PENENTUAN FAKTOR NORMALISASI PADA FASILITAS LAZY SUSAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG UNTUK ANALISIS AKTIV ASI NEUTRON

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "PENENTUAN FAKTOR NORMALISASI PADA FASILITAS LAZY SUSAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG UNTUK ANALISIS AKTIV ASI NEUTRON"

Transkripsi

1 PENENTUAN FAKTOR NORMALISASI PADA FASILITAS LAZY SUSAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG UNTUK ANALISIS AKTIV ASI NEUTRON Muhayatun., H.A. Das.., Achrnad Hidayat., Ratnawati Kukuh., P. llham' ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR NORMALISASI PADA FASILITAS LAZY SUSAN REAKTOR TRIGA 2000 BANDUNG UNTUK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON. Analisis aktivasi neutron menggunakan pembanding multielemen merupakan suatu metode yang umum digunakan untuk analisis multielemen. Metode tersebut memerlukan waktu preparasi lama dad biaya besar. Meskipun SRM (standard reference material) telah sering digunakan sebagai standar pembanding, tetapi pada beberapa keadaan menghasilkan nilai yang berbeda. Pada keadaan tertentu juga tidak mungkin untuk membandingkan kondisi iradiasi standar dad sampel jika terjadi ketidak homogenan fluks. Untuk mengatasi berbagai keterbatasan tersebut, perlu digunakan metode standardisasi Ko. Penelitian metode standardisasi Ko merupakan suatu lingkup penelitian yang luas, melibatkan berbagai parameter yang spesifik untuk suatu jenis reaktor tertentu dad membutuhkan waktu yang lama. Oleh schab itu dibutuhkan suatu metode altematif yang lebih efisien. Salah satu metode altematif yang dapat digunakan adalah penentuan faktor normalisasi pada berbagai posisi iradiasi. Pada penelitian ini ditentukan faktor normalisasi pada beberapa posisi Lazy Susan (LS) reaktor TRIGA 2000 Bandung. Penentuan faktor normalisasi dilakukan pada tujuh posisi LS dad tiga posisi sampel (bawah, tengah, atas) di dalam wadah tabung aluminium. Nilai faktor normalisasi yang diperoleh pada iradiasi selama 3 jam, daya 1800 kwatt untuk posisi sampel bawah, tengah, dad atas di berbagai posisi LS berturut-turut berada pada rentang 0,9373-1,1307; 0,9380-1,1624; dad 1,2220-1,3515. Hasil yang diperoleh tersebut dapat digunakan untuk mengatasi ketidak homogenan fluks, sehingga dapat lebih mengefisienkan waktu, tenaga dad biaya dalam melakukan analisis multielemen menggunakan metode analisis aktivasi neutron (AAN). Kata kunci: aktivasi, neutron, metode Ko, multielemen ABSTRACT DETERMINATION OF NORMALIZATION FACTOR FOR LAZY SUSAN FACILITY OF TRIGA 2000 BANDUNG REACTOR IN NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Neutron activation analysis using synthetic multielement comparators is prevalent method for multielement analysis. This method has severalimitations such as preparation of synthetic standard is time consuming and needs high cost. Although the standard reference materials (SRM) as comparator standards have been often used, in some cases this method yields disputed values. Besides, it is also not possible to ensure identical irradiation conditions for the standards and the samples where flux inhomogeneity occurs. In order to overcome such difficulties, preliminary study of Ko standardization method needs to be done..pusat Penelitian dan Pengembangan Teknik Nuklir -BA TAN..Netherlands Energy Research Foundation (ECN) 41

2 Risalah wkakarya Komputasi dalam gains dan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003 (41-53) This Ko standardization method study is a wide area of research that involves some specific parameters for certain reactor type and time consuming. Therefore more efficiently alternative method is needed. One of the alternative methods is determination of normalization factors for several positions of irradiation. In this research, normalization factor for several positions of Lazy Susan (LS) of TRIGA 2000 Bandung reactor, have been done. The determination was done for seven LS positions and three sample positions (bottom, middle and top) on aluminum container. Normalization factor obtained for 3 hours irradiation of 1800 kwatt were ; ; and for three sample positions at seven LS positions respectively. The results obtained can be used to overcome flux inhomogeneity and can minimize the spending of time, energy and cost for neutron activation analysis (NAA) activities. Key words: activation, neutron, Ko method, multielement PENDAHULUAN Analisis aktivasi menggunakan pembanding multielemen merupakan suatu metode yang umum digunakan untuk analisis multielemen. Metode ini berdasarkan pada perbandingan aktivitas spesifik dari sampel yang konsentrasinya tidak diketahui dengan standar yang konsentrasinya telah diketahui. Metode ini mempunyai berbagai keterbatasan baik dari segi ketepatan, waktu clan biaya: misalnya perlu melakukan preparasi dari berbagai standar, membutuhkan waktu yang lama, serta membutuhkan biaya yang besar. Meskipun standard reference material (SRM) telah sering digunakan sebagai standar acuan, tetapi pada beberapa keadaan metode ini menghasilka nilai yang berbeda, karena karakteristik dari berbagai unsur yang tidak sesuai. Di samping itu pada keadaan tertentu juga tidak mungkin untuk membandingkan kondisi iradiasi standar clan sampel jika terjadi ketidak homogenan fluks. Untuk mengatasi berbagai keterbatasan tersebut, perlu digunakan metode standardisasi Ko. Penggunaan metode ini melibatkan berbagai parameter yang sangat kompleks, seperti faktor normalisasi berbagai posisi iradiasi, faktor f yang merupakan perbandingan antara fluks neutron termal dengan epitermal, faktor a yang merupakan faktor yang terkait dengan sifat neutron yang tidak ideal. Faktor f clan a merupakan faktor yang spesifik untuk suatu jenis reaktor tertentu. Penelitian metode standardisasi Ko merupakan suatu lingkup penelitian yang luas, melibatkan berbagai parameter clan membutuhkan waktu yang lama. Oleh sebab itu dibutuhkan suatu metode alternatif yang lebih efisien. Salah satu metode altematif yang dapat digunakan adalah penentuan faktor normalisasi pada berbagai posisi iradiasi. Pada makalah ini akan dibahas penentuan faktor normalisasi dari berbagai posisi geometri sampel clan posisi iradiasi pada fasilitas LS reaktor TRIGA 2000, Bandung. Hasil yang diperoleh dari studi ini diharapkan dapat digunakan untuk mengatasi ketidak homogenan fluks. Dengan diketahuinya nilai faktor normalisasi posisi, maka pada analisis selanjutnya, dalam satu wadah aluminium hanya dibutuhkan satu standar, sehingga sisa tempatnya dapat diisi oleh sampel. 42

