EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

dokumen-dokumen yang mirip
OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

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

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

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

KAJIAN TEGANGAN KERJA DETEKTOR HPGe TERHADAP RESOLUSI DETEKTOR SISTEM SPEKTROMETER GAMMA

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

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

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

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

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

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

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

KONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART

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

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

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

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

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

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

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

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

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

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

IDENTIFIKASI KETIDAKSTABILAN SPEKTROMETER GAMMA RSG-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA

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

UJI FUNGSI SISTEM SPEKTROMETER GAMMA MODEL : BEM - IN1001

EVALUASI KINERJA ENERGY DISPERSIVE X-RAY FLUORESCENCE (EDXRF) EPSILON

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

VALIDASI METODA SPEKTROMETRI PENDAR SINAR-X

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

PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER

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

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

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

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

X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)

VALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN. UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM

PEMBUATAN LINEAR AMPLIFIER MENGGUNAKAN LM318 UNTUK SPEKTROMETRI GAMMA

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

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

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

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

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

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK

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

KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED

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

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

Statistik Pencacahan Radiasi

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

PENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA

PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012

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

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

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

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI

UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA

KALIBRASI TENAGA DAN STANDAR MENGGUNAKAN ALAT X-RAY FLUORESENCE (XRF) UNTUK ANALISIS UNSUR ZIRKONIUM DALAM MINERAL

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

LAPORAN PRAKTIKUM SPEKTROSKOPI XRF DENGAN DETEKTOR SEMIKODUKTOR Cd Te

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

Identifikasi Unsur-unsur Radioaktif dengan Menggunakan Jaringan Syaraf Tiruan

KAJIAN VALIDASI METODE SPEKTROMETRI GAMMA SUPRESI COMPTON DENGAN STANDAR SRM LINGKUNGAN

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

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 )

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

RANCANG BANGUN TIME-COUNTER SPEKTROMETER NUKLIR BERBASIS MIKROKONTROLER AT89S51

FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

PENGEMBANGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL BERBIAYA MURAH MENGGUNAKAN SOUND CARD USB

RANCANG BANGUN SISTEM ANTARMUKA RATEMETER DENGAN PRINTER MENGGUNAKAN KOMPUTER DAN MIKROKONTROLER ATMEGA8535

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

Perbandingan Kinerja Detektor NaI(Tl) Dengan Detektor CsI(Tl) Pada Spektroskopi Radiasi Gamma

ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF)

UJI KESESUAIAN PESAWAT CT-SCAN MEREK PHILIPS BRILIANCE 6 DENGAN PERATURAN KEPALA BAPETEN NOMOR 9 TAHUN 2011

MODUL PRAKTIKUM SISTEM PENGUKURAN (TKF 2416) LAB. SENSOR & TELEKONTROL LAB. TEKNOLOGI ENERGI NUKLIR LAB. ENERGI TERBARUKAN

BAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD

EVALUASI KINERJA PORTABLE GAMMA ANALYZER MICRONOMAD

KAJIAN KINERJA SISTEM DETEKSI ANTARA DETEKTOR NaI(Tl) DAN CsI(Tl) UNTUK PERANGKAT RENOGRAF PORTABEL JINJING

KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN

BAB III METODE PENELITIAN. Pada prinsipnya penelitian ini bertujuan untuk mengetahui

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008.

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

Transkripsi:

