KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Sh PASCA IRRADIASI

dokumen-dokumen yang mirip
VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA

PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4

PENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137 Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM PEB U3Siz-AI PASCA IRRADIASI MELALUI PEMISAHAN PENUKAR ANION DENGAN METODA SPEKTROMETER ALPHA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH KONSENTRASI URANIUM DALAM PROSES ELEKTRODEPOSISI HASIL EKSTRAKSI DENGAN TBPjOK

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN URANIUM TOTAL DALAM LARUTAN PEB U3Sh-AI PASCA IRRADIASI MENGGUNAKAN METODE TITROPROSESSOR

STUDI TENTANG KEKERASANCLADDING PEB U3Sh-AL TMU RENDAH - TINGGI PRA IRADIASI

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENENTUAN PARAMETER OPTIMUM PROSES PENGENDAPAN CsClO 4 PADA PEMISAHAN ISOTOP 137 CS DARI LARUTAN PEB U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI

PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA 137 Cs DI DALAM PEB U 3 Si 2 -Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm 3 PASCA IRADIASI

ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER

ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR NUKLIR U 3 SI 2 -Al PASCA IRRADIASI

METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U 3 SI 2 -AL DENSITAS 4,8 GU/CM 3 PASCA IRADIASI

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

METODE PENGENDAPAN DAN PENUKAR KATION UNTUK PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al

VERIFIKASI METODA GRAVIMETRI UNTUK PENENTUAN THORIUM

PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION

PENENTUAN URANIUM KONSENTRASI RENDAH DENGAN METODA SPEKTROFOTOMETER UV-VIS

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

ABSTRAK PENDAHULUAN. ISSN HasH-hasH Penelitian EBN Tahun 2010

PEMUNGUTAN ISOTOP HASIL FISI 137 Cs DAN UNSUR BERMASSA BERAT DARI BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

ANALISIS KOMPOSISI KIMIA SERBUK HASIL PROSES HYDRIDING-DEHYDRIDING PADUAN U-Zr

Arif Nugroho, Boybul, Aslina Boru Ginting Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN Serpong

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK

Pemungutan Uranium Dalam Limbah Uranium Cair Menggunakan Amonium Karbonat

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)

PEMISAHAN DAN ANALISIS 137 Cs DARI LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7%Mo/Al

ANALISIS KANDUNGAN CESIUM DAN URANIUM DALAM BAHAN BAKAR U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI

PENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235 U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI

ANALSIS KANDUNGAN CESIUM DAN URANIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al PASCA IRADIASI

PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al

Untuk Digunakan Dalam

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG

ISSN , A'NALISIS ZIRKONI{l

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

PENGUJIAN KADAR AIR, RASIO DIU, KANDUNGAN F DAN CL, DAN KEKASARAN PERMUKAAN PELET UOz SINTER

ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS

VALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN. UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM

ANALISIS RADIONUKLIDA 235 U DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI ALFA

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

PENAFSIRAN NILAI KETIDAKPASTIAN ANALISIS Fe, Ca, Zr, Ba, La, Ti DAN Ce DALAM CUPLIKAN SEDIMEN DENGAN METODA XRF

ROADMAP PENDIRIAN PABRIK BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR KAPASITAS 710 TON/fAHUN

PENENTUAN KONSENTRASI TORIUM-232 DAN ANAK LURUHNYA SECARA SPEKTROMETRI ALPA

IDENTIFIKASI KADAR UNSUR YANG TERKANDUNG DALAM HEWAN DI SUNGAI GAJAHWONG YOGYAKARTA DENGAN METODE AANC (ANALISIS AKTIVASI NEUTRON CEPAT)

