Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gamma
|
|
- Yuliana Muljana
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 49 Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gatot Wurdiyanto, Pujadi & Hermawan Candra Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional Abstrak Telah dilakukan penentuan nilai kemampuan ukur terbaik pada perangkat spektrometer gamma di Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN. Hal ini perlu dilakukan karena nilai kemampuan ukur terbaik sangat mutlak diperlukan bagi laboratorium kalibrasi maupun standardisasi sebagai unjuk kemampuan laboratorium tersebut. Selain itu sebagai laboratorium acuan di bidang pengukuran perlu untuk membuat panduan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik. Banyak acuan maupun teori yang membahas tentang metode penentuan kemampuan ukur terbaik, namun tidak secara khusus membahas untuk perangkat spektrometer gamma. Cara yang dilakukan adalah dengan melakukan seluruh rangkaian kerja mulai dari kalibrasi peralatan hingga penentuan aktivitas suatu sampel. Sumber standar yang digunakan adalah 152 Eu yang memiliki nilai ketidakpastian 1,5 % dengan tingkat kepercayaan 99,7% dan tertelusur ke laboratorium primer LMRI (Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants), Perancis. Sumber radionuklida yang diukur adalah 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs. Komponen yang digunakan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik adalah sumber standar, efisiensi, intensitas, umur paro, waktu mati, dan luas puncak. Nilai kemampuan ukur terbaik yang diperoleh adalah 3,02 % untuk sumber 60 Co; 3,74 % untuk 133 Ba, dan 3,24 % untuk 137 Cs, dengan faktor cakupan, k = 2 dan tingkat kepercayaan 95%. Dengan berhasilnya pengukuran nilai ini maka dapat dijadikan acuan dalam melakukan pengukuran aktivitas sumber radioaktif dengan metode spektrometri gamma sehingga tingkat akurasi dan presisi pengukuran dapat lebih terjamin sesuai dengan pedoman mutu ISO Kata kunci: Sumber standar, Kemampuan Ukur Terbaik, dan spektrometri gamma. Abstract The determination of the best measurement capability value on the gamma spectrometer had been carried out at the Centre for Technology of Radiation Safety and Metrology - BATAN. This is necessary to be carried out because the best measurement capability is absolutely necessary for the calibration and standardization laboratories as the performance ability of the laboratory. Also as a national reference laboratory in the field of radioactivity measurement need to make a guide in determining the best measurement capability. Many references that discuss the theory and method of determining the best measurement capability, but not specifically discussed for the gamma spectrometer. Way is to do with the whole series of work ranging from calibration of the equipment until determine activity of a sample. The standard source used is 152 Eu with the uncertainty of 1.5%, a confidence level of 99.7% and traceable to primary laboratory, LMRI (Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants), France. Sources of radionuclides measured were 60 Co, 133 Ba, and 137 Cs. Components used in determining the best measurement capability are a standard source, efficiency, intensity, half life, the dead time, and peak areas. The value of best measurement capability obtained were 3.02% for 60 Co source; 3.74% for 133 Ba, and 3.24% for 137 Cs, with coverage factor, k = 2 and 95% of confidence level. With the successful measurement of this value, it can be used as a reference in activity measurement of a radioactive source using gamma spectrometry method so that the level of accuracy and precision measurements can be more assured in accordance with ISO quality guidelines. Key words: standard source, best measurement capability, and gamma spectrometry. I. PENDAHULUAN Kemampuan ukur terbaik merupakan nilai yang sangat mutlak dan harus dimiliki oleh laboratorium pengukuran yang terakreditasi. Hal ini tertera dalam panduan mutu ISO Nilai kemampuan ukur terbaik ini harus dan wajib diumumkan kepada pelanggan sebagai pernyataan kemampuan yang dimiliki beserta komponen ketidakpastian yang digunakannya. Beberapa faktor yang berpengaruh dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik adalah: standar acuan, kondisi lingkungan, operator, formula matematik dan set-up instrumen. Dari kelima faktor tersebut setiap laboratorium mempunyai cara masing-masing dalam menentukan komponen ketidakpastiannya, sehingga tidak ada keseragaman yang baku dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik. Beberapa badan akreditasi laboratorium [1-3] mendefi-nisikan tentang kemampuan ukur terbaik (the best measurement capability) dengan berbagai pandangan, antara lain :
