I. PENDAHULUAN maupun cuplikan dalam bentuk seperti KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Transkripsi

1 Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X ~_UoteJ Kartika_C!!andra. :14 Vesember ~O04 KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Pujadi, Hennawan Candra dan Nazaroh Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -BAT AN ABSTRAK KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN PADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEK- TROMETER GAMMA. Telah dilakukan analisis koreksi atenuasi diri cuplikan 166mHo dalam wadah marinelli pada daerah energi sinal gamma key. Cuplikan su~ber 166mHo disiapkan pada wadah marinelli dengan variasi densitas matrik 0,5-1,8 grjcm3. Pencacahan dilakukan menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe. Atenuasi diri pada sumber radionuklida tergantung pada energi Eaton, sifat serapan bahan, dimensi ketebalan sumber dan densitas matrik bahan pencampur yang dipakai. Hasil menunjukkan bahwa faktor atenuasi diri cuplikan dengan densitas 0,5 grjcm3 pada rentang energi 80,6-810,3 key bernilai antara 1,2034-1,0428, densitas 0,8 grjcm3 antara 1,1256-1,0200, densitas 1,2 grjcm3 antara 0,9058-0,9879, densitas 1,5 grjcm3 antara 0,8124-0,9502 dan densitas 1,8 grjcm3 antara 0,7428-0,9365. ABSTRACT SELF ATl'ENUATION CORRECTION OF SAMPLE IN COUNTING USING GAMM.,," SPECTROMETER. The analysis of self attenuation corrections of sample in marinelli have been carried out on the energy range from 80 to 830 key. The 166mHo sample sources was prepared in marinelli with variety of matrix densities from 0,5 to 1,8 grjcm3. The counting was used gamma spectrometer with HPGe detector. The self attenuation on radionuclide source depens on the incident photon energy, densitas matrix and nature of the absorbing material. The result showed that the corrections factor for self attenuation sample sources "vith density matrix of 0.5 grj cm3 in the energy range from 80.6 to key are , density 0.8 grjcm3are , density 1.2 grjcm3 are , density 1.5 grjcm3 are and density 1.8 grjcm3 are grjcm3. I. PENDAHULUAN maupun cuplikan dalam bentuk seperti Pada sumber radioaktif yang dibuat dalam bentuk volume dengan media pencampur yang mempunyai densitas matrik tertentu, maka akan terjadi atenuasi foton oleh bahan sumber dan medianya, yang disebut atenuasi diri. Besamya atenuasi diri ini tergantung pada energi foton dad gnat serapan dati bahan matrik pencampumya. Oleh karena itu pada pengukuran aktivitas sumber standar radionuklida ini, untuk mendapatkan hasil cacah yang akurat, perlu dilakukan koreksi atenuasi diri foton dalam bahan itu sendiri [1], Koreksj atenuasi diri, biasanya dinyatakan dalam koefisien atenuasi airi, koreks: atenuasi diri ini banyak dilakukan untuk berbagai perrnasalahan pada bidang metrologi radiasi clan dosimetri [2]. Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 102

