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

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

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

DETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.

LAPORAN PRAKTIKUM FISIKA EKSPERIMENTAL ii

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

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

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

LAPORAN PRAKTIKUM SPEKTROSKOPI XRF DENGAN DETEKTOR SEMIKODUKTOR Cd Te

MODUL 2 STATISTIKA RADIOAKTIVITAS

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

PENEMUAN RADIOAKTIVITAS. Sulistyani, M.Si.

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

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

Jumlah Proton = Z Jumlah Neutron = A Z Jumlah elektron = Z ( untuk atom netral)

PELURUHAN SINAR GAMMA

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

X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)

DETEKTOR RADIASI. NANIK DWI NURHAYATI, S.Si, M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

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

ALAT UKUR RADIASI. Badan Pengawas Tenaga Nuklir. Jl. MH Thamrin, No. 55, Jakarta Telepon : (021)

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

PELURUHAN RADIOAKTIF

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

PENGEMBANGAN SPEKTROMETER SINAR-GAMMA DENGAN SISTEM IDENTIFIKASI ISOTOP RADIOAKTIF MENGGUNAKAN METODE JARINGAN SYARAF TIRUAN. M. Syamsa Ardisasmita *

Xpedia Fisika. Soal Fismod 2

Eksperimen e/m Elektron

FISIKA ATOM & RADIASI

SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

Partikel sinar beta membentuk spektrum elektromagnetik dengan energi

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

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

RADIOKIMIA Tipe peluruhan inti

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

Kurikulum 2013 Kelas 12 Fisika

Youngster Physics Journal ISSN : Vol. 4, No. 1, Januari 2015, Hal 23-30

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

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

PAKET SOAL LATIHAN FISIKA, 2 / 2

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Kecepatan Korosi Oleh 3 Bahan Oksidan Pada Plat Besi

KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif

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

PERCOBAAN EFEK FOTOLISTRIK

PENGEMBANGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL BERBIAYA MURAH MENGGUNAKAN SOUND CARD USB

Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller

PENGUKURAN KARAKTERISTIK SEL SURYA

Pengaruh Perubahan Tegangan Tinggi Tabung Photomultiplayer (PMT) Terhadap Amplitudo Keluaran Detektor NaI(Tl)

Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi

BAB II RADIASI PENGION

PERCOBAAN PEMBELOKAN RADIASI SINAR BETA OLEH MEDAN MAGNET

PERCOBAAN e/m ELEKTRON

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

Oleh : Rahayu Dwi Harnum ( )

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

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

JURNAL SAINS DAN SENI ITS Vol. 4, No.1, (2015) ( X Print) 1. Konstanta Planck

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Fisika Modern (Teori Atom)

KEMENTERIAN RISET, TEKNOLOGI DAN PENDIDIKAN TINGGI UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM

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

PENEMUAN RADIOAKTIVITAS. Sulistyani, M.Si.

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

: Dr. Budi Mulyanti, MSi. Pertemuan ke-16

Radiologi Kedokteran Nuklir dan Radioterapi; oleh Dr. Ir. Hj Rusmini Barozi, AIM., M.M.; Daniel Kartawiguna, S.T., M.M., M.Acc. Hak Cipta 2015 pada

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

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

LEMBAR PENGESAHAN : EFEK FOTOLISTRIK STAMBUK : G Laporan ini telah diperiksa dan disetujui. Palu, Mei Mengetahui, Kordinator Asisten

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

LAPORAN PRAKTIKUM REKAYASA PROSES PEMBUATAN KURVA STANDAR DARI LARUTAN - KAROTEN HAIRUNNISA E1F109041

+ + MODUL PRAKTIKUM FISIKA MODERN DIFRAKSI SINAR X

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

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

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6

PENENTUAN MASSA DIAM ELEKTRON DENGAN MENGUKUR ENERGI PADA PUNCAK HAMBURAN BALIK DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

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

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

Xpedia Fisika. Soal Fismod 1

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

RANCANG BANGUN PENGANALISIS KANAL TUNGGAL. Herry Mugirahardjo dan Eddy Santoso

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

BAB II PROSES-PROSES PELURUHAN RADIOAKTIF

SOAL LATIHAN PEMBINAAN JARAK JAUH IPhO 2017 PEKAN VIII

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

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI

UNIVERSITAS INDONESIA. RANCANG BANGUN RATEMETER MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI (Tl) BERBASIS MIKROKONTROLER

