cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Arjuna Subject : -
Articles 169 Documents
 12   13   14   15   16 
PENGELOLAAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT PAPARAN TINGGI TIDAK DAPAT BAKAR DI INSTALASI RADIOMETALURGI (IRM) Susanto - -; Pertiwi Diah Winastri Diah Winastri; Hendro wahyono - Wahyono
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (711.897 KB)

Abstract

ABSTRAK–Pengelolaan limbah radioaktif padat radiasi tinggi katagori tidak dapat bakar di Instalasi Radiometalurgi (IRM) telah dilakukan. Lira radiasi tinggi merupakan limbah yang memiliki tingkat aktivitas diatas sedang, sehingga memerlukan penanganan yang tepat dari pemilahan hingga pengangkutannya. Lira padat radiasi tinggi di IRM dihasillkan dari kegiatan penelitian dan pengembangan bahan bakar nuklir di dalam hotcelll 102 dan 103. Bentuk limbah berupa serbuk logam, kawat, potongan logam, kaleng dan peralatan di hotcelll yang sudah tidak terpakai lagi. Metode pengelolaan dilakukan dengan cara: pemantauan, pengumpulan, pengemasan, pelabelan, penyimpanan dan pengiriman ke Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Tujuan dari pengelolaan adalah untuk meminimalilsasi bahaya radiasi dan kontaminasi limbah radioaktif padat radiasi tinggi yang diterima oleh pekerja, daerah kerja dan lingkungan. Pengelolaan lira padat radiasi tinggi dari tahun 2013 hingga tahun 2016 sebesar 1.790 liter. Dari jumlah tersebut limbah yang telah dikirim ke PTLR sebesar 1.190 liter (66,480 %) yang dibungkus kedalam 13 kemasan dengan paparan tertinggi 4.600,000 μSv/h, sementara yang belum dikirim sebesar 600 liter terbungkus ke dalam 6 kemasan dengan paparan permukaan tertinggi adalah 4,500 μSv/h. Pada saat ini limbah tersebut masih disimpan di R 013 gudang limbah radioaktif padat di IRM. Kata kunci : Limbah, pengelolaan, paparan tinggi ABSTRAK–High-density radioactive waste management of non combustible categories in Radiometalurgi Installation (IRM) has been done. High radiation radioactive waste is a waste that has a level of activity above the medium, so it required proper handling for the sorting until transport. High density radioactive waste in IRM is derived from nuclear fuel research and development activities in hotcelll 102 and 103. Ther form of waste are metal powders, wires, scrap metal, cans and equipment in hotcelll which is no longer in use. Management methods are carried out by: monitoring, collecting, packaging, labeling, storing and shipping to the Center for Radioactive Waste Technology (PTLR). The purpose of management is to minimize radiation hazards and contamination of radioactive high-density waste received by workers, work areas and the environment. The management of high-density radiation of radioactive waste from 2013 to 2016 is 1,790 liters. The total waste that has been sent to the PTLR is 1,190 liters (66,480%) wrapped into 13 packs with the highest exposure of 4,600,000 μSv / h, while unloaded 600 liters are encased in 6 packs with the highest surface exposure being 4,500 μSv / h. At this time the waste is still stored in room 013 solid radioactive waste warehouse in IRM. Keywords: Waste, management, high exposure
PEMANTAUAN PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA DAN INTERNA DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2012 Sudaryati Sudaryati; Arca Datam s; Nur Tri Harjanto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 12 (2013): Oktober 2013
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (373.158 KB)

Abstract

PEMANTAUAN PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA DAN INTERNA DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2012. Pemantauan penerimaan dosis eksterna dan interna di Instalasi Radiometalurgi tahun 2012 telah dilakukan. Tujuan dari kegiatan ini untuk mengetahui besarnya dosis eksterna dan interna yang diterima pekerja radiasi dihubungkan dengan kegiatan yang pekerja radiasi lakukan selama bekerja di laboratorium. Metoda yang dilakukan untuk mengevaluasi DEST yang diterima pekerja radiasi ini dengan cara menganalisis dosis eksterna yang berasal dari paparan radiasi dan dosis interna dengan cara in-vitro (pemeriksaan urine) dan in-vivo (Whole Body Counter). Ada beberapa personil yang menerima dosis eksterna triwulan 1 sebesar 0,06 mSv/thn, triwulan 3 antara 0,03 sampai dengan 0,10 mSv/thn sedangkan triwulan 2 dan 4 untuk penerimaan dosis eksterna hasil pemantauan ttd (tak terdeteksi). Hasil pemantauan dosis interna untuk triwulan 1 terpantau sebesar 0,01 mSv/thn, triwulan 4 antara 0,02 sampai dengan 0,09 mSv/thn. Untuk pemantauan triwulan 2 dan 3 hasilnya ttd (tak terdeteksi). Selama tahun 2012 penerimaan dosis eksterna dan interna untuk pekerja radiasi tersebut masih dalam kategori aman karena dosis yang diterima oleh pekerja radiasi masih jauh di bawah batas dosis yang diizinkan. Sesuai dengan Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 4 Tahun 2013 Tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir dan berdasarkan Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Radiometalurgi (LAK IRM), Nilai Batas Dosis yang diijinkan yakni sebesar 50 mSv/thn dan rata-rata 20 mSv dalam 5 tahun.Kata kunci : Dosis eksterna, dosis interna, TLD, In-vivo, In-vitro
KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN Martoyo .; Ahmad Paid; M. Suryadiman
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (241.716 KB)