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya Agung Sarwono, Endang Sarmini dan Witarti Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka - BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong Tangerang Selatan Email : sarwono@batan.go.id Abstrak. Spektrometer Gamma adalah alat yang berfungsi untuk mengukur dan menganalisa energi radiasi gamma. Salah satu spektrometer gamma yang dimiliki PTRR adalah spektrometer gamma dengan sistem pendingin detektor menggunakan nitrogen cair yang telah dibeli sejak 1998 dari perusahaan Canbera Amerika. Seiring dengan berjalannya waktu pemakaian maka alat ini akan terjadi penurunan kinerjanya. Untuk itu perlu dilakukan evaluasi unjuk kerja dari spektrometer gamma. Pengujian unjuk kerja ini meliputi kalibrasi energi, chi square test, pengujian FWHM, FWTM, peak to compton ratio dan efisiensi relatif. Dari hasil pengujian spektrometer gamma yang dilakukan dari bulan April sampai dengan Agustus 2015 diperoleh hasil sebagai berikut : kalibrasi energi diperoleh koefesien korelasi sebesar 1, pengujian nilai chi square test sebesar 18,25, nilai FWHM rata-rata sebesar 2,42, FWTM rata-rata sebesar 4,46, peak to compton rata-rata sebesar 35,33 dan efisiensi relative rata-rata sebesar 14,59. Sedangkan spesifikasi yang tertera di spektrometer gamma pada saat dibeli diperoleh FWHM 2,0, FWTM 4,0, gaust ratio 40,0 dan efisiensi relatif 15 %. Dari hasil pengujian tersebut diperoleh bahwa kinerja spektrometer gamma sebagai berikut : nilai FWHM telah bertambah dari 2,0 menjadi 2,42 sedangkan FWTM telah bertambah nilanya dari 4,0 menjadi 4,46. Ini berarti telah terjadi pelebaran puncak energi yang menyebabkan penurunan resolusi. Nilai peak to compton ratio telah terjadi penurunan sebesar 12,5 %. Sedangkan nilai efisiensi relatif sebesar 14,59 %. Kata kunci : Spektrometer Gamma, evaluasi unjuk kerja, pengujian. Abstract. Gamma spectrometer is an instrument that is used to measure and analyze the energy of gamma radiation. One of the gamma spectrometers owned by PTRR is a gamma spectrometer with a detector cooling system using liquid nitrogen, which has been purchased in 1998 from Canberra companies, united states of America (USA). Over time, the detector performance will decline. It is necessary for evaluating the performance of the gamma spectrometer. Performance testing includes calibration of energy, chi square test, testing of FWHM, FWTM, peak to compton ratio and relative efficiency. From the gamma spectrometer tests conducted between April and August 2015 the following results are obtained : calibration of energy shows correlation coefficient of 1, the value of chi square test of 18.25, the value of average FWHM of 2.45, average FWTM of 4.42, peak to compton average of 35.33 and an average relative efficiency of 14.59. Meanwhile the specifications listed in gamma spektrometer at the time of purchase obtained FWHM 2.0, FWTM 4.0, gaust relative efficiency ratio of 40.0 and 15%. The results of these tests showed that gamma spectrometer performance as follows: FWHM value has increased from 2.0 to 2.42 which FWTM has increased from 4.0 to 4.46. This means that there has been a widening of the peak energy which causes a decrease in resolution. The value of peak to compton ratio has decreased by 12.5%. More over the value of the relative efficiency is 14.59%. Keywords : Gamma Spectrometer, evaluation of performance, examination. D - 1

