Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Iradiasi gamma digunakan untuk mempelajari aberasi kromosom, mutasi tanaman, pemandulan serangga, fitosanitari, pasteurisasi, sterilisasi, atau modifikasi material dimana dosis serap radiasi harus tepat. Dosimeter rutin digunakan untuk mengukur dosis serap radiasi sehari-hari, sehingga menjadi bagian dari jaminan kualitas dan kontrol proses iradiasi pada fasilitas iradiasi. Sementara itu terdapat dosimeter label yang hanya mampu membedakan produk telah diiradiasi atau belum, digunakan untuk pencegahan tercampurnya produk. Telah dilakukan pengembangan stiker dosimeter label berbahan polivinil klorida (polyvinylchloride/ PVC) dan metil kuning (methyl yellow/ MY) menjadi film dosimeter rutin. Film PVC-MY dibuat dengan metode solvent-casting sederhana dengan konsentrasi 0,3; 0,6; 0,9; dan 1,2 mM, kemudian diiradiasi 0; 2,5; 5; 7,5; 10; 15; 20; dan 25 kGy untuk mengetahui kemampuannya sebagai dosimeter. Perubahan warna film PVC-MY dari kuning ke merah setelah iradiasi digunakan sebagai respon dosis. Perubahan warna tersebut dapat diukur dengan metode spektroskopi absorban pada 417 nm yang semakin menurun, 522 dan 547 nm semakin naik, serta metode kolorimetri skala kekuningan yang semakin memudar seiring bertambahnya dosis iradiasi. Kenaikan konsentrasi MY pada film PVC-MY akan menaikkan sensitivitas dosimeter, dan kenaikan ketebalan film akan menaikkan nilai absorban sampai batas saturasi. Selama lima minggu pengamatan, dosimeter film PVC-MY yang disimpan di tempat gelap cukup stabil sebelum digunakan. Dosimeter film PVC-MY setelah teriradiasi harus segera diukur sebelum 3 jam pada suhu ruang atau sebelum 24 jam jika disimpan di tempat dingin (4 oC), karena respon dosis memudar. Film PVC-MY hasil pengembangan ini berpotensi untuk digunakan sebagai dosimeter rutin pada fasilitas iradiasi.

---

Gamma irradiation is used for chromosomal aberrations study, plant mutations, insect sterilization, phytosanitary, pasteurization, sterilization, or material modification where the radiation absorbed dose must be precise. Routine dosimeters are used to measure daily radiation absorbed doses, so they become part of quality assurance and control of the irradiation process at irradiation facilities. Meanwhile, the label dosimeters only differentiate products that have been irradiated or not yet, this dosimeter is used to prevent product mixing. Label dosimeter stickers made from polyvinyl chloride (PVC) and methyl yellow (MY) have been developed into routine dosimeter films. PVC-MY film was synthesized using a simple solvent-casting method with a concentration of 0.3; 0.6; 0.9; and 1.2 mM, and then irradiated at 0; 2.5; 5; 7.5; 10; 15; 20; and 25 kGy to determine its ability as a dosimeter. The color change of the PVC-MY film from yellow to red after irradiation was used as a dose response. This color change can be measured using the absorbance spectroscopy method at 417 nm which decreases, 522 and 547 nm which increases, and the colorimetry method with yellowish scale which fades as well as the irradiation dose increases. An increase in MY concentration in the PVC-MY film will increase the sensitivity of the dosimeter, and an increase in film thickness will increase the absorbance value to the saturation limit. In five weeks of evaluations, the PVC-MY film dosimeter stored in the dark was stable before use. PVC-MY film dosimeters after irradiation must be measured immediately before 3 hours at room temperature or 24 hours if stored in a cool place (4 oC) because dose response was fading. The PVC-MY film resulting from this development has the potential to be used as a routine dosimeter in irradiation facilities."

"ABSTRAKPada suhu kamar, sifat unsur terdiri atas gas, cair, dan padat, sedangkandengan menggunakan metode sederhana untuk mengklasifikasikan unsur ada 3kategori, yaitu sebagian bersifat logam (metal), bukan logam, dan metalloid.Lebih dari 70 % unsur-unsur yang terdapat pada tabel periodik adalah logam,meskipun ada kesamaan sifat diantara logam-logam tersebut, danperbedaannyapun sangat banyak, karena beberapa logam memiliki sifat yangsangat reaktif. Logam-logam ini apabila memiliki densitas lebih besar, maka akanbersifat racun dan akan terakumulasi dalam makhluk hidup dalam jangkapanjang.Gips berasal dari batuan-batuan kalsium serta merupakan hasil sampingdari pabrik fosfat (pupuk dan bahan kimia). Akhir-akhir ini gips banyakdimanfaatkan untuk berbagai keperluan seperti plafon, penyekat ruangan sertadekoratif ruangan. Peneliti sebelumnya menyatakan bahwa gips diketahuimengandung sejumlah logam. Pada jumlah tertentu logam dapat mempengaruhikesehatan manusia. Berdasarkan hal ini penulis melakukan analisis logam yangterkandung dalam gips. Penelitian menggunakan gips yang diperoleh daripasaran. Penentuan logam dengan menggunakan metode Analisis Aktivasi Netron(AAN). Gips diaktivasi dengan netron di reaktor G.A. Siwabessy Pusat ReaktorSerba Guna (PRSG) Serpong dengan menggunakan netron termal yangmempunyai fluks 1013n/cm2/detik selama 30 menit. Logam-logam yangterkandung dalam gips berubah menjadi isotop-isotop yang memancarkan sinarradiasi gamma berdasarkan reaksi n,γ. Sinar gamma setiap isotop logamkarakteristik sehingga dapat diidentifikasi dengan Spektrometer Gamma.Hasil penelitian menunjukkan bahwa dalam gips telah diidentifikasiadanya unsur logam Sc, Cr, Fe, Co, As, Sb, Hg, dan Th. Kadar masing-masinglogam secara berturut-turut berkisar 0,18 ppm; 2,77 ppm; 1,52 ppm; 0,34 ppm;31,52 ppm; 0,86 ppm; 3,54 ppm; 0,01365 ppm; 0,39 ppm."

