PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP
|
|
- Yuliani Susman
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP Kristiyanti 1, Kasmudin 1 1) PRFN-BATAN, kristiyantiwst@yahoo.com, kasmudin@batan.go.id ABSTRAK PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP. Telah dilakukan perhitungan kembali tebal kontainer brakiterapi dari bahan timbal (Pb). Kontainer tersebut digunakan untuk menyimpan sumber isotop iridium-192 (Ir-192) dengan aktivitas 10 Ci. Perhitungan yang terdahulu menggunakan metode pelemahan intensitas dengan asumsi sumber isotop berbentuk titik. Sedangkan pada makalah ini perhitungan menggunakan software MCNP6 (Monte Carlo N Particle), dengan bentuk isotop sebagai batang silinder dengan dilapisi kelongsong Stainless Steel 316L. Perhitungan dilakukan untuk mengetahui besarnya paparan yang masih keluar dari kontainer. Sumber isotop dimodelkan sebagai sebuah sel. Kontainer dimodelkan berlapis-lapis dengan ketebalan tertentu. Kemudian kontainer berada dalam bola udara dan dilapisi dengan selimut bola berisi air yang berfungsi sebagai detektor. Sesuai dengan Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) No 4 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir dosis efektif rata-rata petugas radiasi 20 msv/th. Dari hasil perhitungan didapatkan bahwa pada ketebalan Pb 6 cm, dosis efektif yang diterima sebesar 9,45148 msv/tahun. Bisa disimpulkan bahwa kontainer Pb dengan ketebalan 6 cm bisa dijadikan rekomendasi dalam pembuatan kontainer sumber Ir-192 bagi brakiterapi dengan aktivitas sampai 15 Ci. Kata kunci: kontainer brakiterapi, Ir-192, keselamatan radiasi, MCNP ABSTRACT THE CALCULATION OF THE Pb SHIELDING THICKNESS OF Ir-192 ISOTOPE CONTAINER FOR BRACHYTHERAPHY USING THE MCNP SOFTWARE. The thickness of lead (Pb) as shielding material for the brachyteraphy container has been recalculated. The container fuctions to localize the isotope iridium-192 source (Ir-192) with activity 10 Ci. In the previous calculation, the method is the weakening intensity by assuming the isotop sources as a point. Where as in this paper, calculations uses software MCNP6 (Monte Carlo N Particle). The isotope source is a cylindrical rod with cladding coated Stainless Steel 316L. The calculation is done to determine the amount of exposure outside of the container. Isotope source is modeled as one cell. The container is modelled in laminated cells with certain thickness. Then the container is located in the air ball and coated with a water-filled ball blanket serving as a detector. In accordance with the Regulation of the Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN) No. 4 of 2013 on the Protection and Radiation Safety in Nuclear Power Utilization, the average effective dose of radiation for operator is 20 msv / yr. From the calculation it was found that the thickness of 6 cm Pb would received an effective dose of 9,45148 msv / year. It can be concluded that the containers in Pb with a thickness of 6 cm can be recommended in the manufacture of Ir-192 sources containers for brachytherapy with up to 15 Ci of activity. Keywords: container brachytherapy, Ir-192, radiation safety, MCNP 73