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

PENENTUAN DENSITAS KETUK SERBUK URANIUM OKSIDA HASIL PROSES OKSIDASI REDUKSI PELET U02 SINTER

VERIFIKASI METODE STEP DAN KONTINIUS UNTUK PENENTUAN KAPASITAS PANAS MENCCUNAKAN THERMAL ANAL YZER

VALIDASI METODE UNTUK ANALISIS KANDUNGAN URANIUM MENGGUNAKAN POTENSIOMETER T-90

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

OPTIMASI RENDEMEN ELEKTRODEPOSISI 232 Th DAN ANAK LURUHNYA MENGGUNAKAN ELEKTROLIT NH 3 PEKAT DAN H 2 SO 4 2M UNTUK SPEKTROMETRI ALPHA

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN ANALISIS RADIONUKLIDA Ra-226, Ra-228, Th-228 DAN K-40 DALAM CUPLIKAN SEDIMEN DENGAN TEKNIK SPEKTROMETRI GAMMA

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

PENERAPAN PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR PADA PEMINDAHAN SPENT FUEL DARI MBA RI-F KE MBA RI-G

OPTIMASI PENENTUAN KONSENTRASI URANIUM DENGAN METODA POTENSIOMETRI

ANALISIS STRUKTUR-MIKRO PELET URANIUM OKS IDA SINTER

PENENTUAN KONSENTRASI SULFAT SECARA POTENSIOMETRI

ANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM HASIL STRIPPING EFLUEN URANIUM BIDANG BAHAN BAKAR NUKLIR

RADIOKIMIA Tipe peluruhan inti

PEMUNGUTAN URANIUM DARI LIMBAH URANIUM CAIR HASIL PROSES DENGAN TEKNIK PENGENDAPAN

PEMBUATAN ISOTOP 137 Cs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI

RADIOKIMIA Kinetika dan waktu paro peluruhan. Drs. Iqmal Tahir, M.Si.

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

GANENDRA, Vol. VI, No. 2 ISSN

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

PENENTUAN UNSUR IMPURITAS DALAM SERBUK U 3 SI 2 DENGAN MENGGUNAKAN ALAT ICPS

Penentuan karakteristik cacahan pada counter dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 60 Co dan 137 Cs

EKSTRAKSI STRIPPING URANIUM MOLIBDENUM DARI GAGALAN PRODUKSI BAHAN BAKAR REAKTOR RISET

PELARUT AN ELEMEN BAKAR URANIUM SILISIDA MENGGUNAKAN LARUT AN BAS A DAN AS AM 1"'"'

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN PADA METODE AANC UNTUK ANALISIS N, P, K, Si, Al, Cu, Fe DALAM CUPLIKAN SEDIMEN

PERBAIKAN DAN VJI FVNGSI SVB SISTEM SEKSI 600

VERIFIKASI METODE STEP DAN KONTINYU UNTUK PENENTUAN KAPASITAS PANAS MENGGUNAKAN THERMAL ANALYZER

PERHITUNGAN BURN UP BAHAN BAKAR REAKTOR RSG-GAS MENGGUNAKAN PAKET PROGRAM BATAN-FUEL. Mochamad Imron, Ariyawan Sunardi

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

BAB III METODE PENELITIAN. formula menggunakan HPLC Hitachi D-7000 dilaksanakan di Laboratorium

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANG KERJA DI IRM TAHUN 2009

KAPASITAS PENUKARAN ION Cs DARI ZEOLIT BAYAH, LAMPUNG DAN TASIKMALAYA

OPTIMASI PROSES REDUKSI HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UOz

DISTRIBUSI LOGAM Fe, Ca, Ti, Ba, Sr, Zr dan Ce DALAM BATUBARA DAN LIMBAH PEMBAKARANNYA PLTU CILACAP MENGGUNAKAN XRF

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS

BAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli

PENGARUH PELARUT ORGANIK PADA PROSES PERTUKARAN ANION DALAM PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN PEB U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI

ANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM

KOMPARASI ANALISIS KOMPOSISI PADUAN AlMgSI1 DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK X RAY FLUOROCENCY (XRF) DAN EMISSION SPECTROSCOPY (

Transkripsi:

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Sh PASCA IRRADIASI Dian Anggraini, Arif N., Noviarty ABSTRAK KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Si2 PASCA IRRADIASI. Ketidapastian pengukuran analisis Isotop Cs-137 dalam bahan bakar U3Si2 pasca irradiasi menggunakan metode spektrometri. telah ditentukan pada penenlitian ini. Ketelusuran pengukuran dilakukan dengan menggunakan bahan standar isotop Cs-137 CRM No. 4233C dan metode standar ASTM. Alat yang digunakan adalah spektrometer gamma yang terdapat di laboratorim BPR-PTBN. Kontribusi komponen dalam penentuan ketidakpastian ini pada tahap preparasi sam pel mencakup penimbangan sam pel, pengenceran dan pencuplikan, sedangkan pada pengukuran pada perhitungan efisiensi detektor dan pencacahan isotop Cs-137. Nilai ketidakpastian yang diperoleh pada derajat kepecayaan 95% adalah ± 256,57 Bq/ml untuk aktivitas dan ± 0,0801 I-Igi ml untuk jumlah kandungan isotop Cs-137. Data analisis isotop Cs-137 aktivitas dan jumlah kandungan dalam sam pel menjadi 3829,03 Bql ml ± 256,57 Bq/mL dan 1,1957 ± 0,0801 1-191 ml. Kata Kunci : Ketidakpastian, Isotop Cs-137, Bahan Bakar U3Si2 Pasca Irradiasi. PENDAHULUAN Kuantisasi ketidakpastian (ketidakaturan) dalam suatu pengukuran merupakan suatu indikator dari kualitas hasil analisis dan digunakan untuk evaluasi kehandalan data, kesesuaian data hasil ukur terhadap tujuan penggunaannya serta membandingkan data dari pengukuran yang berbeda[1]. Secara definisi ketidakpastian merupakan rentang nilai yang didalamnya terdapat suatu nilai benar (truth value) dari sebuah pengukuran sehingga dapat menunjukkan derajat ketelitian dan kualitas data yang bermakna secara ilmiah. Seiring dengan perkembangan jam inan mutu dari laboratorium analisis, nilai ketidakpastian merupakan salah satu persyaratan dalam validasi metode dalam standar analisis yang mengikuti standar leboratorium pengujian seperti ISO 17025 untuk memenuhi kebutuhan pelanggan terhadap data analisis yang akurat dan handal. Laboratorium BPR-PTBN menggunakan metode spektrometri gamma sebagai metoda analisis untuk penentuan kandungan isotop - isotop hasil fisi pemancar gamma dalam bahan bakar nuklir (BBN) pasca irradiasi. Salah satu diantara isotop-isotop tersebut adalah isotop Cs-137. Isotop Cs-137 memilki umur paruh yang panjang ( 30.17 tahun) dan jumlah kandungan dalam BBN pasca irradiasi cukup besar dibanding isotop lannya (± 6%) [3], Hal ini menjadikan kandungan isotop Cs 137 digunakan sebagai parameter dalam perhitungan burn-up, yang selanjutnya sebagai data masukkan dalam pengembangan desain BBN. Dalam penelitian ini akan dilakukan penentuan kuantisasi ketidakpastian pengukuran isotop Cs-137 dalam larutan BBN U3Si2 TMU 2,96 g/cm3 pasca irradiasi dengan tujuan untuk medapatkan merode analisis Cs-137 yang valid sesuai dengan persyaratan standar analisis yang berlaku. Metode analisi Cs-137 yang dilakukan mengacu pada metoda standar ASTM E320-79 [3] dan ketelusuran pengukuran menggunakan standar Cs-137 CRM. Proses penentuan ketidakpastian pengukuran mencakup identifikasi sumber ketidakpastian, kantifikasi ketidakpastian individu, perhitungan gabungan ketidakpastian dan ketidakpastian diperluas. 580

