EFISIENSI DETEKTOR HPGe UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI
|
|
- Herman Budiman
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 EFISIENSI DETEKTOR HPGe UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI PutuSukmabuana 1 dan Rasito Tursinah 1 1 Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN, Jl. Tamansari No. 71, Bandung sukma23@batan.go.id ABSTRAK EFISIENSI DETEKTOR HPGe UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI. Salah satu metode untuk pengukuran radioaktivitas dalam sampel air adalah dengan spektrometri gamma. Untuk radioaktivitas rendah maka diperlukan jumlah sampel yang besar. Namun jumlah sampel yang besar akan mengakibatkan penurunan efisiensi akibat adanya serapan sinar gamma oleh matrik air. Untuk itu dalam penelitian ini dilakukan simulasi penentuan efisiensi detektor dengan geometri detektor, matrik dan densitas yang sama dengan sampel. Validasi hasil simulasi dilakukan dengan pengukuran efisiensi gamma pada energi 1461 kev. Pada penelitian ini dilakukan simulasi efisiensi energi gamma 40 K (1461 kev) dalam matriks air dalam wadah Marinelli 0,5 liter, 1 liter, 2 liter, dan 3 liter. Simulasi dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNPX 2.6. Pengukuran efisiensi 40 K dilakukan menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe tipe CPVDS Berdasarkan hasil pengukuran dan simulasi diperoleh bahwa nilai efisiensi menurun sebagai fungsi kenaikan volume. Dari hasil pengukuran Marinelli ukuran 0,5 L mempunyai efisiensi pengukuran paling tinggi, yaitu : 0,610 % dan disusul oleh Marinelli ukuran 1 L, 0,441 %, sedangkan untuk ukuran 2 dan 3 liter mempunyai efisiensi hampir sama 0,305 % dan 0,274 %. Sedangkan hasil perhitungan simulasi dengan MCNPX diperoleh efisiensi 0,801 % (0,5L), 0,510 % (1L), 0,341 % (2L) dan 0,304 % (3L). Hasil pengukuran dan simulasi dengan MCNPX terjadi perbedaan signifikan pada Marinelli ukuran 0,5 dan 1 liter, masing-masing 0,191 dan 0,099 %, sedangkan untuk ukuran 2 dan 3 liter masing-masing 0,036 dan 0,030 % Kata kunci: efisiensi, sampel air, spektrometer gamma, Marinelli, MCNPX ABSTRACT EFFICIENCY OF HPGe DETECTOR FOR WATER SAMPLES IN VARIOUS MARINELLY VOLUME.One method for the measurement of radioactivity in water samples is by gamma spectrometry. For low radioactivity will require a large number of samples. However, a large number of samples will lead to drop in efficiency due to the absorption of gamma rays by water matrix. Therefore in this study conducted a simulation determining the efficiency of the detector with the detector geometry, matrices and the same density with the sample. Validation results of the simulation conducted by measuring the gamma energy efficiency at 1461 kev. In this study simulated gamma energy efficiency 40 K (1461 kev) in a matrix of water in the container Marinelli 0.5 L, 1 L, 2 L and 3 L. The simulation was performed using the Monte Carlo method and a computer program MCNPX 2.6. The measurement of 40 K efficiency performed using gamma spectrometer with HPGe detector type CPVDS Based on the results of measurements and simulations showed that the efficiency decreases as a function of the increase in volume. From the measurement results Marinelli size of 0.5 L has the highest efficiency, namely 0,610 %, followed by Marinelli 1 L, 0,441 %, while for 2 and 3 liter has almost the same efficiency of 0,305 % and %. While the results of the simulation calculation MCNPX efficiency obtained 0.801% (0,5L), % (1L), % (2L) and % (3L). The measurement results and the simulation MCNPX Marinelli occur significant differences in the size of 0.5 and 1 liter, respectively and 0.099%, while for sizes 2 and 3 liters respectively 0,036 and 0,030% Key words: efficiency, liquid sample, gamma spectrometer, Marinelli, MCNPX 65
