METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH
|
|
- Fanny Atmadjaja
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Pujadi, dkk. ISSN METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH. Telah dilakukan penentuan laju cacah sumber Co bentuk titik pada plastik mylar dan bentuk cairan volume pada vial plastik dengan metode absolute puncak jumlah. Pengukuran sumber titik dilakukan dengan variasi jarak sumber ke detektor dari 0 sampai 100 mm, sedangkan sumber volume bervariasi (10 100) ml dan dilakukan pada jarak sumber ke detektor 0 mm. Untuk sumber titik padatan pencacahan pada jarak sumber ke detektor 0-50 mm, memberikan hasil yang baik dengan perbedaan berkisar antara 1,59 4,80 % terhadap nilai sebenarnya. Pengukuran pada sumber cairan dengan volume ml memberikan hasil dengan perbedaan berkisar antara 1,07 7,73%. Untuk keperluan pencacahan sumber cair dengan volume yang relatif besar dapat dilakukan jalan membagi sumber menjadi beberapa bagian n volume yang relatif lebih kecil. Dengan metode ini perbedaan hasil pengukuran dapat diturunkan sampai 0,57% terhadap nilai sebenarnya. ABSTRACT STANDARDIZATION METHOD OF Co POINT SOURCE AND VOLUME SOURCES BY THE SUMPEAK ABSOLUT METHOD. Determination of disintegration rates of Co point source on mylar plastic and volume solution sources on vial plastic have been carried out by using the sumpeak absolute method. The measurement of point source was carried out with variation of the distance of source to detector from 0 to 100 mm, while measurement of volume source close to detector and variation of the volume solution are ml. The counting for point source on distance of 0-50mm was in good result with discrepancies of 1,59 to 4,80 % comparing with real value. The measurement of the solution sources ml gave the result with discrepancies of 1,07 7,73%. The counting of solution sources can be devided into n small compartement of equal volume. With this method discrepancies of measurement can be increasing into 0,57 % comparing with real value. PENDAHULUAN P erkembangan metode pengukuran aktivitas standar sumber radionuklida berkembang sejalan dengan perkembangan ilmu pengetahuan. Pengukuran aktivitas sumber radionuklida menggunakan sistem spektrometri gamma dengan detektor NaI(Tl) atau HPGe, pada umumnya dilakukan dengan metode relatif, yaitu dengan membandingkan secara langsung hasil cacah luasan spektrum puncak energi tertentu dari cuplikan dengan cacah luasan spektrum energi yang bersesuaian dari sumber standar, atau dengan jalan mengkalibrasi terlebih dahulu sistem tersebut dengan sumber standar, sehingga akan diketahui efisiensi pencacahan dan efisiensi yang didapat ini digunakan sebagai acuan untuk menghitung aktivitas. Beberapa pakar metrologi radionuklida sejak tahun 1963, telah memulai mengembangkan metode pengukuran aktivitas radionuklida secara absolut menggunakan sistem spektrometri gamma dengan detektor NaI(Tl). Metode pengukuran aktivitas secara absolut dengan teknik koinsiden dan puncak jumlah ini diterapkan pada sumber radionuklida pemancar gamma yang mempunyai pancaran foton dua atau lebih. [1,2] Pada metode pengukuran ini tidak dipergunakan sumber standar sebagai acuannya. Penentuan aktivitas dengan metode absolut ini didasarkan pada perumusan matematis dan pengukuran lang-sung luasan spektrum sinar gamma dan spektrum puncak jumlah yang terjadi, sehingga sering disebut sebagai metode absolut puncak jumlah. Pada makalah ini akan dibahas tentang percobaan pengukuran terhadap Co menggunakan sistem spektrometri gamma detektor NaI(Tl) memakai
