PENENTUAN RESPON PENCACAH NEUTRON MK 7 NRM TERHADAP SUMBER NETRON CEPAT 24tAm_Be

dokumen-dokumen yang mirip
PENENTUAN AKTIVIT AS RENDAH PADA BEBERAP A JENIS GYPSUM MENGGUNAKAN SURVEYMETER LUDLUM 3-98

PENENTUAN RESPON DETEKTOR NE MK 7 NRM TEIUIADAP SUMBER NET RON 252 Cf. Nurman Rajagukguk PTKMR - BAT AN

PENENTUAN JARAK OPTIMAL PENGUKURAN SISTEM PENCACAH INTEGRAL DENGAN DETEKTOR NaI ( TI )

KALIBRASI MONITOR AREA DI REAKTOR KARTINI YOGY A KART A Agung Nugroho PTKMR - BATAN

KONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART

KALffiRASI ALA T UKUR AKTIVITAS DOSE CALIBRA TOR SECARA SIMUL TAN.

KALIBRASI KELUARAN PESA W AT SINAR-X ORTHOVOL TAGE MONOGIL GILARDONI

KALIBRASJ KELUARAN BERKAS ELEKTRON PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100C NO. SERI 1402 DI RUMAH SAKIT UMUM PUSA T Dr. SUTOMO, SURABA Y A

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

ABSTRAK. PENDAHULUAN hasil produksi, teknologi nuklir dapat ABSTRACT

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

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

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

TINGKAT KETELITIAN ALAT "WHOLE BODY COUNTER (WBC) MODEL 2260 ACCUSCAN CANBERRA" PAD A CACAHAN SELVRUH TUBUH DAN PARU

PENGARUH PERUBAHAN ENERGI RADIASI TERHADAP RESPON ENERGISURVEYMETER Anda Sanusi (Pusdiklat - Badan Tenaga Nuklir Nasional;

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

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

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

DOSIMETER CAS04:DY BUATAN BARC SEBAGAI PEMANTAU DOSIS RADIASI PERORANGAN HP (10) Rofiq Syaifudin, Nina Herlina, dan Bambang Supriyanto PTKMR - BAT AN

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

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

Nurnian Rajagukguk dan Tuyono Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -BAT AN. I. PENDAHULUAN diafragma pengatur berkas radiasi dari

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

PENGARUH SUDUT GANTRI TERHADAP KONSTANSI DOSIS SERAP DI AIR PESAWAT TELETERAPI Co-60 XINHUA MILIK RUMAH SAKIT dr. SARJITO YOGYAKARTA

ANALISIS KUALITAS RADIASI DAN KALIBRASI LUARAN BERKAS FOTON 6 DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK VARIAN CLINAC CX 4566 ABSTRAK

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)

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

PENENTUAN DOSIS SERAP LAPANGAN RADIASI PERSEGI PANJANG BERKAS FOTON 10 MV DENGAN PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN

HUBUNGAN ANTARA LAJU DOSIS SERAP AIR DENGAN LAPANGAN RADIASI BERKAS ELEKTRON PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK ELEKTA

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR STATIK MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI HIGH ENERGY IODIUM-131 (I 131 )

VERIFIKASI PENENTUAN LAJU DOSIS SERAP DI AIR BERKAS FOTON 6 MV DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100 C MILIK RUMAH SAKIT

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

PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

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

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

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

PERBANDINGAN DOSIS RADIASI DI UDARA TERHADAP DOSIS RADIASI DI PERMUKAAN PHANTOM PADA PESAWAT CT-SCAN

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH VARIASI AIR GAP TERHADAP DOSIS SERAP PENYINARAN BERKAS ELEKTRON PADA PESAWAT LINAC SIEMENS / PRIMUS M CLASS 5633

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

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

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

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

PENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Diterima: 6 Juni 2016 Layak Terbit: 25 Juli 2016

bahwa semakin besar jarak ukur maka dosis serap yang diterima semakin kecil. Kata kunci :Kalibrasi, survei meter, dosis serap, faktor kalibrasi