Antiremed Kelas 12 Fisika

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

Eksperimen FRANCK - HERTZ

PENENTUAN TEGANGAN OPERASIONAL PADA DETEKTOR GEIGER MULLER DENGAN PERBEDAAN JARI-JARI WINDOW DETEKTOR

Pembuatan Simulasi Eksperimen Berbasis Komputer dengan memanfaatkan

ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF)

Eksperimen Peristiwa Efek Fotolistrik pada Logam yang Disinari Cahaya. Eksperimen Peristiwa Efek Fotolistrik pada Logam yang Disinari Cahaya

UJI FUNGSI SISTEM SPEKTROMETER GAMMA MODEL : BEM - IN1001

Transkripsi:

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer) 1 Mei Budi Utami, 2 Hanu Lutvia, 3 Imroatul Maghfiroh, 4 Dewi Karmila Sari, 5 Muhammad Patria Mahardika Abstrak Laboratorium Radiasi, Fakultas Sains dan Teknologi Universitas Airlangga Surabaya Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.Si Telah dilakukan Eksperimen Radiasi β dan γ yang bertujuan untuk mempelajari spektrum energi radiasi dan menentukan energi puncak radiasi β dan γ. Untuk memeriksa radiasi gamma dibutuhkan alat yang disebut spektrometer yang terdiri dari detektor radiasi gamma, rangkaian elektronika penunjang, dan alat yang digunakan dalam praktikum adalah multichannel pulseheight analyzer (MCA). Bahan yang digunakan dalam eksperimen ini adalah inti Co-6 sebagai sumber radiasi partikel beta positif atau positron dan inti Cs-137 sebagai sumber radiasi partikel beta atau elektron. Untuk memperolah spektrum radiasi bahan, power supply dinyalakan dan ditentukan tegangannya sehingga program MCA dapat membaca spektrum radiasi yang dikeluarkan oleh bahan. Berdasarkan analisis data pengamatan, resolusi spektroskopi sebesar 33,93 % dengan unsur Co-6 pada HV 825. Dan juga energy radiasi unsure Cs-137 sebesar. dengan presentase kesalahan sebesar.. Kata kunci : Detektor Geiger-Muller, Sumber Co-6; Cs-137, multi channel anailezer DASAR TEORI Salah satu metode analisis yang dipergunakan untuk menentukan kandungan suatu unsur dalam bahan adalah dengan cara aktivasi netron. Sampel atau bahan yang akan dianalisis ditembak netron sehingga unsur- unsur yang terdapat didalam bahan tersebut menjadi aktif dan setiap unsur yang ada di dalam sampel memancarkan sinar gamma yang spesifik. Sinar gamma yang dihasilkan kemudian dianalisis dengan menggunakan Spektrometri Sinar Gamma Salur Ganda atau lebih dikenal dengan Multichannel Analyzer. Untuk memeriksa radiasi gamma dibutuhkan alat yang disebut spektrometer yang terdiri dari detektor radiasi gamma, rangkaian elektronika penunjang, dan alat yang disebut multichannel pulse-height analyzer (MCA). Pulsa dalam bentuk analog dirubah menjadi digital melalui ADC(Analog to Digital Converter ). Sebelum membahas tentang salur ganda, sebaiknya perlu tahu terlebih dahulu tentang penganalisis salur tunggal (SCA = Singgel channel analyzer). Penganalisis salur tunggal mempunyai satu salur pencacahan yang dibatasi oleh suatu ambang atas (upper level), dan ambang bawah (lower level) yang jarak antara keduanya dapat diiatur dan disebut dengan cendela. Hanya pulsa-pulsa yang mempunyai tinggi amplitudonya berada dalam cendela saja yang akan melewati dan diteruskan ke alat pencacahsedangkan yang tingginya diluar cendela maka tidak akan tercacah. Lebar tegangan antara upper level dan lower level dikenal sebagai lebar cendela. Posisi cendela inin bisa diset mulai dari tinggi pulsa yang paling rendah sampai 1

