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

dokumen-dokumen yang mirip
PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

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

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller

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

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

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

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

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

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

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

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

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

DETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.

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

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

RANCANG BANGUN TIME-COUNTER SPEKTROMETER NUKLIR BERBASIS MIKROKONTROLER AT89S51

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

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

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

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

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

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

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN

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

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

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

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR ALUMINIUM, MANGAN, DAN SILIKON DALAM AIR SUNGAI CODE TERHADAP WAKTU SAMPLING DENGAN METODE AANC

Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi

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

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF)

Laporan Praktikum KI-3121 Percobaan 06 Spektrofotometri Emisi Atom (Spektrofotometri Nyala)

MODUL 2 STATISTIKA RADIOAKTIVITAS

PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati, Kawkab Mustofa, Arif Hidayat

Unnes Physics Journal

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

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

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

Statistik Pencacahan Radiasi

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

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

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

FISIKA ATOM & RADIASI

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

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

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

CATATAN KULIAH PENGANTAR SPEKSTOSKOPI. Diah Ayu Suci Kinasih Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016

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

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

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi

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

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

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Sh PASCA IRRADIASI

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

Alat Proteksi Radiasi

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI

RENCANA PROGRAM DAN KEGIATAN PEMBELAJARAN SEMESTER

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

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

LAPORAN PRAKTIKUM SPEKTROSKOPI XRF DENGAN DETEKTOR SEMIKODUKTOR Cd Te

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

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

X-Ray Fluorescence Spectrometer (XRF)

KIMIA. Sesi POLIMER. A. LOGAM ALKALI a. Keberadaan dan Kelimpahan Logam Alkali. b. Sifat-Sifat Umum Logam Alkali. c. Sifat Keperiodikan Logam Alkali

UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A SILABI

SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI

IDENTIFIKASI KADAR UNSUR YANG TERKANDUNG DALAM HEWAN DI SUNGAI GAJAHWONG YOGYAKARTA DENGAN METODE AANC (ANALISIS AKTIVASI NEUTRON CEPAT)

PRIMA Volume 3, Nomor 6, November 2006 ISSN

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

Xpedia Fisika. Soal Fismod 1

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

UJI FUNGSI SISTEM SPEKTROMETER GAMMA MODEL : BEM - IN1001

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

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

ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

PAKET SOAL LATIHAN FISIKA, 2 / 2

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

FABRIKASI DETEKTOR PARTIKEL ALPHA MENGGUNAKAN SEMIKONDUKTOR SILIKON TIPE P

Transkripsi:

Youngster Physics Journal ISSN: 232-7371 Vol. 6, No. 2, pril 217, Hal. 151-156 Penentuan karakteristik cacahan pada dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 6 Co dan 137 Cs Hendrika Liana Sari dan Wahyu Setia Budi Departemen Fisika, Fakultas Sains dan Matematika, Universitas Diponegoro, Semarang E-mail: hendrikalianasari@st.fisika.undip.ac.id BSTRCT The determination count of caracteristics on a using the standard source 152 Eu, 6 Co and 137 Cs. The calibration in Counter due measurement activity source of Europium-152 ( 152 Eu), Cobalt-6 ( 6 Co) and Cesium- 137 ( 137 Cs), because Cesium has one peak of energy. From the calculation on obtained efficiency the average of a sistem when using is,237±,28 and efficiency the average for each Counter is,243±,29. Of the value of activity between the two source measurable by both can be seen that having results activity that were more accessible activity on certificates. To deviation of 19,71 % in and 19,92 % in a.but a has deviation of.45 % of the measurement result of. Keywords: Spektrometer Nuklir, Counter, Calibration Spektrometer, Uji Banding, Calibration Linierityes, Stabilitas Test BSTRK Penentuan karakteristik cacahan pada dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 6 Co dan 137 Cs. kalibrasi pada Counter dilakukan dengan metode pengukuran aktivitas sumber Europium-152 ( 152 Eu), Cobalt-6 ( 6 Co) dan Cesium-137 ( 137 Cs). 137 Cs memiliki satu puncak energi sehingga baik digunakan untuk kalibrator pada SC. Dari hasil perhitungan diperoleh efisiensi rata-rata dari sistem ketika menggunakan adalah,237±,28 dan nilai efisiensi rata-rata pada Counter adalah,243±,29. Dari nilai aktivitas antara kedua sumber yang terukur oleh kedua dapat dilihat bahwa memiliki hasil aktivitas yang lebih mendekati aktivitas pada sertifikat. Dengan penyimpangan sebesar 19,71% pada dan 19,92% pada. Namun a memiliki penyimpangan sebesar,45% dari hasil pengukuran dari. Kata Kunci : Spektrometer Nuklir, Pencacah, Kalibrasi Spektrometer, Uji Banding, Kalibrasi Linierites, Uji Stabilitas PENDHULUN Sebagian besar bangunan di Indonesia Spektrometer adalah alat untuk mengukur spektrum energi yang digunakan dalam spektroskopi. Spektrometer gamma adalah suatu alat yang dapat digunakan untuk melakukan analisis zat radioaktif yang memancarkan radiasi gamma. Setiap radionuklida mempunyai tenaga yang berbeda dan tertentu dan bersifat spesifik. Hal ini digunakan sebagai dasar dalam analisis secara kualitatif. nalisis secara kuantitatif dilakukan berdasarkan nilai cacahan dari spektrum yang dipancarkan. Sistem spektrometer gamma bekerja berdasarkan pada pembentukan ion pada bahan semikonduktor yang menggunakan kristal atau cairan pendar cahaya. Sistem spektroskopi gamma mencacah setiap radiasi yang masuk kedalam detektor [1]. Pada Laboratorium Radioekologi Departemen Fisika Fakultas Sains dan Matematika terdapat seperangkat spektrometer gamma buatan BTN. Selain itu terdapat sebuah pencacah (Counter) yang telah dibuat. Setiap alat baru perlu dilakukan kalibrasi terlebih dahulu begitu pula dengan. Hal ini bertujuan untuk mengetahui efisiensi dari tersebut. Untuk mengetahui efisiensi cacahan dapat dilakukan dengan cara menguji hasil cacahan dari, 151

