ANALISIS URANIUM SECARA RADIOMETRI GUNA KLARIFIKASI AKUNT ANSI BAHAN NUKLIR

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "ANALISIS URANIUM SECARA RADIOMETRI GUNA KLARIFIKASI AKUNT ANSI BAHAN NUKLIR"

Transkripsi

1 Prosiding Seminar T eknologi pengamanan Jakarta, 29 September 24 Bahan Nuklir ke-5 ISSN: ANALISIS URANIUM SEARA RADIOMETRI GUNA KLARIFIKASI AKUNT ANSI BAHAN NUKLIR Yusuf Nampira Pusat Pengembangan Teknologi Bahan Bakar Nuklir clan Daur Ulang-BATAN ABSTRAK ANALISIS URANIUM SEARA RADIOMETRI GUNA KLARIFIKASI AKUNTANSI BAHAN NUKLIR. Uranium digunakan dalam kegiatan pengembangan bahan bakar nuklir. Penggunaan bahan tersebut terkena peraturan safeguard yaitu diberlakukannya akuntansi bahan nuklir. Sehubungan dengan hal terse but, maka aliran bahan nuklir yang digunakan dalam proses pengembangan perlu diklarifikasi keberadaannya. Dalam rangka klarifikasi ini dilakukan analisis uranium baik dalam bahan dasar, produk pengembangan proses maupun limbah yang dihasilkan. Berdasarkan sifat radionuklida uranium yang meluruh dengan memancarkan radiasi alpha dan gamma, uranium dapat dianalisis dengan metode radiometri. Analisis uranium menggunakan metode radiometri akan memberikan informasi ten tang total kandungan dan komposisi isotopic uranium dalam bahan nuklir. ABSTRAT URANIUM ANALYSIS BY RADIOMETRY FOR LARIFIATION OF NULEAR MATERIAL AOUNTANY. The uranium was used in the activity of the development of nuclear fuel. Using of the fissile material incurred by regulation of safeguard that is implemented by accounting of nuclear material. Referring to this mentioned, so the stream of the nuclear material used in the development require to be clarified its existence. In order to this clarification has been done by analysis of uranium in elementary material, product of development process and also the waste yielded. Pursuant to nature of radionuclide of uranium which decays by transmitted alpha and gamma radiation, the uranium can be analyzed by radiometry method. The uranium analysis use radiometry methods shall give information of total content and isotopic abundance of nuclear material. PENDAHULUAN Dalam kegiatan pengembangan bahan bakar nuklir yang selalu berkaitan dengan bahan dapat belah, yang dimulai dari pengembangan proses pembuatan bahan bakar nuklir, penggunaan bahan bakar dalam reaktor hingga pengujian pasca iradiasi. Adapun bahan dapat belah terse but sejak pengolahan dari bahan mineral, penyimpanan maupun penggunaan bahan nuklir dalam pe-ngembangan bahan bakar, baik dalam proses pembuatan bahan bakar maupun pengujiannya perlu dilakukan penghitungan atau akuntansi bahan nuklir[l,21. Dalam melakukan akuntansi terse but dilakukan dengan cara penghitungan, penimbangan maupun dengan pengukuran. Bahan dapat belah yang terkena peraturan tersebut antara lain U-235 dan Pu-239. Uranium terdiri dari beberapa isotop, yaitu U-234, U-235, U-236 dan U-238. Semua isotop uranium terse but merupakan inti tidak stabil dan mengalami peluruhan dengan memancarkan radiasi alpha. Isotop U-234 dan U-235 disamping memancarkan radiasi alpha juga memancarkan radiasi gammal3]. Peluruhan U-235 dan U-238 ditunjukkan pad a Gambar 1. Di dalam reactor, U-235 sebagai bahan bakar akan mengalami pembelahan dan menghasilkan beberapa jenis radionuklida yang sebagian besar memancarkan radiasi gamma, disam ping itu dalam bahan bakar pasca irradiasi mengandung hasil pembiakan dari U-238, sisa U-235 dan radioisotop uranium lainnva.

2 Ano/isis Uronivm Secoro Rodiometri Gvno Klorifikosi Akvntonsi ISSN: Bohon Nvk/ir, Yvsvf Nompiro, : wl IIU '2 T"-.. 2 l."ya"'-fth "-" Rci?)...z;;..r-OO6W /.22JI i Zi9,.J "'p...i"e. Ol I> :rl?. I)"._,, 2 "'u /" 234 lj4t.4j....'14 23 i 22tr 21'11.." I-,."../ " L "," ' "'". 214 lot ".1811 ".I.-.L..:.I IJ ) / AI.m..o"bl'. Z Gambar la. Proses Peluruhan 235U Guna mendukung kegiatan akuntansi bahan nuklir analisis uranium dapat dilakukan dengan beberapa cara, diantaranya dengan cara kimia maupun dengan cara analisis tidak merusak[4j. Berdasarkan sifat peluruhan uranium di atas, analisis bahan nuklir uranium dan plutonium dapat dilakukan dengan radiometri, yaitu dengan mengukur radioaktivitas isotop uranium atau melalui pengukuran radioaktivitas anak luruh atau hasil belah uranium-235. Pengukuran ini dilakukan dengan mengukur radiasi gamma atau radiasi alpha dari isotop uranium atau mengukur radiasi gamma radionuklida yang bersangkutan dengan uranium. Penghitungan dalam pengukuran kuantitatif uranium menggunakan metode ini ditentukan dengan mengukur intensitas radiasi pada energi yang bersangkutan, yang dinyatakan dalam net area per waktu pencacahan. Bila net area per waktu pencacahan sampel dinyatakan sebagai cacah per detik (ps)sampel dan standar mengandung isotop uranium beraktivitas Ast adalah (ps)st, maka untuk menghitung kandungan uranium dalam sampel!i':" 8:'" 8) '.';;;'.!'O,,4!()f'o G! / Ulrtl/.'6 URo.-"." 1 "' liu!!)t./ 1'" ".! I I.- I '_I Gambar lb (; 8e 9 9t AIOOl" numb',. l Proses Peluruhan 238U didasarkan pacta penggunaan rumus di bawah ini : A= (QS}l EXYi E = Efisiensi pengukuran Yi = Prosentasi radioaktivitas pacta energi pengukuran Bila pengukuran standar dan cu plikan dilakukan pacta energi radiasi alpha yang sarna rnaka penentuan terse but dapat dilakukan dengan rnenggunakan persarnaan relatif : atau PS)samD1 = Asampl (ps)st Ast Asampel.(PS)samEel X Ast [ps)st Berdasarkan persamaan di atas dapat diturunkan menjadi persamaan perbandingan isotop uranium-235 terhadap isotop uranium-238, sehingga persamaan tersebut menjadi: {(N)U-235/U23S}sampel = {(ps)u-235/u23s}sampel {(ps)u-235/u23s}st X {(N)U-235/U-238}st (N)U-235/U-238 = Perbandingan atom uranium-235/uranium-238 (3) Sedangkan prosentase isotop uranium dalam uranium-235 dalam sampel adalah:,..(1) 32