tinggi yang dikenal dengan nama nomor kanal. Nomor kanal ini akan sebanding dengan energi partikel radiasi. I. Detektor Radiasi Nal(Tl) Untuk bisa menampilkan spektrum energi radiasi nuklir, diperlukan suatu detektor yang tidak hanya bisa mencacah intensitas radiasi yang memasukinya seperti detektor Geiger-Muller, tetapi juga harus bisa memberikan stimulan yang linier dengan energi radiasi yang memasukinya, misalnya detektor sintilasi Nal(Tl). Detektor Nal(Tl) terbuat dari bahan yang dapat memancarkan kilatan cahaya apabila berinteraksi dengan sinar gamma. Sinar gamma yang masuk ke dalam detektor berinteraksi dengan atom-atom bahan sintilator menurut efek foto listrik, hamburan compton dan pasangan produksi, yang akan dihasilkan kilatan cahaya dalam sintilator. Kilatan cahaya oleh pipa cahaya dan pembelok cahaya ditransmisikan ke fotokatoda dari photomultiplier tube (PMT) kemudian digandakan sebanyak-banyaknya oleh bagian pengganda elektron pada PMT. Arus elektron yang dihasilkan membentuk pulsa tegangan pada input penguat awal (preamplifier). Pulsa ini setelah melewati alat pemisah dan pembentuk pulsa dihitung dan dianalisis oleh Mulichannel Analyzer (MCA) dengan tinggi pulsa sebanding dengan energi gamma. II. Daya Pisah Energi Radiasi (Resolusi) Kemampuan sistem spektrometer radiasi untuk memisahkan antar energi radiasi yang masuk sangat penting diketahui, karena akan memberikan informasi seberapa valid informasi energi radiasi yang muncul dalam spektrum radiasi yang dihasilkan. Resolusi merupakan salah satu parameter pemting pada pencacahan radiasi menggunakan detektor. Resolusi atau daya pisah energi radiasi menunujukkan kemampuan detektor untuk membedakan soektrum dengan energi yang berbeda-beda. Resolusi energi radiasi tergantung dari berbagai variabel, diantaranya adalah jenis bahan yang digunakan sebagai detektor radiasi, dan tegangan tinggi (HV) yang dioperasikan, semakin jelas dua buah energi radiasi berdekatan yang dipisahkan, maka semakin baik unjuk kerja spektrometer tersebut. Nilai resolusi dapat dihitung dengan menggunakan persamaan : R = FWHM x 1% E R FWHM = resolusi = lebar tinggi tengah ΔE = jarak antar dua energi (E 2 E 1 ) 2

FWHM E 1 E 2 III. Kalibrasi Energi Radiasi-γ Untuk memperoleh spektrum energi radiasi-γ yang bersatuan KeV atau MeV, perlu dilakukan kalibrasi energi terlebih dahul, dengan menggunakan detektor Nal (Tl) tinggi pulsa yang dihasilkan oleh detektor akan sebanding dengan energi radiasi-γ yang masuk ke dalam detektor. Tinggi pulsa akan berada dalam cendela tertentu akan dicatat dalam nomor kanal tertentu yang juga sebanding dengan energi radiasi-γ. Sehingga satuan nomor kanal bsa diubah dengan cara membuat persmaan garis lurus antara nomor kanal dan energi radiasi. Untuk mengkalibrasinya perlu digunakan sumber radiasi pemancar-γ yang energinya diketahui. (K 1,E 1) (K 2,E 2 ) (,C) E= m x K +c m = (E 2 E 1 ) / (K 2 K 1 ) METODE PRAKTIKUM Telah dilakukan eksperimen β dan γ menggunakan Multi Channel Analizer(MCA) yang bertujuan untuk mempelajari spectrum radiasi β dan γ. Eksperimen ini dilakukan di Laboratorium Radiasi, Fakultas Sains dan Teknologi, Universitas Airlangga pada hari Rabu, tanggal 15 September 214. 3