3 Penentuan Faktor Nonnalisasi pada Fasilitas Lazy Susan Reaktor Triga 2000 Bandung (Muhayatun, et.al.) Keuntungan lain yang dapat diperoleh dati penggunaan nilai faktor normalisasi adalah dapat meningkatkan kecepatan analisis clan menekan penggunaan standar. Secara umum penerapan basil penelitian ini akan sangat bermanfaat untuk kegiatan analisis aktivasi neutron (AAN) di reaktor TRIGA 2000, Bandung karena lebih efisien ditinjau dati segi waktu, tenaga clan biaya. LANDASAN TEORI Pada tahun 1965, Girardi dkk. mendetinisikan suatu konstanta k yang isinya melibatkan konstanta-konstanta inti. Konstanta k tersebut dinyatakan dengan persamaan berikut: k = My*c*(}*O'* M*yc(}O' (1) di mana M adalah nomor massa, r persen kelimpahan, Ii effisiensi energi dati pengukuran sinar r oleh detektor, (J kelimpahan isotop, 0" penampang lintang, dan * mengacu pada standar tunggal. Dengan mengetahui nilai k, maka jumlah sampel yang tidak diketahui (w), dapat dihitung dengan melakukan iradiasi sampel dan pembanding secara bersama-sama. Nilai w dapat diperoleh dengan persamaan berikut: ApS* D*w* w = k (2) di mana Ap ada1ah cacahan spesifik, S faktor kejenuhan, clan D faktor peluruhan. Penggunaan faktor k tersebut hanya dapat diterapkan pada suatu keadaan di mana kondisi iradiasi terma1 clan posisi geometri berada pada keadaan tertentu dengan sedikit perubahan. Untuk membuat faktor k 1ebih fleksibe1, de Corte dkk., pada tahun 1969[1] memperkena1kan faktor k dengan persamaan berikut: ~ = M.YEeo- 0 (tpth/ tpe) +10 k= (3) My. E.e. o-~ (tpth/ tpe) + I; A. sp di mana Asp adalah aktivitas spesifik dati radionuklida di dalam sampel, Asp * mengacu pada rata-rata cacahan yang telah dinormalisasi ke dalam I ~g pembanding, 0"0 penampang lintang neutron termal clan 10 integral resonansi. Faktor k pada persamaan (3) masih melibatkan faktor eksperimen, seperti pengaturan pencacahan. Untuk L1.1

4 Risalah Lokakarya Komputasi dalam gains dad Teknologi Nuklir XIV. Juli 2003 mengganti parameter yang me1ibatkan variabe1 eksperimen, pada taboo 1975 Simonits ill. memperkena1kan faktor Ko yang didefinisikan sebagai persamaan berikut: k0 == M*ByO" Asp(tPthltPe)+(IoIO"o)*s* (4) M{}"y"a" A;p (i/jth/ i/je) + (10/0"0)& Perbedaan antara faktor k clan Ko adalah pada Ko hanya melibatkan parameter inti yang nilainya telah terdetinisi dengan baik, seperti (M, B, ~M*, 8*, y*), sedangkan pada faktor k masih melibatkan faktor eksperimen. Pada tahun 2001, Ramakrishna [2] melakukan pengembangan faktor Ko untuk menentukan perhitungan konsentrasi unsur dalam sampel, menggunakan persamaan berikut: Ai [(Jig/g) = A;.Kanal di mana Ai = luas puncak dari elemen i setelah dikoreksi terhadap faktor kejenuhan, pendinginan, clan peluruhan selama pencacahan. Sedangkan As. adalah luas puncak dari standar. Mengingat penggunaa nilai absolut Ko membutuhkan suatu rangkaian penelitian yang kompleks, maka Ramakrishna menggunakan Kana! sebagai suatu kontanta yang masih melibatkan faktor eksperimen clan besarnya diperoleh dari persamaan berikut. (5) (6) di mana f adalah rasio fluks termal terhadap epitermal, sedangkan Qo( a) adalah perbandingan antara integral resonansi terhadap penampang lintang neutron termal[3]. Adapun nilai Qo( a) dapat diperoleh dari persamaan berikut. (7) Dengan menentukan nilai f clan a yang spesifik untuk suatu jenis reaktor nuklir tertentu, maka konsentrasi unsur dapat dihitung menggunakan persamaan (5). Beberapa unsur isotop tunggal yang konstanta intinya telah terdefinisi dengan baik, disarankan sebagai standar tunggal, seperti Au, Co clan Mn[2]. 44

5 Penentuan Faktor Nonnalisasi pada Fasilitas Lazy Susan Reaktor Triga 2000 Bandung (Muhayatun, et.al.) Berdasarkan prinsip analisis aktivasi neutron, penentuan besamya keradioaktifan imbas akibat penyinaran dengan neutron dinyatakan dengan persamaan berikut. A = NfjJa(l- e-jjj )e-jjp (8) di mana N adalah banyaknya inti atom yang disinari, f/j fluks neutron, 0" penampang lintang, Ii larnanya penyinaran, Ip lamanya pendinginan dan )., tetapan peluruhan radionuklida yang terbentuk. Untuk satu inti yang sarna, besamya keaktifan imbas yang terbentuk sebanding dengan banyaknya atom-atom yang disinari. TATA KERJA Bahan Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah larutan CuO 6,6 mgr/loo ml. Alat Alat yang digunakan adalah alai pencacah multi channel analyzer (MCA), lampu infra merah, jangka sorong, alai pencatat waktu, vial polietilen 1,48 ml clan kontainer aluminium. Pengukuran dimensi vial dad kontainer aluminium Untuk mengetahui posisi geometri sampel dilakukan pengukuran dimensi vial polietilen 1,48 ml clan kontainer aluminium. Pengukuran dilakukan pada dimensi luar clan dalam dengan menggunakan jangka sorong. Hasil pengukuran diameter vial polietilen 1,48 ml adalah 1,17 x 2,44 cm (luar) clan 0,98 x 2,17 cm (dalam), sedangkan diameter wadah tabung aluminium adalah 2,52 x 14,32 cm (luar) clan 2,42 x 10,45 cm (dalam). Preparasi sample Preparasi sampel dilakukan dengan membuat larutan CuO pada konsentrasi 6,6 mgr/looml. Larutan sampel diletakkan dalam beberapa wadah polietilen 1,48 ml, L1~

