Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia
Not a member yet
279 research outputs found
Sort by
PENGEMBANGAN PREPARASI RADIOFARMAKA 186RE(v) - DMSA
No full textPENGEMBANGAN PREPARASI RADIOFARMAKA 186Re(V)-DMSA. Dalam bidang kedokteran nuklir, senyawa 186Re(V)-DMSA merupakan radiofarmaka yang banyak digunakan untuk terapi kanker tiroid medular. Senyawa tersebut telah berhasil disintesis melalui penandaan ligan DMSA dengan radioisotop 186Re menggunakan reduktor SnCI2.2H2O. Senyawa tersebut kurang stabil (hanya stabil selama 3 hari pada temperatur kamar) dan terakumulasi lebih tinggi pada ginjal dibanding organ tiroid tikus putih normal, karena dengan menggunakan reduktor SnCI2.2H2O terbentuk campuran kompleks l86Re(V)-Sn(II)-DMSA secara in vivo di dalam darah dan cenderung terakumulasi pada ginjal. Pada penelitian ini dilakukan pengembangan preparasi radiofarmaka 186Re(V)-DMSA tersebut agar diperoleh sediaan yang lebih stabil dengan kemurnian radiokimia yang lebih tinggi dan dapat terakumulasi pada organ tiroid. Penelitian dilakukan dengan menggunakan larutan perenat (186ReO4-) yang berasal dari hasil iradiasi logam renium, sedang pada penelitian sebelumnya menggunakan larutan perenat yang berasal dari hasil iradiasi amonium perenat. Telah dilakukan pengembangan preparasi radiofarmaka 186Re(V)-DMSA dengan menggunakan reduktor natrium metabisulfit (Na2S2O5) sebagai pengganti SnCI2.2H2O karena reduktor tersebut dapat juga berfungsi sebagai blocking agent untuk mengurangi akumulasi 186Re(V)-DMSA pada ginjal. Disamping itu, dilakukan juga penambahan asam askorbat (Vit.C) untuk menghindari terjadinya autoradiolisis dan meningkatkan kestabilan 186Re(V)-DMSA. Kondisi optimum reaksi diperoleh pada pH 1 dengan jumlah DMSA, Na2S2O5 dan asam askorbat masing-masing sebanyak 10, 30 dan 2 mg, waktu inkubasi selama 60 menit pada temperatur 70°C. Kompleks yang terbentuk diatur sampai pH 8 dengan penambahan larutan NaOH 1N yang memberikan efisiensi penandaan maksimum sebesar 98,75 ± 0,73%. Uji stabilitas radiofarmaka 186Re(V)-DMSA terhadap waktu penyimpanan menunjukan, bahwa setelah disimpan selama 8 hari pada temperatur kamar, senyawa tersebut masih stabil dengan tingkat kemurnian radiokimia di atas 95% (96,90 ± 0,40%)
PENGARUH SUHU SINTER DAN ADITIF CoO TERHADAP KARAKTERISTIK KERAMIK Sn02-CoO
No full textPENGARUH SUHU SINTER DAN ADITIF CoO TERHADAP KARAKTERISTIK KERAMIK Sn02-CoO. Pengaruh aditif CoO dan suhu sinter terhadap karakteristik keramik SnO2-CoO telah dipelajari melalul percobaan. Percobaan dilakukan dengan menambahkan CoO ke dalam SnO2 dengan konsentrasi 1-5 persen mol dan menyinternya pada suhu 1300°C dan 1500°C selama 2 jam di dalam atmosfer udara. Hasil analisis memperlihatkan bahwa rapat masa SnO2 naik secara drastis dengan panambahan CoO hingga 1 persen mol, namun, penambahan selanjutnya tidak memberikan pengaruh yang signifikan terhadap rapat masa. Perbedaan rapat masa paduan SnO2-CoO karena perbedaan suhu sinter juga tidak terlihat. Tetapi pengaruh suhu penyinteran yang signifikan sangat nampak pada struktur mikrokeramik SnO2-CoO. Butir-butir menjadi jauh lebih besar dengan peningkatan suhu dan 1300°C ke 1500°C. Data karakteristik E-J memperlihatkan bahwa penambahan CoO berpengaruh terhadap konduktifitas listrik. Konduktifitas listrik pelet keramik Sn02-CoO lebih besar dibanding dengan konduktifitas listrik Sn02 murni. namun peningkatan suhu sinter menurunkan konduktifitas listrik.
