PENGUKURAN FAKTOR KOREKSI CASCADE SUMMING UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133

Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216 - 3128 ₄₀₅

PENGUKURAN

FAKTOR

KOREKSI

CASCADE

SUMMING

UNTUK SUMBER STANDAR BARIUM-133

Gatot Wurdiyanto, Pujadi

Pusa/ Teknologi Keselamatan dan Me/rologi Radiasi. Badan Tenaga Nuklir Nasional

ABSTRAK

Telah dilakukan pengukuran fak/or koreksi cascade summing untuk sumber pemancar sinal' multi-gamma Ba-133 di Pusat Teknologi Keselama/an dan Metrologi Radiasi - BATAN. Pengukuran ini perlu dilakukan guna meningkatkan keteli/ian dan akurasi hasil pengukuran khususnya yang menggunakan perangka/ spek/rome/er gamma. Faktor cascade summing diukur secara langsung pada kondisi normal. Pada penelilian ini dilakukan analisa /erhadap skema peluruhan sumber multi-gamma Ba-133 dan didapa/kan perumusan fak/or koreksi cascade summing /ersebu/. Nilai faktor koreksi un/uk sinal' gamma yang

mempunyai probabilitas pancaran cukup besar dilentukan dengan pengukuran /erhadap mmber s/andar Co-57. Co-60. t:u-152 dan Ba-133. /Jasil pengukuran fak/or koreksi cascade summing mempunyai perbedaan maksimum sekilar 1% terhadap masing-masing puncak sinal' gamma.

Kalil kUllci: Cascade summing. sumber s/andar dan probabili/as pancaran.

ABSTRACT

Measuremen/ of cascade summing correction factor for multi-gamma radio-nuclide of Ba-133 have been carried out ill Center for Technology of Radia/ion safety and Me/rology - Na/ional Nuclear Energy Agency. The research is used for increased accura/ion and precision of measurement. especially in using gamma spectrometry me/hods. Cascade summingfac/ors is measured direc/ly in normal condition. In the research, decay schema of Ba-133 has been analyzed /0 gel/he formula of cascade summing correction factors. The values of/he correction factors for higher emission probabili/ies of gamma rays are de/ermined from measuring of Co-57. Co-60. Eu- J52and Ba- J33of standard sources. The resul/s of cascade summing correc/ionfac/ors have maximum difference about J %from the others of peak energy of gamma ray. Keywords: Cascade summing. standard source and emission probability.

PENDAHULUAN

Sebagai

_bidang laboratorium_pengukuran acuan tingkat nasional_{aktivitas radionuklida,}di Laboratorium Metrologi Radiasi pada Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi-Badan Tenaga Nuklir Nasional perlu meningkatkan kualitas hasil pengukuran maupun anal isis suatu sampel guna memenuhi tuntutan jaman. Hal ini sudah menjadi kebutuhan dasar bagi suatu labora-torium acuan tingkat nasional untuk selalu mening-katkan kemampuannya dalam memenuhi standar pasar yang selalu membutuhkan hasil analisis yang berkualitas. Laboratorium Metrologi Radiasi-Badan Tenaga Nuklir Nasional selalu memperhati-kan masalah-masalah ini gun a meningkatkan kualitas pelayanan sesuai dengan tugas dan fungsinya. Upaya yang dilakukan adalah dengan melakukan penelitian yang dilaksanakan tidak hanya berupa penelitian skala besar yang merupakan dasar dalam menentukan arah kebijakan namun juga melakukan

penelitian berskala kecil yang merupakan pengem-bangan metode untuk meningkatkan kualitas hasil.