6 Risalah Lokakarya Kornputasi dalam gains dad Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 rnasing-rnasing sebanyak 50~L clan dikeringkan menggunakan 1ampu infra merah. Se1anjutnya sampe1 tersebut dimasukkan ke da1am tabung kontainer aluminium clan penempatan vial po1ieti1en sampe1 diusahakan berada di tengah diameter tabung aluminium. Da1am satu tabung kontainer aluminium di1etakkan tiga sampe1, masingmasing ter1etak pada susunan 0,68 cm, 3,13 cm clan 5,68 cm dati posisi dasar tabung kontainer aluminium. Kemudian sampe1 di1etakkan pada tujuh posisi LS clan diiradiasi se1ama 3 jam pada daya 1800 kwatt. Penentuan posisi iradiasi dan posisi geometri sampe1 di1akukan seakurat mungkin karena hasi1 yang dipero1eh pada pene1itian ini akan digunakan untuk menghitung ni1ai faktor norma1isasi yang pada akhimya digunakan sebagai ni1ai acuan da1am mengoreksi ketidak homogenan fluks neutron se1arna iradiasi. BASIL DAN PEMBAHASAN Analisis unsur pada metode AAN didasarkan pada pengukuran keradioaktifan imbas suatu cuplikan yang disinari dengan neutron. Sebagai akibat penyinaran dengan neutron, sebagian dati unsur-unsur yang berada dalam cuplikan menjadi radioaktif. Untuk satu inti atom yang sama, maka besamya keaktivan imbas yang terbentuk sebanding dengan banyaknya atom-atom yang disinari dan nilainya sebanding dengan berat unsur dalam cuplikan. Pada metode komparatif, cuplikan disinari bersama-sama dengan standar dan analisis sampel didasarkan pada perbandingan aktivitas spesifik sampel yang tidak diketahui konsentrasinya dengan standar yang konsentrasinya telah diketahui dengan tepat. Penggunaan metode pembanding pada analisis multielemen melibatkan standar multielemen. Keterbatasan metode pembanding pada analisis multielemen adalah preparasi standar memerlukan waktu yang lama, biaya yang tinggi dan sangat membosankan. Untuk mengatasi keterbatasan metode pembanding dalam analisis multielemen, dapat digunakan metode standardisasi Ko. Penelitian metode standardisasi Ko merupakan suatu lingkup penelitian yang luas, melibatkan berbagai parameter yang spesifik untuk suatu jenis reaktor tertentu dan membutuhkan waktu yang lama, maka dibutuhkan suatu metode altematif yang lebih efisien. Salah satu metode altematif yang dapat digunakan adalah penentuan faktor normalisasi pada berbagai posisi iradiasi. Pada penelitian ini ditentukan faktor normalisasi pada beberapa posisi LS reaktor TRIGA 2000 Bandung. Penentuan faktor normalisasi dilakukan pada tiga posisi geometri sampel dalam kontainer aluminium dan tujuh posisi iradiasi di dalam LS pada iradiasi selama 3 jam, daya 1800 kwatt. Hasil penentuan faktor normalisasi inter posisi LS pada sampel bawah, tengah dan atas disajikan pada Tabel 1. Posisi LS diberi tanda LS I, LS II, LS III, LS IV, LS V, LS VI, dan LS VII. Posisi LS I menunjukkan posisi LS sebelum digeser, LS II 46

7 Penentuan FaktOT Normalisasi pada Fasilitas Lazy Susan Reaktor Triga 2000 Bandung (Muhayatun, et.al.) posisi LS yang tergeser satu dati posisi LS I, LS ill posisi yang tergeser dua dati posisi LS I, dan seterusnya hingga LS vn posisinya tergeser enam dati posisi LS I. Penempatan sampel pada kontainer aluminium dilakukan pada tiga posisi, yaitu posisi bawah, tengah dan atas. Pada posisi bawah sampel terletak pada jarak 0,68 cm dati posisi dasar tabung kontainer aluminium, sedangkan posisi tengah dan atas terletak pada jarak 3,13 dan 5,68 cm. Perhitungan luas puncak dilakukan menggunakan persamaan 8 dengan melibatkan waktu iradiasi dan waktu pendinginan, sedangkan perhitungan faktor normalisasi dilakukan dengan membandingkan masing-masing posisi sampel terhada posisi sampel bawah. Tabell. Nilai faktor noffilalisasi inter posisi LS reaktor TRIGA 2000 Bandung pada posisi sampel bawah, tengah dan atas ~ Posisi LS I Posisi samdel Luas puncak (cps) I Bawah 278,920 1,458 Bawah n m IV v VI VB Bawah Bawah Bawah Bawah Bawah 261, , , , , , , , , , , , , , , , , , , ,393 1,478 1,289 1,408 1,323 1,235 1,352 1,303 1,219-1,341 1,293 1,186 2,198 2,142 2,053 1,300 1,251 1,185 ~ 1,221 1,630 Faktor normalisasi 1,0661 1,3037 1,1477 1,3292 1,0891 1,2573 1,0940 1,3169 1,0716 1,1843 1,1031 1,2427 1,0845 1,2025 Perhitungan faktor normalisasi antar posisi LS dilakukan pada dua deret pengukuran. Pada deret pertama dilakukan pengukuran pada posisi LS I, II, III clan N di tiga posisi sarnpel dengan rnenggunakan posisi LS N, posisi sarnpel bawah sebagai acuan. Perhitungan dilakukan dengan cara yang sarna seperti dalarn perhitungan faktor 47

8 Risalah l.ajkakarya Komputasi dalam Sains dad Teknologi Nuklir XN, Juli 2003 normalisasi untuk inter posisi LS. Sedangkan pada deret kedua dilakukan pengukuran pada posisi LS V, VI clan VII di tiga posisi sampel dengan menggunakan posisi LS VII, posisi sampel bawah sebagai acuan. Hasil perhitungan faktor normalisasi untuk deret pertama clan kedua berturut-turut disajikan pada Tabel2 clan Tabel 3. Tabel 2. Nilai faktor normalisasi antar posisi LS I, II, ill, IV clan sampel Tabel 3. Nilai faktor normalisasi antar posisi LS V, VI, VII dan sampel t'aktor normalisasi posisi iradiasi Posisi LS I Posisi sampel ba~~i~osisi sampel tengah SD ~~ Posisi sam el atas SD ,00500,0 V VI VII Rata-rata 1,1307 0,9963 SD ~ ~ 0,0000 Rata-rata 1,1624 1,0916 1, Rata-rata 1,2908 1,2220 1,2268 Korelasi antara faktor normalisasi dengan ketinggian posisi sarnpel dalarn kontainer aluminium disajikan pada Garnbar 1. Penentuan korelasi dilakukan pada tujuh posisi LS. Hasil korelasi yang diperoleh rnenunjukkan profil yang sarna dengan rentang yang tidak terlalu lebar «20%). 48