PENDAHULUAN Spektrometer gamma adalah suatu alat untuk pencacahan sumber radioaktif pemancar sinar gamma, baik secara kuantitatif maupun kualitatif dengan menganalisis spektrum gamma yang dihasilkan [1]. Salah satu spektrometer gamma yang dimiliki Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR)-BATAN adalah spektrometer gamma dengan sistem pendingin detektor menggunakan nitrogen cair yang telah dibeli sejak 1998 dari perusahaan Canbera Amerika. Spektrometer gamma ini berfungsi untuk analisis radionuklida yang dihasilkan dari kegiatan penelitian dan pengembangan PTRR-BATAN. Spektrometer gamma ini memiliki detektor dengan model GC-1520, serta tegangan tinggi (High Voltage) Model 3125 dengan Aplifier Model 2026 serta dilengkapi dengan Multi Channel Analyzer (MCA) Genie 2000 dan printer sebagai sistem pengolah data. Spektrometer gamma ini setiap pengoperasian harus dipastikan bahwa detektor telah terendam nitrogen cair. Pemantauan unjuk kerja spektrometer gamma secara periodik harus dilakukan pengujian untuk menjamin validitas hasil pengukuran. Alat spektrometer gamma beroperasi normal jika alat tersebut dapat berfungsi atau beroperasi sesuai dengan instruksi maupun persyaratan yang ditetapkan pada manual alat yang terkait dan kinerjanya memenuhi tuntutan standar baku yang dibutuhkan. Evaluasi unjuk kerja merupakan salah satu metode yang digunakan untuk menguji kinerja spektrometer gamma sejauh mana kinerja spektometer gamma masih memenuhi spesifikasi yang ditentukan. Pengujian spektrometer gamma meliputi pengujian resolusi dengan mengamati nilai FWHM (full width at half maximum) atau lebar puncak energi pada setengah tinggi, FWTM (full width at ten maximum) atau lebar puncak energi pada sepersepuluh puncak energi, peak to compton ratio dan efisiensi relatif dimana empat parameter ini menjadi acuan terhadap kinerja dari spektrometer gamma. Peak to compton ratio merupakan hasil perbandingan antara jumlah cacahan pada energi 1332,5 KeV Co-60 terhadap tinggi rata-rata daerah compton. Sedangkan efisiensi relatif merupakan hasil perbandingan antara efisiensi detektor germanium dengan detektor NaI(Tl) D - 2 [3 x 3 ] pada energi Co-60 1332,5 KeV [1]. Jika nilai resolusi yang diperoleh dari hasil pengukuran FWHM, FWTM semakin kecil menunjukkan kinerja alat spektrometer gamma semakin baik. Resolusi adalah kemampuan sistem spektrometer gamma untuk dapat membedakan energi yang saling berdekatan. Sedangkan jika nilai peak to compton ratio dan efisiensi relatif semakin besar menunjukkan kinerja spektrometer semakin baik. Sebelum dilakukan pengujian unjuk kerja spektrometer gamma maka terlebih dahulu harus dilakukan kalibrasi energi dan chi square test. Kalibrasi energi dilakukan untuk menentukan hubungan antara nomor salur (chanel number) dan energi radiasi gamma pada kondisi tegangan kerja tertentu. Sedangkan chi square test merupakan salah satu metode yang dilakukan untuk mengetahui kestabilan pengukuran spektrometer gamma [2]. Untuk pengujian spektrometer gamma maka diperlukan sumber standar. Sumber standar yaitu suatu sumber yang telah diketahui jenis radionuklida dan nilai radioaktivitasnya. Sumber standar yang digunakan Ba-133, Cs-137 dan Co-60 karena memiliki rentang energi diantara 276,4 sampai dengan 1332,5 KeV. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui sejauh mana spektrometer gamma masih memenuhi mutu sesuai dengan nilai yang diijinkan dari pabrikan. Nilai dari empat parameter tersebut biasanya tercantum di dalam lembar spesifikasi alat ketika sepektrometer gamma tersebut dibeli. Oleh karena itu nilai empat parameter yang tercantum pada lembar spesifikasi detektor harus dicatat sebagai nilai acuan. Dengan berjalannya waktu dan frekuensi pemakaian maka nilai tersebut akan terjadi perubahan. Dari pengujian unjuk kerja ini akan diketahui sejauh mana spektrometer gamma mengalami penurunan kinerja dibanding pada saat pembelian awal. BAHAN DAN METODE Alat Alat yang digunakan dalam penelitian ini terdiri atas satu set spektrometer gamma dari Canberra

