METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
|
|
- Glenna Sanjaya
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 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 Serpong kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA. Telah dilakukan penentuan Daya Serap (DS) perisai radiasi gonad terhadap radiasi sinar-x energi 100 kev. Bahan perisai terbuat dari komposit lateks cair timbal oksida komposisi 200 pphr, tebal 2mm yang diproses dengan teknologi ultrasonik dan suhu super kritis. Pengujian DS dilakukan menggunakan detektor Geiger Muller (GM) dan sumber isotop gamma ( ) Iodium-125 I-125) dan Barium-133 (Ba-133) dengan energi masing-masing 25 kev dan 356 kev. Karena energi untuk penggunaan dan pengujian berbeda, maka dalam perhitungan hasil pengukuran perlu dikonversi ke energi sesuai dengan penggunaan sinar-x. Konversi dilakukan dengan menggunakan prinsip ekuivalensi DS pelat timbal (Pb) yaitu dengan perhitungan secara teoritis DS timbal terhadap radiasi sinar-x pada energi 100 kev untuk tebal 0,10 mm, 0,25 mm, 0,35 mm dan 0,50 mm sesuai dengan standar proteksi radiasi. Hasil pengujian DS menunjukkan bahwa untuk perisai radiasi komposit latek cair timbal oksida mempunyai DS ekuivalen dengan pelat Pb tebal 0,35 mm dan mempunyai DS sebesar 89%. Dari hasil uji dapat disimpulkan bahwa metode penentuan daya serap ini layak digunakan. Kata kunci : Metode penentuan, Daya Serap, komposit, perisai radiasi gonad. ABSTRACT A Determination method of shielding for gonad using latex composite liquid lead oxide. It has been determined an absorption factor of radiation shielding for gonad against 100keV of X-ray radiation The material of the shielding is made of latex composite liquid lead oxide with composition 200pphr and 2mm thick which are processed using ultrasonic technology and supercritical temperature. Absorption test have been performed using Geiger Muller (GM) detecttor on the source of isotopic gamma ( )Iodium-125 (I-125) and Barium-133 (ba-133) with suspect energy 25keV and 356keV. Because the energy for testing and its utilizing is different, the calculation using the measurement results need to be converted into energy according to the X-ray in use. Conversation is done using the participle of equivalence absorption tested of lead plate (Pb) which is theritic and calculation of absorption factor of lead against x- ray radiation the thickness of 0,10mm, 0,25mm, 0,35mm, and 0,5mm in accordance with radiation protect standards. The test result of the abserption factor. Show that theradiation shield of latex composite liquid lead oxide has absorption factor equivalence to 0,35mm thick Pb plate and having absorption of 89%. From the test results can be conclused that the methode is fit to be use. Key words: Determination Methode, Absorption, composites, gonadal radiation shield. Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 382 Kristiyanti dkk
2 PENDAHULUAN Seiring dengan perkembangan teknologi nuklir di berbagai bidang, khususnya di bidang kedokteran, perisai radiasi merupakan peralatan yang sangan penting. Penggunaan perisai radiasi merupakan salah satu cara untuk melindungi seseorang terhadap penerimaan dosis yang berlebihan. Prinsip perisai radiasi ialah mengurangi fluks radiasi dibalik perisai. Pengurangan ini dapat terjadi karena terjadinya interaksi antara radiasi dengan bahan perisai. Perisai radiasi yang terbuat dari komposit dengan komposisi karet cair timbal oksida akan lebih nyaman digunakan bila digunakan, karena sifat fisik yang lentur ringan tetapi masih memenuhi kriteria dari proteksi radiasi. Untuk memenuhi persyaratan tersebut diatas maka perlu ditentukan tebal komposit yang akan digunakan. Telah dibuat komposit dengan komposisi 0phr dari lateks cair timbal oksida menggunakan teknologi ultrasonik dan super kritis dan tebal 2 mm [1]. tersebut akan digunakan sebagai perisai radiasi gonad pada pemeriksaan abdomen yang menggunakan sinar-x dengan energi 100 kev. Pengujian Daya Serap (DS) komposit terhadap radiasi menggunakan pengukur radiasi