SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP

dokumen-dokumen yang mirip
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis.

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih *

PELURUHAN GAMMA ( ) dengan memancarkan foton (gelombang elektromagnetik) yang dikenal dengan sinar gamma ( ).

VII. PELURUHAN GAMMA. Sub-pokok Bahasan Meliputi: Peluruhan Gamma Absorbsi Sinar Gamma Interaksi Sinar Gamma dengan Materi

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

Bab II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo

PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.

Dualisme Partikel Gelombang

PENGHITUNGAN FAKTOR BUILDUP TITANIUM DENGAN MENGGUNAKAN METODA MONTE CARLO. Hengky Istianto Has * Balza Achmad **, Andang Widi Harto **.

METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

PERTEMUAN KEEMPAT FISIKA MODERN TEORI KUANTUM TENTANG RADIASI ELEKTROMAGNET TEKNIK PERTAMBANGAN UNIVERSITAS MULAWARMAN

FISIKA ATOM & RADIASI

PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 2, April 2014 ISSN

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 3, Juli 2014 ISSN

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

PENGUKURAN TEBAL KONTAMINASI ZAT RADIOAKTIF PADA PERMUKAAN TANAH SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL

PELURUHAN RADIOAKTIF

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

Wahana Fisika, 1(1), 2016, Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma

UJIAN SEKOLAH 2016 PAKET A. 1. Hasil pengukuran diameter dalam sebuah botol dengan menggunakan jangka sorong ditunjukkan pada gambar berikut!

PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN

PELURUHAN SINAR GAMMA

BAB IV PERHITUNGAN DOSIS SERTA ANALISIS PENGARUH UKURAN MEDAN PAPARAN TERHADAP OUTPUT BERKAS FOTON

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah

Kecepatan Korosi Oleh 3 Bahan Oksidan Pada Plat Besi

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI

Staf pengajar Program Studi Teknik Sipil, Fakultas Teknik Universitas Muhammadiyah Surakarta. Jl. A. Yani Tromol Pos 1, Pabelan Kartasura Surakarta.

Xpedia Fisika. Soal Fismod 1

PENGEMBANGAN DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN ISIAN GAS ALKOHOL, METANA DAN ARGON

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI NANIK DWI NURHAYATI,S.SI,M.SI

PREDIKSI LEPASAN RADIONUKLIDA MELALUI "BUFFER MATERIAL" DI TEMPAT PENYIMPANAN LlMBAH DEKAT PERMUKAAN DI PPTN SERPONG MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

MODIFIKASI SERAT IJUK DENGAN RADIASI SINAR γ SUATU STUDI UNTUK PERISAI RADIASI NUKLIR

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer)

PROBABILITAS PARTIKEL DALAM KOTAK TIGA DIMENSI PADA BILANGAN KUANTUM n 5. Indah Kharismawati, Bambang Supriadi, Rif ati Dina Handayani

Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

PRIMA Volume 8, Nomor 1, Juni 2011 ISSN : DESAIN PINTU RUANG PESAWAT SINAR-X DARI BAHAN KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA

Interaksi Radiasi dengan Materi. Sulistyani, M.Si.

PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

PREDIKSI UN FISIKA V (m.s -1 ) 20

Desain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta

Fungsi distribusi spektrum P (λ,t) dapat dihitung dari termodinamika klasik secara langsung, dan hasilnya dapat dibandingkan dengan Gambar 1.

TANGGAPAN THERMOLUMINESCENT DOSIMETER CaSO 4 :Dy TERHADAP MEDAN RADIASI CAMPURAN BETA, GAMMA DAN MEDAN RADIASI CAMPURAN BETA GAMMA

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

SINTESIS DAN SIMULASI KINERJA PERISAI RADIASI NUKLIR BERBASIS KOMPOSIT BETON TERHADAP PAPARAN SINAR X/SINAR GAMMA DAN BERKAS NEUTRON ULFA DWI PRASTIWI

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World

FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR

FISIKA MODERN UNIT. Radiasi Benda Hitam. Hamburan Compton & Efek Fotolistrik. Kumpulan Soal Latihan UN

LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI

Xpedia Fisika. Soal Fismod 2

Copyright all right reserved

Fisika Modern (Teori Atom)

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co

LEMBAR SOAL ULANGAN AKHIR SEMESTER TAHUN (UTAMA) Mata Pelajaran (Beban) : Fisika 4 ( 4 sks) Hari/Tanggal : Rabu, 01 Desembar 2010

PR ONLINE MATA UJIAN: FISIKA (KODE A07)

Adapun manfaat dari penelitian ini adalah: 1. Dapat menambah informasi dan referensi mengenai interaksi nukleon-nukleon

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI

RANCANG-BANGUN PIRANTI IDENTIFIKASI RADIASI ELEKTROMAGNETIK (KASUS DI SEKITAR BERKAS SINAR KATODA)

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

BAB IV SIMULASI MONTE CARLO

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

BAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat

ARSIP SOAL UJIAN NASIONAL FISIKA (BESERA PEMBAHASANNYA) TAHUN 1996

PEMERINTAH KABUPATEN LOMBOK UTARA DINAS PENDIDIKAN PEMUDA DAN OLAHRAGA MUSYAWARAH KERJA KEPALA SEKOLAH (MKKS) SMA TRY OUT UJIAN NASIONAL 2010

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Mata Pelajaran : FISIKA

Analisis dan Penentuan Distribusi Fluks Neutron Thermal Arah Aksial dan Radial Teras Reaktor Kartini dengan Detektor Swadaya

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.

2. Sebuah partikel bergerak lurus ke timur sejauh 3 cm kemudian belok ke utara dengan sudut 37 o dari arah timur sejauh 5 cm. Jika sin 37 o = 3 5

DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SEBAGAI FUNGSI BURN-UP BAHAN BAKAR PADA REAKTOR KARTINI

OPTIMASI PARAMETER POTENSIAL NUKLIR BAGI REAKSI FUSI ANTAR INTI-INTI BERAT

Kunci dan pembahasan soal ini bisa dilihat di dengan memasukkan kode 5976 ke menu search. Copyright 2017 Zenius Education

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD

PENENTUAN FAKTOR KOREKSI DOSIS RADIASI ELEMEN BAKAR BEKAS RSG-GAS Ardani *)

SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP

Beberapa hal yang perlu diperhatikan dalam instalasi XVMC adalah yang. pertama, instalasi dilakukan pada linux distro Ubuntu versi 7.

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

MOMENTUM DAN IMPULS FISIKA 2 SKS PERTEMUAN KE-3

Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi

ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP

BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT)

PENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF Cr, Mn DAN Ni TERHADAP Fe PADA ANALISIS KANDUNGAN Cr, Mn DAN Ni, DALAM PADUAN BESI

Review Studi Difraksi Fresnel Menggunakan Celah Bentuk Lingkaran

LATIHAN UJIAN NASIONAL

ANALISIS DOSIS SERAP RADIASI PADA PERBEDAAN DIMENSI DAN BENTUK LAPANGAN PENYINARAN BERKAS RADIASI FOTON 6 MV

Transkripsi:

Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray self-absorption in volumetris sampel for the cylinder and ball with dimension are as follows ; For the Cylinder of : Radius ( R) = 0,05 cm and high ( D) = 0,01 cm; R = 0,05 cm and D = 0,001 cm; R = 0,025 cm and D = 0,001 cm of with density () = 8,71 gram / cm 3. For the ball of radius ( R) = 0,05 cm and R = 0,025 cm of with density = 1,87 gram / cm 3. Measurement of total absorption coefficient () to each gamma photon energy transmitted by each source use equation: N Z A ( e The results are as follows : For sample (Co-57) with gamma energy 0,014 MeV, 0,122 MeV and 0,136 MeV are 102371,2 / cm, 59,0 / cm and 40,6 / cm. For source (Cs-37) with gamma energy 0,662 MeV is 1,1/ cm. This Value absorption coefficient is used to calculate selfabsorption by computer program. Result of self-absorption computing of with computer (using Monte-Carlo methods) showing the existing algorithm and computer programme especially for low energy. e e Key words : self-absorption, gamma rays, computer program ) PENDAHULUAN Salah satu faktor yang menentukan ketelitian hasil pengukuran aktivitas sumber radoaktif - ialah koreksi terhadap adanya swaserapan. Swaserapan merupakan salah satu masalah cukup rnenarik di bidang fisika nuklir. Eksperimen-eksperimen di bidang fisika nuklir yang menyinggung masalah ini maupun terapannya sudah banyak dilakukan (Bauman, 1965, Kouris, 1982; Kusminarto 1986). Pada pengukuran aktivitas sumber radioak - tif atau pengukuran konsentrasi elemen kimia dalam sampel, baik dengan induksi partikel maupun induksi foton (teknik aktivasi) selalu melibatkan sampel yang mempunyai volume dan tidak dapat dianggap sebagai titik, hal ini berpengaruh pada cacah radiasi foton yang tertangkap oleh detektor. Foton gamma yang dipancarkan oleh inti yang terletak di bagian dalam sampel akan menagalami serapan yang lebih besar daripada foton gamma yang dipancarkan oleh inti di bagian luar sampel. 257

Dengan adanya serapan foton gamma oleh sampel itu sendiri (self-absorption), maka cacah radiasi foton gamma yang tertangkap oleh detektor tidak lagi mempresentasikan elemen sampel atau aktivitas sumber radiasi tersebut. Besar kecilnya persentase radiasi sinar yang diserap oleh sampel bergantung pada tenaga gamma, kerapatan, model, dimensi, dan koefisien serapan sample dengan persamaan Z K N ( e e e ). A K Dimana : e, e, e adalah kebolehjadian terjadinya efek fotolistrik, efek Compton dan efek produksi pasangan, dengan rumus : e e 1 137 m c h 2 5 4 0 7 / 2 0 Z [ ] 4 2[ ] 3 (1 ) 2(1 ) 1 1 1 3 0 [ ln(1 2 ) ln(1 2 )] 2 4 1 2 2 (1 2 ) 2 e 0 28 { ln 2 Z 9 218 1 4 [ (ln 2 ) 27 3 3 3(ln 2 ) 2 6,84(ln 2 ) 21,51]} Agar hasil pengukuran aktivitas sumber radioaktif menjadi lebih teliti, maka koreksi terhadap adanya swaserapan ini perlu dilakukan. Peterman (1972) telah menghitung swaserapan dalam sample berbentuk silinder, kotak dan bola. Algoritma yang digunakan adalah sebagai berikut : Dimensi silinder ditentukan dengan jejari (R) dan tebal (D). Titik asal sistem koordinat dipilih pada pusat silinder. Angka-angka acak (q) dibangkitkan untuk mensimulasikan posisi sumber (r,,t), dengan : r = Rq, = 2 q dan t = 1/2Dq, dalam koordinat cartesian menjadi : x = t, y = r sin, z = r c o s Pancaran radiasi gamma dalam peristiwa ini dianggap bersifiat isotropis dalam ruang, sehingga arahnya dapat dibangkitkan secara acak, yaitu dinyatakan oleh sudut polar p dan sudut azimut dengan = 2 q dan = q Komponen-komponen pada masing-masing sumbu koordinat dari vekftor satuan yang menunjukkan arah radiasi adalah : w = cos ; = ( 1 w 2 2 ) 1/ ; u = cos ; dan v = sin 258

Gambar 1. Sistem koordinat silinder Jarak yang ditempuh oleh radiasi gamma, yaitu jarak antara posisi titik sumber dengan titik tempat terjadinya serapan fotolistrik atau hamburan Compton yaitu s = -ln (q)/ dengan adalah koefisien pelemahan total dalam satuan cm -1. Koordinat titik tempat terjadinya interaksi fotolistrik atau hamburan Compton adalah ( x, y', z') dengan x' = x +us, y = y +vs dan z = z+ws Pada langkah ini suatu prosedur pengecekan dilakukan, yaitu menentukan apakah titik serapan atau hamburan berada dalam sumber yang sedang ditinjau. Jika titik: (x', y', z') berada di dalam sumber, berarti terjadi swaserapan, dan kejadian ini dicatat. Langkah-langkah tersebut dilakuk:an untuk titik sumber sebanyak mungkin agar didapatkan hasil yang baik. Untuk sampel berbentuk bola dapat ditentukan dengan dimensi bola, jejari R, dan pusat bola ditempatkan pada pusat koordinat. Posisi titik sumber dinyatakan oleh (r,, ) yaitu : r = Rq, =2q (sudut azimuth) dan = q (sudut polar, dalam koordinat Cartesian menjadi (x,y,z), dengan : x = r sin cos y = r sin sin z = r cos Y X Z Gambar 2. Sistem koordinat bola 259

