MENGGUNAKAN BONNER SPHERE SPECTROMETER

PENENTUAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILITAS KALIBRASI PTKMR

MENGGUNAKAN BONNER SPHERE SPECTROMETER

Rasito T1, Bunawas2, J.R. Dumais2, dan Fendinugroho2 1_{Pusat Sains dan Teknologi Nuklir Terapan - BATAN}

Jl. Tamansari No.71, Bandung, Indonesia 2

Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN Jl. Lebak Bulus Raya, Jakarta Selatan, Indonesia

email: rasito@batan.go.id ABSTRAK

PENENTUAN SPEKTRUM NEUTRON DI FASILITAS KALIBRASI PTKMR

MENGGUNAKAN BONNER SPHERE SPECTROMETER. Data spektrum neutron sangat diperlukan dalam kegiatan kalibrasi surveimeter neutron agar terpenuhi kesesuaian energi sumber dengan rentang energi detektor. Telah dilakukan penentuan spektrum neutron di fasilitas kalibrasi Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, Badan Tenaga Nuklir Nasional menggunakan Bonner Sphere Spectrometer (BSS) dan program komputer UMG 3.3. Perangkat BSS ini menggunakan detektor sintilasi 6LiI(Eu) ukuran 4 x 4 mm yang ditempatkan pada pusat masing-masing bola polietilen dengan diameter 2”, 3” 5”, 8”, 10”, dan 12”. Pengukuran laju cacah dilakukan dengan menempatkan BSS secara bergantian pada jarak yang ditentukan dari sumber neutron dan moderator. Laju cacah hasil pengukuran masing-masing BSS selanjutnya digunakan sebagai inputan program UMG 3.3 untuk mendapatkan spektrum. Dari hasil pengukuran diperoleh bahwa fasilitas termal menghasilkan fluks neutron termal 88%, fasilitas epitermal hanya menghasilkan fluks neutron epitermal 28% dan fasilitas cepat menghasilkan fluks neutron cepat 81%. Berdasarkan hasil tersebut maka fasilitas neutron PTKMR dapat digunakan untuk kalibrasi detektor neutron beragam rentang energi.

Kata Kunci : spektrum neutron, bola polietilen, BSS, UMG 3.3 ABSTRACT

DETERMINATION OF NEUTRON SPECTRA AT THE PTKMR CALIBRATION FACILITY WITH USING A BONNER SPHERE SPECTROMETER. Neutron spectra was needed to calibrate neutron survey meter for several energy range of detector. The determination of neutron spectra at the neutron calibration laboratory of the Center for Technology of Radiation Safety and Metrology, National Nuclear Energy Agency using Bonner sphere spectrometer (BSS) and UMG 3.3 computer code. BSS with 6LiI(Eu) scintillation detectors a 4 x 4 mm which is placed at the center of a set of polyethylene spheres with diameter 2", 3" 5", 8", 10", and 12". Neutron count rate measurements performed by placing the BSS at a certain distance from moderators and source of thirds facilities i.e thermal, epithermal, and fast. Neutron count rates from each BSS further with UMG 3.3 program is converted into a neutron spectra. The results shown that in thermal facility have produce thermal neutron fluence is 88%, epithermal facility care out epithermal neutron fluence is 28% and fast facility care out fast neutron fluence is 81%. From this results shown that PTKMR neutron facilities was ready use to calibrate neutron detector with several energy ranges.

Keywords : neutron spectra, polyethylene sphere, BSS, UMG 3.3

I. PENDAHULUAN

Neutron merupakan partikel tak

bermuatan yang berada di dalam inti atom. Gagasan ini disampaikan oleh James

Chadwick pertama kali pada tahun 1932 [1]. Selain merupakan jenis partikel netral, neutron juga memiliki keunikan lain berupa rentang energinya yang sangat lebar, dari orde electron Volt (eV) hingga Giga electron Volt (GeV).

Daerah energi neutron terbagi menjadi neutron termal (lambat), epitermal, dan cepat. Energi neutron dapat berubah setelah mengalami peristiwa tumbukan. Hal ini menjadikan kerumitan tersendiri dalam pengukuran spektrum neutron.