9 Penentuan Faktor Nonnalisasi pada Fasilitas Lazy Susan Reaktor Triga 2000 Bandung (Muhayatun, et.al.) Gambar Korelasi faktor normalisasi antar posisi iradiasi di LS sampel di dalam kontainer aluminium terhadap posisi Korelasi yang diperoleh pada Gambar 1 dapat digunakan untuk menentukan faktor normalisasi dati sampel yang diletakkan pada ketinggian tertentu di dalam tabung kontainer aluminium. Hasil faktor normalisasi yang diperoleh tersebut dapat digunakan untuk mengoreksi basil analisis sampel berdasarkan pada posisi iradiasi LS dan posisi ketinggian sampel dalam tabung kontainer aluminium. Penentuan faktor normalisasi posisi iradiasi dapat dimanfaatkan juga untuk meminimalkan jumlah standar yang digunakan dalam metode komparatif. Pada satu tabung kontainer aluminium dapat ditempatkan 3 tingkat sampel yang terletak dalam wadah polietilen 1,48 ml, dan dalam satu tingkat dapat ditempatkan 2 vial polietilen 1,48 ml. Pada metode pembanding, di setiap tingkat ditempatkan 1 sampel dan 1 standar, sehingga pada 1 tabung kontainer aluminium berisi 3 buah sampel dan 3 buah standar. Dengan diketahuinya nilai faktor normalisasi posisi iradiasi, maka dalam 1 tabung kontainer aluminum hanya diperlukan 1 standar sehingga jumlah sampel yang dianalisis dapat lebih banyak. Penggunaan standar dapat ditekan dan kecepatan analisis dapat ditingkatkan. Ditinjau dati segi efisiensi waktu, tenaga dan biaya, penentuan faktor normalisasi posisi iradiasi sangat bermanfaat. Hasil faktor normalisasi posisi iradiasi pada berbagai posisi LS terhadap ketiga posisi sampel dati tabung kontainer aluminium disajikan pada Gambar 2. 49

10 Risalah Lokakarya Kornputasi dalam gains clan Teknologi Nuklir XIV. Juli 2003 cn co.s!?: "ffi E L- a c: L- a ~ co LL.Fbsisi.Fbsisi..Fbsisi bawah tengah Posisi sampel dari dasar kontainer AI (Cm) pada tujuh posisi LS atas Gambar 2. Faktor norrnalisasi pada tujuh posisi LS terhadap posisi sampel dalam tabung kontainer aluminium Hasil yang diperoleh pada Gambar 2 menunjukkan bahwa variasi antar posisi LS berada pada rentang yang tidak terlalu lebar ( lebih kecil dati 17%, 19% clan 10% masing-masing untuk posisi sampel bawah, tengah clan atas). Secara umum basil yang diperoleh menunjukkan kecenderungan bahwa semakin tinggi posisi sampel nilai faktor normalisasi semakin meningkat. Salah satu keterbatasan yang dijumpai pada pelaksanaan penelitian ini adalah biaya yang relatif besar untuk pengadaan wadah sampel vial polietilen, sehingga penelitian baru dapat dilakukan pada tujuh posisi LS. Mengingat besamya manfaat yang diperoleh dati penentuan faktor normalisasi posisi iradiasi, maka diharapkan penelitian dapat dilanjutkan pada berbagai posisi LS lain. Berbagai kegiatan lain yang merupakan tindak lanjut dati penelitian ini seperti analisis unsur menggunakan standar tunggal Au, pembuatan program yang melibatkan berbagai parameter Ko, clan uji keakuratan metode standar tunggal, sedang dilakukan clan akan dibahas dalam tulisan tersendiri. KESIMPULAN Nilai faktor nomlalisasi pada tujuh posisi LS terhadap posisi sampel dalam tabling kontainer aluminium telah diperoleh. Korelasi antara faktor nomlalisasi pada tujuh posisi LS terhadap posisi sampel memiliki profil yang sarna dan mempunyai 50

11 Penentuan FaktOT Normalisasi pada Fasilitas Lazy Susan Reaktor Triga 2000 Bandung...(Muhayatun, et.al.) kecenderungan semakin tinggi posisi sampel semakin besar nilai faktor normalisasi. Nilai faktor norrnalisasi yang diperoleh dapat digunakan untuk mengoreksi ketidak homogenan fluks neutron dan sebagai acuan dalam analisis aktivasi neutron pada berbagai posisi iradiasi. DAFTARPUSTAKA 1 WOI1TIEZ,J.R.W., RIJPKEMA,J.E., ROVERS,J.B., MEERMAN,L., NlERCKX,F.J.M., Practical aspects of the introduction of the Ko method for INAA using the ECN low flux reactor. 2. RAMAKRISHNA,V.V.S., ACHARYA,R.N., REDDY,A.V.R., GARG,A.N., "Use of gold as monostandard for determination of elemental concentrations in environmental SRMs and Gangga river sediments". by the Ko method, Applied Radiation and Isotopes 55, (2001) WOITTIEZ, J.R.W., Theoretical aspects of the introduction of the Ko method for INAA using the ECN low flux reactor, ECN Report (1989) 51

12 Risalah Lokakarya Kornputasi dalam gains dan Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 DISKUSI RUKIHATI 1. Apakah sudah pemah dilakukan studi banding hasil analisis metoda komparatif dengan metoda standar tunggal terhadap sampel / cuplikan yang sarna? 2. Apakah faktor normalisasi yang ditampilkan bersifat permanen? 3. Hingga dihitung konsentrasi unsur menggunakan software apa? MUHA Y A TUN 1. Studi banding analisis metoda komparatif dengan metoda standar tunggal telah dilakukan tetapi dalam keterulangan yang relatifbelum banyak. 2. Faktor normalisasi yang telah dihitung dilakukan pada daya 1800 kwatt dan secara berkala ditentukan untuk melihat apakah terjadi pergeseran. 3. Untuk menghitung sampai konsentrasi, digunakan software yang sederhana yang telah dibuat di P3TkN. Pada saat ini nilai a eksperimen belum dilakukan sehingga dalam perhitungannya digunakan nilai a prakiraan. Penentuan parameter a eksperimen direncanakan dilakukan pada tahun HUDIHASTOWO 1. Perlu dicek apakah normalisasi bersifat permanen, dati waktu ke waktu. Terutama dikaitkan dengan posisi dari CR sebagai fungsi waktu selama operasi reaktor yang bersifat lama. 2. Mohon kiranya kegiatan pengembangan metoda Ko di P3TkN Batan dapat dilakukan dengan kerja sarna bersama unit kerja lain, seperti PPTN Serpong, serta kegiatan regional misalnya FNCA. Terutama dikaitkan dengan komparasi clan validasi hasil antar unit/lab yang ada. MUHA Y A TUN Terima kasih ares usulan dan sarannya. 52

