PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133
|
|
- Deddy Kurnia
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133 Gatot Wurdiyanto, Pujadi Pusa/ Teknologi Keselamatan dan Me/rologi Radiasi. Badan Tenaga Nuklir Nasional ABSTRAK Telah dilakukan pengukuran fak/or koreksi cascade summing untuk sumber pemancar sinal' multi-gamma Ba-133 di Pusat Teknologi Keselama/an dan Metrologi Radiasi - BATAN. Pengukuran ini perlu dilakukan guna meningkatkan keteli/ian dan akurasi hasil pengukuran khususnya yang menggunakan perangka/ spek/rome/er gamma. Faktor cascade summing diukur secara langsung pada kondisi normal. Pada penelilian ini dilakukan analisa /erhadap skema peluruhan sumber multi-gamma Ba-133 dan didapa/kan perumusan fak/or koreksi cascade summing /ersebu/. Nilai faktor koreksi un/uk sinal' gamma yang mempunyai probabilitas pancaran cukup besar dilentukan dengan pengukuran /erhadap mmber s/andar Co-57. Co-60. t:u-152 dan Ba-133. /Jasil pengukuran fak/or koreksi cascade summing mempunyai perbedaan maksimum sekilar 1% terhadap masing-masing puncak sinal' gamma. Kalil kullci: Cascade summing. sumber s/andar dan probabili/as pancaran. ABSTRACT Measuremen/ of cascade summing correction factor for multi-gamma radio-nuclide of Ba-133 have been carried out ill Center for Technology of Radia/ion safety and Me/rology - Na/ional Nuclear Energy Agency. The research is used for increased accura/ion and precision of measurement. especially in using gamma spectrometry me/hods. Cascade summingfac/ors is measured direc/ly in normal condition. In the research, decay schema of Ba-133 has been analyzed /0 gel/he formula of cascade summing correction factors. The values of/he correction factors for higher emission probabili/ies of gamma rays are de/ermined from measuring of Co-57. Co-60. Eu- J52 and Ba- J33 of standard sources. The resul/s of cascade summing correc/ionfac/ors have maximum difference about J %from the others of peak energy of gamma ray. Keywords: Cascade summing. standard source and emission probability. PENDAHULUAN Sebagai bidang laboratorium pengukuran acuan aktivitas tingkatradionuklida, nasional di Laboratorium Metrologi Radiasi pada Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional perlu meningkatkan kualitas hasil pengukuran maupun anal isis suatu sampel guna memenuhi tuntutan jaman. Hal ini sudah menjadi kebutuhan dasar bagi suatu laboratorium acuan tingkat nasional untuk selalu meningkatkan kemampuannya dalam memenuhi standar pasar yang selalu membutuhkan hasil analisis yang berkualitas. Laboratorium Metrologi Radiasi Badan Tenaga Nuklir Nasional selalu memperhatikan masalah-masalah ini guna meningkatkan kualitas pelayanan sesuai dengan tugas dan fungsinya. Upaya yang dilakukan adalah dengan melakukan penelitian yang dilaksanakan tidak hanya berupa penelitian skala besar yang merupakan dasar dalam menentukan arah kebijakan namun juga melakukan penelitian berskala kecil yang merupakan pengembangan metode untuk meningkatkan kualitas hasil. Salah satu upaya dalam meningkatkan kualitas hasil pengukuran untuk perangkat spektrometer gamma adalah dengan memperhitungkan faktor cascade summing. Efek cascade summing adalah kejadian hilangnya sebagian pulsa energi dari suatu puncak energi pada radionuklida pemancar dua atau lebih energi sinar gamma. Dewasa ini di Indonesia faktor koreksi cascade summing hanya dijadikan sebagai hiasan pengetahuan saja tetapi tidak pemah dilakukan pengukuran secara sungguhsungguh. Hal ini, kemungkinan disebabkan nilai faktor tersebut hanya sekitar 1% untuk setiap puncak energi sinar gamma sehingga tidak begitu signifikan dengan rumitnya saat melakukan penghitungan faktor tersebut. Namun demikian jika ditelusuri lebih jauh, nilai faktor koreksi ini akan sangat berarti karena terjadi akumulasi di tiap-tiap energi yang digunakan untuk membentuk kurva efisiensi deteksi. Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN
2 406 ISSN Gatot Wurdiyanto, dkk. Sesungguhnya faktor cascade summing dapat dieliminmi gampai sekitar 90%[1] dengan melakukan pengaturan (setting) jarak maupun menambah lapisan tertentu pada penyangganya, namun pada kondisi tertentu (nilai aktivitas standar terlalu besar dibandingkan aktivitas sampel) hal ini tidak dapat dilakukan dan memaksa kita untuk tetap melakukan koreksi faktor ini gun a mendapatkan nilai pengukuran yang akurat. Dengan kondisi demikian, maka laboratorium acuan di bidang pengukuran radioaktivitas mutlak memerlukan koreksi cascade summing sebagai wujud peningkatan kualitas hasil pengukuran maupun analisis. Sebelumnya telah dilakukan pengukuran faktor cascade summing untuk sumber multigamma Eu- I52[2], dengan hasil untuk pengaturan normal diperoleh nilai 1%. Pada penelitian ini dilakukan pengukuran faktor cascade summing untuk sumber Sa-133. Sa-133 merupakan sumber radionuklida yang mempunyai waktu paro 10,74 tahun pemancar multigamma dari range energi 53 key sampai dengan 384 key dengan probabilitas pancaran cukup besar, setelah terlebih dahulu terjadi peristiwa tangkapan elektron[l Dengan karakteristik seperti itu, Sa-133 banyak digunakan sebagai sumber standar untuk mengkalibrasi perangkat spektrometer gamma. Hal yang spesifik pada Sa-133 adalah adanya energi pada 53 key dan energi 80 key yang tidak dipunyai oleh sumber pemancar multigamma seperti Eu-152. Dengan perpaduan kedua sumber pemancar multigamma tersebut maka hasil kalibrasi perangkat spektrometer gamma menjadi lebih akurat karena mereka saling melengkapi, terlebih dengan melakukan koreksi secara langsung terhadap faktor cascade summing yang dilakukan pada ke empat sumber standar (Co-57, Co-60, Sa-133 dan Eu-152) tersebut. Tujuan dari penelitian ini adalah dapat menghitung faktor koreksi cascade summing dari radionuklida Sa-133 yang akan digunakan untuk menentukan kurva efisiensi deteksi sehingga dapat meningkatkan kualitas hasil pengukuran. TEORI Dalam menentukan luas puncak energi sesungguhnya (true peak area) pada pengukuran aktivitas radionuklida yang mempunyai dua atau lebih pancaran sinar gamma dengan menggunakan perangkat spektrometer gamma, muncul suatu masalah dimana terjadi berkurangnya nilai cacah pada luas puncak energi tersebut. Sebagai contoh adalah jika suatu radionuklida mempunyai dua energi sinar gamma, maka sinar gamma yang pertama memberikan seluruh energinya ke detektor dan sinar gamma kedua juga terdeteksi seluruhnya maka ada sejumlah pulsa yang tercatat dan ada juga yang terkontribusi ke suatu puncak tunggal pad a jumlahan kedua energi sinar gamma tersebut. Kejadian ini adalah hilangnya sebagian pulsa energi dari masing-masing puncak energi yang pertama dan kedua. Hal ini disebabkan adanya radiasi "cascade" yang dapat keluar dari puncak energi yang utuh sehingga perlu dikoreksi. Kemungkinan efek cascade summing akan bertambah dengan semakin dekatnyajarak detektor ke sumber radiasil51. Secara prinsip koreksi terhadap cascade summing dapat diilustrasikan dengan contoh skema peluruhan sederhana pad a Gambar 1. YI, Y2 dan Y1 adalah