I. PENDAHULUAN maupun cuplikan dalam bentuk seperti KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA PENCACAHAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

(1)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X ~_UoteJ Kartika_C!!andra. :14 Vesember ~O04 KOREKSI ATENUASI DIRI CUPLIKAN P ADA 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

SPEK-TROMETER GAMMA. Telah dilakukan analisis koreksi atenuasi diri cuplikan 166mHo dalam 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 radio-nuklida 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 1,2034-1,0428, 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

_{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 Pada sumber radioaktif yang dibuat

dalam bentuk volume dengan media pen-campur yang mempunyai densitas matrik tertentu, maka akan terjadi atenuasi foton

dalam koefisien atenuasi airi, koreks: oleh bahan sumber dan medianya, yang

atenuasi diri ini banyak dilakukan untuk disebut atenuasi diri.

Besamya atenuasi

bidang

diri ini tergantung pada energi foton daD berbagai perrnasalahan pada metrologi radiasi clan dosimetri [2]. gnat serapan daTi bahan matrik

pencam-pumya. Oleh karena itu pada pengukuran sumber

standar radionuklida

aktivitas

(2)

Prosiding Presentasi Ilmiah Keselatnatan Radiasi dan Lingkungan X

lioteJ Kartika Chandra, .14 Vesember ~004

matrik bahan pencampur yang dipakai. Menurut Debertin clan Helmer (1988) yang dikutip oleh T. Boskova clan L. Minev

Berbagai metode penentuan koefisien

ate-nuasi diri telah banyak dilakukan dibebe-rapa laboratorium, disesuaikan dengan

kondisi dan tujuan pengukuran. 166mHo (2001), pada sumber radionuklida berbentuk silinder, dimana aktivitasnya terdistribusi secara homogen pada

wadah-radionuklida

meru

pakan

salah

satu

pemancar gamma multi energi, yang mempunyai jangkau energi dari 80,6-1427KeV,

sehingga sangat efisien apabila dipergt,makan sebagaisumber standar [3].

nya, apabila dicacah menggunakan spektrometer gamma pada jarak tertentu,

,

besarnya faktor atenuasi diri dapat dirumuskan sebagai berikut [1]

Pada makalah ini akan dibahas tentang koefisien atenuasi diri surnber standar

F(,udp) = [l-exp

-IJdp)V

IJ.dp ...(1)

166mHo

_pada

wadah marinelli dengan

bahan matrik

pencampur yang

mem-dengan

F :

punyai densitas 0,5; 0,8; 1,2; 1,5 clan 1,8

Faktor atenuasi diri

Koefisien atenuasi rnassa

~

d

Ketebalan cuplikan

grjcm3, pada rentang energi gamma 80,.6-810,3 keY. Pada energi gamma yang lebih tinggi atenuasi yang terjadi relatif kecil

[1,2].

p

Densitas

Apabila bentuk

komposisi

dan

II. TEOR!

densitas sumber standar clan cuplikan berbeda, maka harga kalibrasi efisiensi

Pada sumber standar radionuklida

atau cuplikan yang mengandung zat radioaktif dengan bentuk volume clan

mempunyai densitas tertentu, akan terjadi

setiap puncak tenaga gamma cuplikaIl perlu dikoreksi, sehingga besarnya koreksi atenuasi diri Facia cuplikan (Ca) dirumus-atenuasi diri foton, yang dapat

memberi-kart kontribusi kesalahan pengukuran.

kan sebagai berikut :

(2)

Ca = F(.udp)sampll!/F(.udp)sta~ldar

Oleh karena itu pada pengukuran sumber radioaktif dengan bentuk volume clan densitas berbeda dengan standar perin

iaktor atenuasi diri cuplikan

dengan:

F(,tJdp)sample

dilakukan koreksi atenuasi diri. Atenuasi

F (Jidp )standar: faktor atenuasi diri sumber

diri pada sumber radionuklida tergantung

standar

pada energi foton, sifat serapan bahan, dimensi, ~etebalan sumber clan densitas

103

(3)

Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X

lIOteJ Kaltika Chandra, 14 Vesember :7;004

Menurut T. Boschkova daD L. Minev kurva densitas Pi

nilai konstanta slope pada kurva

acs

densitas standar pcs

densitas standar

(2001), pada pencacahan sumber radionu-klida dehgan kondisi geometri tertentu dan mempunyai ketebalan tetap, dengan _pes

nilai konstanta intersep pada

f3cs

rentang densitas (p) antara 0,1-2,0 grfcm3,

clan nilai (Jid) kecil atau < 0,5 cm3f gr, maka _{kurva densitas standar Pis}

faktor

atenuasi

ketergantungan

F(,udp), pada densitas

tertentu dapat

dirumuskan sebagai fungsi linier, dengan

Menurut Strom dan Israel (1967), ke-tergantungan atenuaSi diri terhadap tingkat keakurasian 1-2%, sebagai berikut energi foton gamma pada cuplikan alam

pada rentang

berbentuk cair,

_energI

F(,udp) = ap +~ ₍₃₎

60-2000 keV, dapat diruD1uskan dengan

bentuk persamaan polynomial

berikut [4] :

sebagai

Dimana a merupakan konstanta slope clan

fungsi

f3 adalah konstanta intersep dari

linier diatas. Apabila geometri penguku- _{Ca = a In(E)2 + b In(E) + c}

.(5)

dengan:

E

ran ditetapkan, maka harga efisiensi untuk energi foton tertentu akan bergantung

hanya pada faktor atenuasi diri F(jJdp). : energi sinal gamma

a, b dan c merupakan konstanta Sehingga efisiensi pencacahan tergantung

juga pada densitas matrik bahan

pencam-III. TATA KERJA Pada pencacahan dengan kondisi

pur.

III.1. Bahan clan Peralatan sumber standar dan cuplikan berbeda,

Sumber radioaktif 166mHo daTi NMIJ /

1.

dengan penggabungan persamaan (2) dan

AAIST -Jepang (3) maka besamya koreksi atenuasi diri

Wadah sumber marinelli 1000 ml 2.

(Ca) dapat dirumuskan sebagai berikut

Bahan matrik sebagai

media

pencam-3.

...(4)

= (aciPi +J3ci )/ (acsPes +J3cs) pur yang terdiri dari : Busa, geL air, bubuk silica, bubuk £leksi glas, bubuk

dengan

_{kaca dan bahan pengawet (sodium}

nilai konstanta slope pada kurva act

benzoat)

densitas Pi

Spektrometer gamma dengan detektor

HPGe.

4

densitas cuplikan

nilai konstanta intersep pada

(4)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X Ifotel Kartika (1Jandra, .14 Vesember ~O04

111.2. Preparasi sumber radioaktif _dengan

Eff(Ei)

Sumber radioaktif 166mHo dibuat pada

:

efisiensi pencacahan tiap-tiap wadah marinelli volume 1000 mI, sebanyak

_{energi gamma (Ei)}

cacah per detik pada energi

cpS(Ei)

enam buah dengan densitas yang

berbeda-beda. Untuk membuat densitas media

_{gamma (Ei)}

bervariasi

maka

bahan

matrik

Akt

: aktivitas standar

yang

Yield(Ei) : intensitas pancaran gamma pada pencampur yang terdiri dari busa, gel, air,

bubUk silica, bubuk fleksi gelas, bubUk

_{energi gamma (Ei)}

IV. HASILDAN PEMBAHASAN

kaca divariasikan komposisinya sehingga didapatkan media yang mempunyai den-silas : 0,5; 0,8; 1,0; 1,2; 1,5 clan 1,8 gr/cm3 [5,6]. Setelah diperoleh media dengan

Dari

hasil

_pencacahan

_terhadap

densitas tersebut dilakukan uji

kehomo-Kemudian media bahan matrik

enan.

166mHo pada marineli dengan berbagai macam densitas, kemudian dihitung harga daD sumber

radio-pencmnpur tersebut

efisiensi pencacahan pada masing-masing energi gamma 80,6 ; 184,4 ; 280,5; 410,90; n1,7 ; 752,3 clan 810,3 keY, aktif standar 166mHoyang telah diketahui

aktivitasnya, dimasukkan kedalam mari-nelli dan aduk hingga rata, sumber siap

menggunakan persamaan (6), harga efisiensi tersebut disajikan pada Tabel 1.

untuk dicacah.