13 Penentuan Faktor Norrnalisasi pada Fasilitas Lazy Susan Reaktor Triga 2000 Bandung (Muhayatun, et.ai.) DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Dr. Muhayatun 2. Tempat/Tanggal Lahir : Surabaya, 18 Juli Instansi : P3TkN-BATAN 4. Pekerjaan / Jabatan : Peneliti/Peneliti Madya 5. Riwayat Pendidikan : (setelah 8MU sampai sekarang).81 Jurusan Kirnia, ITB,.82 Jurusan Rekayasa Nuklir, ITB.83 Jurusan Kirnia, ITB 6. Pengalaman Kerja :.P3TkN -BAT AN, sekarang 7. Organisasi Professional :.Anggota Himpunan Kimia Indonesia, Jawa Barat 53

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 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 terperinci

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK UNSUR-UNSUR DI DALAM STANDARD REFERENCE MATERIAL. NIST 1577b BOVINE LIVER INDRIA KURNIATI PRATASIS

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK UNSUR-UNSUR DI DALAM STANDARD REFERENCE MATERIAL. NIST 1577b BOVINE LIVER INDRIA KURNIATI PRATASIS VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK UNSUR-UNSUR DI DALAM STANDARD REFERENCE MATERIAL. NIST 1577b BOVINE LIVER INDRIA KURNIATI PRATASIS DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN

Lebih terperinci

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

EVALUASI 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 terperinci

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) Prihatin Oktivasari dan Ade Agung Harnawan Abstrak: Telah dilakukan penentuan kandungan

Lebih terperinci

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON INSTRUMENTAL UNTUK UNSUR-UNSUR ESENSIAL DALAM CUPLIKAN HAYATI MENGGUNAKAN SRM NIST 1573a RAMZY

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON INSTRUMENTAL UNTUK UNSUR-UNSUR ESENSIAL DALAM CUPLIKAN HAYATI MENGGUNAKAN SRM NIST 1573a RAMZY VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON INSTRUMENTAL UNTUK UNSUR-UNSUR ESENSIAL DALAM CUPLIKAN HAYATI MENGGUNAKAN SRM NIST 1573a RAMZY DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT

Lebih terperinci

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Dian Filani Cahyaningrum 1), Riyatun

Lebih terperinci

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

DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN ANALISIS RADIONUKLIDA ALAM PADA DEBU VULKANIK DAN LAHAR DINGIN GUNUNG SINABUNG KABUPATEN KARO DENGAN MENGGUNAKAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) SKRIPSI HARPINA ROSA PUTRI G 120802066 DEPARTEMEN

Lebih terperinci

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan

Lebih terperinci

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

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Lebih terperinci

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN)

PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) Iswantoro, Suhardi, Rosidi, Sutanto WW, Sukadi BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail :ptapb@batan.go.id ABSTRAK

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI

KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI Alfian, Sutisna Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gedung 43, Serpong, Tangerang 15314 E-mail

Lebih terperinci

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

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006 Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN

Lebih terperinci

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

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

Lebih terperinci

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri

Lebih terperinci

APPLICATION OF NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS IN CHARACTERIZATION OF ENVIRONMENTAL SRM SAMPLES

APPLICATION OF NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS IN CHARACTERIZATION OF ENVIRONMENTAL SRM SAMPLES 231 APPLICATION OF NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS IN CHARACTERIZATION OF ENVIRONMENTAL SRM SAMPLES Aplikasi Teknik Analisis Aktivasi Neutron pada Karakterisasi Sampel SRM Lingkungan Diah Dwiana Lestiani *,

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

IRADIASI 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 terperinci

ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K 0 -NAA

ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K 0 -NAA ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK PENERAPAN METODE K 0 -NAA Sri Murniasih 1), Roto 2), Agus Taftazani 1), Th. Rina M. 3), Sutisna 3) 1) Pusat Sains dan Teknologi Akselerator BATAN

Lebih terperinci

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS

Lebih terperinci

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

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

Lebih terperinci

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI FASILITAS PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM PRODUCTION (SAMOP) REAKTOR KARTINI Disusun Oleh : Dian Filani Cahyaningrum M0213023

Lebih terperinci

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

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36

Lebih terperinci

KAJIAN KANDUNGAN U DAN Th DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG MURIA DENGAN METODA AKTIF DAN PASIF

KAJIAN KANDUNGAN U DAN Th DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG MURIA DENGAN METODA AKTIF DAN PASIF 40 KAJIAN KANDUNGAN U DAN Th DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG MURIA DENGAN METODA AKTIF DAN PASIF Sukirno dan J Djati Pramana P3TM BATAN ABSTRAK KAJIAN KANDUNGAN U DAN Th DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG

Lebih terperinci

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

DETERMINATION 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 terperinci

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT Drs. Widarto Peneliti Madya Reaktor Riset Kartini Tipe TRIGA (Training Riset Isotop

Lebih terperinci

STUDI PENENTUAN KANDUNGAN Au DALAM BATUAN DENGAN METODE AKTIVASI NEUTRON

STUDI PENENTUAN KANDUNGAN Au DALAM BATUAN DENGAN METODE AKTIVASI NEUTRON STUDI PENENTUAN KANDUNGAN Au DALAM BATUAN DENGAN METODE AKTIVASI NEUTRON June Mellawati, Simon Petrus G., Surtipanti S., dan Yumiarti ABSTRAK STUD) PENENTUAN KANDUNGAN Au DALAM BATUAN DENGAN METODE AKTIVASI

Lebih terperinci

PERKEMBANGAN SDM ANALISIS AKTIVASI NEUTRON Yustina Tri Handayani Pusat Pendidikan dan Pelatihan BAT AN

PERKEMBANGAN SDM ANALISIS AKTIVASI NEUTRON Yustina Tri Handayani Pusat Pendidikan dan Pelatihan BAT AN Widyanuklida Vol. II No. I, November 20 II ABSTRAK PERKEMBANGAN SDM ANALISIS AKTIVASI NEUTRON Yustina Tri Handayani Pusat Pendidikan dan Pelatihan BAT AN e-mail: yustina@batan.go.id Perkembangan Sdm Analisis

Lebih terperinci

VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA

VALIDASI 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 terperinci

PENENTUAN KEMURNIAN PERAK SEBAGAI BAHAN INDUSTRI KERAJINAN PERAK DENGAN METODE AKTIV ASI NEUTRON

PENENTUAN KEMURNIAN PERAK SEBAGAI BAHAN INDUSTRI KERAJINAN PERAK DENGAN METODE AKTIV ASI NEUTRON YOGYAKART A, 21-22 DESEMBER 2006 PENENTUAN KEMURNIAN PERAK SEBAGAI BAHAN INDUSTRI KERAJINAN PERAK DENGAN METODE AKTIV ASI NEUTRON WIDARTO, ZAINUL KAMAL Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Jl. Babarsari

