~I
•."'
.. r
I
r ,4
I"'\.
4,J
J
...
Prosiding Presentasi IImiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
"fm } ... .vJ-PK - 10z.. EVALUASI MEDAN
I
l~rb
VYl >-t . ~
f'
h cJ
'/f ,...
I
{.f
I
J(
A-f
t"
r
I .~ -;
,11METODE
~·.f
RADIASI GAMMA DENGAN MA TRIK RESPON
Yus R. Akhmad dan Pudjijanto M S.
t ~ ~.) ~
Pusat Reaktor Serba Guna - Batan ABSTRAK
EVALUASI MEDAN RADIASI GAMMA DENGAN METODE MATRIK RESPON Penerapan metode matrik respon untuk mengevaluasi medan radiasi gamma di fasilitas nuklir dan di sekitamya dari hasil pengukuran dengan spektrometer ganuna NaI(Tl) dijelaskan secara garis besar. Disajikan contoh hasil evaluasi peningkatan paparan radiasi gamma di sekitar Pusat Produksi Radioisotop (PPR) dan di dalam gedung RSG-GAS serta penentuan konsentrasi dari 238U, 232Th, dan 4<1( di lingk'lllgan. Dengan metode ini peningkatan paparan gamma serendah 0.54 IlRIjam di ling}nmgan dikarenakan kegiatan PPR dapat dideteksi dengan baik.
ABSTRACT EVALUATION
OF
GAMMA
RADIATION
FIELD
BY
RESPONSE
MATRIX
METHOD.
Application of response matrix method for evaluating gamma radiation field in the vicinity of nuclear facilities measured with a NaI(Tl) ganul1a spectrometer is briefly described. Some evaluation results on the elevated exposure in the vicinity of the Radioisotope Production Center and in the RSG-GAS building, as well as concentrations determination of 238U, 232Th,and ~ in the environment are presented. The elevated exposure due to the activity of the Radiation Production Center as low as 0.54 j.1RJhour could be detected properly by using the response matrix method.
1 r:,
PENDAHULUAN
l -
C,e
~v' I-- "-t-fI; E-
1--1 '
Penerapan metodc matrik respon untuk menganalisis radiasi gamma lingkungan dari hasil pengukuran dengan spektrometer gamma yang menggunakan dctektor sintilasi NaI(Tl) telah lama diusulkan (1,2,3). Dengan metode ini, distribusi tinggi pulsa terhadap salur dari luaran spektrometer gamma dapat ditransformasi untuk mendapatkan distribusi fluks (spektrum energi) dari foton-gamma yang mas uk ke detektor. Dari data spektrum fotongamma ini memungkinkan dihitung atau dikonversi ke dalam besaran dosimetri lain sepcrti paparan, laju dosis serap di dalam suatu media dan lain-lain, atau dengan suatu model perhitungan digunakan untuk memperkirakan konscntrasi bahan radioaktif alam yang terkandung di dalam media di sekitar pengukuran itu berlangsung. Dalam perkembangannya, walaupun teknik ini andal untuk mengkarakterisasi medan radiasi gamma lingkungan, tetapi tidak umum untuk penggunaan survai di lingkungan dikarenakan pada masa lalu memerlukan peralatan yang tidak sederhana untuk pengambilan data di lapangan. Pada saat ini, dengan pesatnya pcrkcmbangan teknologi komputer dan clektronika, maka sudah memungkinkan untuk mcnyederhanakan III I dapat peralatan sehingga teknik PSPKR-BATAN
-r . I.. ,
/ t ql~~\)' ' "" ;e ~oi dikcmbangIlan dan melengkapi peralatan I
:)
.•...'~
survai atau stasion pemantau radiasi lingkungan. Multichannel analyzer (MCA) dan komputer pribadi berukuran kecil yang portable sudah tersedia secara komersil. Dalam makalah ini akan disampaikan hasil-hasil evaluasi medan radiasi gamma di gcdung operasi PRSG, yang terlctak di sebelah gedung Pusat Produksi Isotop (PPR), dan di dalam gedung Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) berikut penjelasan mengcnai prinsip dari metode matrik respon dan program komputcmya secara garis besar. Melalui komunikasi ini diharapkan metode ini dapat dikembangkan lebih lanjut dan dapat dirintis pembuatan survey meter atau stasion pemantau radiasi gamma untuk menganalisis medan radiasi gamma di lingkungan maupun di dalam fasilitas nuklir dengan keandalan dan sensitivitas yang tinggi.