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

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

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

Suparno, Anda Sanusi - PENENTUAN WAKTU PENYINARAN RADlOGRAFllr-192 MENGGUNAKAN PERSAMAAN DOSIS RADIASI

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

AUDIT MUTU PENGUKURAN DOSIS SERAP DARI SUMBER TELETERAPI Co-60 CIRUS 90131

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT

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

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

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60

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

KARAKTERISTIK KUAT KERMA DAN KONSTANTA LAJU DOSIS SUMBER Ir-192 mhdr BERDASARKAN SIMULASI MONTE CARLO

KAJIAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA TITIK PENGUKURAN DI REAKTOR KARTINI SEBAGAI DASAR PENENTUAN KONDISI BATAS OPERASI (KBO)

Pengaruh Ketidakhomogenan Medium pada Radioterapi

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

DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL (IEBE)

KOMPARASI PENGUKURAN LAJU KERMA UDARA PESAWAT OB-85 MENGGUNAKAN ALAT UKUR RADIASI STANDAR SEKUNDER DAN STANDAR TURUNANNYA

KOMPARASI PERHITUNGAN DOSIS RADIASI INTERNA PEKERJA PPTN SERPONG BERDASARKAN ICRP 30 TERHADAP ICRP 68

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

EVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN

Buletin Fisika Vol. 8, Februari 2007 : 31-37

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

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

Analisis Dosis Keluaran Radiasi Dengan Sumber Cs-137 Pada Proses Kalibrasi Pendosimeter. Muhijrah 1,Wira Bahari Nurdin, Bannu Abdul

INTERKOMPARASI PENGUKURAN OUTPUT IRADIATOR 137 Cs DAN PERSONAL DOSE EQUIVALENT, Hp(10) MENGGUNAKAN TLD DAN FILM

PEMANTAUAN KERADIOAKTIVAN UDARA BUANG DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,

PENGARUH DIAMETER PHANTOM DAN TEBAL SLICE TERHADAP NILAI CTDI PADA PEMERIKSAAN MENGGUNAKAN CT-SCAN

KOMPARASI PENGUKURAN LAJU KERMA UDARA PESAWAT OB-85 MENGGUNAKAN ALAT UKUR RADIASI STANDAR SEKUNDER DAN STANDAR TURUNANNYA

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

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

OPTIMASI KONDISI SPEKTROMETER ALFA DENGAN DETEKTOR ION-IMPLATED SILIKON DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP

un KARAKTERISTIK ADAPTOR UNIVERSAL MODEL SYK-SOO MENGGUNAKAN DMM SANWA PC 100,4000 COUNTIBARB GRAPH

PENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Novita Rosyida

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

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

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

ANALISIS ARUS BOCOR VIBRATING REED ELECTROMETER TR 8411 PADA SISTEM PENCACAH KAMAR PENGION MENGGUNAKAN SUMBER ST ANDAR Cs-137 PTB DAN ETL

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

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

PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR

Widyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: ISSN

PENGARUH PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 TERHADAP KONTAMINASI PERMUKAAN RUANG REAKTOR MENGGUNAKAN METODE SMEAR TEST

Youngster Physics Journal ISSN : Vol. 2, No. 1, April 2013, Hal 27-34

PENGUKURAN DOSIS RADIASI RUANGAN RADIOLOGI II RUMAH SAKIT GIGI DAN MULUT (RSGM) BAITURRAHMAH PADANG MENGGUNAKAN SURVEYMETER UNFORS-XI

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

PENGARUH POSISI DAN LINEARITAS DETEKTOR START-UP DALAM PENGUKURAN FRAKSI BAKAR RSG-GAS PADA KONDISI SUBKRITIS. Purwadi

FAKTOR KOREKSI SOLID WATER PHANTOM TERHADAP WATER PHANTOM PADA DOSIMETRI ABSOLUT BERKAS ELEKTRON PESAWAT LINAC

METODA DAN PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI NUKLIR

Transkripsi:

Prosiding Pertemuan don Presenlasi I/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir I Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 PENENTUAN RESPON PENCACAH NEUTRON MK 7 NRM TERHADAP SUMBER NETRON CEPAT 24tAm_Be Sri Inang Sunaryati Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN ABSTRAK PENENTUAN RESPON PENCACAH NEUTRON MK 7 NRM TERHADAP SUMBER NEUTRON CEPAT 24IAm_Be. Makalah ini menguraikan pengukuran respon detektor pencacah neutron berbentuk bola dengan diameter 8 inci terhadap jarak ke sumber neutron cepat 241Am_Be yang dilakukan di dalam ruang kalibrasi berukuran panjang 11,0 m, lebar 5,4 rn dan tinggi 3,5 m. Detektor dan sumber radiasi neutron ditempatkafi pada ketinggian yang sarna yaitu 120 cm dari lantai dengan jarak detektor ke sumber radiasi bervariasi mulai dari 60 cm sid 170 cm dan rentang jarak 10 em. Koreksi terhadap neutron terhambur dilakukan menggunakan teknik semi - empiris. HasH yang diperoleh menunjukk!ip bahwa respon detektor terhadap neutron cepat 241Am-Be pada jarak 60 cm sid 110 crn mengikuti persamaan garis lurus dengan kontribusi hamburan dari dinding ruang kalibrasi pada jarak 100 cm sebesar 16 %. berdasarkan kombinasi pengukuran dan perhitungan akan diperoleh daerah linier yang merupakan daerah kalibrasi alat ukur radiasi neutron tersebut, karena daerah linier ini menggambarkan jarak sumber radiasi ke detektor dengan hamburan yang konstan:' Kata Kunci : Pencacah neutron MK 7 NRM., neutron cepat 24\Am_Be, respon detektor dan hamburan neutron ABSTRACT DETERMINA non OF THE RESPONSE OF MK 7 NRM NEUTRON DETECTOR FOR A 241Am-Be NEUTRON SOURCE. This paper described measurement of the response of a 8 inch spherical neutron counter against with distance trom a 241AmBe fission neutron source in variety of distance in a calibration room with dimensions about 11.0 m length, 5.4 m width and 3.5 m high. Instrument and source were placed on a stand so that the distances between them and the floor were about 120 em, with the distances between the source and the detector are various between 60 cm up to 170 cm and ranging 10 cm. Correction for neutron scattering has been done using a semiempirical technique. The result obtained showed that the response of the detector against fast 24\Am-Be at the distance of 60 cm up to 100 em followed straight line equation (linear regression), and the contribution of scattering trom the wall of calibration at 100 em of distance were 16%. In summary the calibration distance for this detector should be limited in the range &om 60 cm to 110 cm-. Key words: Response ofmk 7-NRM neutron detector, 241Am_Befast neutron, detector response, and scattered neutron I. PENDAHULUAN Pencacah neutron MK 7 NRM adalah salah satu surveymeter neutron portable yang digunakan di daerah sekitar reaktor, akselerator dan fasilitas yang mempunyai sumber neutron. Instrumen ini dapat mengukur laju dosis neutron dalam rentang 0, I mrem/jam sampai dengan I rem/jam untuk neutron termal dengan energi an tara 0,025 ev sampai dengan 7 MeV. Unit detektor Pusat Teknologi Keselamatan don Metrologi Radiasi - Badon Tenaga Nuklir Nasional 161

