ANTAR BANDING PENGUKURAN 144Ce,l37Cs, 54Mn, DAN 60CO ANT ARA P3KRBiN-BAT AN DENGAN JCAC JEP ANG

(1)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X lfoteJ Kartika Chandra, .14 Vesember ~O04

Wahyudi, Muji Wiyono dan Tutik Indiyati

Puslitbang Keselamatan Radiasi clan Biomedika Nuklir -Batan

ABSTRAK

ANTAR BANDING PENGUKURAN 144Ce, 137CS, 54Mn, DAN 6OCo, ANTARA

P3KRBIN-BATAN DENGAN JCAC-JEPANG. Telah dilakukan antar banding pengukuran aktivitas 144Ce,

137Cs, 54Mn, dan 6OCO antara P3KRBiN-BATAN dan JCAC-Jepang dalam sampellingkungan.

Sampel yang diukur berupa tanah yang telah dilakukan sterilisasi pada suhu 450°C selama 10 jam dan alumina (AI-1319) kemudian ditempatkan dalam wadah vial U-8. Sampel diukur oleh }CAC-}epang dan P3KRBiN-BATAN. Hasil pengukuran antara kedua instansi mempunyai

perbedaan-4,76% sid 3,70% dengan nilai En>l untuk 137Cs dalam sampel tanah dan 144Ce dan 54Mn dalam

sampel alumina, serta nilai En~l untuk 137Cs dan 6OCO dalam sampel alumina.

ABSTRACT

THE INTERCOMPARATION OF 144Ce,137Cs, 54Mn, AND 6OCO MEASUREMENT BEn'\'EEN

CRSNB-NNEA AND JCAC-JAPAN. The intercomparations of 144Ce, 137CS, 54Mn, and 60CO

measurement between CRSNB-NNEA and JCAC-JAP AN had been conducted for environmental

samples. The samples are alumina (Al-1319) and sterilized soil at 450°C for 10 hours by JCAC then placed in the U-8 vial. The samples measurement by JCAC-}apan and CRSNB-NNEA give different

result within the range from -4,76% to 3,70% with the number En>l for 137Cs at soil sample and

144Ce and 54Mn at alumina sample, then the number En~l for 137CS and 6OCo at alumina sample.

I. PENDAHULUAN

Dalam rangka mengetahui kinerja

Kegiatan antar banding pengukuran ini dilakukan untuk melakukan peng-ukuran radionuklida 137CS dalam sampel P3KRBiN-BA T AN

dalam

melakukan

lingkungan

tanah clan radionuklida 144Ce, 137CS,

pengukuran radioaktivitas

maka telah dilakukan kerja sarna antar clan 60CO dalam sampel alumina (AI-1319). Kedua sampel tersebut dipersiapkan oleh banding dalam bidang pengukuran

radioaktivitas dalam sampel lingkungan

_JCAC-Jepang

clan diukur oleh

kedua

P3KRBiN-BA TAN dengan Japan instansi

_menggunakan

_spektrometer

antara

gamma dengan

kemurnian tinggi[2]

detektor= germanium Karena

sampelling-kungan mempunyai konsentrasi

radionu-klida yang cukup kecil maka kegiatan ini dapat mengetahui kemampuan P3KRBiN-BAT AN khususnya Sub-bidang Kesela-analisis sampellingkungan maka kegiatan

ini dapat digunakan sebagai pendukung

melakukan

dalam

dalam memenuhi persyaratan akreditasi

matan

_Lingkungan

oleh Komite Akredita_si Nasional [1]

(2)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X -~ lIoteJ Kartika Q~ndra. 14 Vese~r ~O04

analisis radionuklida

dalam

_sampel

salur dan energi gamma (keV~, secara umum hubungan antara nomor salur

lingkungan.

Makalah ini menjelaskan tentang analisis radionuklida 144Ce, 137CS, 54Mn, clan

6OCO

dalam

_yang

_{tasnya dapat ditentukan dengan}

per-meng HPGe

milik P3KRBiN-BA TAN khususnya yang

diukur

sampel lingkungan

Q:Unakan detektor samaan sebagai berikut [3-5]:

Y=a+bX

₍₁₎

berada di Subbidang Keselamatan

Ling-dengan

y

adalah energi gamma (ke V)

a clan b adalah bilangan konstanta

linier

kegiatan pelayanan analisis cemaran radiasi dalam sampel atas permintaan dari

x

adalah nomor salur (channel) instansi luar.