TEOR! Pembuatan matrik respon Luaran dari sistem spektrometer gamma merupakan distribusi tinggi pulsa yang~ diseleksi menu rut amplitudonya dan diurut menggunakan MCA. Hubungan antara distribusi tinggi pulsa dengan spektrum fotongamma adalah rumit yang secara matematis dinyatakan scbag:li bcrikut:
1 Rjl,
Prosiding Prescntasi Ilrniah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085 00
P(V)
=f
Unfolding R(V,E)
(1)
(1)(E) dE,
o
dengan P(V) distribusi tinggi pulsa yang terukur, (]J(E) fluks foton gamma sebagai fungsi energi (spektrum energi), dan R(T~E) respon spektrometer dalam bentuk distribusi tinggi pulsa V yang dihasilkan karena interaksi foton-gamma berenergi E dengan detektor. Persamaan (I) secara matrik dinyatakan : ==
==
==
P = R.
(2)
<1)
(3) I <1)n jn <1)i atau, ..... ,R In ,R\.Rnl, nn ,Rni (,Rh Rll, <1)
,Rji
PI\
Transformasi distribusi tinggi pulsa menjadi distribusi fluks (spektrum energi) dari foton-gamma yang mas uk ke detektor dinamakan unfolding. Terdapat berbagai teknik unfolding yang diusulkan; tetapi di sini digunakan usulan dari Scofield yaitu teknik iterasi di mana algoritme programnya telah dipersiapkan oleh Mollenauer. Secara garis besar prosedur iterasinya adalah sebagai berikut: Sebagai langkah awal, diambil distribusi tinggi pulsa terukur prO) merupakan pendekatan orde pertama untuk spektrum energi (j/lJ. Dengan perkataan lain,
=
(j/l)
(4)
prO)
Kemudian andaikan hasil perkalian dari nilai pendekatan itu terhadap matrik respan sebagai e(lJ. n
c (I) Elemen vektor hasil Pi merupakan laju cacah dalam hal pada kanal atali interval energi ini E dan V diatur sehingga berada pada skala energi yang sama. Elemen vektor kanal f11 merupakan fluks foton ganm1a per satuan energi dalam interval energi atau kanal j. Elemen skalar matrik Rji merupakan laju cacah pada kanal per satuan fluks dari kanal j. R di sini dinamakan matrik respon. Dari persamaan (3) di atas
i
= R·
<1>(1)
,atau
C
I(1)=
L.... '"
RJl...
}' cD(l)
.
i=1
i:
.............
(5)
Selanjutnya sebagai pendekatan orde kedua:
i
PSPKR-BATAN
Secara umum:
c(m-l)
= R.cD(m-l),
atau n
C
fm-1)=
L
RJi
• cD~m-l)
(7)
,
i=1
Sebagai pendekatan orde ke m,
cD
i (mL
(cD fm-1)/ /
c fm-1)
)
. Pi(0) ,
Prosedur ini diulang sampai deret cob a-cob a (j/m) mencapai derajat yang memadai. Dengan bcberapa pengulangan biasanya derajat yang memadai sudah tercapai.
.
(8)
dari vektor konvergensi puluh kali konvergcnsi
98
Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi clan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISS!'\ : 0854-4085
Pemanfaatan
data fluks (spektrum energi)
Apabila data fluks foton-gamma di lokasi pengukuran telah ditentukan, maka besaran ini dapat digunakan untuk berbagai kepentingan di antaranya menentukan paparan foton-gamma dan konsentrasi unsur radioaktif alam. Paparan atau laju dosis serap di udara ditentukan dengan rumus: 00
[h = fEJ'
(E)dE, o
atau, .
1.73
DT
=-
W
n
I: i=1
u
E J...l (E)L\E en
(9)
dengan DT = paparan foton gamma (Rljam), Ei
= energi foton pada kelompok (kana!) energi u
i, ,.....,en I I = koefisien absorpsi energi untuk udara pada kelompok encrgi foton i (cm2.g-I), l/J(EJ = fluks foton gamma untuk kelompok energi i (foton. cm-2. MeV-I der\L1Ei = rentang kelompok energi i (MeV), W = nilai W untuk udara (33.73 x 10-6 MeV). Untuk menentukan konsentrasi unsur radioaktif alam, Minato(3) telah mengembangkan model perhitungan fluks foton-gamma di perbatasan tanah-udara semi tak berhingga yang berasal dari 1 ppm thorium, I ppm uranium, dan 1% potasium yang terkandung di dalam tanah secara merata. Dengan memanfaatkan hasil perhitungan ini data fluks yang diperoleh dari unfolding distribusi tinggi pulsa dikorelasikan dengan fluks foton-gamma dari perhitungan sehingga meIalui cara matematis dapat ditentukan konsentrasi unsur torium, uranium dan potasium. Selanjutnya perolehan data konsentrasi ini dapat dimanfaatkan juga untuk menentukan tingkat paparan dari sumbangan unsur radiaoaktif alam saja dengan mengadopsi faktor konversi konsentrasi ke paparan yang telah diusulkan oleh Beck5). Rumusan untuk perhitungan paparan alam ini adalah sebagai berikut:
PSPKR-BA
i AN
dengan
D A = paparan
foton-gamma
alam
(flRljam); Su, STh, dan SK = masing masing konsentrasi uranium (ppm), torium (ppm), dan potasium (%); dan ku, kTh, dan kK = faktor konversi dosis untuk uranium (0,62 flRljamppm), torium (0,31 flRljam-ppm), dan potasium (1,49 flRljam-%). Dalam praktek pemantauan radiasi di fasilitas nuklir dan sekitamya, perhatian kita biasanya tertuju pada penentuan sumbangan paparan dari operasi fasilitas nuklir. Dengan mengevaluasi perolehan dari persamaan (9) dan (10) sumbangan paparan fasilitas dapat ditentukan karena yang pertama merupakan paparan total sedangkan yang terakhir adalah paparan alam. Keuntungan dari teknik ini adalah bahwa paparan alam (Iatar) yang berfluktuasi terhadap waktu setiap saat dapat dimonitor sehingga adanya peningkatan paparan gamma dari fasilitas dapat diperkirakan lebih teliti. Hubungannya sccara matematis adalah sebagai berikut:
DF = DT-
r DA
.
