METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS
|
|
- Irwan Wibowo
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 dilakukan penelitian metode kalibrasi untuk monitor gas mulia dengan menggunakan sistem statis sumber standar radioaktif wujud gas kripton-85 di Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN. Hal ini perlu dilakukan karena metode baku yang ada selama ini dipandang tidak ekonomis dan dapat menimbulkan dampak terhadap lingkungan. Cara yang dilakukan adalah dengan menstandarkan sumber radioaktif bentuk gas Kr-85. Standardisasi Kr-85 dilakukan dengan metode spektrometri gamma. Kalibrasi monitor gas dilakukan dengan memvariasikan terhadap absorber tertentu sehingga besaran aktivitas sumber standar dapat lebih bervariatif tanpa mengalirkan gas Kr-85. Faktor kalibrasi pada monitor gas yang diuji adalah 1,87 kbq/cps dengan nilai ketidakpastian bentangan adalah 6,9 %. Dengan berhasilnya penelitian ini diharapkan Laboratorium Metrologi Radiasi PTKMR-BATAN dapat melakukan kalibrasi monitor gas pada instalasi nuklir, sehingga pemanfaatan teknologi nuklir dapat terlaksana dengan aman dan selamat baik bagi pekerja, masyarakat maupun lingkungannya. Kata kunci : Kalibrasi, monitor gas mulia, Kr-85, dan spektrometri gamma. ABSTRACT The Research of Calbration method for noble gas monitor has been carried out by using static system of Kripton-85 gas source in Center for Technology of Radiation Safety and Metrology National Nuclear Energy Agency. The research has to be carried out because earlier methods look like not economic and have a negative effect in environmental. The way for this purpose is standardization of Kr-85 radioactive standard source. The standardization of Kr-85 is carried out by gamma spectrometry method. Calibration of gas monitor has been carried out by set up an absorber in other that the activity of the standard source much more variative. Calibration factor for check gas monitor is 1.87 kbq/cps by 6.9 % of the expanded uncertainty. With the success of this research, Metrology Radiation Laboratory PTKMR-BATAN, is expected to be able to calibrate noble gas monitor in nuclear facility, so that the nuclear technology can be done with the secure and safe for workers, communities and environment. Key words : Calibration, noble gas monitor, Kr-85 and gamma spectrometry. I. PENDAHULUAN Kalibrasi monitor gas merupakan hal yang sangat penting dan wajib dilakukan oleh setiap pengusaha instalasi nuklir. Hal ini tersirat pada peraturan Badan Atom Internasional (IAEA) 1 maupun Badan Pengawas Tenaga Nuklir 2 yang menyebutkan bahwa gas buang yang dilepaskan ke udara bebas harus diukur aktivitasnya lebih dahulu dengan alat ukur radiasi yang terkalibrasi. Peraturan tersebut juga mensyaratkan agar alat ukur radiasi harus dikalibrasi setiap setahun sekali dan jika terjadi perubahan kondisi alat maka perlu segera dikalibrasi ulang. Monitor gas pada suatu fasilitas nuklir merupakan alat untuk mendeteksi adanya lepasan radioaktif dalam bentuk gas. Sehingga monitor gas dapat dijadikan PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 12
2 petunjuk (indicator) pertama dan utama jika terjadi kejadian tak normal (incident) maupun kecelakaan (accident) pada reaktor maupun instalasi nuklir. Kalibrasi monitor gas secara rutin diperlukan guna mendapatkan nilai pengukuran yang akurat dan teliti. Seperti diketahui bahwa dampak radiasi akibat kecelakaan nuklir bukan hanya masalah keselamatan manusia maupun lingkungannya. Tetapi dampak psychologis pun akan timbul yang terkadang melebihi dampak dari paparan radiasi itu sendiri. Dan lebih fatal lagi akan berakibat pada penolakan masyarakat terhadap pemanfaatan teknologi nuklir. Pada sisi lain jika instalasi nuklir tidak dikelola secara baik maka akan muncul dampak psychologis yang berkepanjangan. Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional, PTKMR-BATAN saat ini sedang dan selalu berupaya untuk mengembangkan metode kalibrasi alat ukur radiasi yang mendeteksi gas mulia. Hal ini perlu mendapatkan perhatian yang serius mengingat akan segera dibangunnya reaktor daya dalam waktu dekat. Untuk itu, Laboratorium Metrologi Radiasi yang merupakan Laboratorium Acuan Nasional 3 dan mempunyai tugas dan fungsinya untuk melakukan kalibrasi alat ukur radiasi telah melakukan beberapa langkah melalui program penelitian sehingga dapat meningkatkan kemampuannya dan mengembangkan metodenya dalam mengkalibrasi alat ukur radiasi yang mendeteksi gas mulia. Salah satu upaya yang dilakukan adalah mengembangkan metode standardisasi radionuklida jenis gas, dalam hal ini gas mulia yang pada akhirnya dapat dimanfaatkan sebagai sumber standar untuk mengkalibrasi monitar gas mulia. Pengembangan selanjutnya adalah mencari metode yang tepat dengan memanfaatkan hasil pengembangan metode standardisasi sehingga arah dan sasaran kegiatan penelitian dan pengembangan metode standardisasi dan kalibrasi sesuai dengan kebutuhan pasar. Pada penelitian tahun sebelumnya telah dilakukan pengembangan metode standardisasi gas mulia : Ar-41, Kr-85, dan Xe-133. Selain itu telah dikembangkan pula metode kalibrasi secara in situ untuk alat ukur radiasi yang terpasang secara tetap (fixed), kalibrasi untuk alat monitor gas Iodin (continues air monitor), kalibrasi alat ukur aktivitas seperti Dose Calibrator, Well Gamma Counter, perangkat up take thyroid, serta kalibrasi alat ukur kontaminasi seperti hand and foot monitor. Dari hasil-hasil penelitian dan pengembangan tersebut perlu adanya kajian untuk mencari terobosan guna meningkatkan kualitas, kuantitas serta faktor keselamatan dan faktor ekonomi harus kompetitif. Dengan berhasilnya penelitian ini diharapkan Laboratorium Metrologi Radiasi PTKMR-BATAN, mampu melakukan standardisasi dan kalibrasi dengan kualitas yang memadai, aman dan ekonomis sesuai dengan tuntutan pasar. PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 13
3 Peneliti seperti M. Yoshida dari JAERI 4,5 melakukan kalibrasi monitor gas secara simultan dengan menggunakan alat ukur standar yang telah dikalibrasi terlebih dahulu sedangkan sumber yang digunakan Kr- 85, Xe-133 maupun Ar-41. Kelemahan jika menggunakan metode ini adalah membutuhkan alat ukur standar khusus untuk mengukur zat radioaktif bentuk gas yang harus dikalibrasi secara rutin, sehingga secara ekonomis kurang menguntungkan. Selain itu metode ini menggunakan sistem gas radioaktif yang mengalir melewati alat ukur standar dan alat ukur yang dikalibrasi, selanjutnya setelah selesai melakukan kalibrasi, sumber radioaktif gas tersebut dibuang secara perlahan-lahan ke udara bebas. Alat standar dimaksud belum dimiliki oleh Laboratorium Metrologi Radiasi, Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN. Untuk itu, PTKMR perlu mencari metode lain yang sesuai dengan fasilitas dan kemampuan yang dimiliki saat ini serta berupaya mencari solusi agar kalibrasi monitor gas terlaksana secara ekonomis dan kompetitif. Pada penelitian ini akan dilakukan uji coba melakukan kalibrasi untuk monitor gas mulia menggunakan fasilitas dan sumber daya yang ada. Metode yang digunakan adalah melakukan kalibrasi monitor gas menggunakan sumber standar radioaktif bentuk gas statis. Maksudnya adalah sumber standar tidak mengalir ke seluruh rongga detektor/monitor yang dikalibrasi tetapi statis /tetap berada dalam wadah ampul. Sumber standar radioaktif berbentuk gas yang digunakan adalah Kr-85. Hal ini dipilih karena mempunyai umur paro cukup panjang (10,752 ± 0,023 tahun) 6 sehingga dalam menganalisa mempunyai waktu yang cukup. Cara yang dilakukan pada penelitian ini adalah dengan menstandarkan sumber radioaktif berbentuk gas Kr-85 yanhg berada dalam wadah ampul menggunakan metode spektrometri gamma. Metode ini dipilih karena sangat fleksibel untuk mengukur radioaktif yang memancarkan foton gamma serta dapat melakukan analisa secara kualitatif dan kuantitatif. Selain itu metode ini dapat digunakan untuk menganalisa pengotor (impuritas) yang ada pada sumber standar tersebut, sehingga bila terdeteksi adanya impuritas maka perlu dilakukan koreksi. Pengukuran aktivitas difokuskan pada energi 514 kev