Lebih terperinci

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB 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 terperinci

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

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK

Lebih terperinci

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

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

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS UNSUR Se DAN As DALAM SEDIMEN DENGAN MENGGUNAKAN STANDAR PRIMER DAN SEKUNDER METODA AAN

ANALISIS UNSUR Se DAN As DALAM SEDIMEN DENGAN MENGGUNAKAN STANDAR PRIMER DAN SEKUNDER METODA AAN ANALISIS UNSUR Se DAN As DALAM SEDIMEN DENGAN MENGGUNAKAN STANDAR PRIMER DAN SEKUNDER METODA AAN Sutanto. W.W, Mulyono, Iswantoro, Bambang Irianto -BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail :ptapb@batan.go.id

Lebih terperinci

PENENTUAN UNSUR-UNSUR PADA ENDAPAN CORROSSION COUPON SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON

PENENTUAN UNSUR-UNSUR PADA ENDAPAN CORROSSION COUPON SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON PENENTUAN UNSUR-UNSUR PADA ENDAPAN CORROSSION COUPON SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON Elisabeth Ratnawati(1), Diyah Erlina Lestari(2) dan Rachmat Triharto(3) PRSG

Lebih terperinci

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield

Lebih terperinci

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

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ARTIKEL PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ABSTRAK Arief Goeritno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA

Lebih terperinci

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung

Lebih terperinci

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

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER

Lebih terperinci

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari

Lebih terperinci

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM SUTRISNO, SARWANI, SALEH HARTAMAN, ASNUL SUFMAWAN Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN,

Lebih terperinci

PENENTUAN 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 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 terperinci

PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP KANDUNGAN UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN)

PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP KANDUNGAN UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP KANDUNGAN UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) Yunasfi (1) dan Th. Rina M (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir

Lebih terperinci

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

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA

Lebih terperinci

BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF

BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF 1. PELURUHAN EKSPONENSIAL Proses peluruhan merupakan statistik untuk nuklida yang cukup banyak, maka banyaknya peluruhan per satuan waktu (dn/dt)

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *

PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma * Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI

Lebih terperinci

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH

Lebih terperinci

FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR

FAKTOR 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 terperinci

METODE SKYLINE UNTUK MENYIMPAN MATRIKS KEKAKUAN P ADA PERSOALAN ELEMEN HINGGA. Mike Susmikanti., Utaja.., Arya'

METODE SKYLINE UNTUK MENYIMPAN MATRIKS KEKAKUAN P ADA PERSOALAN ELEMEN HINGGA. Mike Susmikanti., Utaja.., Arya' METODE SKYLINE UNTUK MENYIMPAN MATRIKS KEKAKUAN P ADA PERSOALAN ELEMEN HINGGA Mike Susmikanti., Utaja.., Arya' ABSTRAK METODE SKYLINE UNTUK MENYIMPAN MATRIKS KEKAKUAN PADA PERSOALAN ELEMEN HINGGA. Penyelesaian

Lebih terperinci

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

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

Lebih terperinci

PEMISAHAN 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 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 terperinci

PENENTUAN URANIUM DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG MURIA DENGAN METODE AAN

PENENTUAN URANIUM DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG MURIA DENGAN METODE AAN YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006 PENENTUAN URANIUM DALAM SEDIMEN SUNGAI DI SEMENANJUNG MURIA DENGAN METODE AAN SUHARDI,Isw ANTORO, ROSIDI Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Jl. Babarsari KotakPos

Lebih terperinci

EVALUASI DATA KANDUNGAN UNSUR-UNSUR Se, Fe, In DAN Co DALAM CUPLIKAN UDANG DARI DAERAH MURIA DAN KRAKAL DENGAN METODE APN

EVALUASI DATA KANDUNGAN UNSUR-UNSUR Se, Fe, In DAN Co DALAM CUPLIKAN UDANG DARI DAERAH MURIA DAN KRAKAL DENGAN METODE APN 1b Prosiding Pertemuan dan Presentasi /lmiah P3TM-BATAN Yogyakarta14-15Jufi 1999 Buku II 407 EVALUASI DATA KANDUNGAN UNSUR-UNSUR Se, Fe, In DAN Co DALAM CUPLIKAN UDANG DARI DAERAH MURIA DAN KRAKAL DENGAN

Lebih terperinci

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan

BAB I PENDAHULUAN. umat manusia kepada tingkat kehidupan yang lebih baik dibandingkan dengan BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Kemajuan ilmu pengetahuan dan teknologi yang sangat pesat dewasa ini, termasuk juga kemajuan dalam bidang teknologi nuklir telah mengantarkan umat manusia kepada

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI

PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI PENGEMBANGAN SOFTWARE CPEM SEBAGAI SARANA PENDIDIKAN EKSPERIMEN FISIKA REAKTOR PADA REAKTOR KARTINI Tegas Sutondo dan Syarip Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional JL.

Lebih terperinci

MODEL NON-LINIER UNTUK DATA DENSITAS AIR DIKEMBANGKAN BERBASISKAN SOFTWARE CURVEEXPERT 1.3. Entjie Mochamad Sobbich, Arminda Kastono'

MODEL NON-LINIER UNTUK DATA DENSITAS AIR DIKEMBANGKAN BERBASISKAN SOFTWARE CURVEEXPERT 1.3. Entjie Mochamad Sobbich, Arminda Kastono' MODEL NON-LINIER UNTUK DATA DENSITAS AIR DIKEMBANGKAN BERBASISKAN SOFTWARE CURVEEXPERT 1.3 Entjie Mochamad Sobbich, Arminda Kastono' ABSTRAK MODEL NON-LINIER UNTUK DATA DENSITAS AIR DIKEMBANGKAN BERBASISKAN

Lebih terperinci

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

PENGUKURAN 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 terperinci

KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN

KAJIAN 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

KARAKTERISASI UNSUR DALAM SAMPEL TANAH DAN SEDIMEN MENGGUNAKAN TEKNIK AAN UNTUK UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM BATAN

KARAKTERISASI UNSUR DALAM SAMPEL TANAH DAN SEDIMEN MENGGUNAKAN TEKNIK AAN UNTUK UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM BATAN KARAKTERISASI UNSUR DALAM SAMPEL TANAH DAN SEDIMEN MENGGUNAKAN TEKNIK AAN UNTUK UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM BATAN Syukria Kurniawati, Diah Dwiana Lestiani, Natalia Adventini Pusat Teknologi Nuklir Bahan

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT Slamet Santosa, Darsono Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan BATAN, Email: santosa@batan.go.id, b_darsono@batan.go.id ABSTRAK UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT. Untuk mendapatkan efisiensi dan

Lebih terperinci

PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI BUFFER MATERIAL DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Arief Goeritno

Lebih terperinci

UJI HOMOGENITAS DAN STABILITAS KANDIDAT SRM NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODE XRF

UJI HOMOGENITAS DAN STABILITAS KANDIDAT SRM NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODE XRF UJI HOMOGENITAS DAN STABILITAS KANDIDAT SRM NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODE XRF ISSN 0216-3128 176 Susanna Tuning S., dkk. UJI HOMOGENITAS DAN STABILITAS KANDIDAT SRM NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODE XRF

Lebih terperinci

PENGEMBANGAN METODE PENENTUAN URANIUM DALAM BAHAN GALIAN SECARA ANALISIS PENGAKTIFAN NEUTRON.