(11)
dengan DF = paparan dari sumbangan fasilitas nuklir, dan r adalah nilai banding atau rasio dari DT terhadap DA pada saat fasilitas tidak beroperasi ( r = DT/ DA). Perlu dicatat bahwa karena penentuan paparan radiasi alam ditentukan dari puncak-puncak 40K (1,465 MeV), 214Bi(1,765 MeV), dan 208TI (2,615 MeV), maka perolehan dari rumus (11) menjadi tidak memadai apabila energi gamma yang dipancarkan dari fasilitas lebih besar atau mendekati energi 40K sehingga mengganggu atau menyumbangkan pulsa terhadap puncakpuncak tersebut. Dalam kasus demikian diperlukan evaluasi statistik yang lebih tajam terhadap data paparan total pra-operasi dan data pendukung mengenai parameter lingkungan. waktu penyimpanan data ke dalam disket dari sistem MCA adalah 2 jam secara otomatis. Dengan perkataan lain waktu pencacahan untuk tiap data adalah 2 jam. Untuk pengukuran di balai opcrasi RSG-GAS, dilakukan rnasing-masing satu kali pada saat 99
Prosiding Prescntasi Ihniah Kcsclamalan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
rcaktor padam dan pada saat daya opcrasi 25 MW dengan waktu pencacahan satu jam. Sebelum data output distribusi tinggi pulsa dari MCA diolah dengan met ode matrik rcspon, kalibrasi energi-kanal dilakukan dengan mengacu pada puncak 40K (1465 ke V) dan puncak 208Tl (2615 keY). HASIL
DAN PEMBAHASAN
Salah satu contoh data distribusi tinggi pulsa terhadap kanal dari hasil pengukuran di gedung No. 31 ditunjukkan pada Gambar 1. Tampak dengan jelas puncak-puncak 4OK,214Bi, dan 208Tl yang masing-masing mewakili atau menunjukkan adanya unsur-unsur radioaktif alam potasium, uranium, dan torium. Pada saat pengukuran berlangsung untuk memperaleh data di atas telah diyakinkan bahwa PPR tidak melakukan kegiatan praduksi isotop yang melepaskan limbah gas ke cerabong sehingga distribusi tinggi pulsa tersebut merupakan sumbangan dari radiasi gamma latar. Contoh hasil pengolahan data distribusi tinggi pulsa dengan program komputer ditunjukkan pada Tabel 2. Sebagai catatan, notasi D, F, T, A, dan r di dalam tabel masing-masing mempunyai arti paparan radiasi , fluks, total, alam, dan rasio. Dalam seri pengukuran ini diperaleh 32 data pengukuran yang berlangsung dari tanggal. 12 Juni '95 (pukul: 16:18) sampai tanggal 15 Juni '95 (pukul: 08:22). Nilai rata(a_I) dari seri rata dan deviasi standar pengukuran tersebut untuk konsentrasi potasium, uranium, torium, dan paparan total masing-masing adalah K= 0,573 ± 0.008 (%), U= 1.310 ± 0.048 (ppm), Th= 2,862 ± 0,059 (ppm), dan Dr 3,314 ± 0,104 flRJjam. Berdasarkan nilai deviasi standar, yang mencerminkan fluktuasi terhadap waktu dari masing-masing besaran terukur, diu rut dari yang paling besar adalah konsentrasi uranium (3,7%), paparan total (3,1%), konsentrasi torium (2,1%), dan konsentrasi potasium (I,4%). Simpangan terhadap nilai rata-rata untuk tiap data tersebut ditunjukkan pada Gambar 2. Penjelasan mengcnai adanya fluktuasi terhadap waktu adalah sebagai berikut: Pelepasan gas mulia radon (turunan uranium) dan to ran (turunan lorium) dari tanah atau PS PKR-B AT AN
