MEMPELAJARI WAKTU PARO 141Ce DAN PENGARUH ABSORBER ALUMINIUM, STAINLESS STEEL, TEMBAGA SERT A KUNINGAN
|
|
- Sudirman Dharmawijaya
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1
2 Prasiding Presentasi llmiah Keselana:atan Radiasi dan Lingkungan X Itotel Kaltika Chandra..14 Vesember ~Ot)4 MEMPELAJARI WAKTU PARO 141Ce DAN PENGARUH ABSORBER ALUMINIUM, STAINLESS STEEL, TEMBAGA SERT A KUNINGAN Nazaroh dan Hennawan Candra Puslitbang Keselamatan Radiasi clan BioMedika Nuklir -BAT AN ABSTRAK MEMPELAJARI W AKTU P ARO 141Ce DAN PENGARUH ABSORBER ALUMINIUM, STAINLESS STEEL, TEMBAGA SERTA KUNINGAN. Waktu para dad absorber adalah bagian dati sistem proteksi radiasi. Waktu para adalah waktu yang diperlukan oleh suatu unsur radioaktif untuk menjadi separuh dati mula-mula. Waktu para merupakan data nuklir yang penting untuk ditentukan nilainya karena dengan mengetahui waktu paronya kita dapat menentukan waktu hidup radioaktif tersebut. Absorber merupakan bahan penyerap yang dapat mengurangi paparan radioaktif dan perlu ditentukan nilai HVL-nya (Half Value Layer). HVL adalah tebal absorber yang dapat mengurangi paparan radioaktif menjadi separuhnya. Pada makalah ini akan dipelajari pengukuran waktu para 141Ce menggunakan kamar pengion dan pengukuran HVL absorber aluminium, stainless steel, tembaga serta kuningan terhadap 141Ce menggunakan HPGe. Tujuan penelitian ini adalah mendapatkan data nuklir waktu para 141Ce dad mengetahui besar sera pan serta HVL bahan aluminium, stainless steel, tembaga dan kuningan pada 141Ce. Dari percobaan ini diperoleh (~aktu para 141Ce(33:t0,17) hari sedangkan menurut literatur (32,5:t 0,02) hari. Diperoleh HVL aluminium, stainless steel, tembaga dad kuningan terhadap energi 145,4 key (141Ce) masing-masing sebesar;18,20 rom; 4,72 rom; 3,63 rom; dan = 3,79 rom. ABSTRACT STUDY OF 141Ce HALF-LIFE AND THE EFFECT OF ALUMINUM, STAINLESS STEEL, COPPER, AS WELL AS BRASS ABSORBERS. Half-life and absorber are a part of radiation protection system. Half-life is the time required for one half of any starting amount of a radionuclide to undergo rearrangement Half-life is a nuclear data,. that is important to be determined its value because by knowing its half-life, we can determine its lifetime. Absorber is a material, which can reduce radiation emissio and it is necessary to be determined its H:vL (Half Value Layer) HVL is the thick required for one half of any starting amount of radiation ~ission. This paper will be studied the measurement of 141Ce half-life using ionization chamber and measurement of, HVL ofaiuminum"stainlesssteel, copper, andcbrass a bsorbersagainst 141Ceusing HPGe. The aim of this research to obtain data nuclear of 141Ce half life and to know the absorption of aluminum, stainless steel, copper and brass against the energy of 141Ce. From this research, it was obtained that the half-life of 141Ce was (33:tO.17) days, and according to literature was (32.5:tO.02) days. The HVL of aluminum, stainless steel, copper and brass against energy of kev (l41ce) were mm; 4.72 mm; 3.63 mm; and 3.79 mm, respectively. I. PENDAHULUAN an tersebut telah dikalibrasi dengan benar Pengukuran radiasi sinar-x clan maka laju pancaran radiasi' dati sampel gamma secara kuantitatif clan kualitatif yang memancarkan sinar-x dan gamma menggunakan detektor germanium murni dapat ditentukan dengan cepat dan (Ge) atau germanium kemurnian tinggi (HPGe), sekarang ini digunakan secara rutin untukberbagai aplikasi. Bila peralatsederhana dengan menggunakan peralatan yang diproduksi secara komersial yang dilengkapi dengan software tertentu --slitbang-keselamatan Radiasi dan Biomedika -Nuklir-Badan Tenaga Nuklir NaSIOnal 4~
