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 8 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017" : 8 Documents clear
KOMPARASI PENGGUNAAN OKSIDAN UDARA DAN N2O PADA ANALISIS BESI DALAM URANIUM OKSIDA MENGGUNAKAN SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM – FLAME Asminar Asminar Asminar; Deni Mustika Deni Mustika; Rahmiati - -
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 (611.338 KB)

Abstract

ABSTRAK – Telah dilakukan komparasi penggunaan oksidan udara dan N2O pada analisis besi dalam uranium oksida menggunakan spektrofotometer serapan atom – flame. Besi (Fe) merupakan unsur logam transisi yang dibatasi kandungannya dalam material bahan bakar nuklir karena menurunkan efisiensi dan mempengaruhi rasio bahan bakar nuklir. Spektrofotometer serapan atom metode yang paling banyak digunakan untuk analisis unsur runutan. Jenis oksidan yang dapat digunakan adalah udara dan dinitrogen oksida (N2O) dengan bahan bakar asetilen, sehingga perlu ditentukan oksidan yang tepat untuk menghasilkan data analisis yang akurat. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan akurasi analisis Fe pada uranium oksida menggunakan oksidan udara dan N2O dengan SSA. Analisis dilakukan terhadap larutan standar dan larutan uranium dari CRM uranium oksida kemudian ditentukan akurasinya. Diperoleh hasil akurasi standar untuk oksidan udara ± 6,1116 dan ± 16,236 %, diluar rentang kesalahan yang diizinkan sedangkan menggunakan oksidan N2O diperoleh ± 3,296 dan ± 4,728 % masuk kedalam rentang kesalahan yang diizinkan. Konsentrasi Fe pada U3O 8 CRM 124 - 2 menggunakan oksidan udara yang diperoleh adalah 94,10544 ± 1,6301 µg/g dan 94,28347 ± 0,3481 µg/g, angka ini diluar kisaran keberterimaan , sedangkan konsentrasi Fe dalam U3O8 CRM 124 – 2 menggunakaan N2O sebagai oksidan diperoleh 100,7778 ± 0,2684 dan 98,3076 ± 0,2677 µg/g, dan masuk kisaran keberterimaan yaitu 110 ± 13 µg/g (sertifikat CRM 124-2). Dari hasil penelitian ini dapat disimpulkan bahwa oksidan yang terbaik untuk pengujian Fe dalam standar dan dalam U3O8 CRM 124 – 2 adalah N2O karena menghasilkan nilai akurasi terkecil dan hasil analisis CRM masuk ke dalam kisaran keberterimaan. Oksidan N2O menghasilkan suhu nyala yang lebih tinggi daripada udara sehingga mampu menghilangkan interferensi yang ada. Kata Kunci : Besi, SSA-flame, Uranium Oksida, Impuritas ABSTRACT – The comparison between air and nitrous oxide as an oxidant for iron (Fe) analysis in uranium oxide by using flame - atomic absorption spectrophotometer (flame - AAS). Iron (Fe) is a metal in the first transition series that the amount of it is limited in nuclear fuel because it can reduces the efficiency and influences the nuclear fuel ratio. AAS is the most commonly method to analyze micro element. Air and nitrous oxide are oxidants which can be utilized with acetylene as a fuel gas to support combustion in flame – AAS. The aim of this research is to determine the accuracy of Fe analysis in uranium oxide with compared air and nitrous oxide as oxidant by using flame AAS. The analysis of Fe was conducted by using standard solution and uranium solution from uranium oxide certified reference material then determined its accuracy. The measurement results by using air as an oxidant are ± 6.1116 and ± 16.236 %, are not close to the true value, and for the nitrous oxide are ± 3.296 and ± 4.728 %, are close to the true value. The accuracy of Fe analysis in uranium oxide with air oxidant are 94.10544 ± 1,6301 µg/g and 94.28347 ± 0.3481 µg/g, this value are out of acceptance criteria, but with nitrous oxide are 100.7778 ± 0.2684 and 98.3076 ± 0.2677 µg/g, and agree of acceptance criteria 110 ± 13 µg/g (CRM 124-2 certificate). The conclusion of this experiment is nitrous oxide is selected oxidant for Fe analysis in uranium oxide because of giving smaller accuracy and result of the CRM analysis is in acceptance criteria. N2O oxidant have temperature flame higher than air, it can remove all interferences. Keywords: Iron, Flame - AAS, Uranium Oxide, Impurities
ANALISIS KADAR URANIUM DAN KEASAMAN UNTUK MENENTUKAN KEBUTUHAN SODIUM HIDROKSIDA PADA PENETRALAN LIMBAH URANIUM CAIR DI LABORATORIUM KIMIA INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL Ngatijo - -; Pranjono - -; Torowati - -; Waringin Margi Yusmaman Margi Yusmaman
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 (249.707 KB)