Abstract

ABSTRAK KARAKTERISASI PADUAN AlFeNiMg HASIL PELEBURAN DENGAN ARC FURNACE TERHADAP KEKERASAN. Telah dilakukan karakteristik pembuatan sintesis logam paduan AlFeNiMg untuk pengembangan bahan struktur bahan bakar nuklir. Tujuan dari penelitian ini untuk mengetahui pengaruh Mg terhadap kekerasan logam paduan AlFeNiMg. Metode yang dipakai adalah dengan mencampur serbuk Al, Fe, Ni, Mg kemudian dilakukan pengepressan dan selanjutnya dilakukan  peleburan menggunakan tungku busur listrik/arc furnace, paduan logam alumunium dengan komposisi pemadu 1%Fe, 1%Ni dan variasi Mg 0.5%, 1% dan 1,5%. Selanjutnya dilakukan proses heat treatment dengan memanaskan  sampel  pada suhu 500 oC, selama 1 jam dan didinginkan secara cepat (quenching) menggunakan media air pada suhu 25,3 oC,  selanjutnya hasil quenching dilakukan pengujian untuk mengetahui pengaruhnya terhadap kekerasan logam paduan AlFeNiMg menggunakan motode vickers. Dari hasil percobaan tersebut didapatkan harga kekerasan untuk masing-masing variasi Mg 0,5% HV=(41,20±1,09) Mg1% HV=(42,30±0,96) dan Mg1,5% didapatkan harga kekerasan HV=(44,40±1,45) terdapat kenaikan nilai kekerasan akibat  kenaikan kandungan Mg dan dari mikrostruktur memperlihatkan struktur butir paduan AlFeNi hasil perlakuan panas pada suhu 500oC cenderung berbentuk granular dengan struktur fasa terdiri dari fasa α dan q. Kata Kunci : Logam paduan, pembuatan spesimen, uji kekerasan
IDENTIFIKASI KERUSAKAN POWER MANIPULATOR PADA HOTCELL DI IRM Junaedi .; Setia Permana; Darma Adiantoro
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (205.63 KB)

Abstract

ABSTRAK IDENTIFIKASI KERUSAKAN POWER MANIPULATOR PADA HOTCELL DI IRM. Telah dilakukan analisis kerusakan power manipulator di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Dokumen power manipulator dan gambar wiring diagram digunakan untuk menganalisis dan mengidentifikasi kerusakan. Tujuan dari analisis ini untuk perbaikan dan penggantian suku cadang.  Hasil dari  identifikasi kerusakan diketahui bahwa sistem limit switch batas atas (top) tertabrak oleh gerakan naik yang terlalu berlebihan, sehingga mengakibatkan tidak berfungsinya semua sistem kendali power manipulator dan berdampak pula pada modul sistem catu daya 24 volt/DC dan modul sistem logika pada kabinet kontrol.  Untuk memfungsikan kembali alat ini maka perlu dilakukan perbaikan dan penggantian suku cadang yang sesuai seperti: kapasitor, transistor, dioda, relay dan beberapa IC, karena komponen-komponen tersebut mengalami kerusakan dan perlu penggantian. Kata kunci:  Identifikasi, limit switch, suku cadang
PENGATURAN TEKANAN GLOVE BOX - 101 SEBAGAI PERSYARATAN CRUSHING AND SIEVING PADA PROSES KONVERSI YELOW CAKE MENJADI SERBUK UO2 Triarjo . .; Sugeng Rianto Sugeng Rianto; Edy Muljono . .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 10, No 18 (2017): April 2017
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (370.367 KB)