sinar gamma yang diemisi dari peluruhan dan E), E2 dan E3 adalah masing-masing tingkat energi. Y2 dan 13 menyimpan seluruh energinya dan secara simultan tertangkap oleh detektor, maka keduanya akan memberikan kontribusi hilangnya sebagian puncak energi mereka. Hilangnya sebagian pulsa pad a puncak energi terse but akan timbul pada. puncak energi YI yang berenergi sebesar jumlah energi Y2 dan 13. Perumusan untuk pencacahan pada puncak Y), Y2dan Y3adalah : n'(n) == nop353- nop3&'1(p2/p3)5/ == n(yj) - n(y3)(p2/p3)f.2' (3) dengan : PI, P2 dan P3 : Probabilitas pancaran y" 12 dan Y1 5), 52dan 53 : efisiensi deteksi pada puncak energi Yt. 12 dan Y3' : efisiensi total deteksi untuk Y2 dan Y1. n'(yi), n'(y2) dan n'(13) : no : nilai cacah pengamatan (yang terdeteksi) untuk puncak Yt. 12dan Y3 nilai cacah sesungguhnya untuk puncak Yt. Y2 dan 13- aktivitas standar radionuklida. Sesarnya nilai faktor koreksi cascade summing untuk masing-masing Yt. Y2dan Y3adalah : (4) (5) Prosldlng PPI - PDIPTN 2006
3 Gatot Wurdiyanto, dkk. - ISSN , ~ Y1 ~~ E2, Y2 1E3 Y3 ~133 E1 absolut sehingga dalam penggunaannya tidak memerlukan sumber standar sebagai pengkalibrasi ataupun dibandingkan dengan peralatan standar lainnya. Gerbang saluran gamma (gamma gate) diatur pad a energi 356 key. Hal ini dilakukan karena pada energi itu mempunyai probabilitas pancaran sinar gamma yang paling tinggi (sekitar 62%). Gerbang saluran beta (beta gate) dipasang pada batas terendah (lower leve/) 0,5 key dan batas atas (upper leve/) terbuka lebar. Aktivitas absolut Sa-133 ditentukan dengan metode ekstrapolasi[6]. Gambar 1. liustrasi contoh skema peluruhan sederhana. TAT A KERJA DAN PERCOBAAN Penelitian ini dilakukan melalui beberapa tahap. Tahap pertama adalah menyiapkan bahanbahan dan peralatan. Sumber radioaktif yang diperlukan adalah sumber standar Co-57, Co-60 dan Eu-152. Sumber Sa-133 yang akan diteliti distandarkan dengan perangkat koinsidensi 41Tj3-y yang dilengkapi dengan sistem a-live timed bidimensional. Peralatan lain yang digunakan adalah perangkat spektrometer gamma berupa detektor HPGe tipe coaxial beresolusi tinggi dengan dimensi efektif berdiameter 58,8 mm, tinggi 47,6 mm dan efisiensi relatif 30 %. Detektor dioperasikan pad a tegangan 2000 Volt dan mempunyai resolusi untuk energi 1332,5 key dari sumber Co-60 sekitar 2 key. Penguat pulsa (amplifier) yang digunakan adalah model 571 Ortec dan sebuah ADC (Analog to Digital Converter) merek LASO 220 I A kemudian sebuah personal computer PC 980 IT. Susunan perangkat spektrometer gamma yang digunakan ditampilkan pada diagram balok pada Gambar 2. Tahap ke dua adalah melakukan standardisasi Sa-133 dengan perangkat koinsidensi 41tp-y yang dilengkapi dengan sistem a-live timed bidimensional. Perangkat ini adalah alat ukur aktivitas Tahap ke tiga adalah pengaturan peralatan perangkat pengukuran. Jarak sumber ke detektor HPGe diatur sedemikian rupa sehingga dead time dari ke em pat sumber standar sekecil mungkin dan pada pengukuran ini jarak terse but adalah 6, I em. Setting gain pada amplifier di setel pad a coarse gain 30 sehingga seluruh puneak energi dari 0 key sampai dengan 1500 ke V terdeteksi secara optimal. Tahap ke empat adalah meneaeah sumber standar Co-57 dengan waktu detik sebanyak 3 kali kemudian sumber standar Co-60 dengan waktu yang sarna. Kedua sumber ini digunakan untuk menentukan efisiensi total. Selanjutnya mencaeah sumber multi-gamma Eu-152 dan Sa-133 sebanyak 3 kali dengan waktu eacah detik. Aktivitas sumber standar yang