3 Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X ~ lfotej Kartika Chandra..14 Vesember 2004 ditentukan niiainya karena dengan mengetahui waktu paronya kita dapat menentukan waktu hidup radioaktif tersebut. Oleh sebab itu, kita tebai dan fungsi absorber serta mampu mengetahui kapan zat radioaktif itu masih berbahaya atau sudah aman dan dapat menganaiisa secara kualitatif dan kuantitatif campuran radionuklida atau sampel yang diduga mengandung kontaminan radioaktif dengan relatif mudah dan dibuang ke lingkungan. Absorber merupakan bahan penye- rap yang dapat mengurangi besamya paparan radiasi, baik radiasi dari partikel I tanpa memerlukan pernisahan secara aha, beta, sinar-x dan gamma. Hal ini kimia. penting untuk ditentukan HVL-nya (Half Kebutuhan untuk berbagai macam pengujian menggunakan sumber radioaktif semakin bertan'lbah dengan kemajuan Value Lilyer). HVL adalah tebal absorber yang dapat mengurangi paparan radioaktif menjadi separuhnya. teknik nuklir. Hal ini disebabkan oleh Dengan mengetahui HVL suatu beberapa faktor misalnya perkembangan industri nuklir, pertumbuhan tekhik nuklir kedokteran, clan survey lingkungan serta bertambahnya penggunaan sumber radioaktif di bidang riset ilmu pengetahuan clan bahan kita dapat menggunakan pilihan bahan mana yang sesuai berdasarkan nilai ekonomis untuk proteksi radiasi. Pada penelitian ini, pengukuran gunakan kamar pengion sedangkan pengindustri. detektor Spektrometri gamma dengan germanium adalah alat yang waktu para 141Ce dilakukan dengan meng- paling efisien untuk menyelidiki hal ukuran tebal absorber dengan menggunakan sistem pencacah spektrometri gamma tersebut. Waktu paro clan absorber aclalah bagian dari sistem proteksi clan sistem dengan bantuan sumber 141Ce. Penentuan HVL pada penelitian ini dimaksudkan untuk membuat shielding sumber standar keselarnatan radiasi. Menurut definisi 141Ce. Tujuannya untuk mengabsorbsi "Waktu para adalah waktu yang diperlukan inti radioaktif untuk meluruh menjadi separuh dari jumlah mula-mula" [1]. Waktu Faro merupakan bagian dari sinar-x yang dipancarkan 141Ce karena 141Ce akan digunakan sebagai mock 99mTc untuk mengkalibrasi Dose Calibrator pada tombol 99mT c. data nuklir penting yang clan perlu -- -~- Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Blomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 47
4 Makalah ini akan. membahas bagaimana mengukur dan menentukan waktu paro 141Ce serta menentukan tebal absorber aluminium, stainless steel, kuningan dad tembaga menggunakan HPGe. II. TEOR! Menurut definisi [2], radionuklida adalah nukiida (inti) yang memancarkan radiasi. RadionukIida ada yang terjadi secara alamiah dan ada pula yang dibuat manusia. 141Ce adalah radionuklida buatan, yang dapat dibuat di reaktor melalui salah satu dati 3 cara berikut Dengan produk fisi, impuritasnya adalah 139Ce. kemungkinan 2. Dengan reaksi 14OCe (n, y)141ce, a: (0,57 (l40la), a: (2,7 :!: 0,3) barn (141La), tak ada impuritas. 141 ssce83 memiliki jumlah elektron atau proton (p) 58 dan jumlah neutron (n) 83. Karena perbandingan (nip) >1, inti 141Ce tidak stabil, 141Ce meluruh dan membentuk inti stabi!141prs2 sambi! memancar- kan beta-l sebesar 69,<> % dengan energi (435,0 :1:1,5 %) key clan beta-2 sebesar 30,4 % dengan energi (580,0 :1:1,5 %) key serre memancarkan gamma energi 145,44 kev dengan probabilitas pancaran gammanya 48%. Disamping itu 141Ce memancarkan sinar-x pada energi 36 dan 41 key. 141Ce memiliki waktu Faro 32,5 hari [1]. Secara sederhana, bagan peluruhan 141Ce disajikan Facia Gambar 1 clan Tabell. :1:0,04) barn, dengan kemungkinan impuritas 144Ce. Dengan!7Ce, 137mCe, 139Ce, 143Ce clan reaksi 139La (n,y) 140La (n,y).i41la Ce, 0": (8,93:tO,O4) barn 1 Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 4E