2 6 ISSN Pujadi, dkk. metode absolut puncak jumlah, dengan variasi jarak sumber ke detektor pada sumber bentuk titik padatan dan variasi volume pada sumber bentuk cair. TEORI Radionuklida Co merupakan radionuklida yang meluruh melalui pancaran zarah beta dan kemudian disusul pancaran dua sinar gamma dengan energi 1173 dan 1332 kev. Menurut BRINKMAN (1963) dan TAKAO KAWAANO dan HIROSHI EBIHARA (1989) pancaran kedua sinar gamma tersebut dalam keadaan serentak, koinsiden, sehingga untuk menentukan aktivitasnya dapat dilakukan dengan menggunakan metode absolut puncak jumlah [1,2]. Persamaan metode absolut puncak jumlah yang di turunkan oleh Brinkman adalah sebagai berikut [1,2,3] : dengan : N = T + A 1. A 2 / A 12 (1) N : Aktivitas / Laju cacah A 1 : Luas spektrum puncak energi gamma 1 A 2 : Luas puncak spektrum energi gamma 2 A 12 : Luas puncak jumlah T : Luas total dibawah seluruh spektrum. Dengan menggunakan persamaan (1), harga laju cacah (N) Co dapat langsung ditentukan dari hasil pengukuran tanpa menggunakan sumber standar sebagai pembanding, sehingga pengukuran ini dapat dikatakan sebagai metode absolut. Pada pencacahan Co menggunakan detektor NaI(Tl) spektrum puncak energi gamma 1173 kev (A 1 ) dan 1332 kev (A 2 ) dalam keadaan overlap,berimpit, karena detektor NaI(Tl) mempunyai resolusi yang relatif rendah, selain itu apabila pencacahan dilakukan pada jaraksumber ke detektor cukup dekat, maka kedua puncak tersebut menghasilkan puncak jumlah. Dengan kondisi kedua puncak energi gamma A 1 dan A 2 seperti ini, maka pada waktu membatasi luasan spektrum masing-masing puncak energi gamma perlu pengalaman. Gambar 1 menyajikan spektrum Co yang dicacah menggunakan detektor NaI(Tl), dan daerah pengukuran masing-masing energi gamma. Pada Gambar 1 terlihat puncak A 1 dan A 2 yang berimpit, pada waktu mengukur cacah masing-masing puncak, biasanya batas kanan puncak A 1 yaitu salur-2 (Ch2) dengan batas kiri A 2 yaitu salur-3 ( Ch3) hanya berbeda 1-2 saluran saja. Sedangkan pada penentuan batas kiri untuk luasan total ( T ) perlu dilakukan dengan cara ektrapolasi untuk menghindari sumbangan dari cacahan compton dan hamburan lainnya [3]. Pada penelitian ini sumber Co yang dipergunakan sumber bentuk titik padatan dan bentuk volume cairan, kedua sumber ini mempunyai aktivitas yang sama. Posisi sumber titik dan volume terhadap detektor pada penelitian ini di sajikan pada Gambar 2.
3 Pujadi, dkk. ISSN Gambar 1. Spektrum sumber Co menggunakan detektor NAI(Tl). Gambar 2. Posisi sumber Co terhadap detektor NaI(Tl). Sumber titik padatan dengan aktivitas N, setelah selesai dicacah dilarutkan kembali menggunakan pelarut HCl 0,1 N, untuk percobaan bentuk volume, sehingga sumber padatan dan cairan mempunyai aktivitas yang sama. Hal ini dimaksudkan agar dapat dibandingkan hasil pencacahan antara sumber padatan dan sumber cairan. Pencacahan terhadap sumber dalam bentuk volume cairan dilakukan dengan variasi volume dari 10 ml sampai 100 ml dengan aktivitas tetap, beda volume masing-masing adalah 10 ml. Dengan perbedaan volume ini dapat dipastikan akan menghasilkan cacah yang berbeda karena adanya perbedaan efek geometri. Semakin besar volume sumber kesalahan pengukuran akan semakin besar. Untuk mengurangi kesalahan cacahan akibat efek geometri, sumber yang mempunyai volume cukup besar ( 100 ml ), akan dicoba dibagi menjadi n ( n = 10 bagian ) bagian, dengan volume yang sama, masing-masing 10 ml. Secara teori jumlah aktivitas dari ke sepuluh bagian tetap sama yaitu N, sedang setiap bagian n mempunyai aktivitas sebesar N / n. Diharapkan dengan volume yang relatif lebih kecil diharapkan dapat mengurangi efek geometri pada hasil cacah. Dari pencacahan setiap bagian sumber n dengan persamaan (1) dapat dihitung nilai aktivitasnya yaitu sebesar : N n = T n + (A 1 ) n.