2 PENDAHULUAN Kontainer Brakiterapi adalah tempat penyimpanan sementara sumber isotop. Telah dibuat kontainer dari bahan timbal (Pb) untuk sumber isotop Iridium 192 (Ir-192). Kontainer di samping berfungsi sebagai wadah sumber isotop juga sebagai perisai radiasi. Kontainer telah dibuat sendiri oleh Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir (PRFN) dengan cara dicor. Perhitungan ketebalan bahan perisai radiasi, menggunakan persamaan pelemahan intensitas radiasi dan dengan asumsi perhitungan sumber isotop berbentuk titik, dengan aktivitas 10 Ci [1]. Sumber radiasi gamma Ir-192 yang dibuat oleh Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR-BATAN) mempunyai bentuk seperti ditunjukkan pada Gambar 1. Ukuran panjang 3,5 mm dan diameter 0,5 mm. Sedangkan kapsul pembungkus sumber aktif terbuat dari stainless steel (SS) AISI 316L sepanjang 5,54 mm, diameter luar 1,2 mm dan diameter dalam 0,5 mm [2]. Gambar 1. Bentuk sumber radiasi Ir-192 Sumber isotop Ir-192 yang tersimpan didalam kontainer akan dihitung paparannya dengan menggunakan software MCNP6 (Monte Carlo N Particle). Kontainer dimodelkan dengan beberapa sel yang berlapis sehingga terbentuk banyak sel. Pada jarak 100 cm, dipasang detektor yang berupa selimut bola untuk menghitung paparannya. Sesuai dengan ketentuan keselamatan dari Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Nomor 4 Tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir disebutkan bahwa Nilai Batas Dosis (NBD) untuk pekerja Radiasi, untuk dosis efektif rata-rata sebesar 20 msv/tahun [3]. Dengan perhitungan menggunakan MCNP6 diharapkan didapatkan ketebalan kontainer yang lebih akurat dengan bentuk sumber yang telah dibuat dan memenuhi ketentuan keselamatan. Hasil ini diharapkan bisa digunakan sebagai bahan pertimbangan untuk menetapkan bahan kontainer. TEORI Paparan radiasi didefinisikan sebagai kemampuan radiasi sinar gamma atau sinar-x untuk menimbulkan ionisasi di udara dalam volume tertentu. Pengukuran paparan dapat dilakukan menggunakan alat dosimeter (analitik) atau probabilistik (statistik). Salah satu metode probabilistik yang dapat digunakan adalah Monte Carlo. MCNP6 menyimulasikan perjalanan partikel neutron, elektron, dan foton dalam satu material tiga dimensi dan akan menyimulasikan partikel tersebut dimulai dari dia lahir kemudian berinteraksi dengan material hingga berakhir di daerah mati [4]. Sumber radiasi Brakiterapi yaitu Ir-192 dengan aktivitas 10 Ci tersimpan di dalam kontainer dari bahan Pb. Sesuai dengan ketentuan keselamatan, dosis effektif yang diterima pada pada jarak 100 cm sebesar 20 msv/th atau mrem/th. Perhitungan yang telah dilakukan menggunakan asumsi sumber isotop Ir-192 berbentuk titik, menggunakan prinsip pelemahan intensitas. Persamaan pelemahan intensitas yang digunakan adalah [5]: I t e I 0 dimana : I = intensitas sesudah melalui perisai (mrem/tahun) I O = intensitas mula-mula (mrem/tahun) μ = koefisien atenuasi linier (cm 1 ) t = tebal perisai (cm) Pers. (1) digunakan pada kondisi geometri yang baik yakni dengan berkas 74
3 radiasi sempit, dan terkolimasi dengan baik. Dari hasil perhitungan tersebut didapatkan tebal kontainer 9 cm untuk bentuk kontainer tinggi sama dengan diameter [6]. Dosis efektif NBD dalam ketentuan BAPETEN dinyatakan dalam dosis efektif. Dosis efektif adalah besaran dosis yang khusus digunakan dalam proteksi radiasi untuk mencerminkan resiko terkait dosis, yang nilainya adalah jumlah perkalian dosis ekivalen yaitu besarnya tingkat kerusakan pada jaringan tubuh akibat terserapnya sejumlah energi radiasi dengan memperhatikan faktor bobot radiasi (w r ) dan faktor bobot jaringan (w t ) yang mempengaruhinya. Dosis effektif bisa dinyatakan dalam persamaan sebagai berikut [5]: Dimana : E = dosis efektif (rem) w r = faktor bobot radiasi w t = faktor bobot jaringan D = dosis serap (rad) Nilai bobot jenis radiasi untuk Ir-192 besarnya untuk foton adalah satu (1) dan nilai bobot jaringan untuk seluruh tubuh diambil satu (1). Dengan