Sumber standar yang digunakan

II. TEORI

telah diketahui aktivitasnya pada saat

Dalam

penentuan

radionuklida

ditetapkan (reference date) namun raJa saat pemancar gamma di dalam sampel

ling-kungan biasa digunakan spektrometer

pencacahan

perlu ditentukan aktivi-tasnya

kembali setelah mengalami peluruhan

gamma dengan germanium kemurnian tinggi;karena detektor tersebut dapat memisahkan energi gamma yang berdekatan dengan resolusi sekitar 2 ke V

detektor

selama

_penyimpanan,

aktivitas

radionuklida pada saat pencacahan dapat ditentukan dengan menggunakan per-samaan sebagai berikut [4]

lebar setengah tinggi puncak (FWHM)

untuk radionuklida 6OCo Facia energi _{AI = Aoe-J.J}

(2) 1332,50 ke V nilai FWHM semakin kecil 4 = Aoe-O,693t I T1

menunjukkan

kemampuan

detektor

_dengan

semakin

baik

Galam

mernisah-kan

At adaIah aktivifussaat pencacahan (Bq)

Ao

adalah aktivitas mula-mula (Bq)

A adalahkonstanta peluruhan (hari-l) spektrum daTi radiasi gamma yang

ditangkap oleh detektor. Sebelum diguna-kan dalam pengukuran, terlebih dahulu

adalah waktu tunda (hari)

sistem

_{spektrometer gamma}

_perlu

T 1/2 adalah wakt1.i para (hari)

dikalibrasi dengan sumber standar untuk

Efisiensi tiap-tiap

energI

gamma

menentukan hubungan

antara nomor

(3)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X ~ lIOteJ Kartika Chandra. 14 Vesember ~O04

menghitung efisiensi ~ap-tiap energi di-

TBG adalah waktu cacah latar o/dt)

pergunakan persamaan sebagai berikut

[3-5] :

adalah simpangan baku

{J

By adalah efisiensi pada energi gamma tertentu (%)

E = (NsiTs -NBGITBG)

y 4.Py (3) Py adalah yield

tertentu (%)

clan energi gamma

dimana

Wsp adalah berat sampel (kg atau gram)

By adalah efisiensi pada energi gamma

Hasil pengukuran yang diIakukan oleh JCAC-Jepang dan P3KRBiN-BATAN

Ns

tertentu (%)

adalah cacah standar (cacah) NBC adalah cacah latar (cacah)

tentu terdapat perbedaan, untuk

menge-T, adalah waktu cacah standar (dt) adalah waktu cacah latar (detik)

tahui besarnya nilai perbedaan

pengu-At adalah aktivitas pada saat

pengu-kuran (Bq)

kuran yang dilakukan oleh kedua instansi tersebut ditentukan dengan mengguna-kan persamaan sebagai berikut [6] :

Py adalah yield dari energi gamma

tertentu (%) %BEDA = AKR81N = A JCAC xIOO%

(5)

AJCAC

Setelah efisiensi dapat ditentukan, _dimana

maka konsentrasi

radionuklida

dalarn _%BEDA sampel clan besarnya nilai ketidakpastian

adalah perbedaan pengukuran

antara P3KRBiN deng~n JCAC

(%)

pengukuran dihitung dengan mengguna-kan persamaan sebagai berikut [5] :

A]CAC adalah hasil pengukuran ]CAC

(Bq/kg atau Bq/ g))

adalah hasil pengukuran P3KRBiN (Bq/kg atau Bq/ g) = ~ sp/Tsp -N BG /TBG):ta Asp AKRBIN E, P, W:'i'p (4) 0"=

dengan

D~ri perbedaan pengukuran yang dilakukan oleh kedua instpnsi tersebut adalah aktivitas pada energi gamma _{dapat ditentukan kinerja suatu} labora-torium penguji yang secara kuantitatif dapat ditentukan dengan persamaan

tertentu (Bq)

'-Jsp adalah cacah sampel (cacah)

adalah cacah latar (cacah) berikut [6] NBC

(4)

Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X IIotel Kartika Chandra, 14 Vesember .2004

111.3. Langkah kerja [3,7]

%BEDA.

