GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir
Not a member yet
236 research outputs found
Sort by
PENGEMBANGAN TEKNIK PEMISAHAN RADIOISOTOP 113mIn DENGAN SISTIM KROMATOGRAFI KOLOM ZIRCONIUM OKSIDA
Get PDFPENGEMBANGAN TEKNIK PEMISAHAN RADIOISOTOP 113mIn DENGAN SISTEM KROMATOGRAFI KOLOM ZIRKONIUM OKSIDA. Radioisotop indium-113m ( 113mIn ) mempunyai waktu paruh, T1/2 = 1,7 jam dan energi gamma, Eg = 391 keV cocok dan memenuhi kriteria sebagai radioperunut di bidang industri. Radioisotop 113mIn diperoleh dari peluruhan tin-113 (113Sn, T1/2 = 115 hari) hasil aktivasi neutron 112Sn(n,g)113Sn dalam reaktor nuklir. Proses pemisahan radioisotop 113mIn menggunakan metode kolom kromatografi berbasis matriks zirkonium oksida dengan elusi menggunakan larutan HCl 0,05 M merupakan pengembangan teknik pemisahan dari kromatografi kolom silika gel. Uji kemurnian radionuklida menggunakan metode pengukuran energi 113mIn dengan spektrometri-gamma, serta kemurnian radiokimia dengan cara kromatografi kertas. Spesifikasi produk akhir dalam bentuk 113mInCl3 berupa larutan jernih, pH 2, diperoleh yield > 90 %, kemurnian radionuklida > 90 %, kemurnian radiokimia sebesar 95,51 ± 0,24 % dan stabil selama 5 hari pada suhu kamar
PENGARUH IRADIASI GAMMA TERHADAP BEBERAPA SIFAT FISIKO-KIMIA BAHAN PANGAN OLAHAN JAMUR
Get PDFPENGARUH IRADIASI GAMMA TERHADAP BEBERAPA SIFAT FISIKO-KIMIA BAHAN PANGAN OLAHAN JAMUR. Telah dilakukan penelitian pengaruh iradiasi gamma tehadap sifat fisiko-kimia dan mikrobiologi pepes jamur tiram. Pepes jamur tiram (Pleurotus ostreatus) merupakan salah satu jenis bahan pangan olahan siap saji dari jamur pangan (edible mushroom). Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh iradiasi gamma dosis sedang terhadap kualitas pepes jamur tiram selama penyimpanan. Bahan pepes jamur yang telah disiapkan dalam kemasan daun pisang, dimasak lalu didinginkan dan selanjutnya dikemas vakum (tanpa oksigen) dengan plastik polietilen HDPE laminasi. Pepes jamur tiram yang telah dikemas dalam plastik tersebut dimasukkan ke dalam kotak Styrofoam yang berisi CO2 padat (-79oC) selanjutnya diiradiasi pada dosis 5 dan 7,5 kGy, dan tanpa iradiasi sebagai kontrol. Setelah diiradiasi sampel disimpan pada penyimpanan dingin (kulkas). Pengujian sampel dilakukan segera setelah iradiasi atau 0 minggu, 2, 4, 6, dan 8 minggu, dengan parameter pengujian meliputi pengujian sifat fisiko-kimia, mikrobiologi dan pengujian subyektif sifat organoleptik. Pengujian sifat fisiko-kimia meliputi kadar air, pH, aktivitas air (Aw), kadar lemak, kadar protein, bilangan asam, Thiobarbituric (TBA), dan aktivitas antioksidan, sedangkan pengujian mikrobologi meliputi total bakteri aerob dan total kapang & khamir. Hasil penelitian menunjukkan bahwa iradiasi dosis sedang tidak mempengaruhi kadar air, pH, aktrivtas air (Aw), kadar lemak dan kadar protein pepes jamur, sedangkan bilangan asam, TBA, dan aktivitas antioksidan mengalami perubahan terutama karena penyimpanan. Secara umum kualitas organoleptik pepes jamur kontrol (tanpa iradiasi) hanya bertahan sampai 2 minggu, sedangkan pepes jamur yang diiradiasi 5-7,5 kGy dapat bertahan sampai 8 minggu penyimpanan.
