INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK

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

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

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

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

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

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

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

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

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

KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP

PENENTUAN KESTABILAN SPARKING SPEKTROMETER EMISI MENGGUNAKAN BAHAN PADUAN ALUMINIUM

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

TEORI DASAR RADIOTERAPI

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

ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK

ANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II)

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

STANDARDISASI 1251 DAN PENENTUAN WAKTU PARO SERTA RESPON KAMAR PENGION

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

RANCANG BANGUN SISTEM KONTROL TRANSFER TARGET CAIR UNTUK PRODUKSI RADIOISOTOP F-18 (FLUOR-18) PADA FASILITAS SIKLOTRON

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

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

PEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

Dengan klasifikasi tersebut maka konsumen dapat memilih mana yang tepat untuk

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

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

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

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

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

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

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

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

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

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

KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT

EVALUASI KINERJA DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-55tR UNTUK PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOISOTOP 175 Yb

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF

PEMBUATAN SEED BRAKITERAPI MENGGUNAKAN IODIUM -125 AKTIVASI NEUTRON

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

ANALISIS GEOMETRI ANODA DALAM OPTIMASI DESAIN SUMBER ION PENNING UNTUK SIKLOTRON

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

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

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

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

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

UJI RADIONUKLIDA GIPSUM DENGAN METODE LASER INDUCED BREAKDOWN SPECTROSCOPY (LIBS) DAN PROTEKSI RADIASI DENGAN METODE JARAK SKRIPSI

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

PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60

KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI EKSTERNA MELEBIHI BATAS YANG DITENTUKAN.

X. ADMILNISTRASI. 1. Konsep satuan-satuan radiasi. Besaran-besaran radiologis yang banyak digunakan dalam proteksi radiasi adalah :

PEREKAYASAAN PERANGKAT DOSE CALIBRATOR UNTUK MENGUKUR DOSIS RADIOISOTOP PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF

APLIKASI PLC (PROGRAMMABLE LOGIC CONTROLLER) SEBAGAI SISTEM KONTROL PADA Modifikasi Automatic Loading Machine Generator 99 Mo/ 99m Tc berbasis PZC

PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir

ANALISIS UPTAKE TIROID MENGGUNAKAN TEKNIK ROI (REGION OF INTEREST) PADA PASIEN HIPERTIROID

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

I Wayan Widiyana, Ade Lili Hermana. PRR-Batan, kawasan Puspiptek Serpong, ABSTRAK ABSTRACT

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI PENGUNJUNG DI TEMPAT PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF

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

ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP

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

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

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

PENGUKURAN AKTIVITAS URANIUM DAN TURUNAN THORIUM DALAM F/J..NTOM ORG.4N PARU-PARU

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

PERUBAHAN KUAT MEDAN MAGNET SEBAGAI FUNGSI JUMLAH LILITAN PADA KUMPARAN HELMHOLTZ

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS OBAT DAN MAKANAN REPUBLIK INDONESIA NOMOR 26 TAHUN 2013 TENTANG PENGAWASAN PANGAN IRADIASI

Laporan Kimia Analitik KI-3121

PENGAWASAN PEMBUATAN DI PUSA T RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA

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

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT

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

RENCANA PROGRAM KEGIATAN PEMBELAJARAN SEMESTER (RPKPS) RADIOFARMASI ( 2.0)

PENGUJIAN SUDUT KEMIRINGAN OPTIMAL PHOTOVOLTAIC DI WILAYAH PURWOKERTO HALAMAN JUDUL

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

PELURUHAN SINAR GAMMA

KARAKTERISTIK UNSUR KARBON GRAFIT DAN APLIKASINYA UNTUK ADSORPSI ION Cr DAN Pb DALAM CAIRAN SKRIPSI BIDANG MINAT FISIKA TERAPAN

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

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

PENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI DAN KESELAMATAN KAWASAN NUKLIR SERPONG TAHUN 2009

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

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

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

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

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

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

TEKNIK PERBAIKAN SAMBUNGAN TERMOKOPEL TEMPERATUR TINGGI PADA HEATING-01

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

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

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

STANDAR KINERJA KALIBRATOR DOSIS. Suzie Darmawati

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah. Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan

SISTEM INFORMASI DATA NUKLIDA MENGGUNAKAN TURBO PASCAL WINDOWS

BAB IV HASIL DATA DAN PEMBAHASAN

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

Transkripsi:

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK Moeridun Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten. ABSTRAK INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK. Telah dilakukan interkomparasi pengukuran kapsul dalam Ir-192 sebagai bahan baku perakitan sumber tertutup Ir-192 untuk uji tak rusak. Instrumen ukur produk sumber tertutup yang mempunyai aktivitas keluaran tinggi sulit dikalibrasi memakai metode standar yang biasa dilakukan karena batas terendah yang dapat diukur tidak dapat membaca aktivitas sumber standar untuk kalibrasi. Oleh karena itu metode interkomparasi pengukuran merupakan salah satu solusi untuk mendapatkan hasil pengukuran yang dapat diterima. Tujuan interkomparasi adalah untuk mendapatkan hasil ukur kapsul dalam Ir-192 yang sebenarnya dibandingkan dengan sertifikat. Untuk memperoleh hasil ukur yang sebenarnya, kapsul dalam Ir-192 diukur ulang memakai alat Kalibrator Dosis lalu dibandingkan hasilnya dengan sertifikat dari pemasok kapsul dalam Ir-192. Berdasarkan hasil pengukuran ulang dari tiga batch kapsul dalam yang berisi Ir-192 ternyata terdapat perbedaan hasil pengukuran 4.3 %, 4.5 % dan 4.71 %, atau rerata 4.5%. Hal ini berarti bahwa setiap pengukuran Ir-192 menggunakan Kalibrator Dosis hasilnya dikurangi dengan faktor 4,5 %. Kata kunci: kalibrator dosis, kapsul dalam, interkomparasi. ABSTRACT INTERCOMPARATION OF Ir-192 INNER CAPSULE MEASUREMENT FOR NON DESTRUCTIVE TESTING. Intercomparation of Ir-192 inner capsule measurement for Non Destructive Testing has been carried out. The instrument of sealed sources which high output activities is hardly calibrated using standard method due to the limit readability of standard calibration source. Therefore, intercomparation measurement method is alternative to solve the real activity. The goal of intercomparation method is to obtain Ir-192 inner capsule real activities compare to the product certificate. However, to avail those goal, the Ir-192 inner capsule are remeasure using dose calibrator at inside hotcell and then the results compared with activity in certificate from supplier. According to measurement of 3 batch inner capsule containing of Ir-192 are obtain activities differences are 4.3 %, 4.5 % and 4.71 % respectively, or 4.5 % average. That means the activity measurement of Ir-192 using dose calibrator should be corrected by factor 4.5 %. Keywords: dose calibrator, inner capsule, intercomparation. 11

PENDAHULUAN Interkomparasi merupakan salah satu kegiatan pengendalian kualitas produk untuk memperoleh kelayakan hasil pengukuran. Tidak semua instrumen dapat diklalibrasi sesuai dengan prosedur baku yang telah ditetapkan. Adakalanya kemampuan baca instrumen kurang memadai. Oleh karena itu perlu membandingkannya dengan instrumen lain terhadap produk yang sama. Interkomparasi dapat dipakai sebagai pengganti untuk memperoleh hasil pengukuran nnyata dari produk yang sama. Kamar Ionisasi Gamma atau Kalibrator Dosis adalah alat pengukur aktivitas radioisotop pemancar gamma dengan cepat dan akurat (Gambar 1dan Gambar 2). Sampel ditempatkan dalam suatu vial, dimasukan ke pemegang sampel lalu diletakan dalam kamar berbentuk sumur diatur nomor dial radioisotop yang diukur maka akan tampak tampilan aktivitas radioisotop bersama dengan satuannya. Kamar Ionisasi terdiri dari dua atau lebih elektroda. Elektroda tersebut diisi gas yang membentuk muatan (ion) akibat radiasi. Oleh karena itu kamar ionisasi dapat dipakai untuk mengukur medan radiasi bila medan radiasi dan muatan yang dihasilkan diketahui. Radiasi yang masuk ke kamar melewati dinding kamar dan akan berinetraksi dengan gas didalam kamar atau dengan dinding kamar. Perlu diketahui bahwa foton tidak dapat menghasilkan ionisasi secara langsung tetapi melalui sederet interaksi lalu mentransfer energinya ke elektron. Elektron akan mengalami perlambatan setelah mengalami tumbukan dengan gas Argon dalam kamar. Akibat tumbukan electron akan terlempar dari molekul sehingga molekul bermuatan positip. Timbulnya muatan positip dan negatip akan menghasilkan medan listrik yang selanjutnya menimbulkan arus listrik. Rangkaian listrik akan mengukur arus yang timbul atau muatan total selama pengukuran yang ditampilkan dalam bentuk angka. Jumlah ion-ion yang dihasilkan dalam kamar berbanding lurus dengan energi yang dipancarkan dalam kamar akibat radiasi. Sampel HV 0.00 EM Kamar Ionisasi Prosesor, Tampilan Gambar 1. Skema Kamar Ionisasi Gamma 12