Prosiding Perlemuan clan Presenlasi llmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir / Jakarla, /2 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 '. terdiri dari detektor proporsional berbentuk bola diisi dengan eampuran gas 3He yang diselubungi dengan moderator polietilen[i]. Surveymeter neutron seharusnya dapat membaea laju dosis ekivalen dengan ketidakpastian 50% sampai dengan 100% untuk keperluan pemantauan rutin[2]. Sumber neutron yang umum tersedia untuk kalibrasi terdiri atas 3 kategoriyakni sumber neutron lambat yang diperoleh dengan memperlambat neutron berenergi lebih tinggi, sumber neutron radionuklida yang biasanya memanearkan neutron dengan spektrum energi yang lebar dan terakhir sumber neutron alat pemereepat, yang merupakan sumber neutron untuk kalibrasi yang lebih mahal dibandingkan dengan sumber neutron radionuklida[3]. Di fasilitas laboratorium kalibrasi PTKMR (pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN) terdapat 2 jenis sumber neutron radionuklida yaitu 252Cf dan 241Am-Be Ruang laboratorium kalibrasi PTKMR yang terbuat dari beton berukuran panjang 11,0 m, lebar 5,4 m dan tinggi 3,5 m. Ruang dengan dimensi 101 diperkirakan akan menyebabkan hamburan neutron yang eukup signifikan!ll, untuk menghindari kesalahan terse but maka hamburan neutron di ruang tersebut harus diperhitungkan untuk setiap detektor yang dikalibrasi. Untuk menghitung hamburan neutron oleh dinding, udara, dan bendabenda yang ada di ruang laboratorium digunakan teknik semi empirik yaitu dengan eara mengukur respon total yang diterima oleh detektor. Dengan menggunakan kombinasi pengukuran dan perhitungan maka akan diperoleh respon detektor yang berasal langsung dari sumber neutron [3] Dari kurva yang diperoleh, berdasarkan kombinasi pengukuran dan perhitungan akan diperoleh daerah linier yang merupakan daerah kalibrasi alat ukur radiasi neutron terse but, karena daerah linier ini menggambarkan jarak sumber radiasi ke detektor dengan hamburan yang konstan Makalah ini menguraikan pengukuran hamburan untuk respon dari alat ukur radiasi peneaeah neutron MK 7 NRM terhadap sumber neutron 241Am-Be yang dilakukan di ruang kalibrasi PTKMR-BATAN II. TEORI Respon suatu detektor dinyatakan sebagai baeaan alat ukur terse but dibandingkan dengan dosis ekivalen hasil perhitungan dalam ruang hampa udara Pusal Teknologi Kese/amalan don Metr%gi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasiona/ 162

Prosiding Perlemuan dan Presenlasi /lmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1 Jakarla, /2 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 (vaccum) yang dikoreksi terhadap hamburan di udara dan dinding ruangan. Respon detektor dapat dinyatakan yang disebabkan oleh medan radiasi total (neutron langsung dan neutron terhambur), dan A adalah faktor absorbsi sebagai berikut[4]: R = M 4Jl" r2 J os F(90) H; udara terhadap neutron.... (1) III. PERALA TAN dan TAT A KERJA dengan: R respon detektor (cps/mrem/jam) bacaan yang hanya berasaj dari sumber (cps). r jarak (cm). S adalah fraksi kontribusi. hamburan oleh ruang pada unit jarak kalibrasi. F (90) : faktor koreksi anisotropi sumber radiasi e4lam-be = 1,012). H<t> faktor konversi fluen-dosis ekivalen e41am-be = 3,8 x 10" 10 Sv.cm). Untuk menentukan respon detektor clan hamburan neutron digunakan persamaan regresi linier pada jarak tertentu dari sumber ke detektor akan diperoleh persamaan yang mendekati garis lurus: M.r2 = Mo ( I + S~) (2) dengan Mo = MT (r) (I + A.r) adalah respon detektor yang berasal dan sumber radiasi neutron pada jarak r, sedangkan slope S merupakan konstribusi neutron terhambur oleh ruang kalibrasi, MT (r) bacaan instrumen sebagai fungsi jarak, Sumber neutron cepat 241Am-Be Detektor neutron MK 7 NRM Scaler Tennelec TC 534 Mistar Laser Penentuan Diskriminator Scaler Tennelec TC 534 Pertama-tama dilakukan pen entuan diskriminator pencacah dari Scaler Tennelec TC 534 dengan cara menyinari detektor dengan sumber neutron 24lAm_ Be yang laju pancaran neutronnya 1,1 x 107 n/s dengan waktu paruh 432 tahun[5]. Kemudian dilakukan penentuan respon dari detektor pada suatu tegangan. Selanjutnya tegangan Scaler dinaikkan sampal diperoleh tegangan plato (plateau). Penentuan Respon Pencacab Neutron MK 7 NRM Terbadap Sumber Neutron 241 Am-Be. Penentuan respon pencacah neutron MK 7 NRM terhadap sumber neutron cepat 241Am-Be dilakukan dengan cara mengukur laju cacah sumber neutron cepat 241Am-Be pada suatu PusaJ Teknclogi Keselamalan dan Melrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 163