dinding bangunan ke atmosfir sehingga sumb~r mendekati detektor akan menyebabkan cacah dari puncak 214Bi (turunan dari radon) dan 208Tl (turunan dari toran) berfluktuasi tergantung pada kondisi atmosfir. Hal ini dikarenakan penyebaran dari anak-anak radon dan toran di udara ditentukan oleh katagori stabilitas atmosfir. Kondisi lain yang dapat menyebabkan perubahan bermakna adalah apabila hujan turun. Pada saat hujan anak-anak radon dan toran akan terbawa oleh air hujan (washout) dari atmosfir ke permukaan tanah sehingga sumber illl mendekati detektor. Selama eksperimen ini berlangsung hujan tidak terjadi. Oleh karcna itu fluktuasi konsentrasi uranium 2 terutama dan torium pada Gambar disebabkan perubahan kondisi atmosfir. Berbeda dengan radon dan toron, potasium terikat kuat di dalam matrik lingkungan. Perubahan bermakna hanya bisa terjadi apabila kondisi tanah atau gedung mengalami perubahan nyata seperti hujan deras dan sistem penyaluran air terhambat sehingga menimbulkan efek perisai. Dengan demikian fluktuasi konsentrasi potasium pada Gambar 2 relatif kecil dan ini terutama disebabkan oleh
sifat statistik dari pencacahan. Dengan mencermati sctiap perubahan sumbangan dari radiasi alam tersebut di atas, maka adanya sumbangan paparan dari fasilitas dapat ditentukan lebih teliti. Seperti tampak pada Gambar 2, terdapat tiga buah data laju paparan yang nilainya di atas rata-rata yaitu No. 23, 24, dan 32 tetapi peningkatannya tidak konsisten dengan peningkatan dari konsentrasi uranium, torium, dan potasium. Berdasarkan data tersebut, dapat diyakinkan bahwa terdapat sumbangan paparan dari PPR yang menyebabkan peningkatan paparan total. Sebagai contoh perhitungan untuk menentukan besamya sumbangan dari PPR tersebut akan ditunjukkan penggunaan rumus (II). Dalam perhitungan ini diperlukan data rD yang ditentukan dari peralehan data pada peri ode PPR tidak beraperasi. Nilai rata-rata rD untuk sepuluh kali pengamatan (10 data pertama) adalah 1,27 ± 0,02. Untuk kondisi ideal nilai rasio ini adalah mendckati angka satu karena pada saat fasilitas nuklir tidak beropcrasi, paparan total harus sarna dengan paparan alam. Tetapi karena gcomctri detektor -sumber pada kondisi pengukuran sesungguhnya
100
Prosiding Presenl3si I1miah Kesclamaum Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSi'< : 0854-4085
biasanya rumit, kondisi ideal adalah tanahudara semi tak hingga, maka nilai satu untuk ro jarang ditemui. Walaupun begitu, sebagai pegangan nilai ro harus mendekati konstan untuk lokasi yang sarna apabila fasilitas nuklir tidak beroperasi. Dari hasil perhitungan, sumbangan paparan PPR terbesar untuk periode pengamatan yang dibahas di sini adalah:
pcncipta matrik rcspon schingga dapat' memperhitungkan proses bremstrahlung yang penting dalam interaksi foton gamma berenergi tinggi dengan detektor. Program komputer pencipta matrik respon yang telah selesai disusun belum memperhitungkan proses tersebut. Walaupun demikian pengabaian proses tersebut tidak begitu penting untuk kasus foton gamma di bawah 3 MeV. Minat03) telah melakukan analisis
= Dr - rD D A = 3.726 - 1.27 x 2.510 = 0,538 flRJjam.
mengenai kesalahan (error) dari metode matrik respon ini dalam penerapan untuk penentuan paparan radiasi gamma tingkat rendah sekitar 10 flRJjam. Diperoleh kesimpulan bahwa kesalahannya lebih kecil dari 10%. Untuk keperluan pemantauan paparan gamma tingkat rendah di lapangan kesalahan sebesar itu sudah cukup memadai. Walaupun begitu, perlu dirintis suatu studi perbandingan dari berbagai teknik pengukuran paparan tingkat rendah yang telah dikuasai Batan dan dilanjutkan dengan pengujianlpertukaran pengalaman dengan lembaga penelitian lain di luar negeri. Hal ini diperlukan untuk meningkatkan penguasaan teknik pemantauan paparan tingkat rendah pada khususnya, dan mutu kelembagaan Batan pada umumnya.