(a 2 ) n / (A 12 ) n (2) Apabila hasil cacah dari kesepuluh bagian sumber n dijumlahkan maka yang akan diperoleh persamaan sebagai berikut : Nt = n T + ( n A 1 ) ( n A 2 ) / n A 12. (3) dengan : Nt : Aktivitas total (gabungan masing-masing bagian) n T : Jumlah cacah luas total dibawah seluruh spektrum dari sepuluh bagian n. ( n A 1 )( n A 2 )/ n A 12 : Jumlah cacah luas total dibawah seluruh spektrum A 1 dikalikan jumlah luas total dibawah seluruh spektrum A 2 dibagi dengan jumlah luas puncak jumlah A 12 dari sepuluh bagian n. Dengan cara memperkecil volume menjadi sepuluh bagian ini diharapkan akan memperkecil kesalahan akibat efek geometri, sehingga hasil akhir yang didapat akan lebih baik. TATA KERJA
4 8 ISSN Pujadi, dkk. Bahan dan Peralatan 1. Sumber radionuklida Co bentuk titik padat yang telah diketahui aktivitasnya. 2. Sumber radionuklida Co bentuk volume cairan (dibuat dari sumber titik No. 1 yang dilarutkan menggunakan HCl). 3. Sistem spektrometer gamma dengan detektor NaI(Tl) 4. Larutan HCl 0,1 n 5. Vial plastik volume 175 ml 6. Timbangan semi mikro Metler H4R Pembuatan Sumber Co Sumber Co Titik, Padat Sumber radionuklida Co yang digunakan dalam bentuk cairan dengan aktivitas standar 987,43 Bq/mgram. Untuk membuat sumber Co dalam bentuk titik padatan maka dari sumber cairan diambil sebagian dengan baby botol, dengan penimbangan diketahui berat radionuklida dan baby botol, kemudian sebagian kecil diteteskan diatas penyangga sumber MYLAR, sisa ditimbang lagi, sehingga dapat diketahui berat tetesan yang berada di penyangga sumber MYLAR. Pada percobaan ini didapatkan sumber Co dengan berat 11,71 mg, sehingga aktivitas sumber adalah 11562,81 Bq. Kemudian sumber yang masih dalam keadaan basah dikeringkan didalam oven pada suhu 40 o C, setelah kering bagian atas ditutup lagi dengan MYLAR yang sama, dan siap untuk dicacah. Pencacahan dilakukan dengan menggunakan detektor NaI(Tl) selama 7200 detik dengan ulangan 10 kali. Sumber Co Volume, Cair Pembuatan sumber bentuk volume cair, dibuat pada wadah vial plastik volume 175 ml. Sumber titik padatan yang telah selesai dicacah, dimasukkan ke dalam vial plastik dan dilarutkan dengan menggunakan pelarut HCl 0,1 n, kemudian ditambah pelarutnya hingga volume mencapai 10 ml, maka siap dicacah. Setelah selesai pencacahan terhadap sumber 10 ml tersebut, kedalam vial ditambahkan 10 ml lagi larutan HCL 0,1 N, sehingga volume menjadi 20 ml, cacah kembali dan seterus-nya dengan perlakuan sama, hingga volume men-capai 100 ml. Setelah selesai sampai pencacahan terhadap sumber volume 100 ml, sumber tersebut dibagi 10 bagian dengan volume masing-masing 10 ml pada vial, kemudian dicacah secara bergantian. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pencacahan terhadap sumber titik Co dengan variasi jarak sumber ke detektor mm, dengan perbedaan jarak masing-masing pencacahan adalah 10 mm, disajikan pada Tabel 1 dan Gambar 3. Laju cacah yang diperoleh dihitung dengan metode absolut puncak jumlah menggunakan persamaan (1). Tabel 1. Hasil pencacahan sumber Co bentuk titik (11562,81 Bq), variasi jarak sumber ke detektor dengan metode absolut puncak jumlah. Jarak sumber detektor (mm) Cps. Puncak 1173 kev Cps Puncak 1332 kev Cps puncak jumlah Cps total Laju cacah (dps/ Bq ) Perbedaan dengan standar (%)
