PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir
|
|
- Hengki Tanuwidjaja
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 ABSTRAK PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir Suhartono, Suparno, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PRARANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) menerima banyak limbah radioaktif berupa sumber radioaktif 192 Ir yang telah digunakan oleh industri penyedia jasa uji tak merusak (radiografi). Telah dilakukan pra rancangan kontainer tempat penyimpanan limbah radioaktif sumber terbungkus 192 Ir. Ketebalan dinding kontainer dihitung dengan software MicroShield 7.02 keluaran Grove Software, Inc. Lynchburg, Virginia, USA. Kontainer tersebut dirancang mampu menyimpan 192 Ir berupa sumber titik sampai dengan aktivitas 1000 Ci. Kontainer berupa kotak berongga terbuat dari timbal (Pb) dan besi karbon steel dengan dimensi luar 42 cm x 52 cm x 57 cm dengan ketebalan timbal 15,5 cm dan ketebalan karbon steel 0,5 cm. Ruang kosong bagian dalam kontainer berdimensi 10 cm x 20 cm x 25 cm. Berdasarkan perhitungan menggunakan software MicroShield 7.02, sumber radioaktif 192 Ir yang memiliki aktivitas 1000 Ci akan memancarkan laju paparan radiasi sebesar 0,7328 µsv/jam pada sisi luar permukaan kontainer, dan laju paparan radiasi ini dianggap sudah aman sehingga lokasi di sekitarnya dapat dikelompokkan sebagai kategori daerah pengawasan dengan tingkat radiasi sangat rendah (0,4 < D < 2 msv). Kata kunci : kontainer, 192 Ir, limbah radioaktif, sumber terbungkus, MicroShield 7.02 ABSTRACT PREDESIGN OF CONTAINER FOR STORAGE OF 192 Ir SEALED SOURCE RADIOACTIVE WASTE. Radioactive Waste Technology Center (PTLR) - National Nuclear Energy Agency (BATAN) received a lot of radioactive waste in the form of spent 192 Ir radioactive source which was used by the service provider industry of non-destructive testing (radiography). It has been done the pre designing of container for storage of 192 Ir sealed source radioactive waste. The thickness of container s wall was calculated by using MicroShield 7.02 software from Grove Software, Inc.. Lynchburg, Virginia, USA. The container is designed to be capable of storing an 192 Ir point source with activity up to 1000 Ci. The container was a hollow box made of lead (Pb) and iron-carbon steel with outer dimensions was 42 cm x 52 cm x 57 cm by 15.5 cm thickness of lead and 0.5 cm thickness of iron-carbon steel. The empty space inside the container s dimensions was 10 cm x 20 cm x 25 cm. Based on calculations by using the MicroShield 7.02 software, 192 Ir radioactive source whose activity is 1000 Ci will emit radiation exposure rate of μsv / h at the outer surface of the container. At the rate, radiation exposure is already secure and surrounding locations can be classified as a monitoring zone with very low level of radiation (0.4 < D <2 msv). Keywords : container, 192 Ir, radioactive waste, sealed source, MicroShield 7.02 PENDAHULUAN Undang-undang Republik Indonesia No. 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran dan Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 27 Tahun 2002 Tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif mengamanatkan Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) sebagai badan pelaksana pengelolaan limbah radioaktif di wilayah Negara Kesatuan Republik Indonesia. PTLR BATAN sebagai badan pelaksana pengelolaan 497
2 limbah radioaktif secara nasional mempunyai tugas untuk melakukan penelitian, pengembangan dan penerapan teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan pelayanan pengelolaan limbah radioaktif [1,2]. Implikasi dari peraturan perundangan tersebut di atas, maka PTLR - BATAN banyak menerima limbah radioaktif yang berasal dari satuan kerja (satker) internal BATAN ataupun dari instansi luar BATAN seperti industri dan rumah sakit. Dalam hal ini PTLR BATAN harus mengelola limbah radioaktif yang diterimanya sesuai dengan ketentuan yang berlaku. Radiasi gelombang elektromagnetik yang dipancarkan oleh zat radioaktif dapat dimanfaatkan untuk keperluan tertentu di bidang industri dan kesehatan. Di bidang industri misalnya untuk pengukuran ketebalan (thickness gauging), pengukuran ketinggian (level gauging), teknik sterilisasi, radiografi, dan lainnya. Sedangkan di bidang kesehatan, teknologi nuklir banyak