karena memiliki probabilitas pancaran sinar gamma yang paling besar yaitu (0,435 ± 0,010) % 6. Koreksi terhadap wadah ampul yang digunakan dilakukan dengan mengukur faktor atenuasi linear pada masingmasing energi dari Kr-85. Hal ini karena mempengaruhi akurasi pengukuran akibat serapan ampul yang digunakan sebagai tempat/wadah sumber itu. Selanjutnya sumber standar tersebut digunakan untuk mengkalibrasi monitor gas. Tujuan dari penelitian ini adalah dapat melakukan kalibrasi monitor gas secara akurat dengan metode sumber standar gas statis sehingga pemanfaatan teknologi nuklir semakin kompetetif, ekonomis, aman dan PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 14
4 selamat baik bagi pekerja, masyarakat maupun lingkungannya. II. TATA KERJA Secara keseluruhan penelitian ini dilakukan dalam beberapa tahapan, antara lain : standardisasi sumber gas Kr-85, kalibrasi monitor gas, dan analisa hasil. A. Standardisasi Sumber Gas Kr-85 Sumber radioaktif gas Kr-85 yang berada dalam gelas ampul ditempatkan pada penyangga terbuat dari bahan timbal agar berfungsi ganda sebagai proteksi fisik maupun radiasi. Proteksi fisik dimaksudkan agar dapat menjaga sumber Kr-85 dari kerusakan akibat benturan sedangkan proteksi radiasi dimaksudkan agar paparan dari sumber radioaktif tersebut dapat dihambat. Rancang bangun penyangga ini dibuat sedemikian rupa sehingga hanya satu sisi yang terbuka dengan ukuran diameter 1 cm sesuai dengan diameter gelas ampul. Dimensi ukuran penyangga diameter 10 cm, tinggi 3,8 cm dan dengan kolimator ukuran diameter 5 cm, tinggi 1,5 cm serta jarak ujung kolimator ke sumber 0,5 cm. Gambar 1. Menampilkan gambar sumber Kr-85 berada dalam penyangganya. Standardisasi sumber Kr-85 dilakukan menggunakan perangkat spektrometer gamma, yaitu perangkat pengukur radioaktivitas berdasarkan pada spektrum yang dipancarkan oleh bahan radioaktif. Sumber standar yang digunakan untuk mengkalibrasi adalah Eu-152 dengan aktivitas 561,66 kbq pada tanggal 4 Januari Perangkat spektrometer gamma yang digunakan terdiri sebuah detektor semikonduktor HP Ge tipe coaxial dengan sistem penguat awal (pre amplifier) yang langsung terangkai pada detektor sehingga dapat mengurangi gangguan pulsa yang timbul. Perangkat tersebut dirangkai dengan sebuah penguat (amplifier) kemudian dihubungkan ke rangkaian ADC pada sistem MCA (Multi Channel Analyzer) yang telah diinstal pada sebuah PC (Personal Computer). Coarse gain penguat disetel pada posisi 10 dan fine gain pada posisi 14,7. Penyetelan penguat ini dibuat sedemikian rupa sehingga puncak energi Kr-85 dan puncak-puncak energi dari impuritas yang diperkirakan memiliki kemungkinan akan muncul serta sumber standar yang digunakan tampak pada layar monitor. Jarak dari sumber ke detektor ditetapkan 25 cm, tegangan kerja detektor yang disetel pada modul HV (High Voltage) dioperasikan sesuai dengan petunjuk pada modul detektor yaitu 4500 volt dengan polaritas positif. Waktu pengukuran sampel adalah 3600 detik dengan pengulangan 3 (tiga) kali. Cacah latar diukur sebelum dan sesudah pengukuran sampel dengan waktu pengukuran detik. Impuritas sumber Kr-85 diukur secara bersamaan dengan pengukuran aktivitas. Koreksi harus dilakukan untuk mencapai kondisi yang mendekati ideal sehingga hasil penentuan aktivitas sumber radioaktif lebih akurat. Untuk itu perlu melakukan koreksi PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 15
5 terhadap faktor penyerap bahan ampul dari sumber Kr-85. Hal ini dilakukan dengan mengukur besaran koefisien atenuasi linear menggunakan metode spektrometri gamma. Sedangkan energi sinar gamma yang diamati adalah 514 kev karena memiliki intensitas yang paling besar. Guna memberikann manfaat yang lebih luas maka dilakukan pula pengukuran koefisien atenuasi linier untuk bahan penyerap Pb. Adapun koreksi-koreksi yang dilakukan adalah cacah latar, waktu mati (dead time), faktor kekotoran sampel (impuritas), faktor peluruhan dan faktor atenuasi. Gambar 1. Gambar Sumber Kr-85 pada Penyangga Pb. H B. Kalibrasi Monitor Gas Sistem fasilitas kalibrasi