Hendrika Liana Sari dan Wahyu Setia Budi Penentuan karakteristik cacahan... mengkalibrasi cacahan dan menguji linieritas hasil cacahan. Pengujian efisiensi ini dilakukan untuk dapat memperoleh hasil pengukuran yang lebih akurat. Dengan kalibrasi yang dilakaukan dapat diketahui keandalan sistem spektrometer sehingga dapat dipergunakan sebagai dasar evaluasi terhadap pelaksanaan pengukuran dan analisis. Kalibrasi pada penting untuk dilakukan karena hasil cacahan pada sangat berpengaruh dengan analisis aktivitas sumber radiasi. Dengan demikian, jika tidak dilakukan kalibrasi akan mempengaruhi hasil perhitungan dan memiliki hasil yang menyimpang. DSR TEORI Spektrometer adalah alat untuk mengukur spektrum energi yang digunakan dalam spektroskopi. Spektrometer gamma adalah suatu alat yang dapat digunakan untuk melakukan analisis zat radioaktif yang memancarkan radiasi gamma. Setiap radionuklida mempunyai tenaga yang berbeda dan tertentu dan bersifat spesifik. Hal ini digunakan sebagai dasar dalam analisis secara kualitatif. nalisis secara kuantitatif dilakukan berdasarkan nilai cacahan dari spektrum yang dipancarkan. Sistem spektrometer gamma bekerja berdasarkan pada pembentukan ion pada bahan semikonduktor yang menggunakan kristal atau cairan pendar cahaya. Sistem spektroskopi gamma mencacah setiap radiasi yang masuk kedalam detektor [1]. Perangkat spektrometer gamma biasanya terdiri dari sebuah detektor, sistem penguat awal (Pre- mp), sistem penguat (mplifier), rangkaian single chanel analyzer (SC), serta rangkaian pencacah (Counter). Dimana masing masing perangkat memiliki peranan yang sama pentingnya dalam spektrometer gamma [1]. Kalibrasi Spektrometer gamma perlu dilakukan agar dapat memperoleh hasil pengukuran yang baik. da dua macam kalibrasi yang dapat dilakukan yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi. Pada hakekatnya spektrometri gamma adalah pengukuran yang bersifat nisbi sehingga sebelum dilakukannya pengukuran perlu dilakukan kalibrasi terlebih dahulu. Hubungan antar nomor atom saluran dan energi sinar gamma yang biasa disebut kalibrasi energi. Terdapat beberapa hal yang dilakukan pada kalibrasi energi ini yaitu melakukan pengukuran (pencacahan) sumber radioaktif standar dengan beberapa sumber energi dari tingkat energi rendah hingga energi tinggi agar kalibrasi yang dilakukan memiliki jangkauan energi yang cukup lebar [2]. Efisiensi deteksi merupakan ukuran hubungan antara pencacah yang dihasilkan detektor dengan aktivitas zat radioaktif. Hasil pencacahan bukan aktivitas yang sesungguhnya karena cacahan merupakan hasil pengukuran pada jarak tertentu dari detektor. Sedangkan suatu zat radioaktif selalu memancarkan sinar radioaktif ke segala arah sehingga sebenarnya hanya sebagian sinar radiasi gamma yang dipancarkan yang terdeteksi oleh detector [3]. Dalam pengukuran zat radioaktif secara spektrometri dimana pengukuran hanya ditujukan untuk salah satu energi dari sekian banyak energi yang ada, maka besarnya effisiensi deteksi juga merupakan suatu fungsi tenaga yang secara matematis dapat ditulis dengan Persamaan (1). ε = cps i I γ (1) METODE PENELITIN lat dan Bahan Seperangkat spektrometer gamma yang terdiri dari detektor sintilasi NaI(Tl). HV, Premp, mplifier, SC, Rak/Bin Modul, Pencacah, dan. Generator pembangkit pulsa. Bahan yang digunakan yaitu sumber radioaktif 6 Co, 137 Cs dan 152 Eu Setiap zat radioaktif memiliki karakteristik dan kemampuan memancarkan radiasi berbeda satu dengan yang lain berikut 152

