e-Repository BATAN

Advanced Search

PROTEKSI RADIASI NEUTRON DAN GAMMA PADA SIKLOTRON PROTON 13 MEV UNTUK PRODUKSI RADIOISOTOP PET

Sunardi, Sunardi and Silakhudin, Silakhudin and Abdul Kudus, Idrus (2017) PROTEKSI RADIASI NEUTRON DAN GAMMA PADA SIKLOTRON PROTON 13 MEV UNTUK PRODUKSI RADIOISOTOP PET. PROSIDING PERTEMUAN DAN PRESENTASI ILMIAH PENELITIAN DASAR ILMU PENGETAHUAN DAN TEKNOLOGI NUKLIR. pp. 41-46. ISSN 0216-3128

[img] Text (PROTEKSI RADIASI NEUTRON DAN GAMMA PADA SIKLOTRON PROTON 13 MEV UNTUK PRODUKSI RADIOISOTOP PET)
PROSIDING_SUNARDI_PSTA_2017.pdf - Published Version
Restricted to Registered users only
Available under License Creative Commons Attribution Non-commercial Share Alike.

Download (19MB) | Request a copy

Abstract

PROTEKSI RADIASI NEUTRON DAN GAMMA PADA SIKLOTRON PROTON 13 MeV UNTUK PRODUKSI RADIOISOTOP PET. Telah dilakukan proteksi dan penahan radiasi siklotron proton 13 MeV untuk produksi radioisotop PET. Metode yang digunakan adalah dengan cara menghitung nilai kuantitas paparan radiasi gamma dan neutron hasil tumbukan berkas proton pada komponen-komponen di dalam chamber dan target siklotron. Hasil analisis reaksi nuklir yang terjadi pada chamber adalah 63Cu(p,n)63Zn, 65Cu(p,n)65Zn dan 56Fe(p,n)56Co sedang pada target siklotron adalah reaksi 18O(p,n)18F. Hasil estimasi kuantitas fluks neutron di chamber dan target siklotron masing-masing adalah 7,34×107 n/cm2dt. dan 1,1×109 n/cm2dt. Aktivitas radiasi gamma di chamber siklotron dari reaksi 63Cu(p,n)63Zn, 65Cu(p,n)65Zn, 56Fe(p,n)56Co masing-masing adalah 3,0×108 Bq, 4,54×105 Bq dan 1,13×108 Bq, sedang aktivitas gamma pada target siklotron sebesar 1,84×108 Bq. Data yang diperoleh dapat digunakan sebagai dasar dalam menentukan penahan radiasi yang diperlukan sesuai dengan perka BAPETEN No. 4 tahun 2013. Perisai beton dengan densitas 2,350 g/cm3 dengan ketebalan 130,17 cm dapat digunakan sebagai penahan radiasi pada ruang pekerja, sedang beton setebal 135,17 cm sebagai penahan radiasi untuk masyarakat umum. Paparan neutron pada ruang pekerja menjadi 0,68 n/cm2 dt atau setara dengan dosis 1 μSv/jam, sedang dosis pada masyarakat umum adalah 0,5 μSv/jam.

Item Type: Article
Subjects: Isotop dan Radiasi > Produksi Isotop dan Sumber Radiasi > Akselerator
Keselamatan dan Keamanan Nuklir > Keselamatan Radiasi dan Kesehatan kerja > Proteksi Radiasi
Divisions: Pusat Sains dan Teknologi Akselerator
Depositing User: EDITOR PSTA BATAN
Date Deposited: 02 Nov 2018 00:25
Last Modified: 02 Nov 2018 00:25
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/4385

Actions (login required)

View Item View Item