METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

dokumen-dokumen yang mirip
PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

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

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

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

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR

ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Penentuan Aktivitas Radionuklida 60 Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL

Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gamma

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

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

Pemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas di Bidang Kedokteran Nuklir

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

Penentuan karakteristik cacahan pada counter dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 60 Co dan 137 Cs

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

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139

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

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

PENENTUAN KONSENTRASI AKTIVITAS URANIUM DARI INDUSTRI FOSFAT MENGGUNAKAN DETEKTOR ZnS(Ag)

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

KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

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

PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK

PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

PENGARUH MATRIKS TERHADAP PENCACAHAN SAMPEL MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Validasi ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurement) untuk Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan dengan Spektrometri Gamma

PENGARUH JUMLAH KANAL MCA PADA DETERMINASI SUMBER ALPHA ( 242 PU DAN

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

KAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A

Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium

STUDI KARAKTERISTIK DETEKTOR SODIUM IODIDE DALAM PEMANFAATANNYA SEBAGAI SEGMENTED GAMMA SCANNER LIMBAH RADIOAKTIF

KALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA

Unnes Physics Journal

KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA MENGGUNAKAN DETEKTOR LUDLUM 44-62

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

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. HALAMAN PERSEMBAHAN...

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

METODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR ALUMINIUM, MANGAN, DAN SILIKON DALAM AIR SUNGAI CODE TERHADAP WAKTU SAMPLING DENGAN METODE AANC

KAJIAN VALIDASI METODE SPEKTROMETRI GAMMA SUPRESI COMPTON DENGAN STANDAR SRM LINGKUNGAN

EFISIENSI DETEKTOR HPGe UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI

PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4

DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN

Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller

KOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL CHART DAN PENGUKURAN RADIONUKLIDA PADA SPEKTROMETRI GAMA

PENGARUH KOMPOSISI VOLUME LARUTAN SINTILATOR PADA PENGUKURAN AKTIVITAS 90 Sr

ANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II)

PENENTUAN KETEBALAN DEAD LAYER DETEKTOR HPGe MELALUI SIMULASI DAN PENGUKURAN KURVA KALIBRASI EFISIENSI UNTUK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA

PENENTUAN RADIOAKTIVITAS PEMANCAR GAMMA TOTAL DAN BETA TOTAL DALAM LIMBAH RUMAH SAKIT DI DAERAH ISTIMEWA YOGYAKARTA

BAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

COMPTON SUPRESI UNTUK mentifikasi RADIONUKLmA DALAM SAMPEL LINGKUNGAN

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI RADIOAKTIF DI RUANG PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF PTKMR-BATAN

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

PENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge

PENGUKURAN RADIASI. Dipresentasikan dalam Mata Kuliah Pengukuran Besaran Listrik Dosen Pengajar : Dr.-Ing Eko Adhi Setiawan S.T., M.T.

VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

BAB IV Alat Ukur Radiasi

KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED

PENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS PB-210, PB-212 DAN PB-214 DALAM CUPLIKAN DEBU VULKANIK PASCA GUNUNG MERAPI MELETUS

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

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

KOMPARASI PRAKIRAAN DOSIS INTERNA SECARA IN-VIVO DAN IN-VITRO. R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI

PELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id

KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT

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

KONSENTRASI RADON DI UDARA PTNBR-BATAN BANDUNG

Kata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK

Transkripsi:

Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 5 METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH Pujadi, Hermawan Chandra P3KRBiN BATAN ABSTRAK METODE STANDARDISASI SUMBER Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH. Telah dilakukan penentuan laju cacah sumber Co bentuk titik pada plastik mylar dan bentuk cairan volume pada vial plastik dengan metode absolute puncak jumlah. Pengukuran sumber titik dilakukan dengan variasi jarak sumber ke detektor dari 0 sampai 100 mm, sedangkan sumber volume bervariasi (10 100) ml dan dilakukan pada jarak sumber ke detektor 0 mm. Untuk sumber titik padatan pencacahan pada jarak sumber ke detektor 0-50 mm, memberikan hasil yang baik dengan perbedaan berkisar antara 1,59 4,80 % terhadap nilai sebenarnya. Pengukuran pada sumber cairan dengan volume 10 30 ml memberikan hasil dengan perbedaan berkisar antara 1,07 7,73%. Untuk keperluan pencacahan sumber cair dengan volume yang relatif besar dapat dilakukan jalan membagi sumber menjadi beberapa bagian n volume yang relatif lebih kecil. Dengan metode ini perbedaan hasil pengukuran dapat diturunkan sampai 0,57% terhadap nilai sebenarnya. ABSTRACT STANDARDIZATION METHOD OF Co POINT SOURCE AND VOLUME SOURCES BY THE SUMPEAK ABSOLUT METHOD. Determination of disintegration rates of Co point source on mylar plastic and volume solution sources on vial plastic have been carried out by using the sumpeak absolute method. The measurement of point source was carried out with variation of the distance of source to detector from 0 to 100 mm, while measurement of volume source close to detector and variation of the volume solution are 10 100 ml. The counting for point source on distance of 0-50mm was in good result with discrepancies of 1,59 to 4,80 % comparing with real value. The measurement of the solution sources 10 30 ml gave the result with discrepancies of 1,07 7,73%. The counting of solution sources can be devided into n small compartement of equal volume. With this method discrepancies of measurement can be increasing into 0,57 % comparing with real value. PENDAHULUAN P erkembangan metode pengukuran aktivitas standar sumber radionuklida berkembang sejalan dengan perkembangan ilmu pengetahuan. Pengukuran aktivitas sumber radionuklida menggunakan sistem spektrometri gamma dengan detektor NaI(Tl) atau HPGe, pada umumnya dilakukan dengan metode relatif, yaitu dengan membandingkan secara langsung hasil cacah luasan spektrum puncak energi tertentu dari cuplikan dengan cacah luasan spektrum energi yang bersesuaian dari sumber standar, atau dengan jalan mengkalibrasi terlebih dahulu sistem tersebut dengan sumber standar, sehingga akan diketahui efisiensi pencacahan dan efisiensi yang didapat ini digunakan sebagai acuan untuk menghitung aktivitas. Beberapa pakar metrologi radionuklida sejak tahun 1963, telah memulai mengembangkan metode pengukuran aktivitas radionuklida secara absolut menggunakan sistem spektrometri gamma dengan detektor NaI(Tl). Metode pengukuran aktivitas secara absolut dengan teknik koinsiden dan puncak jumlah ini diterapkan pada sumber radionuklida pemancar gamma yang mempunyai pancaran foton dua atau lebih. [1,2] Pada metode pengukuran ini tidak dipergunakan sumber standar sebagai acuannya. Penentuan aktivitas dengan metode absolut ini didasarkan pada perumusan matematis dan pengukuran lang-sung luasan spektrum sinar gamma dan spektrum puncak jumlah yang terjadi, sehingga sering disebut sebagai metode absolut puncak jumlah. Pada makalah ini akan dibahas tentang percobaan pengukuran terhadap Co menggunakan sistem spektrometri gamma detektor NaI(Tl) memakai