yaitu detektor Geiger Muller (GM) dengan sumber radiasi gamma ( ) Iodium-125 (I-125) energi 25 kev, Barium-133 (Ba-133) energi 356 kev. Karena pengujian dan penggunaan komposit mempunyai energi yang berbeda, maka dalam perhitungan DS perlu dikonversi dengan pelat Pb untuk tebal 0,10 mm, 0,25 mm, 0,35 mm dan 0,50 mm sebagai acuan sesuai dengan standar proteksi radiasi [2]. TEORI Secara garis besar, penggunaan alat ukur radiasi dapat dibedakan menjadi dua kelompok yaitu untuk kegiatan proteksi radiasi dan untuk kegiatan aplikasi/penelitian radiasi nuklir itu sendiri. Alat ukur radiasi yang digunakan untuk kegiatan proteksi radiasi harus menunjukkan nilai intensitas atau dosis radiasi yang mengenai alat tersebut, sehingga seorang pekerja radiasi dapat langsung mengambil tindakan tertentu setelah membaca alat ukur yang digunakannya. Sedangkan alat yang digunakan di bidang aplikasi radiasi dan penelitian biasanya ditekankan untuk dapat menampilkan nilai kuantitas radiasi atau spektrum energi yang memasukinya. Aplikasi teknik nuklir yang dapat dimanfaatkan dengan menggunakan sistem pengukur radiasi ini seperti NDT (Non Destructive Test) teknik perunut, pengukur ketebalan, densitas, identifikasi material dan sebagainya. Setiap alat ukur radiasi baik yang digunakan untuk mengukur kuantitas, energi, intensitas maupun dosis radiasi selalu terdiri atas dua bagian utama yaitu detektor dan peralatan penunjang. Detektor merupakan suatu bahan yang peka terhadap radiasi, yang bila dikenai radiasi akan menghasilkan suatu tanggapan (respon) tertentu yang lebih mudah diamati. Sedangkan peralatan penunjang biasanya merupakan peralatan elektronik, yang berfungsi untuk mengubah tanggapan detektor tersebut menjadi suatu informasi yang dapat diamati oleh panca indera manusia. Sistem pencacah radiasi terdiri atas detektor dan peralatan penunjang. Kuantitas radiasi merupakan jumlah radiasi yang memasuki detektor, jumlah ini hanya sebagian kecil dari jumlah radiasi yang dipancarkan oleh sumber ke segala arah. Nilai kuantitas dipengaruhi oleh beberapa faktor, yaitu aktifitas sumber, jenis dan energi radiasi, serta jarak dan jenis penahan diantara sumber dan detektor. Energi radiasi merupakan kekuatan dari setiap radiasi yang dipancarkan oleh sumber. Tingkat energi radiasi bergantung pada jenis nuklidanya. Jenis nuklida yang berbeda akan memancarkan radiasi dengan energi yang berbeda [3]. Detektor yang digunakan dalam pengujian ini adalah detektor Geiger Muller (GM). Detektor GM ini termasuk kelompok detektor nuklir dengan isian gas, yang prinsip kerjanya memanfaatkan media gas isian sebagai penghasil pulsa yang dapat diukur. Sumber radiasi yang digunakan adalah pemancar sinar gamma (I-125 dan Br-133). Radiasi merupakan jenis radiasi yang mempunyai daya tembus sangat besar dan tidak dapat dihentikan sepenuhnya. Setiap pancaran radiasi yang mengenai suatu bahan akan berinteraksi dengan bahan tersebut sehingga sebagian dari intensitasnya akan terserap dan sebagian lagi diteruskan. Perbandingan intensitas pancaran yang datang dan intensitas yang masih diteruskan tergantung pada tebal bahan, jenis bahan dan energi radiasi. Persamaan berikut ini menunjukkan hubungan tersebut [1]...(1) Io = intensitas paparan radiasi sebelum melewati perisai, cps. I = intensitas paparan radiasi sesudah melewati perisai, cps. µ=koefisien serapan linier bahan pada tertentu (mm -1 ). X=tebal bahan (mm). Intensitas radiasi yang terserap atau daya serap (DS) x 100 %...(2) )x100%...(3) DS = Daya Serap µ = koefisien serap linier bahan pada energi tertentu cm -1 X=tebal bahan, cm. Kristiyanti dkk 383 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