Abstract

ABSTRAKPilot Convertion Plant (PCP) adalah instalasi pilot pembuatan serbuk UO2. Yellow cake yang berasal dari uranium alam diolah menjadi serbuk UO2 melalui beberapa proses. Proses seksi 100 adalah proses untuk melakukan penimbangan, pengangkutan, Crusshing(pelumatan), dan sieving(pengayakan) yellow cake. Proses crusshing dan sieving yellow cake dilakukan didalam glove Box GB.101. Diperlukan pengaturan tekanan pada glove Box sebagai persyaratan proses crusshing dan sieving untuk menjamin keselamatan operator terhadap bahaya kontaminasi. Metode pengaturan tekanan dilakukan dengan cara mengatur posisi open/close pada katub depresurised, memutar bagian pengatur (just) pada pressure switch dan mengatur katub over/low tekanan pada glove box secara bergantian untuk mendapatkan tekanan hisapan udara didalam glove box sesuai Batasan kondisi operasi (BKO) yang dipersyaratkan pada sistem glove box yaitu tekanan -5 mmH2O  sampai dengan -15 mmH2O. Dari hasil pengaturan tekanan yang dilakukan, sistem pengaturan tekanan pada glove Box GB.101 dapat berfungsi dengan baik dan dapat dilakukan proses crusshing dan sieving sesuai dengan batasan keselamatan yang dipersyaratkan.                                                                                             Kata kunci - pengaturan, crusshing, sieving, pressure switch. ABSTRACTThe  Pilot Convertion Plant (PCP) is a pilot installation for production of UO2 powders. Yellow cake derived from natural uranium is processed into UO2 powder through several processes. The section 100 process for weighing, hauling, crushing, and sieving yellow cake. The process of crushing and sieving yellow cake is done inside in GB.101 glove Box. Pressure setting on Glove Box is required as crushing and sieving process requirements to ensure operator safety against contamination hazard. The method of pressure setting is performed by adjusting the open/close position of the depresurised valve, rotating the adjusting on the pressure switch and adjusting the over/low pressure valve on the glove box alternately to obtain the air suction pressure within the glove box as per the Operating conditions constraint required on the glove box pressure system at -5 mmH2O to -15 mmH2O. From the result of the pressure setting, the pressure setting system on glove Box GB.101 can work well and can be done crushing and sieving process in accordance with the required safety limitation. Keywords – setting, crusshing, sieving, pressure switch.
PERBAIKAN SISTEM KENDALI MOTOR PERALATAN FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR CIRENE ME-29 Iwan Setiawan
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 11 (2013): April 2013
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (363.939 KB)

Abstract

PERBAIKAN SISTEM KENDALI MOTOR PERALATAN FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR CIRENE ME-29. Telah dilakukan penelusuran gangguan pada sistem pengendali motor Fuel Element Machining Equipment ME-29. FEME ME-29 adalah mesin untuk membentuk sudut tertentu pada  tutup ujung (end cap) dari elemen bakar nuklir tipe cirene sehingga end cap dapat berbentuk tirus. FEME ME-29 dapat dioperasikan secara manual maupun otomatis tetapi pada kenyataannya FEME ME-29 ini tidak dapat dioperasikan sehingga perlu dilakukan perbaikan, langkah awal dilakukan penelusuran gangguan yang menyebabkan tidak dapat beroperasinya FEME ME-29. Dari penelusuran gangguan yang diketahui bahwa beberapa komponen yang tidak dapat bekerja dengan baik, yaitu sakelar elektromagnetik. Sakelar elektromagnetik tidak berfungsi dibersihkan terutama titik kontaknya dengan menggunakan contact cleaner dan yang mengalami kerusakan pada bagian kontaknya diganti dengan sakelar elektromagnetik yang baru. Setelah dilakukan, perbaikan dan penggantian dengan sakelar elektromagnetik yang baru, FEME ME-29 dapat dioperasikan kembali secara manual maupun otomatis.   Kata kunci : perbaikan, sakelar elektromagnetik
PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL Suliyanto .; Budi Prayitno
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 5 (2010): April 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (203.675 KB)

