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

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

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

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

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

KONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

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

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

UJI KESTABILAN PENCACAH RADIASI DOSE CALIBRATOR

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

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

Statistik Pencacahan Radiasi

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

PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133

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

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

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

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

PEMANTAUAN KERADIOAKTIVAN UDARA BUANG DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

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

PENENTUAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA DALAM SAMPEL T ANAH PADA UJI PROFISIENSI IAEA T AHUN 2006

KONSENTRASI RADIONUKLIDA ALAM DALAM TANAH DAN AIR DI KA W ASAN PERKANTORAN PEMERINT AH BANGKA BELITUNG

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

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

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENCACAHAN DAN PENGHITUNGAN KONTAMINASI ALPHA DI UDARA DAN LANTAI MENGGUNAKAN ANTARMUKA DT-51

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

PRIMA Volume 3, Nomor 6, November 2006 ISSN

Perbandingan Mode Live Time Clock (LTC) dan Zero Dead Time (ZDT) pada Pengukuran Radioaktivitas Umur Paruh Pendek

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

PEMANFAATAN PENCACAHAN MONOTONIK DETEKTOR UNTUK MEMINIMALKAN ALARM PALSU PADA PORTAL MONITOR RADIASI

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

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

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi

ANALISIS KEKASARAN PERMUKAAN KELONGSONG ZIRKALOY-2 DENGAN ALAT ROUGHNESS TESTER TYPE SURTRONIC-25

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

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

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

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

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

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

Sulistyani, M.Si.

Tata cara penentuan kadar air batuan dan tanah di tempat dengan metode penduga neutron

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

SINGLE CHANNEL ANALYZER MENGGUNAKAN LM-311 SEBAGAI KOMP ARA TOR

Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan Spektrometer Gamma

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

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

DETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.

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

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

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

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD

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

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

AKURASI PENENTUAN KADAR TRITIUM eh) DALAM URIN MENGGUNAKAN INDIKA TOR QUENCHING (PEMADAM) ISlE. Elistina

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

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

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

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

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGENDALIAN SERANGGA VEKTOR DI LAPANGAN DENGAN TEKNIK SERANGGA MANDUL

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

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

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

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

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

PENGGUNAAN METODE INTENSITAS SINAR-X KARAKTERISTIK RELATIF Cr, Mn DAN Ni TERHADAP Fe PADA ANALISIS KANDUNGAN Cr, Mn DAN Ni, DALAM PADUAN BESI

ABSTRAK. PENDAHULUAN hasil produksi, teknologi nuklir dapat ABSTRACT

PEMANTAUAN TINGKAT KEBISINGAN DAERAH KERJA UNTUK MENUNJANG KESEHATAN DAN KESELAMATAN KERJA DI PTLR-BATAN

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

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

Sri Sardini Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi -BAT AN

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

MODUL 2 STATISTIKA RADIOAKTIVITAS

PERANGKAT LUNAK SISTEM PENCACAH RADIASI MENGGUNAKAN VISUAL BASIC

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

PROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKA T NUKLIR Pusa' Teknologi Akselera'or dan Proses Bahan Yogyakarta, 28 Agustus 2008

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

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

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

RANCANG BANGUN SISTEM KENDALI PEMANTAUAN BATAS PERMUKAAN (LEVEL GAUGING) DINAMIS BERBASIS MIKROKONTROLER

TEORI DASAR RADIOTERAPI

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

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

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

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

ANALISIS JAM MAKAN PADA DAUN TANAMAN SAWI HIJAU (Brassica rapa var. parachinensis L.) DENGAN TEKNIK PERUNUT RADIOAKTIF 32 P SKRIPSI

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

UJI LINE SCAN CAMERA PADA RANCANG BANGUN SISTEM PENCITRAAN PETI KEMAS DENGAN TEKNIK SERAPAN SINAR GAMMA

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

FISIKA 2014 TIPE A. 30 o. t (s)

DESAIN TRANSDUSER TEGANGAN TINGGI PADA TABUNG GEIGER MULLER UNTUK MENDETEKSI RADIASI RADIOAKTIF

KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED

Transkripsi:

Prosiding Pertemuan dan Presenlasi I1miah Fungsional Pengembangan ekn%gi Nuk/ir J Jakarta, J2 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 PNNUAN JARAK OPIMAL PNGUKURAN SISM PNCACAH INGRAL DNGAN DKOR NaI ( I ) Pusat eknologi Keselamatan Holnisar clan Rosdiani dan Metrologi Radiasi - BA AN ABSRAK PNNUAN JARAK OPIMAL PNGUKURAN SISM PNCACAH INGRAL DNGAN DKOR NaI ( I ). Penentuan jarak optimal pengukuran suatu sistem pencacah radiasi terhadap sumber radioaktif dapat dilakukan dengan menghitung waktu mati sistem pencacah untuk tiap- tiap jarak pengukuran. Meskipun hasil waktu mati untuk setiap jarak dapat digunakan sebagai koreksi hasil pengukuran, dalam pengukuran ini jarak optimal pengukuran ditentukan pada jarak 7 em, karena pada jarak ini waktu mati yang diperoleh adalah yang terkecil yaitu 0,09 J.1 detik. Dengan waktu mati tersebut memberikan koreksi pengukuran terkecil sebesar 0,035 % Kata kunci: Waktu mati sistem pencacah,jarak optimal pengukuran ABSRAC DRMINAION OF OPIMAL DISANC MASURMN OF INGRAL COUNING SYSM WIH Nal ( I ) DCOR. Determination optimal distance of measurement counter system of radiation radioactive source can be done by counted dead time of counting system to every measurement distance. Although the obtained of dead time can be used to correction in this measurement. In this measurement is got the optimal distance of measurement at distance 7 cm, because at this distance of dead time the obtained is smallest, that is 0.09 J.1 second. With the dead time gave the smallest measurement correction equal 0.035 %. Key words: he dead time of counting system, the optimal distance of measurement. I. PNDAHULUAN Untuk menjamin akurasi sebuah pengukuran radiasi perlu diperhatikan hal- hal yang mempengaruhi hasil pengukuran dari sebuah sistem pencacah radiasi, seperti preparasl penytapan sumber yang akan diukur, optimalisasi kerja sistem pencacah, pengaruh lingkungan disekitar pengukuran, jarak pengukuran dan lain-lain. Penentuan jarak optimal pengukuran perlu ditentukan karena sistem pencacah radiasi dalam proses pengubahan radiasi menjadi pulsa listrik dan ahirnya menjadi sebuahimp9rmasi yang dapat dianalisa memerlukan selang waktu tertentu yang disebut waktu mati sistem pencacah, waktu mati ini dapat diakibatkan dari besar-kecilnya aktivitas sumber radiasi yang diukur dan kwalitas kerja dari si alat ukur itu sendiri Dengan menentukan waktu mati sistem pencacah terhadap jarak dapat ditentukan jarak optimal pengukurannya dan waktu mati yang dihasilkan pada jarak ini digunakan Pusal eknologi Keselamatan dan Metrologi Radiosi - Badan enaga Nuldtr Nasional 168

Prosiding Pertemuan dan Presentasi llmiah Fungsional Pengembangan eknologi Nuklir 1 Jalwrta. 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 untuk mengoreksi hasil cacahan dari suatu sistem pencacah radiasi. Jarak optimal pengukuran ini adalah jarak yang dengan koreksi waktu mati terkecil. II. DASAR ORI Proses pengubahan sebuah radiasi menjadi pulsa listrik dan ahirnya menjadi nilai cacahan memerlukan selang waktu tertentu yang sangat dipengruhi oleh kecepatan detektor dan peralatan penunjangnya. Selang waktu yang diperlukan dalam proses ini dinamakan sebagai Waktu Mati Sistem Pencacah karena selama waktu terse but sistem pencacah tidak dapat mendeteksi radiasi yang datang. Dengan kata lain radiasi yang datang berurutan dengan selang waktu yang lebih singkat dari pada waktu matinya tidak dapat dicacah atau tidak terhitung oleh sistem pencacah. Karena intensitas radiasi yang dipancarkan oleh suatu sumber radiasi bersipat acak atau random maka terdapat kemungkinan beberapa radiasi yang mengenai detektor tidak tereatat, semakin tinggi intesitasnya atau laju eacahnya semakin banyak radiasi yang tidak tercatat sehingga hasil pengukuran sistem peneacah lebih kecil dari seharusnya. Salah satu eara yang sering digunakan untuk mengeleminasi hasil pengukuran adalah dengan menentukakan jarak optimal pengukur. Waktu Mati Sistem Pencacah (t ) dapat ditentukan dengan metode pengukuran dua sumber radiasi yang identik degan persamaan: Penentuan jarak optimal ini dapat dilakukan dengan menentukan waktu mati sistem pencacah pada tiap-tiap jarak pengukuran, dari hasil penentuan waktu mati sistem peneacah untuk tiap-tiap jarak, jarak optimal peneacahan adalah hasil waktu mati sistem peneaeah yang terkecil. Rl+R2 -R12 -Rb = ----- (I) Rl2 -R1 -R2 dengan : RI R2 RI2 = Rb Laju cacah Sumber I Laju cacah Sumber 2 Laju cacah Sumber 1 dan Sumber 2 bersama-sama Laju caeah latar belakang Sumber radiasi yang digunakan (RI dan R2) untuk melakukan penentuan waktu mati sistem pencacah harns disesuaikan. Aktivitas masing-masing sumber ( RI dan R2 ) dipilih yang masih belum terlalu dipengarnhi waktu mati tetapi bila dicacah bersama-sama harns telah dipengaruhi oleh waktu mati. Hila aktivitas sumber terlalu kecil sehingga keduanya belum dipengaruhi oleh waktu mati maka nilai waktu mati Pusat eknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - Badon enaga Nuklir Nasional 169