Industries Inc yang terdiri Cryostat (model 7500), detektor HPGe (model GC 1520), Pre Amplifier (model 2002) Amplifier (Model 2026), HV power Supply (model 1000) serta komputer yang dilengkapi program MCA Genie 2000 dan printer. Bahan Bahan yang digunakan untuk pembuatan kalibrasi energi yaitu sumber standar titik (point source ) Ba-133, Cs-137 dan Co-60. Sedangkan untuk pembuatan control chard adalah Cs-137. Dan untuk pengujian FWHM, FMTM, peak to Compton ratio dan efisiensi relatif adalah dengan sumber Co-60 pada energi 1332,5 KeV. Prosedur Penelitian Evaluasi spektrometer gamma dilakukan selama bulan April 2015 sampai dengan Agustus 2015 disesuaikan dengan jadwal pengisian nitrogen cair yang berfungsi sebagai pendingin detektor. Pengoperasian sistem spektrometer gamma dimulai dengan memeriksa kondisi nitrogen cair dalam dewar untuk memastikan kondisi aman detektor. Kondisi aman ini terpenuhi apabila jumlah berat nitrogen cair dan dewar lebih dari 25 kg. Hal ini ditandai lampu detektor hijau yang menyala. Apabila yang menyala adalah lampu merah maka sistem rendingin detcktor tidak memenuhi syarat, sehingga harus mengisi nitrogen cair terlebih dahulu sebelum pengoperasian detektor dilanjutkan. Pengujian unjuk kerja spektrometer gamma yang diamati meliputi kalibrasi energi, pengujian kestabilan, pengujian FWHM, FWTM, peak to compton ratio dan efisiensi relatif. Penentuan FWHM, FWTM, peak to compton ratio dan efisiensi relatif dilakukan dengan meletakkan sumber standar Co-60 pada jarak 25 cm dari permukaan detektor dan dicacah selama 20.000 detik pada energi 1332,5 KeV untuk menghasilkan lebih dari 10.000 cacahan. Penentuan resolusi yang diperoleh nilai dari FWHM dan FWTM detektor dilakukan dengan melihat nilai dari cacahan yang dihasilkan pada puncak tersebut. Sedangkan peak to compton ratio merupakan hasil perbandingan antara jumlah cacahan terhadap tinggi rata-rata daerah compton. Besarnya efisiensi relatif D - 3 merupakan hasil perbandingan antara efisiensi detektor germanium dengan detektor NaI(Tl) [3 x3 ] pada energi Co-60 1332,5 KeV. Untuk pengujian kestabilan digunakan sumber standar Cs-137 karena memiliki mono energy pada 661,64 KeV serta memiliki intensitas 86 %. chi square test merupakan suatu metoda untuk menguji pencacah radiasi apakah sekumpulan data mengikuti distribusi Gauss (normal) atau tidak [2]. Jumlah radisi yang dipancarkan oleh radionuklida bersifar acak mengikuti distribusi gauss. Pengukuran intensitas radiasi yang dilakukan secara berulang akan menghasilkan nilai yang berubah-ubah dengan trend disekitar nilai tertentu yaitu pada nilai rataratanya. Terdapat kemungkinan bahwa fluktuasi nilai terlalu kecil atau fluktuasi terlalu besar. Nilai chi square test ditentukan dengan persamaan berikut : 2 xi x x x 2...(1) Dimana xi adalah nilai setiap pencacahan, x adalah rata-rata pencacahan. Nilai chi square dari perhitungan di atas kemudian dicocokkan ke tabel chi square. Data hasil pencacahan layak diterima sebagai distribusi gauss apabila nilai x 2 nya berada di dalam rentang yang ditentukan. Apabila data hasil pencacahan tidak memenuhi kriteria maka kumpulan data tersebut tidak mengikuti distribusi Gauss, atau dengan kata lain terdapat kesalahan, kemungkinan disebabkan dari alat ukurnya. Sebelum dilakukan pengujian spesifikasi terlebih dahulu dilakukan kalibrasi energi spektrometer gamma menggunakan sumber standar titik (point source) Ba-133, Cs-137 dan Co-60 selama 300 detik. Kalibrasi energi dilakukan untuk menentukan hubungan antara nomor salur (chanel number) dan energi radiasi gamma pada kondisi tegangan kerja tertentu [3]. Kalibrasi ini dilakukan dengan mencacah sumber radioaktif standard yang sudah diketahui energinya dengan tepat dan benar. Kalibrasi energi pada sistem pencacah spektrometer gamma diperlukan untuk tujuan analisis kuantitatif yaitu untuk menentukan jenis unsur radionuklida pada sampel yang diukur.