Abstract

ABSTRAK─Telah dilakukan analisis kadar uranium dan keasaman untuk menentukan kebutuhan sodium hidroksida pada penetralan limbah uranium cair di laboratorium kimia IEBE. Analisis kadar uranium dilakukan untuk mengetahui kandungan uranium dalam limbah sehingga jumlah dan keberadaan bahan nuklir dapat diketahui dalam rangka menjamin pelaksanaan pertanggungjawaban dan pengendalian bahan nuklir. Sedangkan analisis keasaman dilakukan untuk mengetahui tingkat keasaman limbah sehingga dalam pengolahan lebih lanjut dapat dilakukan secara efisien dan aman bagi lingkungan. Disamping itu juga analisis keasaman dimaksudkan untuk menentukan kebutuhan sodium hidroksida yang digunakan dalam penetralan limbah sehingga penggunaan sodium hidroksida lebih efisien dan efektif. Analisis kadar uranium dilakukan dengan metode potensiometri dan analisis keasaman menggunakan metode alkalimetri. Dari hasil analisis diketahui bahwa untuk limbah drum nomor 1 kadar U sebesar 0,8665 g/L dengan keasaman 2,0790 mol/L, drum nomor 2 kadar U sebesar 0,6939 g/L dengan keasaman 1,9076 mol/L, drum nomor 3 kadar U sebesar 2,8901 g/L dan keasaman 8,1309 mol/L. Penetralan limbah uranium cair dilakukan sampai pH 7. Berdasarkan hasil analisis kadar U dan keasaman serta volume limbah uranium cair maka untuk menetralkan limbah uranium cair tersebut diperlukan sodium hidroksida masing-masing untuk drum nomor 1 sebanyak 12.474,44 g, drum nomor 2 sebanyak 11.445,95 g dan drum nomor 3 sebanyak 22.767,98 g. Total kebutuhan sodium hidroksida untuk menetralkan limbah uranium cair sebanyak 46.687,61 g (50 kg). Kata kunci : analisis, uranium, keasaman, penetralan, limbah cair  ABSTRACT─ An uranium and acidity analysis was performed to determine the need for sodium hydroxide in neutralization of uranium liquid waste in the IEBE chemical laboratory. The uranium content analysis is performed to determine the uranium content in the waste so that the amount and the presence of nuclear material can be known in order to ensure the implementation of nuclear material responsibility and control. While the acidity analysis is done to determine the level of acidity of waste so that further processing can be done efficiently and safely for the environment. Besides, acidity analysis is also intended to determine the need for sodium hydroxide used in waste neutralization so that the use of sodium hydroxide is more efficient and effective. Analysis of uranium content was done by potentiometric method and acidity analysis using alkalimetric method. From the analysis results it is known that for drum waste number 1 U content of 0.8665 g /L with acidity 2.0790 mol/L, drum number 2 U content of 0.6939 g /L with acidity 1,9076 mol/L, drum number 3 U content of 2.8901 g/L and acidity of 8.1309 mol/L. The neutralization of liquid uranium wastes is done up to pH 7. Based on the results of U-level analysis and the acidity and volume of liquid uranium waste to neutralize the liquid uranium waste is required sodium hydroxide respectively for drum number 1 as much 12,474.44 g, drum number 2 as much 11,445, 95 g and drum number 3 as much 22,767.98 g. Total requirement of sodium hydroxide to neutralize uranium liquid waste as much 46,687,61 g (50 kg). Keywords: analysis, uranium, acidity, neutralization, liquid waste
Daftar Isi dan Kata Pengantar Daftar Isi Daftar Isi Isi
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 (912.973 KB)

Abstract

Daftyar Isi
ANALISIS RADIONUKLIDA DALAM BATUAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty - -; Iis Haryati - Haryati; S. Nisa - Nisa
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 (799.36 KB)