Salah satu upaya dalam meningkatkan kualitas hasil pengukuran untuk perangkat spektro-meter gamma adalah dengan memperhitungkan faktor cascade summing. Efek cascade summing adalah kejadian hilangnya sebagian pulsa energi dari suatu puncak energi pada radionuklida pemancar dua atau lebih energi sinar gamma. Dewasa ini di Indonesia faktor koreksi cascade summing hanya dijadikan sebagai hiasan pengetahuan saja tetapi tidak pemah dilakukan pengukuran secara sungguh-sungguh. Hal ini, kemungkinan disebabkan nilai faktor tersebut hanya sekitar 1% untuk setiap puncak energi sinar gamma sehingga tidak begitu signifikan dengan rumitnya saat melakukan penghitungan faktor tersebut. Namun demikian jika ditelusuri lebih jauh, nilai faktor koreksi ini akan sangat berarti karena terjadi akumulasi di tiap-tiap energi yang digunakan untuk membentuk kurva efisiensi deteksi.

406 ISSN 0216 - 3128 _{Gatot Wurdiyanto, dkk.}

dengan : PI, P2 dan P3

n'(n) == nOP353-noP3&'1(P2/P3)5/ == n(YJ)

- n(Y3)(P2/P3)f.2' (3)

: Probabilitas pancaran y" 12dan Y1 5), 52dan 53 : efisiensi deteksi pada puncak energi

Yt.12dan Y3'

: efisiensi total deteksi untuk Y2dan Y1.

n'(YI), n'(Y2) dan n'(13) :

dan sinar gamma kedua juga terdeteksi seluruhnya maka ada sejumlah pulsa yang tercatat dan ada juga yang terkontribusi ke suatu puncak tunggal pad a jumlahan kedua energi sinar gamma tersebut.

Kejadian ini adalah hilangnya sebagian pulsa energi dari masing-masing puncak energi yang pertama dan kedua. Hal ini disebabkan adanya radiasi "cascade" yang dapat keluar dari puncak energi yang utuh sehingga perlu dikoreksi. Kemungkinan efek cascade summing akan bertambah dengan semakin dekatnyajarak detektor ke sumber radiasil51.

Secara prinsip koreksi terhadap cascade summing dapat diilustrasikan dengan contoh skema peluruhan sederhana pad a Gambar 1. YI, Y2 dan Y1 adalah sinar gamma yang diemisi dari peluruhan dan E), E2 dan E3 adalah masing-masing tingkat energi. Y2 dan 13 menyimpan seluruh energinya dan secara simultan tertangkap oleh detektor, maka keduanya akan memberikan kontribusi hilangnya sebagian puncak energi mereka. Hilangnya sebagian pulsa pad a puncak energi terse but akan timbul pada . puncak energi YI yang berenergi sebesar jumlah energi Y2dan 13. Perumusan untuk pencacahan pada puncak Y), Y2dan Y3adalah :

nilai cacah pengamatan (yang terdeteksi) untuk puncak Yt. 12dan Y3·

nilai cacah sesungguhnya untuk puncak Yt.Y2dan

13-aktivitas standar radionuklida.

no :

Sesungguhnya faktor cascade summing dapat dieliminMi gampai sekitar 90%[1] dengan melakukan pengaturan (setting) jarak maupun menambah lapisan tertentu pada penyangganya, namun pada kondisi tertentu (nilai aktivitas standar terlalu besar dibandingkan aktivitas sampel) hal ini tidak dapat dilakukan dan memaksa kita untuk tetap melakukan koreksi faktor ini gun a mendapatkan nilai peng-ukuran yang akurat. Dengan kondisi demikian, maka laboratorium acuan di bidang pengukuran radioaktivitas mutlak memerlukan koreksi cascade summing sebagai wujud peningkatan kualitas hasil pengukuran maupun analisis.