Gambar 1 : Grafik antara nomor chanel dengan energi HASIL DAN PEMBAHASAN Kalibrasi energi dilakukan dengan menggunakan beberapa sumber standar yaitu Ba-133, Cs-137 dan Co-60. Penggunaan sumber standar tersebut mempunyai rentang energi dari 276 kev sampai dengan 1332 kev dimana untuk analisa beberapa radionuklida yang dibuat di laboratorium PTRR banyak berada pada rentang energi tersebut. Hasil kalibrasi energi spektrometer gamma diperoleh beberapa puncak energi gamma dengan nomor chanel seperti ditunjukkan pada Tabel 1 berikut ini : Tabel 1 : Hasil kalibrasi energi diperoleh hubungan antara nomor chanel dengan energi. NO SUMBER STANDAR NO CHANEL ENERGI (kev) 1 Ba-133 1170 276.4 2 Ba-133 1284 302.85 3 Ba-133 1512 356.01 4 Ba-133 1631 383.85 5 Cs-137 2824 661.64 6 Co-60 5019 1173.2 7 Co-60 5702 1332.5 Dari data diatas diperoleh grafik hubungan antara nomor chanel sebagai sumbu x dengan energi sebagai sumbu y seperti ditunjukkan pada Gambar 1 berikut ini : Energi (KeV) 1400 1200 1000 800 600 400 200 0 y = 0.232x + 3.652 r² = 1 0 2000 4000 6000 8000 Nomor chanel D - 4 Dari Gambar 1 ditunjukkan bahwa hubungan interpolasi dari 7 titik puncak hasil pencacahan seperti yang ditunjukkan dalam gambar tersebut diperoleh persamaan linier dimana diperoleh nilai koefisien relatif 1. Selanjutnya hasil kalibrasi energi ini disimpan dalam program pencacahan spektrometer gamma (Genie 2000). Dengan demikian maka pencacahan dengan spektrometer gamma selanjutnya sudah terkalibrasi energinya. Hasil kalibrasi ini selanjutnya digunakan untuk mengidentifikasi unsur dari sampel radionuklida berdasarkan puncak energi yang dihasilkan. Selanjutnya dilakukan pengujian kestabilan pencacahan dengan menggunakan metoda chi square test. Chi square test merupakan salah satu cara pengujian kestabilan spektrometer gamma. Digunakan sumber standar Cs-137 yang memiliki mono energy gamma pada energi 661,64 KeV. Dilakukan pencacahan sebanyak 20 kali dengan waktu pencacahan 300 detik. Hasil uji kestabilan spektrometer gamma selengkapnya ditunjukkan pada Tabel 2 berikut ini : Tabel 2 : Data hasil uji kestabilan spektrometer gamma No AREA (x-xrata) (x-xrata) 2 1 6708-76.95 5921.30 2 6798 13.05 170.30 3 6825 40.05 1604.00 4 6739-45.95 2111.40 5 6882 97.05 9418.70 6 6663-121.95 14871.80 7 6885 100.05 10010.00 8 6836 51.05 2606.10 9 6885 100.05 10010.00 10 6875 90.05 8109.00 11 6810 25.05 627.50 12 6693-91.95 8454.80 13 6768-16.95 287.30 14 6651-133.95 17942.60 15 6758-26.95 726.30 16 6925 140.05 19614.00