digunakan masing-masing adalah ( ± 45) Sq untuk Co-57, ( ± 24) Sq untuk Co-60 dan ( ± 87 ) Sq untuk Eu-152. Tahap berikutnya adalah melakukan analisa terhadap sumber multi gamma Sa-133 yang akan dihitung faktor koreksi cascade summing. Serdasar pada skema data peluruhan Sa-133 yang ditampilkan pada Gambar 3[3], dapat dibuat perumusan faktor koreksi cascade summing untuk tiap-tiap puneak energi yang biasa digunakan dalam mengkalibrasi. Adapun puncak-puncak energi Sa-133 yang menjadi perhatian adalah puncak energi yang mempunyai intensitas cukup besar karena digunakan dalam melakukan kalibrasi efisiensi relatif deteetor'7.8]. Selanjutnya dilakukan penghitungan nilai efisiensi total dari puncak energi radionuklida Co-57 dan Co 60, dan efisiensi relatif dari tiap-tiap puncak energi dihitung setelah faktor koreksi cascade summing diketahui. 2201A LABO Detektor ORTEC... PC9801-T Kompute Amplifier MCA ADC 571r Gambar 2. Diagram balok spektrometer Gamma. Prosiding PPI PDIPTN 2006
4 -408 ISSN Gatot Wllrd{l'aflto, dkk. Ba-133 '1'1 14 Cs-133 stabil Gambar 3. Skema Peluruhan Ba-133 untuk Probabilitas Pancaran Sinar Gamma yang besar. HASIL DAN PEMBAHASAN Berdasarkan pencacahan radionuklida standar Co-57 dan Co-50 maka dapat dihitung efisiensi total dari energi rata-rata masingmasing radionuklida. Hasil penghitungan efisiensi total ditampilkan pada Tabel 1 sedangkan kurva efisiensi total ditampilkan pada Gambar 4. Pad a Tabel I, Py merupakan harga probabilitas pancaran sinar gamma yang didapat dari Tabel Transformasi Radionuklida sedangkan nilai cacah total per detik (N;) didapat dari spektrum masing-masing sumber radionuklida setelah dikoreksi dengan cacah latar. Efisiensi total (6) ditentukan pada energi rerata masing-masing radionuklida. Dari nilai ini dapat dibuat kurva efisiensi total berdasarkan pada kontur efisiensi total detektor sesuai dengan build up detektor. Dengan kurva ini maka dapat diketahui nilai efisiensi total untuk masing-masing energi seperti ditampilkan pad a Tabel 2. Hasil analisa skema peluruhan 8a-133 untuk puncak-puncak energi yang mempunyai probabilitas pancaran cukup besar didapatkan perumusan nilai faktor koreksi cascade slimming sepcrti yang diuraikan berikut ini. Perumusan yang dipaparkan tersebut diturunkan berdasarkan teori yang diuraikan dalam contoh skema peluruhan sederhana pada Gambar I. Nuklida Tabell. Nilai efisiensi total dari radionuklida Co-57 dan Co , ,97 Energi N/(Cps) Ererata(keV) 0, ,565 35[,115 No 122,063Et 1173,22 0, ,91 123,8 99,89 99,99 (Bq) 87,6 12,2 Py (key) (%)[4) Proslding PPI - PDIPTN 2006
5 Galill Wurd(vatllll, dkk. ISSN (U... o I 0(jj c: (j) 0(jj ~ W 10 Energi (kev) JO Gambar 4. Kurva Efisiensi deteksi total. Perumusan Faktor Koreksi Cascade Summing Sumber 8a-133 Pustek Aksclerator dan Proses Bahan BATAN
6 -410 ISSN GafOf Wurdiyanfo, dkk. Pada perumusan faktor koreksi cascade summing dari bermacam-macam energi sinar gamma tertulis nomor indeks I, 2,... sampai dengan 9. Nomor indeks terse but merupakan nilai energi dari sinar gamma seperti ditampilkan pada Tabel 2. Perumusan faktor koreksi tersebut setelah melalui beberapa penyederhanaan. Pengukuran aktivitas secara absolut ditentukan dengan kurva ekstrapolasi pada Gambar 5. Hasil ekstrapolasi dari ke dua gerbar.g saluran gamma menuju pada titik dimana efisiensi deteksi detektor proporsional bemilai 100 %. Untuk gerbang saluran gamma pad a energi 356 key mempunyai efisiensi deteksi maksimum partikel beta oleh detektor proporsional sebesar 86 %, sedangkan daerah fitting untuk kurva ekstrapolasi hingga efisiensi deteksi 69%. Dilihat dad bentuk kurva ekstrapolasi, hasil pengukuran aktivitas cukup baik karena memiliki daerah fitting cukup panjang. Hasil pengukuran aktivitas absolut adalah (25125 ± J 78) Sq, 25,8...J c: ~ 'iij 'iij g~ 25.6 '~ 25,4 "6:::J 25,2 ~ 25,0 0,1 0,2 0,3 0, Gambar 5. Kurva ektrapolasi koinsidensi 41tp-y untuk gerbang saluran gamma 356 key dari 8a No Tabel 2. Daftar indek dan hasil penghitungan efisiensi deteksi. 