dian Milvita
Lebih terperinciPENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK
ISSN 0852-4777 Penggunaan Sinar-X Karakteristik U-Ka2 dan Th-Ka1 Pada Analisis Komposisi Isotopik Uranium Secara Tidak Merusak (Yusuf Nampira) PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS
Lebih terperinciValidasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma
Validasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma Khusnul Wicaksono Sukowati 1, Gede Sutresna Wijaya 2, Anung
Lebih terperinciPenentuan karakteristik cacahan pada counter dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 60 Co dan 137 Cs
Youngster Physics Journal ISSN: 232-7371 Vol. 6, No. 2, pril 217, Hal. 151-156 Penentuan karakteristik cacahan pada dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 6 Co dan 137 Cs Hendrika Liana Sari dan Wahyu
Lebih terperinciANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY
ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY YULIUS SUMARNO, UNGGUL HARTOYO, FAHMI ALFA MUSLIMU Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang
Lebih terperinciPERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Urania Vol. 15 No. 2, April 2009 : 61-115 ISSN 0852-4777 PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini (1) dan Dian Anggraini (1)
Lebih terperinciPENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT
PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL Elistina Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN
Lebih terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciJurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 3, Juli 2014 ISSN
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN SINGLE PHOTON EMISSION COMPUTED TOMOGRAPHY (SPECT) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY I 131 Yosi Sudarsi Asril 1, Dian Milvita 1, Fadil
Lebih terperinciPENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Iis Haryati, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan
Lebih terperinciSTANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL
STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL Wahyudi, Dadong Iskandar, dan Kusdiana Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK STANDARDISASI
Lebih terperinciVALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA
ISSN 1979-2409 Validasi Metoda Analisis Isotop U-233 Dalam Standar CRM Menggunakan Spektrometer Alfa ( Noviarty, Yanlinastuti ) VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA
Elin Nuraini, dkk. ISSN 0216-3128 383 ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA Elin Nuraini, Sunardi, Bambang Irianto PTAPB-BATAN
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe
Youngster Physics Journal ISSN : 2302-7371 Vol. 4, No. 2, April 2015, Hal 189-196 PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe Miftahul Aziz 1),Eko Hidayanto
Lebih terperinciPENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA WAHYUDI *), DADONG ISKANDAR *), DJOKO MARJANTO **) *) Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jl. Lebak Bulus
Lebih terperinciMETODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π
220 ISSN 0216-3128 Gatot Wurdiyanto, dkk. METODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π Gatot Wurdiyanto, Holnisar Pusat
Lebih terperinciSPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)
SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M0209054, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciSTUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR STATIK MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY IODIUM-131 (I 131 )
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR STATIK MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY IODIUM-131 (I 131 ) Rima Ramadayani 1, Dian Milvita 1, Fadil Nazir 2 1 Jurusan Fisika
Lebih terperinciSPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)
SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M2954, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK Aras-aras inti dipelajari
Lebih terperinciPENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. XIII No. 2, Oktober 2016 : 13-18 PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS ABSTRAK Yulius Sumarno, Rohidi, Fahmi
Lebih terperinciPEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4
PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4 Arif Nugroho*, Rosika Kriswarini*, Boybul*, Erlina* *Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, 15313,arif52@
Lebih terperinciKALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU
KALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU Imam Sholihuddin, Drs. Johan A. E. Noor, M.Sc, PhD, Drs. H. Bunawas, APU. Jurusan Fisika, FMIPA Universitas
Lebih terperinciRADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin
RADIOKALORIMETRI Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15314, Telp/fax (021) 7563141 1. PENDAHULUAN
Lebih terperinciMetode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gamma
Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 49 Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gatot Wurdiyanto,
Lebih terperinciSTANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR
STANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR Pusat Standardisasi dan Jaminan Mutu Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Januari 2007 Pengantar Sejak tahun 2000 BATAN telah ditunjuk oleh Badan Standardisasi
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT
GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK
Lebih terperinciEVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR
EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya
Lebih terperinciAnalisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo
Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Merina Handayani 1, Heru Prasetio 2, Supriyanto Ardjo Pawiro 1 1 Departemen Fisika,
Lebih terperinciKOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED
KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED Muhammad Muhyidin Farid, Tri Bambang Lestariyanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciDEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN
ANALISIS RADIONUKLIDA ALAM PADA DEBU VULKANIK DAN LAHAR DINGIN GUNUNG SINABUNG KABUPATEN KARO DENGAN MENGGUNAKAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) SKRIPSI HARPINA ROSA PUTRI G 120802066 DEPARTEMEN