Sebelumnya telah dilakukan pengukuran faktor cascade summing untuk sumber multigamma Eu-

I

52[2], dengan hasil untuk pengaturan normal diperoleh nilai 1%. Pada penelitian ini dilakukan pengukuran faktor cascade summing untuk sumber Sa-133. Sa-133 merupakan sumber radionuklida yang mempunyai waktu paro 10,74 tahun pemancar multigamma dari range energi 53 keY sampai dengan 384 keY dengan probabilitas pancaran cukup besar, setelah terlebih dahulu terjadi peristiwa tangkapan elektron[l·3.41. Dengan karakteristik se-perti itu, Sa-133 banyak digunakan sebagai sumber standar untuk mengkalibrasi perangkat spektrometer gamma. Hal yang spesifik pada Sa-133 adalah adanya energi pada 53 keY dan energi 80 keY yang tidak dipunyai oleh sumber pemancar multigamma seperti Eu-152. Dengan perpaduan kedua sumber pemancar multigamma tersebut maka hasil kalibrasi perangkat spektrometer gamma menjadi lebih akurat karena mereka saling melengkapi, terlebih dengan melakukan koreksi secara langsung terhadap faktor cascade summing yang dilakukan pada ke empat sumber standar (Co-57, Co-60, Sa-133 dan Eu-152) tersebut.

Tujuan dari penelitian ini adalah dapat menghitung faktor koreksi cascade summing dari radionuklida Sa-133 yang akan digunakan untuk menentukan kurva efisiensi deteksi sehingga dapat meningkatkan kualitas hasil pengukuran.

TEORI

Dalam menentukan luas puncak energi sesungguhnya (true peak area) pada pengukuran aktivitas radionuklida yang mempunyai dua atau lebih pancaran sinar gamma dengan menggunakan perangkat spektrometer gamma, muncul suatu masalah dimana terjadi berkurangnya nilai cacah pada luas puncak energi tersebut. Sebagai contoh adalah jika suatu radionuklida mempunyai dua energi sinar gamma, maka sinar gamma yang pertama memberikan seluruh energinya ke detektor

Sesarnya nilai faktor koreksi cascade summing untuk masing-masing Yt. Y2dan Y3adalah :

(4)

(5)

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006

Gatot Wurdiyanto, dkk.

-

ISSN 0216 -3128 407 ~ 131 E1

"~

, ,

~~

E2 Y2

~

~133 Y1

1

E3 Y3

~

-Gambar 1. lIustrasi contoh skema peluruh-an sederhpeluruh-ana.

TAT A KERJA DAN PERCOBAAN

Penelitian ini dilakukan melalui beberapa tahap. Tahap pertama adalah menyiapkan bahan-bahan dan peralatan. Sumber radioaktif yang diperlukan adalah sumber standar Co-57, Co-60 dan Eu-152. Sumber Sa-133 yang akan diteliti distan-darkan dengan perangkat koinsidensi 41Tj3-y yang dilengkapi dengan sistem a-live timed bi-dimensional. Peralatan lain yang digunakan adalah perangkat spektrometer gamma berupa detektor HPGe tipe coaxial beresolusi tinggi dengan dimensi efektif berdiameter 58,8 mm, tinggi 47,6 mm dan efisiensi relatif 30 %. Detektor dioperasikan pad a tegangan 2000 Volt dan mempunyai resolusi untuk energi 1332,5 key dari sumber Co-60 sekitar 2 keY. Penguat pulsa (amplifier) yang digunakan adalah model 571 Ortec dan sebuah ADC (Analog to Digital Converter) merek LASO 220 I A kemudian sebuah personal computer PC 980 I T. Susunan perangkat spektrometer gamma yang digunakan ditampilkan pada diagram balok pada Gambar 2.

Tahap ke dua adalah melakukan standardisasi Sa-133 dengan perangkat koinsidensi 41tp-y yang dilengkapi dengan sistem a-live timed bi-dimensional. Perangkat ini adalah alat ukur aktivitas

absolut sehingga dalam penggunaannya tidak memerlukan sumber standar sebagai pengkalibrasi ataupun dibandingkan dengan peralatan standar lainnya. Gerbang saluran gamma (gamma gate) diatur pad a energi 356 keY. Hal ini dilakukan karena pada energi itu mempunyai probabilitas pancaran sinar gamma yang paling tinggi (sekitar 62%). Gerbang saluran beta (beta gate) dipasang pada batas terendah (lower leve/) 0,5 keY dan batas atas (upper leve/) terbuka lebar. Aktivitas absolut Sa-133 ditentukan dengan metode ekstrapolasi[6].