Prosiding Pertemuan don Presen/asi l/miah FungJiona/ Pengembangan Tekn%gi Nuklir J Jakar/a, /2 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 ketinggian dengan jarak detektor ke tersebut. Selanjutnya dilakukan sumber radiasi yang bervariasi. pengukuran respon dengan jarak detektor Mula-mula detektor ditempatkan ke sumber radiasi yang bervariasi mulai pada jarak 60 em dari sumber radiasi dari jarak 60 em sampai dengan 170 em dengan ketinggian 120 em dari lantai ruang kalibrasi. Setelah itu dilakukan pengukuran laju eaeah pada kondisi dengan rentang jarak 10 em. Susunan peralatan pengukuran dapat dilihat pada Gambar 1. Gambar ]. Susunan peralatan untuk pengukuran respon detektor MK 7 NRM terhadap sumber radiasi neutron eepat 241 Am-Be. IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran tegangan berkas 241 l neutron Am-Be menggunakan Sea ler Tenellee TC 534 dapat dilihat pada Tabel 1 dan Gambar 2. Tabell. Penentuan kurva plato berkas neutron 241 Am-Be. 10 46 78 9 1I12 52 31 (Volt) No DiskriminatorRespon 0,0289,125 2,5 0,5282,766 2,070,591 2,272,908 3,070.058 1,869,533 1,271,891 1,071,250 3,370,941 3,571,041 3,272,375 71,500 eps Pusal Tekn%gi Kese/amalan dan Metr%gi Radiasi - Badon Tenaga Nuklir Nasiona/ ]64

Prosiding Pertemuan dan Presentasi l/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1 Jakarta, /2 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 350 300 en 250 a. U - 200 c: o a. 150 UJ <1> 0:::: 100 50 o o 0.5 1.5 2.5 3.5 Tegangan (volt) Gambar 2. Kurva plato berkas radiasi neutron 241AmBe. Hasil pengukuran tegangan berkas neutron pada pencacah dapat dilihat pada diskriminator Scaller antara 1 volt sampai dengan 3,5 volt. Pada pengukuran ini diambil tegangan kerja 2,5 volt karena daerah tegangan platonya berada di sekitar tegangan ini. Hasil pengukuran berkas neutron 241 Am Be untuk berbagai jarak dapat dilihat pada Tabel 2. di bawah ini: Tabel2. Pengukuran berkas neutron 24IAm_Be untuk berbagaijarak. No 0,670,93333 0,7 0,8 0,9 1,0 1,2 1,1 1,3 1,4 1,531,88089 28,68333 21,51667 24,13333 42,71667 19,51667 15,03333 16,45000 54,31667 34,71667 M(l-Ar)r rma 28,94436 30,68655 32,64014 28,45387 33,41910 27,16370 26,46612 27,91803 25,41343 (cps) 0,9880 0,9936 0,9888 0,9944 0,9920 0,9904 0,9896 0,9928 0,9952 0,9912 42,44328 M(l-Ar) 54,01249 21,31011 34,46671 70,59285 23,92096 14,85293 16,26576 19,31369 (m) 0,008 2,25 1,96 1,69 0,49 0,81 0,36 0,64 1,44 1,00 1,21 r Pusat Tekn%gi Kese/arootan don Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 165