5 Presentasi llnt.iah Keselant.atan Radiasi dan Lingkungan X IfoteJ KaJtika Olandra..14 Vesember!J;iJ04 141ssCe83 (32,5 :t 0,02 ) hari ~1 (435,0 key; 69,6 %) 580,0 key (580,0 key; 30,4%) 02 7/2+ \ 5/2+ ~ r 145,44 key 0 key 141Pr82 Gambar 1. Baganpeluruhan 141Ce [2] Persamaan sederhana yang dapat digunakan untuk menghitung waktu para adalah: III.TATAKERJA Bahan dan Peralatan Zat radioaktif 141Ce buatan P2RR Ao At t Tl/2 : aktivitas awal pada saat to (MBq) : aktivitas pada waktu t (MBq) : perbedaan waktu antara t clan t> waktu paro (1) Persamaan sederhana yang diguna- BATAN Bahan absorber: Aluminium, stainless steel, tembaga clan kuningan Sistem Pencacah Spektrometri gamma dengan detektor HPGe Sistem Pencacah Kamar Pengion Merlin Gerin clan Centronic kan untuk menentukan HVL (X1/2) menggunakan radiasi berkas sempit (narro'lv beam radiation) adalah : I=Ioe-ox (2) Alat Timbang clan peralatan preparasi Preparasi Sampel call ill, Zat radioaktif 141Ce dalam bentuk dipreparasi di atas penyangga ~= 0,693 x,/., (3) sumber plastik mylar, sebanyak 10 buah, dengan nomor kode M1/03 sall'_pai I : intensitas setelah melewati absorber (counts) 10 : intensitas sebelum melewati absorber (counts) X : tebal absorber (mm) ~ : koefisien absorpsi tinier mm-l Xl/2: Tebal absorber yang dapat mengurangi paparan menjadi separuhnya (mm)..,. dengan Ml0jO3 untuk sainpel 141Ce kelompok A serta Mll/03 sampai dengan M20 /03 untuk sampel 141Ce kelompok B. Cuplikan 141Ce pacta penyangga plastik mylar dikeringkan pacta temperatur ruang kemudian ditutup dengan plastik mylar. PTosiding Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 49
6 Prosiding Presentasi llmiah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X ~!fatel Ka/tika Chandra..14 Vesembe~O4 ditutup dengan cara dilas. Sampel siap diukur. Secara sederhana prepara: sampel disajikan pada Gambar 2. Vial berisi larutan 141Ce c= Diteteskan + ditimbang Diteteskan + ditimbang ~c:::::::::>c:::::::::> C:::::::::>~C=> 88R eee ampul Mylar plastik + Dikeringkan + ditutup ditutup dengan pengelasan Diuji kebocorannya Gambar 2. Bagan preparasi sampel Preparasi absorber Disiapkan absorber dari bahan alumimum, stainless steel, tembaga dan kuningan dengan tebal 1 mm sebanyak 15 menggunakan sistem pencacah spektrobuah. Diameter absorber yang dibuat adalah 30 rom. Absorber ini akan diamati karakteristiknya menggunakan Pengaruh absorber aluminium, stainless steel clan kuningan terhadap 141Ce dipelajari dengan sistem pencacah spektrometri gamma dengan detektor HPGe. Hasil studi tersebut disajikan pada Tabel 6 clan Gambar 6. Pengukuran dengan sistem pencacah Spektrometri gamma dengan detektor HPGe Cuplikan yang disiapkan di atas penyangga plastik mylar dicacah dengan metri gamma, dengan detektor HPGe. Sebelum digunakan, sistem peru:-acah HPGe dikalibrasi dengan sumber st~ndar i 133Ba, 137CS clan 6OCO. Masing-m~sing sampel dicacah selama 300 detik dan sumber standar dicacah selama 1000 detik, disajikan pada Tabel 2, Gambar 3 clan Ce. Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 50
7 Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X -~l Kaltika Chandra,.1'4 Vesember ~ persamaan kurva kalibrasi dan IV. HASIL DAN PEMBAHASAN efisiensi yang diperoleh, digunakan untuk standar 133Ba, 137Cs clan 6OCo (buatan ETLcahan 141Ce dengan menggunakan sistem pencacah ini disajikan pada Tabe13, 4. Mempelajari Peluruhan 141Ce dengan sistem pencacah Merlin Gerin Kurva kalibrasi energt yang menghitung aktivitas 141Ce. HasiI pencadiperoleh dati pengukuran sumber Jepang), diperoleh persamaan garis Y = O,2499X + 0,2141, dengan R2 = I, artinya bahwa : Pada X (nomor salur) = 0, energi Cuplikan yang wadah ampul A411/03 menggunakan sistem pengion Merlin Gerin yang telah dilengkapi dengan sistem komputer + Digital Multi Meter Sanwa. Pencacahan dilakukan Facia tanggal 28 Maret sampai dengan 8 Mei 2003, untuk mempelajari peluruhan 141Ce. Sampel dicacah sebanyak 30 data 2. terendah yang ditampilkan MCA pada layar monitor Personal Computer mewakili energi 0,2141 kev. Detektor HPGe ini memiliki respon yang sangat tinier terhadap energi radiasi yang datang karena koefisien korelasi yang ditunjukkan adalah R=l Kurva kalibrasi efisiensi detektor untuk setiap pengukuran. Pengukuran diulang pada waktu yang berbeda. Data pencacahan 141Ce ini disajikan pada Tabel 5, clan diplotkan pada Gambar Mempelajari Pengaruh Absorber Menggunakan HPGe HPGe yang diperoleh dari sumber standar 133Ba, 137CS clan 6OCO adalah: Y = O,2615X- 0,8321, dengan X adalah energi (kev), dan Y adalah efisiensi detektor, dan R2 = 0,9987. bahwa efisiensi detektor tersebut terhadap 141Ce (145,4 kev) adalah = 0, Dengan nilai efiensi ini dapat digunakan untuk menghitung aktivitas141ce. Untuk mempelajari pengaruh absorber terhadap 141Ce, dilakukan pengamatan terhadap absorber stainless steel, aluminiurn, ternbaga clan kuningan. Data pengukuran tersebut disajikan pada Tabe16 clan Gambar 6. Artinya -- Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir-Nasional 51