PENGEMBANGAN METODE PENENTUAN URANIUM DALAM BAHAN GALIAN SECARA ANALISIS PENGAKTIFAN NEUTRON. Proceedings Seminar Reaktor Nuklir dalam Penelitiun Sains dun Teknologi MenuJu Era Tinggal Lundas Bundung, 8-10 Oktober 1991 PENGEMBANGAN METODE PENENTUAN URANIUM DALAM BAHAN GALIAN SECARA ANALISIS PENGAKTIFAN

Lebih terperinci

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com

Lebih terperinci

ANALISIS URANIUM DAN THORIUM DALAM SEDIMEN LAUT DAN SUNGAI DI SEKITAR CALON TAPAK PLTN LEMAHABANG. Rosidi, Sukirno P3TM BATAN Yogyakarta ABSTRAK

ANALISIS URANIUM DAN THORIUM DALAM SEDIMEN LAUT DAN SUNGAI DI SEKITAR CALON TAPAK PLTN LEMAHABANG. Rosidi, Sukirno P3TM BATAN Yogyakarta ABSTRAK GANENDRA, Vol. VII, No.1 ISSN 1410-6957 ANALISIS URANIUM DAN THORIUM DALAM SEDIMEN LAUT DAN SUNGAI DI SEKITAR CALON TAPAK PLTN LEMAHABANG Rosidi, Sukirno P3TM BATAN Yogyakarta ABSTRAK ANALIS/S URANIUM

Lebih terperinci

TEKNIK AKTIVASI NEUTRON (AAN) UNTUK PENENTUAN EFISIENSI PEMUPUKAN TANAMAN DI LAHAN PASIR PANTAI SAMAS BANTUL

TEKNIK AKTIVASI NEUTRON (AAN) UNTUK PENENTUAN EFISIENSI PEMUPUKAN TANAMAN DI LAHAN PASIR PANTAI SAMAS BANTUL TEKNIK AKTIVASI NEUTRON (AAN) UNTUK PENENTUAN EFISIENSI PEMUPUKAN TANAMAN DI LAHAN PASIR PANTAI SAMAS BANTUL SUNARDI, Y. SARDJONO Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan-BATAN Jl. Babarsari Kotak

Lebih terperinci

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PERBANDINGAN 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

SEBARAN LOGAM BERAT DALAM IKAN, ALGAE, AIR DAN SEDIMEN LAUT DI SEMENANJUNG LEMAHABANG MURIA

SEBARAN LOGAM BERAT DALAM IKAN, ALGAE, AIR DAN SEDIMEN LAUT DI SEMENANJUNG LEMAHABANG MURIA ISSN 1410-6957 SEBARAN LOGAM BERAT DALAM IKAN, ALGAE, AIR DAN SEDIMEN LAUT DI SEMENANJUNG LEMAHABANG MURIA Sukirno., J DJati Pramana., Sumining Puslitbang Teknologi Maju ABSTRAK SEBARAN LOGAM BERAT DALAM

Lebih terperinci

Kata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto

Kata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR PADA INSTALASI PENGOLAHAN AIR LIMBAH (IPAL) RSUP DR. SOERADJI TIRTONEGORO KLATEN DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON REAKTOR KARTINI Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto Jurusan

Lebih terperinci

Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium

Penentuan 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 terperinci

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

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

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM

ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM 196 Buku I Proseding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah PPNY-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juti 1999 ANALISIS PERHITUNGAN SPEKTRUM NEUTRON TERAS RSG-GAS DENGAN NISBAH CADMIUM Ita Budi R,, Arnir Harnzah PRSG -BATAN

Lebih terperinci

Laboratorium Teknik Analisis Radiometri Dan Spektrometri Serapan Atom Pusat Teknologi Nuklir Bahan Dan Radiometri

Laboratorium Teknik Analisis Radiometri Dan Spektrometri Serapan Atom Pusat Teknologi Nuklir Bahan Dan Radiometri Laboratorium Teknik Analisis Radiometri Dan Spektrometri Serapan Atom Pusat Teknologi Nuklir Bahan Dan Radiometri Laboratorium Teknik Analisis Radiometri (TAR) merupakan salah satu laboratorium Badan Tenaga

Lebih terperinci

PEMBUATAN PROGRAM APN UNTUK SIMULASI ANALISA PENGAKTIF AN NEUTRON CEP AT

PEMBUATAN PROGRAM APN UNTUK SIMULASI ANALISA PENGAKTIF AN NEUTRON CEP AT Prosiding Pertemuan don Presentasi Ilmiah P3TM-BATAN, Yogyakarta 14-15 Juli 1999 Buku I 71 PEMBUATAN PROGRAM APN UNTUK SIMULASI ANALISA PENGAKTIF AN NEUTRON CEP AT Zaenal Abidin, Supriyono PATH-Balan,

Lebih terperinci

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK ANALISIS UNSUR Zn DAN Se PADA CUPLIKAN BAHAN MAKANAN

VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK ANALISIS UNSUR Zn DAN Se PADA CUPLIKAN BAHAN MAKANAN Sri Murniasih, dkk. ISSN 0216-3128 75 VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK ANALISIS UNSUR Zn DAN Se PADA CUPLIKAN BAHAN MAKANAN Sri Murniasih, Sukirno dan Saefurrochman Pusat Teknolgi Akselerator

Lebih terperinci

EVALUASI LOGAM DALAM AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE DENGAN TEKNIK AAN (TAHAP 2)

EVALUASI LOGAM DALAM AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE DENGAN TEKNIK AAN (TAHAP 2) Sukirno, dkk. ISSN 216-3128 183 EVALUASI LOGAM DALAM AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE DENGAN TEKNIK AAN (TAHAP 2) Sukirno, Bambang Irianto, Sri Murniasih Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Lebih terperinci

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT PENGARUH BAHAN BAKAR UN-PuN, UC-PuC DAN MOX TERHADAP NILAI BREEDING RATIO PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Meiby Astri Lestari, Dian Fitriyani Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang e-mail : meibyasri@gmail.com