3 235U % 235U = X 1% 234lJ + 235lJ + 236lJ + 238lJ (4) Vi = (N)u-i / 6,2.123 X = (psji/(e X Yi X Aj / 6,2 123) ANALISIS URANIUM SEARA RADIMETRI ALPHA Sifat dati radiasi alpha yaitu mempunyai tenaga besar dan berdaya tembus rendah (radiasi alpha bertenaga 4 MeV menghasilkan 13. pasangan ion dalam udara sebelum berhenti, hal ini ekivalen dengan jarak tembus,5 mm dalam aluminium). Sehubungan dengan sifat tersebut, agar hasil analisis uranium menggunakan metode ini mendekati nilai kandungan sebenarnya dalam bahan yang dianlisis dibutuhkan suatu sampel mendekati keadaan lapisan tunggal. Hal ini diperlukan untuk memperkecil serapan radiasi alpha oleh matriks sampel, sehingga radiasi yang terdeteksi mencerminkan radiasi alpha dari sampel tersebut. Energi radiasi alpha maksimum dari isotop uranium ditunjukkan dalam Tabel 1. Berdasarkan energi radiasi tersebut digunakan untuk analisis isotop uranium dalam sampel. Tabel 1 Energi Radiasi Alpha dan Aktivitas Jenis Isotop Uranium Hasil pengukuran cacah radiasi alpha menggunakan pencacah salur ganda (MA) dengan detektor semikonduktor sawar muka dati beberapa radio-aktivitas standar SRM U- 993 yang dipersiapkan dengan cara elektrodeposisi dalam media amonium klorida jenuh pacta pelat kuningan dilapis krom[si, ditunjukkan pad a spektrum Gambar 2. Hasil pencacahan berbagai kandungan uranium dalam larutan tersebut menunjukkan suatu hubungan linear dengan aktivitas uranium-235 dalam sam pel. Hubungan ini mempunyai koefisien arab sebagai nitro 1/ (E x Yi). Keadaan ini menunjukkan bahwa radiasi yang terukur mencerminkan kandungan uranium yang acta dalam sam pel (Gambar 3) dan pacta hasil pengendapan dengan cara elektrodeposisi terse but belum tampak adanya serapan radiasi alpha oleh sam pel yang terendapkan. Hal ini sesuai dengan persamaan (1) di atas.

4 Anolisis Uranium Secoro Rodiometri Guno Klorifikosi Akuntonsi ISSN: Bohon Nuklir, Yusuf Nompiro, 'i '-..c cu u cu (.,) 2 y = O,1439x +,54 1,8 R2 1,6 1,4 1,2 1,8,6,4,2 o. L -r Gambar 2. Hubungan antara Aktivitas Uranium dalam Standar U SRM-U993 Adapun spektrum uranium alam yang diperoleh dari analisis seperti pacta analisis uranium standar di atas, ditunjukkan dalam Gambar 3(51, Hasil analisis komposisi isotopik uranium alarn menggunakan cara ini dengan pembanding standar di atas menunjukkan nilai yang mendekati harga komposisi isotopik di dalam tabel nuklida (Tabel 2) Pengukuran komposisi isotopik uranium dalam limbah uranium yang disementasi mempunyai matriks SiO2 dan A123. Matriks terse but akan menyerap radiasi alpha dari isotop uranium di dalamnya. Hal ini menyebabkan terjadinya pemindahan energi dari radiasi alpha ke matriks tersebut. Adanya pemindahan terse but maka energi alpha yang terdeteksi tidak menunjukkan energi radiasi isotop yang acta dalam cuplikan. Keadaan ini ditunjukkan dalam Gambar 4a. Bila sampel tersebut disiapkan melalui pemisahan uranium dari matriksnya menggunakan cara ekstraksi dalam media asam nitrat- TBP dan kerosen, uranium yang berada dalam rase organik diambil melalui elektrodeposisi dalam media amonium klorida jenuh, peinisahan tersebut menyebabkan pengaruh efek matrik semen pacta analisis. Puncak-puncak spektrum radiasi alpha yang diperoleh menggambarkan isotop uranium dalam limbah seperti yang ditunjukkan dalam Gambar 4b[6J. Berdasarkan pengukuran yang dengan didahului pemisahan ini, kandungan dalam sam pel dan komposisi isotopik uranium dapat ditentukan menggunakan Persamaan Persamaan 3 di atas. 1 dan