6 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. metode absolut puncak jumlah, dengan variasi jarak sumber ke detektor pada sumber bentuk titik padatan dan variasi volume pada sumber bentuk cair. TEORI Radionuklida Co merupakan radionuklida yang meluruh melalui pancaran zarah beta dan kemudian disusul pancaran dua sinar gamma dengan energi 1173 dan 1332 kev. Menurut BRINKMAN (1963) dan TAKAO KAWAANO dan HIROSHI EBIHARA (1989) pancaran kedua sinar gamma tersebut dalam keadaan serentak, koinsiden, sehingga untuk menentukan aktivitasnya dapat dilakukan dengan menggunakan metode absolut puncak jumlah [1,2]. Persamaan metode absolut puncak jumlah yang di turunkan oleh Brinkman adalah sebagai berikut [1,2,3] : dengan : N = T + A 1. A 2 / A 12 (1) N : Aktivitas / Laju cacah A 1 : Luas spektrum puncak energi gamma 1 A 2 : Luas puncak spektrum energi gamma 2 A 12 : Luas puncak jumlah T : Luas total dibawah seluruh spektrum. Dengan menggunakan persamaan (1), harga laju cacah (N) Co dapat langsung ditentukan dari hasil pengukuran tanpa menggunakan sumber standar sebagai pembanding, sehingga pengukuran ini dapat dikatakan sebagai metode absolut. Pada pencacahan Co menggunakan detektor NaI(Tl) spektrum puncak energi gamma 1173 kev (A 1 ) dan 1332 kev (A 2 ) dalam keadaan overlap,berimpit, karena detektor NaI(Tl) mempunyai resolusi yang relatif rendah, selain itu apabila pencacahan dilakukan pada jaraksumber ke detektor cukup dekat, maka kedua puncak tersebut menghasilkan puncak jumlah. Dengan kondisi kedua puncak energi gamma A 1 dan A 2 seperti ini, maka pada waktu membatasi luasan spektrum masing-masing puncak energi gamma perlu pengalaman. Gambar 1 menyajikan spektrum Co yang dicacah menggunakan detektor NaI(Tl), dan daerah pengukuran masing-masing energi gamma. Pada Gambar 1 terlihat puncak A 1 dan A 2 yang berimpit, pada waktu mengukur cacah masing-masing puncak, biasanya batas kanan puncak A 1 yaitu salur-2 (Ch2) dengan batas kiri A 2 yaitu salur-3 ( Ch3) hanya berbeda 1-2 saluran saja. Sedangkan pada penentuan batas kiri untuk luasan total ( T ) perlu dilakukan dengan cara ektrapolasi untuk menghindari sumbangan dari cacahan compton dan hamburan lainnya [3]. Pada penelitian ini sumber Co yang dipergunakan sumber bentuk titik padatan dan bentuk volume cairan, kedua sumber ini mempunyai aktivitas yang sama. Posisi sumber titik dan volume terhadap detektor pada penelitian ini di sajikan pada Gambar 2.

Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 7 Gambar 1. Spektrum sumber Co menggunakan detektor NAI(Tl). Gambar 2. Posisi sumber Co terhadap detektor NaI(Tl). Sumber titik padatan dengan aktivitas N, setelah selesai dicacah dilarutkan kembali menggunakan pelarut HCl 0,1 N, untuk percobaan bentuk volume, sehingga sumber padatan dan cairan mempunyai aktivitas yang sama. Hal ini dimaksudkan agar dapat dibandingkan hasil pencacahan antara sumber padatan dan sumber cairan. Pencacahan terhadap sumber dalam bentuk volume cairan dilakukan dengan variasi volume dari 10 ml sampai 100 ml dengan aktivitas tetap, beda volume masing-masing adalah 10 ml. Dengan perbedaan volume ini dapat dipastikan akan menghasilkan cacah yang berbeda karena adanya perbedaan efek geometri. Semakin besar volume sumber kesalahan pengukuran akan semakin besar. Untuk mengurangi kesalahan cacahan akibat efek geometri, sumber yang mempunyai volume cukup besar ( 100 ml ), akan dicoba dibagi menjadi n ( n = 10 bagian ) bagian, dengan volume yang sama, masing-masing 10 ml. Secara teori jumlah aktivitas dari ke sepuluh bagian tetap sama yaitu N, sedang setiap bagian n mempunyai aktivitas sebesar N / n. Diharapkan dengan volume yang relatif lebih kecil diharapkan dapat mengurangi efek geometri pada hasil cacah. Dari pencacahan setiap bagian sumber n dengan persamaan (1) dapat dihitung nilai aktivitasnya yaitu sebesar : N n = T n + (A 1 ) n.(a 2 ) n / (A 12 ) n (2) Apabila hasil cacah dari kesepuluh bagian sumber n dijumlahkan maka yang akan diperoleh persamaan sebagai berikut : Nt = n T + ( n A 1 ) ( n A 2 ) / n A 12. (3) dengan : Nt : Aktivitas total (gabungan masing-masing bagian) n T : Jumlah cacah luas total dibawah seluruh spektrum dari sepuluh bagian n. ( n A 1 )( n A 2 )/ n A 12 : Jumlah cacah luas total dibawah seluruh spektrum A 1 dikalikan jumlah luas total dibawah seluruh spektrum A 2 dibagi dengan jumlah luas puncak jumlah A 12 dari sepuluh bagian n. Dengan cara memperkecil volume menjadi sepuluh bagian ini diharapkan akan memperkecil kesalahan akibat efek geometri, sehingga hasil akhir yang didapat akan lebih baik. TATA KERJA

