SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH

Transkripsi

1 SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH Rasito, Zulfakhri, Juni Chussetijowati, dan Putu Sukmabuana Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung ABSTRAK SIMULASI MCNPX UNTUK EFISIENSI PENCACAH ALFA-BETA DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH. Simulasi efisiensi pencacahan cuplikan tanah pada pencacah alfa-beta detektor PIPS telah dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNPX. Simulasi dilakukan untuk mengatasi kesulitan pengadaan sumber standar alfa dan beta dalam bentuk matrik tanah untuk kalibrasi efisiensi pengukuran. Untuk melakukan simulasi dibutuhkan inputan MCNPX berupa model geometri detektor, model sumber radiasi, dan model pulsa cacah. Pemodelan geometri detektor telah dilakukan untuk detektor PIPS dengan luas 2000 mm 2 dan tebal 0,3 mm yang terdapat pada pencacah alfabeta isolo di Laboratorium Analisis Radioaktivitas Lingkungan PSTNT. Model sumber radiasi alfa dan beta berupa tanah dalam planset yang terbuat dari baja tahan karat, dengan densitas dan ketebalan tanah yang divariasi. Validasi dilakukan dengan membandingkan hasil simulasi terhadap nilai efisiensi dalam sertifikat untuk sumber alfa 241 Am dan sumber beta 90 Sr. Dari hasil perbandingan diperoleh nilai perbedaan yang sangat kecil yaitu 0,6% untuk 241 Am dan 2,4% untuk 90 Sr. Penentuan efisiensi pengukuran radioaktivitas alfa atau beta dalam matriks tanah dapat dilakukan dengan mudah menggunakan simulasi MCNPX. Kata kunci : Detektor PIPS, efisiensi, simulasi, MCNPX ABSTRACT MCNPX SIMULATION OF ALPHA BETA COUNTER EFFICIENCY IN SOIL RADIOACTIVITY MEASUREMENT. Simulation of soil samples for counting efficiency at PIPS detector of alpha-beta counter has been performed by using the Monte Carlo method with the computer program MCNPX. MCNPX simulation is done to overcome the difficulties in the procurement of standard sources of alpha and beta in the soil matrix that will be used for efficiency calibration measurements of soil samples. To perform a simulation it needs a MCNPX input include geometry model of the detector, the radiation source models, and counting pulses models. Detector geometry modeling for PIPS detector with an area of 2000 mm 2 and 0.3 mm thick contained in the isolo alpha - beta counter tool in PSTNT Analysis of Environmental Radioactivity Laboratory. Alpha and beta radiation sources are modeled in the form of soil placed in stainless steel planchet, with the density and thickness of the soil was varied. The validation is done by comparing the simulation results with the efficiency data in certificate for 241 Am alpha source and 90 Sr beta source. Comparison of simulation results of measurements showed a very small difference value i.e 0.6 % for 241 Am and to 2.4 % for 90 Sr. The standard procurement difficulties sources for alpha or beta radioactivity measurements in the soil matrix can be solved easily by using MCNPX simulations. Keywords : PIPS detector, efficiency, simulation, MCNPX 405