2 -IJdp)V Prosiding Presentasi Ilmiah Keselatnatan Radiasi dan Lingkungan X liotej Kartika Chandra,.14 Vesember ~004 Berbagai metode penentuan koefisien atenuasi diri telah banyak dilakukan dibebe- matrik bahan pencampur yang dipakai. Menurut Debertin clan Helmer (1988) yang rapa laboratorium, disesuaikan dengan dikutip oleh T. Boskova clan L. Minev kondisi dan tujuan pengukuran. 166mHo (2001), pada sumber radionuklida meru pakan salah satu terdistribusi secara homogen pada wadahradionuklida berbentuk silinder, dimana aktivitasnya pemancar gamma multi energi, yang mempunyai jangkau energi dari 80,6-1427KeV, nya, apabila dicacah menggunakan sehingga sangat efisien apabila dipergt,makan sebagaisumber standar [3]. Pada makalah ini akan dibahas tentang spektrometer gamma pada jarak tertentu,, besarnya faktor atenuasi diri dapat dirumuskan sebagai berikut [1] koefisien atenuasi diri surnber standar 166mHo pada wadah marinelli dengan F(,udp) = [l-exp IJ.dp...(1) bahan matrik pencampur yang mem- punyai densitas 0,5; 0,8; 1,2; 1,5 clan 1,8 grjcm3, pada rentang energi gamma 80,.6-810,3 key. Pada energi gamma yang lebih tinggi atenuasi yang terjadi relatif kecil [1,2]. dengan F : Faktor atenuasi diri ~ d p Koefisien atenuasi rnassa Ketebalan cuplikan Densitas atenuasi diri Facia cuplikan (Ca) dirumus- II. TEOR! Pada sumber standar radionuklida atau cuplikan yang mengandung zat radioaktif dengan bentuk volume clan mempunyai densitas tertentu, akan terjadi atenuasi diri foton, yang dapat memberikart kontribusi kesalahan pengukuran. Apabila bentuk komposisi dan densitas sumber standar clan cuplikan berbeda, maka harga kalibrasi efisiensi setiap puncak tenaga gamma cuplikail perlu dikoreksi, sehingga besarnya koreksi kan sebagai berikut : Oleh karena itu pada pengukuran sumber radioaktif dengan bentuk volume clan Ca = F(.udp)sampll!/F(.udp)sta~ldar (2) densitas berbeda dengan standar perin dilakukan koreksi atenuasi diri. Atenuasi diri pada sumber radionuklida tergantung pada energi foton, sifat serapan bahan, dengan: F(,tJdp)sample iaktor atenuasi diri cuplikan F (Jidp)standar: faktor atenuasi diri sumber standar dimensi, ~etebalan sumber clan densitas Puslitban~ Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga NuklirNasional. 103

3 dengan: 1. Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X liotej Kaltika Chandra, 14 Vesember :7;004 Menurut T. Boschkova dad L. Minev kurva densitas Pi (2001), pada pencacahan sumber radionuklida dehgan kondisi geometri tertentu dan mempunyai ketebalan tetap, dengan rentang densitas (p) antara 0,1-2,0 grfcm3, clan nilai (Jid) kecil atau < 0,5 cm3f gr, maka ketergantungan faktor atenuasi F(,udp), pada densitas tertentu dapat dirumuskan sebagai fungsi linier, dengan tingkat keakurasian 1-2%, sebagai berikut F(,udp) = ap +~ Dimana a merupakan konstanta slope clan f3 adalah konstanta intersep dari fungsi linier diatas. Apabila geometri penguku- ran ditetapkan, maka harga efisiensi untuk energi foton tertentu akan bergantung hanya pada faktor atenuasi diri F(jJdp). Sehingga efisiensi pencacahan tergantung juga pada densitas matrik bahan pencam- pur. Pada pencacahan dengan kondisi sumber standar dan cuplikan berbeda, dengan penggabungan persamaan (2) dan (3) maka besamya koreksi atenuasi diri (Ca) dapat dirumuskan sebagai berikut dengan act J3ci acs pes f3cs nilai konstanta slope pada kurva densitas standar pcs densitas standar nilai konstanta intersep pada kurva densitas standar Pis Menurut Strom dan Israel (1967), ketergantungan atenuasi diri terhadap energi foton gamma pada cuplikan alam berbentuk cair, pada rentang energi (3) kev, dapat dirud1uskan dengan bentuk persamaan polynomial berikut [4] : E Ca = a In(E)2 + b In(E) + c : energi sinal gamma sebagai a, b dan c merupakan konstanta III. TATA KERJA III.1. Bahan clan Peralatan (5) Sumber radioaktif 166mHo dati NMIJ / AAIST -Jepang Wadah sumber marinelli 1000 ml Bahan matrik sebagai media pencam- = (acipi +J3ci )/ (acspes +J3cs) pur yang terdiri dari : Busa, gel air,...(4) nilai konstanta slope pada kurva densitas Pi densitas cuplikan nilai konstanta intersep pada 4 bubuk silica, bubuk leksi glas, bubuk kaca dan bahan pengawet (sodium benzoat) Spektrometer gamma dengan detektor HPGe.

