Prosiding
Presentasi
llmiah
Keselamatan
~_UoteJ
Radiasi
Kartika_C!!andra.
dan Lingkungan :14 Vesember
X
~O04
KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN PADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Pujadi, Hennawan Candra dan Nazaroh Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -BAT AN
ABSTRAK KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN PADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA. Telah dilakukan analisis koreksi atenuasi diri cuplikan 166mHodalam wadah marinelli pada daerah energi sinal gamma 80 -830 keY. Cuplikan su~ber 166mHo disiapkan pada wadah marinelli dengan variasi densitas matrik 0,5 -1,8 grjcm3. Pencacahan dilakukan menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe. Atenuasi diri pada sumber radionuklida tergantung pada energi Eaton, sifat serapan bahan, dimensi ketebalan sumber dan densitas matrik bahan pencampur yang dipakai. Hasil menunjukkan bahwa faktor atenuasi diri cuplikan dengan densitas 0,5 grjcm3 pada rentang energi 80,6 -810,3 keY bernilai antara 1,20341,0428, densitas 0,8 grjcm3 antara 1,1256 -1,0200, densitas 1,2 grjcm3 antara 0,9058 -0,9879, densitas 1,5 grjcm3 antara 0,8124-0,9502 dan densitas 1,8 grjcm3 antara 0,7428-0,9365.
ABSTRACT SELF ATl'ENUATION CORRECTION OF SAMPLE IN COUNTING USING GAMM.,," SPECTROMETER. The analysis of self attenuation corrections of sample in marinelli have been carried out on the energy range from 80 to 830 keY. The 166mHo sample sources was prepared in marinelli with variety of matrix densities from 0,5 to 1,8 grjcm3. The counting was used gamma spectrometer with HPGe detector. The self attenuation on radionuclide source depens on the incident photon energy, densitas matrix and nature of the absorbing material. The result showed that the corrections factor for self attenuation sample sources "vith density matrix of 0.5 grj cm3 in the energy range from 80.6 to 810.3 keY are 1.2034-1.0428, density 0.8 grjcm3are 1.1256-1.0200, density 1.2 grjcm3 are 0.9058 -0.9879, density 1.5 grjcm3 are 0.8124 -0.9502 and density 1.8 grjcm3 are 0.7428 -0.9365 grjcm3.
I. PENDAHULUAN Pada sumber radioaktif yang dibuat dalam bentuk volume dengan media pencampur yang mempunyai densitas matrik tertentu, maka akan terjadi atenuasi foton oleh bahan sumber dan medianya, yang disebut atenuasi diri. Besamya atenuasi diri ini tergantung pada energi foton daD gnat serapan daTi bahan matrik pencam-
maupun cuplikan dalam bentuk seperti ini, untuk mendapatkan hasil cacah yang akurat, perlu dilakukan koreksi atenuasi diri foton dalam bahan itu sendiri [1], Koreksj atenuasi diri, biasanya dinyatakan dalam koefisien atenuasi airi,
koreks:
atenuasi diri ini banyak dilakukan untuk berbagai
perrnasalahan
pada
bidang
metrologi radiasi clan dosimetri [2].
pumya. Oleh karena itu pada pengukuran
aktivitas sumber standar radionuklida
PuslitbangKeselamatanRadiasidan BiomedikaNuklir-Badan TenagaNuklir Nasional
102
-IJdp)V
Prosiding Presentasi
Ilmiah
Keselatnatan lioteJ
Radiasi
Kartika
Chandra,
dan Lingkungan .14 Vesember
X
~004
Berbagaimetode penentuan koefisienate-
matrik bahan pencampur yang dipakai.
nuasi diri telah banyak dilakukan dibebe-
Menurut Debertin clan Helmer (1988)yang
rapa laboratorium,
dikutip
disesuaikan dengan
oleh T. Boskova clan L. Minev
kondisi dan tujuan pengukuran. 166mHo (2001),
merupakan
salah
pemancar gamma
satu multi
sumber
radionuklida
radionuklida
berbentuk silinder, dimana aktivitasnya
energi, yang
terdistribusi secara homogen pada wadah-
nya, mempunyai jangkau energi dari 80,6-1427KeV, sehingga
pada
sangat efisien
apabila
apabila
dicacah
menggunakan
spektrometer gamma pada jarak tertentu, ,
dipergt,makan sebagaisumber standar [3].
besarnya
Pada makalah ini akan dibahas tentang
dirumuskan sebagai berikut [1]
koefisien atenuasi diri
faktor
atenuasi
diri
dapat
surnber standar
pada wadah marinelli dengan bahan matrik pencampur yang mem166mHo
punyai densitas 0,5; 0,8; 1,2; 1,5 clan 1,8 grjcm3, pada rentang energi gamma 80,.6810,3 keY. Pada energi gamma yang lebih tinggi atenuasi yang terjadi relatif kecil [1,2].