IEn! = ~(U~IN ~U;CA;)

(6)

P3KRBiN-BA

TAN menerima

dimana

IEnI

pel tanah clan alumina (AI-1319) adalah nilai kuantitatif basil antar _{dalam vial U-8 dari JCAC-Jepang}

lewat paket pas.

UKRBIN

.

UJCAC

banding pengukuran

adalah niIai ketidakpastian hasil pengukuran oleh P3KRBiN (%) adalah niIai ketidakpastian hasil pengukuran oleh JCAC (%)

untuk diukur.

Jika nilai En~ maka hasil antar

.

banding pengukukuran yang dilakukan

kedua instansi memuaskan, sedangkan

Sampel diukur menggunakan spektrometer gamma dengan detek-tor HPGe kemudian dilakukan jika nilai En> 1 maka hasilnya kurang

spektrum yang

memuaskan[6) ,

analisis terhadap

teramati.

Hasil

_pengukuran

dikirimkan ke

III. TATA KERJA

JCAC-Jepang lewat faksimil dan pas. P3KRBiN-BATAN menerima tem-111.1. Peralatan

.

Timbangan elektronik

busan hasil pengukuran dari

jCAC-Jepang.

Spektrometer gamma dengan detektor HPGe GEM 25185 buatan Ortec

HV

PO'loer supply, Spektroskopi Amplifier, Multi Channel Analyzer

(MCA)

Komputer pengolah data dan printer.

111.2. Bahan

Sampel tanah dalam vial U-8.

0

Sampel alumina(AI-1319) dalam vial

0

[-8.

Sumber standar pengukuran 152Eu,

0

(5)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X JIOteJ Kartika Chandra, .14 Vesember :1004

Gambar 1. Spektrometer gamma detektor HPGe model GEM-25185 buatan Ortec

Gambar 2. Sumber standar clan sampel dalam wadah vial U-8 urut dari kiri ke kanan standar152Eu, sampel alumina (AI-1319), clan sampel tanah.

sumber standar. Dengan menggunakan IV. HASIL DAN PEMBAHASAN _{persamaan 1, ditentukan persamaan tinier}

Sebelum digunakan untuk

mela-terlebih

kukan

dahulu

gamma

ada di

antara nomor salur dan en~rgi gamma.

Sumber standar yang diguna-kan adalah

152Eu, 137CS, dan 60CO dimana untuk 137Cs,

iPGe

detektor

_yang

dengan _{clan 6OCO}_{merupakan sumber standar yang}

aboratorium Cacah Subbidang Kesela"

secara rutin digunakan untuk rnelakukan

dikalibrasi dengan ,ingkungan

matan

_detektor

terhadap

respon

pengujian

83

(6)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X --J{ot~!KaJtika Chandra, 14 Vesember 2004 sumbar radiasi gamma.. Hasil kalibrasi Gambc:r 3, bahwa seluruh titik berada

disajikan

grafik

dalam

pada garis sehingga hubungan antara

dengan

nomor salur dan energi gamma yang dipancarkan merupakan hubu-ngan ngan

persamaan

sebagai

berikut

Energi (keV) = O,4964x (Nomor Salur) -3,4516 dengan R2=1. Tampak pada

tinier.

Gambar 3. Kalibrasi energidetektor HPGe model GEM-25185 menggtmakan sumber 152Eu, 137CS dan 6OCO.

Untuk rnelakukan kalibrasi efisiensi sebagai sumbu X clan efisiensi Facia titik-titik tertentusebagai sumbu Y.

pada energi gamma ?200 ke V digunakan

sumber 152Eu dengan aktivitas 28.182:t 3 %

Bq (tertanggal 3 April 2003) pada media jelly dalam wadah vial U-8 dengan sumber 5 cm clan tinggi 4 cm -diameter

buatan P3KRBiN-BATAN.