4 : Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X Ifotel Kartika (1Jandra,.14 Vesember ~O Preparasi sumber radioaktif Sumber radioaktif 166mHo dibuat pada wadah marinelli volume 1000 mi, sebanyak enam buah dengan densitas yang berbedabeda. Untuk membuat densitas media yang dengan Eff(Ei) cps(ei) efisiensi pencacahan tiap-tiap energi gamma (Ei) cacah per detik pada energi gamma (Ei) bervariasi maka bahan matrik Akt : aktivitas standar pencampur yang terdiri dari busa, gel, air, Yield(Ei) : intensitas pancaran gamma pada bubuk silica, bubuk fleksi gelas, bubuk energi gamma (Ei) kaca divariasikan komposisinya sehingga didapatkan media yang mempunyai densilas : 0,5; 0,8; 1,0; 1,2; 1,5 clan 1,8 gr/cm3 [5,6]. Setelah diperoleh media dengan densitas tersebut dilakukan uji kehomo- enan. Kemudian media bahan matrik dad sumber radiopencmnpur tersebut aktif standar 166mHoyang telah diketahui aktivitasnya, dimasukkan kedalam marinelli dan aduk hingga rata, sumber siap untuk dicacah Pencacahan Pencacahan terhadap sumber standar 166mHo pada marinelli dilakukan dengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Energi puncak 166mHo yang diamati adalah : 80,6 ; 184,4 ; 280,5; 410,9 711,7 ; 752,3 dan 810,3 key. Dan basil ensl pencacahan ini, kemudian dihitung efisipencacahan pada masing -rnasing energi tersebut diatas, dengan menggunakan persamaan sederhana untuk menghitung aktivitas sebagai berikut : Eff (Ei) = CPS(Ei) / Akt. Yield(Ei).(6) IV. HASILDAN PEMBAHASAN Dari hasil pencacahan terhadap 166mHo pada marineli dengan berbagai macam densitas, kemudian dihitung harga efisiensi pencacahan pada masing-masing energi gamma 80,6 ; 184,4 ; 280,5; 410,90; n1,7 ; 752,3 clan 810,3 key, menggunakan persamaan (6), harga efisiensi tersebut disajikan pada Tabel 1. Kemudian dibuat kurva antara efisiensi dan densitas untuk masing-masing energi gamma, yang disajikan pada Gambar 1. Pada setiap kurva apabila ditarik garis linier maka akan didapatkan variabel slope clan intersept masing-masing kurva, sesuai dengan persamaan (3). Pada Gambar I, terlihat bahwa kurva untuk energi 184,6 key berada dipaling atas, sedangkan untuk energi gamnia 80,6 key berada dibawahnya, kedua kurva pada energi tersebut tidak berurutan sedangkan untuk energi gamma lainnya mulai dari 280,5-810,3 key letak kurva berurutan. Puslitbang Keselamatan Radiasidan BiomedikaNuk'ir~Badan Tenaga Nuk'ir Nasional 105

5 Hal ini juga ditunjukkan pada Tabel 1, bus dinding detektor lemah, sehingga harga efisiensi untuk energi 184,6 ke V pada energi gamma yang kecil efisiensinya setiap densitas matrik mempunyai nilai juga kecil, dan efisiensi akan naik paling besar. Hal ini terjadi karena pada dengan kenaikan energi gamma clan pencacahan sumber radioaktif menggunakan detektor HPGe aluminium window, pada daerah energi rendah pada rentang (40-120) ke V, efisiensi pencacahan naik puncaknya berkisar pada daerah energi key. Selanjutnya pada energi gamma lebih besar 120 key, dengan kenaikan energi kebolehjadian interaksi sesuai dengan kenaikan energi sinai sinar gamma dengan detektor justru kecil, gamma, clan efisiensi pencacahan tertinggi karena kemungkinan lolosnya sinar berada pada daerah energi key. gamma sehingga tidak terdeteksi, Pencacahan pada energi yang relatif rendah, rnaka kernarnpuan sinal gamma sehingga efisiensi pencacahan menjadi lebih kecil dengan naiknya energi sinar untuk berinteraksi dengan detektor relatif ganuna. kecil, karena kemampuan untuk menem- Tabel1. Efisiensi pencacahan 166rnHo dengan berbagai densitas, pada rentang energi 80,6-810,3 key [61. Harga sjope clan intersept untuk... masmg-masmg energl gamma yang didapat disajikan pada Tabel2. Pada Tabel besar, hal ini menunjukkan bahwa pada energi gamma yang rendah, koreksi faktor atenuasi dirinya semakin besar 2, terlihat bahwa pacta energi gamma yang sebaliknya pada energi gamma k~cil, dibawah 280,5 key 1 slope semakin tinggi. Selain itu terlihat pula bahwa pada Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tt