8 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. Bahan dan Peralatan 1. Sumber radionuklida Co bentuk titik padat yang telah diketahui aktivitasnya. 2. Sumber radionuklida Co bentuk volume cairan (dibuat dari sumber titik No. 1 yang dilarutkan menggunakan HCl). 3. Sistem spektrometer gamma dengan detektor NaI(Tl) 4. Larutan HCl 0,1 n 5. Vial plastik volume 175 ml 6. Timbangan semi mikro Metler H4R Pembuatan Sumber Co Sumber Co Titik, Padat Sumber radionuklida Co yang digunakan dalam bentuk cairan dengan aktivitas standar 987,43 Bq/mgram. Untuk membuat sumber Co dalam bentuk titik padatan maka dari sumber cairan diambil sebagian dengan baby botol, dengan penimbangan diketahui berat radionuklida dan baby botol, kemudian sebagian kecil diteteskan diatas penyangga sumber MYLAR, sisa ditimbang lagi, sehingga dapat diketahui berat tetesan yang berada di penyangga sumber MYLAR. Pada percobaan ini didapatkan sumber Co dengan berat 11,71 mg, sehingga aktivitas sumber adalah 11562,81 Bq. Kemudian sumber yang masih dalam keadaan basah dikeringkan didalam oven pada suhu 40 o C, setelah kering bagian atas ditutup lagi dengan MYLAR yang sama, dan siap untuk dicacah. Pencacahan dilakukan dengan menggunakan detektor NaI(Tl) selama 7200 detik dengan ulangan 10 kali. Sumber Co Volume, Cair Pembuatan sumber bentuk volume cair, dibuat pada wadah vial plastik volume 175 ml. Sumber titik padatan yang telah selesai dicacah, dimasukkan ke dalam vial plastik dan dilarutkan dengan menggunakan pelarut HCl 0,1 n, kemudian ditambah pelarutnya hingga volume mencapai 10 ml, maka siap dicacah. Setelah selesai pencacahan terhadap sumber 10 ml tersebut, kedalam vial ditambahkan 10 ml lagi larutan HCL 0,1 N, sehingga volume menjadi 20 ml, cacah kembali dan seterus-nya dengan perlakuan sama, hingga volume men-capai 100 ml. Setelah selesai sampai pencacahan terhadap sumber volume 100 ml, sumber tersebut dibagi 10 bagian dengan volume masing-masing 10 ml pada vial, kemudian dicacah secara bergantian. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pencacahan terhadap sumber titik Co dengan variasi jarak sumber ke detektor 0 100 mm, dengan perbedaan jarak masing-masing pencacahan adalah 10 mm, disajikan pada Tabel 1 dan Gambar 3. Laju cacah yang diperoleh dihitung dengan metode absolut puncak jumlah menggunakan persamaan (1). Tabel 1. Hasil pencacahan sumber Co bentuk titik (11562,81 Bq), variasi jarak sumber ke detektor dengan metode absolut puncak jumlah. Jarak sumber detektor (mm) Cps. Puncak 1173 kev Cps Puncak 1332 kev Cps puncak jumlah Cps total Laju cacah (dps/ Bq ) Perbedaan dengan standar (%) 0 755.84 683.93 96.75 6150.25 11493.40 2.16 10 577.88 526.09 52.93 5685.57 11429.02 1.59 20 387.56 346.40 24.44 5293.61 10486.97 4.12 30 353.76 354.23 20.23 4805.98 10999.05 2.23 40 298.87 293.15 12.85 4146.70 10764.31 2.18 50 242.88 240.25 8.85 4136.64 10410.43 4.80 201.46 202.20 5.81 2501.31 9512.37 15.45 70 169.55 170.98 4.44 1639.76 8175.55 27.33

Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 9 80 148.54 147.87 3.66 1437.27 7441.33 33.86 90 128.42 125.79 2.42 1250.87 7928. 29.52 100 113.62 113.53 2.32 1124.31 6678.52 40.64 100000 10000 Laju cacah ( Bq ) 1000 100 10 1 0 2 4 6 8 10 12 Jarak sumber ke detektor ( mm) Gambar 3. Efek jarak sumber ke detektor terhadap laju cacah. Terlihat hasil perhitungan laju cacah pada Tabel 1, pada kondisi jarak sumber ke detektor 0 sampai dengan 50 mm, hasilnya relatif cukup baik, dengan perbedaan berkisar antara 1,59 4.80 % terhadap nilai aktivitas Co yang sebenarnya 11562,81 Bq. Sedangkan hasil perhitungan laju cacah pada kondisi jarak sumber ke detektor lebih besar 50 mm, menunjukkan perbedaan diatas 10%, hal ini mungkin disebabkan karena nilai cacah pada puncak jumlah (A 12 ) terlalu kecil, sehingga nilai cacah total juga kecil. Dengan semakin kecilnya nilai cacah total ini maka sangat berpengaruh pada hasil perhitungan laju cacah sumber. Jika dibandingkan nilai cacah puncak jumlah pada kondisi pengukuran dengan jarak 0 mm dengan 100 mm perbandingan mencapai 1 : 40. Pada jarak mm keatas puncak jumlah yang terjadi semakin kecil, dan penurunannya tidak linier dibanding puncak A1 dan A2. Dengan hasil diatas dapat dikatakan bahwa jarak sumber ke detektor sangat berpengaruh terhadap pencacahan sumber titik Co dengan metode puncak jumlah. Hasil pencacahan terhadap sumber Co bentuk volume dengan berbagai variasi volume, yaitu 10; 20; 30; 40; 50; ; 70; 80; 90 dan 100 ml, dengan wadah vial plastik 150 ml, disajikan pada Tabel 2 dan Gambar 4. Tabel 2. Hasil pencacahan sumber Co bentuk cair dengan metode absolut puncak jumlah, variasi volume, jarak sumber ke detektor 0 mm. Aktivitas sumber 11562,81 Bq. Volume (ml) Hasil cacah (Bq) Perbedaan dengan Standar ( % ) 10 11439.33 1,07 20 10889.02 5,83