5 Pujadi, dkk. ISSN Laju cacah ( Bq ) Jarak sumber ke detektor ( mm) Gambar 3. Efek jarak sumber ke detektor terhadap laju cacah. Terlihat hasil perhitungan laju cacah pada Tabel 1, pada kondisi jarak sumber ke detektor 0 sampai dengan 50 mm, hasilnya relatif cukup baik, dengan perbedaan berkisar antara 1, % terhadap nilai aktivitas Co yang sebenarnya 11562,81 Bq. Sedangkan hasil perhitungan laju cacah pada kondisi jarak sumber ke detektor lebih besar 50 mm, menunjukkan perbedaan diatas 10%, hal ini mungkin disebabkan karena nilai cacah pada puncak jumlah (A 12 ) terlalu kecil, sehingga nilai cacah total juga kecil. Dengan semakin kecilnya nilai cacah total ini maka sangat berpengaruh pada hasil perhitungan laju cacah sumber. Jika dibandingkan nilai cacah puncak jumlah pada kondisi pengukuran dengan jarak 0 mm dengan 100 mm perbandingan mencapai 1 : 40. Pada jarak mm keatas puncak jumlah yang terjadi semakin kecil, dan penurunannya tidak linier dibanding puncak A1 dan A2. Dengan hasil diatas dapat dikatakan bahwa jarak sumber ke detektor sangat berpengaruh terhadap pencacahan sumber titik Co dengan metode puncak jumlah. Hasil pencacahan terhadap sumber Co bentuk volume dengan berbagai variasi volume, yaitu 10; 20; 30; 40; 50; ; 70; 80; 90 dan 100 ml, dengan wadah vial plastik 150 ml, disajikan pada Tabel 2 dan Gambar 4. Tabel 2. Hasil pencacahan sumber Co bentuk cair dengan metode absolut puncak jumlah, variasi volume, jarak sumber ke detektor 0 mm. Aktivitas sumber 11562,81 Bq. Volume (ml) Hasil cacah (Bq) Perbedaan dengan Standar ( % ) , ,83
6 10 ISSN Pujadi, dkk , , , , , , , ,89 Terlihat pada Tabel 2. pencacahan sumber dengan aktivitas sama tetapi mempunyai volume berbeda, memberikan hasil yang berbeda. Hal ini akibat efek geometri sumber, semakin besar volume sumber ada bagian sumber yang mempunyai jarak dengan detektor sehingga cacah puncak yang terjadi semakin kecil, sehingga cacah total juga kecil yang mengakibatkan laju cacah sumber kecil. Pada sumber dengan volume 10 ml dibandingkan volume 100 ml, mempunyai perbedaan sampai 24,82%. Pada sumber dengan volume ml, mempunyai perbedaan antara 1,07 7,73 % terhadap aktivitas sebenarnya, dengan perbedaan dibawah 10% dapat dikatakan masih baik.. Menurut SOUTHERLAND et.al. (1967) dengan perbedaan geometri ini sangat mempengaruhi hasil cacah karena dimensi kristal juga ikut berubah seiring dengan perubahan volume. Pada Tabel 3. menyajikan hasil cacah 10 buah sumber volume masing-masing 10 ml, sumber ini berasal dari sumber volume 100 ml aktivitas 11562,81 Bq. Dari hasil cacah ini dihitung dengan persamaan (3), didapatkan nilai aktivitas.11396,75 Bq dari kesepuluh sumber tersebut. Perbedaan terhadap nilai sebenarnya 0,57 %, hasil ini relatif lebih baik dibandingkan dengan hasil yang lain Laju cacah ( dps) Volume sumber (ml) Gambar 4. Efek volume sumber terhadap laju cacah. No. Tabel 3. Hasil cacah 10 buah sumber Co bentuk cair, volume masing-masing 10 ml. Cps. Puncak 1173 kev (A1) Cps Puncak 1332 kev (A2) Cps puncak jumlah (A12) Cps total (A1 x A2) A12 Hasil persamaan (3) ( Bq) Bq
