ANALISIS URANIUM SECARA RADIOMETRI GUNA KLARIFIKASI AKUNT ANSI BAHAN NUKLIR
|
|
- Sukarno Indradjaja
- 8 tahun lalu
- Tontonan:
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
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 terperinciPEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Urania Vol. 20 No. 2, Juni 2014 : 56-108 PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira *, Sri Ismarwanti *, Asnul Sufmawan **, Kawkap
Lebih terperinciPENENTUAN 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 terperinciPENENTUAN 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 terperinciEVALUASI 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 terperinciPENGARUH KONSENTRASI URANIUM DALAM PROSES ELEKTRODEPOSISI HASIL EKSTRAKSI DENGAN TBPjOK
ISSN 0854-5561 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 PENGARUH KONSENTRASI URANIUM DALAM PROSES ELEKTRODEPOSISI HASIL EKSTRAKSI DENGAN TBPjOK Yanlinastuti, Noviarty, Sutri Indaryati ABSTRAK PENGARUH KONSENTRASI
Lebih terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
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 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 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 terperinciANALISIS 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 terperinciEVALUASI 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 terperinciPENENTUAN KADAR URANIUM DALAM PEB U3Siz-AI PASCA IRRADIASI MELALUI PEMISAHAN PENUKAR ANION DENGAN METODA SPEKTROMETER ALPHA
PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM PEB U3Siz-AI PASCA IRRADIASI MELALUI PEMISAHAN PENUKAR ANION DENGAN METODA SPEKTROMETER ALPHA Noviarty, Yanlinastuti, Arif Nugroho ABSTRAK PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM PEB
Lebih terperinciPENGUKURAN 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 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 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 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 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 terperinciPROSES 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 terperinciKETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Sh PASCA IRRADIASI
KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Sh PASCA IRRADIASI Dian Anggraini, Arif N., Noviarty ABSTRAK KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Si2 PASCA IRRADIASI.
Lebih terperinciUPAYA 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 terperinciANALISIS 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 terperinciSTUDI 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 terperinciPEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANG KERJA DI IRM TAHUN 2009
PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANG KERJA DI IRM TAHUN 2009 Endang Sukesi Ismojowati, Sudaryati ABSTRAK PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANG KERJA DI IRM TAHUN 2009. Telah dilakukan pemantauan kontaminasi
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
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 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 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 terperinciISSN , A'NALISIS ZIRKONI{l
ISSN 0852-4777, A'NALISIS ZIRKONI{l ANALISIS ZIRKONIUM SECARA SPEKTROPHOTOMETRI UV-VIS *, **Yusuf Nampira~ ***Supardi ABSTRAK Telah dilakukan analisis zirkonium menggunakan metode spektrophotometri UV-,VIS.
Lebih terperinciPenentuan 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 terperinciPERATURAN 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 terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara yang dilewai oleh jalur rangkaian api Indonesia atau disebut juga dengan jalur Cincin Api Pasifik (The Pasific Ring of Fire) dimana
Lebih terperinciANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER
Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER Asminar ABSTRAK ANALISIS KANDUNGAN PENGOTOR DALAM PELET U02 SINTER. Telah dilakukan analisis pengotor
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 terperinciPENERAPAN 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 terperinciPEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION
PEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION Anung Pujiyanto, Hambali, Dede K, Endang dan Mujinah Pusat Pengembamgan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK
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 terperinciPERATURAN 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 terperinciBAB 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 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 terperinciFISIKA 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 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 terperinciPENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137 Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI
PENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137 Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI Aslina Br.Ginting, Dian Anggraini Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN aslina@ batan.go.id
Lebih terperinciPROSES 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 terperinciPEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009
ISSN 0854-5561 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009 Sri Wahyuningsih ABSTRAK PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009. Pemantauan radioaktivitas
Lebih terperinciANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR NUKLIR U 3 SI 2 -Al PASCA IRRADIASI
194 ISSN 0216-3128 Boybul, dkk. ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR NUKLIR U 3 SI 2 -Al PASCA IRRADIASI Boybul, Noviarty dan Yanlinastuti Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Email: boybul@yahoo.com
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 terperinciJurnal 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 terperinciANALISIS 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 terperinciNo 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 terperinciANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM HASIL STRIPPING EFLUEN URANIUM BIDANG BAHAN BAKAR NUKLIR
ISSN 1979-2409 Analisis Unsur Pb, Ni Dan Cu Dalam Larutan Uranium Hasil Stripping Efluen Uranium Bidang Bahan Bakar Nuklir (Torowati, Asminar, Rahmiati) ANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM
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 terperinciOleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS
Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS 1 - Dengan menyebut nama Allah yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang - " Dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan
Lebih terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF
PELURUHAN RADIOAKTIF Inti-inti yang tidak stabil akan meluruh (bertransformasi) menuju konfigurasi yang baru yang mantap (stabil). Dalam proses peluruhan akan terpancar sinar alfa, sinar beta, atau sinar
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 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 terperinciASPEK 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 terperinciUJI 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 terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Penggunaan batubara sebagai sumber energi pada unit tabung pembakaran (boiler) pada industri akhir-akhir ini menjadi pilihan yang paling diminati oleh para pengusaha
Lebih terperinciPE 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 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 terperinciKAJIAN 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 terperinciPusat 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 terperinciPENENTUAN 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 terperinciKESELAMATAN 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 terperinciSYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
Lebih terperinciKAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN
KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN Oleh : Duwi Fitriyati / J2D 004 167 2009 INTISARI Telah dilakukan penelitian Kajian Kadar Unsur Krom Dalam Limbah Tekstil Dengan Metode AAN
Lebih terperinciPEMBUATAN 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 terperinciANALISIS 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 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 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 terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciEKSPERIMEN 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 terperinciPENGUKURAN 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 terperinciANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK HASIL PROSES HYDRIDING-DEHYDRIDING PADUAN U-Zr
ISSN 0854-5561 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK HASIL PROSES HYDRIDING-DEHYDRIDING PADUAN U-Zr Asminar, Rahmiati, Siamet Pribadi ABSTRAK ANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK
Lebih terperinciLEMBAR 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 terperinciPengukuran 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 terperinci2. 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
88 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kimia analitik memegang peranan penting dalam perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi. Sebagian besar negara memiliki laboratorium kimia analitik yang mapan
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 terperinciPEMBUATAN 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 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 terperinciBAB 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 terperinciOXEA - 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 terperinciANALISIS 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Penelitian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di dunia, yang menghasilkan energi listrik dalam jumlah yang besar. PLTN
Lebih terperinciMETODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL DENSITAS 4,8 GU/CM 3 PASCA IRADIASI
METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL DENSITAS 4,8 GU/CM 3 PASCA IRADIASI ARIF NUGROHO, BOYBUL, DIAN ANGGRAINI, ASLINA BR. GINTING Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-Badan Tenaga Nuklir
Lebih terperinci216 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 terperinciadukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Beton adalah campuran antara semen portland, air, agregat halus, dan agregat kasar dengan atau tanpa bahan-tambah sehingga membentuk massa padat. Dalam adukan beton, semen
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 terperinciPENENTUAN 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 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 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 terperinciPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM Sunardi ABSTRAK PENGELOLAAN LlMBAH RAOIOAKTIF DAN B3 01 IRM. Telah dilakukan pengelolaan Limbah radioaktif dan B3 di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Limbah radioaktif
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 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 terperinciSOAL. 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[::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 terperinciPENGENALAN 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