53,16Cascade Energi 2,161 0,253 (ke (%) ~:y15j Faktor EP EtV) 160,61 80,99 79,62 36,998 0,641 0,835 0,361481, , ,23 0,453 0, ,40 302,85 383,85 356, ,871 0,868 7,147 61,94 0,872 8,905 18,30 0,342281, ,249730, , , ,00203 Koreksi summing (%) Prosiding PPI - PDlPTN 2006
7 Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN /1 Pada Tabel 2, ditampilkan daftar indeks, nilai probabilitas pancaran sinar gamma, nilai etisiensi total, etisiensi puncak energi serta faktor koreksi cascade summing. Nilai probabilitas pancaran sinar gamma (Py) didapat dari Table of Radioactive Isotopes yang dilaporkan oleh E. BROWNE and R.B. FIRESTONE, sedangkan nilai etisiensi total (EI) didapat dari kurva efisiensi total pada Gambar 4. Nilai etisiensi deteksi pada masingmasing puncak energi (EP) didapat dari pengukuran sumber standar Co-57, Co-60 dan Eu-152. Faktor koreksi Cascade summing dari masing-masing energi didapat dengan menggunakan perumusan sebagai hasil analisa terhadap skema peluruhan sumber radionuklida Ba-133. Faktor koreksi yang dihitung hanya untuk energi yang biasa digunakan dalam melakukan kalibrasi etisiensi deteksi saja, yaitu untuk nilai probabilitas panearan sinar gamma yang cukup bcsar saja. Jika dilihat dari nilai Faktor koreksi Cascade summing disimpulkan bahwa nilai faktor tersebut hanya mempunyai perbedaan maksimum di bawah I % saja. Hal ini disebabkan karena setting pada pengukuran faktor tersebut pada kondisi noma I, artinya pada kondisi dimana setting dilakukan dengan membuat sekecil mungkin faktorfaktor yang dapat mempengaruhi pengukuran, antara lain adalah waktu mati (dead time), faktor pile up, hamburan balik, cascade summing dan lain-lain. Meskipun demikian perbedaan tersebut menjadi sangat berarti untuk tingkat laboratorium aeuan seperti Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, dan koreksi perlu dilakukan untuk meningkatkan kualitas hasil pengukuran. Gambar 6, menampilkan kurva etisiensi deteksi yang telah dilakukan koreksi terhadap faktor cascade summing menggunakan sumber standar Co 57, Co-60, Eu-152 dan Ba-133. Nilai faktor cascade summing sumber radionuklida Eu- 152 dilaporkan pada penelitian sebelumnya[2j, sedangkan Co-57 dan Co-60 dalam proses pelaporan. Oalam kurva efisiensi Gambar 6, terlihat kontinuitas puncakpuncak energi dari ke empat sumber standar (Co-57, Co-60, Ba- I33 dan Eu- 152) cukup memiliki hubungan yang kondusif. Sehingga dapat disimpulkan bahwa hasil penghitungan faktor cascade summing Ba-133 cukup baik dan dapat digunakan lebih lanjut. Adapun perbedaan nilai efisiensi deteksi antara penggunaan faktor cascade summing dan tanpa faktor cascade summing ditampilkan pada Tabel 3. Perbedaan nilai ini tidak cukup memberi arti yang signitikan untuk laboratorium penguji, tetapi untuk laboratorium acuari nasional nilai ini mempunyai arti yang sangat signifikan. Q. ;;:: :;] w CI 0.6 c: ~ Qj (J) ~ :~ Energi (kev) Gambar 6. Kurva kalibrasi efisiensi deteksi terkoreksi c'lscade summing dengan sumber standar Co-57, Co-60, Eu-152 dan 8a-133.