KEHILANGAN H2O SELAMA REAKSI PELINDIAN MINERAL ZIRCON DENGAN NaOH DI DALAM FURNACE
Get PDFKEHILANGAN H2O SELAMA REAKSI PELINDIAN MINERAL ZIRCON DENGAN NaOH DI DALAM FURNACE. Telah dilakukan prediksi jumlah kehilangan H2O selama proses peleburan mineral zirkon dengan NaOH di dalam furnace. Proses awal pemurnian zirkonium dimulai dari pelindian mineral zirkon dengan NaOH. Selama proses peleburan akan dikeluarkan H2O yang diperkirakan akan membawa Rn-222 dan Rn-220 yang berbahaya bagi pekerja radiasi. Maka tujuan dari pelitian ini adalah melakukan prediksi jumlah kehilangan H2O pada reaksi pelindian mineral zirkon dengan NaOH di dalam furnace dan keluar ke udara. Kehilangan H2O dihitung berdasarkan mol sebelum reaksi peleburan dikurangi dengan sesudah reaksi peleburan. Hasil pengamatan menunjukkan bahwa semakin tinggi temperatur dan lama waktu kontak, kehilangan mole H2O akan semakin besar. Besarnya kehilangan mole H2O akan dipengaruhi oleh mole rasio ZrSiO4/NaOH. Kecuali pada mol rasio ZrSiO4/NaOH (1:4), mol kehilangan H2O berharga sama dengan mol rasio ZrSiO4/NaOH (1:2). Kehilangan mol H2O dicapai pada mol rasio ZrSiO4/NaOH (1:8), pada temperatur 950 ˚C dan waktu kontak 60 menit sebesar 0,024 mole/gr. Pada kondisi tersebut sisa fase kristal ZrSiO4 tidak terbentuk, tetapi sampel mengandung sisa NaOH yang tidak bereaksi dan bersifat pasta.
STUDI AWAL BIODISTRIBUSI NANOMATERIAL 186Re-M41S-NH2 SEBAGAI RADIOFARMAKA UNTUK PROSEDUR RADIOSINOVEKTOMI
Get PDFRheumatoid arthritis merupakan penyakit autoimun akibat reaksi antigen-antibodi pada lapisan membran sinovial yang menyebabkan kerusakan pada sendi. Salah satu prosedur radioterapi yang digunakan untuk meredakan nyeri dan inflamasi yang disebabkan oleh rheumatoid arthritis adalah radiosinovektomi yaitu dengan injeksi radioisotop pemancar sinar β secara intra-artikular ke dalam sendi sinovial. M41S-NH2adalah partikel ordered mesoporous silica dengan pori-pori seragam yang berikatan stabil dengan radioisotop renium-186 (186ReO4-) menjadi 186Re-M41S-NH2 yang dikembangkan sebagai radiofarmaka untuk prosedur radiosinovektomi. Untuk mengetahui pola biodistribusi dan stabilitas radiofarmaka 186Re-M41S-NH2 secara in vivo maka dilakukan uji biodistribusi dengan cara menyuntikan 186Re-M41S-NH2secara intra artikular ke dalam sendi tikus normal stok Sprague Dawley. Hasil uji biodistribusi 186Re-M41S-NH2, memperlihatkan partikel radiofarmaka 186Re-M41S-NH2 terakumulasi sebesar (96,80+3,92)% ID di dalam sendi lutut 3 jam pasca injeksi. Eksresi radiofarmaka 186Re-M41S-NH2di dalam urin setelah 24 jam adalah sebesar (6,11+0,5)% ID menunjukkan radiofarmaka ini cukup stabil di dalam rongga sendi. Data biodistribusi radiofarmaka 186Re-M41S-NH2memperlihatkan radioaktivitas yang sangat rendah di semua organ non target khususnya di hati dan limpa. Akumulasi radioaktivitas yang kecil di lambung menunjukkan radiofarmaka 186Re-M41S-NH2merupakan kompleks yang stabil secara in vivo dan tidak terurai menjadi ReO4-. Dari uji pendahuluan biodistribusi ini memperlihatkan bahwa radiofarmaka 186Re-M41S-NH2ini cukup ideal sebagai radiofarmaka yang dapat digunakan untuk prosedur radiosinovektomi.