FLUKTUASI KONSENTRASI TRITIUM DALAM AIR TANGKI REAKTOR TRIGA 2000 PASCA PENINGKATAN DAYA
No full textFLUKTUASI KONSENTRASI TRITIUM DALAM AIR TANGKI REAKTOR TRIGA 2000 PASCA PENINGKATAN DAYA. Konsentrasi tritium dalam air tangki reaktor Triga 2000 Bandung telah ditentukan dalam kaitannya dengan pemantauan radioaktivitas lingkungan untuk tujuan keselamatan pekerja dan lingkungan. Air tangki diambil dari reaktor pada saat reaktor beroperasi dan pada saat tidak beroperasi. Sampel air tangki didistilasi secara sempurna, kemudian distilat sebanxak 2 mL ditambah dengan 13 mL larutan smtilasi dan diukur kosentrasi tritiumnya dengan liquid scintilation counter (LSC). Dari hasil pemantauan diketahui konsentrasi tritium dalam air tangki reaktor berkisar antara 1,37 x 104 hingga 1,62 x 104 Bq/L pada saat tidak beroperasi, dan antara 1,45 x 104 hingga 1,65 x 104 Bq/L pada seat reaktor beroperasi. Mengacu pada SK No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 tentang "Baku Mutu Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan”, bahwa ambang batas tritium di air lingkungan adalah 1 x 105 Bq/L, maka konsentrasi tritium di air tangki masih di bawah ambang batas. Namun demikian apabila dibandingkan dengan data September 2003 sebesar 1,22 x 104 Bq/L, konsentrasi tritium dalam air tangki cenderung meningkat.
STUDI EKSPERIMENTAL PEMBENTUKAN STRUKTUR MIKRO SISTEM BINER ZnO-Nb205 YANG DISINTER PADA SUHU 11OO°C-14OO°C.
No full textSTUDI EKSPERIMENTAL PEMBENTUKAN STRUKTUR MIKROSISTEM BINER ZnO-Nb205 YANG DISINTER PADA SUHU 11OO°C14OO°C.Dalam rangka mendapatkan varistor yang efektif (sederhana), pada makalah ini pengaruh penambahan Nb205 terhadap pembentukan struktur mikro ZnO dan mekanismenya dipelajari secara eksperimental. Studi dilakukan dengan penyinteran pelet ZnO yang ditambahi Nb205 sebanyak O hingga 1 % mol pada suhu 1100°C-1400°C di dalam atmosfer udara selama 1 jam dan menganalisis pelet sinter dengan bantuan mikroskop optik dan elektron (SEM) dan difraksi sinar-x. Hasil analisis difraksi sinar-x rnemperlihatkan bahwa di dalam pelet ZnO-Nb205 yang di sinter pada suhu 1 100°C-1400°C terdapat fase kedua Zn3Nb208. Sementara itu, hasil analisis metalografi memperlihatkan bahwa di bawah suhu 1 100°C-1400°C ukuran butir pelet ZnO-Nb205 bertambah dengan penambahan Nb205 tetapi mengecil kembali setelah melewati harga konsentrasi tertentu. Dan data ini juga ketahui bahwa pada diagram fase ZnO-Nb205 terdapat daerah larutan padat. Pada suhu 1300°C terdapat penyinteran fase cair yang telah mengakibatkan butir cenderung bulat
SISTEM PENCACAH RADIASI NUKLIR BERBASIS IBM-PC MENGGUNAKAN AMD-9513
No full textSISTEM PENCACAH RADIASI NUKLIR BERBASIS IBM PC MENGGUNAKAN AMD-9513. Pencacah radiasi nuklir dibuat dalam bentuk kartu rangkaian yang dipasangkan pada slot IBM-PC. Sistem ini menggabungkan sub sistem analog pengolah sinyal radiasi nuklir dari detektor GM dengan pembangkitan tegangan tinggi yang diperlukan untuk detektor dan sub sistem rangkaian antarmuka (interface) antara sub sistem analog dengan komputer IBM-PC. Kinerja dari sistem peralatan ini dibentuk melaiui program yang dibuat dalam bahasa Pascal, tersusun dalam beberapa menu pilihan yang disesuaikan dengan kebutuhan praktis di lapangan. Sistem ini merupakan pengembangan dari sistem sebelumnya yang menggunakan PIT 8253, yang mempunyai 3 buah pencacah 16 bit. Komponen utama dari sistem pencacah ini adalah AMD 9513 yang mempunyai 5 buah pencacah (counter) 16 bit, yang dapat diprogram (programmable) secara lebih baik. Kemampuan ini berarti dapat digunakan untuk mencacah lebih banyak kanal pencacahan. Perangkat lunak dibuat untuk menjalankan komponen AMD 9513 sebagai pencacah dan juga untuk memberikan pilihan-pilihan bentuk pengukuran yang dibuat agar interaktif dengan penggunanya dan memenuhi berbagai keperluan praktis di lapangan. Pengujian dari sistem ini dilakukan terhadap keakuratan sistem pencacahan dan penetapan selang waktu pencacahan (pewaktuan) dari komponen AMD 9513 dan juga kestabilan sistem pencacahan radiasi. Keakuratan sistem pencacahan dan pewaktuan diuji melaiui pulse generator, sedangkan pengujian kestabilan pencacahan radiasi dilakukan dengan pengujian chi kuadrat (chi square test).