Abstract

ABSTRAK PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL. Prediksi Dosis Pembatas Untuk Pekerja Radiasi Di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE), telah dilakukan. Nilai Batas Dosis (NBD) berdasarkan SK. Kepala BAPETEN Nomor 01/Ka-BAPETEN/V-1999, tentang Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) ditentukan sebesar 50 mSv/tahun. Tujuan dari prediksi dosis pembatas (dose constraint) untuk peningkatan keselamatan bagi pekerja radiasi. DEST pekerja radiasi ini adalah jumlah dari dosis interna dan eksterna yang diterima dalam satu tahun dan tidak termasuk dosis medik. Prediksi dosis pembatas ini berdasarkan NBD dari International Commission On Radiological Protection International 60 (ICRP 60). Metoda yang dipakai untuk prediksi dosis pembatas dengan mengevaluasi data DEST yang diterima oleh pekerja radiasi di IEBE dari tahun 1991 sampai 2009. Dari data DEST yang diterima oleh pekerja radiasi di IEBE diambil DEST tertinggi dan DEST rerata. Prediksi dosis medik yang diterima pekerja radiasi dalam satu tahun juga diperhitungkan. Total prediksi DEST yang diterima oleh pekerja radiasi di IEBE  sebesar 2,17 mSv/tahun. Apabila dosis pembatas untuk pekerja radiasi di IEBE ditetapkan 50% dari ketentuan ICRP 60 atau sebesar 10 mSv/tahun, maka dapat disimpulkan bahwa dosis pembatas tersebut dapat diberlakukan di IEBE. Kata kunci : dosis pembatas, nilai batas dosis, prediksi dosis.
VERIFIKASI METODA GRAVIMETRI UNTUK PENENTUAN THORIUM Syamsul Fatimah; Rahmiati .; Yoskasih Okdayani
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 2, No 03 (2009): April 2009
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (343.582 KB)

Abstract

ABSTRAK VERIFIKASI METODA GRAVIMETRI UNTUK PENENTUAN THORIUM. Telah dilakukan verifikasi metoda gravimetri untuk penentuan kandungan  Thorium di dalam Thorium oksida. Tujuan verivikasi adalah untuk mengetahui kevalidan metoda gravimetri pada penentuan Thorium.  Metoda gravimetri dilakukan melalui penimbangan, pelarutan, pengendapan dengan asam oksalat jenuh serta pemanggangan pada suhu 1100 0C.Hasil analisis menunjukkan  bahwa metoda gravimetri telah valid untuk pengukuran kandungan Thorium dalam Thorium oksida, karena mempunyai standar deviasi, presisi dan akurasi serta pengukuran ketidakpastian pengukuran memenuhi  besaran yang ditunjukkan. Besaran standar deviasi, presisi  dan akurasi pengukuran diperoleh masing-masing 1,5896%, 1,6345% dan 98,16%  dalam ThO2.  Dari hasil analisis di atas,  kemudian dihitung pengukuran ketidakpastian pengukuran kandungan Thorium dan  diperoleh hasil  ketidakpastian pengukuran sebesar + 0,0183%  sehingga metoda gravimetri untuk penentuan konsentrasi Thorium telah terverifikasi. Kata Kunci : Certificate Reference Material, gravimetry, verifikasi metoda
PENENTUAN RECOVERY DAN LIMIT DETEKSI UNSUR KADMIUM, KOBALT, TEMBAGA, MANGAN, NIKEL, MOLIBDENUM DAN TIMBAL PADA URANIUM OKSIDA MENGGUNAKAN SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM Deni Mustika . .; Asminar . .; Rahmiati . .; Torowati . .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (250.788 KB)