6 energi rendah, densitas matrik mem- (4), dengan asumsi bahwa sumber standar punyai pengaruh yang cukup besar yang digunakan mempunyai densitas (p) terhadap efisiensi pencacahan. Dengan = 1 gr/cm3. Tabel 3, menyajikan basil tertentu, meng- harga slope (ac) clan intersept (r3c) masingmasing energi gamma pada Tabel 2., maka dapat ditentukan besamya koreksi atenuasi diri (Ca) menggunakan persamaan perhitungan harga koreksi atenuasi diri (Ca) untuk masing-masing energi gamma clan densitas cupiikan gunakan persamaan (4) Eft. Gambar 1. Kurva densitas vs. efisiensi Tabe12. Parameter kurva efisiensi vs. densitas Marinelli vol mi. -107

7 Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X ~ Yatel Kartika Chandra,.14 Vesember 2004 Tabe13 : Koreksi atenuasi diri (Ca) pada masing-masing energi gamma clan densitas cuplikan I sumber standar dengan densitas (p) = 1 gr / cm3 wadah sumber marineli 1000 cc. 80, ,1256 0,9058 0,8124 0, ,4 1, ,0468 0,9552 0,8803 0, ,5 1,0864 1,0328 0,9628 0,8930 0, ,9 1,0726 1,0322 0,9694 0,9312 0, ,7 1,0628 1,0233 0,9776 0,9418 0, ,3 1,0603 1,0221 0,9782 0,9456 0, ,3 1,0562 1,0218 0,9826 0,9468 0,9126 Dari hasil ini dapat dapat dikatakan bahwa koreksi atenuasi diri (Ca), sangat tergantung pada energi sinar gamma pada kondisi pengukuran yang tertentu. Apabila kalibrasi efisiensi, maka harga koreksi atenuasi diri (Ca) untuk cuplikan dengan densitas Pi = 0,5 gr/ cm3 pada rentang antara 1,1256-1,0218, densitas cuplikan Pi = 1,2 grjcm3 berkisar antara 0,9058-0,9826, densitas cuplikan Pi = 1,5 grjcm3 berkisar antara 0,8124-0,9468, densitas cuplikan Pi = 1,8 grjcm3 berkisar antara ;::~ 0,7428-0,9126. energi gamma 80,6-810,3 key berkisar antara 1,2034-1,0562. Sedangkan untuk densitas cuplikan Pi = 0,8 gr/ cm3 berkisar Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 108