Dr
Perlu dicatat bahwa angka peningkatan ini adalah untuk waktu pengukuran selama 2 jam. Dengan perkataan lain nilai peningkatannya merupakan nilai rata-rata untuk peri ode 2 jam. Contoh selanjutnya yang akan disajikan adalah hasil pengukuran di balai operasi di dalam gedung RSG-GAS. Berdasarkan data distribusi tinggi pulsa ketika reaktor beroperasi pada daya 25 MW, diketahui bahwa foton-gamma yang dominan adalah dari 41Ar dan teramati pula sumbangan bermakna dari l~. Isotop tersebut masingmasing memancarkan foton-gamma berenergi sekitar 1,3 MeV dan 6 MeV. Oleh karena itu, rumus (II) tidak dapat digunakan dalam penentuan ini. Selain itu matrik respon yang digunakan di sini masih terbatas untuk perhitungan energi foton-gamma di bawah 3 MeV. Dengan keterbatasan tersebut, perhitungan dibatasi tanpa memperhatikan sumbangan paparan dari 1~. Kemudian untuk menentukan peningkatan paparan dari operasi reaktor digunakan rumus (9) dengan cara mengurangkan luaran untuk kondisi reaktor beroperasi terhadap luaran untuk kondisi reaktor padam. Dari sini diperoleh bahwa peningkatan paparan di balai operasi di sekitar kolam reaktor adalah : DF
= Dr ( operasi 25 MW) - Dr ( padam) = 46. 12 - 8.79 = 37,33 flRJjam.
KESIMPULAN Penerapan metode matrik respon untuk menganalisis medan radiasi gamma dari hasil pengukuran dengan spektrometer gamma NaI(TI) telah dibahas secara garis besar. Peningkatan paparan gamma serendah 0.54 flRJjam dari pelepasan udara buang melalui cerobong PPR yang diukur pada jarak sekitar 50 m dapat diukur dengan baik. Pengembangan dari program komputer yang telah selesai disusun di sini masih diperlukan untuk meningkatkan fleksibilitasnya terutama untuk pemantauan paparan foton gamma yang berenergi lebih besar dari 3 MeV.
Seperti telah disinggung di atas, nilai paparan ini tidak termasuk sumbangan dari 16 N melainkan sumbangan utamanya adalah dari 41Ar. Pengembangan program komputer untuk dapat mc1iput energi foton-gamma sampai dengan 10 MeV sedang dilakukan. Untuk itu diperlukan penyempumaan dari program
PSPKR-BA
T AN
101
"1:J
... "'..,
C/)
"'"
"'Iii '20;
"1:J
~ tJJ
> ..., >
z
o
tv
Tabel_l_:
Matriks respons 22 x 22 dari sebuah detektor sintilasi NaI(Tl) 3"0
E\V
1
.. 5'
0""
x 3"t untuk medan radiasi y isotropik sampai dengan 3,2 MeV.
00"",
~~ l~ 0"
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
66.78
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
2
1.88
60.05
0.01
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
3
4.69
1.]
49.87
0.07
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
-t
4.73
4.82
0.59
40.66
0.15
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
5
4.66
4.41
4.44
0.55
33.66
0.29
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
(,
4.2
4.11
4.27
3.86
0.54
28.41
0.37
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
7
3.61
3.53
3.6
4.07
3.38
0.66
24.56
0.43
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
r
8
3.15
3.24
3.17
3.4
3.77
2.87
0.67
21.65
0.53
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
~"
9
2.8
2.68
2.71
2.83
3.1
3.91
2.5
0.77
19.34
0.6]
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
~ '" o
10
2.37
2.25
2.45
2.44
2.58
3.02
3.47
2.41
0.84
17.35
0.69
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
o
11
2.18
2.07
1.98
2.12
2.26
2.4
2.86
3.48
2.23
0.85
16.18
0.78
0
o
o
o
o
o
o
o
o
o
12
1.85
1.83
1.87
1.91
2.03
2.16
2.3
2.69
3.41
1.91
0.88
14.53
0.77
o
o
o
o
o
o
o
o
o
~ g.