mengkonversikan dosis serap dari gray/jam ke rad/jam maka dosis efektif bisa dihitung. TATA KERJA dengan geometri yang komplek, dibagi menjadi lebih banyak sel. Hasil simulasi sangat dipengaruhi oleh sejauh mana pemodelan geometri mendekati realita obyek. kartu data: berisi data material, data sumber partikel, dan tally yang akan diinginkan HASIL DAN PEMBAHASAN Pemodelan Data material yang digunakan terdiri dari: sumber isotop Ir-192, kelongsong Stainless Steel 316L, kontainer dari bahan Pb, udara sebagai lapisan luar dan untuk penempatan detektor. Dalam pemodelan, untuk perhitungan paparan, dibuat detektor dalam bentuk selimut bola dengan jari-jari 100 cm tebal 0,1 cm selimut berisi air. Bentuk pemodelan seperti ditunjukkan pada Gambar 2. Kontainer Brakiterapi digunakan untuk sumber isotop Ir-192 dengan aktivitas 10 Ci. Dalam pembuatan kontainer, untuk keselamatan digunakan perhitungan dengan aktivitas 15 Ci. Pemodelan dengan MCNP6 membagi kontainer dalam beberapa sel yang berlapis. Data-data yang digunakan MCNP6 untuk perhitungan dosis meliputi [7]: kartu sel : diisi dengan obyek yang akan disimulasikan didefinisikan sebagai suatu sel. kartu permukaan : diisi dengan bentuk dan nilai dari bidang permukaan yang memotong sumbu koordinat. Untuk memudahkan dalam pemodelan, obyek Gambar 2. Bentuk model kontainer Tally merupakan besaran fisis yang diinginkan dari hasil simulasi. Agar MCNP6 menghitung energi yang terdisipasi pada suatu sel maka digunakan tally F6 sebagai inputan dengan satuan MeV/gr [8]. Pada kondisi ini MCNP6 akan memberikan output energi radiasi gamma yang terdisipasi dalam satuan MeV/gr dalam sel, dan untuk dosis satuannya adalah joule/kg atau gray. Untuk itu pada output masih harus diberikan faktor pengali atau Faktor Multiplication (FM). 75
4 Kartu data untuk kontainer yang berisi sumber isotop Ir-192 bisa ditulis sebagai berikut: Kartu data : mode p Data material Timbal (Pb), rho = g/cc m Iridium-192 (Ir-192), rho = g/cc m Udara, rho = g/cc m SS316L, rho = 8.02 g/cc m air, rho = 1,00 g/cc m Sedangkan nilai faktor FM bisa dijelaskan sebagai berikut: Isotop Ir-192 memancarkan sinar gamma dengan 1 foton per peluruhan (1photon/ disintegration). Satu peluruhan per detik setara dengan satu Bacquerel. Besaran aktivitas diukur dengan Becquerel yang disingkat dengan lambang Bq. 1 Curie (Ci) didefinisikan sebagai 3, peluruhan per detik, sehingga 1 Ci = 3, Bq/dt. Radiasi didefinisikan sebagai pancaran atau rambatan energi melalui materi atau ruang dalam bentuk partikel atau gelembang elektromagnet. Satuan energi adalah Joule (J). Untuk proteksi radiasi digunakan satuan elektron volt (ev) dimana 1 ev adalah besar energi yang diperoleh bila elektron dipercepat melalui beda potensial 1 volt. 1 ev = 1,6 x J 1 MeV = 1,6 x J 1 erg = 1x 10-7 J 1 MeV = 1,6 x 10-6 erg Laju dosis serap adalah dosis serap per satuan waktu dengan satuan Joule/kg.jam atau gray/jam. 1 gray adalah energi rata-rata sebesar 1 J yang diserap bahan dengan masa 1 kg. Jadi, 1 gray = 1 J/kg. Satuan lain adalah rad (1 rad adalah energi rata-rata sebesar 100 erg yang diserap bahan dengan masa 1 gram). Jadi, 1 rad = 100 erg/gr, sehingga 1 gray = 100 rad. Perhitungan nilai FM sumber Ir-192 dengan aktivitas 15 Ci adalah sebagai berikut: 1. ph 10 des FM (15Ci) ( ) (3,7.10 ) des Ci.sec 3 13 J 10. gr hr (1, ) ( ) (2000 ) MeV kg th 3600.sec ph. Gy. gr ( ) hr th. MeV Harga FM ini masih akan dikalikan dengan besarnya energi tally F6 pada sel yang mempunyai satuan MeV/gr per photon, sehingga akan didapatkan laju dosis dengan satuan gray/tahun, kemudian