2 I. PENDAHULUAN Dalam rangka penyiapan data dukung untuk program dekomisioning reaktor TRIGA 2000 Bandung akan dilakukan pengukuran radioaktivitas tanah di kawasan reaktor. Radioaktivitas tanah yang diukur meliputi gross alfa dan beta serta radionuklida pemancar gamma. Radioaktivitas tanah ditentukan oleh kandungan radionuklida dalam tanah. Radionuklida dalam peristiwa peluruhannya akan memancarkan radiasi alfa atau beta, dan terkadang disertai radiasi sinar gamma atau yang lainnya. Untuk itu hasil pengukuran radiasi alfa dan beta dari cuplikan tanah dapat digunakan untuk menentukan tingkat radioaktivitas tanah. Pengukuran radiasi alfa dan beta relatif cukup sulit jika dibandingkan dengan metode lain seperti pengukuran radiasi gamma, karena radiasi alfa dan beta keduanya merupakan jenis partikel, alfa adalah inti atom helium ( 4 2He) dan beta adalah elektron ( -1 e). Permasalahan pada pengukuran radiasi partikel adalah adanya peristiwa tumbukan dengan medium yang dilalui yang memberikan pengaruh cukup signifikan. Kesulitan tersebut umumnya diatasi dengan memperpendek jarak antara sumber radiasi dengan detektor atau dibuat ruang hampa udara. Disamping itu serapan diri radiasi alfa dan beta oleh bahan radioaktifnya juga sangat signifikan, sehingga dalam pengukuran umumnya kondisi cuplikan dibuat sangat tipis. Radiasi alfa dan beta merupakan jenis partikel bermuatan, alfa bermuatan +2 dan beta bermuatan -1. Untuk mendeteksi dan mengukur radiasi ini digunakan detektor jenis passivated implanted planar silicon (PIPS) [1]. Sebelum melakukan pengukuran radiasi alfa dan beta menggunakan pencacah alfa-beta maka perlu dilakukan kalibrasi efisiensi detektor. Kalibrasi efisiensi detektor dapat dilakukan menggunakan sumber standar yang memiliki kondisi yang sama dengan cuplikan. Selain menggunakan sumber standar, kalibrasi dapat dilakukan dengan simulasi atau model perhitungan. Salah satu simulasi yang dapat digunakan untuk kalibrasi efisiensi adalah metode Monte Carlo. Metode Monte Carlo merupakan metode numerik statistik untuk menyelesaikan masalah yang tidak dimungkinkan diselesaikan secara analitik yaitu dengan menyimulasikan bilangan acak. Salah satu program komputer yang menggunakan metode Monte Carlo adalah Monte Carlo N-Particle extended (MCNPX). MCNPX merupakan perangkat lunak komputer menggunakan metode Monte Carlo yang merupakan pengembangan dari MCNP. Perangkat lunak ini diaplikasikan untuk menghitung perjalanan partikel yaitu foton, elektron, neutron, proton, dan ion dengan rentang energi hingga orde GeV [2]. Program yang digunakan dalam penelitian ini adalah MCNPX 2.6. Program MCNPX merupakan 406

3 hasil kerja dari tim Monte Carlo (2008) di Laboratorium Nasional Los Alamos, USA. Gambar 1. Pencacah alfa-beta isolo dengan detektor PIPS di Laboratorium Analisis Radioaktivitas Lingkungan (LARL) PSTNT II. TATA KERJA Untuk dapat melakukan simulasi kalibrasi efisiensi pada detektor PIPS dengan MCNPX dibutuhkan beberapa inputan. Input tersebut adalah model geometri detektor, definisi sumber radiasi, dan besaran fisis yang diinginkan (tally) pulsa cacahan. cacahan. Detektor PIPS yang digunakan adalah produk Canberra model CAM 2000 AM. Geometri yang dimodelkan juga mencakup wadah cuplikan atau sumber dan ruang di dalam pencacah. Geometri komponen yang dimodelkan hanyalah komponen yang dimungkinkan berinteraksi dengan partikel yang dihasilkan dari sumber radiasi di dalam cuplikan. Setiap interaksi partikel dengan atom-atom di dalam material yang telah dimodelkan geometrinya akan dihitung oleh MCNPX. Perhitungan MCNPX dimulai sejak partikel tersebut lahir hingga partikel tersebut membentuk pulsa cacahan atau berakhir mati. 2.1 Model geometri detektor Detektor yang akan disimulasikan adalah PIPS yang ada di Laboratorium Analisis Radioaktivitas Lingkungan (LARL) PSTNT. Detektor memiliki jenis semikonduktor silikon yang diimplantasi dengan ion. Geometri detektor menjadi penting dalam simulasi karena sangat berpengaruh terhadap hasil interaksi partikel alfa atau beta dengan atom-atom silikon terimplantasi yang membentuk pulsa Gambar 2. (a) Detektor PIPS dan (b) tampilannya dalam MCNP visual editor Table 1. Komponen Data detektor PIPS untuk input MCNPX [3] Densitas (g/cm 3 ) Dimensi (tebal, luas) Window (Si) 2,33 50 nm/2000 mm 2 Silikon chip (SiO 2 ) 2,2 0,3 mm/2000 mm 2 407