o
3" g:
~
<> co <>
~ ~ " ;::J
13
1.55
1.52
1.56
1.63
1.66
1.68
1.9
2.22
2.5
3.02
2.29
0.44
14.81
0.] 9
o
o
o
o
o
o
o
o
l-t
138
139
1.48
138
1.41
1.5
1.54
1.64
1.97
2.25
2.59
2.93
1.02
13.3
0.17
o
o
o
o
o
o
o
15
I13
1.24
1.17
1.18
1.19
1.55
1.26
1.52
1.51
1.71
2.12
2.24
3.81
1.13
12.26
0.23
o
o
o
o
o
o
16
1.03
0.97
1.01
1.04
1.06
1.29
133
1.22
1.44
1.54
1.79
3.17
3.74
1.03
11.51
0.24
o
o
o
o
o
17
0.84
0.86
0.84
0.88
0.9
0.9
0.94
0.93
1.25
138
1.19
1.27
1.96
3.21
3.43
1.96
11.04
0.01
o
o
o
o
18
I
0.7
0.74
0.69
0.7
0.71
0.74
0.76
0.77
0.78
0.8
0.9
1.52
1.67
1.76
2.46
3.17
3.71
10.26
0.05
0
0
0
19 20
I
0.59 0.57
0.64 0.54
0.58 0.57
0.66 0.56
0.6 0.57
0.62 0.58
0.61 0.52
0.64 0.53
0.65 0.54
0.7 0.6
0.73 0.62
0.74 0.56
1.48 0.92
2.01 1.08
1.7 2.29
1.93 1.59
5.54 3.54
2.47 4.5
9.34 2.15
0.1 8.99
0.080
00
21 22
I
0.44 0.41
0.5 0.35
0.42 0.39
0.44 0.43
0.44 0.4
0.44 0.38
0.48 0.42
0.46 0.4
0.44 0.42
0.51 0.42
0.52 0.4
0.48 0.48
0.69 0.61
0.8 0.69
0.98 0.72
1.64 0.74
3.37 2.62
2.48 2.53
4.52 2.3
2.85 4.75
8.54 3.46
0.01 7.85
.,
Cl.
~: "gor
'"
;J>
~ c~ co
~ '" C\
"1:1
en "1:1
~ to
:> -J :>
z
3 ~
~~~ :
7'
" [;\
§"
:; '"
~ ;:0
'tntJ~r"I~"·'~ "
",}}{{{
"'\\,:;:'
'.
I
,
1
1
-I - - - I - -
\
I
1
-I - - -
-m: '...
-
-
-t - -
t- - -
- -
1 -
::
::
:::
::
, ,i'~rl\II.1~~~~~~:~~~:~~~~~~~~~~:=~~; : {
.....
:....
'..
'.'
,;;:;:;:
1::@::jj"'lj1~rf-
mj.j·j::j.'j·.jijj!··:
!:::.::,!i:::::::::i:,.:,::,I:j';:::::;·::::::::::.:.:-::.j:li:::::::i::::::':::\.:::::::::.·
"
...iff
·
· ..1
t: - -::±
I
:.:::j:j.jj..:.'::i::··:.:.::::::::!::@:
::
± - - -t ~ - ~~ - ~~~~~:
-I -
-
-
T - -
-I - - - 1- - - 'I - - '1 - - -I - - - 1- - - T
-
-
.
I - - -I -
-1-
- - ,- - -
I
i:0:,f 5>'ffiC;ii ::." '" '" 't '" '"
1
'"
'" I'"
'"
'"
-
I - - I - - -I -
-I-
-!
E '" '"
§ '" '" '"
~(~j;1i;~~:~ ~~~'C~~'~"~'2:~.~t "'I '"
:Vi~'
-
C: -- -
- - ,- - -
1
1'"
-
~
'"
"'EO
-, - - -
I - - -I -
-1-
'"
'"
't '" '"
-
1
"i
"t::t,? ((mum))",:",:,;:;,:::·
if
,;;:{,:;..
.......•
..... rrr\::\\::\,::..
'"
j;, 'Jj,*;~f;E
=: ~
.
:?:\(\\(
Gambar 1 : Distribusi tinggi pulsa dan radiasi y terestrial yang diperoleh di sekitar gedung PPR
H PRSG
SATAN kawasan PPT A
Puspiptek Serpong pada tanggal 16 Juni 1995 dengan menggunakan detektor sintilasi NaI(TI) ukuran 3"0 x 3"t.
ow
l
:?i:·.;i:/:::i/::li::j::il:illi:l:im::::::i
", .. ":'firfiililllllilllllilllilljIIIJI!:::::,.Kanat:::::;::::,:,:,:; .. :·:::·;.::::r:;:!;::::·:'i:,i:::!!,::,.;:::=::i:j;:::j:j;::;;::::.:::;:;:::i:::!j:;;::;!r:";:;:::';:i:i;:;;"i;::':;;:;?;(j:::jj::'::,:·::':I::·.:ii::'::::::::::::::::::::::::::!i:i:i:iji::::::::(:::\:'::::m:::tt:::;ii::::!':i':j ·::I.::::,::!/I/jilliil/IJIIJ/Ji/i/::: .. rm:fmmr::::::::!::::,::::,:':'::'ftt:Y::::::::: :· .. · :.. ··:::::::::::::::::::::::·:':::::::::::::::::':::i ':.j::::.::.::.:.::.:.:::.: :,:::::' .. ::":;;'·::;::::::m::::::·i:::::ii ::::::::::::::::::::::::::::::::::::
.. ·:::;:::j';:j;::::::::;::;':::::::'!'::;iji;::;:i',::::ii:t::::,;::;::::;:::;:::.:::':\·::;.::::;:::::;;::i::,::.::::;;::;i;:::;;:;:;:·:::·:::::··
1':::::..