5 !H Prosiding Seminar Teknologi Pengamanan Bahan Nuklir ke-5 akarta, 29 September 24 ISSN: i III III III ); I IiI -- IIAII Gambar 4a: Spektrum Alpha dari Gambar 4b Spektrum Alpha dari Limbah Uranium yang Limbah Uranium yang Disementasi tanpa Disementasi melalui Pemisahan Matriks Pemisahan Matriks Semen Semen PENENTUAN URANIUM DENGAN METODE RADIOMETRI GAMMA Seperti yang telah dikemukakan pacta pendahuluan bahwa U-235 dalam peluruhannya memancarkan radiasi alpha dan radiasi gamma, sedangkan uranium-238 meluruh dengan memancarkan radiasi alpha, akan tetapi anak luruhnya yaitu thorium-234 disamping memancarkan radiasi beta juga memancarkan radiasi gamma. Berdasarkan peluruhan isotop uranium terse but maka analisis uraium dapat dilakukan melalui pecacahan radiasi pacta energi 186 key yang mengidentifikasi adanya radionuklida U-235 dan energi 92 key untuk dasar analisis uranium 238. Adapun spektrum pencacahan gamma uranium menggunakan detektor Ge(Li) dan penganalisa salur ganda (MA) ditunjukkan dalam Gambar c'" G, Gambar 5. Spektrum Gamma dan U3S

6 kadungan uranium dalam sampel (g) 1 Gambar 6a. Hubungan antara Laju acah terhadap Berat Uranium Radiasi gamma yang dipancarkan oleh uranium-235 maupun radiasi dari thorium-234 (anak luruh uranium 238) dapat menembus hingga ketebalan sam pel 5 mm (berat sam pel loog) atau dapat dikatakan bahwa hingga ketebalan sampel tersebut belum terjadi penyerapan radiasi oleh matriks sampel[7). Hal ini ditunjukkan dengan hubungan an tara laju cacah radiasi dengan berat sampel menunjukkan hubungan linier. Oleh sebab itu analisis uranium menggunakan metode ini dengan standar U-OO5-A, memberikan hasil Gambar 6b. Perbandingan an tara Kandungan Uranium Hasil Pengukuran terhadap Kandungan dalam Sampel kandungan uranium relatif mendekati nilai kandungan uranium dalam sam pel dengan penyimpangan relatif sekitar 4%, keadaan terse but ditunjukkan dalam Gambar 6b. Adapun kestabilan analisis komposii isotopik uranium (angka banding 235U/238U) dengan radiometri gamma ditunjukkan dalam Gambar 7a dan Gambar 7b. Keadaan tersebut menggambarkan bahwa efek matriks kurang berpengaruh pacta analisis perbandingan U-235/U-238. Adapun hasil pengukuran komposisi isotopik uranium ini ditunjukkan dalam Tabel 2..c { :J ṇ c c I c '6 c,9,8,7,6,5,4 5 1 konsetrasi uranium (g/i) berat uranium (g) Gambar 7a. Pengaruh Konsentrasi Uranium pada Perbandingan acah Radiasi Gamma 235U terhadap 238U Gambar 7b. Pengaruh Berat pada Perban. dingan acah Radiasi Gamma 235U terhadap 238U

7 I r-.. r- OX) I r- Z VI..-) <i> -" => z.c U) c E c ) QJ t) ' t) o,!j l.- t) bd Q t) or. ro o bd - t) ro -; ' S. I.- os. +"' cn : -; -- '5.....!!. (: as.r:. as - S: :;=, I V i i I-. v - := Zo"'" t: VV.!)cn I :, af.r:. - '< "i:: +-' G) E Ij td E.s::1.9.e. -U«td (l. i:: +-' V E (/J (/J 1. V- r/)!.- \.. e S.2 S I. i Nil) vvil) ")vo NOO-- nn v X) t--1 ('), N N '1 l1\ If)N O\N If)'""'N! (V) X).- N -,- \ O rn X)I!) VVV 1)VD ('fdd v It) r:-- Il) t--.n <X) N N t'--- - \ \ONOt-- ""ON"" '>NO"" OOOO -ti-ti-ti+i 1/) I/) N '>'>NO NNNO'I t-- t-- t-- f:fi :.8>8 ON -" QJ QJ.D ';:: E c QJ o- -a. E QJ QJ'" ",- )('1. - c -at ;; -".tq -"U3 :I: N V E-- v /) a Q)..., q) '" M :I: 1 S.. t11o; OI"'a):;jroO",() O.c""MI-o <..,1-o2oOv.3:::e. U) '" :::>