4 2.2 Model sumber radiasi Setelah memodelkan geometri detektor dan komponen lain maka input MCNPX selanjutnya adalah model sumber radiasi. Untuk menyimulasikan perjalanan radiasi maka harus didefinisikan terlebih dahulu sumber radiasi. Dalam simulasi kalibrasi efisiensi detektor PIPS ini sumber radiasi yang dimodelkan berupa sumber planar dalam planset. Model sumber radiasi dalam istilah MCNPX adalah definisi sumber. Definisi sumber yang diperlukan sebagai inputan MCNPX adalah jenis partikel yang dipancarkan, energi dan kelimpahan partikel, arah berkas partikel, dan geometri yang meliputi posisi dan bentuk sumber. Sumber standar elektroplating alfa 241 Am (AM50MM) dan beta 90 Sr (SR50MM) yang digunakan adalah dengan diameter aktif 50 mm dan diameter holder 60 mm berbahan aluminium. Sumber standar memiliki daerah aktif dengan tebal 5 µm dan densitas 0,8 mg/cm 2. Sumber standar alfa 241 Am memancarkan partikel alfa dengan energi 5,388 MeV (10%), 5,443 MeV (18%) dan 5,486 MeV (85%). Sumber standar beta 90 Sr memancarkan partikel beta dengan energi 0,544 MeV (100%), dan disertai pemancaran beta oleh anak luruhnya 90 Y dengan energi 2,27 MeV (99,98%) dan 0,520 MeV (0,017%). Untuk sumber standar beta diberi window bahan aluminium milar dengan tebal 0,0064 mm. Geometri sumber standar dan geometri pencacahan sumber standar dalam MCNPX diperlihatkan pada Gambar 3 dan 4. Gambar 3. Geometri sumber standar Gambar 4. Geometri pencacahan sumber standar Sumber radiasi berupa cuplikan tanah dengan variasi densitas 1 2 g/cm 3 dan variasi ketebalan µm atau 2 20 mg/cm 2 dalam wadah planset yang terbuat dari baja tahan karat dengan diameter 50 mm, tinggi 3 mm dan ketebalan bahan 0,5 mm. Sumber dalam planset ditempatkan dalam ruang sedemikian rupa sehingga jarak dengan detektor sangat dekat. Geometri dan komposisi material tanah serta planset dimodelkan karena memberikan pengaruh yang signifikan terhadap absorbsi dan hamburan partikel alfa maupun beta. Geometri cuplikan tanah dalam planset dan 408

5 geometri pencacahan cuplikan tanah untuk input MCNPX diperlihatkan pada Gambar 5 dan 6. pada Tabel 2. Komposisi tanah tersebut dianggap mewakili komposisi sampel tanah yang akan diukur. Tabel 2. Komposisi tanah untuk input MCNPX [4,5] Gambar 5. Geometri cuplikan tanah dalam wadah planset Nuklida Kadar (%) 3 Li 0,003 5 B 0,001 6 C 2 7 N 0,1 8 O 48,87 9 F 0,02 11 Na 0,63 12 Mg 0,5 13 Al 7,1 14 Si 33,3 15 P 0, Cl 0,01 19 K 1,4 20 Ca 1,37 21 Sc 0,0007 Nuklida Kadar (%) 22 Ti 0,5 23 V 0,01 24 Cr 0,1 25 Mn 0, Fe 3,8 27 Co 0, Ni 0, Cu 0, Rb 0,01 39 Y 0, Zr 0,03 56 Ba 0,05 72 Hf 0, Pb 0, Th 0,0005 Gambar 6. Geometri pencacahan cuplikan tanah Hal penting selanjutnya dalam pemodelan sumber adalah matriks dari tanah. Matriks tanah ditentukan dari data komposisi tanah. Komposisi tanah yang digunakan untuk model sumber adalah diambil dari hasil rata-rata komposisi tanah di dunia yang dikeluarkan oleh The Nanking Institute of Soil Science, 1982 sebagaimana diperlihatkan Untuk mendapatkan nilai efisiensi dari hasil pengukuran maka harus dilakukan pencacahan sumber standar dengan geometri, densitas dan matrik yang mendekati sama dengan cuplikan. Adapun untuk mendapatkan nilai efisiensi dari hasil simulasi MCNPX maka hanya dengan dibuatkan model sumber yang sama dengan kondisi cuplikan, baik geometri, densitas dan matrik cuplikan, serta 409

