ABSTRAK. PENDAHULUAN hasil produksi, teknologi nuklir dapat ABSTRACT

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

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

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

OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT RADIOTERAPI

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

OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT TERAPI 60 Co atau 137 Cs

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

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

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

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

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)

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

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

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

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

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

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

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

PENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI DAN KESELAMATAN KAWASAN NUKLIR SERPONG TAHUN 2009

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

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

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

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

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

KAJIAN BIAYA PENANGANAN LIMf.AH RADIOAKTIF BUANGAN PASIEN YANG MENGALAMI ABLASI DAN TERAPI DENGAN SUMBER RADIOISOTOP TERBUKA DI RUMAH SAKIT

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

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

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

Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 226 Ra, 137 Cs dan 60 Co menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor Merlin Gerin CPGB 1

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA

PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

KARAKTERISTIK DOSIMETER TL CaSO4:Dy GELAS KAPILER UNTUK MEMANTAU DOSIS RADIASI LINGKUNGAN

MEMPELAJARI WAKTU PARO 141Ce DAN PENGARUH ABSORBER ALUMINIUM, STAINLESS STEEL, TEMBAGA SERT A KUNINGAN

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

DEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK

KALIBRASI ALAT UKUR RADIASI (AUR) DAN KAJIAN TERHADAP HASIL KALIBRASI MONITOR AREA MEDI SMART (MS91-MS94) PERIODE

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

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

BAB I PENDAHULUAN. alat ukur suhu yang berupa termometer digital.

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

PERANCANGAN RUANGAN RADIOGRAFI MEDIK DI SEKOLAH TINGGI TEKNIK NUKLIR

SISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN RADIASI

MENGGUNAKAN PROTOKOL IAEA TRS No. 398

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

KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN

STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA

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

SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT

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

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

KENDALI KUALITAS DAN JAMINAN KUALITAS PESAWAT RADIOTERAPI BIDIKAN BARU LABORATORIUM METROLOGI RADIASI

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LINGKUNGAN DI PUSAT PENGEMBANGAN GEOLOGI NUKLIR TAHUN 2011

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

Paparan radiasi dari pekerja radiasi sejak tahun berdasarkan kriteria dan lama kerja

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

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

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

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

Gas dialirkan secara terns menerns selama Pencacah a-f3 tipe MPC 9400 merupapencacahan

RIWAYAT REVISI /09/2016 Penerbitan Pertama MT MM /10/2016 Perubahan format IK. MT MM

ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007

TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS

DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL (IEBE)

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI

PENENTUAN PARAMETER DOSIMETRI AWAL BERKAS FOTON 6 MV DARI 5 BUAH PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK ELEKTA DAN VARIAN CLINAC BARU

PROGRAM PROTEKSI RADIASI BIDANG RADIOGRAFI INDUSTRI DI PUSDIKLAT BATAN

Widyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: ISSN

PENGETAHUAN SNI ISO/IEC 17025:2008. By Rangga K Negara, ST

PENGGUNAAN IBM-PC SEBAGAI PEMANT AU CEMARAN RADIOAKTIF PADA TANGAN, KAKI DAN BADAN.

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

ASPEK KESELAMATAN PADA PENGANGKUTAN BAHAN NUKLIR DENGAN KENDARAAN DARAT

I. PENDAHULUAN maupun cuplikan dalam bentuk seperti KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

2015, No Radioaktif (Lembaran Negara Republik Indonesia Tahun 2007 Nomor 74, Tambahan Lembaran Negara Republik Indonesia Nomor 4370); 4. Perat

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

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

Nazaroh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN

EV ALUASI PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA 0 LED PEKERJA IPLR -P2PLR -BA T AN

KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT

Alat Proteksi Radiasi

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG KESELAMATAN RADIASI DALAM KEGIATAN IMPOR, EKSPOR, DAN PENGALIHAN BARANG KONSUMEN

PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR TENTANG LABORATORIUM DOSIMETRI EKSTERNA

Dhahryan 1, Much Azam 2 1) RSUD 2 )Laboratorium Fisika Atom dan Nuklir Jurusan Fisika UNDIP

OPERASIONAL SISTEM PEMANTAUAN RADIASI SECARA REALTIME DI DAERAH KERJA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

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

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN Latar Belakang

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

PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 63 TAHUN 2000 TENTANG KESELAMATAN DAN KESEHATAN TERHADAP PEMANFAATAN RADIASI PENGION

Verifikasi Keluaran Radiasi Pesawat Linac (Foton Dan Elektron) Serta 60CO Dengan TLD

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

Transkripsi:

ABSTRACT KALIBRASI MONITOR RADIASI SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SUMBER 137CS Gatot Wurdiyanto, C. Tuti Budiantari dan Agung Nugroho Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -BAT AN ABSTRAK KALIBRASI MONITOR RADIASI SECARA IN SITU MENGGUNAKAN SUMBER 137CS. Penetitian clan pengembangan metode kalibrasi monitor radiasi secara in situ perlu dilakukan untuk mendapatkan metode yang tepat clan akurat dalam mengkalibrasi monitor radiasi yang terpasang secara tetap (fixed) pada industri-industri yang memanfaatkan teknologi nuklir. Metode yang digunakan adalah mengukur laju paparan sumber kalibrasi 137Cs panoramik menggunakan alat ukur standar maupun monitor radiasi yang akan dikalibrasi pada posisi yang sarna. Pengukuran laju paparan sumber 137Cs pada posisi yang sarna dimaksudkan untuk mengeliminasi efek hamburan clan cacah latar. Faktor kalibrasi dihitung dengan membandingkan laju paparan terukur menggunakan alat ukur standar clan monitor radiasi yang dikalibrasi. Faktor Kalibrasi monitor radiasi yang diperoleh adalah 1,01:t 3,2 %. IN SITU RADIATION MONITOR CALIBRATION USING 137C SOURCE. The research and development of calibration methods for radiation monitor by in-situ technique had been carried out to get precise and accurate method for calibrating fixed radiation monitor on industries that used nuclear technology. The method used was by measuring exposure rate of panoramic 137Cs source using both standard radiation measuring instrument and fixed radiation monitor which would be calibrated on the same position. The measurement of exposure rate on the same position was intended to eliminate the background and scattered effects. Calibration factor was...:the ratio between exposure rate values measured by standard radiation measuring instrument and by calibrated fixed radiation monitor. The calibration factor obtained was 1.01 j: 3.2 %. logi PENDAHULUAN hasil produksi, teknologi nuklir dapat Penggunaan clan pemanfaatan teknonuklir pada industri-industri non nuklir di Indonesia telah berkembang dengan pesat dalam satu dasawarsa ini minuman, )enggunaan clan pemanfaatan ini bukan hanya sebagai pendukung lapis kedua cetapi telah merupakan faktor yang sangat menentukan dalam meningkatkan kualitas produksi maupun kontrolf pengawasan kualitas terhadap hasil produksi. Sebagai faktor yang turut menentukan kualitas digunakan untuk membuat bibit padi unggul, penentuan ketebalan kertas pada pabrik kertas, kontrol volume pada pabrik penentuan jejak alir suatu bahan dengan metode terullut clan lain- lain. Seiring dengan berkembangnya pemakaian clan pemanfaatan teknologi nuklir tersebut perlu adanya peningkatan pengawasan terhadap dampak negatif akibat pemanfaatan teknologi tersebut.

penghubung Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X UoteJ Kartika Chandra,.14 Vesember 2004 Dampak negatif yang selalu menjadi momok bagi masyarakat non nuklir adalah born nuklir. Salah satu cara untuk rnenga- tasi dampak tersebut adalah adanya monitor radiasi yang dapat memantau laju limbah radioaktif, paparan radiasi serta paparan pada suatu daerah yang memiliki potensi bahaya radiasi. Gambar 1. Ilustrasi Monitor Radiasi yang terpasang tetap Pada monitor radiasi tersebut ke Fasilitas Kalidalam hal detektor untuk mendeteksi adanya radiasi kesulitan pada saat akan mengkalibrasi brasi karena mereka hams membongkar secara tetap pada suatu ruangan yang detektor, alat bacanya serta rangkaian merniliki potensi bahaya radiasi clan alat kabel 1 dan.mernasangnya bacanya Facia ruang kontrol. Pemasangan monitor radiasi yang terpasang tetap dapat dilihat pada Gambar 1. Dari segi proteksi radiasi, penempatan monitor radiasi seperti ini sangat aman bagi pekerja radiasi maupun lingkungannya karena laju paparan pada tempat yang merniliki potensi bahaya radiasi dapat diketahui secara langsung dati ruang kontrol tanpa hams memasuki daerah tersebut. Namun kembali seperti semula setelah selesai dikalibrasi. Kondisi seperti ini dapat menyebabkan faktor kalibrasi monitor radiasi berubah atau bahkan mudah rusak setelah dipasang kembali. Berdasarkan banyaknya perrnintaan akan kalibrasi secara in situ, Fasilitas Kalibrasi Tingkat Nasional (FKTN)-Laboratorium Metrologi Radiasi-BA T AN yang mempunyai tugas melakukan pelayanan kalibrasi alat ukur radiasi, perlu melaku- deiriikian para pengguna mengalami 301