TATA KERJA Peralatan dan Bahan Peralatan yang dipakai adalah dose calibrator kapasitas 800 Ci (Capintec CRC- 712M), kontainer transportasi, hotcell. Bahan yang dipergunakan adalah sumber tertutup Ir- 192 dalam bentuk kapsul dalam. Gambar 2. Kamar Ionisasi Gamma (Capintec CRC-712M) Dalam makalah ini dijelaskan interkomparasi pengukuran aktivitas keluaran produk sumber tertutup Ir-192 yang dikirim oleh Hojin, Korea Selatan dengan hasil pengukuran produk yang sama memakai instrumen kalibrator dosis di PT.Batan Teknologi, Indonesia. Tujuan interkomparasi ini adalah untuk mendapatkan hasil ukur Ir- 192 yang sebenarnya ditempat setelah dilakukan koreksi. Pengukuran aktivitas keluaran menggunakan metode perbandingan dari dua alat ukur aktivitas yang mempunyai prinsip yang sama. Dari hasil perbandingan ini akan diperoleh nilai ukur yang sebenarnya dan dipakai sebagai faktor koreksi untuk pengukuran selanjutnya. Hasil pengukuran aktivitas pada produk komersial memberikan toleransi aktivitas antara -10% sampai +25% dan atau ± 10% [1,2,3,4] Prosedur Prosedur pengerjaan dimulai dari pembongkaran kapsul dalam yang berisi Ir- 192 dan menempatkannya dalam vial yang telah diberi label. Untuk proses pengukuran maka disiapkan alat dose calibrator dan di set dial Ir-192. Aktivitas latar belakang holder diperiksa lebih dahulu agar diperoleh aktivitas bersih. Aktivitas kapsul dalam yang berisi Ir- 192 diukur satu persatu menggunakan holder. Hasil pengukuran dicatat pada lembar data pengukuran aktivitas yang berisi nomor batch produk, tanggal pengukuran, aktivitas terukur dan nomor vial. Hasil; pengukuran dikoreksi dengan latar belakang dan peluruhan antara saat pengukuran dengan waktu pengukuran di tempat pemasok, Hasil koreksi dibandingkan terhadap hasil pengukuran yang tercantum dalam sertifikat. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran aktivitas kapsul dalam Ir-192 nomor batch 0604/KS terlihat pada Tabel 1, nomor batch 0605/KS pada Tabel 2 13

dan nomor batch 0607/KS pada Tabel 3 yang digambarkan pada Gambar 3, Gambar 4, dan Gambar 5. Pada Tabel 1 terlihat hasil pengukuran memakai alat kalibrator dosis atau kamar ionisasi gamma memberikan hasil yang lebih besar dibandingkan dengan hasil yang tercantum dalam sertifikat produk nomor batch 0604/KS setelah dikoreksi latar belakang. Perbedaan ini menunjukkan bahwa produk sumber tertutup Ir-192 jika diaplikasikan di lapangan terhadap suatu objek harus lebih lama jika disetarakan dengan sumber Ir-192 lain dengan aktivitas keluaran yang sama. Oleh karena itu perlu diterapkan factor koreksi terhadap aktivitas keluaran agar kuantitas radiasi yang diterima objek adalah sama. Dari aktivitas keluaran hasil pengukuran dengan aktivitas dalam sertifikat untuk nomor batch 0604/KS diperoleh faktor koreksi sebesar 4,3%. Pada Gambar 3, ditunjukan kurva hasil pengukuran aktivitas keluaran dari produk yang sama. Tabel 1. Hasil Pengukuran Aktivitas Kapsul Dalam Ir-192 No.Batch 0604/KS NO. NO. AKTIVITAS AKTIVITAS KAPSUL UKUR SERTIFIKAT 1 4310 91 85.64 2 4311 90.8 86.16 3 4312 92 86.69 4 4313 90.6 87.04 5 4314 91.7 86.6 6 4315 91.5 86.25 7 4316 91.3 87.13 8 4317 89.6 86.07 9 4318 91.1 87.13 10 4319 89.5 85.55 11 4320 90.8 85.55 12 4321 90 86.07 13 4322 90.6 86.16 14 4323 90.9 85.9 15 4324 91.7 86.69 16 4325 89.6 85.72 17 4326 91.3 86.95 18 4327 92.2 86.78 19 4328 89.6 85.99 14