8 4/2 ISSN Gatol Wurdiyanlo, dkk. Tabel3. Efisiensi deteksi detektor HPGe. Cascade summing Energi 0, , , , , , , , , , ,238 0, , ,853 0, , ,267557±0,000024I 0,250172±0, ,061 0,5357 0,08765 I06641 (key) Tanpa ± 0, , , , , , , , , , , , , , , , ,5357 Dengan Cascade 0, ,24973 Koreksi 0, , , , , , , , , , , , , ,2681 0, ,34228 Koreksi ± summing 0, , , , , , , , , , , , , , , , , , ,39 Efisiensi Deteksi (%) Pengukuran faktor cascade summing dari sumber-sumber tersebut merupakan hasil pengaturan perangkat yang paling optimal (pada pengaturan normal) artinya telah memperhitungkan aktivitas standar yang digunakan terhadap faktor-faktor yang mempengaruhi perhitungan seperti dead time, pile up, hamburan balik dan lain-lain. Jika pengukuran dilakukan tanpa mempertimbangkan faktor-faktor tersebut maka nilai faktor cascade summing akan lebih besar. KESIMPULAN DAN SARAN Dari pengukuran dan analisa yang dilakukan terhadap faktor cascade summing, dapat disimpulkan : I. Pengaruh faktor cascade summing yang diperoleh pada pengaturan normal mempunyai nilai sekitar 1%, namun demikian koreksi terhadap faktor cascade summing perlu dilakukan guna mendapatkan hasil pengukuran yang lebih teliti. 2. Perumusan nilai faktor koreksi cascade summing dapat digunakan untuk sumber radionuklida Ba Setiap terjadi perubahan pengaturan jarak dan build up dari detektor maka nilai faktor koreksi cascade summing perlu dihitung kembali. Sebagai saran, perlu dilakukan pengukuran faktor koreksi cascade summing untuk sumber standar yang biasa digunakan dalam mengkalibrasi etisiensi deteksi perangkat spektrometer gamma. DAFTAR PUSTAKA 1. NCRP, A Handbook of Radioactivity Measurements Prosedures; NCRP Report No. 58; Pustek Akseierator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juii 2006
9 Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN /3 2. GA TOT WURDIY ANTO, Pengukuran Faktor Koreksi Cascade Summing Unllik Sumber Eu 152, Presiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir - BATAN, Annals of the ICRP, RADIONUCLIDE TRANS FORMATIONS; ICRP Publication 38; Volume 11-13, E. BROWNE and R.B. FIRESTONE, Table of Radioactive Isotopes; John Wiley and Sons Inc.; New York, (1986). 5. MOREL, J., CHOUVENET, B., and KADACHI, /\., International Journal of Application RadiatiO/1and Isotopes, No. 34 (1983) D. SMITH., Metrologia II (1975) K. DEBERTIN, A Guide and Instruction for Determining Gamma-ray Emission Rates with Germanium Detector Systems; Physikalisch Technishe Bundesanstalt, Radioactivity; Report Ra-12; Braunschweig, September H. SIEGERT and H. JANSSEN, Precise Determination of Gamma-Ray Peak Area; Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, A286 (1990) page TANYAJAWAB Edison Sihombing - Dari hasil yang didapat kenapa faktor koreksinya di bawah 1%. Gatot Wurdiyanto - Karena pengukuran Cascade Summing dilakukan pada kondisi optimum, yaitu pada jarak dan setting amplifier diatur sedemikian rupa sehingga faktor Cascade Summing dead time menjadi sangat kecil. Yogyakarta, 10 Jull 2006
PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
258 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal 258-264 PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Hermawan
Lebih 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 terperinciMETODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π
220 ISSN 0216-3128 Gatot Wurdiyanto, dkk. METODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π Gatot Wurdiyanto, Holnisar Pusat
Lebih 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 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 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 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 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 terperinciMETODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH
Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER
Lebih terperinciPENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139
252 Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal. 252-257 PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139 Holnisar, Hermawan Candra, Gatot Wurdiyanto
Lebih terperinciKAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A
Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216-3128 27 KAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A Gatot Wurdiyanto, Sri Inang Sunaryati dan Susetyo Trijoko Puslitbang
Lebih terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciMetode 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciPemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas di Bidang Kedokteran Nuklir
30 Pemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas Gatot Wurdiyanto dan Pujadi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) Badan Tenaga
Lebih terperinciPENENTUAN 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 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 terperinciPENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 011 PENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153 Wijono, Gatot Wurdiyanto Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN, Jl.Lebak Bulus No.49 Jakarta, 1440