Youngster Physics Journal ISSN: 232-7371 Vol. 6, No. 2, pril 217, Hal. 151-156 ini adalah beberapa karakteristik dari sumber yang digunakan yaitu cobalt 6 ( 6 Co), cesium 137 ( 137 Cs) dan euporium 152 ( 152 Eu). Cobalt 6 ( 6 Co) merupakan suatu isotop radioaktif sintetis dari cobalt dengan waktu paruh 5,2714 tahun. 6 Co dihasilkan secara artificially dalam reaktor nuklir. Produksi dari cobalt tergantung pada aktivitas neutron dalam suatu sampel monoisotop dan mononuklidic isotop cobalt 59 Co [4]. Logam Cesium sangat reaktif dan sangat piroforik. Bereaksi eksplosif dengan air bahkan pada temperatur rendah. Reaksi dengan air terjadi pada temperatur -116 C. Karena reaktivitas tinggi, logam Cesium diklasifikasikan sebagai bahan berbahaya. Cesium disimpan dan dikirim dalam hidrokarbon jenuh kering seperti minyak mineral. Demikian pula harus ditangani di bawah atmosfer inert seperti: rgon[5]. Sifat kimia dari Cesium serupa dengan logam alkali lainnya, tetapi lebih dekat mirip dengan Rubidium. Beberapa perbedaan kecil yaitu Cesium memiliki massa atom yang lebih tinggi dan lebih elektropositif dari yang lain (non-radioaktif). Cesium adalah unsur kimia yang paling elektropositif stabil [5]. Euporium adalah suatu unsur kimia dalam tabel periodik yang memiliki lambang Eu dengan nomor atom 63 dan memiliki nomor massa 152. 152 Eu memiliki bentuk solid atau padat, massa jenis Eu pada suhu ruangan yaitu 5,264 g/cm 3, sedangkan massa jenis cairan Eu pada titik leburnya yaitu 5,13 g/cm 3. Sifat atom yang dimiliki Euporium yakni memiliki bilangan oksidasi 3,2(sedikit oksida basa), memiliki energi ionisasi pertama sebesar 547,1 kj/mol, jari-jari atom 18 pm dan jari-jari kovalen 198±6 pm. Peluruhan dari 152 Eu ditunjukkan pada Tabel 1. Pada rancangan Counter yang dibuat terdapat tiga blok rangkaian yang memiliki fungsi tersendiri. Blok pertama merupakan blok rangkaian yang berfungsi sebagai timer dimana dalam blok rangkaian tersebut berisi IC NE555 yang berguna sebangai pembangkit pulsa 1 Hz yang berfungsi juga sebagai pewaktu 1 detik. Selain itu juga terdapat IC 749 dan 7492 yang berfungsi sebagai pembagi pulsa sehingga diperoleh waktu 5 detik, 3 detik, 6 detik dan 3 detik Sistem pewaktu Input SC Sistem kendali untuk Store dan Reset Sistem Pencacah Gambar 1. Skema kerja Counter Gambar 2 merupakan skema kerja Counter yang terdapat 3 blok rangkaian dimana blok pertama yaitu rangkaian pemwaktu yang berfungsi untuk mengatur lamanya waktu pencacahan berlangsung. Pada blok kedua merupakan blok rangkaian sebagai kendali untuk store dan reset untuk rangkaian pencacah. Dimana store sebagai penampil hasil cacahan dan reset sebagai penghapus data yang telah dicacah. Pada rangkaian ini waktu selang antara store dan reset sangat singkat. Dan terakhir adalah blok rangkaian untuk pencacah dan penampil seven segmen berfungsi untuk mencacah dan menampilkan hasil cacahan. Gambar 2. Skema Rangkaian Counter Setelah alat selesai dibuat perlu dilakukan pengujian alat tersebut agar ketika digunakan dapat diperoleh hasil yang sesuai. Hal pertama yang dilakukan dalam pengujian 153