2 EFISIENSI DETEKTOR HPGe Putu Sukmabuana, dkk. PENDAHULUAN Identifikasi radionuklida dan pengukuran radioaktivitas dalam sampel air paling mudah dilakukan dengan teknik spektrometri gamma. Disamping merupakan radiasi yang cukup banyak dihasilkan dari radionuklida dalam peristiwa peluruhan, sinar gamma juga memiliki daya tembus yang besar sehingga dalam pengukuran tidak diperlukan preparasi cuplikan yang rumit. Kelebihan ini menjadikan spektrometri gamma efektif dalam identifikasi dan pengukuran aktivitas radionuklida [1]. Keberhasilan pengukuran dengan teknik spektrometri gamma sangat bergantung kepada kualitas analisis spektrum gamma yang dihasilkan. Kualitas spektrum gamma salah satunya ditentukan dari daya pisah energi (resolusi) oleh detektor. Untuk itu keberadaan detektor yang memiliki daya pisah tinggi menjadi sesuatu yang sangat dicari. Setelah ditemukannya detektor jenis semikonduktor seperti germanium dengan kemurnian yang tinggi atau high purity germanium (HPGe) menjadikan metode pengukuran dengan teknik spektrometri berkembang pesat [1,2,3]. Hasil pengukuran radionuklida dengan radioaktivitas rendah dalam matrik sampel lingkungan dengan volume besar menggunakan spektrometer sinar gamma sangat dipengaruhi oleh energi, dimensi atau ukuran detektor, dimensi (geometri) sampel, jarak sampel dari detektor. Oleh karena itu untuk memperoleh hasil yang baik dari pengukuran sampel lingkungan diperlukan kalibrasi efisiensi menggunakan sampel standar dengan matrik, densitas, dan bentuk geometri yang sama seperti sampel yang diukur [4,5]. Selain faktor geometri, matrik sampel berupa air juga akan berpengaruh dalam penurunan efisiensi akibat adanya serapan diri air terhadap sinar gamma. Faktor geometri dan matrik sampel dapat ditentukan dengan cara eksperimen, teknik komputasi menggunakan Monte Carlo, dan metode analitik [6]. Koreksi serapan diri untuk geometri tertentu sampel diperoleh secara eksperimental melalui pengukuran dan pembandingan efisiensi untuk sampel dengan densitas atau konsentrasi bervarias [7,8]. Pada penelitian ini dilakukan simulasi menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNPX [9] untuk menghitung efisiensi detektor pada energi gamma 100 kev sampai dengan 1600 kev dalam sampel air. Validasi dilakukan menggunakan hasil pengukuran energi gamma 1461 kev menggunakan larutan standar 40 K dalam air untuk variasi volume Marinelli. METODE Untuk melakukan simulasi efisiensi detektor HPGe pada energi gamma 100 kev hingga 1600 kev dalam sampel air menggunakan MCNPX dibutuhkan beberapa inputan. Input tersebut adalah model geometri detektor, definisi sumber radiasi, dan pulsa cacahan. Model MCNPX Detektor yang akan disimulasikan adalah HPGe tipe CPVDS Berdasarkan tipenya maka detektor tersebut memiliki bentuk kristal germanium koaksial, polaritas positif, dipasang secara vertikal, dengan pendingin 30 kg nitrogen air di dalam dewar, efisiensi relatif 30%, dan FWHM 2,15 kev pada energi gamma kev. Geometri detektor menjadi penting dalam simulasi karena interaksi foton gamma dengan atom-atom germanium yang membentuk pulsa cacahan terjadi di dalam detektor. Data geometri dan material detektor HPGe diperlihatkan pada Tabel 1 [1]. 66 Tabel 1. Data detektor HPGe tipe CPVDS Komponen Densitas(g/cc) Dimensi(mm) Kristal Ge (diameter) 5,323 58,6 Kristal Ge (tinggi) 5,323 46,4 Hole kristal Ge (diameter) 0 11,2 Hole kristal Ge (tinggi) 0 35,3 Dead layer Ge 5,323 0,6 Penutup Al (diameter) 2, Penutup Al (tebal) 2,707 1 Vakum (detektor-window) 0 5 Bahan wadah Marinelli Beker terbuat dari polipropilen (C 3 H 6 ) dengan tebal 0,18 cm dan densitas 1,65 g/cc [10], sedangkan tutupnya adalah polietilen (C 2 H 4 ) densitas 0,93 g/cc[11]. Untuk matrik sampel adalah air (H 2 O) dengan densitas 1,0 g/cc. Tampilan geometri HPGe dan Marinelli dalam MCNPX diperlihatkan pada Gambar 1.