Lebih terperinciPENENTUAN JARAK OPTIMAL PENGUKURAN SISTEM PENCACAH INTEGRAL DENGAN DETEKTOR NaI ( TI )
Prosiding Pertemuan dan Presenlasi I1miah Fungsional Pengembangan ekn%gi Nuk/ir J Jakarta, J2 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 PNNUAN JARAK OPIMAL PNGUKURAN SISM PNCACAH INGRAL DNGAN DKOR NaI ( I ) Pusat
Lebih terperinciPENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO
PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO Insan Kamil Institut Teknologi Bandung Abstrak Pengukuran radioaktif dengan metode scintillation menggunakan detektor NaI untuk
Lebih terperinciEVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR
EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya
Lebih terperinciValidasi 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 terperinciSIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari
Lebih 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 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 terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciPENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90
PENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90 Wijono, Gatot Wurdiyanto, dan Pujadi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi
Lebih 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 terperinciPENGARUH KOMPOSISI VOLUME LARUTAN SINTILATOR PADA PENGUKURAN AKTIVITAS 90 Sr
PENGARUH KOMPOSISI VOLUME LARUTAN SINTILATOR PADA PENGUKURAN AKTIVITAS 90 Sr Gatot Wurdiyanto Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir BATAN Jalan Cinere Pasar Jumat, Jakarta 12440 PO Box 7043
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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciPENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN
90 ISSN 016-318 Gede Sutresna W., dkk. PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( PU DAN CM) HASIL MIKRO- PRESIPITASI Gede Sutresna Wijaya, M. Yazid PTAPB-BATAN, Yogyakarta, E-mail : gedews@batan.go.id
Lebih 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 terperinciKALffiRASI ALA T UKUR AKTIVITAS DOSE CALIBRA TOR SECARA SIMUL TAN.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi limiah Fungsiona/ Pengembangan Tekn%gi Jakarta, J2 Desember 2007 Nuk/ir J rssn : 1978-9971 KALffiRASI ALAT UKUR AKTIVITAS DOSE CALIBRATOR SECARA SIMULTAN Gatot Wurdiyanto,
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 terperinciANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II)
1D0000065 ANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II) r - :' C 0 Ermi Juita, Nazaroh, Sunaryo, Gatot Wurdiyanto, Sudarsono, Susilo Widodo, Pujadi Pusat Standardisasi dan Penelitian Keselamatan
Lebih terperinciKAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA
KAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA Nugraha Luhur, Anto Setiawanto, Rohidi, Suhadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN Gd. 31 Kawasan Puspiptek Serpong
Lebih terperinciPENENTUAN AKTIVIT AS RENDAH PADA BEBERAP A JENIS GYPSUM MENGGUNAKAN SURVEYMETER LUDLUM 3-98
Prosiding Perlemuan dan Presen/asi limiah Fungsiol14l Pengembangan Teknologi Nuklir J Jakarta, 12 Desember 2007 rssn : 1978-9971 PENENTUAN AKTIVIT AS RENDAH PADA BEBERAP A JENIS GYPSUM MENGGUNAKAN SURVEYMETER
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 terperinciPEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Urania Vol. 20 No. 2, Juni 2014 : 56-108 PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira *, Sri Ismarwanti *, Asnul Sufmawan **, Kawkap
Lebih terperinciPENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Herlan Martono, Wati, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciPenentuan Aktivitas Radionuklida 60 Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi
Hermawan Candra / Penentuan Aktivitas Radionuklida Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi 325 Penentuan Aktivitas Radionuklida Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi Hermawan Candra*, Gatot Wurdiyanto
Lebih 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 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 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 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 terperinciKONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART
Prosiding Pertemuan dan Presentasi lmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1 Jakarta, 12 Desember 2007 SSN : 1978-9971 KONTROL KNERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALTY CONTROL CHART Noviarty,
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 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 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 terperinciPENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF Cr, Mn DAN Ni TERHADAP Fe PADA ANALISIS KANDUNGAN Cr, Mn DAN Ni, DALAM PADUAN BESI
