PEMBUATAN SUMBER STANDAR
131I
UNTUK KALIBRASI ALAT UKUR AKTIVITAS STACK MONITOR
PADA FASILITAS NUKLIR
Hermawan Candra1, Gatot Wurdiyanto1, Holnisar1
1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN, jl, Lebak Bulus 49 Jakarta Selatan email: hermawan@batan.go.id
ABSTRAK
PEMBUATAN SUMBER STANDAR 131I UNTUK KALIBRASI ALAT UKUR AKTIVITAS STACK MONITOR PADA FASILITAS NUKLIR. Telah dilakukan pembuatan sumber standar 131I dengan aktivitas 400 – 1000Bq untuk kalibrasi alat ukur aktivitas stack monitor pada fasilitas nuklir. Metode yang digunakan untuk perhitungan aktivitas secara relatif menggunakan kurva kalibrasi efisiensi. Radionuklida 131I mempunyai waktu paro (T1/2): 8,0233 hari dan mempunyai energi gamma yang berintensitas tinggi yaitu : 364,489(5) keV (81,2%). Tahap pembuatan sumber standar 131I meliputi pembuatan cuplikan 131I dalam bentuk geometri cair dalam ampul dan padat dalam bentuk point source. Pencacahan cuplikan 131I dilakukan menggunakan spektrometer gamma detektor semikonduktor HPGe dan kamar pengion 4πγ. Perhitungan aktivitas radionuklida 131I menggunakan metode kurva kalibrasi effisiensi menggunakan sumber standar multi gamma 152Eu. Hasil pengukuran aktivitas 131Idengan metode relatif sistem pencacah spektrometer- γ detektor HPGe: pada waktu acuan [3-7-2018; 10.00 WIB] adalah (66,54 ± 0,03) Bq/mg atau (66,54 ± 0,93%) Bq/mg dengan ketidakpastian gabungan sebesar 3,21%. .
Kata kunci: sumber standar 131I, bentuk padat (point source), kalibrasi stack monitor, spektrometer gamma, fasilitas nuklir
ABSTRACT
MAKING STANDARD SOURCE OF 131IFOR CALIBRATION OF ACTIVITY EQUIPMENT
STACK MONITOR IN NUCLEAR FACILITY. Production of standard 131I source with an activity between 400 – 1000Bq for calibration activity of stack monitor equipment in nuclear facilities were carried out. The method used to calculate relative radioactivity was efficiency calibration curve method. 131Iradionuclide has a half live (T1/2) of 8.0233 days and gamma energy of 364.489(5) keV (81.2%). The production stages include sample preparation of 131I in the forms of liquid in an ampoule and solid as a point source. 131Isample was counted with gamma spectrometer counting system with HPGe semiconductor detector and 4π-γ ionizationchamber counting system. Radioactivity measurement of 131I was performed with efficiency calibration curve method and mathematical formula with multi gamma energy standard source of 152Eu. The result of 131Iradioactivity measurement using relative method with gamma spectrometer with HPGe detector counting system were as follows: at reference time of 3-7-2018 and 10.00 WIB was (66,54 ± 0,03) Bq/mg or (66,54 ± 0,93%) Bq/mg with combined uncertainty of 3,21%
Keyword: standard souce of 131I, solid in point source, stack monitor calibration, gamma spectrometer, nuclear facility
PENDAHULUAN,
Perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi dalam bidang nuklir telah berkembang pada berbagai bidang kegiatan. Pada bidang lingkungan iptek nuklir digunakan untuk memonitor tingkat paparan radiasi di lokasi yang ..., misal di fasilitas nuklir dan instalasi nuklir. Apabila tingkat radiasi di lokasi tersebut melampaui nilai batas aman maka sistem monitor ini secara otomatis akan memberikan tanda. Salah satu radionuklida lepasan reaktor adalah 131I yang mempunyai energi gamma sebesar 356keV.
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) – Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) mempunyai misi melakukan pengembangan dan pengkajian serta penerapan Iptek nuklir dalam bidang metrologi radiasi untuk keselamatan, keamanan dan kesehatan radiasi, maka penelitian, pengembangan dibidang keselamatan radiasi,
khususnya dalam bidang metrologi radiasi, termasuk didalamnya adalah kegiatan pengukuran aktivitas dan standardisasi radionuklida. Hal ini harus menjadi perhatian utama, agar sasaran utama dalam pembangunan Iptek nuklir untuk keselamatan dan kesehatan radiasi terwujud.
Pada penelitian ini telah dilakukan pembuatan sumber standar 131I bentuk padat. Tujuan kegiatan ini adalah meningkatkan kemampuan PTKMR BATAN dalam bidang metrologi radiasi khususnya pembuatan sumber standar 131I untuk mengkalibrasi alat ukur aktivitas stack monitor pada falilitas nuklir dan instalasi nuklir serta sebagai alat untuk pengendalian mutu di laboratorium standardisasi radionuklida.