Cacahan (cps) Cacahan (cps) Cacahan (cps) Hendrika Liana Sari dan Wahyu Setia Budi Penentuan karakteristik cacahan... alat adalah merangkai semua perlatan yang mendukung pengukuran dan menyiapkan bahan yang digunakan. Pada penelitian ini dilakukan pencacahan dengan besar tegangan 8 volt. Penggunaan 8 volt disebabkan oleh spesifikasi dari detektor yang memiliki tegangan kerja maksimum 9 volt. Sebelum dilakukan cacahan sumber radioaktif pertamatama melakukan cacahan terhadap background. Setelah selesai melakukan pencacahan terhadap background barulah dilakukan cacahan pada sumber radioaktif. HSIL DN PEMBHSN Kalibrasi Energi Pada kalibrasi energi ini dilakukan dengan satu perangkat spektrometer gamma dengan dua yang berbeda yaitu dan Counter. Dilakukan penyacahan sumber 137 Cs sebagai kalibrator, serta 152 Eu dan 6 Co sebagai sumber yang di uji, penyacahan dilakukan dengan kedua secara bersama sama pada sumber radiasi secara bergantian. Dari hasil pencacahan diperoleh grafik spektrum energi untuk masing masing sumber. 4 32 24 16 8 1 2 3 4 5 6 Gambar 3. Spektrum energi 137 Cs dari hasil cacahan kedua 137 Cs Dari grafik spektrum energi untuk kedua dapat dilihat bahwa terdapat satu puncak energy pada 4,4 Volt, maka dapat dihitung nilai tetapan (k) dengan menggunakan persamaan (2). E = k. V (2) dengan, E adalah energi radiasi (ev) dan V adalah tinggi pulsa yang tercacah (V). Pada penelitian ini menggunakan 137 Cs sebagai kalibrator dimana 137 Cs memiliki satu puncak energi yang bernilai 661,6 kev, sehinnga diperoleh nilai k sebesar 15,45. Nantinya nilai k tersebut akan digunakan untuk menentuka nilai energi puncak untuk 6 Co dan 152 Eu. Dari hasil pencacahan Co dan Eu diperoleh grafik spektrum energi seperti tampak pada Gambar 4 dan Gambar 5. 1 8 6 4 2 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 Gambar 4. Spektrum energi 6 Co dari hasil cacahan kedua 1 8 6 4 2 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 Gambar 5. Spektrum energi 152 Eu dari hasil cacahan kedua Pada kalibrasi energi ini kedua yang digunakan menunjukkan energi puncak yang sama yaitu pada E dengan nilai 8 Volt dan 9,2 Volt untuk 6 Co dan pada E dengan nilai,8 Volt, 1,7 Volt dan 2,5 Volt untuk 152 Eu. Namun jumlah cacahan pada setiap puncak energi berbeda beda. Dari nilai puncak 154