8 Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X /iote! Kartika Chandra,.14 l)esember 2004 Tabe12. Data Pengukurait Sumber Standar 133Ba, 137Cs clan 6OCo dengan menggunakan HPGe 1 9 SeD Ba , Sep Sep Cs 6OCO l!!l- 0,1833 0,623~ ~ 0,999 0, ,50 I 0, ! Nomor Salur Gambar 3. Kurva Kalibrasi Energi Detektor HPGe -,.,, '; g ::: UI ;: :~ w Gambar 4. Kurva Kalibrasi Efisiensi Detektor HPGe Energi (kev) 1400 Puslitbang Keselamatan Radiasi aan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasiolial 52
9 10 Ao 5,053 Prasiding Presentasi lltniah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X IfoteJ Kartika Chandra, :14 Vesember 2004 Tabe13. Hasil Pengukuran 141Ce menggunakan HPGe 1 10 Sept.03, 13:35 1 3,1633 8,07 0, , , Sept.03, 13:48 3 5,035 12,57 0, , , Sept.O3, 13:42 6 4,675 12,6 0, , , Sept.03, 13:55 2 4,695 11,7 0, , , Sept.03, 14:05 4 3,724 9,3 0, , ,60 6 I Sept.03, 14:12 8 8,50 0, / , Sept.03,14:20 9 2,142 5,36 0, , ,42 rata ,44 SDOM = 36,87 A411/03 = A41'ljO3 = A41 3/03 = u (%) = 118, 0,697 0,895 1,12 MBq MBq MBq Tabe14. Hasil Pengukuran 141Ce menggunakan HPGe Ao rata2 = SDOM = u % = A415/03 = -~-~ MBa
10 IV.1. Hasil pengukuran "141Ce pada percobaan ini : TEaRI). Namun spekb"um tersebut tidak tampak. Hasil pencacahannya tidak tel a. (1,28:1:1,18 %) kbq/ mg, untuk kelompok Sampel A (TabeI3) untuk lama pencacahan 300 detik meskipun yield sinar-xkd pada energi 36 (1,445:1:0,31 %) kbq/mg, untuk kelom- key sebesar13,34 % dan yield sinar-xki pok Sampel B, dengan k = 1. (Tabel 4) pada tanggal acuan 10 September 2003, jam pada energi 41 key sebesar 3,26 %. Hal ini mungkin disebabkan karena waktu pencacahan yang relatif sin,gkat (300 detik). Malah energi 165,9 key mi1ik 139Ce muncul sebagai impuritas dalam pem- buatan 141Ce dengan metode pertama (TEaRI). Dari persamaan kurva kalibrasi energi, Y = 0,2499X + 0,2141, untuk x (nomor salur) = 143 clan 163 seharusnya terlihat adanya energi 36 dan 41 key yang dipancarkan oleh 141Ce (lihat Tabel1 pada Tabel5. Mempelajari Peluruhan 141Ce Menggunakan Sistem Pencacah Merlin Gerin ~o ~9. ~P~! :50_t 01/4/03,10:15 O~!,04/,,/03,11:25 0,41 47,63 ::!: 0, /4/03,10:25 b 11/4/03,09: /4/03,09: /4/03,09: /5/03,09: /5/03,09:30 'print', b. ~ ~A411/03 ~8/3/03,,/03,13,45 Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga- Nuklir Nasional 54
11 Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X lfotel Kartika O1andra,.14 Vesember ~II) ~..:( : Gambar 5. Kurva Peluruhan 141Ce Waktu Peluruhan (hari) Data yang disajikan pada Tabel 5, diplotkan kegambar 5, sehingga diperoleh persamaan kurva peluruhan y = 47,861e- O.O208x, dengan R2 = 0,999. Hal ini identik dengan persamaan At = Aoe untuk t = to 0,693/ dimana menunjukkan arus = 47,861 pa rnaka untuk t =T 1/2 arus akan menunjukkan 23,9305 pa clan Tl/2 dapat dihitung berdasarkan persamaan di ata: (yang diperoleh) yaitu: 0,693jT 1/2;: 0,0208, serjngga T 1/2 = 33,3 hari. Sedangkan nilai ketidakpastiannya diperoleh dati ketidak- pastian rata-rata basil pen~kuran, yaitu O,17hari. Waktu paro 141Ce dariliteratur (32,5:tO,O2) hari[l perbedaan +1,9 % Tabe16. Pengaruh absorber aluminium, stainless steel, kuningan dan tembaga terhadap 141Ce ~ Ao Ada lembaga E\145;4k~V) Al St. Steel counts counts counts I counts Puslitbang Keselamatan Radiasi dun Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional E{165.9keV) Kuningan! counts : a Counts