Dengan menggunakan persamaan

2

energi gamma <200 ke V, dimana 241 Am

mempunyai energi gamma 59,54 keY clan clan 3 didapat efisiensi tiap-tiap energi

166mHo mempunyai energi multi gamma daTi 184 sid 1427 keY. Dengan beberapa yang teramati, clan selanjutnya dibuat

kurva kalibrasi efisiensi yang menyata-kan

hubungan antara energi gamma (keV) titik tersebut dapat dibuat kurva kalibrasi

(7)

dengan

efisiensi

_per.samaan

_sebagai

_{Ey ;:: 200 ke V adalah}

berikut

Y = 2,3431 x X-o,7659

Ey ~ 200 keY adalah

Y = -3E-O6X2 + O,OOllX-O,O424, dengan X2

dengan R2 = 0,9921

dimana Y adalah efisiensi pada energi

= 0,9979, _{gamma X (ke V)} 0,08 0,07 0,06 , , , . , , ___1 , 1 I , , , , , I ---' r---, , I I , , . , , , ., , , , 1 , .I , , , ., , , , I L ,- '-- , , "- --_L- ---,- '- " " , , , , , , ., , I , , , , , , 1 , , , I , , 1 , , ., , , , , , , , , , ., , I , , ., , , , , , , , ,. ,- ,-- --"\- ---y y ("- ---,--- -.,-- --"\- ---"\ ., , I , , I , ..I , I .I , , ., , ' r ~J' , I , .I ---~ , , : '---: , , ~ , ., :-- =2,3431x.&,1a,. --: : , ~ I ~ , ~ I .~ ".", R %= O9921 ., ",. I " ., , '..,. I , , , .I 1 , , , , , , . ---i-- --,- ,- j-- --,-- ---i ,-- ---,- ,-- ---, ,--- -i i -,.--I , ." """". I , , , , " '" 1 , , , "~" ., ., , , ,. "'" 001 ' """""",.1," ' " " ' + " 1 '-'--, 1 , , , 1 1 , , ., , , , , , , , , , , , , , , , ., , , I 0,00 I I I I I I,.. I 0 -'" 000 w... co c 0"", c c ~ c 00 co -'" W... 0. 0 0 C 0 C C 0 C C C 0 C C C 0 C C C 0 C 0 C C c Energi (keV) '~ 0,05

i

.-OIJ4VI . 'Ii: W 0,03 0.02 f

Gambar 4. KaIibrasi efisiensi detektor HPGe model GEM-25185 menggunakan sumber 152Eu, 241 Am,dan 166mHo

Pada Gambar

4 _disajikan hasil akan analisis radionuklida dalam§~mpel

kalibrasi efisiensi yang digunakan untuk

yang tidak sarna dengan standar.

konsentrasi radio-nuklida

menghitung

da.1am sampe.1 tanah_dan a.1umi-na, dimana pada kurva pertama diguna-kan untuk

menghitung

konsentrasi

radionuklida

Pencacahan sampel tanah maupun alunrina dilakukan menggunakan spektrometer gamma GEM-25185 Ortec selama 17 jam (61200 detik) clan kemudian 144Ce yang mempunyai energi 133,47 keY

sedangkan kurva kedua digunakan untuk

dengan persamaan 4 dihitung konsentrasi radionuklida clan besamya kE;tidakpastian menghitung konsentrasi radionuklida 137CS dalam sampel tanah clan konsentrasi

144Ce, 137CS, 54Mn, clan 6OCO dalarn sarnpel

:5,

54Mn clan 6OCO yang mempunyai

nergi

661,66 keY; 834,63 keY, clan 1332,50

Metode

ke\ dilakukan karena

alumina yang selanjutriya hasil pen~-kuran dikirim ke JCAC-Jepang. Hasil pengukuran yang dilakukan P3KRBiN-BATAN clan JCAC-Jepangsecar~ lengkap

iru

sumber

standar

keterbatas-an

_yang

(8)

Prosiding Presentasi [lmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X -Hotel Kartika Chandra. 14 Vesember ~O04

disajikan Facia tabel

ketidakpastian dal~m

1, dimana nilai

_{pencacahan menggunakan spektrometer}

perhitungan

data daTi

ini

_gamma.

hanya menggunakan

hasil

Tabel2.Hasil pengukuran sampel tanah dan alumina (AI-1319) antara P3KRBiN-BA TAN dan JCAC-Jepang, serta perbedaan rillai En

~ Alumina (Al-1319) 0,116 :t 0,001 0,.1.13 :t 0,00.1 -2,65

1,61

071, 6OCo 0,061 :t 0,001

Catatan : * Konsentrasi 137CS pada sampel tanah dalam sawall Bq/kg, tgl. 22 Nopember 2002

* Konsentrasi radionuklida dalam alumina (AI-1319), tanggal23 Mei 2001.