dibuat sedemikian rupa sehingga lebih fleksibel penggunaannya. Besaran aktivitas sumber standar dapat direduksi dengan penempatan sejumlah plat/lapisan Pb yang telah diketahui sifat fisik maupun daya absorpsi terhadap radiasi photon/gamma. Jarak monitor gas yang akan dikalibrasi terhadap sumber dibuat 10 cm. Gambar 1. Menampilkan susunan sistem kalibrasi monitor gas. Data kalibrasi diambil untuk beberapa variasi tebal lapisan Pb maupun bahan ampul gelas. Data pengukuran diambil sebanyak 15 data. De Gambar 2. Diagram sistem Fasilitas Kalibrasi Monitor Gas C. Analisa data. K Sc Analisa data dilakukan dengan memperhatikan besaran aktivitas sumber standar, impuritas, koreksi, cacah latar serta tingkat kedapat ulangan respon monitor gas. III. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil kalibrasi efisiensi yang dilakukan dengan menggunakan sumber standar Eu-152 ditampilkan pada kurva kalibrasi efisiensi, Gambar 3. Dari kurva ini dapat ditentukan nilai efisiensi untuk energi 514 kev dari Kr-85, yaitu sebesar 0, PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 16
6 Untuk menentukan besarnya efisiensi dari impuritas, tergantung pada spektrumspektrum energi yang muncul saat dilakukan pencacahan. Identifikasi puncak puncak energi pada setiap spektrum dari impuritas ditentukan berdasar pada hasil kurva kalibrasi energi dengan menggunakan sumber standar yang telah diketahui energinya. Gambar 3. Kurva kalibrasi efisiensi HPGe menggunakan sumber Eu kev Gambar 4. Spektrum Sumber gas Kr-85. Spektrum Kr-85 yang didapat dengan menggunakan perangkat spektrometer gamma dengan detektor HPGe ditampilkan pada Gambar 4. Pada gambar ini terlihat sangat jelas spektrum Kr-85 pada energi 514 kev. Pada spektrum Kr-85 ini tidak tampak/terdeteksi impuritas radionuklida lain yang timbul. Pengukuran juga dilakukan beberapa kali dengan periode yang berbedabeda serta dengan setting peralatan pada daerah-daerah yang diduga akan memberikan kontribusi impuritas. Dengan ini diharapkan unsur-unsur impuritas dapat diidentifikasi seluruhnya baik secara kualitas maupun kuantitas. Namun demikian tidak satupun unsur impuritas dapat terdeteksi. Dengan demikian maka pengukuran aktivitas Kr-85 tidak memerlukan koreksi terhadap impuritas. Penentuan nilai koefisien atenuasi linier bahan ampul gelas maupun bahan Pb terhadap sinar gamma pada energi 514 kev dilakukan dengan membuat kurva hubungan antara besarnya lapisan terhadap intensitas yang diterima. Persamaan kurva atenuasi untuk bahan ampul gelas adalah : y = 9,4572 e -0,045x, sedangkan untuk bahan Pb adalah : y = 56,142 e -0,185x, dimana y adalah intensitas dan x adalah jumlah lapisan bahan absorber. Gambar 5, menampilkan hasil penentuan kurva atenuasi untuk bahan ampul gelas pada energi 514 kev. Pada kurva-kurva tersebut terlihat bahwa nilai koefisien atenuasi bahan ampul gelas terhadap sinar gamma pada energi 514 kev adalah 0,045 per satuan lapisan ampul dengan nilai ketidakpastian sebesar 1,51 %. Gambar 6, menampilkan hasil penentuan kurva atenuasi untuk bahan PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 17
7 Pb pada energi 514 kev. Pada kurva-kurva tersebut terlihat bahwa nilai koefisien atenuasi bahan Pb terhadap sinar gamma pada energi 514 kev adalah 0,185 per satuan lapisan Pb dengan nilai ketidakpastian sebesar 1,51 %. Nilai koefisien atenuasi ini digunakan sebagai Intens itas y = e x R ² = koreksi dalam menentukan nilai aktivitas standar Kr-85 yang ditempatkan dalam wadah ampul. Sedangkan nilai koefisien atenuasi Pb digunakan bila kalibrasi monitor membutuhkan nilai aktivitas yang relatif J umlah lapisan Gambar 5. Kurva atenuasi lapisan ampul terhadap energi 514 kev dari Kr- 85. rendah. Hasil pengukuran aktivitas sumber radioaktif bentuk gas Kr-85 setelah dikoreksi dengan cacah latar, waktu mati (dead time), faktor kekotoran sampel (impuritas), faktor K urva atenuas i pada energ i 514K ev peluruhan, dan faktor atenuasi wadah ampul gelas pyrex adalah kbq dengan ketidakpastian bentangan (expanded uncertainty) 6,14 %. Kontribusi terbesar dari nilai