SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
|
|
- Djaja Hardja
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 A Kentingan, Surakarta, Jawa Tengah. antniez.88@gmail.com SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5. Telah dilakukan simulasi pengukuran nilai efisiensi detektor HPGe dan NaI(Tl) dengan program MCNP5. Dimensi kedua detektor dibuat sama, 1 x 1. Sumber radiasi gamma, Cs-137 dan Co-60, dimodelkan berupa titik dengan fluks sebesar Jarak sumber titik ke masing-masing detektor divariasi dari 1 sampai 5 cm. Hasil simulasi spektroskopi gamma menggunakan detektor NaI(Tl) dibandingkan dengan hasil pengukuran menggunakan sistem pencacah Multi Channel Analyzer. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%. Kata kunci: simulasi, spektroskopi gamma, MCNP5 ABSTRACT SIMULATION OF MEASUREMENT HPGe AND NaI(Tl) DETECTOR EFFICIENCY EMPLOYING MONTE CARLO METHODE, MCNP5. Simulation was done for measuring the efficiency of the HPGe and NaI (Tl) detector by MCNP5 program. Both of detector dimension is made equally, 1 "x 1". Gamma radiation source, Cs-137 and Co-60, was modeled as a point with a flux of Distance of point source to each detector was varied from 1 to 5 cm. The simulation result of gamma spectroscopy using NaI(Tl) detector was compared with measurement using a Multi Channel Analyzer. The relative efficiency HPGe to NaI (Tl) detector by the simulation result was (86.70 ± 0.06)%. Keyword : simulation, gamma spectroscopy, MCNP5 PENDAHULUAN Bidang ilmu Fisika Nuklir telah berkembang dan telah dimanfaatkan untuk keperluan damai. Pengukuran aktivitas suatu material radioaktif serta dosisnya perlu dilakukan untuk memperkecil resiko bahaya radiasi. Salah satu alat yang banyak digunakan untuk mengukur aktivitas adalah spektrometer gamma ( yang dilengkapi dengan detektor NaI(Tl) maupun High Purity Germanium (HPGe). Agar spektrometer dapat memberikan hasil ukur yang akurat, efisiensi serta resolusi detektor harus diketahui nilainya selain melakukan kalibrasi tenaga nomer kanal. Besaran besaran tersebut diukur dengan cara melakukan pencacahan suatu sumber radioaktif yang telah diketahui aktivitas serta tenaganya menggunakan seperangkat spektrometer. Salah satu metode statistik yang digunakan mengetahui interaksi partikel radiasi dengan materi adalah metode Monte Carlo. Metode ini merupakan analisis numerik yang harus dilaksanakan menggunakan komputer. Salah satu perangkat lunak metode Monte Carlo adalah MCNP (Monte Carlo N-Particle) yang dibuat oleh tim dari Los Alamos National Laboratory [1]. Metode ini telah digunakan untuk menghitung efisiensi detektor [2,3]. Saat ini BATAN telah memiliki perangkat lunak MCNP versi 5 atau sering disebut dengan MCNP5. Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret memiliki seperangkat spektrometer yang terdiri atas detektor kelipan NaI(Tl) serta Multi Channel Analyzer (MCA). Untuk menjamin sistem spektrometer memiliki unjuk kerja yang handal, secara berkala, dilakukan pengukuran efisiensi mutlak serta resolusi detektornya. Disamping itu, Jurusan Fisika UNS juga sedang mulai mengembangkan ilmu Fisika Nuklir secara simulasi teoritis menggunakan metode Monte Carlo dengan perangkat lunak MCNP5. Pada makalah ini akan disajikan karya perdana menggunakan MCNP5 untuk membuat simulasi menghitung efisiensi detektor NaI(Tl) dan HPGe. Sumber radiasi yang digunakan adalah Cs-137 dan Co-60. Diharapkan makalah merupakan langkah awal mengoptimalkan MCNP5 di Jurusan Fisika FMIPA UNS. METODOLOGI Radionuklida Cs-137 telah diketahui memancarkan sinar tunggal dengan energi sebesar 662 kev, sedangkan C0-60 memancarkan 321