Perbedaan

hasil

_pengukuran

di-]CAC-]epang

belum memperoleh hasil

hilling dengan menggunakan persamaan yang memuaskan. Tingginya nilai En dalam pengukuran ini disebabkan oleh 5, kemudian dengan persamaan 6 dihitung

angka mutlak nilai En yang menunjukkan nilai antar banding pengukuran yang dilakukan oleh P3KRBiN-BA T AN dan

penen-tuan ketidak pastian pengukuran yang dilakukan oleh P3KRBiN-BATAN clan ]CAC-Jepang hanya berdasarkan data ]CAC-Jepang. Karena kegiatan

pengukur-an ypengukur-ang dilakukpengukur-an oleh P3KRBiN-BATAN akan dibandingkan dengan JCAC-Jepang, maka sebagai acuannya adalah hasil

hasil pencacahan, sedangkan faktor-faktor lain seperti; berat, yield dan efisiensi peng-ukuran belum diperhitungkan[2]. Nilai En kemungkinan akan lebih kecil dari yang telah ditentukan jika faktor-faktor tersebut pengukuran yang dilakukan oleh

JCAC-Jepang. Hasil pengukuran radionuklida 137CS dalam sampel tanah diperoleh

diperhitungkan,

ikut

nanurn

_dengan

melihat nilai batas atas clan barns bawah perbedaan sebesar -4,76% dengan nilai

En=1,43 hal ini menunjukkan bahwa hasil

hasil pengukuran yang dilakukan oleh P3KRBiN~BATAN clan JCAC-Jepang, maka nilai batas atas hasil pengukuran kegiatan antar banding pengukuran yang

dilakukan P3KRBiN-BATAN terhadap _{}.CAC-}.epang} _dengan _hasil

(9)

5.

BATAN, Prosedur Analisis Sampel Radioaktivitas Lingkungan, Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jakarta (1998).

2.

6.

ISO/IEC GUIDE 43-1, Proficiency testing by interlaboratory comparisons, Part 1: Development and operation of proficiency testing schemes., Second Edition, Geneva (1997).

lengkap untuk memperoleh hasil analisis pengukuran yang lebih baik. Perlu dilakukan kegiatan serupa dengan laboratorium lain jika

me-mungkinkan

sudah

laboratorium

7.

LKKL, Pengoperasian dan perawatan alat spektrometer gamma dengan detektor HPGe EG&G Ortec GEM 25185, IK No. 5.5-01-03-18jLKKL/IK, Rev.O, 31 Januari 2003, LKKL, P3KRBiN-Batan, Jakarta (2003). meningkatkan kinerja

pengukuran

pada

Keselamatan Lingkungan.

Subbidang

UCAPAN TERIMA KASIH

8.

T erima kasih kami sampaikan kepada Sdr. Hermawan Candra, S.Si clan

SUNARYO daft NAZAROH, Inter-komparasi 22Na, 54Mn dan 51Cr antara PSPKR dengan Electrotechnical Laboratory, Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamaan Radiasi dan Lingkungan, 23-24 Agustus 1994, Jakarta (1994) 77-87.

Ibu Dra. Nazaroh dari Subbidang

Standar-disasi P3KRBiN yang telah membantu dalam preparasi sumber standar 152Eu.

DAfTARPUSTAKA

DISKUSI

1

BSN, Persyaratan umum kompetensi laboratorium pengujian clan labora-torium kalibrasi, SNI 19-17025-2000, Badan Standardisasi N asionaL Jakarta (2000).

Mulyadi Rachmad (P3KRBiN.;;BATAN)

1. Apakah pengolahan sampel antara Jepang dengan P3KRBiN ?

2. Dalam menentukan ketidakpastian, faktor apa yang ditinjau ?

? _{JCAC, Annual Report of the 2002}

Cooperation Program between CRSNB and JCAC, November 28, 2003, Japan

Chemical Analysis Center, Chiba (2003).

Jawab:

1. Sampel tanah Alumina dipersiapkan oleh JCAC-Jepang yaitu disterilisasi Facia t = 4500C selama 10 jam.

2. Pada laporan ini-ketidakpastian peng-ukuran hanya ditentukan, berdasarkan pencacahan (counting) berdasarkan

Ref. 5 (Prosedur, AnaJisis, Sampel

Radioaktivitas Lingkungan).