8 Analisis Uranium SecorD Radiametri Guna Klarifikasi Akuntansi Bahan Nuklir, Yusuf Nampiro, ISSN: PENGGUNAAN ANALISIS RADIOMETRI URANIUM DALAM KLARIFIKASI AKUNT ANSI BAHAN NUKLIR PADA PENGEMBANGAN BAHAN BAKAR NUKLIR Pelaksanaan akuntansi bahan nuklir dalam kegiatan pengembangan bahan bakar nuklir mencakup proses pengubahan yellow cake ke uranium oksida, proses peletisasi dan perakitan, kemudian diikuti pengujian pasca iradiasi elemen bakar. Di dalam kegiatan pengembangan bahan bakar hingga peletisasi dilakukan analisis uranium baik komposisi isotopik uranium maupun kandungan uranium dalam basil proses, masuk dalam limbah dan YaP;:; hilang dalam proses (Material Un-accounted Fo7j, hill ini dibutuhkan untuk mengklarifikasi uranium yang digunakan. Analisis uranium menggunakan metode radiometri alpha dapat memberikan data komposisi isotopik secara menyeluruh, maka klarifikasi bahan awal akan lebih tepat hila dilakukan menggunakan metode tersebut sedangkan pada menggunakan metode radiometri gamma yang hanya dapat memberikan data angka b!illding 235U/238U. Bila kegiatan pengembangan bahan bakar dilakukan dengan menggunakan bahan uranium yang mempunyai komposisi isitopik uranium sarna, maka pemantauan yang dilakukan dalam proses pengembangan (pemumian kandungan hingga peletisasi) hanyalah uranium dalam hasil pengembangan dan limbah proses pengembangan terse but. Seandainya pengembangan terse but menggunakan bahan uranium dengan komposisi isotopik yang tidak sarna, maka dalam melaksanakan klarifikasi perlu juga memperhitungkan komposisi uranium atau angka banding isotopik uranium dari hasil pengembangan maupun dalam limbah yang dihasilkan, karena peggunaan uraium yang berbeda komposisi isotopiknya memungkinkan untuk teijadinya penrubahan komposisi pada kedua hasil tersebut. Dalam hill klarifikasi uranium pada produk pengembangan, maupun limbah akan lebih cepat dengan menggunakan metode radiometri gamma, karena metode ini dilakukan dengan penyiapan sarnpel yang sederhana (kalibrasi pengukuran dan penimbangan) dan memberikan basil yang tepat. Sedangkan dalam bahan bakar pasca irradiasi kandungan maupun komposisi uranium dalam bahan bakar pasca iradiasi cukup bervariasi, hal ini tergantung dari energi yang dihasilkan, yang tergantung pada fluks dan waktu irradiasi yang dilakukan. Oleh sebab itu guna klarifikasi bahan nuklir dalam bahan baker pasca irradiasi dibutuhkan suatu analisis kandungan uranium maupun komposisi uranium dari bahan baker pasca iradiasi tersebut, hila memungkinkan dapat juga menganalisis plutonium-239. Analisis tersebut dapat dilakukan dengan menggunakan metode radiometri alpha. Analisis terse but dilakukan dengan memisahkan uranium dari basil belah uranium-235. Bila pemisahan dilakukan menggunakan menggunakan cara ekstraksi pelarut degan sistem asam nitrat- TBP-kerosen, dalam rase organik akan mengandung uranium dan basil biak plutonium. Analisis sisa uranium-235 dalam bahan bakar pasca iradiasi tersebut dapat pula dilakukan berdasrkan analisis derajat bakar (bum-up) bahan bakar tersebut, analisis ini dilakukan berdasarkan pengukuran basil belah uranium-235 menggunakan spektrometri gamma!8). Hasil analisis terse but hanya memberikan informasi tentang sisa uranium-235 dalam bahan bakar yang dianalisis. KESIMPULAN Dari keadaan di atas menunjukkan bahwa analisis uranium menggunakan metode radiometri dapat memberikan informasi tentang kandungan maupun komposisi isoto pis uranium. Hasil analisis tersebutdapat dilakukan dengan cara cepat dan memberikan hasil yang cukup handal guna klarifikasi bahan nuklir. Untuk radiometri gamma dapat dilakukan secara langsung (tidak merusak), maka tidak akan menimbulkan limbah dalam penganalisaannya. PUSTAKA [1]. BAPETEN, Sistem Pertanggungjawaban dan Pengendalian Bahan Nuklir, Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Nomor 13 I Ka. BAPETEN IVI -99

9 [2]. Undang-undang RI Nomor 1 tahun 1997 ten tang Ketenaga-nuk1iran. [3]. Benedict, M., Pigford, T. H., Nuclear hemical Engineering, Mc Graw- Hill Book ompany. [4]. IAEA, International Verification Series, No.1, Safeguards Tecniques and Equipment, Vienna, [5]. Nampira, Y., Analisis Uranium secara Spektrometri Alpha, Proceedings Seminar PJYrN -BAT AN, Bandung, [6]. Nampira, Y., Teknik Pengukuran aktivitas Radionuklida Pemancar Alpha dalam uplikan Limbah Uranium Dipadatkan dengan Semen, Proceedings Seminar Sains dan Teknologi Nuklir, PPTN-BATAN, Bandung, [7]. Nampira, Y., Nasution, H., dan Nugroho, A., Penggunaan Spektrometer Gamma untuk Penentuan Angka Banding Uranium 235/238, Proceedings Seminar Sains dan Teknologi Nuklir, PPTN-BATAN, Bandung, [8]. Rein, J.E., Status of Burn Up Measurement Methodology, IAEA- SM-149. DISKUSI Mukhlis, BSc 1. Mana yang lebih akurat analisis U dengan radiometri dibandingkan dengan secara kimia? 2. Mengukur Uranium dengan radiometri, apakah bisa sekalian ditentukan masingmusing unsure radioaktif seperti analisis secara kimiawi? Yusuf Nampira 1. Analisis U menggunakan cara kimia hanya dapat memberikan inforrnasi kandungan uaranium dalarn sarnpel, sedangkan inforrnasi guna klarifikasi akuntansi bahan nuklir tidak hanya inforrnasi kandungan uranium tetapi juga komposisi isotopic uranium dalarn sarnpel, inforrnasi tersebut dapat diperoleh dengan metode radiometri. Akurasi pengukuran analisis kandungan U dengan cara radiometri relative lebih rendah dari analisis cara kimia, akurasi pengukuran dengan radiometri sekitar 96%. 2. Dengan menggunakan multichanel analyzer (MA) radionuklida yang mempunyai radiasi dengan energi yang berbeda dapat dideteksi keberadaan masing-masing radionuklida yang ada dalarn sarnpel dan diukur radioaktifitasnya.

PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK

PENGGUNAAN 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 terperinci

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Herlan Martono, Wati, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENENTUAN

Lebih terperinci

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG ISSN 852-4777 PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG Sri Wahyunigsih (1) dan Yusuf Nampira (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar

Lebih terperinci

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM Endang Sukesi I dan Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -BATAN

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

Jurnal 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 terperinci

ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS

ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS Noviarty, Dian Angraini Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN Email: artynov@yahoo.co.id ABSTRAK ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI

Lebih terperinci

PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4

PEMISAHAN 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 terperinci

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009 No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009 ABSTRAK Endang Sukesi, Sudaryati, Budi Prayitno Pusat

Lebih terperinci

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN

Lebih terperinci

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS 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 terperinci

UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA

UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA Sahat M. Panggabean, Yohan, Mard!ni Pusat Pengembangan Pengelolaan Lirl1bah Radioaktif ABSTRAK, UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF

Lebih terperinci

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI 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 terperinci

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION Iis Haryati, dan Boybul Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN, Kawasan Puspiptek Gd 20, Serpong, 15313 Email untuk korespondensi:

Lebih terperinci

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF RINGKASAN Jenis dan tingkat radioaktivitas limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian fasilitas nuklir bervariasi, oleh karena itu diperlukan proses penyimpanan

Lebih terperinci

ANALISIS RADIONUKLIDA 235 U DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI ALFA

ANALISIS RADIONUKLIDA 235 U DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI ALFA ANALISIS RADIONUKLIDA 235 U DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI ALFA Arif Nugroho, Yusuf Nampira, Yanlinastuti Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan

Lebih terperinci

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI 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 terperinci

Penentuan 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) 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 terperinci

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi

Lebih terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang Mengingat : a. bahwa Limbah Radioaktif

Lebih terperinci

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI 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 terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang : a. bahwa Limbah Radioaktif yang

Lebih terperinci

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGUKURAN 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 terperinci

FISIKA ATOM & RADIASI

FISIKA ATOM & RADIASI FISIKA ATOM & RADIASI Atom bagian terkecil dari suatu elemen yang berperan dalam reaksi kimia, bersifat netral (muatan positif dan negatif sama). Model atom: J.J. Thomson (1910), Ernest Rutherford (1911),

Lebih terperinci

SIMULASI 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 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 terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007 PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Teknologi nuklir yang semakin berkembang dewasa ini telah banyak digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit energi, industri, pertanian,

Lebih terperinci

ANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM

ANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM ANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM Asminar, Rahmiati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 20 Serpong Tangerang

Lebih terperinci

PENERAPAN PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR PADA PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI MBA RI-F KE MBA RI-G

PENERAPAN PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR PADA PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI MBA RI-F KE MBA RI-G PENERAPAN PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR PADA PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI MBA RI-F KE MBA RI-G Hendro Wahyono, Agus Sunarto, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK

Lebih terperinci

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

PROGRAM 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 terperinci

PROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI YELLOW CAKE MENGGUNAKAN AIR HANGAT DAN ASAM NITRAT

PROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI YELLOW CAKE MENGGUNAKAN AIR HANGAT DAN ASAM NITRAT ISSN 1979-2409 Proses Re-Ekstraksi Uranium Hasil Ekstraksi Yellow Cake Menggunakan Air Hangat dan Asam Nitrat (Torowati, Pranjono, Rahmiati dan MM. Lilis Windaryati) PRSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI

Lebih terperinci

METODA 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 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 terperinci

No Penghasil Limbah Radioaktif tingkat rendah dan tingkat sedang mempunyai kewajiban mengumpulkan, mengelompokkan, atau mengolah sebelum diser

No Penghasil Limbah Radioaktif tingkat rendah dan tingkat sedang mempunyai kewajiban mengumpulkan, mengelompokkan, atau mengolah sebelum diser TAMBAHAN LEMBARAN NEGARA RI No. 5445 LINGKUNGAN HIDUP. Limbah. Radioaktif- Tenaga Nuklir. Pengelolaan. Pencabutan. (Penjelasan Atas Lembaran Negara Republik Indonesia Tahun 2013 Nomor 152) PENJELASAN ATAS

Lebih terperinci

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS Rasito, Sudjatmi K.A., dan P. Ilham Yazid Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung

Lebih terperinci

ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA

ANALISIS 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 terperinci

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET Rr.Djarwanti Rahayu Pipin Sudjarwo Pusat Radioisotop Dan Radiofarmaka BATAN, Gedung 11 kawasan Puspiptek Serpong Sekretaris

Lebih terperinci

PEMBUATAN SUMBER EKSITASI Am-241 UNTUK PEM8EF~DAYAAN INSTRUMENT X-RAY FLUORESCENT. Teddy Sumantry

PEMBUATAN SUMBER EKSITASI Am-241 UNTUK PEM8EF~DAYAAN INSTRUMENT X-RAY FLUORESCENT. Teddy Sumantry Hasi! Pene!itian P2PLR Tahun 2002 PEMBUATAN SUMBER EKSITASI Am-241 UNTUK PEM8EFDAYAAN INSTRUMENT X-RAY FLUORESCENT Teddy Sumantry Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK PEMBUATAN SUMBER

Lebih terperinci

PENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge

PENGUKURAN 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 terperinci

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR

Lebih terperinci

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

PRODUKSI 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 terperinci

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional PDL.PR.TY.PPR.00.D03.BP 1 BAB I : Pendahuluan BAB II : Prinsip dasar deteksi dan pengukuran radiasi A. Besaran Ukur Radiasi B. Penggunaan C.