3 Model sumber radiasi yang digunakan adalah foton dengan energi 100 kev hingga 1600 kev yang terdistribusi homogen dalam matrik sampel air dengan arah berkas isotropik. Efisiensi diperoleh dengan menginputkan tally (besaran fisis) F8:p untuk output pulsa cacahan di setiap energi. Jumlah partikel yang disimulasikan disesuaikan agar kesalahan statistik di bawah 1%. Gambar 1. Tampilan geometri HPGe dan Marinelli dalam MCNPX. Pengukuran efisiensi 40 K Validasi kurva efisiensi hasil simulasi menggunakan MCNPX akan dilakukan hanya pada energi gamma 1461 kev yaitu dengan mengukur efisiensi 40 K dalam sampel air dengan variasi volume Marinelli. Volume Marinelli yang digunakan bervariasi yaitu 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter sebagaimana diperlihatkan pada Gambar 2. Masing-masing Marinelli diisi dengan larutan KCl dengan beragam konsentrasi. Sampel berupa larutan KCl dalam 4 ukuran Marinelli satu per satu ditempatkan di atas detektor kemudian dilakukan pengukuran hingga mendapatkan cacahan di atas agar ketidakpastian cacahan di bawah 2%. Gambar 2. Marinelli ukuran 0,5L, 1 L, 2 L, dan 3 L. Aktivitas 40 K ditentukan dari massa KCl berdasarkan persamaan: A N Aaln2 A T (1) r 1/ 2 Dengan A adalah aktivitas 40 K dari setiap gram kalium (Bq/g), N A adalah konstanta Avogadro (6,022x10 23 mol -1 ), a adalah kelimpahan isotop alam 40 K (1,17x10-4 ), A r adalah berat atom 40 K (40 g/mol), dan T 1/2 adalah waktu paruh 40 K (4,039x10 16 s). Berdasarkan persamaan 1 di atas maka aktivitas 40 K per satuan massa KCl adalah 30,22 Bq/g. 67
4 EFISIENSI DETEKTOR HPGe Putu Sukmabuana, dkk. Cacahan yang diperoleh dari pengukuran menggunakan spektrometer gamma selanjutnya digunakan untuk menghitung efisiensi ( ) menggunakan persamaan: cps (2) A I dengan cps adalah cacahan per satuan waktu, dan I adalah probabilitas emisi gamma energi 1461 kev dari 40 K sebesar 0,107. HASIL DAN PEMBAHASAN Penentuan efisiensi HPGe menggunakan perhitungan dengan metode Monte Carlo telah dilakukan untuk energi gamma 100 kev hingga 1600 kev dalam matrik air dengan wadah Marinelli ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter, dan 3 liter. Untuk melakukan simulasi dengan MCNPX maka dibuat inputan untuk empat geometri Marinelli. Berdasarkan data geometri dan material detektor HPGe sebagaimana diperlihatkan pada Tabel 1 maka diperoleh empat inputan. Masing-masing inputan MCNPX selanjutnya dijalankan dalam sebuah komputer dengan processor1,5 GHz, RAM 2 GB dan sistem operasi Windows 7. Jumlah partikel yang disimulasikan adalah 1x10 7 dan memberikan kesalahan statistik yang cukup kecil yaitu 1%. Nilai tersebut termasuk kategori sangat diterima untuk sebuah model simulasi pencacahan menggunakan MCNPX [9]. Dalam simulasi ini foton dengan energi dari 100 kev hingga 1600 kev yang muncul dari dalam matrik air akan berinteraksi dengan atom-atom matrik H 2 O, wadah polypropilen, komponen detektor hingga kristal HPGe. Interaksi yang terbentuk berupa foto atomik yang berupa hamburan Compton, fotolistrik maupun produksi pasangan. Untuk simulasi MCNPX ini digunakan library ENDF/B-VI yang merupakan data tampang lintang interaksi foto atomik untuk energi foton hingga 100 MeV [9]. Kurva efisiensi hasil simulasi MCNPX untuk energi 100 kev hingga 1600 kev dari sampel air dalam variasi volume Marinelli diperlihatkan pada Gambar 3. Dari hasil simulasi MCNPX menunjukkan bahwa semakin besar volume marinelli semakin kecil efisiensinya, hal itu terjadi karena semakin besar volume akan meningkatkan factor serapan diri (self absorption) sehingga semakin berkurang sinar gamma yang sampai ke detektor. Semakin tinggi energi semakin menurunkan efisiensi karena semakin tinggi energi maka daya tembus sinar gamma semakin tinggi pula sehingga peluang sinar gamma berinteraksi dengan detektor semakin kecil. Gambar 3. Efisiensi HPGe untuk sampel air dalam variasi Marinelli Beker. Hasil pencacahan menggunakan spektrometer gamma diperoleh nilai cacah per satuan waktu, kemudian perhitungan menggunakan persamaan 1 diperoleh aktivitas 40 K di dalam matrik air. Berdasarkan nilai aktivitas 40 K dan cacahan per detik dari masing-masing ukuran Marinelli maka dengan persamaan 2 diperoleh efisiensi pengukuran 40 K untuk setiap ukuran Marinelli, hasilnya diperlihatkan pada Tabel 2. Pada Tabel tersebut diperlihatkan hasil simulasi dan hasil pengukuran yang menunjukkan perbedaan signifikan adalah pada volume Marinelli ukuran 0,5 dan 1 liter, perbedaannya masing-masing 0,191 dan 0,099 %, 68