Prosiding PertemUiln don Presentasi I/miah Fungsiona/ Pengembangan Tekn%gi Nuklir / Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 40 35 en 30 it 25 20 g. 15 Q) 0::: 10 5 o 0.36 0.49 0.64 0.81 1.21 1.44 1.69 1.96 2.25 2.56 Kuadrat Jarak (m2) Gambar 3. Pengukuran neutron 241Am_Be pada berbagai kuadratjarak. Hasil pengukuran total respon detektor MK 7 NRM, terhadap sumber radiasi neutron eepat 241Am_Be mulai dari jarak detektor ke sumber radiasi 60 em sampai dengan 170 em, mula-mula menunjukkan bahwa pada jarak 100 em diperoleh slope sebesar 0,16 yang menunjukkan kontribusi neutron terhambur di ruang kalibrasi adalah 16%, sedangkan perpotongan pada r = 0 em dikoreksi dengan hamburan udara Mr (r) memberikan respon yang berasal dari (I + A.r) dan selanjutnya dikalikan dengan kuadrat jarak sumber radiasi ke detektor (r). Nilai perkalian 101 digambarkan sebagai fungsi r yang hasilnya dihitung menggunakan sumber neutron itu sendiri adalah 24,36 eps. Selanjutnya dengan menggunakan persamaan J akan diperoleh respon detektor sebesar 24,36 eps / 12,261841 mrem/jam = 1,98 eps/mrem/jam persamaan 2 dan dapat dilihat pada Gambar 3. Dari Gambar 3. dapat dilihat bahwa pada jarak detektor ke sumber radiasi mulai dari 60 em sampai dengan 110 em nilai M.r sebagai fungsi r eenderung mendekati tinier mengikuti persamaan garis lurus M.r = 24,36 ( I + 0,16 r2) dengan koefisien korelasi r = 0,976. Persamaan garis terse but V. KESIMPULAN Berdasarkan hasil dan pembahasan di atas dapat disirnpulkan bahwa untuk alat ukur radiasi ini kalibrasi dapat dilakukan pada jarak antara 60 em sampai dengan 110 em. Pada jarak 100 em diperoleh slope sebesar 0,16 yang menunjukkan kontribusi neutron terhambur di ruang Pusat Tekn%gi Kese/amatan don Metr%gi Radiosi - Badon Tenaga Nuklir Nasiona/ 166

Prosiding Perlemuan dan Presenlasi J/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir J Jakarla, J2 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 kalibrasi adalah 16% sedangkan Function of Neutron Energy, ISO 8529, ISO, 1986, perpotongan pada r = 0 cm memberikan respon yang berasal dari sumber neutron itu sendiri adalah 24,36 cps. SARAN '. Perlu juga dilakukan perhitungan hamburan menggunakan program komputer Monte Carlo untuk mendapatkan kesesuaian antara pengukuran dan perhitungan. DAFfAR PUSTAKA 1. Operation Manual Neutron Monitor MK 7 NRM, Nuclear Enterprises LTO, England, 1980. 2. RIMPLER, Dose equivalent Response of Neutron Surveymeter for Several Neutron Fields, Radiation Protection Dosimetry Vol. 44 Nuclear Technology Publishing 1992. 3. EISENHAUER, C.M, SCHWARTZ, R.B. JOHNSON, T., Measurement of Neutron Reflected from the Surface of a Calibration Room, Health Physics Vol. 42, Pergamon Press Ltd, ]982. 4. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Guidelines on Calibration of Neutron Measuring Devices, IAEA, Vienna, 1988. 5. INTERNATIONAL ORGANIZATION for STANDARDIZA TION, Neutron Reference Radiation for calibrating Neutron Measuring Device for Radiation Protection Purpose and for detennining. Their Response as a Pusal Teknologi Keselamalan dan Metrologi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 167