3 Dalam perhitungan DS dibutuhkan daftar koefisien serapan masa bahan terhadap radiasi. untuk energi 100 kev seperti disajikan dalam Tabel Karena sifat radiasi ini sama dengan radiasi sinar-x, maka tabel ini dapat dipergunakan pula untuk radiasi sinar-x. Penyerapan bahan pelindung (perisai) tergantung pada koefisien serapan linier µ, masa jenis ρ bahan. yang merupakan lateks cair atau karet alam mempunyai rumus kimia C 8 H 16 dan timbal pembuatan komposit sebagai bahan perisai radiasi yaitu H, O, C dan Pb. 0,25mm, 0,35mm, 0,5mm Isotop I-125 dan Br-133 Peralatan yang digunakan Satu unit pencacah radiasi beserta detektor GM Meter untuk mengukur jarak antara detektor dan perisai radiasi Pelaksanaan pengujian dilakukan seperti pada Gambar Koefisien serapan masa senyawa bisa dihitung dengan persamaan (1) : (µ/ρ) senyawa = ( N A /A) x W i (µ/ρ)...(4) N A = bilangan A vogadro 6,024 x A = berat molekul senyawa (ama) W i = fraksi berat unsur dalam senyawa (%) ρ = masa jenis senyawa (gr/cm 3 ) µ = koefisien serapan linier (cm -1 ) Komposisi komposit dinyatakan dalam satuan pphr yang merupakan perbandingan antara berat timbal oksida pada setiap 100gr lateks kering/padat. Untuk menentukan daya serap (DS) setiap komposit, maka massa jenis (ρ) koefisien serapan masa µ/ ρ perli dihitung. Persamaan untuk menghitung volume komposit digunakan persamaan (2) V = G ρ dengan : V = Volume (Cm 3 ) G = berat (gr) ρ = masa jenis senyawa (gr/cm 3 ) sebagai bahan perisai mempunyai unsur yang dominan yaitu H, O, C dan Pb. Tabel Koefisien serapan massa µ/ρ dan massa jenis ρ unsur pembentuk komposit untuk energi 100 kev [4] Nama Unsur µ/ρ cm 2 /gram ρ gram/cm 3 H 0,294 0, O 0,152 0, C 0,149 2,25 Pb 5,62 11,34 TATA KERJA Bahan yang digunakan dalam pengukuran digunakan untuk perisai radiasi Pelat timbal dengan ketebalan 0,1mm, Gambar Tata letak pengujian Keterangan : Sumber Radiasi Perisai radiasi Detektor. Untuk pengujian dengan sumber I-125 Alat yang digunakan : detektor GM Tegangan : 370 kev Sumber radiasi : I-125 Jarak detektor ke sumber : 15 cm Waktu cacah : 10 detik. Untuk pengujian dengan sumber radiasi Ba-133 : Alat yang digunakan : Detektor GM Tegangan : 400 kev Sumber radiasi : Ba-133 Jarak detektor ke sumber : 20 cm Waktu cacah : detik. Perhitungan pengukuran daya serap dan hasil uji menggunakan sumber radiasi I-125 Contoh perhitungan daya serap untuk komposit Diukur cacah latar terbaca BG = 21 Dipasang sumber radiasi pada posisinya kemudian diukur cacahnya (Io), terbaca = 77 Dipasang sumber radiasi dan perisai, diukur cacahnya (I) = 51 Perhitungan DS menggunakan Persamaan 2 harga Io dan I dikurangi BG DS = 56 x 100% = 87% Begitu seterusnya perhitungan DS untuk pelat Pb dan juga pengukuran DS dengan sumber radiasi Ba- 133 Menghitung DS komposit dengan komposisi tebal 2mm untuk energi 100keV [5] Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 384 Kristiyanti dkk
4 Karet alam mempunyai rumus kimia C 8 H 16 dengan ρ = 0,95 gr/cm 3 Timbal oksida mempunyai rumus kimia Pb 3 O 4 dengan ρ = 0,95 gr/cm 3 Berat komposit = H.ka + G.Pb 3 O 4 = = 0gr Volume komposit = Vol ka + vol Pb 3 O 4 = 100/0, /9,3 = 105,26 +21,5 = 126,76 Dengan menggunakan rumus (2) di dapat harga massa jenis komposit ρ komposit = 0/126,76 = 2,37 gr/cm 3 perhitungan koefisien kimia (µ) pada energi 100keV berat Atom C=12, H=1, Pb=207, O=16 Berat molekul C 8 H 16 = 8(12) +16(1)=122 Berat molekul Pb 3 O 4 = 3(207) + 4(16) = 685 (µ/ρ) C 8 H 16 = (96/122 x 0,149) + (16/122x0,294) = 0,155cm -1 (µ/ρ) C 8 H 16 = 0,155 x 0,95 = 0,147cm -1 (µ/ρ) Pb 3 O 4 = (621/685 x 5,62)+(64/685 x 0,152) = 5,1 cm 2 /gram Dengan menggunakan rumus (1) di dapat hanya : (µ/ρ) komposisi = 0, ,1 = 5,255 cm 2 /gram µ komposit = (µ/ρ) komposit x (ρ) komposit = 5,255 x 2,37 DS komposit = (1-e (-12,45)(0,2) ) x 100% = 91,7% Menghitung DS pelat Pb dengan energi 100keV untuk tebal pelat Pb 0,1mm (0,01cm) Jika (µ/ρ) Pb=5,62 cm 2 /gram dan massa jenis (ρ)=11,34 maka koefisien serapan linier (µ) =(5,62)(11,34)cm -1 =63,75cm -1 Perhitungan secara teoritis DS untuk pelat dengan tebal 0,1mm (0,001cm) dengan energi 100keV DS = (1 e - µt ) = (1 e -(63,73)(0,01) )x 100% = 47% Begitu seterusnya DS pelat Pb bisa dihitung untuk tebal lainnya. HASIL DAN PEMBAHASAN Dari hasil eksperimen didapat hasil uji DS komposit untuk sumber radiasi I-125 seperti disajikan pada Tabel 2 dan untuk sumber radiasi Ba-133 pada Tabel Tabel Hasil uji DS komposit dengan menggunakan detektor GM