PENGARUH DOSIS IMPLANTASI ION NITROGEN PADA SIFAT KAPASITANSI POLIMER PVDF DAN PVDF-HFP
Get PDFMaterial berdensitas energi elektrik tinggi sebagai bahan dielektrik kapasitor sangat diperlukan dalam industri bidang elektronika. Tujuan penelitian ini ialah mengkarakterisasi dan menganalisis polimer PVDF( Poly vinylidene fluorde) dan PVDF-HFP (Poly vinylidene fluoride-co-hexafluoropropene) sebelum dan sesudah diimplan ion nitrogen. Metode penelitian yang dilakukan ialah menyiapkan sampel lapisan tipis Polimer PVDFdan PVDF-HFP kemudian diimplan menggunakan ion nitrogen pada dosis 4,69 x 1016 ion/cm2 hingga 1,41 x 1018 ion/cm2 pada energi 10 keV. Selanjutnya nilai kapasitansi, faktor disipasi dan kekuatan dielektrik sampel dikarakterisasi menggunakan LCR meter GW-Instek 800. Morfologi dan ikatan struktur dari sampel dikarakterisasi menggunakan SEM dan FTIR. Hasil percobaan menunjukkan bahwa terjadi peningkatan nilai kapasitansi sebesar 4,3 kali pada polimer PVDF dan 1,4 kali pada polimer PVDF-HPF. Peningkatan nilai kapasitansi disebabkan bertambahnya ikatan rangkap C=C pada PVDF dan PVDF-HFP yang diimplan ion nitrogen. Hal tersebut dibuktikan dari hasil karakterisasi FTIR dan SEM. Namun demikian nilai kekuatan dielektrik mengalami penurunan akibat semakin konduktifnya polimer PVDF dan PVDF-HPF. Untuk sampel PVDF ada kapasitansi optimum dicapai pada dosis 9,38 x 1017 ion/cm2 sedangkan untuk sampel PVDF-HFP diatas dosis tersebut memperlihatkan gejala saturasi. Nilai kapasitansi optimal diperoleh berturut-turut sebesar 0,089483 nF, faktor disipasi 0,129613 % pada polimer PVDF dan 0,134889 nF, faktor disipasi 0,09784 % untuk polimer PVDF-HFP
PENILAIAN RADIOLOGI EFFLUENT PUSAT SAINS DAN TEKNOLOGI AKSELERATOR (PSTA) KE SISTEM BIOTA DENGAN ERICA TOOL
Get PDFPENILAIAN RADIOLOGI EFFLUENT PUSAT SAINS DAN TEKNOLOGI AKSELERATOR (PSTA) KE SISTEM BIOTA DENGAN ERICA TOOL. Salah satu konsekuensi dari beroperasinya Reaktor Kartini adalah adanya limbah dari aktivitas pada fasilitas tersebut. Limbah cair adalah salah satu dari beberapa limbah yang dihasilkan dari beroperasinya reaktor. Limbah cair pada saluran terpadu harus dikelola dengan baik karena meskipun sangat kecil dimungkinkan ada kontaminan baik itu zat kimia ataupun zat radioaktif. Zat radioaktif yang terlepas ke lingkungan melalui effluent ke badan air berpotensi bercampur dengan sumber air yang dimanfaatkan oleh masyarakat untuk irigasi dan perikanan, serta mencemari habitat bermacam-macam organisme. Pencegahan terhadap lepasan radionuklida dilakukan dengan cara mengambil sampel sebagai bentuk pemantauan lingkungan. Sampel yang diambil di antaranya adalah sampel air dan sedimen. Selain itu, dilakukan prediksi dosis serap yang diterima oleh biota non manusia dengan menggunakan perangkat lunak ERICA Tool. Tujuan penelitian ini adalah untuk menganalisis apakah dosis yang diterima biota jika terdapat lepasan masih berada dalam batas yang diizinkan oleh BAPETEN sesuai dengan Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 7 Tahun 2013. Dari hasil penelitian diperoleh bahwa di sampel air terkandung radionuklida alami 212Pb, 214Pb, 228Ac, 212Bi, dan 214Bi. Di dalam sampel sedimen terdapat kandungan radionuklida alami 212Pb, 214Pb, 228Ac, 212Bi, 214Bi, dan 137Cs dengan konsentrasi aktivitas 1,10 x 10-3 Bq/jam. Konsentrasi 137Cs yang terukur masih jauh di bawah batas yang diizinkan BAPETEN yaitu sebesar 5,1 x 103 Bq/jam sehingga masih digolongkan aman untuk biota. Hasil perhitungan dosis menggunakan ERICA Tool menunjukkan bahwa dosis serap pada biota masih tergolong aman