Namun demikian penentuan spektrum neutron di suatu fasilitas kalibrasi sangat penting karena kalibrasi alat ukur radiasi neutron akan baik jika dilakukan pada rentang energi kerja detektor. Oleh karena itu laboratorium kalibrasi alat ukur radiasi PTKMR-BATAN sebagai fasilitas kalibrasi neutron satu-satunya di Indonesia harus mampu secara baik dalam menentukan spektrum neutron dari sumber neutron yang dimiliki. Selain itu, fasilitas ini juga harus mampu memberikan spektrum neutron dengan energi yang sesuai dengan rentang energi masing-masing detektor neutron terutama yang digunakan di Indonesia.

Untuk memenuhi kesesuaian rentang

energi beragam surveimeter neutron,

laboratorium kalibrasi alat ukur radiasi PTKMR-BATAN telah menyediakan fasilitas neutron termal, epitermal, dan cepat. Untuk memverifikasi spektrum neutron hasil keluaran masing-masing fasilitas tersebut perlu dilakukan pengukuran spektrum.

Salah satu perangkat yang dimiliki

PTKMR-BATAN untuk menentukan

spektrum neutron adalah Bonner Sphere Spectrometer (BSS). Perangkat BSS terdiri dari detektor neutron, alat pencacah, dan bola-bola polietilen. Perangkat ini menggunakan detektor kristal 6LiI(Eu) bentuk keping dengan diameter 4 mm dan ketebalan 4 mm yang ditempatkan di masing-masing pusat bola berbahan polietilen berdiameter 2” – 12” [2]. Spektromete r jenis ini telah banyak digunakan untuk pengukuran spektrum neutron dari beragam sumber [3, 4, 5]. Pada makalah ini akan disajikan penggunaan BSS detektor 6

LiI(Eu) dan program UMG 3.3 spektrum

neutron di laboratorium kalibrasi alat ukur radiasi PTKMR – BATAN.

II. TATA KERJA

Untuk dapat melakukan pengukuran spektrum neutron sumber 252Cf maka diperlukan beberapa tahapan. Pertama adalah desain pengukuran yang meliputi penempatan sumber neutron 252Cf dan BSS. Kedua adalah penentuan nilai respon matrik detektor 6

LiI(Eu) pada masing-masing diameter BSS. Ketiga adalah pengukuran laju cacah neutron pada tiap-tiap BSS. Keempat adalah membuat spektrum neutron dari hasil pengukuran laju cacah tiap BSS dengan menggunakan program unfolding UMG 3.3.

Sumber neutron

Kegiatan pengukuran ini dilakukan di laboratorium Kalibrasi alat ukur radiasi

PTKMR dengan menggunakan sumber

neutron 252Cf berat 2,5 mg. Sumber neutron 252

Cf memiliki spektrum neutron lebih banyak pada daerah energi neutron cepat yaitu rata-rata pada 2,13 MeV dengan bentuk spektrum sebagaimana diperlihatkan pada Gambar 1. Sumber 252Cf memiliki kuat sumber spesifik yang cukup besar yaitu 2,3x109 n/s per mg [6].

Gambar 1. Spektrum neutron 252Cf [6]

BSS dengan detektor 6LiI(Eu)

Bonner sphere spectrometer (BSS) yang digunakan di laboratorium kalibrasi alat ukur radiasi PTKMR memiliki diameter 2”, 3”, 5”, 8”, 10” dan 12” sebagaimana diperlihatkan

pada Gambar 2. Detektor tipe sintilator 6

LiI(Eu) dengan kristal berdiameter 4 mm dan tebal 4 mm yang ditempatkan tepat di masing-masing pusat bola.

Gambar 2. BSS dengan diameter 2”, 3”, 5”, 8”, 10” dan 12” di laboratorium kalibrasi alat

ukur radiasi PTKMR

Detektor yang digunakan adalah jenis sintilator 6LiI(Eu). Di alam, kadar Litium (Li) adalah 92,5% isotop 7Li dan 7,5% isotop 6Li. Adapun Iodium (I) di alam hanya satu yaitu 129

I. Sintilator 6LiI(Eu) merupakan bahan detektor dengan perbedaan kadar dari isotop stabil 6Li dan 129I dengan penambahan sejumlah kecil pengotor Eu.