dikonversikan lagi menjadi dosis efektif dengan satuan Sv/jam. Dalam kartu data dimasukkan jumlah partikel yang akan disimulasikan atau number particle simulation (NPS). Semakin besar nilai NPS-nya maka akan semakin lama juga MCNP6 melakukan proses perhitungannya, namun keuntungannya adalah akan semakin rendah nilai kesalahannya. Jika 1 Ci = 3, Bq atau untuk aktivitas 1 Ci akan terjadi 3, peluruhan per detik. Maka dengan menggunakan sumber radiasi Ir-192 aktivitas 15 Ci akan terjadi 5, peluruhan per detik. Jadi NPS yang dibutuhkan adalah Hasil output MCNP6 adalah nilai dari simulasi satu buah partikel. Untuk mendapatkan dosis sebenarnya masih dikalikan dengan jumlah partikel dan waktu penyinaran. Isotop Ir-192 yang digunakan mempunyai komposisi 30 % Iridium dan 70 % platina [2]. Sumber isotop ditempatkan didalam kelongsong stenless steel. Dalam simulasi dengan menggunakan software MCNP6 ada bentuk yang disesuaikan yaitu ujung kelongsong sumber radiasi Ir-192 tidak siku-siku, tetapi mempunyai bentuk sedikit melengkung dan dalam hal ini bentuk sedikit melengkung tersebut diabaikan (dalam simulasi dibuat siku-siku). Sedangkan komposisi bahan Pb seperti pada Tabel 1 [9]. Tabel 1. Komposisi Pb lokal Unsur % Unsur % Si Fe Cu Mn Mg Zn Ti Cr 0, , , , , ,00005 Ni Pb Sn Zr Cd In Al 0, , , , ,
5 Kandungan Pb dalam Tabel 1 mencapai 99,99785 % sedangkan kandungan lainnya relatif kecil sekali sehingga dianggap sebagai pengotor maka diabaikan, dalam analisis dianggap Pb 100 %. Hasil Perhitungan yang diharapkan adalah menggunakan NPS Tetapi karena keterbatasan kemampuan kecepatan komputer yang tersedia di PRFN, jika menggunakan NPS tersebut akan membutuhkan proses yang sangat lama yaitu lebih dari 216 jam, maka digunakan NPS 10 8 yang hanya membutuhkan waktu proses 13 menit. Sesuai dengan keakuratan dari hasil perhitungan MCNP6, kesalahan bisa diterima jika error hasil yang didapat lebih kecil atau sama dengan 0,01. Dari hasil perhitungan didapatkan dosis yang diterima detektor pada berbagai ketebalan kontainer Pb sebagai perisai radiasi disajikan pada Tabel 2. Tabel 2. Pengaruh ketebalan Pb pada dosis yang diterima detektor dari sumber radiasi Ir-192 Tebal Pb (cm) Dosis (msv/tahun) 7594, , ,268 30, , sebenarnya dibandingkan dengan cara deterministik yang lebih banyak menggunakan asumsi. Salah satu asumsi yang digunakan dalam perhitungan secara deterministik adalah energi foton gamma Ir-192 hanya menggunakan energi tunggal yaitu sebesar 0,38 MeV (energi rata-rata), sedangkan perhitungan dengan MCNP6 menggunakan spektrum energi yang lengkap seperti pada Tabel 3. Tabel 3. Spektrum energi foton gamma Ir-192 [10] Energi (MeV) Fraksi Dari Tabel 2 terlihat bahwa pada ketebalan kontainer Pb 5 cm, dosis yang diterima detektor sebesar 30,6249 msv/tahun dengan error dan pada ketebalan kontainer Pb 6 cm, dosis yang diterima detektor sebesar 9,45148 msv/tahun dengan error sehingga pada ketebalan antara 5 cm sampai 6 cm sudah memenuhi ketentuan keselamatan dari BAPETEN sebesar 20 msv/tahun. Dan untuk lebih amannya ketebalan kontainer Pb yang direkomendasikan adalah sebesar 6 cm. Hasil ini berbeda dengan penentuan ketebalan kontainer Pb secara deterministik sebesar 9 cm, karena simulasi dengan MCNP6 lebih mendekati keadaan yang Kontainer yang telah dibuat mempunyai ketebalan 9 cm. Pada saat itu penentuan ketebalannya masih menggunakan perhitungan secara deterministik karena software MCNP6 belum digunakan di PRFN. KESIMPULAN Perhitungan ketebalan kontainer Pb metode pelemahan intensitas secara deterministik yang terdahulu dengan asumsi sumber radiasi isotop Ir-192 berbentuk titik dan memancarkan energi foton gamma ratarata sebesar 0,38 MeV menghasilkan ketebalan kontainer Pb sebesar 9 cm. Sedangkan dengan 77