5 sedangkan untuk ukuran 2 dan 3 liter perbedaanya masing-masing 0,036 dan 0,030 %. Namun demikian Marinelli ukuran 0,5 L mempunyai efisiensi pengukuran paling tinggi, yaitu : 0,610 % dan disusul oleh Marinelli ukuran 1 L, 0,411 %, sedangkan untuk ukuran 2 dan 3 liter mempunyai efisiensi hampir sama 0,305 dan 0,274 %. Sedangkan hasil perhitungan simulasi dengan MCNPX diperoleh efisiensi 0,801 % (0,5L), 0,510 (1L), 0,341 (2L) dan 0,304 (3L) Data tersebut menggambarkan bahwa semakin besar volume sampel, akan semakin besar pula serapan dirinya, sehingga menurunkan nilai efisiensi pengukuran. Tabel 2. Aktivitas 40 K dalam matrik air dengan variasi volume Marinelli Efisiensi (%) Marinelli (L) Perbedaan (%) MCNPX Pengukuran 0,5 0,801 0,610 0, ,510 0,411 0, ,341 0,305 0, ,304 0,274 0,030 Jika dibandingkan antara efisiensi hasil simulasi dengan MCNPX dan hasil pengukuran seperti yang diperlihatkan oleh tabel 2 dan gambar 4 maka nilainya cukup mendekati. Perbedaan yang cukup signifikan terdapat pada Marinelli Beker 0,5 liter dan 1 liter, dimana hasil simulasi cenderung lebih besar dibandingkan dengan hasil pengukuran. Hal itu disebabkan oleh distribusi ion-ion K + didalam air di wadah Marinelli tidak benar-benar homogen. Dengan konsentrasi yang sama, Marinelli ukuran 0,5 dan 1 liter jumlah ion K + relatif lebih sedikit dibanding dengan ukuran 2 dan 3 liter. Bila larutan KCl didalam wadah Marinelli tidak homogen maka jumlah ion K + semakin sedikit akan semakin besar perbedaan antara simulasi dengan pengukuran. Selain itu juga dipengaruhi oleh adanya adsorpsi ion K + ke dinding-dinding wadah, sehingga geometri dan matrik sampel tidak lagi ideal seperti pada perhitungan atau simulasi. Gambar 4. Efisiensi 40 K dalam variasi Marinelli hasil simulasi dan pengukuran. Berdasarkan simulasi dan pengukuran menunjukkan adanya penurunan efisiensi sebagai fungsi volume sampel dalam Marinelli. Hal ini menunjukkan bahwa volume sampel yang semakin besar menyebabkan faktor serapan diri yang semakin besar. Adapun berdasarkan simulasi efisiensi HPGe dengan variasi matrik sampel memperlihatkan bahwa serapan diri akibat perbedaan matrik hanya signifikan untuk energi di bawah 400 kev [8]. Dalam makalahnya Sima [12] dan Gilmore [13] menyebutkan penting adanya efek koinsiden untuk geometri sampel yang sangat dekat dengan detektor sehingga harus ada koreksi dalam pengukuran aktivitas [14]. Penurunan efisiensi juga dipengaruhi volume dan densitas sampel [10]. 69
6 EFISIENSI DETEKTOR HPGe Putu Sukmabuana, dkk. KESIMPULAN Dari hasil pengukuran Marinelli ukuran 0,5 L mempunyai efisiensi pengukuran paling tinggi, yaitu : 0,610 % dan disusul oleh Marinelli ukuran 1 L, 0,441 %, sedangkan untuk ukuran 2 dan 3 liter mempunyai efisiensi hampir sama 0,305 % dan 0,274 %. Sedangkan hasil perhitungan simulasi dengan MCNPX diperoleh efisiensi 0,801 % (0,5L), 0,510 % (1L), 0,341 % (2L) dan 0,304 % (3L). Hasil pengukuran dan simulasi dengan MCNPX terjadi perbedaan signifikan pada Marinelli ukuran 0,5 dan 1 liter, masing-masing 0,191 % dan 0,099 %, sedangkan untuk ukuran 2 dan 3 liter masing-masing 0,036 % dan 0,030 %. Perbedaan itu terjadi karena KCl didalam wadah Marinelli tidak homogen dan kemungkinan besar terjadi adsorpsi ion K + ke dinding-dinding wadah sehingga dapat mengubah geometri matrik sampel. Pengukuran radioaktivitas dari sampel air menggunakan spektrometer gamma dipengaruhi oleh geometri sampel yang erat kaitannya dengan adanya fenomena serapan diri (self absorption) oleh matrik air. Pengukuran radioaktivitas untuk sampel dengan volume besar akan menurunkan efisiensi pencacahan. UCAPAN TERIMAKASIH Ucapan terima kasih kami sampaikan kepada ibu Neneng N.A, bpk. Widanda, dan Mahfud Hidayat atas bantuannya dalam penyediaan alat dan pengadaan nitrogen cair serta pengoperasian spektrometer gamma. DAFTAR PUSTAKA 1. TURSINAH, R., YAZID, P.I., OETAMI, R.H., dan SUHERMAN, A., Simulasi kalibrasi efisiensi detektor HPGe dengan metode Monte Carlo MCNP5, Prosiding Seminar Nasional Keselamatan Kesehatan dan Lingkungan V, 71-77, (2009). 2. YADAV, P.N., RAJBHANDARI, P, and SHRESTHA K.K, Estimation of Concentration of K-40 by Gamma Spectroscopy and Atomic Emission Spectroscopy in the Environmental Samples of Northern Kathmandu Valley, J. Nepal Chem. Soc., vol. 29, (2012). 3. BRITTON, R., DAVIES, A.V., BURNETT, J.L., JACKSON, M.J., A high-efficiency HPGe coincidence system for environmental analysis, Journal of Environmental Radioactivity, Vol. 146, pp. 1-5, (2015). 4. ABOUCHE, A., BELGAID, M., MAZROU, H., Monte Carlo calculations of the HPGe detector efficiency for radioactivity measurement of large volume environmental samples. Journal of Environmental Radioactivity, Vol. 146, pp , (2015). 5. GUTIERRES-VILLANUEVA, J.L., MARTIN, A.M., PENA, V., INIGUEZ, M.P., DE CELIS, B., Calibration of a portable HPGe detector using MCNP code for the determination of 137 Cs in soils. Journal of Environmental Radioactivity, Vol. 99, Issue 10, pp, Pages , (2008). 6. BOSON, J., PLAMBOECK, A.H., RAMEBACK, H., ÅGREN, G., JOHANSSON, L., Evaluation of Monte Carlo-based calibrations of HPGe detectors for in situ gamma-ray spectrometry, Journal of Environmental Radioactivity, Volume 100, Issue 11, pp , (2009). 7. ROBU, E., GIOVANI, C., Gamma-ray self-attenuation corrections in environmental samples, Romanian Reports in Physics, 61, , (2009) 8. JODLOWSKI, P., Self-absorption correction in gamma-ray spectrometry of environmental samples an overview of methods and correction values obtained for the selected geometries, Nukleonika, 51(Supplement 2): S21 S25, (2006). 9. PELOWITZ, D.B. MCNPX User s Manual Version 2.6.0, LANL, (2008). 10. DAMON, R.W., Determination of the photopeak detection efficiency of a HPGe detector, for volume sources, via Monte Carlo simulations, Dissertation, University of the Western Cape, (2005). 11. McCONN, R.J., GESH, C.J., PAGH, R.T., RUCKER, R.A., WILLIAMS, R.G., "Compendium of Material Composition Data for Radiation Transport Modeling", Revision 1, PNNL Rev. 1, (2011). 12. SIMA, O., Efficiency Calculation of Gamma Detectors by Monte Carlo Methods, Enciclopedia of Analytical Chemistry, JohnWilley & Sons, Ltd GILMORE, G., Practical Gamma-ray Spectrometry, 2nd Edition, John Wiley & Sons, Ltd (2008). 14. DONE, L., TUGULAN, L.C., DRAGOLICI, F., ALEXANDRU, C., SAHAGIA, M., The Efficiency Dependence on the Analyzed Sample Characteristics in Gamma-Ray 70