Tahap ke tiga adalah pengaturan peralatan perangkat pengukuran. Jarak sumber ke detektor HPGe diatur sedemikian rupa sehingga dead time dari ke em pat sumber standar sekecil mungkin dan pada pengukuran ini jarak terse but adalah 6, I em. Setting gain pada amplifier di setel pad a coarse gain 30 sehingga seluruh puneak energi dari 0 keY sampai dengan 1500 ke V terdeteksi secara optimal.

Tahap ke empat adalah meneaeah sumber standar Co-57 dengan waktu 3.600 detik sebanyak 3 kali kemudian sumber standar Co-60 dengan waktu yang sarna. Kedua sumber ini digunakan untuk menentukan efisiensi total. Selanjutnya mencaeah sumber multi-gamma Eu-152 dan Sa-133 sebanyak 3 kali dengan waktu eacah 10.000 detik. Aktivitas sumber standar yang digunakan masing-masing adalah ( 26.341 ± 45) Sq untuk Co-57, (22.629 ± 24) Sq untuk Co-60 dan ( 26.700

±

87 ) Sq untuk

Eu-152.

Tahap berikutnya adalah melakukan analisa terhadap sumber multi gamma Sa-133 yang akan dihitung faktor koreksi cascade summing. Serdasar pada skema data peluruhan Sa-133 yang ditampilkan pada Gambar 3[3], dapat dibuat perumusan faktor koreksi cascade summing untuk tiap-tiap puneak energi yang biasa digunakan dalam mengkalibrasi. Adapun puncak-puncak energi Sa-133 yang menjadi perhatian adalah puncak energi yang mempunyai intensitas cukup besar karena digunakan dalam melakukan kalibrasi efisiensi relatif deteetor'7.8]. Selanjutnya dilakukan penghitungan nilai efisiensi total dari puncak energi radionuklida 57 dan Co-60, dan efisiensi relatif dari tiap-tiap puncak energi dihitung setelah faktor koreksi cascade summing diketahui.

Detektor AmplifierMCAADC HPGe ORTEC 571.•.. LABO Kompute r 2201A PC9801-T

408

-'1'1 ISSN 0216 - 3128 14

Ba-133

Cs-133 stabil

Gatot Wllrd{l'aflto, dkk.

Gambar 3. Skema Peluruhan Ba-133 untuk Probabilitas Pancaran Sinar Gamma yang besar.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Berdasarkan

pencacahan

radionuklida

standar Co-57 dan Co-50 maka dapat dihitung

efisiensi total dari energi rata-rata

masing-masing radionuklida.

Hasil penghitungan

efisiensi

total

ditampilkan

pada

Tabel

1

sedangkan kurva efisiensi total ditampilkan

pada Gambar 4.

Pad a Tabel I, Py merupakan harga proba-bilitas pancaran sinar gamma yang didapat dari Tabel Transformasi Radionuklida sedangkan nilai cacah total per detik

(N;)

didapat dari spektrum masing-masing sumber radionuklida setelah dikorek-si dengan cacah latar. Efisiensi total

(6)

ditentukan pada energi rerata masing-masing radionuklida.

Dari nilai ini dapat dibuat kurva efisiensi total berdasarkan pada kontur efisiensi total detektor sesuai dengan build up detektor. Dengan kurva ini maka dapat diketahui nilai efisiensi total untuk masing-masing energi seperti ditampilkan pad a Tabel 2.