Selanjutnya dalam menentukan arah radiasi, koordinat titik interaksi, serta prosedur pengecekan letak titik interaksi dilakukan seperti pada model silinder. Dengan menggunakan algoritma untuk sample berbentuk silinder dengan diameter 1 mm dan tebal 0,1 mm, hasil perhitungannya menunjukkan bahwa untuk tenaga gamma rendah (14,4 kev) diperoleh swaserapan 90%, untuk tenaga gamma di atas 100 kev diperoleh swaserapannya di bawah 10 %. Untuk sampel yang lebih tipis (tebal 0,01 mm) swaserapannya masih cukup besar (44%) pada tenaga gamma rendah (14,4 kev). Sementara itu swaserapan di bawah 1 % terjadi pada tenaga gamma di atas 100 kev. Dari perhitungan ini jelas bahwa pengaruh swaserapan terhadap hasil pengukuran radiasi cukup besar, terutama untuk tenaga gamma rendah. Berdasarkan algoritma yang telah diuraikan dan hasil yang diperoleh di atas, maka penulis membuat program computer yang dapat digunakan untuk menghitung swaserapan dalam bentuk volumetric. Hal ini perlu dilakukan sebagai salah satu upaya untuk lebih meningkatkan ketelitian dalam pengukuran aktivitas suatu sumber radioaktif mengingat kedudukan swaserapan sebagai faktor koreksi, yang pada gilirannya akan sangat membantu dalam usaha perlindungan radiasi. METODE PENELITIAN Dalam melakukan penelitian, penulis membuat suatu rancangan program komputer dengan menggunakan bahasa programan Turbo Pascal dengan input sebagai berikut : 1. Memasukkan input sumber radiasi radioaktif yang dipakai, yaitu energi (E), nomor massa (A), nomor atom (Z) dan massa jenis (). Untuk sumber Co-57, energinya adalah sebagai berikut : 0,014 MeV, 0,122 MeV, 0:136 MeV dengan nomor massanya 57 dan nomor atomnya 27 dan massa jenisnya 8,71 gram/cm 3. Untuk sumber Cs-137, energinya 0,662 MeV dengan nomor massanya 137, nomor atom 55 dan massa jenisnya 1,87 gr/cm 3. 2. Menghituig koefisien serapan linear total (). 3. Memilih model sample geometris yang berbentuk bola dan silinder. 4. Memasukkan input sampel yang dipilih yaitu jari-jari (R), panjang (P), dan lebar (L). Pada sampel berbentuk silinder, jari-jari yang digunakan adalah : - R = 0,05 cm dengan diameter 0,01 cm dan 0,001 cm. - R = 0,025 cm dengan diameter 0,001 cm., Sedangkan pada sampel benbentuk bola, jari jari yang digunakan adalah 0,05 cm dan 0,025 cm. 260