7 Spectrometric Analysis, Rom. Journ. Phys., Vol. 59, Nos. 9 10, pp , Bucharest, (2014). TANYA JAWAB Pertanyaan : Apakah perbedaan antara hasil pengujian efisiensi di laboratorium dengan hasil perhitungan yang menggunakan MNCPX bisa menunjukkan faktor lain yang mempengaruhi efisiensi sehingga berbeda? Jawaban : Kondisi pengujian di lab bisa mempengaruhi efisiensi sehingga berbeda dengan perhitungan MNCPX. Sehingga pengukuran radioaktivitas tetap menggunakan angka efisiensi hasil dari pengujian lab. Adapun perhitungan MNCPX untuk membantu validitas hasil pengujian lab. 71
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 terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciSIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
Lebih terperinciKARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO
KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO Rasito, Zulfahri, S. Sofyan, F. Fitriah, Widanda*) ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciSIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI
Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO
Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,
Lebih terperinciPENENTUAN KETEBALAN DEAD LAYER DETEKTOR HPGe MELALUI SIMULASI DAN PENGUKURAN KURVA KALIBRASI EFISIENSI UNTUK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 17 Nomor 2, Desember 2014 (Volume 17, Number 2, December, 2014) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Center
Lebih terperinciSIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH
SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH Rasito, Zulfakhri, Juni Chussetijowati, dan Putu Sukmabuana Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN Jl. Tamansari
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 terperinciOPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI
Lebih terperinciValidasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma
Validasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma Khusnul Wicaksono Sukowati 1, Gede Sutresna Wijaya 2, Anung
Lebih terperinciKALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU
KALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU Imam Sholihuddin, Drs. Johan A. E. Noor, M.Sc, PhD, Drs. H. Bunawas, APU. Jurusan Fisika, FMIPA Universitas
Lebih terperinciAnalisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo
Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Merina Handayani 1, Heru Prasetio 2, Supriyanto Ardjo Pawiro 1 1 Departemen Fisika,
Lebih terperinciPENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
258 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal 258-264 PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Hermawan
Lebih terperinciMETODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH
Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER
Lebih terperinciSELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP
Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray
Lebih terperinciOPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN
ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH
Lebih terperinciVALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung
Lebih terperinciANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -
Lebih terperinciPENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Iis Haryati, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih 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 terperinciPENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR
PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu- DI LABORATORIUM PTNBR Indah Kusmartini, Djoko Prakoso Dwi Atmodjo, Syukria Kurniawati, Diah Dwiana Lestiani Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciPENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty
Lebih terperinciPERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Urania Vol. 15 No. 2, April 2009 : 61-115 ISSN 0852-4777 PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini (1) dan Dian Anggraini (1)
Lebih terperinciVALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN. UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM
VALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM Rosika Kriswarini, Dian Anggraini, Agus Djamaludin Pusat Teknologi Bahan Bakar
Lebih terperinciPEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5
PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 Rasito, Rini H. Oetami, Tri Cahyo L., Endang Kurnia, Suhulman, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin Pusat Teknologi