Lebih terperinci

PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS. Suwarto PRSG-BATAN

PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS. Suwarto PRSG-BATAN Persiapan Fasilitas Doping (Suwarto) PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILIKON RSG-GAS Suwarto PRSG-BATAN ABSTRAK PERSIAPAN FASILITAS DOPING SILOKON RSG-GAS Fasilitas doping silikon di reaktor RSG-GAS belum dapat

Lebih terperinci

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko ; Widyanuklida Vol. 8. No. )-2 Desernber 2007 Penentuan Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko Yustina Tri Handayani Pusdiklat - Badan Tenaga Nuklir Nasional Abstrak Penentuan

Lebih terperinci

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

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

Lebih terperinci

PENENTUAN Mg, V, Al DAN Mn DENGAN METODE AAN FASILITAS PNEUMATIK

PENENTUAN Mg, V, Al DAN Mn DENGAN METODE AAN FASILITAS PNEUMATIK PENENTUAN Mg, V, Al DAN Mn DENGAN METODE AAN FASILITAS PNEUMATIK SUHARDI, MULJONO, BAMBANG IRIANTO. Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BA TAN Jl. Babarsari Kotak Pos 6101/YKBB Yogyakarta 55281 Telp.

Lebih terperinci

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional

Oleh. Arlinah Kusnowo, Amir Hamzah, Ita Bud! Radiyanti Pus at Reaktor Serba Guna - Badan Tenaga Atom Nasional Prosiding Seminar Teknologi dan Keselama/an PLTN ser/a Fasililas Nuklir Serpong, 9-10 Februari 1993 PRSG. PPTKR - BATAN ANALISIS SENSITIVITAS SAND-II, PAKET PROGRAM UNFOLDING YANG DIGUNAKAN PADA PENGUKURAN

Lebih terperinci

Perbandingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time (ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas Umur Paruh Pendek

Perbandingan 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 terperinci

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN ANALISIS UNSUR Zr, Hf, U DAN Th DALAM CUPLIKAN NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODA AAN.

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN ANALISIS UNSUR Zr, Hf, U DAN Th DALAM CUPLIKAN NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODA AAN. 190 ISSN 016-318 Sukirno, dkk. ESTIMASI KETIDAKPASTIAN ANALISIS UNSUR Zr, Hf, U DAN Th DALAM CUPLIKAN NATRIUM ZIRKONAT DENGAN METODA AAN. Sukirno, Sri Murniasih, Rosidi Pusat Teknologi Akselerator dan

Lebih terperinci

PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT

PENENTUAN 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 terperinci

GANENDRA, Vol. VI, No. 2 ISSN

GANENDRA, Vol. VI, No. 2 ISSN GANENDRA, Vol. VI, No. ISSN 1410-6957 PENENTUAN KETIDAKPASTIAN ANALISIS Ti,V, Al, Mn, Cl, Ce, Cr, Cs, Sc, Co, Fe, DAN Ca DALAM SAMPEL PADAT SECARA AANI MENGGUNAKAN STANDAR ADISI SESUAI ISO 1705 Sumining

Lebih terperinci

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya Jurnal Sains & Matematika (JSM) ISSN 0854-0675 Volume14, Nomor 4, Oktober 006 Artikel Penelitian: 155-159 Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini

Lebih terperinci

APLlKASI APN UNTUK MENENruKAN MUL TIUNSUR D!ALAM SEDIMEN SUNGAI

APLlKASI APN UNTUK MENENruKAN MUL TIUNSUR D!ALAM SEDIMEN SUNGAI :;';..f Prosiding Pertemuan dan Presentasi llmiah P3TM-BATAN, Yogyakarta 14-15Juli 1999 Buku II 65 J> APLlKASI APN UNTUK MENENruKAN MUL TIUNSUR D!ALAM SEDIMEN SUNGAI Sukirno, Susana T.S. P3TM-Batan. J/.

Lebih terperinci

PEMISAHAN DAN PEROLEHAN KEMBALI Cr(VI) DARI ALIRAN LIMBAH ELEKTROPLATING DENGAN TEKNIK MEMBRAN CAIR EMULSI TESIS MAGIS'1'ER. .

PEMISAHAN DAN PEROLEHAN KEMBALI Cr(VI) DARI ALIRAN LIMBAH ELEKTROPLATING DENGAN TEKNIK MEMBRAN CAIR EMULSI TESIS MAGIS'1'ER. . hinta S No.: 129/S2-TL./TPL/1999 PEMISAHAN DAN PEROLEHAN KEMBALI Cr(VI) DARI ALIRAN LIMBAH ELEKTROPLATING DENGAN TEKNIK MEMBRAN CAIR EMULSI TESIS MAGIS'1'ER. Oleh Indah NIM25397032 BIDANG KHUSUS TEKNOLOGt

Lebih terperinci

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI DAN SUNARKO Pusat Reaktor Serba Guna Abstrak ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET

Lebih terperinci

PENENTUAN KESTABILAN SPARKING SPEKTROMETER EMISI MENGGUNAKAN BAHAN PADUAN ALUMINIUM

PENENTUAN KESTABILAN SPARKING SPEKTROMETER EMISI MENGGUNAKAN BAHAN PADUAN ALUMINIUM ISSN 1979-2409 Penentuan Kestabilan Sparking Spektrometer Emisi Menggunakan Bahan Paduan Aluminium (Agus Jamaludin, Djoko Kisworo, Darma Adiantoro) PENENTUAN KESTABILAN SPARKING SPEKTROMETER EMISI MENGGUNAKAN

Lebih terperinci

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS YOGYAKARTA, 5 NOVEMBER 9 ISSN 98-6 ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS SUBIHARTO, NAEK NABABAN, UNGGUL HARTOYO PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gedung 5 Tangerang Abstrak ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI

Lebih terperinci

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI

Lebih terperinci

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS

PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS

Lebih terperinci

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY ISSN 978-076 ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY SUTRISNO, SARWANI, ARIYAWAN SUNARDI Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 530, Banten

Lebih terperinci

AKURASI METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON PADA PENGUJIAN Se DAN As DALAM LIMBAH PADAT

AKURASI METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON PADA PENGUJIAN Se DAN As DALAM LIMBAH PADAT PEELITIA DA PEGELOLAA PERAGKAT KLIR Yogyakarta, 7 Juli 011 AKRASI METODA AALISIS AKTIVASI ETRO PADA PEGJIA Se DA As DALAM LIMBAH PADAT Mulyono, Sukadi, Rosidi, Sihono, Bambang Irianto BATA, Babarsari Yogyakarta,

Lebih terperinci