2 Simulasi Pengukuran Effisiensi Detektor HPGe dan NAi (TI)... (Annisatun Fathonah dan Suharyana) 2 buah sinar dengan energi 1173 kev dan 1332 kev. Spektroskopi energi Cs-137 menggunakan MCA akan memperlihatkan puncak tunggal sedangkan pada C0-60 berupa dua buah puncak. Efisiensi absolut detektor masing-masing puncak dapat dinyatakan dengan persamaan jumlah cacahan 100% (1) int ensitas Efisiensi detektor dapat dihitung secara simulasi menggunakan metode Monte Carlo. Metode ini termasuk metode numerik statistik yang digunakan untuk menyelesaikan permasalahan yang sulit diselesaikan menggunakan metode analitik. Perjalanan partikel foton disimulasikan dimulai dari sumber, berinteraksi dengan atom material detektor sampai akhirnya foton tersebut diserap oleh material atau keluar dari sistem. MCNP memerlukan 3 inputan yaitu geometri, sumber radiasi serta moel pulsa cacah. Geometri yang diinputkan meliputi kristal material detektor, casing serta sifat-sifat fisik meliputi jenis material, densitas serta dimensinya. Geometri detektor Perbandingan geometri NaI(Tl) dan HPGe yang akan dimodelkan diambil dari referensi. Geometri detektor ditunjukkan dalam Gambar 1. Setiap interaksi partikel dengan atom-atom di dalam material detektor yang telah dimodelkan geometrinya akan dihitung oleh secara statistik oleh MCNP5. Perhitungan MCNP5 dimulai sejak partikel tersebut lahir hingga partikel tersebut membentuk pulsa cacahan atau berakhir mati. Ruang antara perisai dengan detektor dalam simulasi MCNP5 juga dimodelkan, karena seluruhnya memberikan pengaruh dalam pencacahan terutama akibat hamburan balik foton. [5]. Data detektor untuk simulasi ini dapat dilihat pada Tabel 1. Gambar 1. Struktur dalam detektor NaI(Tl) [4] Tabel 1. Data detektor untuk simulasi Komponen Densitas (g/cc) Kristal NaI(Tl) 3,67 Dimensi (mm) 2,54 (diameter) 2,54 (tinggi) Lapisan MgO 1,738 0,5 (tebal) Penutup Al 2,707 4,04 (diameter) 1 (tebal) Penutup Stainless 7,99 1 Vakum (detektorwindow) 0 5 Geometri detektor dibuat menggunakan MCNP visual editor. Tampilan geometri detektor NaI (Tl) menggunakan visual editor seperti ditampilkan dalam Gambar 2 di bawah ini. Gambar 2. Tampilan geometri detektor dalam MCNP visual editor 322
3 Sumber radiasi Untuk mensimulasikan perjalanan radiasi maka harus didefinisikan terlebih dahulu sumber radiasi. Dalam MCNP5 sumber radiasi diistilahkan sebagai definisi sumber. Effisiensi absolut detektor diperoleh dari banyaknya cacah pada energi tertentu dibagi dengan aktivitas sumber yang digunakan. Adapun effisiensi relatif diperoleh dari perbandingan dengan effisiensi absolut detektor NaI(Tl). Untuk menghitung effisiensi absolut dan relatif digunakan persamaan (2) dan (3). cps1332kev Absolut (2) Aktivitas Absolut( HPGe) Relatif (3) Absolut( NaI ( T1)) Data sumber radiasi yang digunakan dalam simulasi ini diperlihatkan dalam tabel 2. Tabel 2. Data Sumber Radiasi untuk Input MCNP5 Sumber Keterangan Nuklida Co-60 dan Cs-137 Bentuk Titik Jarak ke 5, 4, 3, 2 dan 1 cm detektor Energi Co kev (100%) 1332 kev(100%) Energi Cs kev(100%) Jenis partikel Foton Model Pulsa Cacah Untuk memperoleh output berupa nilai cacah diperlukan input yang mendefinisikan model cacah. Oleh kaarena itu dipilih tally energy (E8) dan tally pulsa untuk foton (F8). Dengan tally yang diberikan maka MCNP5 akan mengeluarkan hasil berupa nilai cacah pada tiaptiap bin energi yang ditentukan dan nilai ketidakpastiannya [6]. Output yang dihasilkan dari pemilihan tally ini dapat digunakan untuk pembuatan grafik spektrum energi dengan bantuan software Origin 5.0. Spektrum energi yang dibuat dari hasil simulasi selanjutnya di bandingkan dengan pencacahan dengan MCA untuk menganalisis daerah Compton edge-nya. menggunakan detektor NaI(Tl) ditunjukkan dalam Gambar 3 Selanjutnya hasilnya dibandingkan dengan percobaan menggunakan detektor yang ada di Laboratorium Pusat MIPA UNS. Sumber yang digunakan adalah Cs-137 dengan aktivitas 1µCi dan menghasilkan spektrum seperti pada Gambar 4. Dari hasil pengukuran dan simulasi selanjutnya dihitung nilai efisiensi absolut detektor NaI(Tl) 1 x1. Diperoleh besarnya efisiensi absolut detektor adalah (9,97 + 0,03) x 10-2 %, sedangkan dengan pengukuran sebenarnya adalah (2,04) x 10-2 %. Hasil simulasi dengan pengukuran sebenarnya terdapat perbedaan yang cukup besar. Perbedaan nilai dari hasil simulasi dan pengukuran kemungkinan disebabkan karena beberapa hal. Perbedaan dalam membuat detil geometri sangat mungkin terjadi. Hal ini karena tidak dapat membuka detektor secara langsung, sehingga detil bagian dalam detektor hanya berupa perkiraan. Selain itu, hasil simulasi pada MCNP5 tidak memperhatikan pengaruh luar dari alat. Pada penggunaan MCA, hasil pengukuran dipengaruhi oleh usia alat, dan faktor elektronika pada MCA terutama pada bagian PMT yang sudah berkurang kualitasnya. Akan tetapi, melihat faktor usia MCA yang digunakan pada pengukuran dibandingkan hasil simulasi memperlihatkan bahwa nilai efisiensi detektor di laboratorium telah berkurang. Effisiensi Absolut E E Energi (MeV) Gambar 3. Simulasi Spektrum Energi Co-60 dengan MCNP5 HASIL DAN PEMBAHASAN Simulasi Spektrum Energi Dan Analisa Compton Edge Hasil simulasi spektrum energi Co
4 Simulasi Pengukuran Effisiensi Detektor HPGe dan NAi (TI)... (Annisatun Fathonah dan Suharyana) Effisiensi Ternormalisasi compton edge fotopeak Hasil Simulasi MCNP5 MCA Energi ternormalisasi Gambar 4. Perbandingan spektrum energi Cs-137 dengan MCNP5 dan MCA Jika energi radiasi yang dipancarkan oleh unsur radioaktif Cs-137 diserap seluruhnya oleh elektron-elektron pada kristal detektor NaI(Tl) maka interaksi ini disebut efek fotolistrik yang menghasilkan puncak energi (fotopeak) pada spektrum γ (puncak) pada daerah energi 661,65 kev. Apabila foton γ berinteraksi dengan sebuah elektron bebas atau yang terikat lemah, misal elektron pada kulit terluar suatu atom, maka sebagian energi foton akan diserap oleh elektron dan kemudian terhambur. Interaksi ini disebut dengan hamburan Compton. Titik batas antara interaksi Compton dan fotolistrik menghasilkan puncak energi yang disebut Compton Edge. Puncak backscatter disebabkan oleh foton yang telah dihamburkan keluar ternyata didefleksi balik kedalam detektor sehingga terdeteksi ulang. Pengaruh Jarak Sumber Ke Detektor Terhadap Effisiensi Simulasi yang kedua untuk menentukan pengaruh jarak sumber ke detektor terhadap effisiensi absolutnya. Sumber yang digunakan adalah Cs-137 dengan variasi jarak 1,2,3,4, dan 5 cm. Nilai efisiensi detektor pada variasi jarak sumber ke detektor diperlihatkan pada Gambar 5. Effiensi Absolut Total jarak (cm) Gambar 5. Grafik hubungan efisiensi terhadap jarak dengan sumber Cs-137 Suatu partikel radiasi yang memasuki sebuah detektor (sintillator) dapat memberikan kontribusi tereksitasinya atom-atom di dalam sintillator dengan efisiensi 100 %. Namun, radiasi yang masuk pada sebuah sintillator umumnya hanya sebesar fraksi tertentu dari total radiasi. Selebihnya, partikel radiasi tersebut hanya lewat pada detektor tanpa memberikan kontribusi apapun. Apabila panjang dari geometri detektor tetap, namun jarak sumber ke detektor diperbesar atau diperkecil akan mengakibatkan perubahan nilai efisiensi. Semakin pendek jarak sumber ke detektor, nilai efisiensi akan semakin besar. Hal ini disebabkan, ketika jarak sumber ke detektor diperkecil, lintasan yang ditempuh pada partikel radiasi khususnya γ semakin besar, sehingga fraksi yang menyatakan besarnya partikel radiasi yang terabsorbsi semakin besar. Hasil simulasi menunjukkan hasil yang sesuai dengan teori. Efisiensi detektor akan berkurang sebanding dengan bertambahnya jarak sumber radiasi ke detektor. Efisiensi Relatif HPGe Terhadap NaI(Tl) Simulasi selanjutnya adalah mengetahui efisiensi relatif HPGe terhadap NaI(Tl) dengan ukuran yang sama. Sebagaimana dilihat dalam tinjauan pustaka, bahwa detektor HPGe paling baik digunakan untuk spektroskopi γ. Akan tetapi, effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkan NaI(Tl). Simulasi ini adalah untuk membuktikan hal tersebut. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%. Spektrum hasil simulasi diperlihatkan dalam Gambar 6. Effisiensi Absolut NaI(Tl) HPGe Energi (MeV) Gambar 6. Grafik perbandingan spektrum Co-60 dengan NaI(Tl) dan HPGe Hasil simulasi menunjukkan bahwa effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkan NaI(Tl). Meskipun demikian, keunggulan detektor HPGe ini adalah resolusinya yang sangat tinggi sehingga sangat baik digunakan untuk spetroskopi sinar γ. 324