Lebih terperinciDESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO
Rasito T., dkk ISSN 0216-3128 231 DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T. 1, Bunawas 2, Taufik 3, Sunardi 3 dan Hari Suryanto 4 1 Pusat Sains dan Teknologi
Lebih terperinciEVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR
EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya
Lebih terperinciPEMETAAN LAJU DOSIS GAMMA DI GREEN HOUSE DENGAN METODE MONTE CARLO PROGRAM PHITS
p-issn: 1410-6957, e-issn: 2503-5029 http://ganendra.batan.go.id PEMETAAN LAJU DOSIS GAMMA DI GREEN HOUSE DENGAN METODE MONTE CARLO PROGRAM PHITS GAMMA DOSE RATE MAPPING IN GREEN HOUSE ROOM USING MONTE
Lebih terperinciFAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR
78 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR Pujadi 1, Gatot Wurdiyanto 1 dan
Lebih terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan
Lebih terperinciWahana Fisika, 1(1), 2016, Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma
Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma Ruly Gumilar 1 *, Annisa Nur Fitriani 1, Tera Ummutafiqoh 1, M. Nurul Subkhi 1, Yudha Satya Perkasa 1 1 Jurusan Fisika
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 terperinciMETODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS
METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS Gatot Wurdiyanto, Holnisar, dan Hermawan Candra Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK Telah
Lebih terperinciBAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli
BAB 3 METODE PENELITIAN 3.1. Alat dan Bahan 3.1.1. Alat Penelitian Alat yang digunakan untuk pengukuran radionuklida alam dalam sampel adalah yang sesuai dengan standar acuan IAEA (International Atomic
Lebih terperinciPENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA WAHYUDI *), DADONG ISKANDAR *), DJOKO MARJANTO **) *) Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jl. Lebak Bulus
Lebih terperinciJurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 2, April 2014 ISSN
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN SINGLE PHOTON EMISSION COMPUTED TOMOGRAPHY (SPECT) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY Ra 226 Friska Wilfianda Putri 1, Dian Milvita
Lebih terperinciUJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto
Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA
Lebih terperinciJurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 3, Juli 2014 ISSN
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN SINGLE PHOTON EMISSION COMPUTED TOMOGRAPHY (SPECT) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY I 131 Yosi Sudarsi Asril 1, Dian Milvita 1, Fadil
Lebih terperinciMETODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA Kristiyanti, Tri Harjanto, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd 71 lt 2
Lebih 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 terperinciVALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA
ISSN 1979-2409 Validasi Metoda Analisis Isotop U-233 Dalam Standar CRM Menggunakan Spektrometer Alfa ( Noviarty, Yanlinastuti ) VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciKAJIAN VALIDASI METODE SPEKTROMETRI GAMMA SUPRESI COMPTON DENGAN STANDAR SRM LINGKUNGAN
88 ISSN 0216-3128 H. Muryono KAJIAN VALIDASI METODE SPEKTROMETRI GAMMA SUPRESI COMPTON DENGAN STANDAR SRM LINGKUNGAN H. Muryono Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan-BATAN ABSTRAK KAJIAN VALIDASI
Lebih terperinciPeak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko
; Widyanuklida Vol. 8. No. )-2 Desernber 2007 Penentuan Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko Yustina Tri Handayani Pusdiklat - Badan Tenaga Nuklir Nasional Abstrak Penentuan
Lebih terperinciSTANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL
STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL Wahyudi, Dadong Iskandar, dan Kusdiana Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK STANDARDISASI
Lebih terperinciPenentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium
Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium Tjipta BATAN Serpong, Jakarta E-mail: tjipta60@gmail.com Abstract The purpose of this study was to determine
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe
Youngster Physics Journal ISSN : 2302-7371 Vol. 4, No. 2, April 2015, Hal 189-196 PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe Miftahul Aziz 1),Eko Hidayanto
Lebih terperinciPenentuan karakteristik cacahan pada counter dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 60 Co dan 137 Cs
Youngster Physics Journal ISSN: 232-7371 Vol. 6, No. 2, pril 217, Hal. 151-156 Penentuan karakteristik cacahan pada dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 6 Co dan 137 Cs Hendrika Liana Sari dan Wahyu
Lebih terperinciANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY
ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY YULIUS SUMARNO, UNGGUL HARTOYO, FAHMI ALFA MUSLIMU Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang
Lebih terperinciGAMMA RADIOACTIVITY ON DEEP GROUND IN REACTOR TRIGA 2000 BATAN BANDUNG