17 6751-33.95 1152.60 18 6796 11.05 122.10 19 6764-20.95 438.90 20 6687-97.95 9594.20 Total 123792.95 Nilai pada tabel diatas selanjutnya dihitung dengan persamaan (1) dan diperoleh nilai chi square test sebesar 18.25 dimana pada tabel chi square nilai ini masih diterima pada rentang nilai yang diijinkan yaitu sebesar (11,7 27,2) dan masih mengikuti distribusi normal yang menyatakan kestabilan alat spektrometer gamma masih baik. Hasil pengujian spesifikasi spektrometer gamma dengan menggunakan sumber standar Co-60 pada energi 1332.5 KeV selengkapnya ditunjukkan pada Tabel 3 berikut ini : Tabel 3 : Hasil uji spesifikasi dari bulan April sampai dengan bulan Agustus 2015 No BULAN FWHM FWTM Peak to compton Efisiensi relatif (%) 1 April 2.48 4.46 35.13 14,71 2 Mei 2.43 4.44 35.60 14,66 3 Juni 2.44 4.51 35.12 14,52 4 Juli 2,39 4,43 34,12 14,50 5 Agustus 2,38 4,41 34,99 14,55 Rata-rata 2.42 4,46 35,00 14,59 Sedangkan spesifikasi yang tercantum pada lembar sertifikat pada saat pembelian spektrometer gamma selengkapnya ditunjukkan pada Tabel 4 berikut ini : Tabel 4 : Data spesifikasi detektor pada saat dibeli [4]. No FWHM FWTM Peak to compton Efisiensi Relative (%) 1 2.0 4.0 40 15 Dari data di atas diperoleh bahwa telah terjadi perubahan nilai FWHM, FWTM, dan peak to compton ratio. Nilai FWHM telah bertambah nilainya dari 2,0 menjadi 2,42 sedangkan FWTM telah bertambah nilanya dari 4,0 menjadi 4,46. Ini berarti telah terjadi pelebaran puncak energi yang menyebabkan penurunan resolusi. Nilai peak to compton ratio telah terjadi penurunan dari 40 menjadi 35 atau sebesar 12,5 %. Sedangkan nilai efisiensi relatif sebesar 14,59 %. Untuk mempertahankan kinerja spektrometer dengan baik maka perlu dilakukan pengisian dewar detektor dengan nitrogen cair setiap seminggu sekali sesuai dengan petunjuk operasional sehingga suhu detektor dapat terjaga dengan baik yang akan memperpanjang usia spektrometer gamma. KESIMPULAN Dari hasil pengujian spektrometer gamma yang dilakukan dari bulan April sampai dengan Agustus 2015 diperoleh hasil bahwa alat spektrometer gamma dalam kondisi baik untuk memperoleh hasil yang valid meskipun sudah mulai ada penurunan unjuk kerja. Dari hasil pengujian kalibrasi energi diperoleh persamaan y = 0,232x + 3,652 dengan koefesien korelasi sebesar 1, nilai chi square test sebesar 18.25 dimana pada tabel chi square nilai ini masih diterima pada rentang nilai yang diijinkan yaitu sebesar (11,7 27,2) dan masih mengikuti distribusi normal yang menyatakan kestabilan alat spektrometer gamma masih baik. Untuk nilai FWHM rata-rata sebesar 2,42, FWTM rata-rata sebesar 4,46, peak to compton 35,00 dan efisiensi relatif 14,59 %. Sedangkan spesifikasi yang tertera pada spektrometer gamma pada saat dibeli diperoleh FWHM 2.0, FWTM 4,0, gaus ratio 40,0 dan efisiensi relatif 15 %. Nilai FWHM telah bertambah nilainya dari 2,0 menjadi 2,42 sedangkan FWTM telah bertambah nilanya dari 4,0 menjadi 4,46. Ini berarti telah terjadi pelebaran puncak energi yang menyebabkan penurunan resolusi. Nilai peak to compton ratio telah terjadi penurunan dari 40 menjadi 35 atau sebesar 12,5 %. Sedangkan nilai efisiensi relatif sebesar 14,59 %. DAFTAR PUSTAKA 1. ANONIM, 2010 Solid-State Photon Detektor Operator s Manual, Ortec Inc. D - 5

2. ALAN BATARA ALAUDDIN dkk., 2011 Komparasi unjuk kerja spektrometer gamma menggunakan detektor Bicron 2M2 dengan spektrometer gamma menggunakan detektor Ludlum 44-46, Prosiding Seminar Nasional SDM Teknologi Nuklir VIII STTN-BATAN. 3. NUGRAHA LUHUR dkk., 2013, Kajian tegangan kerja detector HPGe terhadap resolusi detektor sistem spektrometer gamma, Prosiding Seminar Nasional SDM Teknologi Nuklir IX STTN-BATAN. 4. ANONIM, 1997, Germanium detektor user s manual, Canberra Inc. D - 6