5. Menghitung cacah radiasi sebanyak 5000 kali secara iteratif. 6. Menentukan posisi sumber secara acak. 7. Menentukan posisi interaksi secara acak dengan metode Monte Carlo. 8. Mencek apakah interaksi terjadi dalam sampel atau tidak? kalau iya berarti terjadi cacah dalam sampal, kalau tidak akan diulang dari awal sampai cacah 5000 kali. 9. Jika jumlah cacah = 5000 kali, maka persentase swaserapan yang terjadi dihitung dengan rumus : % swaserapan = cacah/n x 100 % 10. Selesai HASIL DAN DISKUSI Hasil dari perhitungan program yang dibuat disajikan dalam tabel 1 untuk sampel berbentuk silinder, dan tabel 2 untuk sampel berbentuk bola. Kemudian hasil tersebut dibandingkan dengan acuan sesuai dengan sumber Co-57 dan Cs-137. Sumber Tabel 1. Swaserapan Sumber Radiasi Berbentuk Silinder dengan Sumber Co-57 dan Cs-137 Untuk Berbagai Energi. Energi (E) Koefisien Serapan R=0,05 cm D=0,01 cm R=0,05 cm D=0,001 cm R=0,025 cm D=0,001 cm (MeV) () Exp. Teori Exp. Teori Exp. Teori (%) (%) (%) (%) (%) (%) Co-57 0,014 102371,2 99,2 90,3 98,7 44,2 98,5 44,0 0,122 59,0 32,9 3,0 7,4 0,44 6,9 0,35 0,136 40,6 25,6 1,85 5,6 0,3 5,2 0,28 Cs-137 0,662 1,1 1,12 0,1 0,24 0,02 0,22 - Tabel 2. Swaserapan Sumber Radiasi Berbentuk Bola dengan Sumber Co-57 dan Cs-137 Untuk Berbagai Energi. Sumber Energi Koefisien (E) Serapan R=0,05 cm R=0,025 cm (MeV) () Exp. Teori Exp. Teori (%) (%) (%) (%) Co-57 0,01 4 102371,2 99,6 99,98 99,3 99,97 0,122 59,0 73,6 7,0 8,8 5,4 0,136 40,6 66,3 67,2 49,8, 47,8 Cs-137 0,662 1,1 4,8 4,1 2,5 2,1 261

Sesuai dengan tabel di atas, swaserapan foton energi 0,014 MeV, 0,122 MeV dan 0,316 MeV sumber Co-57 dan 0,662 sumber Cs-137 masing-masing dihitung untuk sampel berbentuk silinder dan bola dengan massa jenis masing-masing 8,71 gr/cm 3 dan 1,87 gr/cm 3. Hasil perhitungan swaserapan model silinder tidak cocok sama sekali dengan hasil perhitungan (teori) yang dilakukan oleh Peterman (1972). Hasil ini disebabkan oleh karena nilai koefisien serapan linear () tidak sama pada kedua perhitungan tersebut. Peterman menggunakan nilai koefisien serapan dari perhitungan Storm dan Israel, Los Alamos Scientific Laboratory Report No. 3753 (1967) yang tidak dipunyai peneliti dan pada paper Peterman, nilai tersebut tidak dicantumkan. Perhitungan nilai yang digunakan dalam penelitian seharusrrya Z 5. Besarnya eksponen yang digunakan dalam perhitungan akan sangat berpengaruh terhadap hasil yang diperoleh. Untuk tenaga foton gamma di atas 0,35 MeV, nomor atom (Z) berpangkat antara 4 dan 5, untuk tenaga foton gamma 1,13 MeV, Z berpangkat kurang lebih 4,5 dan untuk tenaga foton gamma 2,65 MeV, Z berpangkat 4,6 (Kaplan, 1954). Berdasarkan penjelasan di atas, maka perhitungan koefisien secara total untuk tenaga gamma 0,662 MeV dengan sumber Cs-137 menunjukkan bahwa nomor atom Z tidak berpangkat 5. Hasil perhitungan dengan program yang dibuat bahwa hasil terbaik untuk nilai Z adalah 4,15. Jadi di sini nilai koefisien serapan sudah berbeda dengan persamaan yang digunakan. Andaikata perbedaaan tersebut hanya disebabkan oleh perbedaan yang digunakan, mestinya memberikan hasil dengan pola yang sama, meskipun ada perbedaan dalam orde besar swaserapan. Keadaan ini dapat dilihat dalam tabel 1 untuk dimensi yang sama, semakin besar energi semakin kecil swaserapannya. Sedangkan untuk energi foton yang sama, swaserapannya semakin kecil. Dengan demikian program yang di buat ini tidak salah, namun belum dapat dikatakan betul-betul benar tanpa menggunakan nilai yang sama. Perhitungan untuk sumber radiasi berbentuk bola tidak dilakukan oleh Peterman. Oleh karena itu hasil penelitian ini dibandingkan dengan hasil perhitungan yang dilakukan dengan menggunakan rumus yang diturunkan oleh Francois (1974) dengan nilai yang sama dengan nilai pada penelitian ini. Hasil yang diperoleh tabel 2 menunjukkan adannya kecocokan hasil untuk berbagai energi dan dimensi sampel. Dengan demikian hasil ini merupakan verifikasi dari program yang di buat. Untuk lebih mencocokkan kebenaran dari program yang dibuat, penulis mencoba menguji dengan hasil eksperimen yang dilakukan di laboratorium untuk sample yang mempunyai dimensi yang lebih besar. Perhitungan secara eksperimen dilakukan dengan pegukuran intensitas Io tanpa bahan penyerap dan perhitungan Ix dengan memakai bahan 262