diterapkan untuk tujuan diagnostik dan terapi misalnya pendeteksian fungsi ginjal dan terapi kanker dengan penyinaran radiasi. Sumber radioaktif yang digunakan untuk keperluan industri biasanya berupa sumber tertutup dikemas dalam kapsul dengan integritas yang tinggi dimana di dalam kapsul mengandung radionuklida spesifik dengan derajat kemurnian tinggi [3]. Beberapa radionuklida yang sering digunakan sebagai sumber radiasi di bidang industri dan kesehatan antara lain 55 Fe, 60 Co, 75 Se, 85 Kr, 90 Sr, 109 Cd, 137 Cs, 147 Pm, 192 Ir, 210 Po dan 241 Am. Aktivitas sumber radiasi merupakan fungsi waktu, dimana semakin lama waktu yang digunakan akan semakin berkurang aktivitasnya akibat proses peluruhan. Jika sebuah sumber radiasi telah berkurang aktivitasnya sehingga tidak efektif penggunaannya dan atau tidak digunakan lagi, maka sumber radiasi tersebut dikategorikan sebagai limbah radioaktif sumber terbungkus (LRST). Meskipun sudah tidak digunakan lagi dan menjadi limbah, LRST ini masih berbahaya karena selalu memancarkan sinar radiasi pengion yang dapat berdampak buruk jika menyinari manusia. Oleh karena itu LRST harus dikelola dengan benar agar tidak membahayakan keselamatan masyarakat dan lingkungan [3]. Produksi dan karakteristik 192 Ir. Iridium (Ir) termasuk logam transisi Golongan VIIIB dengan nomor atom (Z) 77. Iridium banyak digunakan sebagai bahan pembentuk paduan logam (alloy) untuk menghasilkan komposit yang bersifat sangat keras dan tahan terhadap korosi. Isotop 192 Ir yang bersifat radioaktif sering digunakan sebagai perunut radioaktif (radiotracer) di bidang industri perminyakan dan sebagai sumber pemancar radiasi gamma untuk mendeteksi cacat logam dan cacat pengelasan pada kegiatan radiografi. Di bidang medis, 192 Ir digunakan pada brakiterapi untuk membunuh sel-sel kanker. Iridium di alam didapati dalam bentuk isotop stabil 191 Ir dan 193 Ir dengan kelimpahan isotop masing-masing 62,7 % dan 37,3 %. Radioisotop 192 Ir biasanya diproduksi dengan cara aktivasi netron terhadap logam iridium di dalam sebuah reaktor nuklir. Penyerapan netron oleh isotop 191 Ir akan menghasilkan 192 Ir, sedangkan penyerapan netron oleh 193 Ir akan menghasilkan 194 Ir. 194 Ir memiliki waktu paro (t½) 19 jam dan akan segera meluruh menjadi isotop stabil 194 Pt. 498
3 Dalam reaksi aktivasi netron terhadap logam Ir, akan dihasilkan pula radioisotop 192m Ir dan 194m Ir namun dalam jumlah yang sangat sedikit [4]. Radioisotop 192 Ir memiliki t½ 74,2 hari, aktivitas spesifik 9200 Ci/g, faktor gamma (γ) 0,48 R.m 2 /Ci.h. Meluruh dengan cara tangkapan elektron (5 %) menjadi 192 Os dan dengan cara pemancaran β - (95 %) menjadi 192 Pt. Energi yang dipancarkan dari proses peluruhan 192 Ir adalah 0,296 MeV, 0,308 MeV, 0,536 MeV dan 0,672 MeV untuk partikel β - dan 0,317 MeV, 0,468 MeV, 0,604 MeV untuk sinar γ [4]. Untuk tujuan radiografi, sumber radiasi 192 Ir biasanya memiliki panjang total 180 mm. Gambar 1 berikut ini adalah contoh sumber radiasi 192 Ir yang digunakan untuk keperluan radiografi. Seluruh bagian LRST 192 Ir dari industri radiografi Bagian source Gambar 1. Gambar contoh LRST 192 Ir dari industri radiografi. Bagian aktif (source) dari sumber radiasi 192 Ir jenis ini berupa kapsul SS yang di dalamnya berisi sejumlah pellet logam 192 Ir. Panjang kapsul SS adalah 22 mm dan diameternya sebesar 6,3 mm Pada awalnya aktivitas mula-mula dari sebuah sumber radiasi 192 Ir berkisar Ci. Seiring dengan umur pemakaian, aktivitas 192 Ir akan berkurang akibat peluruhan. Ketika aktivitas 192 Ir yang terus meluruh tersebut menjadi tinggal 2 5 Ci, maka intensitas pancaran sinar radiasi 192 Ir tidak cukup kuat untuk tujuan radiografi. Selanjutnya sumber radiasi ini akan digolongkan sebagai sumber radiasi bekas dan diperlakukan sebagai limbah radioaktif sumber terbungkus. Meskipun aktivitas sumber radiasi bekas 192 Ir tinggal 2 5 Ci, namun masih memancarkan laju paparan radiasi yang tinggi. Sebuah sumber bekas 192 Ir dengan aktivitas 3 Ci akan memberikan laju paparan radiasi sebesar 1,445 R/jam pada jarak 1 m dengan medium udara. Disamping berpotensi memberikan dampak buruk bagi kesehatan pekerja yang menangani, juga akan menimbulkan kesulitan secara teknis dan peraturan mengingat Nilai Batas Dosis (NBD) seorang pekerja radiasi yang diperbolehkan adalah maksimal 5 rem (50 msv) per tahun [5]. Diagram alir berikut ini menunjukkan strategi umum pengelolaan sumber radiasi terbungkus tidak digunakan [6] : 499