5 KESIMPULAN Program MCNP 5 dapat digunakan untuk keperluan spektroskopi sinar γ, pengukuran effisiensi detektor dan hal yang mempengaruhinya sesuai dengan teori. Effisiensi detektor akan berkurang seiring bertambahnya jarak sumber ke detektor. Hasil simulasi juga membuktikan bahwa nilai effisiensi detektor NaI(Tl) lebih tinggi dibandingkan dengan detektor HPGe, meskipun resolusinya lebih rendah. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%. UCAPAN TERIMA KASIH Ucapan terima kasih disampaikan kepada Ir. Tagor M. Sembiring. selaku pemegang lisensi MCNP5 di Indonesia, dan Rasito S.Si yang banyak membantu dalam pembuatan input. DAFTAR PUSTAKA 1. X-5 MONTE CARLO TEAM MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. Volume 1: Overview and Theory. LA-UR Los Alamos National Laboratory, Los Alamos:New Mexico. 2. RASITO, P. ILHAM Y., MUHAYATUN S., DAN ADE SUHERMAN Penentuan Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5. Prosiding Seminar Nasional Teknik AAN. ISSN hal Yogyakarta. 3. TAVAKOLI ANBARAN, R. IZADI NAJAFABADI DAN H. MIRI HAKIMABAD The Effect of Detector Dimensions On The NaI(Tl) Detector response. Journal Of Applied Sciences, Vol 9, No.11, Hal Anonim, diunduh 11 Mei X-5 MONTE CARLO TEAM MCNP-A General Monte Carlo N- Particle Transport Code. Version 5. Volume 1: Overview and Theory. LA- UR Los Alamos National Laboratory, Los Alamos:New Mexico. 6. X-5 MONTE CARLO TEAM MCNP-A General Monte Carlo N- Particle Transport Code. Version 5. Volume II: User s Guide. LA-UR Los Alamos National Laboratory, Los Alamos:New Mexico. TANYA JAWAB Pertanyaan: 1. Pada jarak berapa terjadi efisiensi maksimum? 2. Berapa simulasi neutron yang digunakan? (Rokhmadi, PTRKN BATAN) Jawaban: 1. Efisiensi semakin bertambah jika jarak sumber ke detector semakin dekat. Jadi effisiensi paling besar saat jarak sumber ke detector paling dekat. 2. Simulasi ini merupakan simulasi foton bukan neutron dengan jumlah foton yang disimulasikan sebesar
SIMULASI 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 terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciSIMULASI 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 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 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 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 terperinciPENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO
Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,
Lebih 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 terperinciPEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5
PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 Rasito, Rini H. Oetami, Tri Cahyo L., Endang Kurnia, Suhulman, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin Pusat Teknologi
Lebih terperinciSIMULASI EFFISIENSI DETEKTOR NaI(Tl) DAN HPGe MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO, SOFTWARE MCNP5
SIMULASI EFFISIENSI DETEKTOR NaI(Tl) DAN HPGe MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO, SOFTWARE MCNP5 Disusun oleh : ANNISATUN FATHONAH M0206018 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian persyaratan mendapatkan
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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah suatu penyakit yang disebabkan oleh adanya sel-sel yang membelah secara abnormal tanpa kontrol dan mampu menyerang jaringan sehat lainnya. Data
Lebih terperinciMETODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH
Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER
Lebih terperinciPenentuan 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 terperinciPENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI
PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X Disusun oleh: VEETHA ADIYANI M0209054 SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA
Lebih 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 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 terperinciWahana Fisika, 1(1), 2016, Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma
Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma Ruly Gumilar 1 *, Annisa Nur Fitriani 1, Tera Ummutafiqoh 1, M. Nurul Subkhi 1, Yudha Satya Perkasa 1 1 Jurusan Fisika
Lebih 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 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 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 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 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 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 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 terperinciANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP
ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP Kristiyanti, Edy Karyanta Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir - BATAN Email : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI
Lebih 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 terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciPENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.
PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Ajeng Sarinda Yunia Putri 1, Suharyana 1, Muhtarom 2 1 Prodi Fisika, Universitas Sebelas Maret,
Lebih 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 terperinciSELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP
Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray
Lebih terperinciLAPORAN PRAKTIKUM SPEKTROSKOPI XRF DENGAN DETEKTOR SEMIKODUKTOR Cd Te
1. TUJUAN PRATIKUM Tujuan pratikum Instrumentasi nuklir khususnya XRF (X-ray fluorescence spectrometry) adalah : 1. Mahasiswa mengetahui prinsip kerja dan cara-cara menggunakan XRF 2. Mahasiswa mampu mengkalibrasi
Lebih 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 terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan
Lebih terperinciMetode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis.
Bab II. Teori Dasar II.1. Metode Monte Carlo Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis. Metode ini sering digunakan untuk
Lebih terperinciEVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR
EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya
Lebih terperinciEKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R4 EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza
Lebih terperinciPENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN
90 ISSN 016-318 Gede Sutresna W., dkk. PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( PU DAN CM) HASIL MIKRO- PRESIPITASI Gede Sutresna Wijaya, M. Yazid PTAPB-BATAN, Yogyakarta, E-mail : gedews@batan.go.id
Lebih terperinciPenentuan 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke
Lebih 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 terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih terperinciAnalisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo
Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Merina Handayani 1, Heru Prasetio 2, Supriyanto Ardjo Pawiro 1 1 Departemen Fisika,
Lebih 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 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 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 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 terperinciANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER
Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham
Lebih 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 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 terperinciDETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.