F(,udp) = [l-exp
...(1)
IJ.dp
dengan F
: Faktor atenuasi diri
~
Koefisien
d
Ketebalancuplikan
p
Densitas
Apabila
II. TEOR!
atenuasi rnassa
bentuk
komposisi dan
densitas sumber standar clan cuplikan
Pada sumber standar radionuklida atau
cuplikan
radioaktif
yang mengandung zat
dengan bentuk volume clan
mempunyai densitas tertentu, akanterjadi atenuasi diri foton, yang dapat memberikart kontribusi
berbeda, maka harga kalibrasi
setiap puncak tenaga gamma cuplikaIl perlu dikoreksi, sehingga besarnya koreksi atenuasi diri Facia cuplikan (Ca) dirumuskan sebagai berikut :
kesalahan pengukuran.
Oleh karena itu pada pengukuran sumber radioaktif
efisiensi
Ca = F(.udp)sampll!/F(.udp)sta~ldar
(2)
dengan bentuk volume clan
densitas berbeda dengan standar perin
dengan:
dilakukan koreksi atenuasidiri. Atenuasi
F(,tJdp)sample iaktor
diri pada sumber radionuklida tergantung
atenuasi diri cuplikan
F (Jidp)standar:faktor atenuasi diri sumber
pada energi foton, sifat serapan bahan,
standar
dimensi, ~etebalan sumber clan densitas
Puslitban~
Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan
Tenaga NuklirNasional.
103
dengan: 1.
Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X lIOteJ
Menurut
klida dehgan kondisi
acs
geometri tertentu
dan mempunyai ketebalan tetap, dengan rentang densitas (p) antara 0,1-2,0 grfcm3,
F(,udp), pada
faktor
14 Vesember
:7;004
nilai konstantaslopepada kurva densitas standar pcs
pes
densitasstandar
f3cs
nilai konstanta intersep pada
clan nilai (Jid) kecil atau < 0,5 cm3f gr, maka ketergantungan
Chandra,
kurva densitas Pi
T. Boschkova daD L. Minev
(2001), pada pencacahan sumber radionu-
Kaltika
kurva densitas standar Pis
atenuasi
tertentu dapat
densitas
Menurut Strom dan Israel (1967), ke-
dirumuskan sebagai fungsi linier, dengan
tergantungan
tingkat keakurasian 1-2%, sebagai berikut
energi foton gamma pada cuplikan alam
atenuaSi
berbentuk cair, F(,udp) = ap +~
(3)
Dimana a merupakan konstanta slope clan f3 adalah konstanta intersep dari
fungsi
diri
pada rentang
terhadap
energI
60-2000 keV, dapat diruD1uskan dengan
bentuk persamaan polynomial
sebagai
berikut [4] :
linier diatas. Apabila geometri penguku-
Ca = a In(E)2 + b In(E) + c
.(5)
ran ditetapkan, maka harga efisiensi untuk energi foton tertentu
akan bergantung
hanya pada faktor atenuasi diri F(jJdp).
E
: energi sinal gamma a, b dan c merupakan konstanta
Sehingga efisiensi pencacahan tergantung juga pada densitas matrik bahan pencam-
pur.
Pada pencacahan dengan kondisi
sumber standar dan cuplikan
berbeda,
III. TATA KERJA III.1. Bahan clan Peralatan Sumber radioaktif
dengan penggabungan persamaan (2) dan
AAIST -Jepang
(3) maka besamya koreksi atenuasi diri (Ca)dapat dirumuskan sebagai berikut
166mHo daTiNMIJ /
2. Wadah sumber marinelli 1000 ml
3. Bahanmatrik sebagaimedia pencam=
(aciPi +J3ci )/ (acsPes +J3cs)
pur yang terdiri dari : Busa, geL air,
...(4)
bubuk silica, bubuk £leksi glas, bubuk
dengan act
kacadan bahan pengawet(sodium nilai konstanta slope pada kurva
benzoat) densitas Pi
densitas cuplikan J3ci
nilai konstanta intersep pada
4
Spektrometer gamma dengan detektor
HPGe.