Hasil analisa skema peluruhan 8a-133 untuk puncak-puncak energi yang mempunyai probabilitas pancaran cukup besar didapatkan perumusan nilai faktor koreksi cascade slimming sepcrti yang diuraikan berikut ini. Perumusan yang dipaparkan tersebut diturunkan berdasarkan teori yang diuraikan dalam contoh skema peluruhan sederhana pada Gambar I.

Tabell. Nilai efisiensi total dari radionuklida Co-57 dan Co-60.

Nuklida Energi (keY)N/(Cps)Ererata(keV)No (Bq)Py(%)[4)Et Co-57 122,06387,6 25.962,210,0077793201,565123,8 136,475 12,2 Co-60 1173,2299,89 22.628,9735[,1150,00776261252,91 1332,51 99,99

Proslding PPI - PDIPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006

Galill Wurd(vatllll, dkk. (U •...

_o

I-0(jj c: (j) 0(jj

~

W ISSN 0216-3128 409 10 Energi (keV) JO

Gambar 4. Kurva Efisiensi deteksi total.

410

-

ISSN 0216 - 3128 _{GafOf Wurdiyanfo, dkk.}

Pada perumusan faktor koreksi cascade summing dari bermacam-macam energi sinar gamma tertulis nomor indeks I, 2, ... sampai dengan 9. Nomor indeks terse but merupakan nilai energi dari sinar gamma seperti ditampilkan pada Tabel 2. Perumusan faktor koreksi tersebut setelah melalui beberapa penyederhanaan.

Pengukuran aktivitas secara absolut ditentu-kan dengan kurva ekstrapolasi pada Gambar 5. Hasil ekstrapolasi dari ke dua gerbar.g saluran

25,8

g

25.6

~

~

'iij

~

25,4 c: 'iij'~"6:::J 25,2 ....J

gamma menuju pada titik dimana efisiensi deteksi detektor proporsional bemilai 100 %. Untuk ger-bang saluran gamma pad a energi 356 keY mem-punyai efisiensi deteksi maksimum partikel beta oleh detektor proporsional sebesar 86 %, sedangkan dae-rah fitting untuk kurva ekstrapolasi hingga efisiensi deteksi 69%. Dilihat dad bentuk kurva ekstrapolasi, hasil pengukuran aktivitas cukup baik karena me-miliki daerah fitting cukup panjang. Hasil peng-ukuran aktivitas absolut adalah (25125 ± J78) Sq,

25,0

0,1 0,2 0,3 0,4

---

...•

0.5

Gambar 5. Kurva ektrapolasi koinsidensi 41tp-y untuk gerbang saluran gam-ma 356 keY dari 8a-133.

Tabel 2. Daftar indek dan hasil penghitungan efisiensi deteksi. No Energi~:y15JFaktorEPEt Koreksi

Indeks

(ke V)

(%)

(%)

Cascade summing

(%)

I

53,162,1610,253

-2 _{3 4} 160,6179,6280,9936,9980,6410,8350,361481,00894810,582

-

-5 223,230,4530,867

-

-6 ₇ 276,40302,850,8717,1470,342281,004649518,30 0873_{0,3 13081,0023979} 8 356,0261,940,8720,26810 1,00203 9 383,850,8688,9050,249730,998232 Prosiding PPI - PDlPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006

Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216 - 3128

_4/1

Pada Tabel 2, ditampilkan daftar indeks,

nilai probabilitas pancaran sinar gamma, nilai etisiensi total, etisiensi puncak energi serta faktor koreksi cascade summing. Nilai probabilitas pan-caran sinar gamma (Py) didapat dari Table of Radioactive Isotopes yang dilaporkan oleh E. BROWNE and R.B. FIRESTONE, sedangkan nilai etisiensi total (EI) didapat dari kurva efisiensi total pada Gambar 4. Nilai etisiensi deteksi pada masing-masing puncak energi (EP) didapat dari pengukuran sumber standar Co-57, Co-60 dan Eu-152. Faktor koreksi Cascade summing dari masing-masing energi didapat dengan menggunakan perumusan sebagai hasil analisa terhadap skema peluruhan sumber radionuklida Ba-133. Faktor koreksi yang dihitung hanya untuk energi yang biasa digunakan dalam melakukan kalibrasi etisiensi deteksi saja , yaitu untuk nilai probabilitas panearan sinar gamma yang cukup bcsar saja. Jika dilihat dari nilai Faktor koreksi Cascade summing disimpulkan bahwa nilai faktor tersebut hanya mempunyai perbedaan maksimum di bawah I % saja. Hal ini disebabkan karena setting pada pengukuran faktor tersebut pada kondisi noma I, artinya pada kondisi dimana setting dilakukan dengan membuat sekecil mungkin faktor-faktor yang dapat mempengaruhi pengukuran, antara lain adalah waktu mati (dead time), faktor pile up ,

hamburan balik, cascade summing dan lain-lain. Meskipun demikian perbedaan tersebut menjadi sangat berarti untuk tingkat laboratorium aeuan seperti Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, dan koreksi perlu dilakukan untuk meningkatkan kualitas hasil pengukuran.

Gambar 6, menampilkan kurva etisiensi deteksi yang telah dilakukan koreksi terhadap faktor cascade summing menggunakan sumber standar Co-57, Co-60, Eu-152 dan Ba-133. Nilai faktor cas-cade summing sumber radionuklida Eu- 152 dilapor-kan pada penelitian sebelumnya[2J, sedangkan Co-57 dan Co-60 dalam proses pelaporan. Oalam kurva efisiensi Gambar 6, terlihat kontinuitas puncak-puncak energi dari ke empat sumber standar (Co-57, Co-60, Ba- I 33 dan Eu- 152) cukup memiliki hubungan yang kondusif. Sehingga dapat di-simpulkan bahwa hasil penghitungan faktor cascade summing Ba-133 cukup baik dan dapat digunakan lebih lanjut. Adapun perbedaan nilai efisiensi deteksi antara penggunaan faktor cascade summing dan tanpa faktor cascade summing ditampilkan pada Tabel 3. Perbedaan nilai ini tidak cukup memberi arti yang signitikan untuk laboratorium penguji, tetapi untuk laboratorium acuari nasional nilai ini mempunyai arti yang sangat signifikan.

0.6

0.5

~

~ 0.4

c: :;] Q.

~ 0.3

Qj CI

:~0.2

(J) ;;::w

0.1

0

0

500

1000

1500

Energi (keV)

Gambar 6. Kurva kalibrasi efisiensi deteksi terkoreksi c'lscade summing dengan sumber standar Co-57, Co-60, Eu-152 dan 8a-133.

4/2

ISSN 0216 - 3128

Tabel3.

Efisiensi deteksi detektor HPGe.

Gatol Wurdiyanlo, dkk.

Efisiensi Deteksi

(%)

Sumber

Energi (keY)_Tanpa Dengan Koreksi_Koreksi Cascade summing Cascade summing Co-57 122,0610,5357 ± 0,00003030,5357 ± 0,0000303 136,474 0,53828 ± 0,00005000,53828 ± 0,0000500 121,78 0,510132 ± 0,00003550,51441 ± 0,0000358 244,7 0,375436 ± 0,00003020,37907 ± 0,0000305 344,28 0,273723 ± 0,00001850,27531 ± 0,0000186 443,97 0,215882 ± 0,00002240,21809 ± 0,0000226 778,9 0,127816 ± 0,00001010,12894 ± 0.0000102 Eu-152 867,39 0,115153 ± 0,00001410,11658 ± 0,0000143 964,06 0, I 06641 ± 0,00000810,10714 ± 0,0000081 1085,84 0,097456 ± 0,00000790,09758 ± 0,0000079 1112,09 0,096048 ± 0,00000760,09625 ± 0,0000076 1408,02 0,077732 ± 0,00000580,07799 ± 0,0000058 Co-60 1173,2380,08765 ± 0,00000500,08833 ± 0,0000050 1332,502 0,077974 ± 0.00000440,07859 ± 0,0000044 80,903 0,358274 ± 0,00004150,36148 ± 0,0000419 276,398 0,340696 ± 0,00003410,34228 ± 0,0000343 Ba-l33 302,853 0,312331 ± 0,00002930,31308 ± 0,0000294 356,017 0,267557±0,000024I0,2681 ± 0,0000241 383,851 0,250172±0,00002390,24973 ± 0,0000239