ABSTRACT GAMMA RADIOACTIVITY ON DEEP GROUND IN REACTOR TRIGA 2000 BATAN BANDUNG Name : Sandi Sudrajat NIM : 1209703035 Study Program : Physics Supervisor 1 : Dr. Poppy Intan Tjahaja, M.Sc Supervisor 2
Lebih terperinciPENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge
Berkala Fisika Indoneia Volume 3 Nomor 1 & 2 Januari & Juli 2011 PENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge Eko Mulyadi SMKN 3 Yogyakarta Jl. R.W. Monginsidi 2A, Yogyakarta E-mail:
Lebih terperinciSistem Pencacah dan Spektroskopi
Sistem Pencacah dan Spektroskopi Latar Belakang Sebagian besar aplikasi teknik nuklir sangat bergantung pada hasil pengukuran radiasi, khususnya pengukuran intensitas ataupun dosis radiasi. Alat pengukur
Lebih terperinciPENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciKONSENTRASI URANIUM, THORIUM DAN KALIUM DALAM PRODUK PASIR YANG DIPASARKAN DI BANDUNG
KONSENTRASI URANIUM, THORIUM DAN KALIUM DALAM PRODUK PASIR YANG DIPASARKAN DI BANDUNG Rasito, Zulfakhri, Rini H. Oetami, Cayadi *), Zaenal Arifin, dan Soleh Sofyan Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri,
Lebih terperinciDEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN
ANALISIS RADIONUKLIDA ALAM PADA DEBU VULKANIK DAN LAHAR DINGIN GUNUNG SINABUNG KABUPATEN KARO DENGAN MENGGUNAKAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) SKRIPSI HARPINA ROSA PUTRI G 120802066 DEPARTEMEN
Lebih terperinciFABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P
PRIMA Volume 10, Nomor 1, Juni 2013 ISSN : 1411-0296 FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P Gunarwan Prayitno Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Kawasan PuspiptekSerpong,
Lebih terperinciSTUDI KARAKTERISTIK DETEKTOR SODIUM IODIDE DALAM PEMANFAATANNYA SEBAGAI SEGMENTED GAMMA SCANNER LIMBAH RADIOAKTIF
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 17 Nomor 2, Desember 2014 (Volume 17, Number 2, December, 2014) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Center
Lebih terperinciANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA
Elin Nuraini, dkk. ISSN 0216-3128 383 ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA Elin Nuraini, Sunardi, Bambang Irianto PTAPB-BATAN
Lebih terperinciPrinsip Dasar Pengukuran Radiasi
Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi Latar Belakang Radiasi nuklir tidak dapat dirasakan oleh panca indera manusia oleh karena itu alat ukur radiasi mutlak diperlukan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi
Lebih terperinciSPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)
SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M0209054, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah. Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah 1.1.1 Latar belakang Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan peningkatan dari waktu ke waktu. Dalam bidang kedokteran, pemanfaatan
Lebih terperinciPENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.
PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Ajeng Sarinda Yunia Putri 1, Suharyana 1, Muhtarom 2 1 Prodi Fisika, Universitas Sebelas Maret,
Lebih terperinciPENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON
Proseding Seminar Nasional Fisika dan Aplikasinya Sabtu, 21 November 2015 Bale Sawala Kampus Universitas Padjadjaran, Jatinangor PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN
Lebih terperinciPenentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller
Jurnal Sains & Matematika (JSM) ISSN Artikel 0854-0675 Penelitian Volume 15, Nomor 2, April 2007 Artikel Penelitian: 73-77 Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller M. Azam 1,
Lebih terperinciCOMPTON SUPRESI UNTUK mentifikasi RADIONUKLmA DALAM SAMPEL LINGKUNGAN
~1/ 202 ISSN 0216-3128 M. Yazid, dkk. OPTIMASI SPEKTROMETER GAMMA -. DENGAN SISTEM COMPTON SUPRESI UNTUK mentifikasi RADIONUKLmA DALAM SAMPEL LINGKUNGAN M. Yazid, Sudarti S., Aris Bastianudin dad E. Supriyatni
Lebih terperinciPerkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak
Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV Azizah 1, Abdurrouf 1, Bunawas 2 1) Jurusan Fisika Universitas Brawijaya Malang
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 terperinciANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER
Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham
Lebih terperinciSTANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA
STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA Gatot Wurdiyanto, Hermawan Candra dan Pujadi Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN, Jalan Lebak Bulus No. 49 Jakarta, 12440 Email: gatot_w@batan.go.id
Lebih terperinciLAPORAN PRAKTIKUM SPEKTROSKOPI XRF DENGAN DETEKTOR SEMIKODUKTOR Cd Te
1. TUJUAN PRATIKUM Tujuan pratikum Instrumentasi nuklir khususnya XRF (X-ray fluorescence spectrometry) adalah : 1. Mahasiswa mengetahui prinsip kerja dan cara-cara menggunakan XRF 2. Mahasiswa mampu mengkalibrasi
Lebih 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 terperinciSPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)
SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA) Veetha Adiyani Pardede M2954, Program Studi Fisika FMIPA UNS Jl. Ir. Sutami 36 A, Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah email: veetha_adiyani@yahoo.com ABSTRAK Aras-aras inti dipelajari