TAT A KERJA Bahan penelitian berupa pelat elemen bakar nuklr U3Siz TMU 2,96 g/cm3 pasca irradiasi dengan dimensi 3x3 cm dan berat 0,032 g. Untuk mampu telusur digunakan bahan standa larutan Cs-137 CRM No.4233C sebanyak 50J,JL. Prosedur analisis yang digunakan berdasarkan metode ASTM E320-79 dengan menggunakan metode pengendapan CsCI04 untuk memisahkan isotop Cs-137 dengan isotop lainnya. Sam pel PEB ( dalam hot cell 109) dengan dimensi 3x3 Cm ditimbang kemudian dilarutkan dengan larutan HN03 dan disaring dan kemudian diencerkan sampai volume 25 ml dalam labu ukur. Selanjutnya larutan PEB diambil (dengan cara ditimbang) sebanyak dua kali, lalu dimasukkan ke dalam vial.. Kemudian ditransfer ke R.135 melalui sell 112. Larutan sam pel selanjutnya dipindahkan ke tabung reaksi yang telah ditimbang, lalu dilakukan proses pengendapan menggunakan penambahan serbuk CsN03 sebanyak 100 9 dan didinginkan pada suhu O C selama 1 jam. Selanjutnya endapan CsCI04 ditimbang dan dicacah menggunakan alat spektrometer gamma untuk ditentukan aktivitas. Perhitungan aktivitas menggunakan nilai efisiensi detektor yang diperoleh dari pengukuran larutan standar Cs-137 CRM dengan metode duplo. HASIL DAN PEMBAHASAN Perhitungan kandungan isotop Cs-137 dalam sam pel dilakukan dengan menggunakan rumus : 23 W = A x T 1/2 x BA / (0,693 x 6,02 x 10 ) 9 ( 1) W = berat kadungan isotop Cs-137 (g) A = Aktivitas sam pel (Bq/g) BA = Berat atom Cs-137 T Y:z= Waktu paruh( 30,17 ± 0,2 thn) Besar aktivitas sam pel dihitung dengan menggunakan persamaan : A ( dps ) = Cps / Eft. del'y [4]................... (2) Cps = Cacahan per detik Eft. del = Efisiensi detektor Y = yield ( dari tabel nuklida Y=0,85) Dalam penentuan aktivitas isotop Cs-137 dalam sam pel maka terlebih dahulu dilakukan perhitungan Effisiensi detektor melalui persamaan (2). Nilai Eff detektor dihitung dengan mencacah larutan standar Cs-137 CRM sebanyak 50 J,JL(duplo) dan nilai aktivitas larutan standar saat pengukuran (At). Nilai At diperoleh dengan menggunakan rumus : At = Ao e-o.693tff1/2............................. (3) At = aktivitas larutan saat pengukuran Ao= Aktivitas larutan standar sesuai sertifikat ( 7,255 E05 ± 0,94% Bq/g, Nov 1989) TY:z= Waktu paruh Cs-137 ( 30.17 ± 0,2 tahun) T = Selisih waktu sertifikat dan saat pengukuran ( 1,1 104 hari) Berdasarkan nilai aktivitas ini (At) dan nilai cacah standar dan harga yield (dari tabel) maka dapat diperoleh harga Effisiensi detektor yaitu sebesar (O,013±O,0042)%. Berdasarkan data ini maka dapat dihitung besar aktivitas dan kadungan Cs -137 dalam sam pel masing-masing sebesar 3829,03 Bq/ ml dan dengan jumlah Cs-137 sebesar 1,1957 J,Jg/mL sam pel k menghitung secara kuantitatif nilai 581