7 Pujadi, dkk. ISSN Perbedaan dengan aktivitas sebenarnya : 0,57 % Sehingga untuk mendapatkan hasil cacah Penulis menguapkan terima kasih kepada yang optimum pada sumber Co bentuk cair, rekan-rekan di sub bidang standardisasi yang telah menggunakan metode absolut puncak jumlah, perlu diperhitungkan besarnya volume. Apabila volume memberikan fasilitas dan banyak membantu dalam percobaan ini. terlalu besar dapat dibagi menjadi beberapa bagian, perhitungan menggunakan persamaan (3). KESIMPULAN DAN SARAN Metode pencacahan secara absolut puncak jumlah menggunakan sitem spektrometer gamma detektor NaI(Tl) dapat dilakukan terhadap sumber radionuklida Co. Untuk sumber titik padatan agar didapatkan hasil yang baik pencacahan dilakukan pada jarak sumber ke detektor 0-50 mm, kesalahan pengukuran berkisar antara 1,59 4,80 %. Sumber cairan dengan volume ml kesalahan peng-ukuran berkisar antara 1,07 7,73 %. Untuk keper-luan pencacahan sumber cair dengan volume yang relatif besar disarankan dilakukan dengan memper-kecil volume, dengan jalan membagi sumber men-jadi beberapa bagian volume. Dengan metode ini kesalahan pengukuran dapat diturunkan sampai 0,57%. UCAPAN TERIMA KASIH DAFTAR PUSTAKA 1. NCRP, 58, 1985, A Hand Book of Radioactivity Measurement Procedures, National Council on Radiation Protection and Measurement, Maryland. 2. G.A.BRINKMAN, A H.W. ATEN, Absolute Standardization with NaI(Tl) Crystal I, Int Journal of App.Rad. Isot, 1963 Vol 14, pp G.A.BRINKMAN, A H.W. ATEN, Absolute Standardization with NaI(Tl) Crystal II, Int Journal of App.Rad. Isot, 1963 Vol 14, pp HARROCKS D.L and KLEIN PR.(1975), Nucl Instrm Methods 124, SOUTHERLAND LG AND BUCHANAN JD, Int Journal Appl Radiat Isot 18, KAWANO T and EBIHARA H (1990), Int Journal Apl Isot 41,
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 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 terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciSIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari
Lebih terperinciSIMULASI 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciKAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN
KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN Oleh : Duwi Fitriyati / J2D 004 167 2009 INTISARI Telah dilakukan penelitian Kajian Kadar Unsur Krom Dalam Limbah Tekstil Dengan Metode AAN
Lebih 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 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 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 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 KONSENTRASI AKTIVITAS URANIUM DARI INDUSTRI FOSFAT MENGGUNAKAN DETEKTOR ZnS(Ag)
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol.9, No.2, April 2006, hal 63-70 PENENTUAN KONSENTRASI AKTIVITAS URANIUM DARI INDUSTRI FOSFAT MENGGUNAKAN DETEKTOR ZnS(Ag) Indri Setiani 1), Mohammad Munir 1), K.Sofjan
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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciPENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA WAHYUDI *), DADONG ISKANDAR *), DJOKO MARJANTO **) *) Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jl. Lebak Bulus
Lebih 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciKOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR LUDLUM 44-62
KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR LUDLUM 44-62 Alan Batara Alauddin 1, Argo Satrio Wicaksono 2, Joko Sunardi 3 1,2,3
Lebih terperinciSIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI
Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN
Lebih terperinciDAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. HALAMAN PERSEMBAHAN...