2 50 Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 1. Western European Calibration Cooperation (WECC), doc 17, 1998, mendefinisikan bahwa Kemampuan ukur terbaik untuk setiap kuantitas pengukuran dan kisaran tertentu adalah ketidakpastian terkecil pengukuran yang ditugaskan pada laboratorium, ditentukan dengan menilai budget yang memberikan kontribusi pada komponen ketidakpastian, dan/atau melalui audit pengukuran. Kemampuan ukur terbaik dari laboratorium harus ditentukan atas rentang yang ditentukan untuk setiap kuantitas yang diberikan dalam lingkup akreditasi. Kemampuan ukur terbaik akan diterbitkan oleh badan pemberi akreditasi sebagai jadwal akreditasi laboratorium untuk ukuran dan jangkauan yang ditentukan oleh badan tersebut. 2. European Cooperation for Accreditation of Laboratories EAL-R2, mendefinisikan bahwa kemampuan ukur terbaik didefinisikan sebagai ketidakpastian pengukuran terkecil yang dapat dicapai oleh laboratorium dalam ruang lingkup akreditasi. 3. Nederlands Meetinstituut NMI, mendefinisikan bahwa pengukuran dengan akurasi tertinggi dicapai untuk besaran ukur tertentu atau kisaran besaran ukur yang dinyatakan sebagai ketidakpastian pengukuran total dalam bentuk plus dan minus. Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional, PTKMR- BATAN merupakan laboratorium acuan nasional di bidang pengukuran radioaktivitas berupaya membuat pedoman baku dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik agar dapat digunakan sebagai acuan bagi laboratorium pengukuran radioaktivitas di Indonesia. Pada makalah ini dipaparkan metode yang digunakan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik untuk pengukuran aktivitas sumber berbentuk titik menggunakan perangkat spektrometer gamma. Dipilihnya perangkat spektrometer gamma dalam penelitian ini, karena alat ini sangat fleksibel digunakan untuk menganalisis secara kuantitatif maupun kualitatif berbagai unsur radioaktif pemancar gamma. Selain itu alat ini banyak digunakan oleh laboratoria penguji yang menggunakan sumber radiasi gamma. Hal ini perlu dilakukan agar didapatkan contoh yang lebih spesifik dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik termasuk juga ketidakpastian pengukuran. Sumber standar yang digunakan adalah 152 Eu yang tertelusur ke Laboratorium Primer - Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants (LMRI), Perancis, sedangkan sumber yang dijadikan sampel adalah 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs. Cara yang dilakukan pada penelitian ini adalah dengan membuat kurva kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar 152 Eu dan menentukan ketidakpastian efisiensi dengan metode residual. Sampel 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs masing-masing diukur dengan jarak dan waktu cacah yang sama dengan sumber standar kemudian menentukan nilai ketidakpastian dari masing-masing puncak energi. Energi sumber standar 152 Eu yang digunakan untuk menganalisis adalah 244,7 kev, 344 kev, 778,9 kev, 1112,1 kev dan 1408 kev. Ini dilakukan karena energi ini memiliki intensitas yang paling besar. Nilai ketidakpastian dari masing-masing komponen ditentukan dari pengukuran dan atau dari acuan terkini yang diterbitkan oleh badan resmi internasional. Metode penentuan nilai ukur terbaik menggunakan ISO GUIDE yang diterbitkan oleh BIPM. IEC, ISO, OIML [4]. Tujuan dari penelitian ini adalah dapat menentukan nilai kemampuan ukur terbaik dari Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional untuk pengukuran aktivitas sumber 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs bentuk titik dengan sumber standar 152 Eu menggunakan perangkat spektrometer gamma agar dapat dijadikan panduan bagi laboratorium pengukuran/pengujian di tingkat nasional dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaiknya. II. TATA KERJA Secara keseluruhan penelitian ini dilakukan dalam beberapa tahapan, antara lain: setting peralatan, kalibrasi efisiensi, pengukuran sampel, pengukuran latar, penentuan komponen ketidakpastian, dan analisa nilai kemampuan ukur terbaik. A. Peralatan Perangkat spektrometer gamma yang digunakan terdiri sebuah detektor semikonduktor HP Ge tipe coaxial dengan sistem penguat awal (pre amplifier) yang langsung terangkai pada detektor sehingga dapat mengurangi gangguan pulsa yang timbul. Perangkat tersebut dirangkai dengan sebuah penguat (amplifier) kemudian dihubungkan ke rangkaian ADC pada sistem MCA (Multi Channel Analyzer) yang telah diinstal pada sebuah PC (Personal Computer). Coarse gain penguat disetel pada posisi 10 dan fine gain pada posisi 14,7. Penyetelan penguat ini dibuat sedemikian rupa sehingga puncak energi 152 Eu dan puncak-puncak energi dari impuritas yang diperkirakan memiliki kemungkinan akan muncul serta sumber standar yang digunakan tampak pada layar monitor. Jarak sumber ke detektor ditetapkan 25 cm, tegangan kerja detektor yang disetel pada modul HV (High Voltage) dioperasikan sesuai dengan petunjuk pada modul detektor yaitu 4500 volt dengan polaritas positif. Waktu pengukuran sampel adalah detik.