ketidakpastian dari ke dua nilai tersebut maka terlebih dahulu dibuat identifikasi ketidakpastian dalam bentuk Fish Bond. Berdasarkan prosedur analisis di atas dapat dibuat Fish Bond seperti yang terlihat pada Gam bar 1. W kosong W Kosong + 1-'t::1:j U~ir Kandungan Cs-137 ab reaksi kosong 11. reaksl kosong + larutan PEB Penirribangan Endapan CsCI04 ( D) Penimbangan 1 ml sam pel (C) Aktivitas ( spek gamma) (E ) Keterangan Gambar : Eft = effisiensi Cps = Count pra second W = berat Gambar.1. Fish Bond Penentuan Cs-137. Komponen yang berkontribusi pada nilai ketidakpastian dan data simpangan baku serta ketidakpastian gabungan ditunjukkan pada Tabel.1. Tabel1. Komponen - komponenketidakpastian Dan Simpangan Baku x Komponen. eksperimentipea EksperimenTipeA 0,0358 Serfikat Sertifikat Kalbrasi CRM 2,969E-05 0,026 9757E-03 0,0253 0,5874 I!X 199,7170 TipeB 0,000042/02Cacah/deti 0,0358//02 0,2/ 345,92/03 kategori 0,05/1,96 % Bq/g Tahun mg satuan Kalbrasi 0,0199//02 (Spektrometer Bahan Standar,AGamma) 582

ISSN 0854-5561 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 Nilai simpangan baku yang dieproleh pad a setiap komponen selanjutnya_diubah kedalam pi/ilpangan baku dengan satuan yang sama. Kemudian simpangan baku ini digabung dan selanjutnya dimasukkan dalam kaporan hasil analisis. 04 03 Tabel.2. Komponen-komponen ketidakpastian Dengan satuan yang sama Asal 0,026 04 2,969E-05 ( 6,601 199,7170 7,3-04E-05 0,5874 3,833E-04 ~ 3,2764E-5 9,951 0,0253 2,7077E-05 26417,46 ~ 8,546E- (x) Thn satuan 9,9757E- mg 8,125E- Bq/g 0,01958 % 5,7234E- Cacah/de 5,2036E- (x)/ larutan E-09 X)L x 25 NilaiX 03 2.9765 23368,8 30 0.001324 4,42 1,0743 9,9757E-03 Dari nilai- nilai diatas dilakukan perhitungan ketidakpastian gabungan dengan cara: ~gabl A = v2x( 4x 6,601 E-09)+ 7,3-04E-05+3,833E-04+3,2764E-5+2,7077E-05 +9,951 E-05 dan diperoleh nilai 0,032600138 untuk ~gabl A dan nilai ~ gab menjadi 128,2869. Nilai ketidakpastian diperluas diperoleh dengan cara mengalikan ketidakpastian gabungan dengan faktor kecakupan, Dan untuk tingkat kepercayaan 95, 5% digunakan faktor kecakupan k=2, sehingga 1-1 diperluas diperoleh 256,57. Data hasil analisis yaitu aktivitas isotop Cs-137 menjadi 3829,03 Bq/ ml ± 256,57 Bq/ml dengan jumlah kandungan dengan 1,1957 ± 0,0801 I-Ig/ ml sam pel derajat kepercayaan 95%. KESIMPULAN Nilai ketidakpastian dari analisis isotop Cs-137 dalam larutan PEB pasca irradiasi diperoleh sebesar 256,57 Bq/ml sehingga nilai aktivitas berada pad a nilai 3829,03 Bq/ ml ± 256,57 Bq/ml sam pel. Besar kandungan isotop Cs-137 diperoleh sebesar 1,1957 ± 0,0801 I-Ig/ ml. 583

HasH-hasH Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 DAFT AR PUST AKA [1] All IMRON LUBIS, " Uncertainty Assessment of Alpha Spectrometry Analysisi Of 210 Pu in Marine Sediment from Jakarta Bay, Publish 12 March 2008A [2] S.AMINI DKK, Nilai Mutlak Fraksi Bakar Uranium dan Isotop Cs Pada Lokasi Tertentu Pelat Elemen Bakar Dispersi Tipe Oksida RIE01, Hasil Pasca Irradiasi, Laporan Teknis P2TBDU BATAN,2001 [3] AMIRICAN STANDARD TEST METHODE, ASTM E320-79, "Standard Test Methode for Cesium -137 in Nuclear Fuel Solutions by Radiochemical Analysis", USA, Vol 12, 1990 [4] WISNU SUSETYO, Spektrometri Gamma, Gadjah Mada University Press, 1988 584