Energi (kev) Efisiensi (%) Youngster Physics Journal ISSN: 232-7371 Vol. 6, No. 2, pril 217, Hal. 151-156 tersebut dapat diperoleh nilai energi dari 6 Co dan 152 Eu seperti terangkum pada Tabel 1. Tabel 1. Hasil perhitungan energi puncak 152 Eu dan 6 Co E Energi teori Energi terukur Sumber (Volt) (kev) (kev) 6 Co 8 1173,2 122,99 9,2 1332,5 1383,345 152 Eu,8 121,782 12,291 16 14 12 1 8 6 4 2 1,7 251,633 255,618 2,5 367,789 376,99 2 4 6 8 1 Gambar 6. Grafik kalibrasi energi Perbedaan nilai energi terukur dengan nilai berdasarkan teori ini disebabkan karena daya pisa detektor yang berbeda. Serta lebar saluran yang cukup lebar membuat puncak energi tidak begitu jelas. Namun jika lebar saluran dipersempit maka hasil pengukuran akan lebih baik, karena energi yang disaring lebih spesifik. Dari data hasil cacahan yang diperoleh maka nilai FWHM untuk 137 Cs adalah sebesar,482 volt, untuk 6 Co dalah,59 Volt pada puncak pertama dan,55 Volt untuk puncak kedua. Dalam kev nilai FWHM yang diperoleh untuk 137 Cs adalah 72,16 kev dan untuk 6 Co adalah 89,14 kev dan 82,78 kev. Dengan diperolehnya nilai FWHM maka dapat diperoleh nilai resolusi dengan menggunakan persamaan. Dari data yang ada maka diperoleh nilai resolusi sebesar 1,91% untuk 137 Cs serta 13,47% dan 12,51% pada 6 Co sehingga diperoleh nilai rata-rata daya pisah adalah 12,297%. Perhitungan Efisiensi Kalibrasi efisiensi detektor dilakukan dengan menggunakan nilai energi yang diperoleh dari puncak puncak hasil pencacahan 137 Cs, 6 Co dan 152 Eu. Dari puncak puncak energi dan besarnya nilai cacahan tersebut dapat diketahui nilai efisiensi detektor sebagai berikut. Dengan nilai Yeild untuk sumber Eu diperoleh dari Tabel Monografi BIPM yang sudah tertera pada lampiran. 12 1 8 6 4 2 4 8 12 16 Energi (kev) Gambar 7. Grafik kalibrasi efisiensi Dari hasil tersebut diperoleh nilai effisiensi rata rata dari sistem spektrometer dengan menggunakan Counter adalah (2,37±,28)% dan nilai efisiensi spektrometer dengan menggunakan Counter adalah (2,43±,29)%. dalam bentuk grafik dapat digambarkan sebagai berikut. Evaluasi Uji Banding Uji banding pada penelitian ini dilakukan terhadap suatu sistem spektrometer gamma yang terdiri dari satu perangkat spektrometer buatan batan dimana pada spektrometer ini menggunakan. Kemudian membandingkan perangkat spektrometer tersebut dengan sisterm spektrometer yang sama namun diganti dengan Counter 155

Hendrika Liana Sari dan Wahyu Setia Budi Penentuan karakteristik cacahan... yang telah dibuat. Dari penelitian yang dilakukan diperoleh hasil analisa aktivitas sumber 152 Eu dan 6 Co yang terukur seperti pada Tabel 2. Tabel 2 Data hasil perhitungan aktivitas Sumber Energi ktivitas sertifikat (dps) DIN 711 ktivitas (dps) Counter ktivitas (dps) Eu 12,299 28146,34 2636 2664 255,6182 23831 23736 375,991 28652 28998 Co 122,99 1853,53 752 7429 1383,345 5462 5494 Dari nilai aktivitas antara kedua sumber yang terukur oleh kedua dapat dilihat bahwa memiliki hasil aktivitas yang lebih mendekati aktivitas pada sertifikat. Dengan penyimpangan sebesar 19,71% pada dan 19,92% pada. Namun memiliki penyimpangan sebesar,45% dari hasil pengukuran dari. KESIMPULN Dari hasil kalibrasi energi dimana 137 Cs sebagai kalibrator diperoleh energi puncak dari 6 Co adalah (123,64±23,68) kev dan (1384,18±37,19) kev, serta energi puncakuntuk 152 Eu adalah (12,36±1,97) kev, (255,77±15,99) kev, dan (376,14±19,41) kev. Hasil pengukuran kalibrasi energi ini berbeda dengan yang terdapat pada referensi hal ini disebabkan oleh lebar saluran pada SC terlalu lebar sehingga hasil energi yang diperoleh kurang tepat. Dari perhitungan efisiensi diperoleh rata-rata untuk adalah (2,37±,28)% dan untuk Counter (2,43±,29)%. Counter memiliki hasil aktivitas yang lebih mendekati aktivitas pada sertifikat. Dengan penyimpangan sebesar 19,71% pada dan 19,92% pada. Namun memiliki penyimpangan sebesar,45% dari hasil pengukuran dari. Dari keseluruhan data serta pengolahan data yang dilakukan dapat disimpulkan bahwa yang telah dibuat layak untuk digunakan. Dengan melakukan set alat sesuai dengan set pada saat kalibrasi alat. DFTR PUSTK [1] Swakarma, I. (21) Rancang Bangun Sistem Spektroskopi Radiasi nuklir Multi Detektor, Disertasi Universitas Gajah Mada, Yogyakarta. [2] khadi, M. (2) Dasar-Dasar Proteksi Radiasi, Jakarta: PT Rineka Cipta. [3] Tsoulfsnidis, N. (1995) Measurement and Detection of Radiation, Second Edition, University of Missouri-Rolla, Hemisphere Publishing Corporation, New York. [4] Malkoske, G. R. Cobalt-6 production in CNDU power reactors. [5] Perry, R.H. (1999) Chemical Engineer s Handbook, The McGraw-Hill Companies, United States of merica. 156