... :::::" ..
(t~,~:~j ::::::!:::i::::::::i::-::::::i::
1IIIIii!ii!i!!!iiii!'li:il!jilli!!!ilijl::::::
I~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~: ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~: ~ ~
j:::.:·:.·:/;::;:;:::i:::.ji:::):j!;::i::::!:!!i':·::;::.::::::;);:::::::i:::i::/::::::;:::·:·::::: ,·IIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIIII:j:.::::.,:.:·.···,.·::ii'·,});;: ·iljlill~lI·
~ E
'"
'"
± - -
-
" l'S'
p
-
- 1- -
~: e-
-
-
0-
JU:"
1
r ~- -~ ~-tf ~::- ~:::- ::- I ~-::::~- ~-:: >.," 'irl:l",j
~-H:~ ~::~~~~ ~ ~ ~:~ = ~ ~ ~""',:'/;1",':: :::: f :: :: ::::: :: ::::::: ,-_:: §,::::::
.....
'"
,
a '"
~ ~ ~ 'D 'D
'"
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
Tabel 2. Data luaran program File Masukan
"SONG"
: PPROO l.INP ; Waktu Cacah 2 Jam; Simpan Data PK 18: 18
FLUKS* E.D. PAPARAN RENTAMG ENERGI 0.250 P.H.D. 1.2801E+01 8.2621E-01 3.7042E+00 2.1224E-01 2.0291E-01 1.2821E-02 8.2621E-02 0.450 0.550 0.750 0.850 0.650 2.310 2.100 2.510 2.720 0.950 1.050 1.250 1.390 1.690 1.840 3.000 2.3380E+00 2.0356E+00 7.8019E-01 7.6500E+00 6.7638E+00 3.1229E+00 2.8346E-01 2.377 3.0521E+00 1.5506E+00 1.7109E+00 3.3144E+00 5.4555E-01 5.6775E-01 6.5832E-01 >-> 2.100 0.550 0.650 0.850 2.510 2.720 3.000 >-> 0.950 1.050 1.150 1. 1.690 1.540 7.8935E-03 7.1194E-01 6.1602E-01 2.1535E-01 9.6786E-01 1. 1.6351E-01 8.3810E-01 7.6673E-02 5.5634E-02 2.8492E-01 2.2932E-01 O.OOOOE+OO 1.1849E-01 1.4523E+00 2.2813E-02 1.7460E-01 1.3165E-01 1.2850E-01 2.2102E-03 1.3220E-01 1.2358E-01 3.9589E-02 390 7.0214E-02 8.7529E-02 5.4606E-01 2.1785E-01 1.6603E-01 8.3810E-02 9.0128E-03 8.4419E-02 9.7290E-02 7.1194E-02 6.1602E-02 1.6288E-01 3.2302E-02 1.5335E-02 6E-02 6603E+00 0.150 0.350 2.1921E+01 4.4625E+01 1.0950E+01 >-> 0.150 0.250 0.350 0.450 2.3668E-01 6.6583E+00 3.7042E-01 6.6583E-01 1.5879E-01 NO. 0.050 1.150 1.540 7.2773E-01 3.9005E+00 O.OOOOE+OO 0.750 3.200 2.310 1.250 1.840 5.0153E-01 2.7136E-01 2.0565E-01 9.7290E-01 3.9589E-01 8.7741E-02 1.7460E+00 5.9834E-02 2.4884E-02 8.5380E-02 1.1720E-01 7.1231E-02 9.6786E-02 4.0704E-02 6549E-01 2.0291E+00 (MeV)
* (gIcm2/McV/dct) Konsentrasi : Potasium (40K)
= 5 .6936970E-O
Uranium
= 1.2906820E+OO
(238U)
I ( %)
(ppm)
Torium e32Th) = 2.929 I 760E+OO (ppm) DT
(Laju Papa ran total) = 3 .1 I 97840E+OO (!lRljam)
FT
(Fluks Gama Total)
= 2.5988340E+OO
(glcm2/det)
DA (Laju Paparan Alam)
= 2.5566280E+OO
(!lRljam)
FA (Fluks Gama Alam)
= 3.2170150E+OO
(glcm2/det)
PSPKR-BATAN
104
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
15
G- DK(%) DU(%) DTh(%) DLPar(% re
-5
01)
re
.~
r/)
-10
Seri pengarmtan tiap 2 jam
Gambar
2.