Dalam eksperimen yang telah dilakukan, praktikan menyiapkan dan mensetting alat-alat yang akan digunakan dalam eksperimen ini. Setelah selesai kami menyiapkan bahan atau unsur radioaktif yang akan dicacah yakni Co-6 dn Cs-137. Dalam pencacahan unsur radioaktif ini harus dilakukan secara berurutan agar tidak terjadi kesalahan pengambilan data. Unsur yang pertama adalah Co-6 yang kemudian diletakkan pada detektor sintilator (Leybold 559 9). Setelah selesai, komponen komputer dihidupkan dan program MCA yang ada pada komputer diaktifkan. Untuk memperolah spektrum radiasi bahan, power supply dinyalakan dan ditentukan tegangannya sehingga program MCA dapat membaca spektrum radiasi yang dikeluarkan oleh bahan. Dalam hal ini tegangan yang digunakan adalah 675 sampai 825 Volt dengan kelipatan 25. Setelah tegangan ditentukan, program MCA dijalankan dan didapatkan spektrum radiasi dari Co- 6 yang kemudian setiap nilai cacahan disimpan datanya untuk dibuat grafik. Dari data grafik yang didapatkan, nantinya akan dibandingkan dengan spektrum radiasi bahan yang lain. Setelah pengambilan data dari Co-6 selesai, resolusi terbaik pada tegangan 825. Selanjutnya diganti denga Cs-137 pada tegangan resolusi terbaik 825 dan akan didapatkan sebuah data seperti sebelumnya. DATA DAN ANALISIS PERHITUNGAN Dari data yang telah kami peroleh yaitu titik-titik yang membentuk sebuah gelombang, kami hanya mengambil beberapa data yang sekiranya terdapat dua buah gelombang berdekatan yang dapat digunakan untuk menghitung resolusinya, data beserta grafiknya adalah sebagai berikut : 1. Unsur Co 6 pada 675 HV x N1 x N1 x N1 4 79 71 15 513 13 294 8 696 16 552 131 24 81 683 17 586 132 22 82 676 18 645 133 184 83 677 19 69 134 158 84 719 11 736 135 119 85 743 111 766 136 99 86 78 112 786 137 85 87 714 113 747 138 72 88 734 114 78 139 59 89 718 115 664 14 54 9 685 116 616 141 58 91 715 117 578 142 51 92 725 118 538 143 4 93 691 119 53 144 36 94 689 12 489 145 28 95 658 121 52 146 31 96 624 122 533 147 29 9 8 7 6 5 4 3 2 1 111; 786 123; 589 5 1 15

97 58 123 563 98 556 124 589 99 545 125 554 1 534 126 529 11 546 127 494 12 512 128 435 13 487 129 386 14 515 13 294 2. Unsur Co 6 pada 7 HV x N2 x N2 x N2 97 514 122 48 148 66 98 485 123 491 149 574 99 49 124 477 15 541 1 514 125 456 151 56 11 524 126 474 152 453 12 548 127 447 153 414 13 518 128 416 154 371 14 515 129 391 155 345 15 54 13 381 156 361 16 522 131 4 157 385 17 516 132 377 158 411 18 524 133 397 159 446 19 55 134 376 16 558 11 563 135 348 161 459 111 533 136 36 162 483 112 529 137 377 163 459 113 563 138 369 164 483 114 551 139 395 165 459 115 582 14 422 166 449 116 575 141 466 167 431 117 599 142 55 168 44 118 57 143 521 169 34 119 543 144 551 17 34 12 515 145 589 171 26 121 56 146 611 172 214 122 48 147 633 173 179 7 6 5 4 3 2 1 147; 633 162; 483 5 1 15 2 3. Unsur Co 6 pada 725 HV x N3 x N3 x N3 5 126 42 151 338 177 456 127 446 152 32 178 424 128 429 153 34 179 396