Abstract

ABSTRAK–Telah dilakukan analisis radionuklida dalam sampel batuan menggunakan spektrometer gamma. Analisis radionuklida dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui jenis dan jumlah radionuklida yang terdapat dalam sampel batuan, sehingga asal dari radionuklida tersebut juga dapat diketahui. Analisis radionuklida dapat dilakukan dengan pencacahan sampel menggunakan spektrometer gamma genny. Pencacahan sampel dilakukan terhadap sampel batuan dengan waktu pencacahan selama 80000 detik. Dari hasil pencacahan diperoleh 5 jenis radionuklida yang tercacah yaitu radionuklida Pb-212 dengan kandungan 5,14E-11 μg/g aktivitas 0,11 Bq/g; radionuklida Ac-228 3,41E-11 μg/g, dengan aktivitas 0,13 Bq/g; radionuklida U-235 0,15 μg/g, dengan aktivitas 0,013 Bq/g; radionuklida Pb-214 9,77E-14  μg/g dengan aktivitas 0,12 Bq/g; dan radionuklida Bi-214 5,71E-13 μg/g dengan aktivitas 0,98 Bq/g. Selanjutnya untuk melihat keberterimaan hasil analisis aktivitas radionuklida dalam sampel batuan tersebut dilakukan perhitungan akurasi dari standar uranium bersertifikat dari CRM. Pada penentuan nilai akurasi tersebut diperoleh nilai akurasi rerata pengukuran radionuklida uranium (U-235) yang terdapat dalam standar uranium bersertifikat dari CRM yaitu 3,45%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik yaitu lebih kecil dari 5%. Kata kunci : radionuklida, Spektrometer-γ   ABSTRACT–Radionuclide analysis was performed in rock samples using a gamma spectrometer. Radionuclide analysis was conducted in order to know the type and amount of radionuclides contained in rock samples, so that the origin of the radionuclides is also known. Radionuclide analysis can be performed by sample enumeration using a gamma genny spectrometer. The sample enumeration was performed on rock samples with enumeration time of 80000 seconds. From the enumeration results obtained 5 types of radionuclides are chopped ie radionuclides Pb-212 with a content of 5.14E-11 μg/g of activity 0.11 Bq/g; radionuclides Ac-228 3.41E-11 μg /g, with an activity of 0.13 Bq / g; radionuclides U-235 0.15 μg / g, with an activity of 0.013 Bq/g; radionuclides Pb-214 9.77E-14 μg/g with an activity of 0.12 Bq/g; and Bi-214 radionuclides 5.71E-13 μg/g with an activity of 0.98 Bq/g. Furthermore, to see the acceptability of the results of analysis of radionuclide activity in the rock samples is done the calculation of the accuracy of certified uranium standards from CRM. In determining the accuracy value, the average accuracy value of uranium radionuclide (U-235) measured in the certified uranium standard from CRM is 3.45%, the value of accuracy obtained is good enough that is smaller than 5%. Keywords: radionuclide, Spectrometer-γ
PENGELOLAAN INSTALASI NUKLIR (PIN) No.19 / Th.X Oktober 2017 Cover dan Daftar Isi Daftar Isi Isi
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 (912.973 KB)

Abstract

Pengantar dan Daftar isi
PEMBUATAN GEL CERIA STABILIZED ZIRCONIA METODE GELASI EKSTERNAL Sri Rinanti S Sri Rinanti Susilowati; Sugeng Riyanto Sugeng Riyanto; Dedy Husnurrofiq Dedy Husnurrofiq
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 (691.102 KB)

Abstract

ABSTRAK –Telah dilakukan pembuatan gel ceria stabilized zirconia (CSZ) dengan metoda gelasi eksternal. Sebagai bahan dasar umpan gelasi menggunakan Ce(NO3)3.6H2O dan ZrO(NO3)2.2H2O dengan perbandingan mol Zr/Ce = 8. Pembuatan umpan gelasi kedua bahan pokok dicampur dilarutkan dalam Air Bebas Mineral (ABM) ditambah zat aditif Polyvinyl Alcohol (PVA) sebagai pengatur viskositas dan Tetra Hydro Furfuryl Alcohol (THFA). Untuk memperoleh gel yang baik, maka parameter kunci yang harus dipenuhi antara lain adalah pH sol, viskositas umpan, frekuensi, amplitude dan flow rate aliran umpan. Proses setelah gelasi eksternal meliputi perendaman, pencucian dan pengeringan serta kalsinasi. Pada proses pencucian, konduktivitas air cucian terakhir dikondisikan pada ≤ 20 µS/cm setara dengan 0,001 % berat kandungan NH4OH, dianggap gel sudah cukup baik untuk dilanjutkan ke proses selanjutnya. Proses pengeringan dilakukan pada kondisi vakum pada 80 oC dan kondisi temperature kamar sedangkan kalsinasi pada suhu 300 oC dan 500 oC dengan laju pemanasan < 2oC pada suasana atmosfer. Gel CSZ hasil pengeringan diukur diameternya dan kondisi fisiknya menggunakan mikroskop digital. Dari hasil pengukuran diameter gel CSZ basah, diameter gel hasil pengeringan adalah 1,0058 mm dan diameter hasil kalsinasi pada suhu 300 oC adalah 0,663 mm serta 500 oC diameternya 0,635 mm. Kondisi fisik gel CSZ hasil pengeringan dan kalsinasi adalah utuh, bulat dan tidak pecah. Kata kunci: sol gel, gelasi ekternal, ceria stabilized zirconia ABSTRACT –The ceria stabilized zirconia (CSZ) gel was prepared with an external gelation method. As starting material Ce (NO3) 3.6H2O and ZrO (NO 3) 2.2H2O with mol ratio Zr to Ce 8. Was Used the broth solution of the two starting materials is mixed dissolved in demineral Water plus additives Polivinyl Alcohol (PVA) it is resulted not not viscosity control and Tetra Hydro Furfural Alcohol (THFA). To obtain a good gel, the key parameters such as pH sol, feed viscosity, frequency, amplitude and flowrate of the feed gelation. After the external gelation aging, washing and drying (AWD), as well as calcination were conducted In the washing process, the last wash in water conductivity is conditioned at ≤20μS / cm equivalent to 0.001% by weight of NH4OH content, which is considered to be sufficiently good to proceed to the next process. The drying process is carried out under vacuum at 80 ° C and room temperature conditions while calcination at 300 ° C and 500 ° C with a heating rate <2 ° C/min in atmospheric. The CSZ gel diameter measured and the physical condition was observed by digital microscope. The result of measurement of wet CSZ gel diameter, the drying gel atdiameter is 1.0058 mm and the diameter of the calcined product at 300oC is 0.663 mm and 500oC is 0.635 mm. The physical condition of CSZ gel after dryingprocess and calcination shows intact, round and not cracked . Keywords: sol gel, external gelation, ceria stabilized zirconia
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
STUDI PENAMBAHAN PERISAI RADIASI DI KANAL HUBUNG S-5 UNTUK MENGURANGI PAPARAN LINGKUNGAN Herry Mugirahardjo - Mugirahardjo; Sairun - -
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 (449.921 KB)