PENGUKURAN SPEKTRUM NEUTRON PADA TABUNG BERKAS NEUTRON RADIOGRAFI REAKTOR G.A. SIWABESSY DENGAN SINGLE SPHERE SPECTROMETER
No full textTelah dilakukan pengukuran spektrum neutron pada tabung berkas neutron fasilitas radiografi neutron reaktor G.A Siwabessy. Pengukuran dilakukan untuk mengkonfirmasi adanya faktor penyebab menurunnya kualitas ketajaman citra hasil dari radiografi. Pengukuran spektrum neutron dilakukan menggunakan single sphere spectrometer (SSS) dengan tujuh detektor keping emas. Tampilan spektrum neutron dari konversi aktivitas detektor SSS dilakukan menggunakan software UMG 3.3, adapun fungsi respon detektor SSS dihitung menggunakan software MCNPX. Berdasarkan hasil pengukuran diperoleh spektum neutron didominasi termal dengan fluks termal 6,14×106 neutron cm-2s-1, epitermal 1,18×106 neutron cm-2s-1, dan neutron cepat 3,37×106 neutron cm-2s-1. Hasil pengukuran spektrum tersebut mengkonfirmasi bahwa terjadi penurunan fluks neutron termal di ujung tabung berkas neutron radiografi (dari 9,2×106 neutron cm-2s-1), sehingga hal ini bisa menjadi salah satu sebab penurunan kualitas ketajaman citra radiografi
ANALYSIS ON AlMg2 AS RSG-GAS CLADDING MATERIAL CORROSION IN CHLORIDE CONTAINING WATER
Get PDFAnalYsis On AlMg2 AS RSG-GAS CLADDING material corrosion IN CHLORIDE CONTAINING WATER. The AlMg2is one of an alluminium alloy that used as cladding material for the RSG GA. Siwabessy (RSG-GAS) research reactor in Serpong, Indonesia. The reactor uses demineralized water as primary coolant with 6.5 to 7.5 of pH. A poor treatment of water in primary coolant can lead to the problem of AlMg2 integrity. The primary coolant concentration of chloride must lower than 0.0094 ppm to protect cladding corrosion. The purpose of this study is to determine the effect of temperature and chloride ion concentration to AlMg2. The method in this research is to observe the corrosion rate for AlMg2 material by using Potentiostat. The laboratory experiments were conducted in various temperatures (28, 35, 40 and 45°C) and concentration of sodium chloride of 0.005, 0.010, 0.015, 0.020, 0.025, 0.030 and 0.035 ppm. The results show the corrosion rates were very small, and the highest corrosion rate occurred is 1.23 x 10-3mpy in 0.035 ppm of NaCl at 45°C
STUDI PENGOTOR PADA PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG GAS SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI
Get PDFABSTRAKSTUDI PENGOTOR PADA PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG GAS SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI. Sistem pendingin primer reaktor dengan air sebagai media berfungsi sebagai pendingin, moderator dan perisai radiasi. Setelah beroperasi selama 30 tahun diduga terdapat pengotor yang mengendappada dasar kolam, yang berasal dari produk korosi teraktivasi maupun akibat kegiatan pemanfaatan reaktor. Untuk mengurangi jumlah endapan pengotor dan mengetahui jenis nuklida yang terkandung didalamnya maka dilakukan penyedotan air dasar kolam reaktor dengan pompa benam pada saat reaktor shut down di akhir teras 91. Air hasil penyedotan dicacah menggunakan Multi channel analyzer (MCA) Ortec A65-B32 Maestro-32 dengan detektor HPGe. Hasil pencacahan menunjukkan adanya nuklida Cr-51, Sb-124, Sb-125, Sc-46, Fe-59, Zn-65 dan Co-60. Endapan yang terbentuk dianalisis dengan menggunakan metode AAN. Hasil analisis endapan menunjukkan adanya kesamaan dengan nuklida yang teridentifikasi dalam sampel air hasil penyedotan. Beberapa jenis unsur yang sama juga teridentifikasi dalam air bekas pencucian batu topaz pra iradiasi. Hasil pemantauan rutin terhadap kualitas air pendingin menunjukkan bahwa aktivitas nuklida yang teridentifikasi masih berada dibawah nilai yang tercantum dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan. Ini disebabkan karena sistem purifikasi yang berfungsi dengan baik. Namun demikian penyedotan secara berkala perlu dilakukan untuk mengurangi pengotor yang mengendap didasar tangki kolam reaktor, disamping itu perlu diperhatikan pula proses pencucian batu topaz pra iradiasi sesuai dengan prosedur yang ditetapkan untuk memperkecil kemungkinan terbentuknya pengotor dalam sistem pendingin primer. Kata Kunci : Pendingin primer, reaktor, pengotor, produk korosi
ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNG PRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZ DI REAKTOR RSG-GAS
Get PDFANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNGPRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZDI REAKTOR RSG-GAS. Peningkatan utilitas produksi radioisotop di reaktor RSG-GAS, seperti produksi99Mo dan target batu topaz perlu upaya optimasi iradiasi target U-235 pengkayaan rendah (LEU) di dalam teras reaktor RSGF-GAS. Terdapat 4 posisi IP (Irradiation Position) yang saat ini digunakan untuk iradiasi batu topaz secara rutin dari 8 posisi iradiasi yang tersedia di dalam teras reaktor. Oleh karena itu, iradiasi target yang lain hanya dapat dilakukan di posisi CIP (Central Irradiation Position). Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis jumlah target LEU yang optimum di posisi CIP dan iradiasi batu topaz di IP RSG-GAS. Ruang lingkup penelitian ini meliputi pemantauan batasan keselamatan operasi faktor puncak daya radial maksimum, margin reaktivitas padam saat stuck rod dan perubahan fluks neutron di detektor un-balanced load. Pendekatan perhitungan menggunakan metode difusi neutron 2-dimensi, Batan-2DIFF dengan asumsi target LEU menggunakan proses electroplating. Hasil perhitungan menunjukkan jika 4 posisi CIP diisi penuh target LEUdengan massa optimal 14,4 g (1,2 g per kapsul) dan 36 g (3 g per kapsul) diperoleh 0,72% ∆k/k dan 1,12% ∆k/k jika dibandingkan dengan safety margin sebesar 2% ∆k/k maka seluruh parameter teras masih memenuhi syarat batas keselamatan operasi. Dengan demikian reaktor RSG-GAS aman dioperasikan untuk mengiradiasi targetLEU dengan massa yang optimal