Lebih terperinciSTUDI PERBANDINGAN METODE AKTIVASI NEUTRON DAN ELEKTRODEPOSISI PADA PENENTUAN URANIUM DAN THORIUM DALAM CONTOH URIN
STUDI PERBANDINGAN METODE AKTIVASI NEUTRON DAN ELEKTRODEPOSISI PADA PENENTUAN URANIUM DAN THORIUM DALAM CONTOH URIN Ruminta Ginting Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK STUDI PERBANDINGAN
Lebih terperinciKAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A
Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216-3128 27 KAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A Gatot Wurdiyanto, Sri Inang Sunaryati dan Susetyo Trijoko Puslitbang
Lebih terperinciMETODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA Kristiyanti, Tri Harjanto, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd 71 lt 2
Lebih terperinciPENENTUAN KETEBALAN DEAD LAYER DETEKTOR HPGe MELALUI SIMULASI DAN PENGUKURAN KURVA KALIBRASI EFISIENSI UNTUK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 17 Nomor 2, Desember 2014 (Volume 17, Number 2, December, 2014) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Center
Lebih terperinciPenentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller
Jurnal Sains & Matematika (JSM) ISSN Artikel 0854-0675 Penelitian Volume 15, Nomor 2, April 2007 Artikel Penelitian: 73-77 Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller M. Azam 1,
Lebih terperinciUnnes Physics Journal
Unnes Physics 1 (1) (2012) Unnes Physics Journal http://journal.unnes.ac.id/sju/index.php/upj PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR INSTALASI RADIODIAGNOSTIK RUMAH SAKITDI SEMARANG Lely. N*,
Lebih terperinciPusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional
Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional 1 Pokok Bahasan STRUKTUR ATOM DAN INTI ATOM A. Struktur Atom B. Inti Atom PELURUHAN RADIOAKTIF A. Jenis Peluruhan B. Aktivitas Radiasi C. Waktu
Lebih terperinciPENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI
ISSN 1979-2409 PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI Noviarty, Darma Adiantoro, Endang Sukesi, Sudaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciPrinsip Dasar Pengukuran Radiasi
Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi Latar Belakang Radiasi nuklir tidak dapat dirasakan oleh panca indera manusia oleh karena itu alat ukur radiasi mutlak diperlukan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi
Lebih terperinciPEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005
PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 005 Agus Gindo S., Syahrir, Sudiyati, Sri Susilah, T. Ginting, Budi Hari H., Ritayanti Pusat Teknologi Limbah
Lebih terperinciPEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN
PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN Muji Wiyono dan Wahyudi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciBAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli
BAB 3 METODE PENELITIAN 3.1. Alat dan Bahan 3.1.1. Alat Penelitian Alat yang digunakan untuk pengukuran radionuklida alam dalam sampel adalah yang sesuai dengan standar acuan IAEA (International Atomic
Lebih terperinciPenentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) Prihatin Oktivasari dan Ade Agung Harnawan Abstrak: Telah dilakukan penentuan kandungan
Lebih terperinciSIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI
Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN
Lebih terperinciPenentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium
Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium Tjipta BATAN Serpong, Jakarta E-mail: tjipta60@gmail.com Abstract The purpose of this study was to determine
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK DETEKTOR SODIUM IODIDE DALAM PEMANFAATANNYA SEBAGAI SEGMENTED GAMMA SCANNER LIMBAH RADIOAKTIF
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 17 Nomor 2, Desember 2014 (Volume 17, Number 2, December, 2014) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Center
Lebih terperinciPENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN
90 ISSN 016-318 Gede Sutresna W., dkk. PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( PU DAN CM) HASIL MIKRO- PRESIPITASI Gede Sutresna Wijaya, M. Yazid PTAPB-BATAN, Yogyakarta, E-mail : gedews@batan.go.id
Lebih terperinciIRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT
86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciPENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133
Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216-3128 405 PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133 Gatot Wurdiyanto, Pujadi Pusa/ Teknologi Keselamatan dan Me/rologi Radiasi. Badan Tenaga
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO
Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,
Lebih terperinciPENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge
Berkala Fisika Indoneia Volume 3 Nomor 1 & 2 Januari & Juli 2011 PENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge Eko Mulyadi SMKN 3 Yogyakarta Jl. R.W. Monginsidi 2A, Yogyakarta E-mail:
Lebih terperinciKAJIAN VALIDASI METODE SPEKTROMETRI GAMMA SUPRESI COMPTON DENGAN STANDAR SRM LINGKUNGAN
88 ISSN 0216-3128 H. Muryono KAJIAN VALIDASI METODE SPEKTROMETRI GAMMA SUPRESI COMPTON DENGAN STANDAR SRM LINGKUNGAN H. Muryono Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan-BATAN ABSTRAK KAJIAN VALIDASI
Lebih terperinciPENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON
Proseding Seminar Nasional Fisika dan Aplikasinya Sabtu, 21 November 2015 Bale Sawala Kampus Universitas Padjadjaran, Jatinangor PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN
Lebih terperinciINTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK
INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK Moeridun Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten. ABSTRAK INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL
Lebih terperinciSTUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 )
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 ) Resky Maulanda Septiani 1, Dian Milvita 1, Fadil Nazir 2 1
Lebih terperinciDAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. HALAMAN PERSEMBAHAN...
