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

258

Prosiding Pertemuan Ilmiah XXIV HFI Jateng & DIY, Semarang 10 April 2010 hal 258-264

PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Hermawan Candra, Pujadi, Gatot Wurdiyanto Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN [email protected] INTISARI Salah satu sistem pencacah untuk pengukuran aktivitas radionuklida adalah menggunakan spektrometer gamma. Pada metode ini ketelitian hasil pengukuran tergantung dari kondisi percobaan dan peralatan, seperti kondisi geometri pengukuran yaitu jarak antara radionuklida ke detektor. Salah satu cara pengukuran dengan metode ini dengan cara analisa kuantitatif dengan melakukan kalibrasi efisiensi. Suatu radionuklida selalu memancarkan sinar radioaktif ke segala arah. Radionuklida diukur pada jarak tertentu dari detektor sehingga hanya sebagian saja dari sinar gamma yang dipancarkan oleh radionuklida tersebut yang terdeteksi. Tujuan penelitian ini adalah mengetahui pengaruh efek geometri dan optimalisasi geometri pada kalibrasi efisiensi menggunakan radionuklida 152Eu dengan spektrometer gamma. Pada penelitian ini menggunakan sumber standar radionuklida 152 Eu buatan Laboratorium Primer LMRI Prancis berbentuk padat atau sumber titik (point source) yang merupakan radionuklida multi gamma yang mempunyai energi gamma dari rentang energi rendah sampai energi tinggi yaitu 121,8 keV, 244,7 keV, 344,3 keV, 411,1 keV, 444 keV, 778,9 keV, 964 keV, 1085,8 keV, 1112 keV dan 1408 keV dengan waktu paro 13,1 tahun. Kondisi geometri pengukuran dilakukan dengan cara variasi jarak antara sumber radionuklida ke detektor yaitu 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm. Detektor yang digunakan adalah detektor semikonduktor germanium kemurnian tinggi ,High Purity Germanium (HPGe) resolusi tinggi. Secara teoritis pada kondisi pengukuran, semakin jauh akan mengurangi kesalahan pengukuran akibat rangakaian elektronik spektrometer gamma dalam mengolah signal yang masuk, peristiwa pile-up yang mengakibatkan kehilangan cacah, waktu mati (dead time) dan efek penjumlahan. Hasil pengukuran dan perhitungan efisiensi menunjukkan bahwa waktu mati (dead time) pada kondisi pengukuran jarak antara radionuklida dan detektor 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm berturut turut adalah 3,78%, 6,16%, 9,14%, 15,37% dan 30,59%. Kehilangan cacah akibat waktu mati detektor HPGe terkecil pada jarak 24cm. Pada kurva kalibrasi efisiensi menunjukkan bahwa untuk masing-masing kurva kalibrasi pada masingmasing variasi, nilai koefisiensi linieritas mendekati 1. Pengaruh geometri pada hasil pengukuran ini kemungkinan disebabkan juga oleh gejala pile-up dan penjumlahan pulsa. Jika dua foton secara serentak mengenai detektor dalam selang waktu kecil maka salah satu atau kedua foton tersebut tidak terdeteksi. Hal ini disebakan oleh koinsidensi waktu dimana pulsa tumpang tindih secara kebetulan atau bias juga karena adanya gejala cascade dari suatu inti yang sama. Sehingga mempengaruhi nilai efisiensi detektor untuk foton-foton gamma yang bersangkutan dan menyebabkan puncak-puncak energi gamma yang ingin ditentukan mengalami penambahan atau pengurangan cacahan. Untuk menguji hasil pengukuran masing-masing kurva kalibrasi efisisensi, dilakukan pengukuran aktivitas radionuklida standar Cs-137 buatan ETL Jepang yang sudah diketahui aktivitas awalnya. Secara perhitungan aktivitas radionuklida pada saat pengukuran adalah 92159,0 Bq. Hasil pengukuran aktivitas bila menggunakan masing-masing kurva kalibrasi efisiensi pada jarak 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm berturut-turut adalah 92694,79 Bq, 93022,3145 Bq, 93791,4419 Bq, 96527,5114 Bq dan 105665,088 Bq. Perbedaan hasil perhitungan dan pengukuran aktivitas berturut-turut adalah 0,581%, 0,937%, 1,77%, 4,74% dan 14,66%. Sehingga dapat disimpulkan bahwa keadaan optimum geometri pada pengukuran aktivitas, jarak antara radionuklida dan detektor pada 24cm. Keywords: Efek geometri, Kalibrasi efisiensi, radionuklida standar Eu-152, spektrometer gamma