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v HALAMAN MOTTO... vi KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR
Lebih terperinciSIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH
SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH Rasito, Zulfakhri, Juni Chussetijowati, dan Putu Sukmabuana Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN Jl. Tamansari
Lebih 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 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 KANDUNGAN UNSUR ALUMINIUM, MANGAN, DAN SILIKON DALAM AIR SUNGAI CODE TERHADAP WAKTU SAMPLING DENGAN METODE AANC
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol 10., No.1, Januari 2007, hal 25-30 PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR ALUMINIUM, MANGAN, DAN SILIKON DALAM AIR SUNGAI CODE TERHADAP WAKTU SAMPLING DENGAN METODE AANC Alfia Hanim
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 terperinciEFISIENSI DETEKTOR HPGe UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI
EFISIENSI DETEKTOR HPGe UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI PutuSukmabuana 1 dan Rasito Tursinah 1 1 Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN, Jl. Tamansari No. 71, Bandung40132. email
Lebih terperinciPEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4
PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4 Arif Nugroho*, Rosika Kriswarini*, Boybul*, Erlina* *Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, 15313,arif52@
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 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 terperinciKOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL CHART DAN PENGUKURAN RADIONUKLIDA PADA SPEKTROMETRI GAMA
KOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL CHART DAN PENGUKURAN RADIONUKLIDA PADA SPEKTROMETRI GAMA Ibon Suparman *, Sunarhadijoso Soenarjo *, Wira Y. Rahman * ABSTRAK KOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL
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 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 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 terperinciPENENTUAN RADIOAKTIVITAS PEMANCAR GAMMA TOTAL DAN BETA TOTAL DALAM LIMBAH RUMAH SAKIT DI DAERAH ISTIMEWA YOGYAKARTA
PENENTUAN RADIOAKTIVITAS PEMANCAR GAMMA TOTAL DAN BETA TOTAL DALAM LIMBAH RUMAH SAKIT DI DAERAH ISTIMEWA YOGYAKARTA Suhardi, Siswanti, Muljon, Iswantoro BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail :ptapb@batan.go.id
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 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 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 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 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 terperinciPEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN
PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN Muji Wiyono dan Wahyudi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK
Lebih 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 terperinciPENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge
Berkala Fisika Indoneia Volume 3 Nomor 1 & 2 Januari & Juli 2011 PENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge Eko Mulyadi SMKN 3 Yogyakarta Jl. R.W. Monginsidi 2A, Yogyakarta E-mail:
Lebih terperinciPENGUKURAN RADIASI. Dipresentasikan dalam Mata Kuliah Pengukuran Besaran Listrik Dosen Pengajar : Dr.-Ing Eko Adhi Setiawan S.T., M.T.
Dipresentasikan dalam Mata Kuliah Pengukuran Besaran Listrik Dosen Pengajar : Dr.-Ing Eko Adhi Setiawan S.T., M.T. Oleh : ADI WIJAYANTO 1 Adi Wijayanto Badan Tenaga Nuklir Nasional www.batan.go.id CAKUPAN
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 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 terperinciANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI
ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI Arif Nugroho 1, Dian Anggraini 2, Noviarty 3 1,2,3Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-Badan Tenaga
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 terperinciBAB IV Alat Ukur Radiasi
BAB IV Alat Ukur Radiasi Alat ukur radiasi mutlak diperlukan dalam masalah proteksi radiasi maupun aplikasinya. Hal ini disebabkan karena radiasi, apapun jenisnya dan berapapun kekuatan intensitasnya tidak
Lebih terperinciKOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED
KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED Muhammad Muhyidin Farid, Tri Bambang Lestariyanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN
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 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 terperinciPenentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down
Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi
Lebih 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 terperinciKOMPARASI PRAKIRAAN DOSIS INTERNA SECARA IN-VIVO DAN IN-VITRO. R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
KOMPARASI PRAKIRAAN DOSIS INTERNA SECARA IN-VIVO DAN IN-VITRO R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PRAKIRAAN DOSIS RADIASI INTERNA SECARA IN-VIVO
Lebih terperinciSISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI
SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI Sri Awaliyah Rahmah*, Khoerunnisa Saja ah, Rini Shoffa Aulia, Hesty Ayu Anggraeni 1 Jurusan Fisika Fakultas Sains dan Teknologi UIN Sunan Gunung Djati
Lebih terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id
PELURUHAN RADIOAKTIF NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id 081556431053 Istilah dalam radioaktivitas Perubahan dari inti atom tak stabil menjadi inti atom yg stabil: disintegrasi/peluruhan
Lebih terperinciKARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT
KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT Mahmudi Rio Putra (1), Dian Milvita (1), Heru Prasetio (2) (1) Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang Kampus Unand
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 terperinciKONSENTRASI RADON DI UDARA PTNBR-BATAN BANDUNG
KONSENTRASI RADON DI UDARA PTNBR-BATAN BANDUNG Rasito 1, Soleh Sofyan 1 dan Tri Desita 2 1 Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN, Jl. Tamansari No.71, Bandung 40132 2 Jurusan Fisika, FMIPA,
Lebih terperinciKata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto
PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR PADA INSTALASI PENGOLAHAN AIR LIMBAH (IPAL) RSUP DR. SOERADJI TIRTONEGORO KLATEN DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON REAKTOR KARTINI Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto Jurusan
Lebih terperinciINTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK
INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK Moeridun Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten. ABSTRAK INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL
Lebih terperinci