DETEKTOR RADIASI INTI Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Konsep Dasar Alat deteksi sinar radioaktif atau sistem pencacah radiasi dinamakan detektor radiasi. Prinsip: Mengubah radiasi menjadi
Lebih 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 terperinciSIMULASI PENGUKURAN LAJU DOSIS SERAP MAKSIMUM PESAWAT TELETHERAPY Co-60 DI RSUD DR. MOEWARDI SURAKARTA DENGAN METODE MONTE CARLO FARIDA RAHAYU
SIMULASI PENGUKURAN LAJU DOSIS SERAP MAKSIMUM PESAWAT TELETHERAPY Co-60 DI RSUD DR. MOEWARDI SURAKARTA DENGAN METODE MONTE CARLO Disusun oleh: FARIDA RAHAYU M0210024 SKRIPSI Diajukan untuk memenuhi sebagian
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 terperinciSIMULASI DISTRIBUSI DOSIS SERAP PADA BRACHYTHERAPY PROSTAT MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN MODEL SEED IMPLANT ISOAID ADVANTAGE TM IAPd-103A
SIMULASI DISTRIBUSI DOSIS SERAP PADA BRACHYTHERAPY PROSTAT MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN MODEL SEED IMPLANT ISOAID ADVANTAGE TM IAPd-103A Disusun oleh : POUNDRA SETIAWAN M0211058 SKRIPSI Diajukan untuk
Lebih terperinciOXEA - Alat Analisis Unsur Online
OXEA - Alat Analisis Unsur Online OXEA ( Online X-ray Elemental Analyzer) didasarkan pada teknologi fluoresens sinar X (XRF) yang terkenal di bidang laboratorium. Dengan bantuan dari sebuah prosedur yang
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 terperinciLaporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.Si Septia Kholimatussa diah* (891325), Mirza Andiana D.P.*
Lebih terperinciX-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)
X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) Philips Venus (Picture from http://www.professionalsystems.pk) Alat X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF) memanfaatkan sinar
Lebih terperinciPENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS
PENGARUH JENIS MATERIAL REFLEKTOR TERHADAP FAKTOR KELIPATAN EFEKTIF REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PROTEUS Disusun oleh : TEGUH RAHAYU M0209052 SKRIPSI FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS
Lebih terperinciPENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
Lebih terperinciSIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX USING MCNP5
Simulasi Desain Perisai Radiasi MBE-lateks Menggunakan MCNP5 (Darsono, Safirudin, M.Toifur) SIMULASI DESAIN PERISAI RADIASI MBE-LATEKS MENGGUNAKAN MCNP5 SIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX
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 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 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 terperinciEKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD
Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi PERCOBAAN R3 EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD Dosen Pembina : Herlik Wibowo, S.Si, M.Si Septia Kholimatussa diah* (080913025), Mirza Andiana
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 terperinciKARAKTERISASI DIFRAKSI SINAR X DAN APLIKASINYA PADA DEFECT KRISTAL OLEH: MARIA OKTAFIANI JURUSAN FISIKA
KARAKTERISASI DIFRAKSI SINAR X DAN APLIKASINYA PADA DEFECT KRISTAL OLEH: MARIA OKTAFIANI 140310110018 JURUSAN FISIKA OUTLINES : Sinar X Difraksi sinar X pada suatu material Karakteristik Sinar-X Prinsip
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 terperinciPerbandingan Kinerja Detektor NaI(Tl) Dengan Detektor CsI(Tl) Pada Spektroskopi Radiasi Gamma
Jurnal Gradien Vol.3 No.1 Januari 2007 : 204-209 Perbandingan Kinerja Detektor NaI(Tl) Dengan Detektor CsI(Tl) Pada Spektroskopi Radiasi Gamma Syamsul Bahri Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu
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 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 terperinciDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 2, April 2014, Hal 107-112 DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI Fatkhiyatul Athiqoh 1), Wahyu Setia Budi