129 423 154 28 18 463 13 445 155 283 181 321 131 444 156 264 182 291 132 414 157 252 183 269 133 431 158 275 184 25 134 453 159 278 185 226 135 47 16 269 186 215 136 443 161 283 187 23 137 417 162 273 188 237 138 422 163 286 189 267 139 424 164 278 19 292 14 48 165 32 191 31 141 386 166 328 192 331 142 417 167 373 193 348 143 47 168 38 194 368 144 379 169 383 195 343 145 352 17 44 196 361 146 377 171 433 197 366 147 365 172 458 198 359 148 338 173 54 199 332 149 319 174 532 2 312 15 324 175 52 21 293 151 338 176 474 22 272 6 5 4 3 2 1 174; 532 194; 368 5 1 15 2 25 4) Co-75 x N4 x N4 x N4 x N4 x N4 x N4 176 338 19 234 24 2 218 33 232 267 246 218 177 353 191 247 25 184 219 329 233 249 247 245 178 329 192 227 26 193 22 354 234 235 248 254 179 38 193 225 27 27 221 354 235 227 249 25 18 299 194 229 28 186 222 375 236 29 25 273 181 37 195 214 29 194 223 38 237 2 251 292 182 293 196 197 21 196 224 412 238 182 252 35 183 36 197 198 211 218 225 45 239 178 253 297 184 291 198 214 212 222 226 39 24 183 254 295 185 269 199 221 213 242 227 383 241 18 255 285 186 25 2 196 214 26 228 358 242 182 256 263 187 263 21 183 215 286 229 334 243 199 257 182 188 261 22 19 216 31 23 311 244 29 258 263 189 258 23 28 217 277 231 286 245 223 259 246 6

45 4 35 3 25 2 15 1 5 224; 412 252; 35 1 2 3 5) Co-775 x N5 x N5 x N5 x N5 x N5 x N5 x N5 223 23 237 153 251 146 265 21 28 326 294 137 38 213 224 247 238 164 252 127 266 212 281 297 295 128 39 22 225 229 239 165 253 145 267 23 282 276 296 144 31 219 226 212 24 186 254 157 268 237 283 255 297 136 311 241 227 221 241 17 255 156 269 251 284 231 298 146 312 259 228 221 242 166 256 158 27 267 285 211 299 147 313 238 229 28 243 183 257 143 271 281 286 212 3 135 314 229 23 25 244 169 258 131 272 299 287 21 31 154 315 233 231 24 245 158 259 15 273 28 288 224 32 147 316 213 232 188 246 171 26 143 274 271 289 198 33 164 317 226 233 186 247 169 261 158 275 285 29 179 34 182 318 22 234 183 248 181 262 175 276 294 291 176 35 17 319 218 235 188 249 164 263 195 277 286 292 162 36 189 32 219 236 167 25 149 264 22 278 297 293 149 37 23 321 197 35 3 25 28; 326 312; 259 2 15 1 5 1 2 3 4 7

6) Co-8 x N6 x N6 x N6 x N6 x N6 x N6 x N6 322 137 333 117 347 213 361 237 375 111 389 148 43 189 323 14 334 125 348 238 362 215 376 133 39 164 44 17 324 133 335 139 349 217 363 22 377 116 391 179 45 18 325 117 336 162 35 221 364 197 378 13 392 196 46 164 326 112 337 146 351 25 365 181 379 17 393 177 47 177 327 129 338 135 352 267 366 174 38 98 394 161 48 173 328 133 339 148 353 244 367 19 381 12 395 17 49 16 329 117 34 163 354 237 368 184 382 16 396 188 41 147 33 112 341 16 355 235 369 163 383 123 397 172 411 142 331 129 342 172 356 228 37 144 384 141 398 188 412 143 332 133 343 195 357 28 371 151 385 132 399 25 413 133 333 117 344 211 358 228 372 141 386 119 4 226 414 115 322 137 345 198 359 248 373 131 387 123 41 24 415 125 323 14 346 189 36 262 374 113 388 124 42 185 416 118 3 25 2 352; 267 4; 226 15 1 5 1 2 3 4 5 7) Co-825 x N7 x N7 x N7 x N7 x N7 x N7 x N7 424 194 437 25 45 16 462 84 474 127 487 172 5 13 425 21 438 192 451 16 463 14 475 144 488 168 51 122 426 21 439 18 452 1 464 88 476 133 489 17 52 119 427 211 44 169 453 114 465 84 477 141 49 152 53 14 428 21 441 171 454 15 466 95 478 147 491 151 54 9 429 217 442 16 455 18 467 98 479 152 492 165 55 14 43 224 443 166 456 94 468 113 48 147 493 145 56 87 431 237 444 166 457 88 469 127 481 152 494 132 57 88 432 221 445 156 458 89 47 115 482 147 495 127 58 77 433 221 446 143 459 86 471 128 483 16 496 145 59 68 434 221 447 127 46 73 472 131 484 153 497 139 51 62 8