Fluktuasi konsentrasi unsur radioaktif alam dan laju paparan di gedung operasi nomor 31 (RSG-GAS)
DISKUSI Yus Rusdian A. : Suparmiati - RS Telogorejo : I. Apakah metode matriks respon Inl bisa diterapkan di ruang/gedung selain di PPR rnisalnya di ruang radiasi Co-60 ? 2. Apakah evaluasi / hasil pengukuran radiasi dengan metode ini dilakukan saat produksi berlangsung ? Yus Rusdian A. : I. Bisa diterapkan dimana saja dengan catatan matrik respon detektor yang dibuat mencakup untuk energi gamma yang diperhatikan. Jika kasusnya sudah jelas bahwa sumber radiasi yang ditangani Co-60 maka cara-cara sederhana dengan menggunakan survey meter biasa akan lebih praktis. 2. Pada saat produksi/beroperasi, teknik ini bisa langsung digunakan untuk mengevaluasi medan radiasi gamma, tetapi akan lebih baik jika dilakukan pengukuran juga sebelum fasilitas beropearsi. M Yazid - PPNY : I. Apakah metode ini juga dapat diterapkan untuk detektor HPGe ? 2. Mengapa dipilih detektor NaI(Tl) padahal jenis detektor ini resolusinya rcndah ?
PSPKR-BA
T AN
I. Secara prinsip bisa diterapkan untuk detektor HPGe dengan cara membuat matrik respon untuk detektor HPGe. 2. Pemilihan detektor NaI(TI) dikarenakan ingin memenfaatkan kelebihannya yaitu praktis dan efisiensinya tinggi dibandingkan detektor HPGe. Walaupun resolusinya rendah jika yang menjadi perhatian adalah penentuan laju dosis gamma, maka kelemahan ini tidak menjadikan masalah. Sarwo DD. - PPkTN : Peningkatan paparan radiasi di lingkungan biasanya dilakukan dengan detektor, dibandingkan dengan keadaan latar (sebelum aktivitas dilakukan). Apakah metode Inl digunakan untuk meningkatkan ketelitian hasil pengukuran ? Apakah maksud "peningkatan serendah" ? Yus Rusdian A. : Asumsi bahwa dosis alam (latar) tidak berubah terhadap waktu bisa dipakai jika dosis fasilitas yang diamati cukup besar sehingga efek fluktuasi dosis alam terhadap waktu bisa diabaikan. Tetapi apabila berurusan dengan dosis sangat rendah pendekatan tersebut tidak tcpat. Mctodc yang disajikan disini scnantiasa mcmonitor sumbangan latar (mcskipun fasilitas
105
Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
sedang operas i) sehingga dapat meningkatkan ketelitian hasil pengukuran. Kalimat lengkapnya yang dimaksud adalah peningkatan paparan gamma serendah 0,54 f-lRJjam di lingkungan dikarenakan sumbangan PPR dapat dideteksi dengan baik. Nasukha - PSPKR : I. Bagaimana validitas hasil evaluasi apabila temyata ada energi gamma di atas 3 MeV? 2. Apakah metode ini bisa dimanfaatkan untuk evaluasi spektrum bremstrahlung ? 3. Mohon dijelaskan proses fisis interaksi radiasi gamma 3 MeV sehingga didapatkan spektrum yang Saudar lakukan.
foton/elektromagnetik, sehingga dapat di~ evaluasi dengan teknik ini. 3. Untuk foton garnma berenergi 3 MeV, proses penting yang perlu diperhatikan adalah hamburan compton, efek fotolistrik dan produksi pasangan. Pembahasan detail mengenai proses ini banyak tersedia dalam buku-buku pendahuluan instrumentasi nuklir. Mulyadi Rakhmad - PSPKR: Apakah dalam metode matrik respon 1ill, mengingat hubungan antara energi gamma dengan channel untuk energi rendah sampai tinggi tidak linier, dapat dipakai untuk seluruh spektrum energi ?
Yus Rusdian A. : I. Apabila respon matrik yang dibuat tidak memperhatikan proses bremstrahlung (dianggap energi foton yang mengalami proses produksi pasangan diserap oleh detektor) maka hasilnya akan di bawah perkiraan. 2. Radiasi yang dibangkitkan dari proses bremstrahlung termasuk dalam kelompok
PSPKR-BATAN
Yus Rusdian A. : Persoalan ini merupakan triklteknik kalibrasi kanal terhadap energi foton yang datang. Matrik respon yang dibuat harus mencakup seluruh spektrum energi yang diperhatikan dan diatur agar energi foton datang E dan tinggi pulsa V dalam matrik R(V,E) berada pada skala energi yang sarna.
106