8 V. Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X!(atel Kartika Chandra. 1'4 Vesember!J,1)() ~ 1.2.;::: :a.~ 1.1 ~ ~::=~:;:::::-~--~ 1 ~.Ū) ~ 0.9 0~ Ln energi galnma Gambar 2. Kurva koreksi atenuasi diri (Ca) terhadap In-energi gamma Apabila dibuat kurva clan data masing gamma" koreksi atenuasi diri (Ca) untuk masingdensitas terhadap ''In-energi akan didapatkan kurva bentuk polynomial, disajikan pada Gambar 2, clan densitas matrik bahan pencampur yang dipakai. Faktor atenuasi diri cuplikan dengan densitas 0,5 gr/ Cm3 pada rentang energi 80,6-810,3 key berkisar antara 1,2034-1,0562, densitas 0,8 gr/cm3 antara 1,1256-1,0218, densitas 1,2 grjcm3 antara 0,9058-0,9826, densitas 1,5 antara 0/8124-0/9468 dan densitas 1/8 antara SIMPULAN DAN SARAN Atenuasi diri pada sumber radionu- klida tergantung pada energi foton, sifat serapan bahan, dimensi, ketebalan su~ber tergantung pada energi sinar gamma. 0,7428-0,9126. Untuk pencacahan cuplikan pada contoh lingkungan yang mempunyai perbedaan densitas dengan standar disarankan untuk dilakukan koreksi atenuasi diri, agar didapatkan hasil yang lebih mendekati nilai sebenarnya.

9 Prasiding Presentasi Ilmiah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X liotej Kartika Chandra,.14 Vesember ~O04 DAFT AR PUST AKA dengan p = 0,5 Eff. = 0,863 p = 1,8 Eff. = 0,604 ~ = 0, T. BOSHKOV A, L MINEV, Corrections for Self-Attenuation in Gamma-ray Spectrometry of Bulk Sample, Appl. Radiat. and Isot. 54 (2001), p NEMETH, W., P ARSA B., Density Correction of Gamma-ray Detection Efficiency in Environmental Samples, Radioact. Radiochem. 3(3), 32 (1992). 3. PUJADI, dkk., Analisis Puncak-Puncak Energi Sinar Gamma 166mHolmium pada Kalibrasi Efisiensi Detektor HPGe, Prosiding Seminar Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir I, Jakarta (2001). 4. STROM E., ISRAEL H., ISO Guide 47-1 Marinelli Beaker Calibration. System Application Studies. (1977). 5. NAZAROH, dkk., Pembuatan Sumber Standar 166mHolmium Marinelli untuk Pengukuran NORM, Prosiding Seminar Aspek Keselamatan Radiasi dan Lingkungan pada lndustri Non Nuklir, Jakarta (2003). DISKUSI Mulyadi Rachmad (P3KRBiN-BATAN) Mengapa pada energi 711,751 d 810,3 ke V efisiensi tinier konstan? J awab Pada gambar kelihatannya konstan, tapi sebenarnya tidak, pada E = 711,7 sid 810,3 key besar densitas eft. turun, tapi penurunannya tidak setajam pada E 80 key atau 184 key. Karena semakin besar energi dengan beda densitas yang relatif kecil, penurunan eft. juga relatif kecil dibandingkan pada E = 80,6 key. Pada E = 810,3 key dengan p = 0,5, Eff. = 0,214 p = 1,8, Eff. = 0,172 A = 0,042 Gatot Wurdiyanto (P3KRBiN-BATAN) Alasan teknis koreksi atenuasi diri pada densitas 1 grjcm3.? Menurut saya efisiensi deteksi tidak tergantung pada densitas cuplikan, tetapi nilai cacahannya yang tergantung pada densitas cuplikan!. Mohon penjelasan lebih lanjut. Bagaimana menentukan densitas 0,8 grfcm3, 0,5 grfcm3, 1 grfcm3 dll.? Jawab: 1. Untuk densitas "gr/cm3" ~ sebagai standar Alasan dilakukan koreksi ~ apabila standar cuplikan beda 2. Kalau cacahan (cps) tergantung densitas cuplikan efisiensi tergantung cps ~ sehingga effisiensi juga tergantung densitas. 3. Dengan mencampur bahan2 tertentu dengan volumenya ditimbang. Riau Amorino (P3KRBiN-BATAN) Untuk koreksi atenuasi ini sangat dipengaruhi oleh bentuk (geometri) clan salah satunya homogenitas. Bagaimana caranya untuk menentukan homogenitas sampel? Jawab: Homogenitas yang dimaksud adalah terdistribusinya aktivitas keseluruhan ruang. Ditentukan dengan mengukur aktivitas dati berbagai sudut (atas, bawah, kiri, kanan dll.). -l10