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 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 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 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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah Di seluruh dunia, kanker merupakan penyakit mematikan pada urutan kedua setelah penyakit kardiovaskular. Pada tahun 2012, penelitian yang dilakukan oleh International
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 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 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 terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) merupakan teknik pengobatan yang melibatkan akumulasi selektif 10 B pada kanker dan diikuti dengan
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 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 terperinciPRIMA Volume 3, Nomor 6, November 2006 ISSN
PRIMA Volume 3, Nomor 6, November 2006 ISSN 1411-0296 ABSTRAK RANCANG BANGUN SISTEM INSTRUMENTASI COLUMN SCANNING UNTUK INDUSTRI ARJONI AMIR, SYAMSURRIJAL R Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BAT AN RANCANG
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 terperinciFISIKA MODERN UNIT. Radiasi Benda Hitam. Hamburan Compton & Efek Fotolistrik. Kumpulan Soal Latihan UN
Kumpulan Soal Latihan UN UNIT FISIKA MODERN Radiasi Benda Hitam 1. Suatu benda hitam pada suhu 27 0 C memancarkan energi sekitar 100 J/s. Benda hitam tersebut dipanasi sehingga suhunya menjadi 327 0 C.
Lebih terperinciANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF)
ISSN 1979-2409 Analisis Kerusakan X-Ray Fluoresence (XRF) (Agus Jamaludin, Darma Adiantoro) ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF) Agus Jamaludin, Darma Adiantoro Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah sel yang pertumbuhan dan penyebarannya tidak terkontrol. Pertumbuhannya menyebar ke sekitar jaringan dan dapat bermetasis pada tempat yang jauh. Penyakit
Lebih terperinciANALISIS EFISIENSI PENDETEKSIAN RADIASI GAMMA OLEH SCINTILLATION COUNTER NaI(Tl) DITINJAU DARI ASPEK DIMENSI COUNTER
AALISIS EFISIESI PEDETEKSIA RADIASI GAMMA OLEH SCITILLATIO COUTER ai(tl) DITIJAU DARI ASPEK DIMESI COUTER Toni Alchofino,Gibsi Situmorang,Chrisnelson Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Institut
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 terperinciPengaruh Perubahan Tegangan Tinggi Tabung Photomultiplayer (PMT) Terhadap Amplitudo Keluaran Detektor NaI(Tl)
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 4, No. 3, Juli 2001, hal 69 78 Pengaruh Perubahan Tegangan Tinggi Tabung Photomultiplayer (PMT) Terhadap Amplitudo Keluaran Detektor NaI(Tl) Desy Amalia dan M. Munir
Lebih terperinciPrinsip Dasar Pengukuran Radiasi
Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi Latar Belakang Radiasi nuklir tidak dapat dirasakan oleh panca indera manusia oleh karena itu alat ukur radiasi mutlak diperlukan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi
Lebih 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 terperinciPerkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak
Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV Azizah 1, Abdurrouf 1, Bunawas 2 1) Jurusan Fisika Universitas Brawijaya Malang
Lebih terperinciDualisme Partikel Gelombang
Dualisme Partikel Gelombang Agus Suroso Fisika Teoretik Energi Tinggi dan Instrumentasi, Institut Teknologi Bandung agussuroso10.wordpress.com, agussuroso@fi.itb.ac.id 19 April 017 Pada pekan ke-10 kuliah
Lebih terperinciXpedia Fisika. Soal Fismod 1
Xpedia Fisika Soal Fismod 1 Doc. Name: XPPHY0501 Version: 2013-04 halaman 1 01. Pertanyaan 01-02 : Sebuah botol tertutup berisi 100 gram iodin radioaktif. Setelah 24 hari, botol itu berisi 12,5 gram iodin
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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Radiasi nuklir merupakan suatu bentuk pancaran energi. Radiasi nuklir dibagi menjadi 2 jenis berdasarkan kemampuannya mengionisasi partikel pada lintasan yang dilewatinya,
Lebih terperinci