Pembuatan sumber standar ini akan bermanfaat untuk :
1. meningkatkan kompetensi peneliti di Indonesia khususnya di BATAN dalam bidang metrologi radiasi.
2. menyediakan sumber standar radioaktif untuk kalibrasi alat ukur aktivitas. 3. Sebagai sumber acuan pengukuran radiasi pengion dan pengendalian mutu
pengukuran aktivitas limbah radioaktif dan radiasi lingkungan, yang mempunyai ketertelusuran ke sistem internasional.
4. Mengurangi impor dan penghematan devisa negara. Tersedianya sumber standar radioaktif buatan sendiri, sebagai sumber standar acuan pengukuran radiasi pengion, sangat penting di lakukan sebagai jawaban dari tuntutan para pemangku kepentingan: Lembaga penelitian, Industri dan masyarakat pengguna zat radioaktif lainnya.
Permasalahan pada saat ini adalah kepemilikan sumber standar radionuklida yang digunakan oleh lembaga penelitian, industri dan rumah sakit sebagian besar import buatan negara lain seperti USA, Jerman, Perancis dll. Pembangunan dan pengembangan dalam bidang penelitian harus diarahkan untuk menggunakan produk sendiri dalam negeri. Pilihan ini dinilai lebih efisien, karena harga sumber standar radionuklida cukup mahal disamping itu dapat mengurangi ketergantungan produk luar negeri dan mengurangi nilai impor sehingga lebih menghemat devisa negara.
Dengan berbekal pada penguasaan ilmu pengetahuan dan teknologi metrologi radiasi dan ketersediaan sumber daya manusia yang berpengalaman maka standardisasi sumber standar radionuklida sebagai sumber acuan pengukuran aktivitas sangat mungkin dilakukan. Sumber standar radionuklida yang akan dibuat adalah sumber standar pemancar gamma campuran dan tunggal yang mempunyai jangkau energi dari 40 – 1408 keV, dengan berbagai bentuk.
TEORI
Peranan ilmu pengetahuan dan teknologi nuklir pada saat ini telah berkembang pesat untuk tujuan damai. Pada reaktor nuklir diperlukan sumber standar untuk mengkalibrasi alat ukur radiasi, salah satunya adalah sistem stack monitor. Sistem monitor ini berfungsi untuk memonitor tingkat paparan radiasi di lokasi yang diperkirakan memiliki tingkat radiasi, misal di falilitas nuklir dan instalasi nuklir.
Radionuklida 131I mempunyai waktu paro pendek 8,0233 hari dan merupakan pemancar beta dan diikuti oleh gamma dengan energi gamma 364,48 keV (81,6%), 636,97 keV (7,12%) dan 722,89 keV (1,78%). Intensitas (yield) terbesar pada energi gamma 364,5 keV sebesar 81,6%. Proses standardisasi radionuklida sering dilakukan menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma. Pada pengukuran radioaktifitas sumber radioaktif menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma ada beberapa faktor yang perlu diperhatikan, yaitu jenis detektor yang digunakan, daya pisah detektor dan efisiensi detektor. Pengukuran aktivitas sampel 131I bentuk padat (titik) atau point source menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma detektor semikonduktor High Purity Germanium (HPGe). Sebelum dilakukan pengukuran dilakukan analisa kualitatif menggunakan kurva kalibrasi energi sedangkan analisa kuantitatif menggunakan kurva kalibrasi efisiensi. Sumber standar yang digunakan adalah sumber standar 152Eu buatan LMRI. mempunyai rentang energi rendah sampai tinggi (200keV sampai 1408 keV). Sumber standar 152Eu dipilih sebagai sumber standar karena mempunyai waktu paro panjang (13,5 tahun) dan mempunyai rentang energi gamma yang lebar yaitu antara (200keV sampai 1408keV)
Nilai efisiensi yang sering dipakai adalah efisiensi mutlak. Nilai efisiensi tersebut dihitung dengan persamaan :
)
(
)
(
E
Y
dps
cps
E
×
=
ε
( 1 ) dengan :ε (E) adalah efisiensi mutlak pada energi E cps adalah laju pencacahan pada pengukuran dps adalah aktivitas standard pada saat pengukuran Y(E) adalah yield sebagai fungsi energi gamma
METODOLOGI BAHAN
Pada penelitian ini sumber radioaktif 131I diperoleh dari PTRR Serpong dalam bentuk cair dengan komposisi kimia Na2SO3+LiOH+KI dalam H2O. Untuk proses pengenceran menggunakan larutan pengemban (larutan carrier) yang dibuat dari campuran : 50 μg/L Na2SO3+ 50 μg/L Li(OH)+ 50 μg/L KI CoCl2 dalam H2O. Selain itu menggunakan larutan Ag(NO3) 0,1 N yang berguna untuk mengikat iodium menjadi endapan AgI. Laruta SiO2 digunakan untuk katalis yang berfungsi untuk memperhalus terbentuknya kristal. Preparasi sumber dilakukan dalam dua bentuk sampel yaitu cair dan padat.