dan sumber radiasi I- 12 No Jenis sampel cacah Daya Serap % Io Tabel Hasil uji DS komposit dengan menggunakan detektor GM dan sumber radiasi Ba- 13 No Jenis sampel Cacah Daya Serap % Io Dari hasil perhitungan teoritis DS dengan energi 100 kev didapat hasil seperti disajikan pada Tabel Tabel Perhitungan teoritis DS timbal terhadap radiasi sinar-x pada energi 100 kev. No Jenis sampel Daya Serap % Pb 0,15 mm Pb 0,20 mm Pb 0, mm Pb 0,40 mm Pb 0,45 mm Pb 0,55 mm Pb 0,60 mm Pb 0,65 mm Pb 0,70 mm Pb 0,75 mm Pengujian dengan menggunakan sumber radiasi I- 125 komposit mempunyai DS 87% yaitu ekivalen dengan pelat Pb tebal 0,35mm, sedangkan pengujian dengan menggunakan sumber Ba-133 komposit mempunyai DS % yaitu ekivalen dengan pelat Pb tebal 0,35mm. Perhitungan teoritis DS komposit terhadap radiasi sinar-x pada energi 100keV sebesar 91%sedangkan DS untuk pelat Pb 0,35mm sebesar 89% Perbedaan metoda penentuan DS antara pengukuran dan perhitungan yang hanya 2% tersebut disebabkan karena pengukuran komposisi kurang tepat karena pencampuran komposit merupakan campuran cairan dan padatan. KESIMPULAN Metoda penentuan DS perisai radiasi gonod dari komposit lateks cair timbal oksida bisa dilakukan menggunakan detektor GM dengan sumber isotop I- 125 dan Ba-13 Dari hasil eksperimen didapat bahwa metoda penentuan DS ini layak dugunakan. Kristiyanti 385 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN
5 DAFTAR PUSTAKA SRI MULYONO ATMOJO, Rekayasa Celemek Perisai Radiasi Nuklir Berbasis Lateks Cair Timbal Oksida menggunakan Teknologi Ultrasonik dan Suhu Super Kritis, Dokumen Teknis, Standar Nasional Indonesia (SNI) , Lembaran Vulkanisat Karet Timbal untuk Perisai Sinar-X, Baadan Standarisasi Nasional, Jakarta, HENDRIYANTO HADITJAHYONO, Sistem Pengukuran Radiasi, PUSDIKLAT-BATAN, 199 R.G.JAEGER. Engineering Compendium on Radiation Shielding Vol 1, Shielding Fundamentals and Methods, New York, KRISTIYANTI dkk., Perekayasaan Perisai Radiasi Tyroid menggunakan komposit lateks cair Timbal oksida, dengan teknologi Ultrasonik dan suhu super kritis. Prosiding PPI-PDIPTN, PTAPB-BATAN, Yogyakarta, Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir-BATAN 386 Kristiyanti dkk
METODA PENENTUAN DAY A SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA
METODA PENENTUAN DAY A 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 It
Lebih terperinciPENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN
PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN Kristiyanti, Tri Harjanto, Suripto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN E-mail
Lebih terperinciPEREKAYASAAN PERISAI RADIASI TIROID MENGGUNAKAN KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA DENGAN TEKNOLOGI ULTRA SONIK DAN SUHU SUPER KRITIS
Kristiyanti, dkk. ISSN 0216-3128 63 PEREKAYASAAN PERISAI RADIASI TIROID MENGGUNAKAN KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA DENGAN TEKNOLOGI ULTRA SONIK DAN SUHU SUPER KRITIS Kristiyanti 1, Irianto 2, Sumarmo
Lebih terperinciPRIMA Volume 8, Nomor 1, Juni 2011 ISSN : DESAIN PINTU RUANG PESAWAT SINAR-X DARI BAHAN KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA
ABSTRAK DESAIN PINTU RUANG PESAWAT SINAR-X DARI BAHAN KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA Sri Mulyono Atmojo*Krismawan*Abdul Jalil* *Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Telah dilakukan perancangan pintu
Lebih terperinciPENENTUAN DAYA SERAP APRON DARI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA TERHADAP RADIASI SINAR- X
238 PENENTUAN DAYA SERAP APRON DARI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA TERHADAP RADIASI SINAR- X Kristiyanti dan Sri Mulyono Atmojo P2PN BATAN ABSTRAK PENENTUAN DAYA SERAP APRON DARI KOMPOSIT KARET ALAM
Lebih terperinciKARAKTERISASI KACA TIMBAL UNTUK PELINDUNG PENANGKAP CITRA SINAR-X
ABSTRAK KARAKTERISASI KACA TIMBAL UNTUK PELINDUNG PENANGKAP CITRA SINAR-X Kristiyanti, Istofa, Beny Syawaludin Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek Gd.71, Lt.2 Serpong KARAKTERISASI
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.
ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. Benar Bukit, Kristiyanti, Hari Nurcahyadi Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM
ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM Kristiyanti, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan Puspiptek Serpong 15314 Abstrak ANALISIS
Lebih terperinciANALISIS BAHAN APRON SINTETIS DENGAN FILLER TIMBAL (II) OKSIDA SESUAI SNI UNTUK PPOTEKSI RADIASI SINAR-X
Jurnal Forum Nuklir (JFN), Volume 9, Nomor 2, November 2015 ANALISIS BAHAN APRON SINTETIS DENGAN FILLER TIMBAL (II) OKSIDA SESUAI SNI UNTUK PPOTEKSI RADIASI SINAR-X Zaenal Abidin 1, Degesha Alkrytania
Lebih terperinciPENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN
PENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN Kristiyanti, Budi Santoso, Leli Yuniarsari, Wiranto B.S. Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR
YOGYAKARTA, 3OKTOBER 0 PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR Kristiyanti, Ferry Suyatno Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Gd 7 Kawasan Puspiptek Serpong Email untuk korespondensi
Lebih terperinciPERANCANGAN KONSUL UNTUK OPERATOR PADA PEREKAYASAAN PESAWAT SINAR-X MAMOGRAFI
PERANCANGAN KONSUL UNTUK OPERATOR PADA PEREKAYASAAN PESAWAT SINAR-X MAMOGRAFI Rahmat, Budi Santoso, Kristiyanti Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir-BATAN ABSTRAK PERANCANGAN KONSUL UNTUK OPERATOR PADA PEREKAYASAAN
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali, Beny Syawaludin Pusat Rekayasa Perangkat
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN BERAT KONTAINER SUMBER Ir-192 AKTIVITAS 10 Ci UNTUK BRAKITERAPI HDR
PROSDNG SEMNAR PENELTAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLR ANALSS PERHTUNGAN BERAT KONTANER SUMBER r-192 AKTVTAS 1 Ci UNTUK BRAKTERAP HDR Kristiyanti, Tri Harjanto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN,PUSPPTEK
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali,Beny Syawaludin PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK,
Lebih terperinciDisusun Sebagai Salah Satu Syarat Menyelesaikan Program Studi Strata I. Pada Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik. Oleh: ANIM NUR FAID D
ANALISA LEMBARAN KOMPOSIT BERPENGUAT SERBUK IJUK MESH 60 MENGGUNAKAN MATRIK KARET ALAM DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK (0, 10, 20) PHR TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA Disusun Sebagai Salah Satu Syarat
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Aplikasi teknologi nuklir telah banyak dimanfaatkan tak hanya sebatas pembangkit listrik namun sudah merambah ke bidang medis, industri, pemrosesan makanan, pertanian,
Lebih terperinciDAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. HALAMAN PERSEMBAHAN...
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv HALAMAN PERSEMBAHAN... v HALAMAN MOTTO... vi KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... ix DAFTAR
Lebih terperinciPUBLIKASI ILMIAH. Disusun Sebagai salah satu Syarat Menyelesaikan Program Studi Strata I Pada Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik.
ANALISA LEMBARAN KOMPOSIT BERPENGUAT SERBUK IJUK MESH 40 MENGGUNAKAN MATRIK KARET ALAM DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK 0 PHR, 10 PHR, 20 PHR TERHADAP DAYA SERAP RADIASI SINAR GAMMA PUBLIKASI ILMIAH
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 terperinciBAB I PENDAHAULUAN. mulai dari bidang energi, industri, hidrologi, kesehatan dan lain
BAB I PENDAHAULUAN 1.1 Latar Belakang Teknologi nuklir telah banyak dimanfaatkan dalam berbagai bidang, mulai dari bidang energi, industri, hidrologi, kesehatan dan lain sebagainya. Dalam kesehatan medis,
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) BATAN E-mail : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK. PERANCANGAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Timbal atau timah hitam, merupakan jenis logam yang banyak digunakan sebagai bahan dasar untuk pembuatan berbagai jenis perangkat logam, hal ini sudah diketahui oleh
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1 Latar Belakang Dalam penggunaan teknologi nuklir disadari benar bahwa selain dapat diperoleh manfaat bagi kesejahteraan manusia juga ditemui posisi bahaya bagi keselamatan manusia.