3 Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 51 sumber Gambar 1. Diagram blok perangkat spektrometer gamma. B. Kalibrasi Energi dan Efisiensi Kalibrasi energi dan efisiensi menggunakan sumber standar 152 Eu yang sudah diketahui paramater fisisnya seperti energi gamma, intensitas, umur paruh, aktivitas, impuritas, dan lain-lain. Untuk kalibrasi energi digunakan pada energi 121,8 kev hingga 1408 kev, sedangkan kalibrasi efisiensi hanya digunakan 5 buah energi, yaitu 244,7 kev, 344 kev, 964,1 kev, 1112,1 kev dan 1408 kev. Hal ini dilakukan berdasar karakteristik detektor, sumber standar, serta program penghitungan yang digunakan. Parameter yang digunakan untuk menghitung efisiensi deteksi adalah aktivitas sumber standar, umur paruh, intensitas tiap energi gamma, dengan rumus Efisiensi = Area /(Akt. Yield) (1) dengan Area : luas spektrum di bawah energi gamma tertentu (cps) Akt : aktivitas sumber standar pada saat pengukuran (Bq) Yield : intensitas pancaran sinar gamma pada energi tertentu. Dari ke enam energi akan didapatkan enam nilai efisiensi sehingga dapat dibuat kurva efisiensi energi. C. Pengukuran sumber 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs dan cacah latar Sumber radioaktif 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs masingmasing diukur dengan waktu pencacahan selama detik. Penyetelan waktu pencacahan menggunakan live-time sehingga waktu mati detektor (dead time) dapat terkoreksi secara langsung. Jarak dari sumber ke detektor adalah 25 cm sama seperti sumber standar 152 Eu. Diameter sumber 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs sekitar 2 s/d 4 mm, dengan penyangga sumber lapisan tipis mylar. Data yang diperoleh dari pengukuran sumber tersebut di atas adalah luas spektrum pada puncak energi gamma masing-masing, ketidakpastian luas spektrum pada puncak energi gamma tertentu, besaran waktu mati, lama waktu pencacahan, dan waktu dilakukan pengukuran. Untuk cacah latar dilakukan dengan mengukur sampel tanpa zat radioaktif menggunakan penyangga sumber lapisan mylar. Lama pencacahan detik dengan jarak dari detektor 25 cm. Pengamatan terhadap sampel latar adalah pada energi-energi yang dimiliki sumber radioaktif 152 Eu, 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs. Jika didapati puncak spektrum pada suatu energi tertentu dari salah satu sumber tersebut di atas maka perlu dilakukan koreksi. Bila tidak didapati maka data yang digunakan hanya hanya luas puncak (net area) dari sumber itu sendiri. D. Penentuan komponen dan nilai ketidakpastian Komponen-komponen dan nilai ketidakpastian yang diterapkan pada pengukuran ini adalah : 1. Sumber acuan, yaitu 152 Eu yang memiliki nilai ketidakpastian 1,5% dengan tingkat kepercayaan 99,7% dan faktor cakupan, k = 3 [5]. 2. Umur paruh standar 152 Eu, (13,522 ± 0,016) tahun [6]. 3. Umur paruh sampel 60 Co, (5,2711 ± 0,0008) tahun, 133 Ba, (10,540 ± 0,006) tahun, 137 Cs, (30,05 ± 0,08) tahun [7-9]. 4. Efisiensi deteksi, menggunakan metode residual, yaitu perbedaan antara nilai efisiensi pada energi tertentu dari penghitungan, terhadap nilai efisiensi yang ditentukan dari kurva efisiensi. Nilai ketidakpastian yang digunakan adalah perbedaan yang terbesar. 5. Luas spektrum pada masing-masing energi. Nilai ketidakpastian luas spektrum ini, bisa didapat dari program pada perangkat lunak yang digunakan, dalam hal ini Gennie Waktu mati. Nilai ketidakpastian yang digunakan adalah resolusi terkecil dari nilai waktu mati yang termonitor saat dilakukan pencacahan. 7. Intensitas sampel. Nilai ini didapat dari data nuklir terkini yang diterbitkan oleh badan pengukuran radioaktif resmi. III. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil kalibrasi efisiensi yang dilakukan dengan menggunakan sumber standar 152 Eu ditampilkan pada kurva kalibrasi efisiensi, Gambar 2. Kurva kalibrasi ini hanya menggunakan 5 energi gamma dari 152 Eu. Hal ini dilakukan karena spektrum energi yang lain mempunyai intensitas yang lebih kecil dan memiliki tingkat kesulitan dalam menentukan luas puncak energi. Selain itu mendapatkan nilai ketidak-pastian yang minimum. Penentuan luas puncak energi menggunakan perangkat lunak Genie 2000, belum dapat mengatasi adanya gangguan pada spektrumnya akibat efek sumpeak, pile-up maupun hamburan Compton.