Prosiding Pertemuan don Presentasi llmiah Fungsional Pengembangan eknologi Nuklir 1 Jakarta. 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 yang diperoleh tidak benar, bahkan sering bemilai negatif karena pembilang persamaan diatas bemilai negatif. Sebaliknya bila aktvitasnya terlalu besar maka detektor akan mengalami saturasi sehingga nilai waktu matinya salah, bisa bemilai negatif karena penyebut dari persamaan diatas bemilai negatif. III. A A KRJA Sistem pencacah yang digunakan dalam pengukuran ini adalah sistem penacah integral dengan detektor NaI (I ) yang dirangkai seperti Gambar 1. D K o R PM I PNCACAH I Gambar 1. Diagram blok sistem pencacah integral dengan detektor NaI ( I ). Sedang untuk pengambilan data cacahan dilakukan dengan cara meletakan sumber radiasi dimuka detektor dengan posisi sedemikian rupa seperti yang terlihat pada Gambar 2. Pada pengukuran ini sumber radiasi yang digunakan adalah dua buah sumber Cs-13 7 dengan aktivitas 252733,2 Bq umtuk RI dan 74967,83 Bq untuk R2. D K o D K o Gambar 2. Posisi peletakan sumber yang diukur. Pusat eknologi Keselamatan don Metrologi Radiasi - Badon enaga Nuklir Nasional 170

Prosiding Pertemuan don Presenlasi I/miah Fungsional Pengembangan eknologi Nuklir I Jakarta. /2 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 Untuk pencacahan sumber pertama (R I), sumber diletakan disisi kiri dari permukaan detektor. Lalu dua dilakukan dengan variasi jarak dari jarak I em sampai dengan 9 em dan dengan waktu peneaeahan 30 detik. sumber diletakakan berdampingan untuk peneaeahan sumber radiasi RI dan R2 IV. HASIL DAN PMBAHASAN selanjutnya peneaeahan sumber kedua (R2) sumber diletakan disisi kanan dan Oari hasil pengukuran diatas dihasilkan data eaeahan seperti yang permukaan detektor. Peneaeahan ini terlihat pada abell dibawah ini: No abell. Caeahan hasil pengukuran. lem 2em JarakCaeahan 4cm 3em489037 488890,6±1006,6 6749,9 202496,o± 347400 261255 347350,0 261239,0 201678 8708,0 16296,4 11578,3 4852,2 4875 4837 4919 4871 161.7 4759 Caeahan ± 161,7 328596 253735 20259,6 328608 254644,8 328606 328626 328600 328605,2 254594 255701 254514 254680 8488,2 608034 608468 437311 437300 437306 10953,5 437304 437305,2 3230,7 14576,8 607666 607788,2 606792 607981 2442,2 ± 4470,0 96917 96921 96914 96932 96920,8 134313 134100,4± 134161 133928 134023 57741 134077 73273 73260 57645,8 73267 73265 73269 57758 57597 57492 73266,8 57641 R1921,5 0,4 17,4 ± 1,71 521,3 33,6 51,3 11,8 ± + ±53,4 1,8 + ± Latar ± R20,9 0,2 4,4 0,1 3,3 0,3 18,7 1+ 4,3 6,1 130,5 97,7 626,8 559,8 10,3 3,5R2 Pusat eknologi Kese/amalan dan Metrologi Radiasi - Badon enaga Nuklir Nasiona/ 171

Prosiding Pertemuan dun Presentas; Ilmiah Fungsiona/ Pengembangan ekn%gi Nuklir I Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN: 1978-9971 " No. 7em 9cm 8em 5cm JarakCacahan 6cm 94]53 94256,8 3138,6 2677,1 3672,8 44]6,4 5493,2 80313,6 803]5 ] 110 132493,2 164795,0 132472 64644 10183,0 184 4871 4875 4837 4919 4852,2 ]61.7 Cacahan 487] 161.7 ± 4759 20613 206433 205792 206535 206239,4 206306 137860 3924,2 3346,7 4599,9 137996,0 137947 138301 138315 166144 166171,2 ]66]00 166242 ]66199 6874,6 5539,0 137557 166]7] 100400,6 100335 100222 '24958 100574 100305 100567 117724,4 118338 117681 117432 117552 ± 117619 24690 24862,6 24876 24815 24824 28348,2± 28251 28504 28221 28302 28463 32677 38612 38613 32659 32683,4o± 32745 32543 32803 386]0 38609 944,9 R] 46375 46563 46]03 827,8 46588 47020 46529,8 ]55],0 0,1 1089,4 1287,0 12,8 1,0 ±380,4 0,2 2,3 10,7 r' 4,8 28,7 ± ],0 1] ±53,4 ± ],8 1,8 Latar 3,8 2,9 R] ± 4,8 9,5 8,7 10,6 ±300,3 ±26],2 1,6 R2 0,1 10,0 114,2 2,9 87,6 1,4 285,8 48,2 317,7 143,6 87,7 + R2 abel1. Cacahan hasil pengukuran (Lanjutan) Dengan menggunakan persaman 1. diperoleh nilai waktu mati sistem peneacah untuk tiap jarak seperti yang terlihat pada abel 2 dan tampilan pada Gambar 3. kurva Pusat elrn%gi Kese/amatan dun Metr%gi Radiasi - Badan enaga Nuk/ir Nas/ona/ 172