Lebih terperinci

KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI

KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI RINGKASAN Limbah radioaktif aktivitas tinggi yang dihasilkan dari proses olah ulang bahan bakar bekas dipadatkan (solidifikasi) dalam bentuk blok

Lebih terperinci

BAB VI PENERAPAN RADIOKIMIA DI BIDANG ANALITIK

BAB VI PENERAPAN RADIOKIMIA DI BIDANG ANALITIK BAB VI PENERAPAN RADIOKIMIA DI BIDANG ANALITIK 1. ANALISIS RADIOMETRI Prinsip dari teknik radiometri adalah sederhana, yaitu mengukur aktivitas untuk mengindikasi jumlah substan tertentu yang ada. Pada

Lebih terperinci

ASPEK SAFEGUARD DAN PROTEKSI FISIK FASILITAS PERANGKAT SUBKRITIK SAMOP

ASPEK SAFEGUARD DAN PROTEKSI FISIK FASILITAS PERANGKAT SUBKRITIK SAMOP ASPEK SAFEGUARD DAN PROTEKSI FISIK FASILITAS PERANGKAT SUBKRITIK SAMOP S y a r i p, Tegas Sutondo, Y. Sarjono Staf peneliti pada Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB) BATAN Yogyakarta Jl.

Lebih terperinci

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI 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 terperinci

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI Arif Nugroho 1, Dian Anggraini 2, Noviarty 3 1,2,3Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-Badan Tenaga

Lebih terperinci

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

UJI 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 terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

ANALISIS 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 terperinci

PENGARUH 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 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 terperinci

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Telah dilakukan

Lebih terperinci

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R4 EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza

Lebih terperinci

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS PB-210, PB-212 DAN PB-214 DALAM CUPLIKAN DEBU VULKANIK PASCA GUNUNG MERAPI MELETUS

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS PB-210, PB-212 DAN PB-214 DALAM CUPLIKAN DEBU VULKANIK PASCA GUNUNG MERAPI MELETUS PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS PB-210, PB-212 DAN PB-214 DALAM CUPLIKAN DEBU VULKANIK PASCA GUNUNG MERAPI MELETUS Iswantoro, Muljono, Sihono, Sutanto W.W. Suhardi -BATAN Yogyakarta Jl Babarsari Nomor 21, Kotak

Lebih terperinci

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2) Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 7 Serpong, 27 Oktober 2009 ISSN : 1411-1098 Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran /

Lebih terperinci

LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI

LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI A. Materi Pembelajaran : Struktur Inti LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI B. Indikator Pembelajaran : 1. Mengidentifikasi karakterisrik kestabilan inti atom 2. Menjelaskan pengertian isotop,isobar

Lebih terperinci

PENENTUAN KONSENTRASI TORIUM-232 DAN ANAK LURUHNYA SECARA SPEKTROMETRI ALPA

PENENTUAN KONSENTRASI TORIUM-232 DAN ANAK LURUHNYA SECARA SPEKTROMETRI ALPA PENENTUAN KONSENTRASI TORIUM-232 DAN ANAK LURUHNYA SECARA SPEKTROMETRI ALPA Bambang Irianto, Muljono, Suprihati -BATAN Yogyakarta Jl Babarsari Nomor 21, Kotak pos 6101 Ykbb 55281 e-mail : bbirianto97 @

Lebih terperinci

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

KARAKTERISASI 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 terperinci

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6 KIMIA INTI 1. Setelah disimpan selama 40 hari, suatu unsur radioaktif masih bersisa sebanyak 0,25 % dari jumlah semula. Waktu paruh unsur tersebut adalah... 20 hari 8 hari 16 hari 5 hari 10 hari SMU/Ebtanas/Kimia/Tahun

Lebih terperinci

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

Peak 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 terperinci

ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER

ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER Dian Anggraini (1), Aslina B.Ginting (1), Arif Nugroho (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir

Lebih terperinci

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34 ISSN: 1693-1246 Januari 2010 J P F I http://journal.unnes.ac.id PENENTUAN KADAR RADIONUKLIDA PADA LIMBAH CAIR PABRIK GALVANIS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON THERMAL REAKTOR KARTINI 1 1 2 P. Dwijananti

Lebih terperinci

PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati, Kawkab Mustofa, Arif Hidayat

PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati, Kawkab Mustofa, Arif Hidayat Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati,

Lebih terperinci

OXEA - Alat Analisis Unsur Online

OXEA - Alat Analisis Unsur Online OXEA - Alat Analisis Unsur Online OXEA ( Online X-ray Elemental Analyzer) didasarkan pada teknologi fluoresens sinar X (XRF) yang terkenal di bidang laboratorium. Dengan bantuan dari sebuah prosedur yang

Lebih terperinci

216 ISSN IDENTIFIKASI KALSIUM BATU GINJAL YANG TERLARUT OLEB EKSTRAK BENALU PETE DENGAN METODA ANALISA PENGAKTIFAN NEUTRON (APN) :