kurva antara efisiensi Kemudian dibuat

111.3. Pencacahan

Pencacahan

terhadap sumber standar

166mHo pada marinelli dilakukan dengan

dan densitas untuk masing-masing energi gamma, yang disajikan pada Gambar 1. Pada setiap kurva apabila ditarik garis linier maka akan didapatkan variabel slope clan intersept masing-masing kurva, spektrometer gamma menggunakan

detek-tor HPGe. Energi puncak 166mHo yang diamati adalah : 80,6 ; 184,4 ; 280,5; 410,9

sesuai dengan persamaan (3). Pada Gambar I, terlihat bahwa kurva untuk

711,7 ; 752,3 dan 810,3 keY. Dan basil

pencacahan ini, kemudian dihitung efisi-pencacahan

pada

ensl _{masing -rnasing}

energi tersebut diatas, dengan

mengguna-kan persamaan sederhana untuk

meng-hitung aktivitas sebagai berikut :

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 280,5-810,3 keY letak kurva berurutan.

Eff (Ei) = CPS(Ei) / Akt. Yield(Ei) _.(6)

105

Puslitbang Keselamatan Radiasidan BiomedikaNuk'ir~Badan Tenaga Nuk'ir Nasional

(5)

Hal ini juga ditunjukkan pada Tabel 1, _{bus dinding detektor lemah, sehingga}

harga efisiensi untuk energi 184,6 ke V

_{pada energi gamma yang kecil}

efisiensi-nya juga kecil, dan efisiensi akan naik setiap densitas matrik mempunyai nilai

paling besar. Hal ini terjadi karena pada _{dengan kenaikan energi gamma} _clan puncaknya berkisar pada daerah energi 100-120 keY. Selanjutnya pada energi gamma lebih besar 120 keY, dengan kenaikan energi kebolehjadian interaksi sinar gamma dengan detektor justru kecil, karena kemungkinan lolosnya sinar

pencacahan

sumber radioaktif

mengguna-kan detektor HPGe aluminium window,

pada daerah energi rendah pada rentang (40-120) ke V, efisiensi pencacahan naik

dengan kenaikan

sesuai _energi _sinaI

gamma, clan efisiensi pencacahan tertinggi berada pada daerah energi 100-120 keY.

Pencacahan pada energi yang relatif

sehingga

tidak

gamma

terdeteksi,

rendah, rnaka kernarnpuan sinal gamma

sehingga efisiensi pencacahan menjadi

lebih kecil dengan naiknya energi sinar untuk berinteraksi dengan detektor relatif

_ganuna.

kecil, karena kemampuan untuk

menem-Tabel1. Efisiensi pencacahan 166rnHo dengan berbagai densitas, pada rentang energi 80,6 -810,3 keY [61.

untuk

Harga sJope clan intersept

besar, hal ini menunjukkan bahwa pada

...

masmg-masmg energl gamma yang didapat disajikan pada Tabel2. Pada Tabel

energi gamma yang rendah, koreksi faktor

atenuasi dirinya semakin besar 2, terlihat bahwa pacta energi gamma yang _sebaliknya

_pada

_energi _gamma

k~cil, dibawah 280,5 keY 1 slope semakin tinggi. Selain itu terlihat pula bahwa pada

(6)

rendah, densitas matrik

energi

mem-

(4), dengan asumsi bahwa sumber standar

pengaruh

cukup

punyai

_yang

besar

_{yang digunakan mempunyai densitas (p)}

terhadap efisiensi pencacahan. Dengan harga slope (ac) clan intersept (r3c) masing-masing energi gamma pada Tabel 2., maka dapat ditentukan besamya koreksi

= 1 gr/cm3. Tabel 3, menyajikan basil perhitungan harga koreksi atenuasi diri (Ca) untuk masing-masing energi gamma clan densitas cupIikan tertentu,

meng-atenuasi diri (Ca) menggunakan persamaan

_{gunakan persamaan}

₍₄₎

Eft.

Gambar 1. Kurva densitas vs. efisiensi

Tabe12. Parameter kurva efisiensi vs. densitas Marinelli vol. 1000 mI.

(7)

Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X

~ Yatel Kartika Chandra, .14 Vesember 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 1000 cc.