Lebih 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 terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT
GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK
Lebih terperinciPENGEMBANGAN 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 terperinciPENGUKURAN 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 terperinciVALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137,
Lebih terperinciANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF)
ISSN 1979-2409 Analisis Kerusakan X-Ray Fluoresence (XRF) (Agus Jamaludin, Darma Adiantoro) ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF) Agus Jamaludin, Darma Adiantoro Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir
Lebih terperinciPENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. XIII No. 2, Oktober 2016 : 13-18 PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS ABSTRAK Yulius Sumarno, Rohidi, Fahmi
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI
PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X Disusun oleh: VEETHA ADIYANI M0209054 SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciANALISIS 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 terperinciPENGARUH KEVAKUMAN TERHADAP ANALISIS UNSUR TI DAN SI DALAM AlMg 2 MENGGUNAKAN XRF (X-RAY FLUORESCENCE)
Rosika Kriswarini, dkk. ISSN 0216-3128 11 PENGARUH KEVAKUMAN TERHADAP ANALISIS UNSUR TI DAN SI DALAM AlMg 2 MENGGUNAKAN XRF (X-RAY FLUORESCENCE) Rosika Kriswarini, Dian Anggraini, Djoko Kisworo Pusat Teknologi
Lebih terperinciMetode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gamma
Gatot Wurdiyanto,dkk/ Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) Pada Perangkat Spektrometer 49 Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gatot Wurdiyanto,
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah sel yang pertumbuhan dan penyebarannya tidak terkontrol. Pertumbuhannya menyebar ke sekitar jaringan dan dapat bermetasis pada tempat yang jauh. Penyakit
Lebih terperinciEKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R4 EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza
Lebih terperinciX-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)
X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) Philips Venus (Picture from http://www.professionalsystems.pk) Alat X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) memanfaatkan sinar
Lebih terperinciPENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL
Berkala Fisika ISSN : 1410-966 Vol. 9, No.4, Oktober 006, hal 197-01 PENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL Wijianto 1,
Lebih terperinciUJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS
UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS Rasito, Sudjatmi K.A., dan P. Ilham Yazid Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT
PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL Elistina Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN
Lebih terperinciUnnes Physics Journal
Unnes Physics 1 (1) (2012) Unnes Physics Journal http://journal.unnes.ac.id/sju/index.php/upj PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DI SEKITAR INSTALASI RADIODIAGNOSTIK RUMAH SAKITDI SEMARANG Lely. N*,
Lebih terperinciPENGEMBANGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL BERBIAYA MURAH MENGGUNAKAN SOUND CARD USB
PENGEMBANGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL BERBIAYA MURAH MENGGUNAKAN SOUND CARD USB Rasito, Putu Sukmabuana, Ade Suherman, dan Tri Cahyo L. Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN, Jl. Tamansari
Lebih terperinciSISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI
SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI Sri Awaliyah Rahmah*, Khoerunnisa Saja ah, Rini Shoffa Aulia, Hesty Ayu Anggraeni 1 Jurusan Fisika Fakultas Sains dan Teknologi UIN Sunan Gunung Djati
Lebih terperinciDOSIS RADIASI GAMMA DARI PRODUK SEMEN DI INDONESIA
DOSIS RADIASI GAMMA DARI PRODUK SEMEN DI INDONESIA Rasito 1, R.H. Oetami 1, Tri Cahyo L 1, Z. Arifin 1, S. Sofyan 1, dan P. A. Arianta 2 1 Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN - Bandung 2
Lebih terperinciPengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 226 Ra, 137 Cs dan 60 Co menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor Merlin Gerin CPGB 1
60 Wijono, dkk / Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 6 Ra, 37 Cs dan menggunakan Pencacah Kamar Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 6 Ra, 37 Cs dan menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor
Lebih terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciPengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan Spektrometer Gamma
Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan Spektrometer Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan Spektrometer Margi Puji Rahayu Pusdiklat
Lebih terperinciPenentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer)
Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer) 1 Mei Budi Utami, 2 Hanu Lutvia, 3 Imroatul Maghfiroh, 4 Dewi Karmila Sari, 5 Muhammad Patria Mahardika Abstrak
Lebih terperinci