Abstract

ABSTRAK ─ Telah dilakukan studi rencana penambahan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5 dengan menggunakan bahan utama air. Tujuan penambahan perisai radiasi untuk mengurangi paparan pada atap kanal hubung S-5 agar pekerja radiasi tidak berpotensi menerima dosis radiasi melebihi Nilai Batas Dosis (NBD) yang diijinkan oleh BAPETEN, yaitu 20 mSv/tahun. Studi penambahan perisai radiasi dilakukan dengan membuat sebuah kolam pengukuran yang berukuran 8000(p)X2400(l)X300(t) mm3. Di dalam kolam ditentukan 9 titik pengukuran yang berjarak 1 meter. Pengukuran paparan radiasi, baik neutron maupun sinar-g, pada titik pengukuran dilakukan pada saat reactor beroperasi normal (15 MW), main shutter dan lithium shutter terbuka, dalam kondisi kolam belum diisi air, diisi air sedalam 15 cm dan 30 cm. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa pada kedalaman air 30 cm paparan radiasi pada titik terdekat dengan sumber menurun dari 101,57 ɥSv/jam menjadi 1,09 ɥSv/jam untuk neutron dan 13.7 ɥSv/jam menjadi 3,95 ɥSv/jam untuk sinar γ. Paparan rad ini sudah tidak berpotensi menyebabkan pekerja radiasi mempunyai dosis melebihi NBD yang diijinkan oleh BAPETEN. Dari data pengukuran juga diperoleh data bahwa air sangat efektif untuk meredam radiasi neutron, tetapi kurang efektif untuk meredam radiasi sinar-g. Dari hasil studi rencana ini, akan dibuat perencanaan pembuatan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5.  Kata kunci: perisai radiasi kanal hubung S-5, laju dosis S-5, paparan radiasi atap kanal hubung S-5 ABSTRACT ─ A study has been conducted for the addition of radiation shield on the roof of the S-5 canal using the main water material. The purpose of the adding a radiation shield is to reduce exposure to the S-5 canal roof so that radiation workers do not potentially receive radiation doses exceeding the Dose Limit (NBD) permitted by BAPETEN, ie 20 mSv/year. The study of the radiation shields additions was made by making a measuring pool with dimension 8000 X 2400 X 300 mm. Inside the pool is determined nine measurement point within 1 meter. Measurements of radiation exposure, both neutrons and g-rays, at the point of measurement are performed when the reactor operates normally (15 MW), the main shutter and open lithium shutter, in the condition the pool is not filled with water, filled with water as deep as 15 cm and 30 cm. The measurements showed that at a water depth of 30 cm the radiation exposure at the nearest point with the source decreased from 101.57 ɥSv/h to 1.09 ɥSv / h for neutrons and 13.7 ɥSv / hr to 3.95 ɥSv / h for γ rays. This radiation exposure has no potential to cause radiation workers to have a dose exceeding the NBD permitted by BAPETEN. From the measurement data also obtained data that water is very effective to reduce the radiation of neutrons, but less effective to reduce g-ray radiation. From the results of this study, will be made planning of radiation shielding on the roof of the S-5 canal. Keywords: radiation shield S-5 canal, S-5 dose rate, radiation exposure of S-5 canal roof

Page 1 of 1 | Total Record : 8

 1 

Filter by Year

2017 2017


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