Neutron dideteksi melalui mekanisme sintilasi yang dihasilkan akibat adanya penyerapan neutron dengan reaksi 6Li(n,α)t yang menghasilkan partikel alfa dan tritium [6]. Isotop 6Li sangat sensitif untuk neutron termal dengan hasil reaksi alfa dan tritium. Hal ini dapat dilihat dari grafik tampang lintang neutron untuk 6Li pada Gambar 3.

Gambar 3. Tampang lintang 6Li(n,α)t [7]

Untuk mendapatkan nilai fluks neutron dari data laju cacah hasil pengukuran diperlukan nilai respon matrik (fungsi respon detektor) 6LiI(Eu) masing-masing BSS. Respon matrik 6LiI(Eu) dari tiap diameter BSS sebagai fungsi energi yang digunakan dalam pengukuran ini merupakan hasil simulasi program Monte Carlo N-Particle eXtended

(MCNPX) yang dalam bentuk grafik

diperlihatkan pada Gambar 4.

Gambar 4. Fungsi respon BSS detektor 6LiI(Eu) [8]

Hubungan antara nilai respon matrik RΦ(E) (cm2), dan fluks sebagai fungsi energi atau spektrum neutron ΦE(E) (n/cm2/s) dengan nilai cacahan yang terukur di BSS Ci (cps), diberikan oleh persamaan;

dE E E R C E E i E i 



  max min ( ) ( ) (1)

Untuk jumlah detektor yang terbatas dan group energi neutron yang diskrit maka Persamaan 1 berubah menjadi;

m i R C GN j j j i i 1,2,... 1 ,   



 (2)

dengan GN adalah group energi neutron dan m adalah jumlah detektor BSS.

Program UMG 3.3

Nilai fluks neutron hasil pengukuran dari masing-masing diameter BSS selanjutnya

ditampilkan dalam bentuk spektrum

menggunakan teknik unfolding. Salah satu program komputer yang dapat digunakan

untuk unfolding neutron adalah UMG 3.3. Program UMG 3.3 merupakan program komputer yang dikeluarkan oleh Physikalisch Technische Bundesanstalt (PTB) Jerman tahun 2004. UMG (Unfolding dengan MAXED dan GRAVEL) adalah paket dari tujuh program yang digunakan untuk analisis data hasil pengukuran spektrometer menggunakan teknik unfolding [9]. Dengan menggunakan program UMG 3.3 ini, nilai laju cacah dari 7 kondisi BSS yaitu tanpa moderator, bermoderator 2”, 3”, 5”, 8”, 10” dan 12” dapat diperluas (unfolding) menjadi bentuk spektrum.

Untuk dapat menjalankan program UMG 3.3 di komputer maka terlebih dahulu harus diinstal ke dalam hardisk. Setelah program tersebut terinstal di komputer maka akan muncul dua folder utama, yaitu input dan project. Folder input berisikan data respon matrik yang harus diisikan sesuai dengan jenis detektor yang digunakan. Folder kedua berisi lembar kerja untuk menjalankan program. Dalam folder ini harus dikopikan file.bat untuk memanggil data yang dibutuhkan seperti respon matrik.

Jika nilai laju cacah hasil pengukuran dari masing-masing BSS telah dimasukkan dalam file inputan dan file respon matrik sudah disesuaikan dengan jenis detektor yang digunakan maka program UMG 3.3 siap dijalankan. Program UMG 3.3 setelah diberikan inputan berupa nilai respon matrik 6

LiI(Eu) dan hasil pengukuran laju cacah pada masing-masing diameter BSS selanjutnya di-running menggunakan komputer dengan processor 1,5 GHz, RAM 2 GB dan sistem operasi Windows 7. Dengan spesifikasi komputer tersebut, waktu yang diperlukan untuk melakukan running adalah kurang dari 15 detik. File keluaran yang berupa fluks neutron sebagai fungsi energi selanjutnya

ditampilkan dalam bentuk spektrum

menggunakan UMGplot.

III. HASIL DAN PEMBAHASAN

Penentuan spektrum neutron pertama adalah di fasilitas neutron termal. Fasilitas

neutron termal dirancang dengan

menempatkan sumber neutron 252Cf di posisi belakang grafit ukuran 91,5 x 104 x 80 cm dan polietilen 2,54 cm, sebagaimana diperlihatkan pada Gambar 5. Pengukuran dilakukan dengan menempatkan BSS secara bergantian dimulai dari 0” (tanpa moderator), 2”, 3”, 5”, 8”, 10”, dan 12” pada posisi depan.