ketidakpastian ini adalah nilai ketidakpastian efisiensi deteksi (3,3%), ketidakpastian probabilitas pancaran sinar gamma (2,3%), ketidakpastian sumber standar (1,5%) dan ketidakpastian atenuasi linier (1,51%). Hasil standardisasi Kr-85 menggunakan metode spektrometri gamma ini dinilai cukup baik karena memiliki tingkat akurasi di bawah 10 %. Nilai standar ini akan diperhitungkan saat dilakukan kalibrasi monitor gas. Intens itas jumlah lapisan S eries 1 E xpon. (S eries 1) E xpon. (S eries 1) y = e x R 2 = Gambar 6. Kurva atenuasi lapisan Pb terhadap energi 514 kev dari Kr- 85. Data kalibrasi ditampilkan pada Tabel 1. Nilai cacah pada tabel tersebut telah dikoreksi dengan cacah latar yaitu sebesar 4 cps. Pada tabel tersebut terlihat bahwa nilai kedapat-ulangan cukup baik dengan ketidakpastian sekitar 0,61 %. Nilai ini akan diperhitungkan saat menentukan ketidakpastian bentangan untuk faktor kalibrasi monitor gas. Perbedaan acuan saat PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 18
8 standardisasi dengan saat kalibrasi sekitar 75 hari, sehingga nilai aktivitas standar perlu dikoreksi kembali dengan peluruhannya. Dari nilai tersebut didapatkan faktor kalibrasi monitor gas yang diuji sebesar 1,87 kbq/cps. Sedangkan nilai ketidakpastian bentangan (expanded uncertainty) adalah sebesar 6,9 %. Hasil ini cukup baik mengingat proses kalibrasi yang dilakukan cukup panjang yaitu dimulai proses standardisasi sampai dengan penentuan faktor kalibrasi. Hasil ini diharapkan dapat memacu untuk dilakukannya kalibrasi monitor gas secara kontinue dan tertelusur ke sistem satuan Internasional. No. Tabel 1. Data kalibrasi Cacah Latar (Cps) Cacah Sumber (Cps) Net Cacahan (Cps) 1. 3, , , , , , , , , , , , , , , Rerata ± 122 IV. KESIMPULAN DAN SARAN Dari percobaan dan kalibrasi yang telah dilakukan maka dapat disimpulkan : - Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi telah dapat melakukan uji coba kalibrasi monitor gas mulia dengan menggunakan sumber standar Kr- 85 statis. - Nilai faktor kalibrasi monitor gas adalah 1,87 kbq / cps untuk daerah aktif bervolume 5,43 cc, dengan nilai ketidakpastian bentangan (expanded uncertainty) sebesar 6,9 %. - Nilai koefisien atenuasi bahan ampul pyrex terhadap sinar gamma yang digunakan untuk menentukan nilai standar sumber Kr-85 adalah pada energi 514 kev yaitu 0,045 per tebal lapisan bahan pyrex, sedangkan untuk bahan Pb adalah 0,185 per tebal lapisan Pb. - Untuk meningkatkan akurasi pengukuran maka perlu dilakukan pengukuran koefisien atenuasi yang lebih teliti, karena berdasar analisa, faktor ini cukup memberikan kontribusi yang cukup besar (3%) dalam menentukan nilai ketidakpastian. Selain itu perlu meneliti lebih jauh tentang probabilitas pancaran sinar gamma untuk energi 514 kev dari Kr-85, karena ini cukup menyumbangkan nilai ketidakpastian yang cukup besar (2,3 %). - Dengan berhasilnya penelitian ini maka Laboratorium Metrologi Radiasi PTKMR- BATAN, telah siap untuk melakukan PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 19
9 kalibrasi monitor gas yang terpasang pada instalasi nuklir dengan metode gas statis, sehingga pemanfaatan teknologi nuklir lebih ekonomis, lebih selamat, aman dan nyaman baik bagi pekerja, masyarakat dan lingkungannya. UCAPAN TERIMA KASIH Dengan ini kami mengucapkan terima kasih yang sebesar-besarnya kepada staf peneliti PTAPB BATAN, yaitu Bapak Drs. Cipto Soeyitno dan Bapak Soemarmo yang telah meluangkan waktu membantu kami sehingga penelitian ini dapat terselenggara dengan baik. Terima kasih pula kami tujukan kepada seluruh staf bidang Reaktor, PRSG BATAN yang telah membantu kami saat melakukan aktivasi di reaktor, sehingga dapat berjalan dengan baik. DAFTAR PUSTAKA 1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. Safety Series No IAEA, Vienna (1996). 2. BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR, Peraturan Kepala Nomor 1 tahun 2006, tentang Laboratorium Dosimetri, Kalibrasi Alat Ukur Radiasi dan Keluaran Radiasi Terapi, dan Standardisasi Radionuklida. 3. BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL, Peraturan Kepala No. 392/KA/XI/2005, tentang Organisasi dan Tata Kerja BATAN. 4. M. YOSHIDA, et al., A Calibration Technique for Radioactive Gas Monitor with a Built-in Germanium Detector, JAERI Journal, T. OISHI and M. YOSHIDA, Comparison of Characteristics between Pulse-like Injection and Closed Loop Techniques on Calibration of Gas Monitors, JAERI Journal, NCRP, A Handbook of Radioactivity Measurements Procedures, NCRP Report No. 58, Annals of the ICRP; RADIONUCLIDE TRANSFORMATIONS; ICRP Publication 38; Volume 11-13, TANYA JAWAB 1. Penanya : Wahyudi - PTKMR Pertanyaan : 1. Berapa tebal lapisan Pb maupun pyrex? Jawaban : Gatot Wurdiyanto 1. Tebal Pb 1 mm, tebal lapisan pyrex 1 mm. 2. Penanya : Satrio - PATIR Pertanyaan : 1. Apakah pengaruh cacah latar dapat dikurangi sehingga efisiensi meningkat? 2. Ketidakpastiannya apakah dengan 1 atau 2? Jawaban : Gatot Wurdiyanto 1. Tidak bisa, efisiensi tidak terpengaruh oleh cacah latar. 2. Ketidakpastiannya 2 untuk tingkat kepercayaan 95%. PTKMR-BATAN, FKM-UI, KEMENKES-RI 20
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 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 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 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 terperinciPENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153
YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 011 PENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153 Wijono, Gatot Wurdiyanto Pustek Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN, Jl.Lebak Bulus No.49 Jakarta, 1440
Lebih terperinciPENENTUAN 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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 terperinciOPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT TERAPI 60 Co atau 137 Cs
OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT TERAPI 60 Co atau 137 Cs Oleh Gatot Wurdiyanto dan C. Tuti Budiantari Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi ABSTRAK Telah dilakukan kajian
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 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 terperinciKALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR - BATAN
PI'OSIdI/JJ portomuan dan ProsontasJ Ilmlah FWiDSlonaJ Toknls Non POIUIIIU,18 D8s8mIJor 2006 ISSN :1410 6381 KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR BATAN ABSTRAK KALIBRASI
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 terperinciOPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT RADIOTERAPI
OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT RADIOTERAPI Gatot Wurdiyanto dan C. Tuti Budiantari Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir BATAN Jalan Cinere Pasar Jumat, Jakarta 12440 PO
Lebih terperinciDENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 1 TAHUN 2006 TENTANG LABORATORIUM DOSIMETRI, KALIBRASI ALAT UKUR RADIASI DAN KELUARAN SUMBER RADIASI TERAPI, DAN STANDARDISASI RADIONUKLIDA DENGAN RAHMAT
Lebih 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 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 terperinciPEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005
PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 005 Agus Gindo S., Syahrir, Sudiyati, Sri Susilah, T. Ginting, Budi Hari H., Ritayanti Pusat Teknologi Limbah
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 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 terperinciVERIFIKASI PENENTUAN LAJU DOSIS SERAP DI AIR BERKAS FOTON 6 MV DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100 C MILIK RUMAH SAKIT
VERIFIKASI PENENTUAN LAJU DOSIS SERAP DI AIR BERKAS FOTON 6 MV DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100 C MILIK RUMAH SAKIT dr. CIPTO MANGUNKUSUMO Nurman R. dan C. Tuti Budiantari Pusat Teknologi
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 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 terperinciSTUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR STATIK MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY IODIUM-131 (I 131 )