Abstract

ABSTRAK– Telah dilakukan Penentuan Recovery dan Limit Deteksi Unsur Kadmium, Kobalt, Tembaga, Mangan, Nikel, Molibdenum dan Timbal pada Uranium Oksida Menggunakan Spektrofotometer Serapan Atom - flame yang didahului dengan proses ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCL4 20 % dan CCL4. Validasi metode dilakukan untuk menentukan unjuk kerja suatu metode pengujian yang dikembangkan diantaranya perolehan kembali (recovery) dan limit deteksi. Penelitian ini bertujuan menentukan perolehan kembali (recovery) dan limit deteksi unsur Cd, Co, Cu, Mn, Ni, Mo dan Pb  dalam Uranium Oksida (U3O8) menggunakan alat spektrofotometer serapan atom - flame yang didahului dengan proses ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCL4 20 % dan CCL4. Pada penelitian ini Uranium Oksida dilarutkan dengan HNO3, dilakukan ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCl4 20 % dan CCL4, selanjutnya fase air dalam asam encer dianalisis menggunakan SSA – flame, recovery ditentukan dengan metode adisi (spike). Diperoleh persentase recovery antara 81,84 % hingga 113 %, penurunan persentase recovery menunjukkan adanya kehilangan analit selama berlangsungnya proses preparasi, kenaikan persentase recovery menandakan adanya penambahan analit yang berasal dari pelarut atau ekstraktan selama proses preparasi. Limit deteksi pengujian yang diperoleh adalah antara 0,0021 mg/L dan 0,8998 mg/L, lebih tinggi dibanding limit deteksi instrumen. Kata kunci– Spektrofotometer Serapan Atom – Flame (SSA - flame), Uranium Oksida, Impuritas, Bahan bakar nuklir, ekstraksi, TBP, TBP + CCl4, CCl4, perolehan kembali (recovery), limit deteksi ABSTRACT- Studies on the determination recovery and detection limit of Cadmium, Cobalt, Copper, Manganese, Nickel, Molybdenum and Lead in Uranium Oxide using Atomic Absorption Spectrophotometer - Flame are described. A method developed should be validated to verify its performance parameter.  The studies aim to determine the recovery and detection limit of Cadmium, Cobalt, Copper, Manganese, Nickel, Molybdenum and Lead in Uranium Oxide using Atomic Absorption Spectrophotometer – Flame. In this study, the bulk of the matrix is dissolved with nitric acid and separated by batch extraction using TBP, TBP +CCl4 20 % and CCL4. The final aqueous phase containing the metallic impurities is fed to AAS – flame, the recovery is determined by spike method. It is found that the recovery for various elements is in range 81,84 % - 113 % while the limit of detection for various elements is in range 0.0021 mg/L – 0.8998 mg/L.Keywords – Atomic absorption Spectrophotometry – Flame (AAS – flame), Uranium oxide, Impurities, nuclear fuel extraction, TBP, TBP + CCl4, CCl4, Recovery, Detection limit.
ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF) Agus Jamaludin; Darma Adiantoro
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 9-10 (2012): April-Oktober 2012
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (541.653 KB)

Abstract

Analisis kerusakan alat XRF telah dilakukan. Kegiatan ini diperlukan sebagai langkah awal sebelum dilakukan langkah selanjutnya yaitu perbaikan alat. XRF merupakan alat yang terdapat di laboratorium Instalasi Radiometalurgi (IRM) yang digunakan untuk analisis unsur dalam bahan secara kualitatif maupun kuantitatif. Hasil analisis kualitatif adalah teridentifikasinya jenis-jenis unsur makro yang terkandung dalam suatu bahan berdasarkan energi sinar-x karakteristik yang dipancarkan oleh unsur dalam bahan tersebut. Sedangkan hasil analisis kuantitatif ditunjukkan oleh adanya spektrum unsur-unsur hasil pengukuran yang ditunjukkan dalam bentuk nilai cacah (counting). Nilai counting sangat menentukan nilai konsentrasi unsur yang terkandung dalam bahan yang dianalisis. Saat ini alat XRF sedang mengalami gangguan  pada sistem counting. Indikator kerusakan ditunjukkan oleh adanya ketidakstabilan nilai yang ditunjukkan oleh sistem counting tersebut. Oleh karena itu perlu dilakukan analisis kerusakan. Tahap analisis dilakukan pengecekan melalui pengamatan visual dan cara pengukuran langsung, Setelah dilakukan pengecekan secara visual maupun pengukuran langsung didapat kerusakan pada bagian window detektor, modul spinner dan modul display sample holder counter, dan detektor. Kerusakan modul spinner dan display disebabkan tetesan kondensasi dewar yang jatuh pada papan modul yang menyebabkan short circuit pada rangkaian.  Sedangkan kerusakan detektor disebabkan oleh adanya sensor nitrogen yang tidak berfungsi dengan baik. Kata Kunci : Analisis, Kerusakan, XRF

Page 14 of 17 | Total Record : 169

 12   13   14   15   16 

Filter by Year

2008 2020


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020 Vol 13, No 24 (2020): April 2020 Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019 Vol 12, No 22 (2019): April 2019 Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018 Vol 11, No 20 (2018): April 2018 Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017 Vol 10, No 18 (2017): April 2017 Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016 Vol 9, No 16 (2016): April 2016 Vol 8, No 15 (2015): April 2015 Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014 No 13 (2014): April 2014 No 12 (2013): Oktober 2013 No 11 (2013): April 2013 No 9-10 (2012): April-Oktober 2012 No 8 (2011): Oktober 2011 No 7 (2011): April 2011 Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010 Vol 3, No 5 (2010): April 2010 Vol 2, No 03 (2009): April 2009 Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008 Vol 1, No 01 (2008): April 2008 More Issue