I. PENDAHULUAN Sistem pencacah spektrometer gamma merupakan salah satu alat ukur relatif pengukuran radioaktivitas radionuklida yang artinya aktivitas radionuklida ditentukan dengan cara membandingkan hasil cacahan cuplikan radionuklida dengan hasil cacahan sumber standar radionuklida. Metode pengukuran radioaktivitas menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma disebut spektrometri gamma. Analisa yang digunakan dalam metode spektrometri gamma berdasarkan interpretasi spektrum gamma hasil pengukuran. Interaksi antara sinar gamma suatu radionuklida dengan detektor menghasilkan pulsa-pulsa yang sebanding dengan energi gamma radionuklida tersebut dan pada akhirnya diproses secara elektronik yang menghasilkan spektrum gamma. Sebelum dilakukan pengukuran radioaktivitas radionuklida menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma, sistem pencacah tersebut harus dikalibrasi terlebih dahulu karena dengan metode ini ketelitian hasil pengukuran tergantung pada kondisi peralatan. Beberapa tahap yang perlu dilakukan yaitu menentukan efisiensi sistem pencacah menggunakan sumber standar radionuklida dengan memperhatikan geometri pencacahan yang meliputi bentuk cuplikan, jarak antar detektor dengan sumber standar radionuklida, ukuran, bentuk dan jenis radionuklidanya Analisis kuantitatif sistem pencacah spektrometer gamma dilakukan dengan cara kalibrasi efisiensi (NCRP, 1978). . Pada kalibrasi efisiensi ini didasarkan pada pengertian bahwa pada dasarnya setiap radionuklida selalu memancarkan sinar radioaktif ke segala arah. Untuk mengukur radioaktivitas radionuklida tersebut dilakukan pada jarak tertentu dari detektor sehingga efisiensi detektor terhadap sinar gamma radionuklida tersebut harus diketahui. Hasil kalibrasi efisiensi spektrometer gamma ini adalah diperolehnya plot /kurva antara efisiensi dan energi sinar gamma. Kurva kalibrasi efisiensi ini dibuat dengan cara melakukan pengukuran dan perhitungan efisiensi suatu radionuklida yang ISSN 0853 - 0823

Hermawan,dkk./ Pengaruh Efek Geometri pada Kalibrasi Efisiensi Detektor Semikonduktor HPGe Menggunakan Spektrometer Gamma

259

mempunyai energi gamma dari rentang energi rendah sampai tinggi, biasanya menggunakan sumber standar seperti 166mHo, 152Eu atau sumber standar campuran (NCRP, 1978). Oleh sebab itu radionuklida 166mHo dan 152Eu disebut radionuklida multi gamma. Kualitas kalibrasi efisiensi sangat mempengaruhi hasil pengukuran, sehingga ketelitian dan keakuratan pada pembuatan kurva kalibrasi efisiensi sangat penting. Ketelitian dan keakuratan pada pembuatan kurva kalibrasi ini sangat bergantung pada penentuan luas puncak serapan total setiap spektrum energi sinar gamma. Penentuan luas puncak spektrum ini akan menentukan harga laju cacah (cps). Selain itu ditentukan pula oleh laju emisi (emission rate) yang merupakan hasil perkalian anatara intensitas dengan aktivitas radionuklida pada saat pengukuran (Debertin, 1988) Sumber radionuklida multi gamma 152Eu mempunyai rentang energi gamma dari 121 sampai 1408 keV, yaitu 121,8 keV dengan intensitas (28,37%), 244,7 keV (7,51%), 344,3 keV (26,58%), 411,1 keV (2,23%), 444 keV (3,12%), 778,9 keV (12,96%), 964 keV (14,62%), 1085,8 keV (10,16%), 1112,1 keV (13,56%) dan 1408,1 keV (20,85%) (ICRP, 1984). Penggunaan sumber standar radionuklida ini sangat bermanfaat dan efisien karena pada waktu melakukan kalibrasi efisiensi, pengukuran radionuklida pada rentang energi gamma dari energi rendah sampai energi tinggi dapat dilakukan secara serentak atau sekali pengukuran sehingga sangat menghemat waktu pengukuran. Pada pengukuran radioaktivitas sumber radioaktif menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma ada beberapa faktor yang perlu diperhatikan, yaitu jenis detektor yang digunakan, daya pisah detektor dan efisiensi detektor (Debertin, 1985). Efisiensi detektor merupakan suatu ukuran yang menyatakan hubungan antara pulsa yang dihasilkan detektor dengan aktivitas dari sinar gamma yang terdeteksi. Ada beberapa jenis efisiensi detektor yaitu efisiensi mutlak dan efisiensi intrinsik. Efisiensi mutlak adalah rasio cacah pulsa yang dihasilkan detektor terhadap aktivitas yang dipancarkan sumber radioaktif sinar gamma. Pada efisiensi ini tergantung pada geometri pencacahan yaitu jarak antara sumber radioaktif dan detektor. Sedangkan efisiensi intrinsik adalah rasio cacah pulsa yang dihasilkan detektor terhadap cacah sinar gamma yang mengenai detektor. Pada efisiensi ini hanya tergantung materi detektor dan energi radiasi. Pada sistem pencacah spektrometer gamma detektor HPGe efisiensi yang sering dipakai adalah efisiensi mutlak. Nilai efisiensi tersebut menurut persamaan :