4 Gambar 2. Diagram alir pengelolaan sumber radiasi terbungkus tidak digunakan Berdasarkan data karakteristik di atas diketahui bahwa waktu paro 192 Ir adalah 74,2 hari, maka 192 Ir dikelompokkan sebagai radionuklida berumur sangat pendek (very short lived). Dengan demikian strategi pengelolaan yang tepat untuk LRST 192 Ir adalah dengan teknik simpan dan luruhkan (decay storage). Dengan teknik ini, setelah disimpan selama beberapa tahun diharapkan aktivitas LRST 192 Ir sudah meluruh sampai tingkat yang aman untuk dilakukan pelepasan klirens. Seiring dengan meningkatnya kebutuhan terhadap jasa uji tak merusak dengan teknik radiografi, maka volume pelimbahan LRST 192 Ir 500
5 yang diterima oleh PTLR juga cukup besar. Di sisi lain aktivitas 192 Ir ketika dilimbahkan berkisar antara 2 5 Ci akan memancarkan paparan radiasi tinggi yang rata-rata mencapai 1,445 R/jam pada jarak 1 m dengan medium udara. Dengan pertimbangan-pertimbangan seperti tersebut di atas, maka perlu dirancang dan dibuat kontainer tempat penyimpanan LRST 192 Ir yang mampu menyimpan banyak LRST 192 Ir secara aman. Dengan demikian dapat diperoleh efisiensi ruang penyimpanan dan terpenuhinya syarat-syarat keselamatan radiasi. METODOLOGI Rancangan kontainer tempat penyimpanan limbah radioaktif sumber terbungkus 192 Ir yang telah dihitung dengan menggunakan software MicroShield 7.02 keluaran Grove Software, Inc. Lynchburg, Virginia, USA, dengan asumsi sumber 192 Ir berupa sumber titik dengan aktivitas 1000 Ci. HASIL DAN PEMBAHASAN Kontainer tempat penyimpanan LRST 192 Ir dirancang agar laju paparan radiasi pada kontak permukaan dinding luar tidak melebihi 1 µsv/jam, sehingga ketika ditempatkan di ruangan penyimpanan sementara limbah radioaktif (interim storage) laju paparan radiasi di ruang tersebut masih dalam kategori daerah pengawasan dengan tingkat radiasi sangat rendah (0,4 < D < 2 msv) [5]. Hal ini juga dimaksudkan untuk memenuhi Peraturan Kepala BAPETEN No. 7 Tahun 2009 Tentang Keselamatan Radiasi Dalam Penggunaan Peralatan Radiografi Industri yang menyebutkan bahwa tingkat radiasi di luar gedung penyimpanan tidak boleh melebihi 0,5 µsv/jam [7]. Dengan pertimbangan peraturan di atas dan ketebalan kontainer 15,5 cm timbal dan 0,5 cm besi maka perhitungan dengan menggunakan software MicroShield 7.02 memberikan hasil seperti terlihat pada gambar 3. Dari perhitungan ini terlihat bahwa jika sumber titik 192 Ir yang memiliki aktivitas 1000 Ci disimpan dalam sebuah kontainer yang terbuat dari timbal setebal 15,5 cm dan besi setebal 0,5 cm, maka laju paparan radiasi pada kontak permukaan sisi luar kontainer adalah 0,07328 mr/jam ( 0,7328 µsv/jam). Harga laju paparan radiasi ini sudah lebih kecil dari 1 µsv/jam sehingga memenuhi pertimbangan-pertimbangan yang sudah disebutkan di atas. Selanjutnya dirancang sebuah kontainer yang terbuat dari timbal setebal 15,5 cm dan besi setebal 0,5 cm. Kontainer juga dirancang dapat menyimpan LRST 192 Ir dari industri radiografi secara horizontal yang total akumulasi aktivitasnya adalah 1000 Ci. Jika diambil rata-rata sebuah LRST 192 Ir memiliki aktivitas awal 2 Ci, maka kontainer akan dapat menyimpan sebanyak LRST. Pintu pemasukan LRST 192 Ir berupa sebuah lubang yang memiliki tutup, berdiameter 5 cm agar penjepit panjang (long tong) dapat keluar masuk dengan cepat dan leluasa. Posisi lubang pintu pemasukan ini sekitar 2,5 cm di bawah sisi dalam bagian atas kontainer. 501
6 Detail rancangan kontainer tempat penyimpanan LRST 192 Ir dapat dilihat pada gambar 4. Tabel 3. Hasil Perhitungan Tebal Penahan Radiasi untuk LRST 192 Ir 1000 Ci menggunakan Software MicroShield
7 Pintu pemasukan LRST 192 Ir, pemasukan menggunakan long tong (D = 5 cm; posisi : 2,5 cm di bawah sisi atas kotak bagian dalam; memiliki tutup) 25 cm 57 cm 20 cm 10 cm 52 cm 42 cm 8 cm 25 cm 57 cm 57 cm 25 cm 10 cm 20 cm 42 cm 52 cm Tampak Depan Tampak Samping Gambar 4. Prarancangan Kontainer Tempat Penyimpanan LRST 192 Ir Bagian atas kontainer dapat dibuka dan ditutup dengan pengunci berupa mur baut. Hal ini dimaksudkan agar dapat dilakukan pengambilan LRST 192 Ir yang telah disimpan dalam waktu tertentu untuk dilakukan tahap 503