6 menggunakan software MCNP6 dengan bentuk sumber radiasi isotop Ir-192 yang sebenarnya menghasilkan ketebalan kontainer Pb sebesar 6 cm, yang berarti ketebalannya berkurang sepertiganya dibandingkan dengan penentuan ketebalan Pb secara deterministik. Hasil perhitungan ketebalan kontainer Pb dengan menggunakan software MCNP6 tersebut bisa dijadikan rekomendasi dalam pembuatan kontainer sumber Ir-192 untuk brakiterapi dengan aktivitas sampai 15 Ci. TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Mengapa sumber radiasi yang tersedia 10 Ci, tetapi pada simulasi digunakan 15 Ci? 2. Mengapa medium yang dipakai reseptor adalah air bukan udara? Jawaban DAFTAR PUSTAKA 1. Kristiyanti, Tri Harjanto, Analisis perhitungan berat kontainer sumber Ir-192 aktivitas 10 Ci untuk Brakiterapi, Proseding seminar PTAPB BATAN, Yogyakarta, Anik Purwaningsih, Simulasi dosis radial Sumber Brakiterapi Iridium-192 tipe H-01 dengan menggunakan MCNPX 2.6.0, Proseding Seminar Pertemuan Ilmiah Tahunan, PRR BATAN, Jakarta, Noname, Perka. BAPETEN, No 4 Tahun 2013, Tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. 4. Rasito, Pengenalan MCNP untuk Pengkajian Dosis, Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN, Herman Chamber, Introduction to Health Physics, Pergamon Press, Northwestern University, A. Satmoko, T. Harjanto, I.M. Putra, Kristiyanti, The Preliminary Prototype of Medium Dose Rate Brachyterapy Equipment, Atom Indonesia, Noname, Manual MCNP6. 8. Shultis, J.K. and Faw, R.E., An MCNP Primer, Department of Mechanical and Nuclear Engineering, Kansas State University, Manhattan, Noname, Analisis sample Timah dengan program GEN_AL, Metalurgi-LIPI, 18- Oct pdf. 1. Untuk keselamatan nilai aktivitas untuk simulasi menggunakan nilai 1½ kali dari nilai aktivitas sumber yang ada. 2. Karena air mendekati kondisi tubuh manusia yang 70% kandungan tubuhnya berupa air. 78
ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP
ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP Kristiyanti, Edy Karyanta Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir - BATAN Email : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI
Lebih terperinciSIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN 1978-176 SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-19 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP Kasmudin 1 1) Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir BATAN, email: kasmudin@batan.go.id
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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah suatu penyakit yang disebabkan oleh adanya sel-sel yang membelah secara abnormal tanpa kontrol dan mampu menyerang jaringan sehat lainnya. Data
Lebih 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 terperinciPRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir
ABSTRAK PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir Suhartono, Suparno, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PRARANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN
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 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 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 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 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 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 terperinciPENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.
PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Ajeng Sarinda Yunia Putri 1, Suharyana 1, Muhtarom 2 1 Prodi Fisika, Universitas Sebelas Maret,
Lebih terperinciPEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5
PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 Rasito, Rini H. Oetami, Tri Cahyo L., Endang Kurnia, Suhulman, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin Pusat Teknologi
Lebih terperinciKARAKTERISTIK KUAT KERMA DAN KONSTANTA LAJU DOSIS SUMBER Ir-192 mhdr BERDASARKAN SIMULASI MONTE CARLO
KARAKTERISTIK KUAT KERMA DAN KONSTANTA LAJU DOSIS SUMBER Ir-192 mhdr BERDASARKAN SIMULASI MONTE CARLO S.Aisah 1, Heru Prasetio 2, dan M.Fadli 1 1 Departemen Fisika, FMIPA, Universitas Indonesia 2 Pusat
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 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 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 terperinciTEORI DASAR RADIOTERAPI
BAB 2 TEORI DASAR RADIOTERAPI Radioterapi atau terapi radiasi merupakan aplikasi radiasi pengion yang digunakan untuk mengobati dan mengendalikan kanker dan sel-sel berbahaya. Selain operasi, radioterapi
Lebih 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 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 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 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 terperinciANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF
ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF KRISTIYANTI, WIRANTO BUDI SANTOSO, ISTOFA PUSAT REKAYASA PERANGKAT NUKLIR Abstrak ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF.
Lebih terperinciSISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT
SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT Suhaedi Muhammad 1 dan Rr. Djarwanti,RPS 2 1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, BATAN Gedung B Lantai 2, Kawasan
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 terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan
Lebih terperinciBAB III BESARAN DOSIS RADIASI
BAB III BESARAN DOSIS RADIASI Yang dimaksud dengan dosis radiasi adalah jumlah radiasi yang terdapat dalam medan radiasi atau jumlah energi radiasi yang diserap atau diterima oleh materi yang dilaluinya.
Lebih terperinciPENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)
ABSTRAK PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *) PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS. Reaktor RSG-GAS setiap siklus akan mengeluarkan lima
Lebih 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Radiasi nuklir merupakan suatu bentuk pancaran energi. Radiasi nuklir dibagi menjadi 2 jenis berdasarkan kemampuannya mengionisasi partikel pada lintasan yang dilewatinya,
Lebih terperinciPerkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak
Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV Azizah 1, Abdurrouf 1, Bunawas 2 1) Jurusan Fisika Universitas Brawijaya Malang
Lebih terperinciKAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)
KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO) Mahrus Salam, Supriyatni dan Fajar Panuntun, BATAN jl Babarsari Po box 6101 ykbb
Lebih terperinciSIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI
Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN
Lebih terperinciPENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Diterima: 6 Juni 2016 Layak Terbit: 25 Juli 2016
PENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG Novita Rosyida Pendidikan Vokasi, Universitas Brawijaya Jl. Veteran 12-16 Malang, 65145, Telp. 085784638866,
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 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah sel yang pertumbuhan dan penyebarannya tidak terkontrol. Pertumbuhannya menyebar ke sekitar jaringan dan dapat bermetasis pada tempat yang jauh. Penyakit
Lebih terperinciSIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX USING MCNP5
Simulasi Desain Perisai Radiasi MBE-lateks Menggunakan MCNP5 (Darsono, Safirudin, M.Toifur) SIMULASI DESAIN PERISAI RADIASI MBE-LATEKS MENGGUNAKAN MCNP5 SIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX
Lebih 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 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 terperinciPENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Novita Rosyida
PENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG Novita Rosyida Pendidikan Vokasi Universitas Brawijaya, Jl. Veteran 12-16 Malang 65145, Telp. 085784638866
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 terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id
PELURUHAN RADIOAKTIF NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id 081556431053 Istilah dalam radioaktivitas Perubahan dari inti atom tak stabil menjadi inti atom yg stabil: disintegrasi/peluruhan
Lebih 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 terperinciPENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI
PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X Disusun oleh: VEETHA ADIYANI M0209054 SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA
Lebih terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciPENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI
PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI Wijono, Pujadi, dan Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENGUNGKUNGAN 85 Kr, 133 Xe,
Lebih terperinciEVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN
EVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN Ismail T., Syamsir Dewang, Bualkar Abdullah Jurusan Fisika, Fakultas
Lebih terperinciKARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT
KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT Mahmudi Rio Putra (1), Dian Milvita (1), Heru Prasetio (2) (1) Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang Kampus Unand
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Kesehatan merupakan salah satu hal yang sangat penting dalam kehidupan manusia, bahkan bisa dikatakan tanpa kesehatan yang baik segala yang dilakukan tidak akan maksimal.