penyerap. Kemudian dicari selisih antara Io dan Ix (I). Swaserapan yang diperoleh dicari I dengan persamaan : x100%. Hasil eksperimen yang diperoleh dibandingkan dengan hasil Io yang didapat secara perhitungan computer (simulasi) seperti dalam table 3 di bawah. Tabel 3. Hasil Perhitungan Swaserapan Sinar Gamma Dalam Sampel Untuk Masing-masing Energi BENTUK SAMPEL TITIK SUMBER PERHITUNGAN SWASERAPAN SINAR GAMMA DALAM SAMPEL E= 0.662 MeV E =1.271 MeV E = 1.173 E = 1.332 SIMULASI EKSPERIMEN SIMULASI EKSPERIMEN SIMULASI EKSPERIMEN SIMULASI EKSPERIMEN (%) (%) (%) (%) (%) (%) (%) (%) Kotak 4.85 0 0 23.97 ± 1 22 ± 2 17.89 ± 1 15 ± 3 18.25 ± 1 17 ± 2 16.12 ± 1 13 ± 2 6x6x14,5 2.85 0 0 25.28 ± 1 23 ± 2 18.84 ± 1 16 ± 2 19.26 ± 1 18 ± 2 17.05 ± 1 15 ± 2 (cm) 0.85 0 0 25.63 ± 1 25 ± 2 19.16 ± 1 17 ± 2 19.57 ± 1 20 ± 3 17.37 ± 1 15 ± 3-1.85 0 0 25.59 ± 1 24 ± 2 19.15 ± 1 16 ± 3 19.58 ± 1 19 ± 2 17.35 ± 1 15 ± 2-3.85 0 0 25.10 ± 1 23 ± 2 18.87 ± 1 16 ± 2 19.31 ± 1 19 ± 2 17.08 ± 1 14 ± 2-5.85 0 0 23.72 ± 1 21 ± 3 17.76 ± 1 15 ± 2 18.15 ± 1 18 ± 2 16.11 ± 1 13 ± 3 Silinder 6.05 0 0 23.77 ± 1 22 ± 2 17.76 ± 1 15 ± 2 18.13 ± 1 16 ± 2 15.99 ± 1 13 ± 2 R= 3 cm 3.75 0 0 25.39 ± 1 23 ± 2 18.97 ± 1 16 ± 2 19.30 ± 1 18 ± 3 17.15 ± 1 15 ± 2 l = 16.5 cm 1.75 0 0 25.80 ± 1 24 ± 3 19.32 ± 1 17 ± 3 19.73 ± 1 20 ± 2 17.49 ± 1 15 ± 3-0.75 0 0 23.86 ± 1 25 ± 2 19.37 ± 1 18 ± 2 19.80 ± 1 21 ± 2 17.55 ± 1 15 ± 2-3.25 0 0 23.53 ± 1 23 ± 2 19.15 ± 1 17 ± 2 19.58 ± 1 20 ± 2 17.36 ± 1 14 ± 2-5.50 0 0 24.47 ± 1 21 ± 2 18.36 ± 1 15 ± 3 18.77 ± 1 16 ± 2 16.61 ± 1 13 ± 3 Bola 3 0 0 22.51 ± 1 20 ± 2 16.78 ± 1 15 ± 2 17.16 ± 1 17 ± 3 15.12 ± 1 14 ± 2 R= 3.7 cm 2 0 0 25.69 ± 1 21 ± 2 19.09 ± 1 16 ± 3 19.50 ± 1 17 ± 2 17.10 ± 1 15 ± 2 1 0 0 27.09 ± 1 23 ± 3 20.17 ± 1 17 ± 2 20.54 ± 1 18 ± 2 18.15 ± 1 16 ± 3 0 0 0 27.54 ± 1 24 ± 2 20.46 ± 1 18 ± 2 20.88 ± 1 19 ± 2 18.43 ± 1 16 ± 2-1 0 0 27.27 ± 1 24 ± 3 20.21 ± 1 17 ± 3 20.62 ± 1 19 ± 2 18.19 ± 1 15 ± 3-2 0 0 25.98 ± 1 23 ± 2 19.30 ± 1 16 ± 2 19.66 ± 1 17 ± 2 17.39 ± 1 15 ± 2-3 0 0 22.71 ± 1 21 ± 2 16.94 ± 1 16 ± 2 17.27 ± 1 16 ± 2 15.21 ± 1 14 ± 3 Dari hasil yang diperoleh dapat dijelaskan bahwa antara hasil simulasi dan eksperimen terdapat hasil yang bersesuaian. Untuk tenaga gamma yang semakin besar maka swserapannya semakin kecil, dan sebaliknya untuk tenaga gamma yang rendah swaserapannya semakin besar. Hal ini disebabkan oleh tenaga foton yang kuat dipancarkan oleh inti yang terletak di bagian dalam sampel akan mampu menembus sampel, sehingga hanya sedikit foton gamma yang diserap aleh sampel. Sedangkan foton gamma yang mempunyai tenaga rendah, kekuatan menembusnya kecil. Karena daya tembusnya yang relatif kecil, maka foton gamma bertenaga rendah akan iebih banyakrnengalami penyerapan di dalam sampel. Kemampuan menembus dari foton gamma semakin mengecil seiring dengan menurunnya tenaga gamma, yang akibatnya semakin membesarnya foton gamma yang terserap oleh sampel. Untuk titik- 263