6 energi radiasi alfa atau beta yang dipancarkan dari radionuklida dalam cuplikan. 2.3 Model pulsa cacah Untuk mendapatkan keluaran dari MCNPX yang berupa nilai cacah maka dilakukan pemodelan pulsa cacah. Dalam pemodelan ini digunakan beberapa jenis tally diantaranya tally energi (E8) dan tally pulsa untuk alfa (F8a) dan tally pulsa untuk beta (F8e). Tally E8 merupakan kanal energi yang ditentukan untuk menampilkan nilai cacahan pada rentang energi tertentu. Tally F8a atau F8e akan memberikan keluaran MCNPX berupa nilai cacahan hasil interaksi partikel alfa atau beta dengan detektor. Dengan tally yang diberikan maka MCNPX akan memberikan hasil keluaran berupa nilai cacah pada tiap interval energi yang ditentukan dan nilai kesalahan statistiknya [2]. Hasil nilai cacah pada tiap interval energi yang ditentukan selanjutnya digunakan untuk membuat kurva efisiensi. Hasil tersebut juga dapat diplot ke dalam grafik cacahan sebagai fungsi energi sehingga tampil sebagai spektrum alfa atau beta setelah dinormalisasi dengan nilai aktivitasnya. Dari hasil ini dapat pula dilakukan perbandingan antara efisiensi detektor hasil simulasi MCNPX dengan hasil pengukuran. model sumber radiasi, dan model pulsa cacah, selanjutnya di-running menggunakan komputer dengan processor 1,5 GHz, RAM 2 GB dan sistem operasi Windows 7. Waktu yang dibutuhkan untuk menjalankan program MCNPX menggunakan perangkat komputer tersebut dengan inputan yang telah dibuat jumlah partikel yang disimulasikan sebanyak 10 6 adalah 8 menit untuk alfa dan 83 menit untuk beta. Untuk inputan dengan jumlah partikel tersebut memberikan kesalahan statistik 1%. Nilai tersebut termasuk kategori sangat diterima untuk sebuah model simulasi pencacahan menggunakan MCNP. Simulasi efisiensi sumber standar Simulasi pertama adalah untuk menentukan efisiensi detektor dalam pengukuran sumber standar alfa 241 Am dan sumber beta 90 Sr kemudian membandingkannya dengan nilai efisiensi yang tercantum di sertifikat. Hasil simulasi ini sekaligus digunakan untuk validasi model detektor dan sumber radiasi. Hasil validasi sangat menentukan keberterimaan simulasi selanjutnya yaitu pencacahan sumber alfa dan beta yang berupa cuplikan tanah. Spektrum alfa 241 Am dan beta 90 Sr hasil simulasi pencacahan sumber standar diperlihatkan pada Gambar 7 dan 8. III. HASIL DAN PEMBAHASAN Program MCNPX setelah diberikan inputan berupa model geometri detektor, 410

7 Gambar 7. Simulasi spektrum alfa 241 Am Simulasi dilakukan dengan menempatkan sumber 241 Am (AM50MM) dan 90 Sr (SR50MM) pada jarak < 3 mm dari permukaan detektor. Nilai efisiensi detektor hanya untuk energi diatas 125 KeV karena perangkat elektronik detektor yang dipasang pada energi ambang 125 KeV [3]. Karena jarak detektor dengan sumber yang sangat dekat maka pemodelan geometri dan bahan untuk sumber harus sangat diperhatikan karena peristiwa serapan dan hamburan partikel alfa dan beta memberikan pengaruh yang signifikan. Gambar 8. Simulasi spektrum beta 90 Sr/ 90 Y Nilai efisiensi hasil simulasi diambil dengan kesalahan statistik 1 %. Hasil simulasi efisiensi pencacahan sumber standar alfa dan beta dan perbandingannya dengan nilai yang tercantum dalam sertifikat diperlihatkan pada Tabel 3. Hasil perbandingan menunjukkan nilai yang mendekati sama antara hasil simulasi dengan nilai efisiensi dalam sertifikat, yaitu 0,6 % untuk alfa dan 2,4 % untuk beta. Tabel 3. Perbandingan efisiensi hasil simulasi MCNPX dengan nilai sertifikat Nuklida 241 Am alfa Efisiensi (%) Beda MCNPX Sertifikat (%) [2] 34,0 33,8 0,6 90 Sr beta 25,7 25,1 2,4 Perbedaan kecil pada perbandingan nilai efisiensi hasil simulasi dengan nilai efisiensi dalam sertifikat pada Tabel 3 mengkonfirmasikan bahwa pemodelan detektor dan sumber radiasi yang dilakukan pada sistem pencacah alfa-beta layak digunakan untuk bentuk sumber lain. Untuk itu pemodelan detektor dan sumber tersebut digunakan untuk simulasi kedua yaitu menentukan efisiensi detektor PIPS untuk sumber alfa-beta berupa cuplikan tanah dalam planset dengan variasi densitas dan ketebalan. Simulasi efisiensi cuplikan tanah Untuk menyimulasikan efisiensi alfabeta fungsi densitas tanah dilakukan variasi terhadap nilai densitas tanah yaitu antara 1 411