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO
Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,
Lebih 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 terperinciPusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional
Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional 1 Pokok Bahasan STRUKTUR ATOM DAN INTI ATOM A. Struktur Atom B. Inti Atom PELURUHAN RADIOAKTIF A. Jenis Peluruhan B. Aktivitas Radiasi C. Waktu
Lebih terperinciDESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO
Rasito T., dkk ISSN 0216-3128 231 DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO Rasito T. 1, Bunawas 2, Taufik 3, Sunardi 3 dan Hari Suryanto 4 1 Pusat Sains dan Teknologi
Lebih terperinciPEMANTAUAN DOSIS PERORANGAN DI PUSAT TEKNOLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG
PEMANTAUAN PERORANGAN DI PUSAT TEKLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG Afida Ikawati, Irma Dwi Rahayu, Rini Heroe Oetami Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN Jl. Tamansari No.71
Lebih terperinciEVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )
ABSTRAK EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR ) Elfida, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNA PEKERJA PUSAT
Lebih terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
Lebih terperinciBAB 2 TINJAUAN PUSTAKA
BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA Keselamatan radiasi merupakan suatu cabang ilmu pengetahuan yang mempelajari masalah kesehatan manusia maupun lingkungan yang berkaitan dengan pemberian perlindungan kepada seseorang
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 terperinciSINTESIS DAN SIMULASI KINERJA PERISAI RADIASI NUKLIR BERBASIS KOMPOSIT BETON TERHADAP PAPARAN SINAR X/SINAR GAMMA DAN BERKAS NEUTRON ULFA DWI PRASTIWI
SINTESIS DAN SIMULASI KINERJA PERISAI RADIASI NUKLIR BERBASIS KOMPOSIT BETON TERHADAP PAPARAN SINAR X/SINAR GAMMA DAN BERKAS NEUTRON ULFA DWI PRASTIWI DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER
Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham
Lebih 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 terperinciEVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )
EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR ) Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 212 ISSN 852-2979 EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP
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 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 terperinciMateri. Radioaktif Radiasi Proteksi Radiasi
Fisika Radiasi Materi Radioaktif Radiasi Proteksi Radiasi PENDAHULUAN kecil dan berbeda, sama atom- Perkembanagn Model Atom : * Model Atom Dalton: - Semua materi tersusun dari partikel- partikel yang sangat
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 terperinciWidyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: ISSN
Widyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: 22-27 ISSN 1410-5357 Fasilitas Sumber Terbungkus Iridium-192untuk Radiografi Industri Storage Facility of Iridium-192 Sealed Source for Industrial Radiography
Lebih terperinciDengan klasifikasi tersebut maka konsumen dapat memilih mana yang tepat untuk
Services 1. Radiation Sources Radiasi gamma dalam energinya dianggap cukup tinggi untuk hanya memecah molekul dan mengionisasi atom, namun tidak cukup tinggi untuk mengubah struktur dari inti atom (menghindari
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Radiasi merupakan suatu bentuk energi. Ada dua tipe radiasi yaitu radiasi partikulasi dan radiasi elektromagnetik. Radiasi partikulasi adalah radiasi yang melibatkan
Lebih terperinciRADIOKIMIA Kinetika dan waktu paro peluruhan. Drs. Iqmal Tahir, M.Si.