Gambar 5. Pengukuran spektrum neutron di fasilitas neutron termal

Grafit adalah bahan dengan kadar karbon tinggi yang merupakan unsur ringan yang efektif sebagai moderator neutron. Tumbukan tak lenting neutron dengan

atom-atom karbon dapat menjadikan efek

termalisasi atau menurunnya energi neutron. Selain itu juga terdapat faktor lain yang

mempengaruhi hamburan neutron yaitu

porositas grafit [10]. Sumber 252Cf menghasilkan neutron cepat dengan energi 2,123 MeV. Grafit didesain dengan susunan balok membentuk kotak. Geometri dari grafit ini diharapkan akan memoderasi neutron menghasilkan neutron termal.

Hasil pengukuran sebagaimana

diperlihatkan pada Gambar 6 menunjukkan bahwa spektrum neutron di fasilitas neutron termal ini didominasi neutron termal dengan puncak energi pada 10-8 MeV. Grafit dengan geometri tersebut dapat melakukan termalisasi dengan baik neutron yang dihasilkan dari sumber 252Cf.

Gambar 6. Spektrum neutron di fasilitas neutron termal

Pada spektrum neutron yang dihasilkan dari fasilitas termal ini terdapat neutron epitermal dan cepat meski dalam jumlah yang sangat kecil. Sebagaimana diperlihatkan dalam Tabel 1, dari fasilitas ini terdapat neutron epitermal 2% dan cepat 10%. Penggunaan grafit sebagai moderator untuk fasilitas neutron termal juga dilakukan oleh PTB dengan hasil yang sangat baik hingga diperoleh fluks termal 99% [11].

Tabel 1. Fluks di fasilitas neutron termal Neutron Fluks (n/cm2/s) Prosentase (%)

Termal 23,6 88

Epitermal 0,5 2

Cepat 2,6 10

Penentuan spektrum neutron kedua adalah di fasilitas neutron epitermal. Fasilitas

neutron epitermal dirancang dengan

menempatkan sumber neutron 252Cf di posisi belakang beton berbentuk kotak ukuran 60 cm x 100 cm x 90 cm dengan tebal 20 cm, sebagaimana diperlihatkan pada Gambar 7. Pengukuran dilakukan dengan menempatkan BSS secara bergantian dimulai dari 0” (tanpa moderator), 2”, 3”, 5”, 8”, 10”, dan 12” pada posisi 60 cm di depan sumber.

Gambar 7. Pengukuran spektrum neutron di fasilitas neutron epitermal

Beton adalah bahan dengan kandungan C, H, O, N, Si yang juga termasuk unsur-unsur ringan yang efektif sebagai moderator dan reflektor neutron. Beton didesain dengan

bentuk kotak ini diharapkan akan

menghamburkan neutron cepat dan

menghasilkan neutron epitermal. Hamburan neutron untuk menghasilkan penurunan energi sangat tergantung pada kandungan atom ringan terutama hidrogen di dalam material penghambur [12] [13][14].

Hasil pengukuran sebagaimana

diperlihatkan pada Gambar 8 menunjukkan bahwa spektrum neutron di fasilitas neutron epitermal ini belum didominasi neutron epitermal karena terdapat neutron termal dan cepat dalam prosentase yang cukup besar. Moderasi neutron cepat yang dihasilkan dari sumber 252Cf berhasil dilakukan menggunakan beton meski efisiensinya masih kecil yaitu 28%. Hasil ini diperoleh dengan sebelumnya menambahkan balok polietilen dan timbal untuk mengurangi jumlah fluks neutron cepat. Meskipun fluks neutron yang diterima detector BSS tidak hanya yang berasal dari sudut arah sumber saja tetapi juga dari hamburan dinding beton dan material lain [15].

Gambar 8. Spektrum neutron di fasilitas neutron epitermal

Pada spektrum neutron yang dihasilkan dari fasilitas epitermal ini terdapat neutron termal dan cepat dalam jumlah yang cukup besar. Sebagaimana diperlihatkan dalam Tabel 2, dari fasilitas ini hanya dihasilkan neutron epitermal sebesar 28%, sementara terdapat neutron termal 32% dan cepat 40%. Untuk itu masih perlu dilakukan upaya peningkatan

prosentase neutron epitermal dengan

melakukan desain ulang.