Tabel 2. Hasil Pengukuran Aktivitas AKTIVITAS 95.0 90.0 85.0 80.0 75.0 AKTIVITAS NET AKTIVITAS UKUR 70.0 AKTIVITAS SERTIFIKAT 65.0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 NO. KAPSUL Gambar 3. Aktivitas Kapsul Dalam Ir-192 No. Batch 0604/KS Aktivitas net aktivitas setelah dikoreksi waktu, Aktivitas ukur aktivitas hasil pengukuran langsung, Aktivitas sertifikataktivitas yang tercantum dalam sertifikat produk dari Pemasok Kapsul Dalam Ir-192 No.Batch 0605/KS NO. NO. AKTIVITAS AKTIVITAS KAPSUL UKUR SERTIFIKAT 1 4330 94.2 89.13 2 4331 93.9 89.22 3 4332 93.5 89.66 4 4333 92.3 90.47 5 4334 92.8 89.57 6 4335 91.6 89.55 7 4336 93.4 88.53 8 4337 93.9 89.45 9 4338 94.3 87.25 10 4339 93.8 89.04 11 4340 93.7 88.77 12 4341 93.4 88.63 13 4342 93.4 88.35 14 4343 94.3 88.77 15 4344 92.5 88.95 16 4345 92.3 88.54 17 4346 93 88.26 18 4347 93.4 88.44 19 4348 92.9 87.7 20 4349 93.4 86.8 15

10 0 95 90 85 80 AKTIVITAS UKUR 75 AKTIVITAS SERTIFIKAT 70 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 No.Kapsul Gambar 4. Aktivitas Kapsul Dalam Ir- 192 No.Batch 0605/KS Hasil pengukuran aktivitas kapsul dalam Ir-192 untuk No.Batch 0607/KS ditunjukan pada Tabel 3. Tabel 3. Hasil Pengukuran Aktivitas Kapsul Dalam Ir-192 No.Batch 0607/KS NO. NO. AKTIVITAS AKTIVITAS KAPSUL DALAM UKUR SERTIFIKAT 1 4380 95.3 90.78 2 4381 95.3 90.42 3 4382 95 90.23 4 4383 98.7 94.02 5 4384 97 92.4 6 4385 97.3 92.61 7 4386 95.1 91.13 7 4387 95.3 91.22 8 4388 96.2 91.69 9 4389 96.1 92.24 10 4390 95.5 91.41 11 4391 94.8 90.66 12 4392 95.2 91.69 13 4393 97.3 93.17 15 4394 96.6 92.06 16 4395 93.8 89.64 17 4396 94.7 90.66 18 4397 95.1 90.48 19 4398 96.80 93.08 20 4399 95.90 92.34 21 4400 97.2 93.17 22 4401 96.4 91.41 23 4402 96.4 92.06 24 4403 96.2 91.78 25 4404 96.8 92.61 16

100.. dalam kisaran toleransi aktivitas produk komersial. Aktivitas (mci) 98 96 94 92 90 88 AKTIVITAS INNER UKUR 86 AKTIVITAS SERTIFIKAT 84 1 4 7 10 13 16 19 22 25 28 No. Kapsul Gambar 5. Aktivitas Kapsul Dalam Ir-192 No.Batch 0607/KS DAFTAR PUSTAKA 1. AEA, QSA Technology Catalogue, version 2004-1112, (1993) 2. IAEA, The Safe Use of Radiation Sources, Training Course Series 6, (1995) 3. CAPINTEC, Radioisotope Calibrator User s Manual, (1990). 4. AEA, The Sources Catalogue, version 2004-1112, (1993). KESIMPULAN Interkomparasi merupakan alternatif untuk memperoleh kepastian hasil pengukuran aktivitas kapsul dalam Ir-192 yang dibandingkan dengan sertifikat produk dari pemasok. Dengan demikian diperoleh hasil pengukuran yang terkoreksi. Dari tiga batch kapsul dalam yang berisi Ir-192 ternyata terdapat perbedaan hasil pengukuran 4.3 %, 4.5% dan 4.71 %, atau rerata 4.5%. Hal ini berarti bahwa setiap pengukuran Ir-192 menggunakan kalibrator dosis atau kamar ionisasi gamma hasilnya dikurangi dengan faktor 4.5 %. Jika melihat produk sumber radiasi yang diproduksi dipasaran saat ini memberikan toleransi aktivitas keluaran ± 10 % maka hasil interkomparasi masih 17