8 2 g/cm 3. Variasi densitas tersebut diambil berdasarkan beragam jenis tanah di Indonesia yang dimungkinkan dapat diambil sebagai cuplikan, seperti oksisol (1,04 g/cm 3 ), inseptisol (1,16 g/cm 3 ), ultisol (1,16 g/cm 3 ), entisol (1,18 g/cm 3 ), alfisol (1,23 g/cm 3 ), dan mollisol (1,34 g/cm 3 ) [7]. Untuk melakukan simulasi efisiensi sebagai fungsi densitas maka tebal cuplikan tanah dibuat tetap yaitu 42,31 µm. Model sumber adalah berupa cuplikan tanah yang dikontaminasi secara homogen dengan sumber alfa 241 Am dan sumber beta 90 Sr yang ditempatkan dalam sebuah planset. Karena yang divariasikan adalah densitasnya maka jarak detektor dengan permukaan sumber adalah tetap yaitu 5,08 mm. Hasil simulasi efisiensi alfa untuk variasi densitas cuplikan tanah diperlihatkan pada Gambar 9 dan efisiensi beta pada Gambar 10. Gambar 9. Efisiensi alfa vs densitas cuplikan Pada Gambar 9 diperlihatkan bahwa terjadi penurunan efisiensi alfa secara eksponensial terhadap kenaikan densitas cuplikan tanah. Penurunan efisiensi sebagai fungsi densitas dalam grafik memiliki hubungan Y = 0,1 Exp (0,7X) dimana Y adalah efisiensi alfa dan X adalah densitas cuplikan tanah. Penurunan efisiensi alfa tersebut sangat dipengaruhi oleh serapan diri dari cuplikan tanah terhadap partikel alfa yang sangat besar. Gambar 10. Efisiensi beta vs densitas cuplikan Pada Gambar 10 diperlihatkan penurunan efisiensi beta terhadap kenaikan densitas cuplikan tanah 1 2 g/cm 3 terjadi secara linear. Penurunan efisiensi sebagai fungsi densitas dalam grafik tersebut memiliki hubungan Y =0,267 0,018. Jika dibandingkan dengan penurunan efisiensi alfa terhadap kenaikan densitas tanah, maka dapat disimpulkan bahwa serapan diri cuplikan tanah terhadap partikel beta jauh lebih rendah dibandingkan dengan partikel beta. Simulasi selanjutnya adalah menentukan efisiensi detektor PIPS untuk cuplikan tanah dengan variasi ketebalan. Dengan mengambil densitas tanah 1,3 g/cm 3 selanjutnya ketebalan cuplikan tanah divariasikan antara µm atau 2 20 mg/cm 2. Dengan 412