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v HALAMAN MOTTO... vi KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR
Lebih terperinciPeak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko
; Widyanuklida Vol. 8. No. )-2 Desernber 2007 Penentuan Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko Yustina Tri Handayani Pusdiklat - Badan Tenaga Nuklir Nasional Abstrak Penentuan
Lebih terperinciPEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS DEBU DI UDARA DAERAH KERJA PPGN TAHUN 2011
PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS DEBU DI UDARA DAERAH KERJA PPGN TAHUN 2011 Bambang Purwanto, Ngatino, Amir Djuhara Pusat Pengembangan Geologi Nuklir Jl. Lebak Bulus Raya No. 9 Kawasan PPTN Pasar Jumat Jakarta
Lebih terperinciDETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR
170 Indo. J. Chem., 00, (), 170-174 DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR Penentuan Batas Deteksi Unsur N, P,
Lebih terperinciPENGARUH KOMPOSISI VOLUME LARUTAN SINTILATOR PADA PENGUKURAN AKTIVITAS 90 Sr
PENGARUH KOMPOSISI VOLUME LARUTAN SINTILATOR PADA PENGUKURAN AKTIVITAS 90 Sr Gatot Wurdiyanto Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir BATAN Jalan Cinere Pasar Jumat, Jakarta 12440 PO Box 7043
Lebih terperinciPENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3
ISSN 0852-4777 Penentuan Isotop 137Cs dan Unsur Cs Dalam Larutan Aktif CsNO3 (Dian Anggraini dan Rosika Kriswarini) PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3 Dian Anggraini (1), Rosika
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah suatu penyakit yang disebabkan oleh adanya sel-sel yang membelah secara abnormal tanpa kontrol dan mampu menyerang jaringan sehat lainnya. Data
Lebih terperinciSistem Pencacah dan Spektroskopi
Sistem Pencacah dan Spektroskopi Latar Belakang Sebagian besar aplikasi teknik nuklir sangat bergantung pada hasil pengukuran radiasi, khususnya pengukuran intensitas ataupun dosis radiasi. Alat pengukur
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.
ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. Benar Bukit, Kristiyanti, Hari Nurcahyadi Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI
Lebih terperinciKALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR - BATAN
PI'OSIdI/JJ portomuan dan ProsontasJ Ilmlah FWiDSlonaJ Toknls Non POIUIIIU,18 D8s8mIJor 2006 ISSN :1410 6381 KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR BATAN ABSTRAK KALIBRASI
Lebih terperinciBAB IV Alat Ukur Radiasi
BAB IV Alat Ukur Radiasi Alat ukur radiasi mutlak diperlukan dalam masalah proteksi radiasi maupun aplikasinya. Hal ini disebabkan karena radiasi, apapun jenisnya dan berapapun kekuatan intensitasnya tidak
Lebih terperinciPENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA
PENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA L. Kwin Pudjiastuti, Sri Widayati, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENERAPAN KOEFISIEN
Lebih terperinciVALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137,
Lebih terperinciDENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2006 TENTANG LABORATORIUM DOSIMETRI, KALIBRASI ALAT UKUR RADIASI DAN KELUARAN SUMBER RADIASI TERAPI, DAN STANDARDISASI RADIONUKLIDA DENGAN RAHMAT
Lebih terperinciBAB II RADIASI PENGION
BAB II RADIASI PENGION Salah satu bidang penting yang berhubungan dengan keselamatan radiasi pengukuran besaran fisis radiasi terhadap berbagai jenis radiasi dan sumber radiasi. Untuk itu perlu perlu pengetahuan
Lebih terperinci