Yusuf Nampira, dkk. ISSN 216 3128 171 PENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF, DAN TERHADAP PADA ANALISIS KANDUNGAN, DAN, DALAM PADUAN BESI Yusuf Nampira dan Rosika Kriswarini P2TBDU
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 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 terperinciSTANDARDISASI 1251 DAN PENENTUAN WAKTU PARO SERTA RESPON KAMAR PENGION
- Nazaroh ISSN 0216-3128 225 STANDARDISASI 1251 DAN PENENTUAN WAKTU PARO SERTA RESPON KAMAR PENGION, Nazaroh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK STANDARDISASI 1251DAN PENENTUAN
Lebih terperinciLaporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.Si Septia Kholimatussa diah* (891325), Mirza Andiana D.P.*
Lebih terperinciUJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA
UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA Maskur, Adang H.G., Endang Sarmini, Yayan Tahyan, dan Dede Kurniasih PRR-BATAN Serpong-Tangerang Selatan E-mail
Lebih terperinciStatistik Pencacahan Radiasi
Statistik Pencacahan Radiasi (Radiation Counting Statistics) Latar Belakang Radiasi dipancarkan secara acak (random) sehingga pengukuran radiasi berulang meskipun dilakukan dengan kondisi yang sama akan
Lebih 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 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 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 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 terperinciPENGUKURAN RADIOAKTIVITAS PB-210, PB-212 DAN PB-214 DALAM CUPLIKAN DEBU VULKANIK PASCA GUNUNG MERAPI MELETUS
PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS PB-210, PB-212 DAN PB-214 DALAM CUPLIKAN DEBU VULKANIK PASCA GUNUNG MERAPI MELETUS Iswantoro, Muljono, Sihono, Sutanto W.W. Suhardi -BATAN Yogyakarta Jl Babarsari Nomor 21, Kotak
Lebih terperinciPusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional
Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional PDL.PR.TY.PPR.00.D03.BP 1 BAB I : Pendahuluan BAB II : Prinsip dasar deteksi dan pengukuran radiasi A. Besaran Ukur Radiasi B. Penggunaan C.
Lebih 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 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 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 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 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 terperinciKOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62
Jurnal Forum Nuklir (JFN), Volume 6, Nomor 2, November 2012 KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62 Alan Batara Alauddin 1, Argo Satrio Wicaksono 2, Joko Sunardi
Lebih terperinciDETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR
170 Indo. J. Chem., 00, (), 170-174 DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR Penentuan Batas Deteksi Unsur N, P,
Lebih terperinciDETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.
DETEKTOR RADIASI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Konsep Dasar Alat deteksi sinar radioaktif atau sistem pencacah radiasi dinamakan detektor radiasi. Prinsip: Mengubah radiasi menjadi
Lebih terperinciPENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG
ISSN 852-4777 PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG Sri Wahyunigsih (1) dan Yusuf Nampira (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar
Lebih 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 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 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 terperinciDENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2006 TENTANG LABORATORIUM DOSIMETRI, KALIBRASI ALAT UKUR RADIASI DAN KELUARAN SUMBER RADIASI TERAPI, DAN STANDARDISASI RADIONUKLIDA DENGAN RAHMAT
Lebih 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 terperinciOPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT RADIOTERAPI
OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT RADIOTERAPI Gatot Wurdiyanto dan C. Tuti Budiantari Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir BATAN Jalan Cinere Pasar Jumat, Jakarta 12440 PO
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 terperinciPerbandingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time (ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas Umur Paruh Pendek
76 Dewita,dkk / Perbadingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time(ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas Perbandingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time (ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas
Lebih 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 terperinciMODUL 2 STATISTIKA RADIOAKTIVITAS
MODUL STATISTIKA RADIOAKTIVITAS Muhammad Ilham, Rizki, Moch. Arif Nurdin,Septia Eka Marsha Putra, Hanani, Robbi Hidayat. 008, 000, 000, 00, 00, 00. Program Studi Fisika, Institut Teknologi Bandung, Indonesia
Lebih terperinciLaporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R1 EKSPERIMEN DETEKTOR GEIGER MULLER Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza
Lebih terperinci