4 52 Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer Gambar 2. Kurva Kalibrasi Efisiensi HPGe menggunakan sumber 152 Eu. Beberapa peneliti di bidang metrologi seperti Hiroshi Miyahara, Chizuo Mori dari Universitas Nagoya [10] menentukan nilai luas puncak energi yang mengalami gangguan seperti tersebut di atas dengan metode tail extrapolation maupun dengan menghitung secara tersendiri. Namun demikian cara seperti ini kurang praktis karena harus memiliki keahlian tersendiri dan membutuhkan waktu yang lama untuk menganalisisnya. Hasil persamaan kurva efisiensi deteksi HPGe adalah Efisiensi = 0,1476 E -0,969, dengan koefisien korelasi, R 2 = 0,9999. Tabel 1 memperlihatkan perbedaan efisiensi yang didapat menggunakan persamaan (1) dengan yang didapat menggunakan persamaan kurva efisiensi. Terlihat pada energi 964,079 kev memiliki perbedaan nilai terbesar, yaitu 1,307%. Nilai perbedaan terbesar ini dijadikan nilai ketidakpastian komponen efisiensi. Dari persamaan kurva efisiensi tersebut maka dapat ditentukan efisiensi untuk energi 661,6 kev ( 137 Cs) = 0, ; energi 1173,2 kev ( 60 Co) = 0, ; energi 1332,5 ( 60 Co) = 0, ; dan energi 356,02 kev ( 133 Ba) = 0, Tabel 1. Ketidakpastian efisiensi deteksi HPGe Energi (kev) Area (cps) Efisiensi* (10-3 ) Efisiensi ** (10-3 ) Beda (%) 244,6874 6,0828 0,717 0,715-0, , ,348 0,514 0,5138-0, ,079 3,0461 0,186 0,189 +1, ,076 2,4986 0,166 0,165-0, ,013 3,0925 0,132 0,1312-0,5711 Keterangan : * nilai yang didapat dari perhitungan dengan persamaan (1), sedangkan ** didapat dengan menggunakan kurva efisiensi. Tabel 2, 3 dan 4 memperlihatkan beberapa komponen yang dijadikan dasar perhitungan ketidakpastian pengukuran aktivitas sumber titik, masing-masing untuk 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs. Beberapa hal yang membedakan antara ketiga tabel ini adalah nilai komponen intensitas, umur paruh sampel, dan luas puncak, sedangkan hal yang sama untuk seluruh komponen dari semua tabel tersebut adalah nilai derajat kebebasan seluruh komponen adalah tak terhingga ( ). Hal ini disebabkan karena sumber dari seluruh komponen ini adalah zat radioaktif yang memiliki sifat meluruh dengan memancarkan radiasi ke segala arah dengan jumlah foton ataupun partikel tak terhingga, sehingga memiliki derajat kebebasan tak terhingga. Berbeda dengan suatu anak timbangan yang bergerak ke satu arah dari titik pusat massanya. Komponen yang sama lainnya adalah koefisien sensitivitas, c i yang merupakan gambaran bagaimana variasi taksiran output dari suatu fungsi terhadap perubahan taksiran input. Pada umumnya terdapat hubungan yang sederhana antara taksiran input dan taksiran output dengan perbandingan 1, sehingga nilai c i = 1. Tabel 2. Budget ketidakpastian sebagai pendukung klaim BMC untuk sumber 60 Co. Besaran yang diukur : Aktivitas Alat yang digunakan : Spektrometer gamma Sumber yang distandarkan : 60 Co Model matematis : Aktivitas = Area/(Intensitas x Efisiensi) Sumber Standar yang digunakan : 152 Eu Rentang ukur : Bq Komponen Satuan Distribusi U Pembagi υi ui ci ui ci (ui ci) 2 (ui ci) 4 / υi (1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10) (11) Sumber standar (%) rectangular 1,5 3 0,5 1 0,5 0,25 0 Umur paruh std (%) normal 0, , ,1183 0,014 0 Efisiensi (%) normal 1,307 1,7321 0, ,7546 0, Intensitas (%) normal 0,03 1 0,03 1 0,03 0, Umur paruh (%) normal 0, , ,0518 0, sampel Area puncak (%) normal 1,2 1 1,2 1 1,2 1,44 0 Waktu mati (%) normal 0,05 1,7321 0, ,0289 0, Jumlah 2,6835 2, Ketidakpastian gabungan standar 1,5092 Derajad kebebasan efektif Faktor cakupan, k students untuk υ efektif ; tingkat kepercayaan = 95% 2 Ketidakpastian bentangan, U = k uc, (%) 3,02
5 Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 53 Tabel 3. Budget ketidakpastian sebagai pendukung klaim BMC untuk sumber 133 Ba. Besaran yang diukur : Aktivitas Alat yang digunakan : Spektrometer gamma Sumber yang distandarkan : 133 Ba Model matematis : Aktivitas = Area/(Intensitas x Efisiensi) Sumber Standar yang digunakan : 152 Eu Rentang ukur : Bq Komponen Satuan Distribusi U Pembagi υi ui ci ui ci (ui ci) 2 (ui ci) 4 / υi (1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10) (11) Sumber standar (%) rectangular 1,5 3 0,5 1 0,5 0,25 0 Umur paruh std (%) normal 0, , ,1183 0,014 0 Efisiensi (%) normal 1,307 1,7321 0, ,7546 0, Intensitas (%) normal 0, , ,3062 0, Umur paruh (%) normal 0, , ,0569 0, sampel Area puncak (%) normal 1,6 1 1,6 1 1,6 2,56 0 Waktu mati (%) normal 0,05 1,7321 0, ,0289 0, Jumlah 3,3649 3, Ketidakpastian gabungan standar 1,8685 