ε (E ) =

cps . dps × Y ( E )

1)

dengan : ε (E) adalah efisiensi mutlak pada energi gamma cps adalah laju pencacahan yang dihasilkan pada pengukuran dps adalah aktivitas standar pada saat pengukuran dilakukan (Bq) Y(E) adalah intensitas atau yield suatu radionuklida sebagai fungsi energi gamma Nilai efisiensi deteksi hasil pengukuran pada umumnya ditentukan oleh beberapa faktor yaitu dari segi geometri meliputi jarak antara sumber radionuklida ke detektor, bentuk dan ukuran cuplikan, volume aktif detektor, resolusi atau daya pisah perangkat elektronik. Apabila jarak sumber radionuklida semakin dekat dengan detektor maka semakin besar pula nilai efisiensi deteksinya. Pada jarak ini semakin besar pula kesalahan pengukuran karena efek jumlah dan gejala pile-up. Selain itu bentuk sumber radionuklida secara geometri juga sangat mempengaruhi hasil pengukuran. Pada jarak pengukuran anatar detektor dengan sumber radionuklida yang sama, dengan bentuk sumber radionuklida berbentuk titik akan berbeda pula nilai efisiensi dengan sumber radionuklida berbentuk planset. Detektor yang mempunyai volume aktif besar juga menghasilkan nilai efisiensi yang berbeda dengan volume aktif kecil. Semakin besar volume aktif detektor semakin besar pula nilai efisiensinya. (Wisnu, 1984) II. METODE PENELITIAN 1. Bahan dan Peralatan 1. .Sumber standar multi gamma 152Eu buatan LMRI bentuk padat (point source) 2. Sistem pencacah spektrometer gamma detektor germanium kemurnian tinggi ( High Purity Germanium ) GC 1018 buatan Canberra 3. High Voltage Supply TC 950 buatan Tennelec 4. Amplifier 2022 buatan Canberra, 5. Multiport II buatan Canberra, 6. Osiloskop, 7. Software Genie 2000 buatan Canberra