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 terperinciRANCANGAN AWAL PERISAI RADIASI MESIN BERKAS ELEKTRON DUET
RANCANGAN AWAL PERISAI RADIASI MESIN BERKAS ELEKTRON DUET Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb Yogyakarta 55281 Email : rany@batan.go.id
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 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 terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
Lebih 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 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 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 terperinciKARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 40 MENGGUNAKAN MATRIK KARET DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK
KARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 40 MENGGUNAKAN MATRIK KARET DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK 0 phr,15 phr,25 phr TERHADAP DAYA SERAP RADIASI SINAR GAMMA PUBLIKASI ILMIAH Diajukan Sebagai
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 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 terperinciPEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK
PEMERIKSAAN KUALITAS BOOM FOOT MENGGUNAKAN TEKNIK UJI TAK RUSAK Namad Sianta, Djoli Soembogo dan R. Hardjawidjaja Pusat Aplikasi Teknologi Isotop dan Radiasi - BATAN E-mail : djoli@batan.go.id ABSTRAK
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 terperinciNASKAH PUBLIKASI UNIVERSITAS MUHAMMADIYAH SURAKARTA PUBLIKASI ILMIAH
NASKAH PUBLIKASI ANALISA LEMBARAN KOMPOSIT BERPENGUAT SERBUK IJUK MESH 60 MENGGUNAKAN MATRIK KARET TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK 0 PHR, 15 PHR, 25PHR UNIVERSITAS MUHAMMADIYAH
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 terperinciKARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 100 MENGGUNAKAN MATRIK KARET DENGAN KOMPOSISI 0PHR, 10PHR, 20PHR TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA
KARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 100 MENGGUNAKAN MATRIK KARET DENGAN KOMPOSISI 0PHR, 10PHR, 20PHR TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA Disusun Sebagai Syarat Menyelesaikan Program Studi Strata Satu Pada
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 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 terperinciREKAYASA PERISAI RADIASI GAMMA PADA PEMANFAATAN ISOTOP 137 Cs DAN 60CoUNTUK TERAPI KANKER
REKAYASA PERISAI RADIASI GAMMA PADA PEMANFAATAN ISOTOP 137 Cs DAN 60CoUNTUK TERAPI KANKER Sri Mulyono Atmojo* Irianto** Abdul Jalil* *Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN **Pusat Teknologi Akselerator
Lebih terperinciPENENTUAN NILAI KOEFISIEN SERAPAN BAHAN PADA BESI, TEMBAGA DAN STAINLESS STEEL SEBAGAI BAHAN PERISAI RADIASI
Youngster Physics Journal ISSN : 3-7371 Vol., No., April 15, Hal 19- PENENTUAN NILAI KOEFISIEN SERAPAN BAHAN PADA BESI, TEMBAGA DAN STAINLESS STEEL SEBAGAI BAHAN PERISAI RADIASI Iwan Setiyawan, Heri Sutanto,
Lebih terperinciOPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI
OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI Fidayati Nurlaili 1, M. Azam 1, K. Sofjan Firdausi 1, Widarto 2 1). Jurusan Fisika Universitas Diponegoro 2). BATAN DIY ABSTRACT Shield
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 terperinciANIM NUR FAID NIM : D
TUGAS AKHIR ANALISA LEMBARAN KOMPOSIT BERPENGUAT SERBUK IJUK MESH 60 MENGGUNAKAN MATRIK KARET ALAM DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK (0, 10, 20) PHR TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA Disusun Sebagai Syarat
Lebih terperinciPENGARUH KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 100 MENGGUNAKAN KARET TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA DENGAN KOMPOSISI IJUK 0 PHR, 15 PHR, 25 PHR
PENGARUH KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 100 MENGGUNAKAN KARET TERHADAP RADIASI SINAR GAMMA DENGAN KOMPOSISI IJUK 0 PHR, 15 PHR, 25 PHR Diajukan Sebagai Syarat Menyelesaikan Program Studi Strata Satu Pada
Lebih terperinciPENGARUH IRADIASI-γ TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS IONIK PADA KOMPOSIT PADAT (LiI) 0,5 (Al 2 O 3.4SiO 2 ) 0,5
Pengaruh Iradiasi- Terhadap Regangan Kisi dan Konduktivitas Ionik Pada Komposit Padat (LiI) 0,5(Al 2O 3.4SiO 2) 0,5 (P. Purwanto, S. Purnama, D.S. Winatapura dan Alifian) PENGARUH IRADIASI-γ TERHADAP REGANGAN
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 terperinciPENENTUAN NILAI KOEFISIEN SERAPAN BAHAN DAN DOSIS RADIASI PADA VARIASI KOMBINASI KAYU DAN ALUMINIUM
Youngster Physics Journal ISSN : 232-7371 Vol. 4, No. 1, Januari 215, Hal 87-92 PENENTUAN NILAI KOEFISIEN SERAPAN BAHAN DAN DOSIS RADIASI PADA VARIASI KOMBINASI KAYU DAN ALUMINIUM Andri Yanyah dan Heri