"ABSTRAKTelah dibuat suatu material komposit orthotrapik dari bahan polyester sebagai matrik dan serest ijuk sebagai bahan fillernya. Kekuatan material komposit ditetapkan dengan uji tarik static. Data tersebut dibandingkan terhadap data kekuatan komposit hasil perhitungan. Untuk perhitungan kekuatan komposit dibutuhkan data besaran fisis E dan γ bahan penyusun komposit tersebut. Oleh karena besaran fisis E dan γ bahan filler belum terdapat dalan buku standar, maka besaran ini terlebih dahulu harus ditetapkan dengan Cara experimen tersendiri. Penelitian ini memperoleh hasil sebagai berikut : a. Kekuatan mekanik hasil pengukuran lebih rendah data. kekuatan mekanik hasil perhitungan teori, baik untuk variasi sudut arah filler maupun untuk variasi volume fraksi filler. b. Daya serap netron pada material komposit akan bertambah dengan naiknya volume fraksi bahan filler. "

"Dalam tesis ini telah dipelajari kinematika dan penampang lintang hamburan en→eΣ0. Penampang lintang total tersebut dibagi ke dalam dua bagian yaitu bagian pertukaran foton untuk verteks nγΣ0 dan bagian pertukaran Z0 untuk verteks nZ0Σ0. Kedua bagian tersebut dinyatakan dalam faktor-faktor bentuk kompleks yang dipilih agar dapat dilakukan parametrisasi proses fisika di kedua verteks. Dengan menggunakan data eksperimental untuk peluruhan radiatif Σ0→nγ kedua bagian penampang lintang tersebut, dalam bentuk, 􀜴􀰊 dan 􀜴􀯓, dapat ditentukan di mana, 􀜴􀰊 dan 􀜴􀯓 adalah perbandingan kedua penampang lintang terhadap penampang lintang hamburan elastik en→en. Dengan memperhatikan pendekatan orde pertama, perhitungan dilakukan untuk berbagai energi elektron datang dari 0.3 GeV sampai dengan 1.7 GeV dan berbagai sudut hambur dari 5° sampai dengan 90°. Untuk −q2 kecil 􀜴􀰊 dan 􀜴􀯓 dapat dipandang sebagai fungsi dari q2 saja. Untuk −q2 ≈ 0.3 (GeV)2 didapatkan hasil 􀜴􀰊~10􀬿􀬵􀬸 dan 􀜴􀯓~5􀵈10􀬿􀬶􀬸. Hasil perhitungan ini menunjukkan adanya penindasan yang luar biasa pada proses en→eΣ0 relatif terhadap hamburan elastik en→en dan juga menunjukkan bahwa proses ini didominasi oleh bagian pertukaran photon. Dapat disimpulkan bahwa proses en→eΣ0 dapat terjadi meskipun dengan peluang yang sangat kecil sehingga sangat sulit untuk dapat diamati dalam pengukuran yang dilakukan dewasa ini.

---

In this thesis the kinematics and the cross section of the scattering process en→eΣ0 have been studied. The total cross section is divided into two parts, the photon exchange part for nγΣ0 vertex and the Z0 exchange part for nZ0Σ0 vertex. These two parts are expressed in terms of complex form factors which are chosen to parameterize the physics at both vertices. Using the experimental data for the radiative decay Σ0→nγ these cross sections, in term of 􀜴􀰊 and 􀜴􀯓, can be determined, whereas 􀜴􀰊 and 􀜴􀯓 are the ratio of these cross sections to cross section of the elastic scattering en→en. With regard to the first order approximation, the calculations have been performed for different incident electron energies from 0.3 GeV to 1.7 GeV, and different scattering angles from 5° to 90°. For small −q2, 􀜴􀰊 and 􀜴􀯓, can be considered as a function of only q2. For −q2 ≈ 0.3 (GeV)2 the calculation results in 􀜴􀰊~10􀬿􀬵􀬸 and 􀜴􀯓~5􀵈10􀬿􀬶􀬸. These calculations show that there exists a very large suppression in the en→eΣ0 proccess, as compared to the elastic scattering en→en, as well as that this proccess is dominated by the photon exchange part. As a conclusion, the hyperon production process en→eΣ0 may occur but with a very small probability. Therefore the measurement of this process is very difficult at present."