Aloka 761 Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X IfoteJ Kartika Chandra,.14 Vesember 2004 kan penelitian clan pengembangan Berta monitor radiasi membuat prosedur baku agar dapat dikalibrasi yang akan ukur Untuk menjaga keakuratan hasil dad ketertelusuran terhadap laboratorium primer dosimeter Aloka sebagai alat ukur standar kerja dikalibra-si di Laboratorium Dosimetri JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute) Jepang, dengan ketertelusuran ke Laboratorium Dosirnetri Standar Primer ETL (Elektrotechnical Laboratonj) ]epang. 11.2. Kalibrasi Monitor Radiasi Secara in-situ Kalibrasi monitor radiasi secara in-situ adalah suatu kegiatan kalibrasi yang dilakukan di lokasi tempat moni- tor radiasi dipasang. Pada saat mela. kukan kalibrasi secara in si~cini alat ukur standar keija, sumber kalibrasi maupun diperalatan pendukung memenuhi permintaan para pengguna jasa nuklir akan kalibrasi monitor radiasi yang terpasang tetap. Untuk itu dilakukan penelitian dan pengembangan kalibrasi secara in-situ agar Laboratorium Metrologi Radiasi mampu melakukan kalibrasi monitor radiasi secara in-situ, II. TATA KERJA 11.1. Peralatan Peralatan yang digunakan dalam melakukan kalibrasi secara in-situ adalah Surnber 137Cs, aktivitas 20 buatan Buchler Jerman Dosimeter Aloka model DRM 201 SIN 07RO4 dengan detektor bervolume 400 cc buatan Aloka-Jepang Mistar yang terkalibrasi, buatan Jerman Barometer, hygrometer clan termometer, buatan ]epang yang terkali- brasi Statip Pinset Alat-alat proteksi radiasi, seperti tali kuning, surveymeter, personal pindah-lokasikan dati laboratorium ke tempat monitor dikalibrasi berada diperhitungkan radiasi yang akan Selain itu perlu faktor-faktor yang mempengaruhi saat kalibrasi seperti hamburan, cacah latar, tekanan udara, dosimeter (TLO) ( )osimeter merk MAR R 00302 buatan Aloka sebagai dari perrnukaan lantai, jarak alat ukur radiasi ke surnber kalibrasi clan lainain - 302

(1) Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X -- IIOteJ Kartika Chandra,.14 Vesember :J,O04 Kalibrasi monitor radiasi secara in yang sarna sumber tersebut diukur dosissitu dilakukan dengan menggunakan metode substistusijbergantian di udara. Pada nya dengan monitor radiasi. Pengambilan data dilakukan sebanyak 10 kali untuk cara ini sumber kalibrasi 137Cs dengan setiap jarak kalibrasi dan untuk setiap aktivitas 20 mci diukur paparannya pada skala yang terdapat pada monitor radiasi jarak 50 cm dan 100 cm menggunakan Tampilan instalasi saat kalibrasi secara in dosimeter Aloka. Kemudian dengan jarak situ dapat dilihat pada Garnbar 2. Gambar 2. Tampilan instalasi saat kalibrasi secara in-situ 11.3. Perhitungan Faktor Kalibrasi Faktor kalibrasi monitor radiasi, raja umumnya faktor kalibrasi tidak O ' k I memiliki dimensi. Oleh karena bacaan dihitung dengan menggunakan per samaan sebagai berikut (1) : Fk = M dengan H = M SI X Fkst x KPT adalah nilai laju paparan sebenamya (mr/jam) Mst adalah bacaan rata-rata yang diperoleh dari dosimeter Aloka (mr/jam) FKI = 0,991:1: 0,008 adalah faktor kalibrasi dosimeter Aloka KPT adalah faktor koreksi temperatur dan tekanan udara M adalah bacaan rata-rata yang diperoleh dari monitor radiasi (~v /jam) monitor radiasi mempunyai dimensi (~v) yang berbeda dengan nilai laju paparan sebenarnya (mr) yang diperoleh dari dosimeter Aloka maka untuk memperoleh faktor kalibrasi yang tidak berdimensi bacaan monitor radiasi hams dikalikan dengan suatu faktor konversi yang besar. nya adalah 0, [2] - Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional 303

Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X /iolej Kartika Chandra,.14 Vesember ~O04 11.4. Perhitungan ketidakpastian bentangan (expanded uncertainties) Ketidakpastian bentangan merupakan niiai yang wajib ditampilkan dalam setiap sertifikat kalibrasi. Nilai ini mengandung arti seberapa jauh jangkauan nilai faktor kalibrasi dapat dinyatakan masih berlaku [3]. Untuk Laboratorium Metrologi, ketidakpastian bentangan yang disyaratkan dalam cukup baik karena mempunyai kedapatsertifikat tidak melebihi :t20% seperti yang ditetapkan dalam panduan mutu [4]. Ketidakpastian bentangan (expanded uncertainhj) untuk tingkat kepercayaan 95% dihitung berdasarkan faktor ketidakpastian tipe A yang ber. asal dari hasil pengukuran monitor radiasi dan ketidakpastian tipe B yang berasal dati alat ukur standar, variasi radiasi pada tabel-tabel ditampilkan berikut ini. Tabell menampilkan hasil pengukuran laju paparan radiasi dari sumber kalibrasi 137CS dengan aktivitas 20 mci menggunakan dosimeter Aloka pada jarak sumber ke detektor 50 cm clan 100 cm. Hasil pengukuran laju paparan tersebut ulangan dengan deviasi standar kurang dan 0,5 %. Jika hasil pengukuran langsung pada jarak 50 cm clan 100 cm disbandingkan dengan hasil perhitungan menggunakan perumusan kwadrat jara~~, maka,,~c diperoleh perbedaan cukup si~ikan, yaitu sekitar 1,5%. Perbedaan ini mungkin disebabkan oleh adanya perbedaan faktor hamburan antar kedua jarak dari sumber ke detektor tersebut. Untuk itu perumu suhu, variasi tekanan dan resolusi san kwadrat jarak tidak dapat diterapkan monitor radiasi yangdikalibrasi secara langsung raja kondisi seperti ini, kecuali mengkoreksi terlebih dahulu dengan faktor hamburan raja tiap-tiap III. HASIL DAN PEMBAHASAN jarak dari sumber ke detektor. iasil sumber 37CS maupun pengukuran monitor laju paparan dengan alat ukur standar radiasi dan has it perhitungan faktor kalibras monitor - n 304 )uslitbang Keselamatan Radiasi dun Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasiona,

Presentasi llrniah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X lfotej Kartika Chandra,.14 Vesember :J,O04 Tabel1. Hasil Pengukuran laju paparan sumber 137CS (20 mci) menggunakan Dosimeter Aloka Facia tekanan 1005 mbar, temperatur 28,50 C clan kelembaban udara 65 % 0,341 0,340 0,343 0,340 0,341 50 0,3416 :I: 0,433 0,342 0,342 0,342 0,343 0,342 0,089 0,087 0,087 0,085 0,086 100 0,0867:t 0,094 0,088 0,087 0,087 0,085 0,086 Tabel2. Hasil Pengukuran laju dosis ekivalen sumber 137Cs (20 mci) menggunakan monitor radiasi pada tekanan 1005 mbar, temperatur 28,50 C dan kelembaban udara 65 % Tabel 2 menampilkan hasil pengukuran surnber 137CS menggunakan monitor radiasi yang akan dikalibrasi pada jarak sumber ke detektor adalah 50 cm clan 100 cm Hasil pengukuran ini mempunyai deviasi standar kurang dari 1 %. Jika basil pengukuran langsung pada _jarak 50 cm dan 100 cm dibandingkan dengan basil perhitungan menggunakan perumusan kwadrat jarak, maka hasil diperoleh perbedaan cukup signifikan sekitar kurang dari 3 %. Jika dibandingkan dengan hasil pengukuran pada Tabel 1, hasilnya berbeda. Hal ini kemungkinan disebabkan adanya perbedaan respon antara alat ukur standar dan monitor radiasi yang digunakan. Selain itu monitor radiasi yang dikalibrasi mempunyai akurasi yang kurang baik dibandingkan dengan alat ukur standar. Hasil perhitungan faktor kalibrasi monitor radiasi secara in-situ ditampilkan pada Tabe13. Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tellaga Nuklir Nasional 305

Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X l1otej Kartika Chandra, :14 Vesember 2004 Tabel3. Hasil Perhitungan Faktor Kalibrasi Monitor Radiasi Secara In-sih Hasil ketidakpastian DAFfARPUSTAKA perhitungan untuk tingkat kepercayaan 95% adalah 3,2%. Dengan demikian maka faktor kali- monitor adalah 1,01:1:3,2 % radiasi yang diperoleh 1. International Atomic Energy Agency, Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments, Saleh} Reports Series No. 16, IAEA, Vienna (2000). 2. Manual Dosimeter Aloka MAR 761 C/ R 00302 3. International Organization for Standardization, Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement, ISO, Geneva (1993). 4. Panduan Mutu Laboratorium Metrologi Radiasi -P3KRBiN (2003) IV. SIMPULANDANSARAN Dari percobaan yang telah dilakukan maka dapat disimpulkan bahwa : 1. Hasil kalibrasi monitor radiasi secara in situ cukup baik dengan faktor kalibrasi 1,01 :t 3,2 %. 2. Monitor radiasi yang terpasang tetap hams dikalibrasi pada jarak sumber clan detektor yang sarna secara langsung menggunakan alat ukur standar. 3. Metode kalibrasi -secara in-situ telah terbukti clan dapat digunakan oleh Laboratorium Metrologi Radiasi-Batan untuk mengkalibrasi alat ukur radiasi terpasang tetap di lndustri- industri pengguna jasa teknologi nuklir