Lebih terperinciKARAKTERISASI KACA TIMBAL UNTUK PENANGKAP CITRA SINAR-X
Proseding Pertemuan ffmiah Rekayasa Perangkat Nuklir KARAKTERISASI KACA TIMBAL UNTUK PENANGKAP CITRA SINAR-X Kristiyanti', Istofa2, Beny Syawaludin3 1.2.3 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan PUSPIPTEK
Lebih terperinciSuparno, Anda Sanusi - PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADlOGRAFllr-192 MENGGUNAKAN PERSAMAAN DOSIS RADIASI
Suparno, Anda Sanusi - PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADlOGRAFllr-192 PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADIOGRAFI Ir-192 Suparno, Anda Sanusi Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN, parnomrj@batan.go.id ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinci: ARIF ADI WIBOWO NIM : D
TUGAS AKHIR ANALISA LEMBARAN KOMPOSIT BERPENGUAT SERBUK IJUK MESH 40 MENGGUNAKAN MATRIK KARET ALAM DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK 0 PHR, 10 PHR, 20 PHR TERHADAP DAYA SERAP RADIASI SINAR GAMMA Disusun
Lebih terperinciStaf pengajar Program Studi Teknik Sipil, Fakultas Teknik Universitas Muhammadiyah Surakarta. Jl. A. Yani Tromol Pos 1, Pabelan Kartasura Surakarta.
The Influence of Water Cement Ratio to the Ability of Normal Concrete as Gammaray Shield Radiation PENGARUH FAKTOR AIR SEMEN PADA BETON NORMAL SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR GAMMA Anis Rahmawati 1), Ika
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 terperinciPENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI
PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Dian Filani Cahyaningrum 1), Riyatun
Lebih terperinciOPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN
ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Teknologi nuklir yang semakin berkembang dewasa ini telah banyak digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit energi, industri, pertanian,
Lebih terperinciPerancangan Keselamatan Ruangan Radiologi Pesawat Sinar-X Di PSTA BATAN Yogyakarta
Proceeding 1 st Conference on Safety Engineering and Its Application ISSN No. 581 1770 Perancangan Keselamatan Ruangan Radiologi Pesawat Sinar-X Di PSTA BATAN Yogyakarta M. Tekad Reza R 1, Galih Anindita,
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 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 terperinciPENGUKURAN DOSIS RADIASI RUANGAN RADIOLOGI II RUMAH SAKIT GIGI DAN MULUT (RSGM) BAITURRAHMAH PADANG MENGGUNAKAN SURVEYMETER UNFORS-XI
PENGUKURAN DOSIS RADIASI RUANGAN RADIOLOGI II RUMAH SAKIT GIGI DAN MULUT (RSGM) BAITURRAHMAH PADANG MENGGUNAKAN SURVEYMETER UNFORS-XI Dira Rizki Martem 1, Dian Milvita 1, Helfi Yuliati 2, Dyah Dwi Kusumawati
Lebih terperinciSTANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR
STANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR Pusat Standardisasi dan Jaminan Mutu Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional Januari 2007 Pengantar Sejak tahun 2000 BATAN telah ditunjuk oleh Badan Standardisasi
Lebih terperinciUJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto
Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA
Lebih terperinciPENGUKURAN 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 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 terperinciPEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA
PEREKAYASAAN SISTEM PENCITRAAN MATERIAL DI DALAM REAKTOR PETROKIMIA DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA Rony Djokorayono, Indarzah MP, Usep SG. Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) BATAN Email : Ronyd@batan.go.id
Lebih terperinciPenentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down
Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi
Lebih 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 terperinciPENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co
PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co M. Azam, K. Sofjan Firdausi, Sisca Silvani Jurusan Fisika, FMIPA,Universitas diponegoro ABSTRACT Wedge filter usually
Lebih terperinciPEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Urania Vol. 20 No. 2, Juni 2014 : 56-108 PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira *, Sri Ismarwanti *, Asnul Sufmawan **, Kawkap
Lebih terperinciBAB II Besaran dan Satuan Radiasi
BAB II Besaran dan Satuan Radiasi A. Aktivitas Radioaktivitas atau yang lebih sering disingkat sebagai aktivitas adalah nilai yang menunjukkan laju peluruhan zat radioaktif, yaitu jumlah inti atom yang
Lebih 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang Penelitian ini bertujuan untuk mendiskripsikan pembuatan