435 2 448 124 461 83 473 131 485 139 498 133 511 74 436 19 449 111 462 84 474 127 486 157 499 121 512 7 25 2 15 431; 237 487; 172 1 5 1 2 3 4 5 6 8) Cs-137 x N8 x N8 x N8 x N8 x N8 x N8 x N8 x N8 172 2626 185 1525 198 868 211 76 224 173 237 5873 25 7636 263 3891 173 2552 186 1456 199 837 212 762 225 1872 238 6121 251 7512 264 3493 174 2484 187 1369 2 812 213 81 226 295 239 77 252 7387 265 3117 175 249 188 137 21 774 214 829 227 2296 24 7128 253 7235 266 2884 176 2337 189 1264 22 812 215 874 228 2613 241 7267 254 691 267 2529 177 2266 19 128 23 775 216 916 229 2952 242 745 255 675 268 2244 178 2173 191 1159 24 781 217 961 23 3245 243 7564 256 665 269 2119 179 268 192 118 25 77 218 13 231 347 244 7688 257 5955 27 1929 18 1924 193 16 26 8 219 178 232 387 245 7812 258 5679 271 1775 181 1835 194 111 27 86 22 1182 233 4195 246 7944 259 536 272 1591 182 1734 195 963 28 764 221 1253 234 4572 247 7996 26 473 273 143 183 1666 196 92 29 727 222 14 235 4959 248 7883 261 4569 274 1274 184 1693 197 884 21 762 223 152 236 559 249 7758 262 4172 275 112 1 8 248; 7883 6 4 2 5 1 15 2 25 3 9

Dari Grafik yang diperoleh di atas, maka akan didapatkan data sebagai berikut yang digunakan untuk mencari nilai resolusi optimal dari sumber Co 6 : No H.V. FWHM X 2 -X 1 R = FWHM x 2 x 1 x 1% 1 675 114 17 = 7 123 111 = 12 58,33 % 2 7 151 142 = 9 162 147 = 15 6 % 3 725 179 144 = 35 194 174 = 2 175 % 4 75 231 216 = 15 252 224 = 28 53,6 % 5 775 284 267 = 17 312 28 = 32 53,125 % 6 8 365 342 = 23 4 352 = 48 47,9 % 7 825 439 42 = 19 487 431 = 56 33,93 % Keterangan : FWHM didapat dari tinggi pulsa dibagi dua, itulah lebar FWHM Berikutnya menentukan kurva kalibrasi antara nomor kanal dan energi Co 6. No E (KeV) Nomor Kanal 1 1173,28 431 2 1332,464 487 Grafik Hubungan antara nomor kanal dan Energi Radiasi 14 12 y = 1,139x - 3,96 1 8 6 4 2 2 4 6 8 1 12 14 Penentuan Energi Radiasi unsur Cs 137 : y = 1,139x 3,96 1