8 pengelolaan berikutnya misalnya pelepasan secara klirens. Satu buah LRST 192 Ir (t½ = 74,2 hari) yang memiliki aktivitas awal 5 Ci setelah disimpan selama 5 tahun, aktivitasnya tersisa 1,97 x 10-7 Ci akan memberikan laju paparan radiasi sebesar 0, mr/jam ( 0,09532 µsv/jam) pada jarak 10 cm dengan medium udara. Laju paparan radiasi LRST 192 Ir sebesar 0, mr/jam ini sudah aman untuk dilakukan tahap pengelolaan berikutnya ataupun pelepasan klirens. Kontainer tempat penyimpanan LRST 192 Ir ini dirancang dapat menyimpan total akumulasi aktivitas 192 Ir sebesar 1000 Ci. Sedangkan jumlah maksimal batangan LRST 192 Ir yang dapat disimpan dalam kontainer ini dapat diperkirakan sebagai berikut : Luas penampang bagian dalam kontainer = 10 cm x 16 cm (tumpukan LRST Ir ,5 cm di bawah lubang pemasukan). = 160 cm 2 Luas penampang batangan tiap LRST 192 Ir (D = 6,3 mm) = ¼ x 3,14 x (0,63) 2 cm 2 = 0,3116 cm 2 Jumlah maksimum batangan LRST 192 Ir yang dapat ditampung = = 513 buah. Dengan demikian kontainer ini dapat menyimpan sejumlah LRST 192 Ir dengan total akumulasi aktivitas sebesar 1000 Ci, atau dapat menyimpan LRST 192 Ir dari industri radiografi maksimal 513 batang. Berat total kontainer dapat diperkirakan sebagai berikut : Volume besi karbon steel, V Fe = (52 x 42 x 57)cm 3 (51,5 x 41,5 x 56,5) cm 3 = 3733 cm 3 Berat besi karbon steel (ρ = 7,86 g/cm 3 ), W Fe = 3733 x 7,86 = g = 30 kg Volume timbal, V Pb = (51,5 x 41,5 x 56,5) cm 3 (20 x 10 x 25) cm 3 = cm 3 Berat timbal (ρ = 11,34 g/cm 3 ), W Pb = x 11,34 = g = kg Berat kontainer total, W = W Fe + W Pb = kg = kg. Jadi berat total kontainer tempat penyimpanan LRST 192 Ir pada saat kosong adalah kg atau 1,342 ton. Timbal (Pb) merupakan bahan untuk membuat penahan radiasi yang baik. Tetapi timbal merupakan logam lunak yang memiliki titik leleh relatif 504
9 rendah yaitu 327,5 o C sehingga kontainer dari bahan Pb mudah rusak pada suhu sekitar 300 o C. Untuk melindungi terhadap resiko kebakaran sehingga LRST 192 Ir tetap berada di dalam kontainer jika terjadi kebakaran, maka sisi luar kontainer dilapisi dengan kotak dari bahan besi karbon steel dengan ketebalan 0,5 cm. KESIMPULAN Limbah radioaktif sumber terbungkus (LRST) 192 Ir memiliki waktu paro 74,2 hari dapat digolongkan sebagai LRST berumur sangat pendek (very short lived) sehingga strategi pengelolaan yang tepat adalah simpan dan luruhkan sampai mencapai tingkat klirens untuk selanjutnya dilakukan pelepasan klirens. Untuk menyimpan LRST 192 Ir dari radiografi industri yang jumlahnya sangat banyak, telah dirancang kontainer tempat penyimpanan LRST 192 Ir agar efisien tempat, memiliki kapasitas penyimpanan yang besar, mudah dioperasikan dan memenuhi aspek keselamatan radiasi. Kontainer LRST 192 Ir berupa kotak berongga terbuat dari timbal (Pb) dan besi karbon steel dengan dimensi luar 42 cm x 52 cm x 57 cm dengan ketebalan timbal 15,5 cm dan ketebalan karbon steel 0,5 cm. Ruang kosong bagian dalam kontainer sebagai tempat penyimpanan LRST 192 Ir berdimensi 10 cm x 20 cm x 25 cm. Kontainer ini dapat menyimpan sejumlah LRST 192 Ir dengan total akumulasi aktivitas sebesar 1000 Ci, atau dapat menyimpan LRST 192 Ir dari industri radiografi maksimal 513 batang. Berat total kontainer ini adalah kg atau 1,342 ton. DAFTAR PUSTAKA [1]. Undang-undang Negara Republik Indonesia No. 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran, 1997 [2]. Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 27 Tahun 2002 Tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif, 2002 [3]. AISYAH, Pengelolaan Sumber Radiasi Bekas Radioterapi, Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengolahan Limbah VI, PTLR-BATAN, Halaman, [4]. Anonim, 192 Ir, Nuclide Safety Data Sheet, available on diunduh tanggal 6 Agustus [5]. Surat Keputusan Kepala BAPETEN No. 01/Ka. BAPETEN/V-1999 Tentang Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, [6]. IAEA, Management of Waste from the Use of Radioactive Material in Medicine, Industry, Agriculture, Research and Education, IAEA Safety Guide No. WS-G-2.7, [7]. Peraturan Kepala BAPETEN No. 7 Tahun 2009 Tentang Keselamatan Radiasi Dalam Penggunaan Peralatan Radiografi Industri,
10 506
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Kesehatan merupakan salah satu hal yang sangat penting dalam kehidupan manusia, bahkan bisa dikatakan tanpa kesehatan yang baik segala yang dilakukan tidak akan maksimal.