Departemen Kimia - FMIPA Universitas Gadjah Mada (UGM) RADIOKIMIA Kinetika dan waktu paro peluruhan Drs. Iqmal Tahir, M.Si. Laboratorium Kimia Fisika,, Departemen Kimia Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan
Lebih terperinciLEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI
A. Materi Pembelajaran : Struktur Inti LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI B. Indikator Pembelajaran : 1. Mengidentifikasi karakterisrik kestabilan inti atom 2. Menjelaskan pengertian isotop,isobar
Lebih 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 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 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 terperinciPELURUHAN RADIOAKTIF
PELURUHAN RADIOAKTIF Inti-inti yang tidak stabil akan meluruh (bertransformasi) menuju konfigurasi yang baru yang mantap (stabil). Dalam proses peluruhan akan terpancar sinar alfa, sinar beta, atau sinar
Lebih 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 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 terperinciWahana Fisika, 1(1), 2016, Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma
Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma Ruly Gumilar 1 *, Annisa Nur Fitriani 1, Tera Ummutafiqoh 1, M. Nurul Subkhi 1, Yudha Satya Perkasa 1 1 Jurusan Fisika
Lebih terperinciSIMULASI DISTRIBUSI SUHU KOLAM IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN FLUENT
SIMULASI DISTRIBUSI SUHU KOLAM IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN FLUENT Sanda, Kasmudin Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir, BATAN, Tangerang Selatan, Indonesia. Email : sanda@batan.go.id, kasmudin@batan.go.id
Lebih terperinciBAB I PERSYARATAN PRODUK
BAB I PERSYARATAN PRODUK Bab ini akan membahas mengenai perspektif global tentang produk perangkat lunak yang dibuat, dalam hal ini adalah perangkat lunak perhitungan radiasi berbasis web. Perspektif global
Lebih terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih terperinciSIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH
SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH Rasito, Zulfakhri, Juni Chussetijowati, dan Putu Sukmabuana Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN Jl. Tamansari
Lebih terperinciDiterima editor 07 Mei 2012 Disetujui untuk publikasi 04 Juni 2012
ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP Amir Hamzah Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 80 Serpong, Tangerang Selatan email:
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 terperinciBAB 1 PENDAHULUAN. Universitas Sumatera Utara
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Aplikasi teknologi nuklir telah banyak dimanfaatkan dalam kehidupan, salah satunya dalam bidang kesehatan atau medik di bagian radiologi khususnya profesi kedokteran
Lebih terperinciStudi Cacahan Radiasi Sr-90 dan Am-241 untuk Beberapa Filter Rokok Komersial Menggunakan Detektor Geiger-Muller
Studi Cacahan Radiasi Sr-90 dan Am-241 untuk Beberapa Filter Rokok Komersial Menggunakan Detektor Geiger-Muller Study on Amount of Radiation Intensity of Sr-90 and Am-241 for some Commercial Cigarette
Lebih terperinciPENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA
PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA Suparno -BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail:ptapb@batan.go.id ABSTRAK PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN
Lebih terperinciOleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS
Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS 1 - Dengan menyebut nama Allah yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang - " Dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan
Lebih terperinciRadioaktivitas Henry Becquerel Piere Curie Marie Curie
Radioaktivitas Inti atom yang memiliki nomor massa besar memilikienergi ikat inti yang relatif lebih kecil dibandingkan dengan nomor massa menengah. Kecenderungan inti atom yang memiliki nomor massa besar
Lebih terperinciRANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN
Lebih terperinciPEMODELAN d ALEMBERT PADA PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI BETON SISTEM AKSELERATOR ELEKTRON: RADIASI ELEKTRON DAN SINAR-X
PEMODELAN d ALEMBERT PADA PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI BETON SISTEM AKSELERATOR ELEKTRON: RADIASI ELEKTRON DAN SINAR-X Parikin Pusat Penelitian dan Pengembangan IPTEK Bahan, BATAN Alvano Yulian Pusat
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 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 terperinciDAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...
DAFTAR ISI HALAMAN JUDUL... i PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii HALAMAN PENGESAHAN... iii HALAMAN TUGAS... iv KATA PENGANTAR... vii DAFTAR ISI... x DAFTAR GAMBAR... xiii DAFTAR TABEL... xiv DAFTAR LAMBANG
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 terperinciMODEL ATOM. Atom : bagian terkecil suatu elemen yg merupakan suatu partikel netral, dimana jumlah muatan listrik positif dan negatif sama.
BAB.19 ATOM ATOM Atom : bagian terkecil suatu elemen yg merupakan suatu partikel netral, dimana jumlah muatan listrik positif dan negatif sama. MODEL ATOM J.JTHOMSON ( 1910 ) ERNEST RUTHERFORD ( 1911 )
Lebih terperinci