10 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. 30 10669.24 7,73 40 10289.62 11,01 50 9704.26 16,07 9677.231 16,31 70 9532.13 17,56 80 9167.96 20,71 90 8816.90 23,75 100 8623.45 25,89 Terlihat pada Tabel 2. pencacahan sumber dengan aktivitas sama tetapi mempunyai volume berbeda, memberikan hasil yang berbeda. Hal ini akibat efek geometri sumber, semakin besar volume sumber ada bagian sumber yang mempunyai jarak dengan detektor sehingga cacah puncak yang terjadi semakin kecil, sehingga cacah total juga kecil yang mengakibatkan laju cacah sumber kecil. Pada sumber dengan volume 10 ml dibandingkan volume 100 ml, mempunyai perbedaan sampai 24,82%. Pada sumber dengan volume 10-30 ml, mempunyai perbedaan antara 1,07 7,73 % terhadap aktivitas sebenarnya, dengan perbedaan dibawah 10% dapat dikatakan masih baik.. Menurut SOUTHERLAND et.al. (1967) dengan perbedaan geometri ini sangat mempengaruhi hasil cacah karena dimensi kristal juga ikut berubah seiring dengan perubahan volume. Pada Tabel 3. menyajikan hasil cacah 10 buah sumber volume masing-masing 10 ml, sumber ini berasal dari sumber volume 100 ml aktivitas 11562,81 Bq. Dari hasil cacah ini dihitung dengan persamaan (3), didapatkan nilai aktivitas.11396,75 Bq dari kesepuluh sumber tersebut. Perbedaan terhadap nilai sebenarnya 0,57 %, hasil ini relatif lebih baik dibandingkan dengan hasil yang lain. 100 12000 Laju cacah ( dps) 8000 4000 0 0 50 100 150 Volume sumber (ml) Gambar 4. Efek volume sumber terhadap laju cacah. No. Tabel 3. Hasil cacah 10 buah sumber Co bentuk cair, volume masing-masing 10 ml. Cps. Puncak 1173 kev (A1) Cps Puncak 1332 kev (A2) Cps puncak jumlah (A12) Cps total (A1 x A2) A12 Hasil persamaan (3) ( Bq) 1 33.12 30.12 0.95 61.52 1036.725 11496.75 Bq 2 34.25 29.05 0.962.25 1085.905

Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 11 3 34.02 29.54 0.956 61.58 1027.319 4 34.55 29.48 0.894.23 1067.581 5 34.68 29.84 0.846.89 1143.587 6 34.17 29.97 0.963 61.08 1205.24 7 33.89 28.96 0.895.78 1054.707 8 33.98 30.12 0.912.84 1099.509 9 34.25 29.41 0.924.91 1131.151 10 33.15 32.05 0.924 61.02 1055.131 Perbedaan dengan aktivitas sebenarnya : 0,57 % 9.1 10887.65 Sehingga untuk mendapatkan hasil cacah Penulis menguapkan terima kasih kepada yang optimum pada sumber Co bentuk cair, rekan-rekan di sub bidang standardisasi yang telah menggunakan metode absolut puncak jumlah, perlu diperhitungkan besarnya volume. Apabila volume memberikan fasilitas dan banyak membantu dalam percobaan ini. terlalu besar dapat dibagi menjadi beberapa bagian, perhitungan menggunakan persamaan (3). KESIMPULAN DAN SARAN Metode pencacahan secara absolut puncak jumlah menggunakan sitem spektrometer gamma detektor NaI(Tl) dapat dilakukan terhadap sumber radionuklida Co. Untuk sumber titik padatan agar didapatkan hasil yang baik pencacahan dilakukan pada jarak sumber ke detektor 0-50 mm, kesalahan pengukuran berkisar antara 1,59 4,80 %. Sumber cairan dengan volume 10 30 ml kesalahan peng-ukuran berkisar antara 1,07 7,73 %. Untuk keper-luan pencacahan sumber cair dengan volume yang relatif besar disarankan dilakukan dengan memper-kecil volume, dengan jalan membagi sumber men-jadi beberapa bagian volume. Dengan metode ini kesalahan pengukuran dapat diturunkan sampai 0,57%. UCAPAN TERIMA KASIH DAFTAR PUSTAKA 1. NCRP, 58, 1985, A Hand Book of Radioactivity Measurement Procedures, National Council on Radiation Protection and Measurement, Maryland. 2. G.A.BRINKMAN, A H.W. ATEN, Absolute Standardization with NaI(Tl) Crystal I, Int Journal of App.Rad. Isot, 1963 Vol 14, pp153-158. 3. G.A.BRINKMAN, A H.W. ATEN, Absolute Standardization with NaI(Tl) Crystal II, Int Journal of App.Rad. Isot, 1963 Vol 14, pp433-437. 4. HARROCKS D.L and KLEIN PR.(1975), Nucl Instrm Methods 124, 585. 5. SOUTHERLAND LG AND BUCHANAN JD, Int Journal Appl Radiat Isot 18, 786. 6. KAWANO T and EBIHARA H (1990), Int Journal Apl Isot 41,163 167.