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Penelitian ini bertujuan untuk mendiskripsikan pembuatan komposit partikel ijuk bermatrik karet dan menghitung jumlah komposisi kimia pendukungnya serta mengetahui
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 terperinciRANCANG BANGUN SISTEM ANTARMUKA RATEMETER DENGAN PRINTER MENGGUNAKAN KOMPUTER DAN MIKROKONTROLER ATMEGA8535
SEMINAR NASIONAL V YOGYAKARTA, 5 NOVEMBER 2009 RANCANG BANGUN SISTEM ANTARMUKA RATEMETER DENGAN PRINTER MENGGUNAKAN KOMPUTER DAN MIKROKONTROLER ATMEGA8535 SUTANTO, TOTO TRIKASJONO, DWINDA RAHMADYA Sekolah
Lebih terperinciCATATAN KULIAH PENGANTAR SPEKSTOSKOPI. Diah Ayu Suci Kinasih Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016
CATATAN KULIAH PENGANTAR SPEKSTOSKOPI Diah Ayu Suci Kinasih -24040115130099- Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016 PENGANTAR SPEKTROSKOPI Pengertian Berdasarkan teori klasik spektoskopi
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 terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Pemanfaatan teknologi nuklir kini tidak hanya di bidang energi seperti pada PLTN tetapi juga untuk berbagai bidang, salah satu yang kini telah banyak diterapkan di
Lebih terperinciDesain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta
Desain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta Rendi Akhbar 1, Galih Anindita 2, dan Mochamad Yusuf Santoso 3 1,2,3 Program studi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya,
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Radiasi merupakan pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk panas, partikel atau gelombang yang dapat diserap oleh benda lain. Beberapa radiasi berbahaya
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI
ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS
Lebih terperinciTUGAS AKHIR. Disusun Sebagai Syarat Untuk Mencapai Gelar Sarjana Teknik Jurusan Teknik Mesin Fakultas Teknik Universitas Muhammadiyah Surakarta
TUGAS AKHIR KARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 40 MENGGUNAKAN MATRIK KARET DENGAN VARIASI KOMPOSISI SERBUK IJUK 0 phr,15 phr,25 phr TERHADAP DAYA SERAP RADIASI SINAR GAMMA Disusun Sebagai Syarat
Lebih terperinciRENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1
Pertemuan Ke: 1 Mata Kuliah/Kode : Fisika Semester dan : Semester : VI : 150 menit Kompetensi Dasar : Mahasiswa dapat memahami gejala radioaktif 1. Menyebutkan pengertian zat radioaktif 2. Menjelaskan
Lebih terperinciKARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 50 DENGAN MATRIK KARET TERHADAP DAYA SERAP RADIASI SINAR GAMMA
KARAKTERISTIK KOMPOSIT PARTIKEL IJUK MESH 50 DENGAN MATRIK KARET TERHADAP DAYA SERAP RADIASI SINAR GAMMA Disusun Sebagai Salah Satu Syarat Menyelesaikan Program Studi Strata I Pada Jurusan Teknik Mesin
Lebih terperinciVALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA
ISSN 1979-2409 Validasi Metoda Analisis Isotop U-233 Dalam Standar CRM Menggunakan Spektrometer Alfa ( Noviarty, Yanlinastuti ) VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciFABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P
PRIMA Volume 10, Nomor 1, Juni 2013 ISSN : 1411-0296 FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P Gunarwan Prayitno Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN Kawasan PuspiptekSerpong,
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 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 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 terperinciDETEKTOR RADIASI. NANIK DWI NURHAYATI, S.Si, M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id
DETEKTOR RADIASI NANIK DWI NURHAYATI, S.Si, M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id nanikdn@uns.ac.id - Metode deteksi radiasi didasarkan pd hasil interaksi radiasi dg materi: proses ionisasi & proses eksitasi -
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 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 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 terperinciKONTAINER SUMBER RADIASI 137CS 70 mci UNTUK PEMINDAI GAMMA
YOGY AKART A, 21-22 DES EMBER 2006 KONTAINER SUMBER RADIASI 137CS 70 mci UNTUK PEMINDAI GAMMA SRI MULYONO ATMOJO Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. 71 Serpong, Tangerang 15310,
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 terperinciANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK
ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK Kristiyanti 1, Wahyuni Z Imran 1, Lely Yuniarsari 1 1 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN ABSTRAK ANALISIS WAKTU
Lebih terperinci