ISSN 0853 - 0823

260


2. Tata Kerja Sistem pencacah spektrometer gamma disusun seperti pada Gambar 1.

Gambar 1. Sistem pencacah spektrometer gamma. Catu daya detector High Voltage Supply diatur pada 4500V, penguat (Amplifier) diatur sampai puncak-puncak energi gamma sumber standar radionuklida yang diamati dapat muncul pada layar multi channel analizer Posisi Coarse Gain : 100 Posisi Fine Gain : 0,7 Shaping Time : 4 µSec Polaritas Positif Pencacahan sumber standar radionuklida 152Eu dilakukan selama 3600 detik, dengan variasi jarak antara sumber standar radionuklida ke detektor 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm. Selanjutnya dibuat kurva kalibrasi energi (nomor channel VS energi gamma) dari sumber standar radionuklida tersebut dimana kurva ini digunakan sebagai data utama dalam kalibrasi energi dan persamaan garis matematis regresi linier dari kurva kalibrasi energi tersebut diperoleh. Kalibrasi efisiensi sistem pencacah spektrometer gamma dilakukan dengan menggunakan sumber standar multigamma Eu-152 buatan LMRI Perancis. Perhitungan luas puncak serapan total dihitung menggunakan metode langsung, yaitu menggunakan perangkat lunak dari “Genie 2000“, luas puncak serapan total setiap spektrum gamma dihitung dengan batasan ± 5 salur dari kaki kiri dan kanan spektrum. Nilai net area dapat secara langsung dilihat pada perangkat lunak e Genie tersebut, sehingga kurva kalibrasi effisiensi dapat dibuat. III. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil pengukuran sumber standar radionuklida 152Eu LMRI digunakan untuk menghitung nilai efisiensi setiap energi gamma 152Eu pada masing-masing jarak pengukuran antara sumber standar radionuklida dengan detektor HPGe berturut-turut pada jarak 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm. Dengan menggunakan persamaan (1) diperoleh nilai efisiensi (ε) deteksi detektor High Purity Germanium (HPGe) menggunakan sumber standar 152Eu pada masing-masing energi gamma dengan variasi jarak tersebut. Nilai efisiensi hasil pengukuran disajikan pada Tabel 1. Dari nilai efisiensi tersebut dibuat kurva kalibrasi effisiensi sebagai fungsi energi gamma pada masing-masing jarak pengukuran . Kurva kalibrasi efisiensi disajikan pada Gambar 2. Pada kurva kalibrasi efisiensi pada masing-masing jarak pengukuran 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm. mempunyai nilai determinasi R2 mendekati nilai 1 . Dengan menggunakan persamaan pada kurva kalibrasi efisiensi pada masing-masing jarak pengukuran maka dapat diperoleh nilai efisiensi perhitungan sebesar (εo) seperti disajikan pada Tabel 1.

ISSN 0853 - 0823


261

0.0147 -0.9174

Jarak 24cm

y = 0.1111x 2

R = 0.99 Jarak 18cm

0.0126

-0.9233

y = 0.2001x 2

R = 0.991 Jarak 14cm

-0.9346

y = 0.3274x 2

R = 0.9917

0.0105

Jarak 10cm

-0.9527

y = 0.6311x 2

Effsiiensi

R = 0.9923 Jarak 6cm

0.0084

-0.9728

y = 1.4344x 2

R = 0.9939

0.0063

0.0042

0.0021

0 0

50

100

150

200

250

300

350

400

450

500

550

600

650

700

750

800

850

900

950 1000 1050 1100 1150 1200 1250 1300 1350 1400 1450 1500

Energi (keV)

Gambar 2. Kurva kalibrasi efisiensi detector HPGe menggunakan sumber standar 152Eu pada variasi jarak sumber standar dan detektor Nilai efisiensi pada masing-masing energi gamma yang diperoleh dari hasil pengukuran (ε) dibandingkan dengan hasil perhitungan (εo) diperoleh nilai (ε/εo) pada masing-masing jarak pengukuran. Perbandingan tersebut disajikan pada Tabel 1 dan dibuat kurva antara (ε/εo) vs energi seperti pada Gambar 3. Tabel 1. Perbandingan nilai efisiensi terukur dan perhitungan pada variasi jarak

Pada Gambar 4 disajikan spektrum sumber standar radionuklida multi gamma 152Eu menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe pada rentang energi gamma dari 121 keV sampai 1408keV. Pada analisa secara kuantitatif tersebut ada beberapa hal yang perlu diperhatikan yaitu masing-masing energi gamma tersebut mempunyai intensitas sebagai fungsi energi gamma. Pada sumber standar multi gamma 152Eu dipilih energi gamma yang mempunyai intensitas besar, sehingga akan dipilih puncak energi yang mempunyai laju cacah (cps) yang besar pula. Menurut Debertin(1985) pada energi di bawah 300keV kemungkinan ada summing effects. Perbandingan nilai effisiensi hasil pengukuran dibandingkan dengan hasil perhitungan cukup baik yaitu antara 0,9–1,1. Pada kurva kalibrasi efisiensi pada daerah energi gamma di atas 100keV telah diperoleh nilai efisiensi yang semakin turun seiring dengan kenaikan energi gamma. Hal ini disebabkan karena semakin meningkatnya energi gamma maka foton gamma meloloskan diri dari detektor tanpa berinteraksi menjadi cukup besar sehingga nilai efisiensi deteksinya juga akan turun.