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR STATIK MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY IODIUM-131 (I 131 ) Rima Ramadayani 1, Dian Milvita 1, Fadil Nazir 2 1 Jurusan Fisika
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN
Lebih 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 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 terperinciEVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009
No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009 ABSTRAK Endang Sukesi, Sudaryati, Budi Prayitno Pusat
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 terperinciKAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000
KAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000 Moch Romli, M.Muhyidin Farid, Syahrir Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN Gedung 50 Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang 15310
Lebih terperinciWidyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: ISSN
Widyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: 46-51 ISSN 1410-5357 Usulan Nilai Pembatas Dosis Bagi Pekerja Radiasi dan Peserta Pelatihan di Pusdiklat BATAN Proposal of Dose Constraint Value for Radiation
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 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 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 terperinciPENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Radiasi seringkali dianggap sebagai sesuatu yang berbahaya dan tidak
BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang Masalah Radiasi seringkali dianggap sebagai sesuatu yang berbahaya dan tidak bermanfaat bagi kehidupan manusia. Salah satu penyebabnya adalah tragedi Chernobyl dan tragedi
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 terperinciUJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS
UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS Rasito, Sudjatmi K.A., dan P. Ilham Yazid Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih 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 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 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 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 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 terperinciSTUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 )
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 ) Resky Maulanda Septiani 1, Dian Milvita 1, Fadil Nazir 2 1
Lebih terperinciAUDIT MUTU PENGUKURAN DOSIS SERAP DARI SUMBER TELETERAPI Co-60 CIRUS 90131
AUDIT MUTU PENGUKURAN DOSIS SERAP DARI SUMBER TELETERAPI Co-60 CIRUS 90131 C. Tuti Budiantari dan Nurman R. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK AUDIT MUTU PENGUKURAN DOSIS SERAP
Lebih terperinciTINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS
TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS Mashudi, Unggul Hartoyo, Suhartono, Sunarningsih Kawasan Puspiptek, Gd 31, Serpong, Tangerang-Selatan
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 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 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 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 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 terperinciSTANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL
STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL Wahyudi, Dadong Iskandar, dan Kusdiana Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN ABSTRAK STANDARDISASI
Lebih terperinciPENENTUAN 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 terperinciPE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY
PE E TUA SOURCE-TERM TAHU A DI REAKTOR GA. SIWABESSY Sudiyati*, Unggul Hartoyo**, ugraha Luhur**, Syahrir* *Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BATAN ** Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN ABSTRAK PE E TUA SOURCE-TERM
Lebih terperinciPENGEMBANGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL BERBIAYA MURAH MENGGUNAKAN SOUND CARD USB
PENGEMBANGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL BERBIAYA MURAH MENGGUNAKAN SOUND CARD USB Rasito, Putu Sukmabuana, Ade Suherman, dan Tri Cahyo L. Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN, Jl. Tamansari
Lebih 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 terperinciANALISIS KUALITAS RADIASI DAN KALIBRASI LUARAN BERKAS FOTON 6 DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK VARIAN CLINAC CX 4566 ABSTRAK
SEMINAR NASIONAL ANALISIS KUALITAS RADIASI DAN KALIBRASI LUARAN BERKAS FOTON 6 DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK VARIAN CLINAC CX 4566 Cacaelia Tuti Budiarti 1, Nurman Rajagukguk 2, Assef Firnando
Lebih terperinciKAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA
KAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA Nugraha Luhur, Anto Setiawanto, Rohidi, Suhadi Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN Gd. 31 Kawasan Puspiptek Serpong
Lebih 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 terperinciEVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO
EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO Ruminta Ginting, Ratih Kusuma Putri Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN ABSTRAK EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL
Lebih terperinciPaparan radiasi dari pekerja radiasi sejak tahun berdasarkan kriteria dan lama kerja
Majalah Farmasi Indonesia, 21(2), 106 114, 2010 Paparan radiasi dari pekerja radiasi sejak tahun 1997 2006 berdasarkan kriteria dan lama kerja Radiation exposure of radiation workers from 1997 2006 based
Lebih terperinciANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007
ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007 Budi Prayitno (1) dan Suliyanto (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir- BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong,
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 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 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 terperinciPENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133
Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216-3128 405 PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133 Gatot Wurdiyanto, Pujadi Pusa/ Teknologi Keselamatan dan Me/rologi Radiasi. Badan Tenaga
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 terperinciPENGUKURAN AKTIVITAS URANIUM DAN TURUNAN THORIUM DALAM F/J..NTOM ORG.4N PARU-PARU
PENGUKURAN AKTIVITAS URANIUM DAN TURUNAN THORIUM DALAM F/J..NTOM ORG.4N PARU-PARU R. Suminar Tedjasari Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGUKURAN AKTIVITAS URANIUM DAN TURUNAN
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 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 terperinciANALISIS LIMBAH RESIN DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY TAHUN 2008
ANALISIS LIMBAH RESIN DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY TAHUN 2008 NUGRAHA LUHUR, UNGGUL H, Y. SUMARNO, TRI ANGGONO, A. FAHMI MUSLIMU Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang
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 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 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 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 terperinciBab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN
Bab 5 PERKEMBANGAN PERTAHANAN BERLAPIS UNTUK REAKTOR DAYA DI MASA DEPAN 116. Beberapa konsep mengenai reaktor maju sedang dipertimbangkan, dan pencapaian perbaikan dalam keselamatan dan keandalan merupakan
Lebih terperinciPENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008.
PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008. ENDANG SUKESI, BUDI PRAYITNO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR BATAN Gedung 20 - Kawasan Puspiptek - Serpong
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 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 terperinciPRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN
ABSTRAK PRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN Sri Widayati, Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS
Lebih terperinci