12 Prasiding Presentasi Ilrniah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X ~ ~ej Kartika l11andra,.14 Vesember ~OD [ Gambar 6. Pengaruh absorber aluminium, kuningan, tembaga clan stainless steel pada energi 145,4 key clan 165,9 key Sebagai contoh perhitungan, lihat bahwa ini identik dengan persamaan kurva pertama dari Gambar 6. Terlihat O.693x bahwa pengaruh absorber aluminium II = Ioe Xl/2 dimana untuk X = 0 (tanpa terhadap 141Ce (145,4 key) membentukpersamaan absorber), 10 menunjukkan cacahan = Y = 33144,3e,{),0371x. Artin:;fa 33144, maka untuk X =Xl/2 = HVL, -~- Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 56
13 2. Prosiding Presentasi llrniah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X Uot~Kartjka Cha~dra,.14 Vese~ber ~C04 cacahan akan menunjukkan separuhnya clan X1/2 dapat dihitung berdasarkan persamaan di atas (yang diperoleh) yaitu: O,693/X1/2 = 0,0371, sehingga tebal Xl/2 (hvl) = 18,20 min. Untuk menghitung HVL lainnya dapat digunakan cara yang sarna. Hasil perhitungan HVL untuk semua absorber disajikan pada Tabel 7. Tabe17. Hasil pengukuran HVL untuk 4 jenis absorber menggunakan HPGe Pada Tabel 7 terlihat bahwa pengaruh absorber tembaga dan kuningan relatif hampir sarna dalam mengurangi paparan radiasi sinar gamma pada energi 145 clan 165 kev karena HVL nya hampir sarna. Stainless steel lebih besar HVLnya di- bandingkan dengan tembaga dan kuningan. Sedangkan aluminium memiliki HVL yang paling tebal, artinya bahwa absorber aluminium memiliki koefisien absorbsi linier (0) paling kecil disbandingkan dengan ketigaabsorber lainnya. Pada pengukuran ini tidak tampak adanya sinar-x sehingga penulis tidak dapat menyajikan data pengaruh absorber pada sinar-x. Karena itu tidak diperoleh HVL untuk absorber pada energi 36 dan 41 key. Dengan kata lain bahwa tujuan penelitian ini tidak tercapai, yaitu menentukan tebal kontainer 141Ce untuk mengeliminasi sinar-x rnilik 141Ce. Pada pengukuran 141Ce ini nampak terlihat adanya impuritas 139Ce. Hal ini dibuktikan dengan ad.anya spektrum yang muncul pada energi 165/9 key (pada Tabel 6). Sehingga 141Ce produksi P2RR-BATAN ini belum dapat dijadikan sebagai sumber standar pengganti 99mT c. V. SIMPULAN 1. Waktu Faro 141Ce yang diperoleh pada percobaan irj (33.3:1:0,17) hari, ada perbedaan +1,9 % dibandrngkan clengan literatur. HVL tembaga clan kuningan 3,63 clan 3,79 mm, sedangkan HVL stainless steel relatif lebih tebal (4,72 mm). Aluminium memiliki HVL paling besar (18,20 mrn).
14 Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X IioteJ Kartika Chandra,.14 Vesember 2004 UCAP AN TERIMA KASIH Penulis mengucapkan terima kasih yang sebesar-besarnya kepada P2T~- BAT AN yang telah mendanai program penelitian ini dad juga kepada rekan-rekan Standardisasi P3KRBiN-BATAN yang telah membantu dalam pelaksanaan penelitian mi. DAFfARPUSTAKA 1) ICRP Publications 38, Radionuclide Transformations Energy & Intensity of Emissions, Vol , Pergammon Press, Oxford, (1983). 2) LAGOUTlNE, F., COURSOL, N., and LEGRAND, Table de Radionucleides, CEA, Bureau National de Metrologie LMRI, France, (1985) 3) TOJO, T., Counting Statistics, BATAN- JAERI Training Course on Radioactivity Measurements & Nuclear Spectroscopy, (1998) 4) NCRP Report No. 58, A Handbook of Radioactivity Measurements Procedures, (1978). 5) CRC Handbook of Radioactive Nucli- des, The Chemical Rubber Co, 1969.
METODE 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 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 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 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 terperinciABSTRAK. PENDAHULUAN hasil produksi, teknologi nuklir dapat ABSTRACT
ABSTRACT KALIBRASI MONITOR RADIASI SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SUMBER 137CS Gatot Wurdiyanto, C. Tuti Budiantari dan Agung Nugroho Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -BAT AN ABSTRAK KALIBRASI
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 terperinciNurnian Rajagukguk dan Tuyono Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -BAT AN. I. PENDAHULUAN diafragma pengatur berkas radiasi dari
Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X liotel Kartika Chandra. 14 Vesember 2004 KALIBRASI ALAT UKUR RADIASI DOSE AREA-PRODUCT Nurnian Rajagukguk dan Tuyono Puslitbang Keselamatan
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 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 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 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 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 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 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 terperinciKAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)
KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb
Lebih 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 terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF
PELURUHAN RADIOAKTIF Inti-inti yang tidak stabil akan meluruh (bertransformasi) menuju konfigurasi yang baru yang mantap (stabil). Dalam proses peluruhan akan terpancar sinar alfa, sinar beta, atau sinar
Lebih terperinciPENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty
Lebih terperinciSIMULASI 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 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 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 terperinciPENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciSIMULASI 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 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 terperinciBAB II Besaran dan Satuan Radiasi
BAB II Besaran dan Satuan Radiasi A. Aktivitas Radioaktivitas atau yang lebih sering disingkat sebagai aktivitas adalah nilai yang menunjukkan laju peluruhan zat radioaktif, yaitu jumlah inti atom yang
Lebih 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 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 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 terperinciPenentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) Prihatin Oktivasari dan Ade Agung Harnawan Abstrak: Telah dilakukan penentuan kandungan
Lebih 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciKAJIAN BIAYA PENANGANAN LIMf.AH RADIOAKTIF BUANGAN PASIEN YANG MENGALAMI ABLASI DAN TERAPI DENGAN SUMBER RADIOISOTOP TERBUKA DI RUMAH SAKIT
I. Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X IfoteJ Kartika Chandra, 14 Vesember ~O04 KAJIAN BIAYA PENANGANAN LIMf.AH RADIOAKTIF BUANGAN PASIEN YANG MENGALAMI ABLASI DAN TERAPI DENGAN
Lebih terperinciOleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS
Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS 1 - Dengan menyebut nama Allah yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang - " Dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan
Lebih 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 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 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 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 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 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 terperinciSTANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR
STANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR Pusat Standardisasi dan Jaminan Mutu Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Januari 2007 Pengantar Sejak tahun 2000 BATAN telah ditunjuk oleh Badan Standardisasi
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 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 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 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 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 terperinciLEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI
A. Materi Pembelajaran : Struktur Inti LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI B. Indikator Pembelajaran : 1. Mengidentifikasi karakterisrik kestabilan inti atom 2. Menjelaskan pengertian isotop,isobar
Lebih terperinciANTAR BANDING PENGUKURAN 144Ce,l37Cs, 54Mn, DAN 60CO ANT ARA P3KRBiN-BAT AN DENGAN JCAC JEP ANG
Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X lfotej Kartika Chandra,.14 Vesember ~O04 ANTAR BANDING PENGUKURAN 144Ce,l37Cs, 54Mn, DAN 60CO ANT ARA P3KRBiN-BAT AN DENGAN JCAC JEP ANG
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 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 terperinciUPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA
UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA Sahat M. Panggabean, Yohan, Mard!ni Pusat Pengembangan Pengelolaan Lirl1bah Radioaktif ABSTRAK, UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF
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 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 terperinciBAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi
BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi Radiasi adalah pancaran energi yang berasal dari proses transformasi atom atau inti atom yang tidak stabil. Ketidak-stabilan atom dan inti atom mungkin
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 terperinciGas dialirkan secara terns menerns selama Pencacah a-f3 tipe MPC 9400 merupapencacahan
PENGUJIAN LAJU ALIR GAS P-I0 TERHADAP KINERJA PENCACAH a- TIPE MPC-9400 Makhsun dan Wijono Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuk1ir -BAT AN ABSTRAK PENGUJIAN LAJU ALIR GAS P-IO TERHADAP KINERJA
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN maupun cuplikan dalam bentuk seperti KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X ~_UoteJ Kartika_C!!andra. :14 Vesember ~O04 KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Pujadi, Hennawan
Lebih terperinciSuparno, Anda Sanusi - PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADlOGRAFllr-192 MENGGUNAKAN PERSAMAAN DOSIS RADIASI
Suparno, Anda Sanusi - PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADlOGRAFllr-192 PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADIOGRAFI Ir-192 Suparno, Anda Sanusi Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN, parnomrj@batan.go.id ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciALAT UKUR RADIASI. Badan Pengawas Tenaga Nuklir. Jl. MH Thamrin, No. 55, Jakarta Telepon : (021)
ALAT UKUR RADIASI Badan Pengawas Tenaga Nuklir Jl. MH Thamrin, No. 55, Jakarta 10350 Telepon : (021) 230 1266 Radiasi Nuklir Secara umum dapat dikategorikan menjadi: Partikel bermuatan Proton Sinar alpha
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 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 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 terperinciDAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN 3 BAB II STRUKTUR DAN INTI ATOM 5 A Struktur Atom 6 B Inti atom 9 1. Identifikasi Inti Atom (Nuklida) 9 2. Kestabilan Inti Atom 11 Latihan 13 Rangkuman Bab II. 14 BAB III PELURUHAN
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 terperinci2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6
KIMIA INTI 1. Setelah disimpan selama 40 hari, suatu unsur radioaktif masih bersisa sebanyak 0,25 % dari jumlah semula. Waktu paruh unsur tersebut adalah... 20 hari 8 hari 16 hari 5 hari 10 hari SMU/Ebtanas/Kimia/Tahun
Lebih 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 terperinciRENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1
Pertemuan Ke: 1 Mata Kuliah/Kode : Fisika Semester dan : Semester : VI : 150 menit Kompetensi Dasar : Mahasiswa dapat memahami gejala radioaktif 1. Menyebutkan pengertian zat radioaktif 2. Menjelaskan
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 terperinciBAB V Ketentuan Proteksi Radiasi
BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi Telah ditetapkan Peraturan Pemerintah No. 63 Tahun 2000 tentang Keselamatan dan kesehatan terhadap pemanfaatan radiasi pengion dan Surat Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-99
Lebih terperinciEVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM
No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM Endang Sukesi I dan Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -BATAN