ISSN 0853 - 0823

262


e /e o

e/eo

2.00 1.90 1.80 1.70 1.60 1.50 1.40 1.30 1.20 1.10 1.00 0.90 0.80 0.70 0.60 0

2.00 1.90 1.80 1.70 1.60 1.50 1.40 1.30 1.20 1.10 1.00 0.90 0.80 0.70 0.60 0 100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500

100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 Energi (keV)

Energi (keV)

(b)

2.00 1.90 1.80 1.70 1.60 1.50 1.40 1.30 1.20 1.10 1.00 0.90 0.80 0.70 0.60

e/eo

e/eo

(a)

100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500

0

100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500

Energi (keV)

Energi (keV)

(c)

(d)

e/eo

0

2.00 1.90 1.80 1.70 1.60 1.50 1.40 1.30 1.20 1.10 1.00 0.90 0.80 0.70 0.60

2.00 1.90 1.80 1.70 1.60 1.50 1.40 1.30 1.20 1.10 1.00 0.90 0.80 0.70 0.60 0

100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 Energi (keV)

(e) Gambar 3. Fungsi ε/εo sebagai fungsi Energi Gamma,jarak antara sumber standar radionuklida Eu152 (a) 24cm (b) 18cm (c) 14cm (d) 10 dan (e) 6cm Pada Gambar 4 disajikan spektrum sumber standar radionuklida multi gamma 152Eu menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe pada rentang energi gamma dari 121 keV sampai 1408keV. Pada analisa secara kuantitatif tersebut ada beberapa hal yang perlu diperhatikan yaitu masing-masing energi gamma tersebut mempunyai intensitas sebagai fungsi energi gamma. Pada sumber standar multi gamma 152Eu dipilih energi gamma yang mempunyai intensitas besar, sehingga akan dipilih puncak energi yang mempunyai laju cacah (cps) yang besar pula.

Gambar 4. Spektrum sumber standar radionuklida 152Eu menggunakan spektrometer gamma

ISSN 0853 - 0823


(a)

(a)

263

(b) (c) Gambar 5. Spektrum 152Eu pada jarak sumber ke detektor 6 cm (a). Pada Energi Gamma (Eγ) 121,8 keV (b). Pada Energi Gamma (Eγ) 344,3 keV (c). Pada Energi Gamma (Eγ) 778,9 keV

(b) (c) Gambar 6. Spektrum 152Eu pada jarak sumber ke detektor 24 cm (a). Pada Energi Gamma (Eγ) 121,8 keV (b). Pada Energi Gamma (Eγ) 344,3 keV (c). Pada Energi Gamma (Eγ) 778.9 keV

Pada Gambar 5 disajikan spektrum 152Eu pada jarak sumber ke detektor 6 cm dengan energi gamma (Eγ) 121,8 keV; 344,3 keV dan 778,9 keV. Terlihat bahwa pada puncak tersebut terdapat spektrum yang berhimpit (double peaks) di sebelah puncak energi gamma. Pada jarak sumber ke detektor 24 cm pada Gambar 6, dengan energi gamma (Eγ) 121,8 keV, 344,3 keV dan 778,9 keV terlihat bahwa double peaks tidak terihat. Beberapa kemungkinanmya adalah : 1. Apabila dua foton gamma diterima secara serentak oleh detektor (dua foton tersebut diterima oleh detektor dalam selisih waktu yang lebih kecil daripada daya pisah sistem elektronik pencacah spektrometer gamma yang dipakai, sistem pencacah tersebut tidak dapat membedakan kedua foton dan menganggapnya sebagai satu foton saja dengan energi yang merupakan jumlahan kedua foton tersebut. Efek penjumlahan ini akan memimbulkan kesalahaan dalam analisa kuantitatif perhitungan efisiensi pada spektrometry gamma karena ada pulsa-pulsa yang hilang dari puncak serapan total menjadi puncak jumlahan. Kebolehjadian terjadinya efek penjumlahan naik seiring dengan naikknya aktivitas sumber. Sinar gamma yang mengenai detektor tentu saja sebanding dengan aktivitas sumber. Untuk mengurangi kesalahan terjadinya efek penjumlahan bisa dilakukan dengan memperbesar jarak antara detektor dan sumber 2. Hasil pengukuran dan perhitungan efisiensi menunjukkan bahwa waktu mati (dead time) pada kondisi pengukuran jarak antara radionuklida dan detektor 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm berturut turut adalah 3,78%, 6,16%, 9,14%, 15,37% dan 30,59%. Kehilangan cacah akibat waktu mati detektor HPGe terkecil pada jarak 24cm. Pengaruh geometri pada hasil pengukuran ini kemungkinan disebabkan juga oleh gejala pile-up dan penjumlahan pulsa. Jika dua foton secara serentak mengenai detektor dalam selang waktu kecil maka salah satu atau kedua foton tersebut tidak terdeteksi. Hal ini disebakan oleh koinsidensi waktu dimana pulsa tumpang tindih secara kebetulan atau bisa juga karena adanya gejala cascade dari suatu inti yang sama sehingga mempengaruhi nilai efisiensi detektor untuk foton-foton gamma yang bersangkutan dan menyebabkan puncak-puncak energi gamma yang ingin ditentukan mengalami penambahan atau pengurangan cacahan. Untuk menguji hasil pengukuran masing-masing kurva kalibrasi efisisensi, dilakukan pengukuran aktivitas radionuklida standar Cs-137 buatan ETL Jepang yang sudah diketahui aktivitas awalnya. Secara perhitungan aktivitas radionuklida pada saat pengukuran adalah 92159,0 Bq. Radionuklida CsISSN 0853 - 0823