:
Prosiding
Presentasi
llmiah
Keselamatan Ifotel
111.2.Preparasi sumber radioaktif
dan Lingkungan .14 Vesember
X
~O04
Eff(Ei)
efisiensi pencacahan tiap-tiap
cpS(Ei)
energi gamma(Ei) cacahper detik pada energi
wadah marinelli volume 1000 mI, sebanyak
enambuah dengandensitasyang berbedabeda. Untuk membuat densitas media matrik
pencampur yang terdiri dari busa, gel, air, bubUk silica,
Radiasi (1Jandra,
dengan
Sumber radioaktif 166mHo dibuat pada
yang bervariasi maka bahan
Kartika
bubuk fleksi gelas, bubUk
Akt
gamma (Ei) : aktivitas standar
Yield(Ei): intensitas pancaran gamma pada
energigamma (Ei)
kaca divariasikan komposisinya sehingga didapatkan media yang mempunyai densilas : 0,5; 0,8; 1,0; 1,2; 1,5 clan 1,8 gr/cm3 [5,6].
Setelah diperoleh media dengan
densitas tersebut dilakukan uji kehomoenan. Kemudian media bahan matrik
pencmnpur tersebut daD sumber radioaktif standar 166mHoyangtelah diketahui aktivitasnya, dimasukkan kedalam mari-
IV. HASILDAN PEMBAHASAN Dari
hasil pencacahan
terhadap
166mHopada marineli dengan berbagai macam densitas, kemudian dihitung harga efisiensi pencacahan pada masing-masing energi gamma 80,6 ;
184,4 ;
280,5;
410,90; n1,7
; 752,3 clan 810,3 keY,
menggunakan
persamaan
nelli dan aduk hingga rata, sumber siap
untuk dicacah.
Kemudian dibuat
kurva antara efisiensi
dan densitas untuk masing-masing energi
Pencacahanterhadapsumberstandar 166mHopada marinelli dilakukan dengan spektrometer gamma menggunakan detektor HPGe. Energi puncak 166mHoyang diamati adalah : 80,6 ; 184,4 ; 280,5; 410,9
711,7 ; 752,3 dan 810,3keY. Dan basil pencacahan ini, kemudian dihitung efisipencacahan pada masing -rnasing
energi tersebutdiatas, dengan menggunakan persamaan sederhana untuk menghitung aktivitas sebagai berikut : Eff (Ei)= CPS(Ei) / Akt. Yield(Ei)
harga
efisiensi tersebut disajikan pada Tabel 1.
111.3.Pencacahan
ensl
(6),
gamma, yang disajikan pada Gambar 1. Pada setiap kurva apabila ditarik garis linier maka akan didapatkan
variabel
slope clan intersept masing-masing kurva, sesuai dengan
persamaan (3).
Pada
Gambar I, terlihat bahwa kurva untuk energi 184,6 keY berada dipaling atas, sedangkan untuk energi gamnia 80,6 keY
berada dibawahnya, kedua kurva pada energi tersebut tidak berurutan sedangkan untuk energi gamma lainnya mulai dari
.(6)
280,5-810,3 keY letak kurva berurutan.
PuslitbangKeselamatan RadiasidanBiomedikaNuk'ir~Badan TenagaNuk'ir Nasional
105
Hal ini juga ditunjukkan
pada Tabel 1,
bus dinding
detektor lemah, sehingga
harga efisiensi untuk energi 184,6 keV
pada energi gamma yang kecil efisiensi-
setiap densitas matrik mempunyai nilai
nya juga kecil, dan efisiensi akan naik
paling besar. Hal ini terjadi karena pada
dengan kenaikan energi gamma
pencacahansumber radioaktif mengguna-
puncaknya berkisar pada daerah energi
kan detektor HPGe aluminium window,
100-120 keY.
pada daerah energi rendah pada rentang
gamma lebih besar 120 keY, dengan
(40-120) keV, efisiensi pencacahan naik
kenaikan energi kebolehjadian interaksi
dengan kenaikan energi
sinar gamma dengan detektor justru kecil,
sesuai
sinaI
clan
Selanjutnya pada energi
gamma, clan efisiensi pencacahan tertinggi
karena
berada pada daerah energi 100-120 keY.