Tabel 2. Fluks di fasilitas neutron epitermal Neutron Fluks (n/cm2/s) Prosentase (%)

Termal 239,5 32

Epitermal 206,9 28

Cepat 301,6 40

Penentuan spektrum neutron ketiga adalah di fasilitas neutron cepat. Fasilitas neutron cepat dirancang dengan menempatkan sumber neutron 252Cf tepat di tengah ruangan ukuran 6 x 5 x 12 m , sebagaimana diperlihatkan pada gambar 9. Pengukuran dilakukan dengan menempatkan BSS secara bergantian dimulai dari 0” (tanpa moderator), 2”, 3”, 5”, 8”, 10”, dan 12” pada posisi 150 cm di depan sumber.

Gambar 9. Pengukuran spektrum neutron di fasilitas neutron cepat

252

Cf merupakan sumber neutron yang menghasilkan neutron cepat, sehingga untuk mendapatkan neutron cepat dilakukan dengan pengukuran langsung tanpa penambahan moderator.

Hasil pengukuran sebagaimana

diperlihatkan pada Gambar 10 menunjukkan bahwa spektrum neutron di fasilitas ini didominasi neutron cepat dengan puncak energi pada 2 MeV. Terdapat sejumlah kecil neutron termal dan epitermal dapat disebabkan dari hamburan dinding ruangan berbahan beton [15][16].

Gambar 10. Spektrum neutron di fasilitas neutron cepat

Tabel 3. Fluks di fasilitas neutron cepat Neutron Fluks (n/cm2/s) Prosentase (%)

Termal 16,7 14

Epitermal 5,7 5

Cepat 97,5 81

Pada spektrum neutron yang dihasilkan dari fasilitas neutron cepat masih terdapat neutron termal dan epitermal meski dalam jumlah yang kecil. Sebagaimana diperlihatkan dalam Tabel 3, dari fasilitas ini terdapat neutron termal 14% dan epitermal 5%.

IV. KESIMPULAN

Penentuan spektrum neutron di

laboratorium kalibrasi alat ukur radiasi PTKMR – BATAN dengan sumber neutron 252

Cf telah berhasil dilakukan dengan baik menggunakan spektrometer bola Bonner dan program komputer UMG 3.3. Fasilitas di laboratorium Kalibrasi ini telah mampu menghasilkan neutron dengan tiga jenis spektrum yaitu termal, epitermal, dan cepat. Ketersediaan spektrum ini menjadikan

laboratorium Kalibrasi PTKMR mampu

melakukan kalibrasi surveimeter dengan beragam rentang energi neutron tiap detektor.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepada seluruh staf dan teknisi di laboratorium kalibrasi alat ukur radiasi PTKMR – BATAN atas bantuan dalam teknis pengukuran spektrum. Juga kepada semua pihak yang telah memberikan bantuannya sehingga kegiatan ini dapat terlaksana dengan baik.

DAFTAR PUSTAKA

1. J. CHADWICK, ‘The Existence of a Neutron’, in Proceedings of the Royal Society A: Mathematical, Physical and Engineering Sciences 136, 1932, pp. 692–708.

2. T. W. Bonner, Richard L Bramblett, Ronald I Ewing, ‘A new type of neutron spectrometer’, Nuclear Instruments and Methods, vol. 9, pp. 1–12, 1960.

3. R. Bedogni, M. Pelliccioni, and A. Esposito, ‘A parametric model to describe neutron spectra around high-energy electron accelerators and its application in neutron spectrometry

with Bonner Spheres’, Nucl.

Instruments Methods Phys. Res. Sect. A Accel. Spectrometers, Detect. Assoc. Equip., vol. 615, no. 1, pp. 78–82, 2010. 4. A. M. Medkour Ishak-Boushaki G, Boukeffoussa K, Idiri Z, ‘Thick activation detectors for neutron spectrometry using different unfolding methods: sensitivity analysis and dose calculation’, Applied Radiation and Isotopes, vol. 70, no. 3, pp. 515–9, 2012.

5. M. M. Viererbl L, Klupák V, Lahodová Z, ‘Comparison of neutron spectrum measurement methods used for the epithermal beam of the LVR-15 research reactor.’, Applied Radiation and Isotopes, vol. 70, no. 7, pp. 1313–6, 2012.