264


137 diukur menggunakan detektor HPGe dengan kondsi pengukuran sama dengan kondidi kalibrasi dan pengukuran 152Eu. Hasil pengukuran aktivitas bila menggunakan masing-masing kurva kalibrasi efisiensi pada jarak 24cm, 18cm, 14cm, 10cm dan 6cm. berturut-turut adalah 92694,79 Bq, 93022,3145 Bq, 93791,4419 Bq, 96527,5114 Bq dan 105665,088 Bq. Perbedaan hasil perhitungan dan pengukuran aktivitas berturut-turut adalah 0,581%, 0,937%, 1,77%, 4.74% dan 14.66%. Sehingga dapat disimpulkan bahwa keadaan optimum geometri pada pengukuran aktivitas, jarak antara radionuklida dan detektor pada 24cm IV. KESIMPULAN 1. 2. 3. 4.

Dari hasil penelitian yang telah dilakukan ada beberapa hal yang dapat diambil kesimpulan: Pada pengukuran aktivitas radionuklida menggunakan spektrometer gamma, sebelum melakukan pengukuran harus dilakukan kalibrasi energi dahulu. Analisa kuantitatif, dengan cara kalibrasi efisiensi menggunakan spektrometer gamma merupakan metode yang mempunyai ketelitian tinggi. Efek geometri, pengaturan jarak antara sumber radionuklida dengan detektor pada pengukuran aktivitas radionuklida menggunakan spektrometer gamma , sangat berpengaruh pada hasil aktivitas Jarak optimum antara sumber radionuklida ke detektor dengan menggunakan spektrometer gamma adalah 24 cm karena untuk mengurangi terjadinya kesalahan pengukuran yang disebabkan oleh gejala pile-up yang menyebabkan kehilangan cacahan, pengaruh waktu mati (dead time) dan efek penjumlahan.

V. UCAPAN TERIMA KASIH Ucapan terima kasih kami sampaikan kepada Group Penelitian Standardisasi Radionuklida, Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrolgi Radiasi BATAN yang menyediakan fasilitas pengukuran sehingga penelitian dapat dikerjakan. VI. DAFTAR PUSTAKA National Council on Radiation Protection and Measurements, November 1978., A Handbook of Radioactivity Measurements Procedures, In: Quantitative Analysis of Gamma-Ray Spectra, NCRP Report No. 58, 7910 Woodmont Avenue Washington DC, pp. 150-154 ICRP Publication 38, 1984, Radionuclide Transformation Energy & Intensity of Emissions, Vol. 11-13, Pergamon Press, Oxford. pp. 125 K. Debertin and RG Helmer, 1988 Gamma and X-Ray Spectrometry With Semiconductor Detector, Elsevier Science Publisher, Netherland, pp. 135 Debertin, (1985), A Guide and Instruction for Determining Gammay-ray Emission Rates with Germanium Detector Systems, PTB. Germany pp. 25 Wisnu Susetyo, 1984, Instrumentasi Nuklir II, Batan Jakarta

ISSN 0853 - 0823

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

Recommend Documents