216 ISSN IDENTIFIKASI KALSIUM BATU GINJAL YANG TERLARUT OLEB EKSTRAK BENALU PETE DENGAN METODA ANALISA PENGAKTIFAN NEUTRON (APN) : 2-1 216 ISSN 0216-128 Sunardi, dkk. IDENTIFIKASI KALSIUM BATU GINJAL YANG TERLARUT OLEB EKSTRAK BENALU PETE DENGAN METODA ANALISA PENGAKTIFAN NEUTRON (APN) : Sunardi, Zainul Kamal dad Darsono Pl!~litbang

Lebih terperinci

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

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 terperinci

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

GANENDRA, 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 terperinci

PENENTUAN URANIUM KONSENTRASI RENDAH DENGAN METODA SPEKTROFOTOMETER UV-VIS

PENENTUAN URANIUM KONSENTRASI RENDAH DENGAN METODA SPEKTROFOTOMETER UV-VIS Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 PENENTUAN URANIUM KONSENTRASI RENDAH DENGAN METODA SPEKTROFOTOMETER UV-VIS Syamsul Fatimah, Sutri Indaryati, Yanlinastuti ABSTRAK PENENTUAN URANIUM

Lebih terperinci

DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN

DEPARTEMEN 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 terperinci

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON Sri Widayati, L.Kwin Pudjiastuti, Elfida Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON

Lebih terperinci

[::IJ PADAPUSATPENGEMBANGAN PEN G ELO LAAN LIMBAH RAD IOAKTIF. Sabat M. Panggabean PENGELOLAANLIMBAH

[::IJ PADAPUSATPENGEMBANGAN PEN G ELO LAAN LIMBAH RAD IOAKTIF. Sabat M. Panggabean PENGELOLAANLIMBAH [::IJ MINIMISASI LIMBAH PADAPUSATPENGEMBANGAN PEN G ELO LAAN LIMBAH RAD IOAKTIF Sabat M. Panggabean Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif, BAT AN PENDAHULUAN Banyaknya kasus pencemaran lingkungan

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA

Lebih terperinci

Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller

Penentuan 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 terperinci

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam bentuk bom atom yang dijatuhkan di Hiroshima dan Nagasaki dalam Perang Dunia II tahun 1945. Sedemikian

Lebih terperinci

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi

Lebih terperinci

PELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id

PELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id PELURUHAN RADIOAKTIF NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id 081556431053 Istilah dalam radioaktivitas Perubahan dari inti atom tak stabil menjadi inti atom yg stabil: disintegrasi/peluruhan

Lebih terperinci

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,

Lebih terperinci

2015, No Mengingat : 1. Pasal 5 ayat (2) Undang-Undang Dasar Negara Republik Indonesia Tahun 1945; 2. Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang

2015, No Mengingat : 1. Pasal 5 ayat (2) Undang-Undang Dasar Negara Republik Indonesia Tahun 1945; 2. Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang No.185, 2015 LEMBARAN NEGARA REPUBLIK INDONESIA LINGKUNGAN HIDUP. Keselamatan. Keamanan. Zat Radio Aktif. (Penjelasan Dalam Tambahan Lembaran Negara Republik Indonesia Nomor 5728). PERATURAN PEMERINTAH

Lebih terperinci

PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR

PENENTUAN 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 terperinci

UNJUK KERJA METODE FLAME ATOMIC ABSORPTION SPECTROMETRY (F-AAS) PASCA AKREDITASI

UNJUK KERJA METODE FLAME ATOMIC ABSORPTION SPECTROMETRY (F-AAS) PASCA AKREDITASI 246 ISSN 0216-3128 Supriyanto C., Samin UNJUK KERJA METODE FLAME ATOMIC ABSORPTION SPECTROMETRY (F-AAS) PASCA AKREDITASI Supriyanto C., Samin Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN ABSTRAK

Lebih terperinci

MEMPELAJARI PENGARUH LOGAM TANAH JARANG SERIUM (Ce) dan. LANTANUM (La) PADA ANALISIS TORIUM DENGAN METODA PENDAR SINAR-

MEMPELAJARI PENGARUH LOGAM TANAH JARANG SERIUM (Ce) dan. LANTANUM (La) PADA ANALISIS TORIUM DENGAN METODA PENDAR SINAR- MEMPELAJARI PENGARUH LOGAM TANAH JARANG SERIUM (Ce) dan LANTANUM (La) PADA ANALISIS TORIUM DENGAN METODA PENDAR SINAR-X Ratmi Herlani, Muljono, Sri Widiyati, Mujari BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail

Lebih terperinci

Statistik Pencacahan Radiasi

Statistik Pencacahan Radiasi Statistik Pencacahan Radiasi (Radiation Counting Statistics) Latar Belakang Radiasi dipancarkan secara acak (random) sehingga pengukuran radiasi berulang meskipun dilakukan dengan kondisi yang sama akan

Lebih terperinci

APLIKASI I PENGAKTIF NEUTRON CEPAT UNTUK PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR N, P DAN K DI DALAM SLUDGE!