Lebih terperinciPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS DARI RUMAH SAKIT DAN INDUSTRI
PENGELOLAAN LIMAH RADIOAKTIF SUMER TERUNGKUS DARI RUMAH SAKIT DAN INDUSTRI ASTRAK Suhartono, Ayi Muziyawati, Imam Sasmito Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-ATAN PENGELOLAAN LIMAH RADIOAKTIF SUMER TERUNGKUS
Lebih terperinciWaste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)
Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016) No Jenis Karakteristik Pewadahan Keterangan 1. cair aktivitas total radionuklida pemancar gamma: 10-6 Ci/m 3 2.10-2 Ci/m 3 (3,7.10 4 Bq/m 3 7,14.10 8 Bq/m 3
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM
ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM Kristiyanti, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan Puspiptek Serpong 15314 Abstrak ANALISIS
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK. PERANCANGAN
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) BATAN E-mail : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciPERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF
PERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF Oleh: Suryantoro PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2006 Persyaratan Pengangkutan Limbah Radioaktif BAB I PENDAHULUAN A.Latar Belakang
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciOPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI
ABSTRAK OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI Kuat Heriyanto, Sucipta, Untara. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali, Beny Syawaludin Pusat Rekayasa Perangkat
Lebih terperinciWidyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: ISSN
Widyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: 22-27 ISSN 1410-5357 Fasilitas Sumber Terbungkus Iridium-192untuk Radiografi Industri Storage Facility of Iridium-192 Sealed Source for Industrial Radiography
Lebih terperinciPENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI
PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI Wijono, Pujadi, dan Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENGUNGKUNGAN 85 Kr, 133 Xe,
Lebih terperinciPusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional
Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional 1 Pokok Bahasan STRUKTUR ATOM DAN INTI ATOM A. Struktur Atom B. Inti Atom PELURUHAN RADIOAKTIF A. Jenis Peluruhan B. Aktivitas Radiasi C. Waktu
Lebih terperinciTogap Marpaung, PGD *)
KAJIAN PRINSIP REDUCE DAN PENERAPAN KONSEP REUSE ATAU RECYCLE TERHADAP SPENT DAN DISUSED SEALED SOURCE Togap Marpaung, PGD *) ABSTRAK KAJIAN PRINSIP REDUCE DAN PENERAPAN KONSEP REUSE ATAU RECYCLE TERHADAP
Lebih terperinciSISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT
SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT Suhaedi Muhammad 1 dan Rr. Djarwanti,RPS 2 1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, BATAN Gedung B Lantai 2, Kawasan
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali,Beny Syawaludin PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK,
Lebih terperinciANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE
ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE 2008-2012 ABSTRAK Moch Romli, L. Kwin Pudjiastuti, Mahmudin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ANALISIS
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN BERAT KONTAINER SUMBER Ir-192 AKTIVITAS 10 Ci UNTUK BRAKITERAPI HDR
PROSDNG SEMNAR PENELTAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLR ANALSS PERHTUNGAN BERAT KONTANER SUMBER r-192 AKTVTAS 1 Ci UNTUK BRAKTERAP HDR Kristiyanti, Tri Harjanto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN,PUSPPTEK
Lebih terperinciSISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN RADIASI
SISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN RADIASI B.Y. Eko Budi Jumpeno Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jalan Cinere Pasar Jumat, Jakarta 12440 PO Box 7043 JKSKL, Jakarta 12070 PENDAHULUAN Pemanfaatan
Lebih terperinciPRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF
PRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF Husen Zamroni, R. Sumarbagiono, Subiarto, Wasito Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PRARANCANGAN SISTEM
Lebih terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
Lebih terperinciPENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun ISSN 0852-2979 PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. ABSTRAK Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah suatu penyakit yang disebabkan oleh adanya sel-sel yang membelah secara abnormal tanpa kontrol dan mampu menyerang jaringan sehat lainnya. Data
Lebih 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 terperinciPENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS BEKAS DARI INDUSTRI DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF
PENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF TERBUNGKUS BEKAS DARI INDUSTRI DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF ABSTRAK Bung Tomo, Irwan Santoso, Suhartono Pusat Teknologi limbah Radioaktif-BATAN PENGELOLAAN SUMBER
Lebih terperinciOPERASIONAL SISTEM PEMANTAUAN RADIASI SECARA REALTIME DI DAERAH KERJA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF
OPERASIONAL SISTEM PEMANTAUAN RADIASI SECARA REALTIME DI DAERAH KERJA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF L.Kwin Pudjiastuti, Adi Wijayanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN Email : ptlr@batan.go.id
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN RADIASI PENGUNJUNG DI TEMPAT PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF
EVALUASI KESELAMATAN RADIASI PENGUNJUNG DI TEMPAT PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN, PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 E-mail : kwin@batan.go.id
Lebih terperinciSISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF
SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF Ayi Muziyawati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI
Lebih terperinciDengan klasifikasi tersebut maka konsumen dapat memilih mana yang tepat untuk
Services 1. Radiation Sources Radiasi gamma dalam energinya dianggap cukup tinggi untuk hanya memecah molekul dan mengionisasi atom, namun tidak cukup tinggi untuk mengubah struktur dari inti atom (menghindari
Lebih terperinciPENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH SAKIT DAN PATIR-BATAN
PENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH SAKIT DAN PATIR-BATAN Bung Tomo Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN ABSTRAK PENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH
Lebih terperinciKAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)
KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb
Lebih terperinciPENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Diterima: 6 Juni 2016 Layak Terbit: 25 Juli 2016
PENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG Novita Rosyida Pendidikan Vokasi, Universitas Brawijaya Jl. Veteran 12-16 Malang, 65145, Telp. 085784638866,
Lebih terperinciEVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )
ABSTRAK EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR ) Elfida, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNA PEKERJA PUSAT
Lebih terperinciBAB III BESARAN DOSIS RADIASI
BAB III BESARAN DOSIS RADIASI Yang dimaksud dengan dosis radiasi adalah jumlah radiasi yang terdapat dalam medan radiasi atau jumlah energi radiasi yang diserap atau diterima oleh materi yang dilaluinya.