ASPEK PROTEKSI RADIASI PADA PENINGKATAN DAYA REAKTOR TRIGA 2000
No full textASPEK PROTEKSI RADIASI FADA PENLNGKATAN DAYA REAKTOR TRIGA 2000. Reaktor TRIGA Mark II Bandung telah ditingkatkan dayanya dari 1 MW menjadi 2 MW dan saat ini namanya menjadi reaktor TRIGA 2000. Pekerjaan peningkatan daya meliputi tahap kegiatan pembongkaran, pemasangan dan uji nuklir yang memberikan risiko bahaya radiasi eksterna maupun interna. Bahaya radiasi dapat memberikan efek deterministik dan stokastik pada jaringan tubuh. Untuk mencegah efek deterministik dan menurunkan peluang terjadinya efek stokastik tersebut perlu dilakukan pengawasan keselamatan radiasi selama program peningkatan daya. Pengawasan keselamatan radiasi dilakukan dengan menerapkan prinsip proteksi radiasi yaitu: jarak, waktu dan perisai. Laju paparan radiasi diukur dengan menggunakan survey meter jenis cutie pie dan babyline, sedangkan terimaan dosis personil dipantau dengan dosimeter termoluminesensi (TLD). Hasil survey laju paparan radiasi di dalam teras berkisar antara100 R/jam sampai dengan 2600 R/jam. Potensi bahaya kontaminasi terbesar terdapat pada pekerjaan pembongkaran thermal column, dan rhermalizing column. Dosis akumulasi personil tertinggi saat kegiatan berlangsung sebesar 7,85 mSv/tahun dan tidak melebihi nilai batas dosis tahunan (NBD) yang berlaku. Tidak adanya dosis personil yang melebihi NBD, menunjukkan aspek proteksi radiasi pada program peningkatan daya telah berjalan dengan baik
ANALISIS DINAMIKA REAKTOR AKIBAT KECELAKAAN REAKTIVITAS PADA MODA SATU JALUR PENDINGIN RSG-GAS
No full textANALISIS DINAMIKA REAKTOR AKIBAT KECELAKAAN REAKTIVITAS PADA MODA SATU JALUR PENDINGIN RSG-GAS. Dalam rangka penghematan biaya operasi reaktor, pengoperasian reaktor dengan satu jalur sistem pendingin sedang dikaji. Pentuan daya maksimum reaktor telah dilakukan, demikian pula dengan analisis keselamatan teras reaktor pada kondisi tunak dan transien LOFA. Untuk melengkapi analisis tersebut, pada penelitian ini dilakukan analisis kecelakaan reaktivitas yang dilakukan dengan program PARET-ANL. Sirnulasi kecelakaan dilakukan dengan insersi reaktivitas dalam bentuk ramp, yang disebabkan oleh penarikan batang kendali. Analisis dilakukan pada dua tingkat daya yaitu daya rendah 1 Watt dan daya tinggi 1 MW, dengan batas proteksi daya satu jalur untuk masing-masing keadaan. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada analisis dinamika reaktor ini, secara teknis RSG-GAS dapat dioperasikan dengan aman menggunakan moda satu jalur
PENGARUH IRADIASI SINAR GAMMA PADA PERTUMBUHAN STREPTOCOCCUS AGALACTIAE SEBAGAI BAHAN VAKSIN PENYAKIT MASTITIS PADA SAPI PERAH
No full textPENGARUH IRADIASI SINAR GAMMA PADA PERTUMBUHAN STREPTOCOCCUS AGALACTIAE SEBAGAI BAHAN VAKSIN PENYAKIT MASTITIS PADA SAPI PERAH. Suatu penelitian dilakukan untuk mengetahui pengaruh iradiasi sinar gamma dalam melemahkan S. agalactiae sebagai bakteri dominan penyebab mastitis pada sapi perah. Penelitian ini bertujuan memperoleh dosis iradiasi yang tepat untuk bahan pembuatan vaksin mastitis iradiasi. Bakteri S. agalactiae yang telah mencapai pertengahan fase log dari pertumbuhannya dibagi menjadi 6 kelompok perlakuan, dan masing-masing diiradiasi dengan dosis 0; 0,2; 0,4; 0,6; 0,8; dan 1 kGy. Setelah ditanam pada medium BHI agar, dilakukan penghitungan koloni bakteri untuk penentuan LD50-nya. Hasil penghitungan koloni S. agalactiae adalah masing-masing 7,5x108; 5,0x107; 7,0x106; 9,5x105; 1,5x104; dan 3,5x103sel/mL. Dari pengamatan hasil tersebut menunjukkan bahwa semakin tinggi dosis iradiasi semakin rendah jumlah sel/mL yang masih bertahan hidup dan LD50 di bawah dosis 0,2 kGy