titik sumber yang terletak semakin ke pusat sampel, swaserapannya semakin besar, sedangkan semakin jauh dari pusat, semakin kecil swaserapannya. KESIMPULAN Setelah dilakukan analisis dan pembahasan, maka penulis menyimpulkan bahwa hasil swaserapan yang diperoleh dihitung secara komputasi dan dibandingkan dengan acuan dan hasil eksperimen menunjukkan adanya kesesuaian, terutama untuk sampel berbentuk bola dengan berbagai tingkat energi. Dengan artian bahwa program yang dibuat berdasarkan algoritma dapat digunakan untuk menghitung swaserapan dalam sample volumetris. BAHAN ACUAN Dickens, J. K., 1972, Self Absorption of Gamma Rays Produced in Large Cyndrical Sample, Nucl. inst.meth, 98 Ha1451-4.54. Francois, J. P., 1974, On the Calculation of the Self-absorption in spherical Radioactive Sources, Nucl. Inst. Meth, 117, Hal. 153-156. Gopal, S., 1973, Gamma Ray Attenuation Coefficient Measurement, Phys. Rev, A. G, Hal : 1.921-1.916. Goswani, B., Chudhury, N., 1973, Measurement of Gamma-Ray Attenuation Coefficient, Phys. Rev., A, hal. 2.814-2.818. Gotoh, H, 1973, Calculation of the Self-Absorption of Gamma Rays In a Disc Shaed Sources, Nucl. Inst. Meth., 107, hal. 199. Kaplan, Irving, 1954, Nuclear Physics, Addison-Wesley Publishing Company, Inc, London. Kusminarto, 1986, Study and Development of Technique in Computerized Neutron Tomoqraphy, Disertasi,Univ. of. Surrey. Peterman, B. F., 1972, Monte Carlo Calculation of The Self-absorption of Gamma Rays in a Disc Shaping Source, Nucl. Inst. Meth, 100, Hal. 611-612. 264

265