Lebih terperinci2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6
KIMIA INTI 1. Setelah disimpan selama 40 hari, suatu unsur radioaktif masih bersisa sebanyak 0,25 % dari jumlah semula. Waktu paruh unsur tersebut adalah... 20 hari 8 hari 16 hari 5 hari 10 hari SMU/Ebtanas/Kimia/Tahun
Lebih terperinciEVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )
EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR ) Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 212 ISSN 852-2979 EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP
Lebih terperinciPENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN
PENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN Kristiyanti, Budi Santoso, Leli Yuniarsari, Wiranto B.S. Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciPEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK
PEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK Namad Sianta, Djoli Soembogo dan R. Hardjawidjaja Pusat Aplikasi Teknologi Isotop dan Radiasi - BATAN E-mail : djoli@batan.go.id ABSTRAK
Lebih terperinciPEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005
PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 005 Agus Gindo S., Syahrir, Sudiyati, Sri Susilah, T. Ginting, Budi Hari H., Ritayanti Pusat Teknologi Limbah
Lebih terperinciFISIKA MODERN UNIT. Radiasi Benda Hitam. Hamburan Compton & Efek Fotolistrik. Kumpulan Soal Latihan UN
Kumpulan Soal Latihan UN UNIT FISIKA MODERN Radiasi Benda Hitam 1. Suatu benda hitam pada suhu 27 0 C memancarkan energi sekitar 100 J/s. Benda hitam tersebut dipanasi sehingga suhunya menjadi 327 0 C.
Lebih terperinciPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON
MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciOleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS
Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS 1 - Dengan menyebut nama Allah yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang - " Dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan
Lebih terperinciPERANCANGAN KONTAINER LIMBAH REFLEKTOR PADA PROGRAM DEKOMISIONING REAKTOR RISET TRIGA MARK II BANDUNG
PERANCANGAN KONTAINER LIMBAH REFLEKTOR PADA PROGRAM DEKOMISIONING REAKTOR RISET TRIGA MARK II BANDUNG Suwardiyono*) ABSTRAK PERANCANGAN KONTAINER LIMBAH REFLEKTOR PADA PROGRAM DEKOMISIONING REAKTOR RISET
Lebih terperinciRADIOKIMIA Tipe peluruhan inti
LABORATORIUM KIMIA FISIK Departemen Kimia Fakultas MIPA Universitas Gadjah Mada (UGM) RADIOKIMIA Tipe peluruhan inti Drs. Iqmal Tahir, M.Si., Departemen Kimia Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Lebih terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF
PELURUHAN RADIOAKTIF Inti-inti yang tidak stabil akan meluruh (bertransformasi) menuju konfigurasi yang baru yang mantap (stabil). Dalam proses peluruhan akan terpancar sinar alfa, sinar beta, atau sinar
Lebih terperinciWidyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: ISSN
Widyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: 46-51 ISSN 1410-5357 Usulan Nilai Pembatas Dosis Bagi Pekerja Radiasi dan Peserta Pelatihan di Pusdiklat BATAN Proposal of Dose Constraint Value for Radiation
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 terperinciBAB 2 TINJAUAN PUSTAKA
BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA Keselamatan radiasi merupakan suatu cabang ilmu pengetahuan yang mempelajari masalah kesehatan manusia maupun lingkungan yang berkaitan dengan pemberian perlindungan kepada seseorang
Lebih terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR
YOGYAKARTA, 3OKTOBER 0 PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR Kristiyanti, Ferry Suyatno Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Gd 7 Kawasan Puspiptek Serpong Email untuk korespondensi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Aplikasi teknologi nuklir telah banyak dimanfaatkan tak hanya sebatas pembangkit listrik namun sudah merambah ke bidang medis, industri, pemrosesan makanan, pertanian,
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 terperinciPENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Novita Rosyida
PENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG Novita Rosyida Pendidikan Vokasi Universitas Brawijaya, Jl. Veteran 12-16 Malang 65145, Telp. 085784638866
Lebih terperinciKAJIAN DAMPAK PENERAPAN BSS-115 DI FASILITAS RADIOTERAPI DAN INDUSTRI DI INDONESIA