MANAJEMEN TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA 4,5 DAN 4,8 G U/CC
No full textMANAJEMEN TERAS RSG-GAS BERBAHAN BAKAR SILISIDA 4,5 DAN 4,8 G U/CC. Dengan telah digunakannya bahan bakar silisida 2,96 g/cc di teras RSG-GAS dan telah dilakukannya beberapa penelitian mengenai penggunaan bahan bakar silisida 3,55 g/cc, studi mengenai kemunginan penggunaan bahan bakar silisida dengan densitas yang lebih tinggi perlu dilanjutkan. Densitas uranium maksimum bahan bakar silisida yang telah terkualifikasi adalah sebesar 4,8 g U/cc. Penelitian sebelumnya menyimpulkan bahwa penggunaan bahan bakar silisida dengan densitas 3,55 g U/cc dapat menaikkan panjang siklus sebesar 7 (tujuh) hari daya penuh (210 MWD) dengan tanpa mengubah material dan konfigurasi teras. Namun akan terjadi penurunan margin padam sebesar 50% dibanding dengan desain awal. Dengan demikian penggunaan bahan bakar silisida dengan densitas uranium lebih besar dan 3,55 g U/cc di teras RSG-GAS harus menambahkan batang kendali pengaman (BKP). Penelitian yang dilakukan ialah untuk mendapatkan teras setimbang RSG-GAS silisida berdensitas 4,5 dan 4,8 g U/cc. Perhitungan sel menggunakan paket program WIMS/D4 dan perhitungan teras menggunakan paket perhitungan difusi 2 dimensi BATAN-EQUIL-2D. Perhitungan teras dilakukan untuk kondisi teras setimbang tanpa dan dengan BKP. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa teras tanpa BKP tidak dapat dioperasikan, akan tetapi dengan menambahkan BKP, pada posisi B-3 dan G-10, reactor dapat dioperasikan dengan panjang siklus antara 1200-1270 MWD dan 1400MWD masing-masing untuk teras silisida 4,5 dan 4,8 g U/cc
PENENTUAN KANDUNGAN ESTRADIOL (E2) DAN LUTEINIZING HORMONE (LH) PADA PETAURUS BREVICEPS PAPUANUS (MARSUPIALIA) SELAMA SATU STKLUS ESTRUS.
No full textPENENTUAN KANDUNGAN ESTRADIOL (E2) DAN LUTEINIZING HORMONE (LH) PADA PETAURUS BREVICEPS PAPUANUS (MARSUPIALIA) SELAMA SATU STKLUS ESTRUS. Telah dilakukan penentuan kandungan estradiol (E2) dan Lueinizing hormone (LH) plasma darah selama satu siklus estrus pada Petarus breviceps papuanus betina dewasa, stuatu marsupialia yang hidup di Irian Jaya dan Kepulauan Aru. Data biologi reproduksi jenis hewan ini sangat sedikit. Kadar hormon E2 dan LH plasma darah pada setiap fase selama sikius estrus ditentukan dengan metode RIA. Hasil penelitian menunjukkan bahwa kandungan hormon E2 dan LH mengalami kenaikan dan penurunan secara nyata dan berjalan seiring dengan dicapainya perubahan fase selama sikius estrus. Kandungan hormon E2 dan LH tertinggi dicapai pada fase estrus. Sedang kandungan terendah pacla Pasediestrus. Padafase estrus. LH memperlihatkan terjadinya lonjakan konsentiasi yang berarti bahwa pada periode estrus ¡ni terjadi ovtilasi. Akan tetapi, Pada penelitian ini, waktu terjadinya ovulasi belum dapat ditentukan. Dapat disimpulkan bahwa kandungan E2 dan LH pada Petarus breviceps papuanus betina dewasa selama satu siklus mencapai kandungan tertinggi pada fase estrus dan terendah pada fase diestrus