Prosiding Perlemuan clan Presenlasi J/miah Fungsional Pengembangan eknologi Nuklir J Jakarla, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 No abel 2. Hasil penentuan waktu mati sistem peneaeah. 6em 3em 4em 5em lem 7em 2em gem 8em J arak Waktu Mati Sistem -2,76 0,92 0,47 0,09 0,71 0,28 1,07 0,51 1,00 Peneaeah (11detik) I Grafik Waktu Mati erhadap Jarak 3 I '\ ----;, ----, I 2.15! I '-B2345B7 1 9 -----~ " -" \~ " \ -.J: ~ 2 -! 1.75 ::L 1.5 -- 1.25 i 1 a 0,75 ;:! 0.5 JC 0,25 ~ ~.2g -05.fJ,7S -1-1,25 I -- Jarak (em) Gambar 3. ampilan waktu mati terhadap jarak. Dari hasil waktu mati yang diperoleh untuk tiap--tiap jarak, terlihat bahwa semakin dekat jarak sumber radiasi terhadap detektor semakin besar nilai waktu mati yang dihasilkan sebaliknya semakin jauh jarak jarak sumber radiasi terhadap detektor semakin keeil waktu mati yang diperoleh. Dalam pengukuran ini waktu mati terkeeil yang diperoleh dalah pada jarak 7 em yaitu 0,09 I1detik sedangkan untuk jarak 8 em dan 9 em nilai waktu mati yang diperoleh negatip, ini disebabkan intensitas radiasi yang Pusal eknologi Keselamaian don Metrologi Radiasi - Badan enaga NuJclir Nasional 173

Prosiding Pertemuan dan Presentasi 1/miah Fungsiona/ Pengembangan ekn%gi Nuklir 1 Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971 mengenai detektor semakin kecij sehingga kedua sumber tidak dipengaruhi waktu matinya, maka nilai waktu mati yang diperoleh tidak benar. Dengan pariasi hasil waktu mati yang diperoleh seperti yang terlihat pada abe1.2 dan gambar.3 dapat diambil kesimpulan bahwa pada jarak pengukuran 7 em adalah jarak yang yerbaik untuk pengukuran sistem peneaeah ini dengan aktivitas sumber radiasi antara 74967.83 Bq - 252733,20 Bq karena pada jarak ini waktu mati yang digunakan sebagai koreksi memberi koreksi pengukuran terkeeil sebesar 0.035 %, tampilan nilai eaeahan di alat ukur lebih keeil 0,035 % dari nilai sebenamya. memberi koreksi pengukuran sebesar 0,035 % terhadap nilai cacah. Untuk jarak 8 em dan 9 em waktu mati yang didapat negatip In) menunjukan waktu mati pada jarak In) adalah salah. DAFAR PUSAKA 1. Prosedur QC Perawatan Instrumentasi Nuklir, 2006. PUSDIKLA 1 - BA AN 2. HOLNISAR dan JUI A,., Pengukuran Waktu Mati Sistem Spektrometer " Gamma dengan Detektor NaI(I), PKMR-BA AN, Jakarta, 2006. v. KSIMPULAN Penentuan jarak optimal pengukuan ini dapat diketahui dari hasil watu mati yang diperoleh untuk tiap-tiap jarak pengukuran, seperti yang terlihat pada abel 2. Jarak optimal pengukuran diperoleh pada jarak 7 em karena pada jarak ini waktu mati yang diperoleh adalah watu mati yang terkecil yaitu 0,09 f..l detik. Meskipun waktu mati untuk jarak lainnya dapat digunakan sebagai koreksi hasil peneaeahan lazimnya yang digunakan adalah jarak pengukuran dengan waktu mati yang terkecil dan Pusal eknologi Kese/amalan dan Metrologi Radiosi - Badon enaga Nulclir Nasional 174