9 variasi ketebalan maka jarak cuplikan dengan permukaan detektor menjadi bervariasi yaitu dari 5,49 mm 5,31 mm. Hasil simulasi pengukuran efisiensi cacahan dengan variasi ketebalan cuplikan tanah diperlihatkan pada Gambar 11 untuk alfa dan Gambar 12 untuk beta. Gambar 12. Efisiensi beta vs tebal cuplikan Gambar 11. Efisiensi alfa vs tebal cuplikan Pada Gambar 11 diperlihatkan bahwa terjadi penurunan sangat tajam terhadap efisiensi alfa dengan variasi kenaikan ketebalan cuplikan tanah. Dari grafik tersebut penurunan efisiensi sebagai fungsi ketebalan memiliki hubungan Y=0,198X -0,96. Pada grafik tersebut juga memperlihatkan pengukuran radioaktivitas alfa dalam cuplikan tanah dengan ketebalan > 10 mg/cm 2 atau > 7,69 µm tidak efektif, karena nilai efisiensi detektor cenderung datar sehingga penambahan ketebalan cuplikan tidak berpengaruh signifikan terhadap kenaikan cacahan. Berbeda dengan efisiensi alfa, penurunan efisiensi beta terhadap kenaikan ketebalan cuplikan tanah yang diperlihatkan pada Gambar 12 memiliki hubungan yang linear. Dari grafik efisiensi sebagai fungsi ketebalan tersebut memiliki hubungan Y=0,264-0,003X. Dari grafik tersebut juga diperlihatkan bahwa pengukuran radioaktivitas beta untuk cuplikan tanah untuk ketebalan hingga 20 mg/cm 2 atau 15,38 µm masih efektif. Kesimpulan tersebut kurang lebih sama dengan yang diperoleh oleh Martin Sanchez, dkk (2009) berdasarkan hasil dari simulasi yang dilakukan terhadap serapan diri sampel tanah dalam pencacahan alfa beta yaitu bahwa ketebalan cuplikan tanah > 25 mg/cm 2 atau > 19,23 µm masih dapat digunakan untuk pencacahan beta, sementara pada pencacahan alfa pada ketebalan cuplikan > 10 mg/cm 2 atau > 7,69 µm sudah tidak efektif [1]. 413

10 IV. KESIMPULAN Program MCNPX dapat diaplikasikan secara baik untuk simulasi efisiensi pencacahan alfa dan beta dalam pengukuran radioaktivitas cuplikan tanah. Hasil validasi model berdasarkan perbandingan nilai efisiensi dari simulasi pencacahan sumber standar alfa 241 Am dan sumber beta 90 Sr dengan nilai yang tercantum dalam sertifikat menunjukkan sangat layak untuk simulasi sumber lain yaitu cuplikan tanah. Dengan simulasi menggunakan MCNPX ini, kesulitan pengadaan sumber standar untuk pengukuran radioaktivitas alfa atau beta dalam matriks tanah dapat diatasi dengan mudah. 4. The Nanking Institute of Soil Science, The Soil of China, Chinese Academy of Sciences, Science Press, LUCIAN W., ZHIGUANG S., ITZHAK O., ALBERT L.H., GEORGE H., Basic considerations for Monte Carlo calculations in soil, Applied Radiation and Isotopes, 62 (2005) MICHAEL C. NICHOLS, Quantitative Basis for Component Factors of Gas Flow Proportional Counting Efficiencies, A Disertation Georgia Institute of Technology, RIZATUS SHOFIYATI, IRSAL LAS, and FAHMUDDIN AGUS, Indonesian Soil Data Base and Predicted Stock of Soil Carbon, Proc. of Int. Workshop on Evaluation and Sustainable Management of Soil Carbon Sequestration in Asian Countries. Bogor, Indonesia Sept , 2010 UCAPAN TERIMA KASIH Ucapan terima kasih disampaikan kepada Bapak Suhulman dan Bapak Dikdik atas bantuannya dalam penggunaan sistem pencacah alfa-beta isolo di Laboratorium ARL PSTNT BATAN. DAFTAR PUSTAKA 1. MARTÍN SÁNCHEZ A, SÁENZ GARCÍA G, JURADO VARGAS M, Study of self-absorption for the determination of gross alpha and beta activities in water and soil samples, Appl. Radiat. Isot., May;67(5):817-20, DENISE B. PELOWITZ, MCNPX User s Manual Version 2.6.0, April 2008, LA- CP , LANL, (2008) 3. CANBERRA, isolo Alpha/Beta Counting System, User s Manual, Canberra Industries, Inc., USA., (2006) TANYA JAWAB Penanya : Yayan Tahyan Pertanyaan : - Dalam penentuan efisiensi pencacah alfa dan gamma ini, apakah alat pencacah alfa dan gamma isolo menggunakan gas P-10 (campuran organ metana)? - Sampai sejauh mana pengaruh gas P- 10 ini dalam unjuk kerja alat? Jawaban : - Tidak, detektor yang digunakan ada PIPS, salah satu tipe bahan semi konduktor (silikon) bukan tipe gas (P-10). - Tidak dilakukan. 414