APLIKASI I PENGAKTIF NEUTRON CEPAT UNTUK PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR N, P DAN K DI DALAM SLUDGE! APLIKASI I PENGAKTIF NEUTRON CEPAT UNTUK PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR N, P DAN K DI DALAM SLUDGE! Supriyatni E., Yazid M., Nuraini E., Sunardi Pusat Penelitian don Pengembangan Teknologi Maju, Batan, Yogyakarta

Lebih terperinci

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO Ruminta Ginting, Ratih Kusuma Putri Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN ABSTRAK EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL

Lebih terperinci

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

OPTIMASI 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 terperinci

PENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF Cr, Mn DAN Ni TERHADAP Fe PADA ANALISIS KANDUNGAN Cr, Mn DAN Ni, DALAM PADUAN BESI

PENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF Cr, Mn DAN Ni TERHADAP Fe PADA ANALISIS KANDUNGAN Cr, Mn DAN Ni, DALAM PADUAN BESI Yusuf Nampira, dkk. ISSN 216 3128 171 PENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF, DAN TERHADAP PADA ANALISIS KANDUNGAN, DAN, DALAM PADUAN BESI Yusuf Nampira dan Rosika Kriswarini P2TBDU

Lebih terperinci

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer)

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer) Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer) 1 Mei Budi Utami, 2 Hanu Lutvia, 3 Imroatul Maghfiroh, 4 Dewi Karmila Sari, 5 Muhammad Patria Mahardika Abstrak

Lebih terperinci

SOAL. Za-salsabiila Page 1

SOAL. Za-salsabiila Page 1 SOAL 1. Mengapa transisi dalam terpisah dalam tabel periodic? 2. Apa penghambat sifat atau kegunaan unsur transisi dalam banyak tidak ditemukan? 3. Apa kegunaan dari lampu mantel jinjing JAWAB 1. Lantanoid

Lebih terperinci

PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN

PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN Kristiyanti, Tri Harjanto, Suripto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN E-mail

Lebih terperinci

KEMENTERIAN RISET, TEKNOLOGI DAN PENDIDIKAN TINGGI UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM

KEMENTERIAN RISET, TEKNOLOGI DAN PENDIDIKAN TINGGI UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM KEMENTERIAN RISET, TEKNOLOGI DAN PENDIDIKAN TINGGI UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM Program Studi : Pendidikan Fisika/Fisika Nama Mata Kuliah :Fisika Inti Kode

Lebih terperinci

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI 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 terperinci

PENENTUAN KANDUNGAN PENGOTOR DALAM SERBUK UO2 HASIL KONVERSI YELLOW CAKE PETRO KIMIA GRESIK DENGAN AAS

PENENTUAN KANDUNGAN PENGOTOR DALAM SERBUK UO2 HASIL KONVERSI YELLOW CAKE PETRO KIMIA GRESIK DENGAN AAS PENENTUAN KANDUNGAN PENGOTOR DALAM SERBUK UO2 HASIL KONVERSI YELLOW CAKE PETRO KIMIA GRESIK DENGAN AAS Rahmiati, Asminar, Purwadi KP Bidang Bahan Bakar Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir E-mail

Lebih terperinci

Produk. Pemeriksaan pemeriksaan kalibrasi, g Spektroskopik. Kemurnian kimia kemurnian konsentrasi radionuklida (radioaktif) radioaktif

Produk. Pemeriksaan pemeriksaan kalibrasi, g Spektroskopik. Kemurnian kimia kemurnian konsentrasi radionuklida (radioaktif) radioaktif Produk Pemeriksaan pemeriksaan kalibrasi, g Spektroskopik g spektrometri Kemurnian kimia kemurnian konsentrasi radionuklida (radioaktif) radioaktif Pemeriksaan secara farmasi Pemeriksaan fisika Pemeriksaan

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR FORMULIR PERMOHONAN SURAT IZIN BEKERJA PETUGAS TERTENTU

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR FORMULIR PERMOHONAN SURAT IZIN BEKERJA PETUGAS TERTENTU KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR TAHUN. TENTANG SURAT IZIN BEKERJA PETUGAS TERTENTU YANG BEKERJA DI INSTALASI

Lebih terperinci

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si. CROSS SECTION REAKSI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Tampang Lintang (Cross Section) Reaksi Nuklir Kemungkinan terjadinya reaksi nuklir disebut penampang lintang (σ) yang mempunyai dimensi

Lebih terperinci

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi Telah ditetapkan Peraturan Pemerintah No. 63 Tahun 2000 tentang Keselamatan dan kesehatan terhadap pemanfaatan radiasi pengion dan Surat Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-99

Lebih terperinci

DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,

DENGAN 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 terperinci

APLIKASI TEKNIK NUKLIR DALAM HIDROLOGI

APLIKASI TEKNIK NUKLIR DALAM HIDROLOGI APLIKASI TEKNIK NUKLIR DALAM HIDROLOGI Sampling Oil- Tracer Pemanfaatan teknik nuklir dimasa sekarang ini telah digunakan secara luas dalam berbagai bidang oleh masyarakat lndonesia. Oalam bidang hidrologi

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2011 TENTANG SISTEM SEIFGARD DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2011 TENTANG SISTEM SEIFGARD DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2011 TENTANG SISTEM SEIFGARD DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang : a. bahwa berdasarkan ketentuan

Lebih terperinci

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

SPEKTROSKOPI-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 terperinci

ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007

ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007 ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007 Budi Prayitno (1) dan Suliyanto (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir- BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong,

Lebih terperinci

PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH

PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH Winduwati S., Suparno, Kuat, Sugeng Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN

Lebih terperinci

PENILAIAN TINGKAT KANDUNGAN RADIOAKTIVITAS SEDIMEN DAN AIR SUNGAI DI SEMARANG

PENILAIAN TINGKAT KANDUNGAN RADIOAKTIVITAS SEDIMEN DAN AIR SUNGAI DI SEMARANG 8 ISSN 01 318 PENILAIAN TINGKAT KANDUNGAN RADIOAKTIVITAS SEDIMEN DAN AIR SUNGAI DI SEMARANG Sukirno, Agus Taftazani dan Rosidi P3TM BATAN ABSTRAK PENILAIAN TINGKAT KANDUNGAN RADIOAKTIVITAS SEDIMEN, AIR

Lebih terperinci