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

antara 1,1256 -1,0218, densitas cuplikan Dari hasil ini dapat dapat dikatakan

bahwa koreksi atenuasi diri (Ca), sangat

tergantung pada energi sinar gamma pada

kondisi pengukuran yang tertentu. Apabila

Pi = 1,2 grjcm3 berkisar antara 0,9058-0,9826, densitas cuplikan Pi = 1,5 grjcm3 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

(8)

Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan X !(atel Kartika Chandra. 1'4 Vesember !J,1)()4

-1.6

1.5

1.4

~

.;:::

:a

.~

~

.-

_U)

~

₀ ~

~::=~:;:::::-~--~

1.3

1.2

1.1

1 0.9 0.8 0.7 0.6 0.5 3 5 7 9 Ln energi galnma

Gambar 2. Kurva koreksi atenuasi diri (Ca) terhadap In-energi gamma

Apabila dibuat kurva clan data clan densitas matrik bahan pencampur

koreksi atenuasi diri (Ca) untuk masing-densitas terhadap ''In-energi akan didapatkan kurva bentuk masing

gamma"

polynomial, disajikan pada Gambar 2,

yang dipakai. Faktor atenuasi diri cupli-kan dengan densitas 0,5 gr/ Cm3 pada rentang energi 80,6 -810,3 keY berkisar 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 dan densitas 1/8 antara

tergantung pada energi sinar gamma. 0,7428 -0,9126.

Untuk pencacahan

cupli-kan pada contoh lingkungan yang

mem-punyai perbedaan densitas dengan standar disarankan untuk dilakukan

ko-V.

SIMPULAN DAN SARAN

Atenuasi diri pada sumber radionu- _{reksi atenuasi diri, agar didapatkan hasil} yang lebih mendekati nilai sebenarnya. klida tergantung pada energi foton, sifat

(9)

Prasiding Presentasi Ilmiah Keselarnatan Radiasi dan Lingkungan X

lioteJ Kartika Chandra, .14 Vesember ~O04

DAFT AR PUST AKA

_dengan

p = 0,5 Eff. = 0,863

p = 1,8 Eff. = 0,604

~ = 0,259

1. T. BOSHKOV A, 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., P ARSA B., Density Correction of Gamma-ray Detection Efficiency in Environmental Samples, Radioact. Radiochem. 3(3), 32 (1992).

Gatot Wurdiyanto (P3KRBiN-BATAN)

1

3. PUJADI, dkk., Analisis Puncak-Puncak Energi Sinar Gamma 166mHolmium pada Kalibrasi Efisiensi Detektor HPGe,

Prosiding Seminar Keselamatan Radiasi

dan Biomedika Nuklir I, Jakarta (2001).

2.

3.

Alasan teknis koreksi atenuasi diri pada densitas 1 grJcm3.?

Menurut saya efisiensi deteksi tidak tergantung pada densitas cuplikan, tetapi nilai cacahannya yang tergan-tung pada densitas cuplikan!.

Mohon penjelasan lebih lanjut.

Bagaimana menentukan densitas 0,8 grfcm3, 0,5 grfcm3, 1 grfcm3 dll.? 4. STROM E., ISRAEL H., ISO Guide 47-1

Marinelli Beaker Calibration. System Application Studies. (1977).

5. NAZAROH, dkk., Pembuatan Sumber Standar 166mHolmium Marinelli untuk Pengukuran NORM, Prosiding Seminar Aspek Keselamatan Radiasi dan Lingku-ngan pada lndustri Non Nuklir, Jakarta (2003).

Jawab:

1. Untuk densitas "gr/cm3" ~ sebagai

standar

Alasan dilakukan koreksi ~ apabila

standar cuplikan beda

2. Kalau cacahan (cps) tergantung

den-sitas cuplikan efisiensi tergantung cps

~ sehingga effisiensi juga tergantung

densitas.

3. Dengan mencampur bahan2 tertentu

dengan volumenya ditimbang.

DISKUSI

Mulyadi Rachmad (P3KRBiN-BATAN)

Riau Amorino (P3KRBiN-BATAN) Mengapa pada energi 711,751 d 810,3

ke V efisiensi tinier konstan ? Untuk koreksi atenuasi ini sangat dipengaruhi oleh bentuk (geometri) clan salah satunya homogenitas. Bagaimana caranya untuk menentukan homogenitas sampel?

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.

Jawab:

Homogenitas yang dimaksud adalah terdistribusinya aktivitas keseluruhan ruang. Ditentukan dengan mengukur aktivitas daTi berbagai sudut (atas, bawah, kiri, kanan dll.).