Pengukuran faktor cascade summing dari sumber-sumber tersebut merupakan hasil pengaturan perangkat yang paling optimal (pada pengaturan normal) artinya telah memperhitungkan aktivitas standar yang digunakan terhadap faktor-faktor yang mempengaruhi perhitungan seperti dead time, pile up, hamburan balik dan lain-lain. Jika pengukuran dilakukan tanpa mempertimbangkan faktor-faktor tersebut maka nilai faktor cascade summing akan lebih besar.

KESIMPULAN

DAN SARAN

Dari pengukuran dan analisa yang dilakukan terhadap faktor cascade summing, dapat di-simpulkan :

I. Pengaruh faktor cascade summing yang diper-oleh pada pengaturan normal mempunyai nilai sekitar 1%, namun demikian koreksi terhadap

faktor cascade summing perlu dilakukan guna mendapatkan hasil pengukuran yang lebih teliti. 2. Perumusan nilai faktor koreksi cascade summing

dapat digunakan untuk sumber radionuklida Ba-133.

3. Setiap terjadi perubahan pengaturan jarak dan build up dari detektor maka nilai faktor koreksi cascade summing perlu dihitung kembali. Sebagai saran, perlu dilakukan pengukuran faktor koreksi cascade summing untuk sumber standar yang biasa digunakan dalam mengkalibrasi etisiensi deteksi perangkat spektrometer gamma.

DAFTAR PUSTAKA

1. NCRP, A Handbook of Radioactivity Measu-rements Prosedures; NCRP Report No. 58;

1978.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006

Pustek Akseierator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juii 2006

Gatot Wurdiyanto, dkk. ISSN 0216 - 3128

_4/3

2. GA TOT WURDIY ANTO, Pengukuran Faktor

Koreksi Cascade Summing Unllik Sumber

Eu-152, Presiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, Puslitbang Keselamat-an Radiasi dKeselamat-an Biomedika Nuklir - BATAN, 2005.

3. Annals of the ICRP, RADIONUCLIDE TRANS-FORMATIONS; ICRP Publication 38; Volume 11-13,1983.

4. E. BROWNE and R.B. FIRESTONE, Table of Radioactive Isotopes; John Wiley and Sons Inc.; New York, (1986).

5. MOREL, J., CHOUVENET, B., and KADACHI, /\., International Journal of Application Radia-tiO/1and Isotopes, No. 34 (1983) 1115.

6. D. SMITH., Metrologia II (1975) 73.

7. K. DEBERTIN, A Guide and Instruction for Determining Gamma-ray Emission Rates with Germanium Detector Systems; Physikalisch-Technishe Bundesanstalt, Radioactivity; Report

Ra-12; Braunschweig, September 1980.

8. H. SIEGERT and H. JANSSEN, Precise Determination of Gamma-Ray Peak Area; Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, A286 (1990) page 415 - 420.

TANYAJAWAB

Edison Sihombing

- Dari hasil yang didapat kenapa faktor koreksinya di bawah 1%.

Gatot Wurdiyanto

- Karena pengukuran Cascade Summing dilakukan pada kondisi optimum, yaitu pada jarak dan setting amplifier diatur sedemikian rupa sehingga faktor Cascade Summing dead time menjadi

sangat kecil.