KAJIAN DAMPAK PENERAPAN BSS-115 DI FASILITAS RADIOTERAPI DAN INDUSTRI DI INDONESIA Oleh : Veronika Tuka *), Yus Rusdian Akhmad *), Endang Murniaty **) Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Fasilitas
Lebih terperinciPerancangan Keselamatan Ruangan Radiologi Pesawat Sinar-X Di PSTA BATAN Yogyakarta
Proceeding 1 st Conference on Safety Engineering and Its Application ISSN No. 581 1770 Perancangan Keselamatan Ruangan Radiologi Pesawat Sinar-X Di PSTA BATAN Yogyakarta M. Tekad Reza R 1, Galih Anindita,
Lebih terperinciJumlah Proton = Z Jumlah Neutron = A Z Jumlah elektron = Z ( untuk atom netral)
FISIKA INTI A. INTI ATOM Inti Atom = Nukleon Inti Atom terdiri dari Proton dan Neutron Lambang Unsur X X = nama unsur Z = nomor atom (menunjukkan banyaknya proton dalam inti) A = nomor massa ( menunjukkan
Lebih terperinciEVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN
EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN - L. Kwin Pudjiastuti, Arie Budianti, M.Cecep Cepi Hikmat Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK
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 terperinciLEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI
A. Materi Pembelajaran : Struktur Inti LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI B. Indikator Pembelajaran : 1. Mengidentifikasi karakterisrik kestabilan inti atom 2. Menjelaskan pengertian isotop,isobar
Lebih terperinciPERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP
PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP Kristiyanti 1, Kasmudin 1 1) PRFN-BATAN, email: kristiyantiwst@yahoo.com, kasmudin@batan.go.id
Lebih terperinciPEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN
PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN Muji Wiyono dan Wahyudi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciPENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN
Lebih terperinciKAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI PADA PEKERJA D.A.LAM PROSES DISMANTLIN(3 SUMBER BEKAS
KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI PADA PEKERJA D.A.LAM PROSES DISMANTLIN(3 SUMBER BEKAS Untara, M. Cecep Cepi H, Mahmudin Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN PENERIMAAN DOSIS
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 terperinciEVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN
EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN - L. Kwin Pudjiastuti, Arie Budianti, M.Cecep Cepi Hikmat Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciBAB V Ketentuan Proteksi Radiasi
BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi Telah ditetapkan Peraturan Pemerintah No. 63 Tahun 2000 tentang Keselamatan dan kesehatan terhadap pemanfaatan radiasi pengion dan Surat Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-99
Lebih terperinciBAB II RADIASI PENGION
BAB II RADIASI PENGION Salah satu bidang penting yang berhubungan dengan keselamatan radiasi pengukuran besaran fisis radiasi terhadap berbagai jenis radiasi dan sumber radiasi. Untuk itu perlu perlu pengetahuan
Lebih terperinciKAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET
KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET Rr.Djarwanti Rahayu Pipin Sudjarwo Pusat Radioisotop Dan Radiofarmaka BATAN, Gedung 11 kawasan Puspiptek Serpong Sekretaris
Lebih terperinciRADIOKIMIA Pendahuluan Struktur Inti
LABORATORIUM KIMIA FISIK Departemen Kimia Fakultas MIPA Universitas Gadjah Mada (UGM) RADIOKIMIA Pendahuluan Struktur Inti Drs. Iqmal Tahir, M.Si., Departemen Kimia Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan
Lebih terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Diagram Alir Penelitian Mulai Studi literature dan pengumpulan bahan Pengolahan dan analisa Mempersiapkan Alat dan Bahan Prosedur pengujian Non Destructive Test Pengujian
Lebih terperinciadukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Beton adalah campuran antara semen portland, air, agregat halus, dan agregat kasar dengan atau tanpa bahan-tambah sehingga membentuk massa padat. Dalam adukan beton, semen
Lebih terperinciSuhaedi Muhammad, Rimin Sumantri PTKMR BATAN
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF YANG DIHASILKAN DARI PRODUK GENERATOR Tc 99m Suhaedi Muhammad, Rimin Sumantri PTKMR BATAN Rr. Djarwanti Rahayu Pipin Soedjarwo PRR BATAN ABSTRAK PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.
ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. Benar Bukit, Kristiyanti, Hari Nurcahyadi Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI
Lebih terperinci: PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2007 TENTANG KEAMANAN SUMBER RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2007 TENTANG KEAMANAN SUMBER RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Menimbang Mengingat : bahwa untuk
Lebih terperinciSISTEM PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT, CAIR DAN GAS. Arifin Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif
SISTEM PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT, CAIR DAN GAS Arifin Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif ABSTRAK SISTEM PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT, CAIR DAN GAS Telah dilakukan pengangkutan
Lebih terperinciANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK
ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK Kristiyanti 1, Wahyuni Z Imran 1, Lely Yuniarsari 1 1 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN ABSTRAK ANALISIS WAKTU
Lebih terperinciTEORI DASAR RADIOTERAPI
BAB 2 TEORI DASAR RADIOTERAPI Radioterapi atau terapi radiasi merupakan aplikasi radiasi pengion yang digunakan untuk mengobati dan mengendalikan kanker dan sel-sel berbahaya. Selain operasi, radioterapi
Lebih terperinciKEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 16 TAHUN 2014 TENTANG SURAT IZIN BEKERJA PETUGAS TERTENTU YANG BEKERJA DI INSTALASI
Lebih terperinciANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP
ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP Kristiyanti, Edy Karyanta Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir - BATAN Email : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI
Lebih terperinciPREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL
No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL Suliyanto, Budi Prayitno Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK
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 terperinciPembahasan soal UAS Fisika dan Kimia Dasar 2
Pembahasan soal UAS Fisika dan Kimia Dasar 2 1. Dalam sebuah pipa yang luas penampangnya 0,1 m2 air mengalir dengan laju aliran 1 m/s. Berapa m /s debit aliran air tersebut? A. 10 B. 1 C. 0,1 D. 0,01 Diketahui
Lebih terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA
Lebih terperinciPEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LINGKUNGAN DI PUSAT PENGEMBANGAN GEOLOGI NUKLIR TAHUN 2011
PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LINGKUNGAN DI PUSAT PENGEMBANGAN GEOLOGI NUKLIR TAHUN 2011 ABSTRAK Amir Djuhara, Ngatino, M. Yasin Pusat Pengembangan Geologi Nuklir BATAN Jl. Lebak Bulus Raya No.9, Ps. Jumat,
Lebih terperinciPenentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down
Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi
Lebih terperinciPERANCANGAN KONSUL UNTUK OPERATOR PADA PEREKAYASAAN PESAWAT SINAR-X MAMOGRAFI
PERANCANGAN KONSUL UNTUK OPERATOR PADA PEREKAYASAAN PESAWAT SINAR-X MAMOGRAFI Rahmat, Budi Santoso, Kristiyanti Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir-BATAN ABSTRAK PERANCANGAN KONSUL UNTUK OPERATOR PADA PEREKAYASAAN
Lebih terperinciVII. PELURUHAN GAMMA. Sub-pokok Bahasan Meliputi: Peluruhan Gamma Absorbsi Sinar Gamma Interaksi Sinar Gamma dengan Materi
VII. PELURUHAN GAMMA Sub-pokok Bahasan Meliputi: Peluruhan Gamma Absorbsi Sinar Gamma Interaksi Sinar Gamma dengan Materi 7.1. PELURUHAN GAMMA TUJUAN INSTRUKSIONAL KHUSUS: Setelah mempelajari Sub-pokok
Lebih terperinciEVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI
No.04 / Tahun II Oktober 2009 ISSN 1979-2409 EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI Muradi, Sjafruddin Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK EVALUASI
Lebih terperinciEVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM
No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM Endang Sukesi I dan Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -BATAN
Lebih terperinciPERANCANGAN HANDLING TOOL OUTER CONTAINER LIMBAH IRM DI IPSB3
ISSN 979-2409 (Antonio ogo) PERANCANAN HANDLIN TOOL OUTER CONTAINER LIMBAH IRM DI IPSB3 Antonio ogo Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PERANCANAN HANDLIN TOOL OUTER CONTAINER LIMBAH IRM
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke
Lebih terperinciPEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012
PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012 ABSTRAK Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL
Lebih terperinciDESAIN DAN PEMBUATAN PENDUKUNG MEKANIK PADA PROTOTIPE PERANGKAT SISTEM PENCITRAAN PETI KEMAS DENGAN TEKNIK SINAR GAMMA
DESAIN DAN PEMBUATAN PENDUKUNG MEKANIK PADA PROTOTIPE PERANGKAT SISTEM PENCITRAAN PETI KEMAS DENGAN TEKNIK SINAR GAMMA ABSTRAK Nur Khasan, Sapta Teguh P. Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir BATAN DESAIN DAN
Lebih terperinciPENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA
PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA Suparno -BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail:ptapb@batan.go.id ABSTRAK PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Radiasi nuklir merupakan suatu bentuk pancaran energi. Radiasi nuklir dibagi menjadi 2 jenis berdasarkan kemampuannya mengionisasi partikel pada lintasan yang dilewatinya,
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 terperinciDesain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta
Desain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta Rendi Akhbar 1, Galih Anindita 2, dan Mochamad Yusuf Santoso 3 1,2,3 Program studi
Lebih terperinciPELURUHAN GAMMA ( ) dengan memancarkan foton (gelombang elektromagnetik) yang dikenal dengan sinar gamma ( ).
PELURUHAN GAMMA ( ) Peluruhan inti yang memancarkan sebuah partikel seperti partikel alfa atau beta, selalu meninggalkan inti pada keadaan tereksitasi. Seperti halnya atom, inti akan mencapai keadaan dasar
Lebih terperinciPERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA
PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang Mengingat : a. bahwa Limbah Radioaktif
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME Bung Tomo *) ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA
Lebih terperinci