Lebih 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 terperinciI. PENDAHULUAN Bidang Standardisasi-P3KRBiN. Alat ter. yang. Meuologi Radiasi khususnya di Sub
Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X JfoteJ Kartika Chandra,.14 Vesember.2004 ANALISIS METODE INTEGRAL DAN DIFERENSIAL P ADA PENGUKURAN W AKTU P ARO 99mTc MENGGUNAKAN SISTEM
Lebih terperinciFenomena panas akibat radioaktivitas
164 ISSN 0216-3128 Rohadi Awaludin, dkk. PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS DENGAN KALORIMETER Rohadi Awaludin P2RR - BATAN ABSTRAK Palla interaksi antara radiasi dan materi, perubahan energi radiasi akhirnya bermuara
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 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 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 terperincibahwa semakin besar jarak ukur maka dosis serap yang diterima semakin kecil. Kata kunci :Kalibrasi, survei meter, dosis serap, faktor kalibrasi
Pengaruh Variabel Jarak Terhadap Besaran Faktor kalibrasi Pada Peralatan Survey Meter Nur Insan 1,Wira Bahari Nurdin, Bualkar Abdullah Jurusan Fisiska Fakultas Matematika Dan Ilmu pengetahuan Alam Universitas
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 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 terperinciFISIKA ATOM & RADIASI
FISIKA ATOM & RADIASI Atom bagian terkecil dari suatu elemen yang berperan dalam reaksi kimia, bersifat netral (muatan positif dan negatif sama). Model atom: J.J. Thomson (1910), Ernest Rutherford (1911),
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 terperinciUJI KESESUAIAN PESAWAT CT-SCAN MEREK PHILIPS BRILIANCE 6 DENGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN NOMOR 9 TAHUN 2011
UJI KESESUAIAN PESAWAT CT-SCAN MEREK PHILIPS BRILIANCE 6 DENGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN NOMOR 9 TAHUN 2011 Ivonne Chirsnia 1, Dian Milvita 1, Heru Prasetio 2, Helfi Yuliati 2 1 Jurusan Fisika FMIPA Universitas
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 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 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 terperinciTEORI DASAR RADIOTERAPI
BAB 2 TEORI DASAR RADIOTERAPI Radioterapi atau terapi radiasi merupakan aplikasi radiasi pengion yang digunakan untuk mengobati dan mengendalikan kanker dan sel-sel berbahaya. Selain operasi, radioterapi
Lebih 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 terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
Lebih terperinciBAB II RADIASI PENGION
BAB II RADIASI PENGION Salah satu bidang penting yang berhubungan dengan keselamatan radiasi pengukuran besaran fisis radiasi terhadap berbagai jenis radiasi dan sumber radiasi. Untuk itu perlu perlu pengetahuan
Lebih terperinciOPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI
ABSTRAK OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI Kuat Heriyanto, Sucipta, Untara. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA
Lebih 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 terperinciKALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN
ABSTRAK KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN Ratih Kusuma P, Ruminta Ginting Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER
Lebih terperinciPENENTUANIMPURITAS DALAM PENGUKURAN AKTIVIT AS RADIONUKLmA DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR NON DISKRIMINASI. Nazaroh dan Dadong Iskandar ABSTRAK
Penelitian don Pengembangan Aplikasi lsotop don Radiasl, /998 PENENTUANIMPURITAS DALAM PENGUKURAN AKTIVIT AS RADIONUKLmA DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR NON DISKRIMINASI Nazaroh dan Dadong Iskandar ABSTRAK
Lebih terperinciSinar x memiliki daya tembus dan biasa digunakan dalam dunia kedokteran. Untuk mendeteksi penyakit yang ada dalam tubuh.
1. Pendahuluan Sinar X adalah jenis gelombang elektromagnetik. Sinar x ditemukan oleh Wilhem Conrad Rontgen pada tanggal 8 November 1895, ia menemukan secara tidak sengaja sebuah gambar asing dari generator
Lebih terperinci