Dengan x = nomor kanal Cs = 127, maka : y = 1,139x 3,96 = 1,139 248 3,96 = 278,512 Energi Radiasi unsur Cs 137 = 278,512 PEMBAHASAN Praktikum kali ini bertujuan untuk menentukan spektrum energi radiasi dari sumber radiasi γ serta menentukan energi radiasi γ (Energi puncaknya), kami hanya menggunakan sumber radioaktif dan unsur daru sinar γ yaitu Co 6 dan Cs 137. Sinar partikel beta merupakan elektron yang berasal dari inti atom. Energi sinar ini sangat bervariasi, selain itu memiliki daya tembus yang lebih besar dibandingkan dengan sinar partikel alfa, tetapi daya peng-ion-nya lebih lemah. Sinar gamma (ɤ) adalah bentuk radiasi elektromagnetik yang berenergi tinggi, tidak memiliki muatan dan tidak memiliki massa. Peluruhan gamma terjadi bila suatu inti atom metastabil bertransformasi menjadi inti atom stabil dengan memancarkan partikel gamma. Resolusi merupakan salah satu parameter penting pada pencacahan radiasi menggunakan detektor. Resolusi atau daya pisah energi radiasi menunjukkan kemampuan detektor untuk membedakan spektrum dengan energi yang berbeda-beda. Sehingga semakin besar resolusinya, semakin baik kinerja detektor tersebut dalam membedakan spektrum. Pada eksperimen penentuan resolusi terbaik dari sumber radiasi Co-6, Didapatkan hasil seperti gambar table di bawah ini. Detektor pada percobaan mempunyai nilai resolusi terbaik sebesar 33,93 % yaitu pada HV 825. No H.V. FWHM X 2 -X 1 R = FWHM x 2 x 1 x 1% 1 675 114 17 = 7 123 111 = 12 58,33 % 2 7 151 142 = 9 162 147 = 15 6 % 3 725 179 144 = 35 194 174 = 2 175 % 4 75 231 216 = 15 252 224 = 28 53,6 % 5 775 284 267 = 17 312 28 = 32 53,125 % 6 8 365 342 = 23 4 352 = 48 47,9 % 7 825 439 42 = 19 487 431 = 56 33,93 % Maka yang dipakai sebagai spectrum kalibrator adalah sumber Co dengan HV 825 Volt. Pada H.V 825 dapat diketahui 2 nomor kanal (x puncaknya) unsur Co 6 adalah x 1 = 487 dan x 2 = 431. Unsur Co 6 ini telah diketahui besar energi puncak radiasinya yaitu E 1 = 1173,28 KeV dan E 2 = 1332,464 KeV. Pengkalibrasian dilakukan dengan cara membuat persamaan grafik fungsi dari hubungan nomor kanal dan energi radiasinya. Persamaan yang didapat adalah y = 1,139x 3,96. Resolusi 33,93 % selanjutnya dipakai dalam penentuan energi radiasi unsur Cs 137. Dengan resolusi ini maka akan didapatkan pola distribusi yaang menyerupai gelombang dengan 11

satu puncak. Nilai x puncak merupakan nomor kanal dari unsur Cs 137 yaitu 248. Nomor kanal ini kemudian dimasukkan dalam persamaan garis y = = 1,139x 3,96. Hasil inilah yang dinamakan Energi Puncak Radiasi unsur Cs 137 yaitu sebesar E = 278,512 KeV. Menurut literatur yang telah saya temukan besarnya Energi radiasi unsur Cs 137 adalah sebagai berikut : Dari literatur yang ada, maka besarnya prosentase kesalahannya adalah : %kesalahan = 278,512 662 662 x1% = 57,92 % Besarnya presentase kesalahan yang didapat dalam eksperimen ini disebabkan oleh beberapa faktor. Faktor tersebut dari alat yang digunakan maupun faktor praktikan dalam mengolah data. Faktor alat mungkin dikarenakan detektor sintilasi mempunyai kekurangan dalam resolusinya, sehingga tidak dapat memisahkan antar puncak radiasi yang berdekatan. Sedangkan faktor praktikan karena kurangnya praktikan dalam ketelitian menentukan puncak gelombang (nomor kanal) yang akan berpengaruh pada nilai energinya, dan ketidaktepatan dalam penentuan FWHM dan ΔE yang berpengaruh pada pemilihan resolusi terbaiknya. Selain itu, karena eksperimen hanya dilakukan sekali, karena butuh eksperimen berkali-kali agar tidak adanya presentase kesalahan yang cukup besar. KESIMPULAN Dari hasil percobaan maka dapat disimpulkan bahwa : 1. Resolusi spektroskopi unsur Co 6 sebesar 33,93 % pada HV 825 2. Energi radiasi unsur Cs 137 sebesar 278,512 KeV dengan prosentase kesalahan sebesar 57,92 % DAFTAR PUSTAKA 12 1. Beiser, Arthur. 1999. Konsep Fisika Modern. Jakarta: Erlangga. 2. Krane, Kenneth. 28. Fisika Modern. Jakarta : Penerbit Erlangga. 3. http://veethaadiyani.blog.uns.ac.id/files/212/6/spektroskopi-ceb3-gamma.pdf

13 EKSPERIMEN β dan γ 19-9-214