Derajad kebebasan efektif Faktor cakupan, k students untuk υ efektif ; tingkat kepercayaan = 95% 2 Ketidakpastian bentangan, U = k uc, (%) 3,74 Tabel 4. Budget ketidakpastian sebagai pendukung klaim BMC untuk sumber 137 Cs. Besaran yang diukur : Aktivitas Alat yang digunakan : Spektrometer gamma Sumber yang distandarkan : 137 Cs Model matematis : Aktivitas = Area/(Intensitas x Efisiensi) Sumber Standar yang digunakan : 152 Eu Rentang ukur : Bq Komponen Satuan Distribusi U Pembagi υi ui ci ui ci (ui ci) 2 (ui ci) 4 / υi (1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10) (11) Sumber standar (%) rectangular 1,5 3 0,5 1 0,5 0,25 0 Umur paruh std (%) normal 0, , ,1183 0,014 0 Efisiensi (%) normal 1,307 1,7321 0, ,7546 0, Intensitas (%) normal 0, , ,153 0, Umur paruh (%) normal 0, , ,2662 0, sampel Area puncak (%) normal 1,3 1 1,3 1 1,3 1,69 0 Waktu mati (%) normal 0,05 1,7321 0, ,0289 0, Jumlah 3,1227 2, Ketidakpastian gabungan standar 1,6183 Derajad kebebasan efektif Faktor cakupan, k students untuk υ efektif ; tingkat kepercayaan = 95% 2 Ketidakpastian bentangan, U = k uc, (%) 3,24 Komponen sumber standar mempunyai nilai pembagi 3, karena sumber standar ini memiliki tingkat kepercayaan 99,7%, atau dengan faktor cakupan, k =3, sedangkan untuk komponen umur paruh standar dan sampel, dan intensitas mempunyai nilai pembagi 1, karena nilai ini diambil langsung dari tabel radionuklida, sedangkan khusus untuk area puncak karena langsung mengambil dari program perangkat lunak yang digunakan maka mempunyai nilai pembagi 1. Komponen efisiensi dan waktu mati memiliki nilai pembagi 1,7321 karena nilai komponen ini dihitung langsung dengan model distribusi normal. Dari ketiga tabel tersebut di atas, dapat ditentukan nilai kemampuan ukur terbaik untuk pengukuran aktivitas sumber titik 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs yang menggunakan peralatan spektrometer gamma dengan sumber standar 152 Eu, berturut-turut adalah 3,02%, 3,74%, dan 3,24%, dengan faktor cakupan, k = 2 dan tingkat kepercayaan 95%. IV. KESIMPULAN DAN SARAN Dari percobaan dan kalibrasi yang telah dilakukan maka dapat disimpulkan: 1. Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional, Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN, telah berhasil membuat panduan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik (KUT) atau Best Measurement Capability (BMC) untuk pengukuran aktivitas sumber titik 60 Co, 133 Ba, dan 137 Cs. 2. Nilai kemampuan ukur terbaik yang diperoleh adalah 3,02 % untuk sumber 60 Co, 3,74% untuk 133 Ba, dan 3,24% untuk 137 Cs, dengan faktor cakupan, k = 2 dan tingkat kepercayaan 95%. 3. Pedoman penentuan kemampuan ukur terbaik ini diharapkan dapat dijadikan acuan bagi laboratorium pengukuran radioaktivitas di Indonesia sehingga mempu-nyai jenis komponen yang sama dan memadai dalam kegiatan laboratorium maupun dalam program interkomparasi.
6 54 Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 4. Dengan berhasilnya penelitian ini maka sebagai langkah ke depan dapat ditentukan nilai kemampuan ukur terbaik dari laboratorium pengukuran radioaktivitas untuk jenis radionuklida yang lain. UCAPAN TERIMA KASIH Dengan ini kami mengucapkan terima kasih yang sebesar-besarnya kepada Ka. PTKMR BATAN, yang telah memberi kesempatan kami dalam melakukan penelitian ini sehingga penelitian ini dapat terselenggara dengan baik. DAFTAR PUSTAKA [1] Western European Calibration Cooperation (WECC), doc 17, 1998 [2] European Cooperation for Accreditation of Laboratories EAL-R2 [3] Nederlands Meetinstituut, NMI. [4] BIPM, IEC, ISO,OIML, Guide to The Expression of Uncertainty in Measurement, ISO/TAG 4/WG 3 : Juni, Certificate of 152 Eu, LMRI. [5] Table de Radionucleides, Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants, Medical Selection, Commissariat a I energie Atomique, [6] KRI/V.P. Cheehev, N. K. Kuzmenko, Table de Radionucleides, BNM LNHB /CEA, 2004 [7] INEEL, HELMER, R. G., Table de Radionucleides, LNHB/CEA, [8] INEEL & KRI/ HELMER, R. G. And V.P. CHECHEV, Table de Radionucleides, LNHB/CEA, [9] Miyahara H. And C. Mori., Memoirs of the Faculty of Enginnering, Nagoya University,Vol.2, No. 1, Nagoya- Japan, [10] KNOLL, G. F., Radiation Detection and Measurement, Second Edition, John Wiley & Sons, Inc., [11] DEBERTIN, K and HELMER, R. G., and X-ray [12] Spectrometry With Semiconductor Detectors, Elsevier Science Publishers B.V., Amsterdam, [13] SUSETYO, W., Spektrometri dan Penerapannya Dalam Analisis Pengaktifan Neutron, Yogyakarta, Universitas Gajah Mada Press, 1988.
PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
258 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal 258-264 PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Hermawan
Lebih terperinciSTANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA
STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA Gatot Wurdiyanto, Hermawan Candra dan Pujadi Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN, Jalan Lebak Bulus No. 49 Jakarta, 12440 Email: gatot_w@batan.go.id
Lebih terperinciMETODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS
METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS Gatot Wurdiyanto, Holnisar, dan Hermawan Candra Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK Telah
Lebih 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 terperinciSistem Pencacah dan Spektroskopi
Sistem Pencacah dan Spektroskopi Latar Belakang Sebagian besar aplikasi teknik nuklir sangat bergantung pada hasil pengukuran radiasi, khususnya pengukuran intensitas ataupun dosis radiasi. Alat pengukur
Lebih 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 terperinciPemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas di Bidang Kedokteran Nuklir
30 Pemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas Gatot Wurdiyanto dan Pujadi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) Badan Tenaga
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR
PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu- DI LABORATORIUM PTNBR Indah Kusmartini, Djoko Prakoso Dwi Atmodjo, Syukria Kurniawati, Diah Dwiana Lestiani Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih 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 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 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 terperinciMETODE 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 terperinciPENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 011 PENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153 Wijono, Gatot Wurdiyanto Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN, Jl.Lebak Bulus No.49 Jakarta, 1440
Lebih 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 terperinciEVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR
EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya
Lebih 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 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 terperinciOPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN
ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH
Lebih 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 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 terperinciPENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139
252 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal. 252-257 PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139 Holnisar, Hermawan Candra, Gatot Wurdiyanto
Lebih terperinciPENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO
PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO Insan Kamil Institut Teknologi Bandung Abstrak Pengukuran radioaktif dengan metode scintillation menggunakan detektor NaI untuk
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 terperinciKAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A
Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216-3128 27 KAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A Gatot Wurdiyanto, Sri Inang Sunaryati dan Susetyo Trijoko Puslitbang
Lebih terperinciMETODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π
220 ISSN 0216-3128 Gatot Wurdiyanto, dkk. METODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π Gatot Wurdiyanto, Holnisar Pusat
Lebih 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 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 terperinciFAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR
78 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR Pujadi 1, Gatot Wurdiyanto 1 dan
Lebih terperinciUJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA
UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA Maskur, Adang H.G., Endang Sarmini, Yayan Tahyan, dan Dede Kurniasih PRR-BATAN Serpong-Tangerang Selatan E-mail
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 terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe
Youngster Physics Journal ISSN : 2302-7371 Vol. 4, No. 2, April 2015, Hal 189-196 PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe Miftahul Aziz 1),Eko Hidayanto
Lebih terperinciPENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90
PENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90 Wijono, Gatot Wurdiyanto, dan Pujadi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi
Lebih terperinciVALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137,
Lebih terperinciPengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 226 Ra, 137 Cs dan 60 Co menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor Merlin Gerin CPGB 1
60 Wijono, dkk / Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 6 Ra, 37 Cs dan menggunakan Pencacah Kamar Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 6 Ra, 37 Cs dan menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor
Lebih terperinciStatistik 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 terperinciPenentuan karakteristik cacahan pada counter dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 60 Co dan 137 Cs
Youngster Physics Journal ISSN: 232-7371 Vol. 6, No. 2, pril 217, Hal. 151-156 Penentuan karakteristik cacahan pada dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 6 Co dan 137 Cs Hendrika Liana Sari dan Wahyu
Lebih 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 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 terperinciSTANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL
STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL Wahyudi, Dadong Iskandar, dan Kusdiana Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK STANDARDISASI
Lebih terperinciKOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62
Jurnal Forum Nuklir (JFN), Volume 6, Nomor 2, November 2012 KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62 Alan Batara Alauddin 1, Argo Satrio Wicaksono 2, Joko Sunardi
Lebih terperinciSPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)
SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M0209054, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY
ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY YULIUS SUMARNO, UNGGUL HARTOYO, FAHMI ALFA MUSLIMU Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang
Lebih terperinciPENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK
ISSN 0852-4777 Penggunaan Sinar-X Karakteristik U-Ka2 dan Th-Ka1 Pada Analisis Komposisi Isotopik Uranium Secara Tidak Merusak (Yusuf Nampira) PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS
Lebih terperinciPenentuan 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 terperinciKALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU
KALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU Imam Sholihuddin, Drs. Johan A. E. Noor, M.Sc, PhD, Drs. H. Bunawas, APU. Jurusan Fisika, FMIPA Universitas
Lebih terperinciSPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)
SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M2954, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK Aras-aras inti dipelajari
Lebih terperinciPENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. XIII No. 2, Oktober 2016 : 13-18 PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS ABSTRAK Yulius Sumarno, Rohidi, Fahmi
Lebih terperinciDEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN
ANALISIS RADIONUKLIDA ALAM PADA DEBU VULKANIK DAN LAHAR DINGIN GUNUNG SINABUNG KABUPATEN KARO DENGAN MENGGUNAKAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) SKRIPSI HARPINA ROSA PUTRI G 120802066 DEPARTEMEN
Lebih terperinciPENENTUAN NILAI ACUAN UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM KALIBRASI UNTUK KALIBRASI MIKROPIPET BERDASARKAN KONSENSUS
Penentuan Nilai Acuan Uji Banding Antar Laboratorium Kalibrasi untuk Kalibrasi Mikropipet (Renanta Hayu dan Zuhdi Ismail) PENENTUAN NILAI ACUAN UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM KALIBRASI UNTUK KALIBRASI
Lebih terperinciPENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN
90 ISSN 016-318 Gede Sutresna W., dkk. PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( PU DAN CM) HASIL MIKRO- PRESIPITASI Gede Sutresna Wijaya, M. Yazid PTAPB-BATAN, Yogyakarta, E-mail : gedews@batan.go.id
Lebih terperinciValidasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma
Validasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma Khusnul Wicaksono Sukowati 1, Gede Sutresna Wijaya 2, Anung
Lebih terperinciKAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA
KAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA Nugraha Luhur, Anto Setiawanto, Rohidi, Suhadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN Gd. 31 Kawasan Puspiptek Serpong
Lebih terperinciVALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA
ISSN 1979-2409 Validasi Metoda Analisis Isotop U-233 Dalam Standar CRM Menggunakan Spektrometer Alfa ( Noviarty, Yanlinastuti ) VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA
Elin Nuraini, dkk. ISSN 0216-3128 383 ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA Elin Nuraini, Sunardi, Bambang Irianto PTAPB-BATAN
Lebih 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 terperinciLAPORAN PRAKTIKUM SPEKTROSKOPI XRF DENGAN DETEKTOR SEMIKODUKTOR Cd Te
1. TUJUAN PRATIKUM Tujuan pratikum Instrumentasi nuklir khususnya XRF (X-ray fluorescence spectrometry) adalah : 1. Mahasiswa mengetahui prinsip kerja dan cara-cara menggunakan XRF 2. Mahasiswa mampu mengkalibrasi
Lebih terperinciPENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA WAHYUDI *), DADONG ISKANDAR *), DJOKO MARJANTO **) *) Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jl. Lebak Bulus
Lebih terperinciX-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)
X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) Philips Venus (Picture from http://www.professionalsystems.pk) Alat X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) memanfaatkan sinar
Lebih terperinciPENENTUAN KETEBALAN DEAD LAYER DETEKTOR HPGe MELALUI SIMULASI DAN PENGUKURAN KURVA KALIBRASI EFISIENSI UNTUK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 17 Nomor 2, Desember 2014 (Volume 17, Number 2, December, 2014) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Center
Lebih terperinciBAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli
BAB 3 METODE PENELITIAN 3.1. Alat dan Bahan 3.1.1. Alat Penelitian Alat yang digunakan untuk pengukuran radionuklida alam dalam sampel adalah yang sesuai dengan standar acuan IAEA (International Atomic
Lebih 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 terperinciVALIDASI METODA SPEKTROMETRI PENDAR SINAR-X
90 ISSN 0216-3128 Sri Murniasih, dkk. VALIDASI METODA SPEKTROMETRI PENDAR SINAR-X Sri Murniasih dan Sukirno Pusat Teknologi Akselerator Dan Proses Bahan BATAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 YKBB Yogyakarta
Lebih terperinciKALIBRASI TENAGA DAN STANDAR MENGGUNAKAN ALAT X-RAY FLUORESENCE (XRF) UNTUK ANALISIS UNSUR ZIRKONIUM DALAM MINERAL
KALIBRASI TENAGA DAN STANDAR MENGGUNAKAN ALAT X-RAY FLUORESENCE (XRF) UNTUK ANALISIS UNSUR ZIRKONIUM DALAM MINERAL Mulyono, Sukadi, Sihono, Rosidi. Bambang Irianto -BATAN Yogyakarta Jl Babarsari Nomor
Lebih terperinciFABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P
PRIMA Volume 10, Nomor 1, Juni 2013 ISSN : 1411-0296 FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P Gunarwan Prayitno Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Kawasan PuspiptekSerpong,
Lebih terperinciVALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN. UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM
VALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM Rosika Kriswarini, Dian Anggraini, Agus Djamaludin Pusat Teknologi Bahan Bakar
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK DETEKTOR SODIUM IODIDE DALAM PEMANFAATANNYA SEBAGAI SEGMENTED GAMMA SCANNER LIMBAH RADIOAKTIF
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 17 Nomor 2, Desember 2014 (Volume 17, Number 2, December, 2014) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Center
Lebih terperinciDETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR
170 Indo. J. Chem., 00, (), 170-174 DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR Penentuan Batas Deteksi Unsur N, P,
Lebih terperinciPENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133
Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216-3128 405 PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133 Gatot Wurdiyanto, Pujadi Pusa/ Teknologi Keselamatan dan Me/rologi Radiasi. Badan Tenaga
Lebih terperinciINTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK
INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK Moeridun Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten. ABSTRAK INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL
Lebih terperinciPENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON
Proseding Seminar Nasional Fisika dan Aplikasinya Sabtu, 21 November 2015 Bale Sawala Kampus Universitas Padjadjaran, Jatinangor PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN
Lebih terperinciESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahlll1 2006 ISSN 0852-2979 ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD) L. Kwin Pudjiastuti, Sri Widayati, Elfida
Lebih terperinciKOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR LUDLUM 44-62
KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR LUDLUM 44-62 Alan Batara Alauddin 1, Argo Satrio Wicaksono 2, Joko Sunardi 3 1,2,3
Lebih terperinciPrinsip Dasar Pengukuran Radiasi
Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi Latar Belakang Radiasi nuklir tidak dapat dirasakan oleh panca indera manusia oleh karena itu alat ukur radiasi mutlak diperlukan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi
Lebih terperinciIRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT
86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciAnalisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo
Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Merina Handayani 1, Heru Prasetio 2, Supriyanto Ardjo Pawiro 1 1 Departemen Fisika,
Lebih terperinciBAB IV Alat Ukur Radiasi
BAB IV Alat Ukur Radiasi Alat ukur radiasi mutlak diperlukan dalam masalah proteksi radiasi maupun aplikasinya. Hal ini disebabkan karena radiasi, apapun jenisnya dan berapapun kekuatan intensitasnya tidak
Lebih terperinciKOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL CHART DAN PENGUKURAN RADIONUKLIDA PADA SPEKTROMETRI GAMA
KOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL CHART DAN PENGUKURAN RADIONUKLIDA PADA SPEKTROMETRI GAMA Ibon Suparman *, Sunarhadijoso Soenarjo *, Wira Y. Rahman * ABSTRAK KOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL
Lebih terperinciBAB II Besaran dan Satuan Radiasi
BAB II Besaran dan Satuan Radiasi A. Aktivitas Radioaktivitas atau yang lebih sering disingkat sebagai aktivitas adalah nilai yang menunjukkan laju peluruhan zat radioaktif, yaitu jumlah inti atom yang
Lebih terperinciKOMPARASI PRAKIRAAN DOSIS INTERNA SECARA IN-VIVO DAN IN-VITRO. R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
KOMPARASI PRAKIRAAN DOSIS INTERNA SECARA IN-VIVO DAN IN-VITRO R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PRAKIRAAN DOSIS RADIASI INTERNA SECARA IN-VIVO
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT
PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL Elistina Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN
Lebih 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 Aktivitas Radionuklida 60 Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi
Hermawan Candra / Penentuan Aktivitas Radionuklida Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi 325 Penentuan Aktivitas Radionuklida Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi Hermawan Candra*, Gatot Wurdiyanto
Lebih 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 terperinciUnnes Physics Journal
Unnes Physics 1 (1) (2012) Unnes Physics Journal http://journal.unnes.ac.id/sju/index.php/upj PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR INSTALASI RADIODIAGNOSTIK RUMAH SAKITDI SEMARANG Lely. N*,
Lebih 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 terperinciLaporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.Si Septia Kholimatussa diah* (891325), Mirza Andiana D.P.*
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 terperinciDENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2006 TENTANG LABORATORIUM DOSIMETRI, KALIBRASI ALAT UKUR RADIASI DAN KELUARAN SUMBER RADIASI TERAPI, DAN STANDARDISASI RADIONUKLIDA DENGAN RAHMAT
Lebih terperinciPenentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium
Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium Tjipta BATAN Serpong, Jakarta E-mail: tjipta60@gmail.com Abstract The purpose of this study was to determine
Lebih 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 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 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 terperinciPENAFSIRAN NILAI KETIDAKPASTIAN ANALISIS Fe, Ca, Zr, Ba, La, Ti DAN Ce DALAM CUPLIKAN SEDIMEN DENGAN METODA XRF
Penafsiran Nilai Ketidakpastian Analisis Fe, Ca, Zr, Ba, La, Ti dan Ce Dalam Cuplikan Sedimen Dengan Metoda XRF (Sukirno, dkk.) PENAFSIRAN NILAI KETIDAKPASTIAN ANALISIS Fe, Ca, Zr, Ba, La, Ti DAN Ce DALAM
Lebih terperinciDETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.
DETEKTOR RADIASI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Konsep Dasar Alat deteksi sinar radioaktif atau sistem pencacah radiasi dinamakan detektor radiasi. Prinsip: Mengubah radiasi menjadi
Lebih terperinciPerbandingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time (ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas Umur Paruh Pendek
76 Dewita,dkk / Perbadingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time(ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas Perbandingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time (ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas
Lebih terperinciPerbandingan Kinerja Detektor NaI(Tl) Dengan Detektor CsI(Tl) Pada Spektroskopi Radiasi Gamma
Jurnal Gradien Vol.3 No.1 Januari 2007 : 204-209 Perbandingan Kinerja Detektor NaI(Tl) Dengan Detektor CsI(Tl) Pada Spektroskopi Radiasi Gamma Syamsul Bahri Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu
Lebih terperinciRENCANA PROGRAM DAN KEGIATAN PEMBELAJARAN SEMESTER
RENCANA PROGRAM DAN KEGIATAN PEMBELAJARAN SEMESTER 1. Nama Mata Kuliah : RADIOKIMIA 2. Kode / SKS : TKN 3. Prasyarat : Kimia Dasar, Fisika Dasar, Fisika Atom dan Inti 4. Status Matakuliah : Wajib 5. Deskripsi
Lebih terperinciPEMBELAJARAN - 2 PERTEMUAN KE 4 3 x pertemuan DIKLAT FUNGSIONAL PENERA 2011
PEMBELAJARAN - 2 PERTEMUAN KE 4 3 x pertemuan DIKLAT FUNGSIONAL PENERA 2011 Menimbang : UU No.2/1981 tentang ML a. bahwa untuk melindungi kepentingan umum perlu adanya jaminan dalam kebenaran pengukuran
Lebih terperinciPENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA
PENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA L. Kwin Pudjiastuti, Sri Widayati, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENERAPAN KOEFISIEN
Lebih terperinci