3. LKKL, Kalibrasi alat spektrometer gamma dengan detektor HPGe, IK No. 5.5-01-03-05jLKKLjIK, Rev. 0, 25 November 2002, LKKL, P3KRBiN-Batan, Jakarta (2002).

SUSETYO, W., Spektrometri Gamma clan Penerapannya dalam Analisis Pengaktifan Neutron, Gadjah Mada University Press, Yogyakarta (1988)

(10)

terakreditasi dalam

_{SNI-19-17025,2000}

adalah melakukan interkomparasi atau

kegiatan

antar

_banding

_pengukuran. pengukuran batas bawah

P3KRBiN-BAT AN, hasil ini sudah cukup meng-gembirakan mengingat aktivitas total 137CS

dalam sampel tanah yang diukur hanya _{Kegiatan tersebut sangat bermanfaat} untuk dapat mengetahui kineIja laborato-rium penguji dalam melakukan analisis sampellingkungan.

sekitar 2,5 Bq

Untuk

sampel alumina (AI-1319) hasil perhitungan konsentrasi radionu-klida 144Ce, 137CS, 54Mn, clan 60CO terdapat

V. SIMPULAN DAN S'ARAN

perbedaan dengan nilai 3,70%, 1,61 %, -2,65% clan 1,61 %, serta nilai En untuk 144Ce,

V.1. KESIMPULAN

137Cs, 54Mn, clan 6OCO sebesar 2,66; 0,71;

Dari hasil pengukuran setelah dilakukan 2,12 clan 0,71. Dengan melihat nilai En

maka hasil pengukuran 137CS clan 6OCo cukup memuaskan, seclangkan untuk 144Ce clan 54Mn belum memuaskan. Jika melihat

aktivitas total radionuklida dalam sampel

analisis diperoleh basil sebagai berikut :

1. Antar banding pengukurari~:::sampel

lingkungan antara P3KRBiNi.13A T AN

clan JCAC-Jepang untuk penentuan

radionuklida 144Ce,137Cs, 54Mn clan 6OCo

alumina yang diukur hanya mempunyai

diperoleh

sl d 3,70%

perbedaan antara -4,76%

total dibawah

aktivitas

5 _Bq,

mala

2. Hasil pengukuran radionukli~a 137CS kegiatan ini sudah cukup

menggembira-kan. Kegiatan serupa pernah dilakukan peneliti lain untuk pengukuran

radio-dalam sampel tanah clan radionuklida

"

144Ce clan 54Mn dalam sampel'Ealumina

didapat nilai En> 1, sehingga hasilnya nuklida 54Mn dan didapat perbedaan 4,8%,

dengan sumber radioaktif dalam bentuk

titik dengan aktivitas sampel sekitar 300

kurang memuas-kan, sedangkan untuk

radionuklida 137CS clan 60CO dalam

sampel alumina didapat nilai En~l, Bq[8). Nilai En pada analisis radionuklida

144Ce clan 54Mn dapat diturunkan hila

sehingga

memuaskan.

diperoleh

hasil

yang

perhitungan ketidakpastian tidak hanya menggunakan data hasil pencacahan saja.

Walaupun masih terdapat beberapa

V.2. SARAN

kekurangan namun kegiatan iIti cukup

Untuk

_kegiatan

_serupa

diwaktu baik clan sangat bermanfaat dilakukan

mendatang perlu dilakukan

per-hitungan ketidakpastian yang Iebih

oleh suatu laboratorium penguji meng-ingat salah satu persyaratan 1aboratorium

(11)

Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X Hotel Kartika Chandra, .1'4 Vesember 2004

Riil Isaris (P3TM-BATAN)

1. Apakah jenis/tipe spektrometer nuklir yang digunakan adalah sarna pada kedua lab. ? Apakah perlu dilakukan koreksi karena perbedaan waktu antara pengukuran pada kedua sistem 2. Berapa perbedaan basil pengukuran (dalam %) yang rnasih bisa atau me-menuhi persyaratan kredibilitas lab. ?

Jawab:

1. Jenisnya sarna seperti Detektor HPGe 2. Perhitungan aktivitas telah dikoreksi

dengan peluruhan atau dihitung pada waktu yang sarna.

Untuk pengukuran sampel ling-kungan perbedaan pengukuran sebesar 10% rnasih dapat dipertang-gung jawabkan.