6. International Organization of

Standardization, Reference neutron radiations, Part 1: characteristic and methods of production. ISO/DIS 8529-1, 2000.

7. SEI-ICHI KOMODA and SIN-ITI IGARASI, ‘Neutron Cross Sections of Li-6’, Journal of Nuclear Science and Technology, vol. 15, no. 1, pp. 79–81, 1978.

8. Rasito T. dan Bunawas, ‘Penentuan

fungsi respon Bonner Sphere

Spectrometer detektor 6LiI(Eu) dengan MCNPX’, 2015.

9. Reginatto M., UMG package, version 3.3. 2004.

10. S. Petriw, J. Dawidowski, and J. Santisteban, ‘Porosity effects on the neutron total cross section of graphite’, Journal of Nuclear Materials, vol. 396, no. 2–3, pp. 181–188, 2010.

11. B. W. and A. Z. M. Luszik-Bhadra, M. Reginatto, H. Wershofen, ‘New PTB thermal neutron calibration facility: First results’, Radiation Protection Dosimetry, vol. 161, no. 1–4, pp. 352 – 356, 2014.

12. A. J. Ramirez-Cuesta, M. O. Jones, and W. I. F. David, ‘Neutron scattering and hydrogen storage’, Materials Today, vol. 12, no. 11. pp. 54–61, 2009.

13. D. A. Neumann, ‘Neutron scattering and hydrogeneous materials’, Mater. Today, vol. 9, no. 1–2, pp. 34–41, 2006. 14. N. E. A. Yusof Abdullah, Mohd

Reusmaazran Yusof, Azali Muhammad, Zaifol Samsu, ‘cement-boron carbide concrete as radiation shielding material’, Journal of Nuclear and Related Technologies, vol. 7, no. 2, pp. 74–79, 2010.

15. A. Facure, A. X. Silva, R. C. Falcão, and V. R. Crispim, ‘Neutron scattering in concrete and wood’, Radiation Protection Dosimetry, vol. 119, no. 1–4, pp. 514–517, 2006.

16. S. Z. Michal Kostal, Jan Milcak, Vojtech Rypar, Vlastimil Juricek, Evzen Novak, Antonin Kolros, Frantisek Cvachovec, ‘the effect of concrete shielding on neutron transport in the VVER -100 mock-up’, Progress in Nuclear Science and Technology, vol. 4, pp. 317–321, 2014.

TANYA JAWAB

1. Penanya: Minda Mora

Pertanyaan:

- Hasil pengukuran BSS dibuat sebagai inputan program UMG 3.3, hasil pengukuran tersebut dalam bentuk apa? (data kualitatif atau kuantitatif)

- Program UMG itu program apa? Apakah ada (bisa) ditampilkan tampilan programnya (contoh programnya) ? - Apakah hasil keluaran (output) dari

program UMG itu? Jawaban:

- Hasil BSS adalah nilai cacah (count and count rate)

- Program UMG (Unfolding MAXED

GRAVEL) adalah software untuk

menghitung fluks berdasarkan input cacahan (hasil BSS) dan nilai fungsi respon BSS.

- Keluaran UMG adalah fluks neutron fungsi energi (spektrum neutron).

2. Penanya: Muhammad Helmi Hakim

Pertanyaan:

- Kenapa pakai metode bonner sphere?

- Apa kelebihan dan kekurangan

dibandingkan dengan metode yang lain? - Dari hasil pengukuran diperoleh bahwa

di fasilitas termal dihasilkan fluks neutron termal 88%, di fasilitas epitermal hanya dihasilkan fluks neutron epitermal 28% dan fasilitas cepat dihasilkan fluks neutron cepat 81%. Berapa persentase minimal agar bisa digunakan untuk kalibrasi detektor neutron beragam rentang energi? Jawaban:

- Metode BSS memiliki kelebihan

diantaranya dapat digunakan untuk detektor aktif dan pasif serta cukup mudah dan praktis.

- Kekurangan BSS diantaranya adalah penggunaan terbatas di area terbuka untuk keperluan proteksi.

- Belum diketahui adanya persentase minimal namun yang jelas adalah kalibrasi harus dilakukan sesuai dengan rentang energi sensitifitas detector.