Pencacahan pada energi yang relatif
sehingga tidak terdeteksi, sehingga efisiensi pencacahan menjadi
rendah, rnaka kernarnpuan sinal gamma
lebih kecil dengan naiknya energi sinar
untuk berinteraksi dengan detektor relatif
ganuna.
kemungkinan
lolosnya
sinar
gamma
kecil, karena kemampuan untuk menem-
Tabel1. Efisiensi pencacahan166rnHo dengan berbagai densitas, pada rentang energi 80,6 -810,3 keY [61.
Harga sJope clan intersept untuk ... masmg-masmg
energl
gamma
yang
besar, hal ini menunjukkan bahwa pada
energigammayang rendah, koreksi faktor
didapat disajikan pada Tabel2. Pada Tabel
atenuasi dirinya
2, terlihat bahwa pacta energi gamma yang
sebaliknya pada energi gamma
k~cil, dibawah 280,5 keY 1 slope
tinggi. Selain itu terlihat pula bahwa pada
Puslitbang
semakin
Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan
Tt
semakin besar
energi
rendah, densitas matrik mem-
(4), denganasumsibahwa sumberstandar
punyai
pengaruh yang cukup besar
terhadap efisiensi pencacahan. Dengan
yang digunakan mempunyai densitas (p) = 1 gr/cm3. Tabel 3, menyajikan basil
harga slope (ac) clan intersept (r3c)masing-
perhitungan harga koreksi atenuasi diri
masing energi
(Ca) untuk masing-masing energi gamma
gamma pada Tabel 2.,
maka dapat ditentukan besamya koreksi
clan densitas cupIikan
atenuasi diri (Ca) menggunakan persamaan
gunakanpersamaan(4)
tertentu, meng-
Eft.
Gambar 1. Kurva densitas vs. efisiensi
Tabe12. Parameter kurva efisiensi vs. densitas Marinelli vol. 1000mI.
-107
Prosiding
Presentasi
~
llmiah
Keselamatan Yatel
Kartika
Radiasi Chandra,
dan Lingkungan .14 Vesember
X
2004
Tabe13 : Koreksi atenuasi diri (Ca)pada masing-masing energi gamma clan densitas cuplikan I sumber standar dengan densitas (p) = 1 gr / cm3 wadah sumber marineli 1000cc.
80,6
112034
1,1256
0,9058
0,8124
0,7428
184,4
1,.0958
1,0468
0,9552
0,8803
0,8288
280,5
1,0864
1,0328
0,9628
0,8930
0,8569
410,9
1,0726
1,0322
0,9694
0,9312
0,8821
711,7
1,0628
1,0233
0,9776
0,9418
0,9069
752,3
1,0603
1,0221
0,9782
0,9456
0,9084
810,3
1,0562
1,0218
0,9826
0,9468
0,9126
Dari hasil ini dapat dapat dikatakan
antara 1,1256 -1,0218, densitas cuplikan
bahwa koreksi atenuasi diri (Ca), sangat
Pi = 1,2 grjcm3 berkisar antara 0,9058-
tergantungpada energi sinar gammapada
0,9826, densitas cuplikan Pi = 1,5 grjcm3
kondisi pengukuran yang tertentu. Apabila
berkisar antara 0,8124 -0,9468, densitas cuplikan Pi = 1,8 grJcm3 berkisar antara ;::~
0,7428-0,9126.
kalibrasi efisiensi, maka harga koreksi atenuasi diri (Ca) untuk cuplikan dengan densitas
Pi = 0,5 gr/ cm3 pada rentang
energi gamma 80,6 -810,3 keY berkisar antara 1,2034 -1,0562.
Sedangkan untuk
densitas cuplikan Pi = 0,8 gr/ cm3 berkisar
Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional
108
V.
Prosiding
Presentasi
Ilmiah
Keselamatan !(atel
Kartika
Radiasi Chandra.
dan Lingkungan 1'4 Vesember
X
!J,1)()4
-
1.6 1.5 1.4
1.3
~
~ 1.2 .;:::
:a .~
1.1
~
~ .-
1
~
0.9
~::=~:;:::::-~--~
U)
0
~
0.8 0.7 0.6 0.5 3
5
7
9
Ln energigalnma
Gambar 2. Kurva koreksi atenuasi diri (Ca) terhadap In-energi gamma
Apabila
dibuat
kurva
clan
data
koreksi atenuasi diri (Ca) untuk masingmasing gamma"
densitas
terhadap
''In-energi
akan didapatkan kurva
polynomial,
clan densitas
matrik bahan pencampur
yang dipakai. Faktor atenuasi diri cuplikan dengan densitas 0,5 gr/ Cm3 pada
bentuk
rentang energi 80,6 -810,3 keY berkisar
disajikan pada Gambar 2,
antara 1,2034-1,0562, densitas 0,8 gr/cm3 antara 1,1256-1,0218, densitas 1,2 grjcm3 antara 0,9058 -0,9826, densitas 1,5 antara 0/8124 -0/9468
tergantung pada energi sinar gamma.
dan densitas
1/8 antara
0,7428-0,9126. Untuk pencacahancupli-
kan pada contoh lingkungan yang memSIMPULAN DAN SARAN
punyai
perbedaan
densitas
dengan
standar disarankan untuk dilakukan koAtenuasi diri pada sumber radionuklida tergantung pada energi foton, sifat serapanbahan, dimensi, ketebalan su~ber
reksi atenuasi diri, agar didapatkan hasil yang lebih mendekati nilai sebenarnya.
Prasiding
Presentasi
Ilmiah
Keselarnatan
lioteJ
Kartika
Radiasi
Chandra,
dan
Lingkungan
.14 Vesember
X
~O04
p = 0,5 Eff. = 0,863 p = 1,8 Eff. = 0,604 ~ = 0,259
DAFT AR PUSTAKA
dengan
1. T. BOSHKOVA, L MINEV, Corrections for Self-Attenuation in Gamma-ray Spectrometry of Bulk Sample, Appl. Radiat.and Isot. 54 (2001),p. 77-783.
Pada E = 810,3 keY dengan p = 0,5, Eff. = 0,214 p = 1,8, Eff. = 0,172 A = 0,042
2. NEMETH, W., PARSA B., Density Correction of Gamma-ray Detection Efficiency in Environmental Samples, Radioact.Radiochem.3(3), 32 (1992).
Gatot Wurdiyanto (P3KRBiN-BATAN)
3. PUJADI, dkk., Analisis Puncak-Puncak Energi Sinar Gamma 166mHolmiumpada Kalibrasi Efisiensi Detektor HPGe, Prosiding Seminar Keselamatan Radiasi
dan BiomedikaNuklir I, Jakarta (2001). 4. STROM E., ISRAEL H., ISO Guide 47-1 Marinelli Beaker Calibration. System Application Studies. (1977). 5. NAZAROH, dkk., Pembuatan Sumber Standar 166mHolmiumMarinelli untuk Pengukuran NORM, Prosiding Seminar Aspek KeselamatanRadiasi dan Lingkungan pada lndustri Non Nuklir, Jakarta (2003).
DISKUSI
1
Alasan teknis koreksi atenuasi diri pada densitas 1 grJcm3.? 2. Menurut saya efisiensi deteksi tidak tergantung pada densitas cuplikan, tetapi nilai cacahannya yang tergantung pada densitas cuplikan!. Mohon penjelasan lebih lanjut. 3. Bagaimana menentukan densitas 0,8 grfcm3, 0,5 grfcm3, 1 grfcm3 dll.?
Jawab: 1. Untuk densitas"gr/cm3" ~ sebagai standar Alasan dilakukan koreksi ~ apabila standarcuplikan beda 2. Kalau cacahan (cps) tergantung densitas cuplikan efisiensi tergantung cps ~ sehinggaeffisiensi juga tergantung densitas. 3. Dengan mencampur bahan2 tertentu denganvolumenyaditimbang.
Mulyadi Rachmad (P3KRBiN-BATAN) Mengapa pada energi 711,751d 810,3 keV efisiensi tinier konstan ?
J awab
Pada gambar kelihatannya konstan, tapi sebenarnya tidak, pada E = 711,7 sid 810,3 keY besar densitas eft. turun, tapi penurunannya tidak setajam pada E 80 keY atau 184 keY. Karena semakin besar energi dengan beda densitas yang relatif kecil, penurunan eft. juga relatif kecil dibandingkan pada E = 80,6 keY.
Riau Amorino (P3KRBiN-BATAN) Untuk koreksi atenuasi ini sangat dipengaruhi oleh bentuk (geometri) clan salah satunya homogenitas. Bagaimana caranya untuk menentukan homogenitas sampel?
Jawab:
Homogenitas yang dimaksud adalah terdistribusinya aktivitas keseluruhan ruang. Ditentukan dengan mengukur aktivitas daTi berbagai sudut (atas, bawah, kiri, kanan dll.). -l10