Sampel bentuk cair dalam ampul untuk sistem pencacah kamar pengion 4πγ terkalibrasi dengan sumber standar dari National Institute of Standards and Technology (NIST) Amerika. Preparasi sumber dalam bentuk padat (point source) untuk pengukuran menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma detektor germanium kemurnian tinggi High Purity Germanium (HPGe) Model GC1018 buatan Canberra. Penyangga sumber dalam bentuk padat (point source) menggunakan bahan plastik polietilen (PE) dengan ketebalan ±25μg/cm3. Peralatan preparasi sumber radioaktif terdiri dari gelas erlemeyer, gelas beaker, pipet gelas, baby bottle dan timbangan analitik elektronik semi mikro Type ABT 220-5 DMT 7037 buatan KERN.
PERALATAN
Kamar pengion 4πγ mempunyai spesifikasi sebagai berikut Model detektor: Capintec CRC-7BT dengan rentang ukur 0,1 μCi sampai 80 Ci dengan diameter sumur 6 cm dan kedalaman sumur 25 cm serta ketebalan shielding Pb 3,2 mm. Isian gas memakai Argon dengan tekanan 1 atm. Kamar pengion 4πγ ini terkalibrasi dengan sumber standar dari National Institute of Standards and Technology (NIST). Beberapa komponen pendukung seperti digital readout dan Iometer (Low Input Impedance Electrometer). Untuk menjaga keakuratan dan kepresisian pengukuran, detektor ini secara rutin dilakukan cek kestabilan menggunakan sumber standar waktu paro panjang 226Ra, 166mHo dan 137Cs.
Sistem pencacah metode relatif spektrometer gamma detektor HPGe dalam penelitian ini mempunyai spesifikasi sebagai berikut. Model detektor: GC1018 buatan Canberra dengan efisiensi relatif 10%. Karakteristik fisik: mempunyai geometri closed-end coaxial dengan diameter 43,5 mm, panjang 47 m dan jarak dari window 5 mm. FWHM menggunakan isotop 57Co pada energi-γ 122,06(12)keV adalah 0,85keV dan 60Co pada energi 1332 keV adalah 1,69 keV. Modul elektronik High Voltage Supply Type TC 950 buatan Tennelec dengan tegangan operasional (+) 4500 V, amplifier Type 2022 buatan Canberra, Multi Channel Analizer Multiport II buatan Canberra dan Software pengolah data Genie 2000 buatan Canberra.
Pembuatan Cuplikan
Pada penelitian ini sampel 131Idibuat dalam bentuk geometri cair dalam ampul dan marinelli sedangkan geometri padat dalam bentuk titik (point source). Aktivitas sumber radioaktif pada cuplikan disesuaikan dengan rentang ukur kemampuan peralatan atau detektor yang akan digunakan untuk pengukuran. Sumber radioaktif 131Idalam bentuk cair dalam ampul diukur menggunakan sistem pencacah kamar pengion 4πγ Capintec CRC 7 BT. Bentuk padat diukur menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma detektor HPGe.
Pada tahap awal sumber radioaktif 131I induk cair dalam vial yang diperoleh dari PTRR BATAN Serpong diukur menggunakan sistem pencacah kamar pengion 4πγ Capintec
CRC 7BT dengan tujuan untuk memperkirakan aktivitas jenis (kBq/gram) dan besarnya faktor pengenceran. Aktivitas sumber radioaktif induk 131Iyang masih terlalu tinggi tersebut perlu diencerkan menggunakan larutan pengemban (larutan carrier): 50 μg/L Na2SO3+ 50 μg/L Li(OH)+ 50 μg/L KI CoCl2 dalam H2O .
Sumber radioaktif 131I larutan induk dipreparasi untuk membuat sampel dengan perlakuan tanpa pengenceran dan dengan pengenceran. Besar kecilnya pengenceran disesuaikan dengan peralatan atau detektor yang akan digunakan untuk pengukuran. Sumber radioaktif master 131I cair yang sudah diencerkan diteteskan pada ampul dan dilakukan pengukuran menggunakan detektor kamar pengion 4πγ Capintec. Pada pengukuran aktivitas sumber radioaktif 131Idengan sistem pencacah spektrometer gamma detektor HPGe, sampel dibuat dalam bentuk geometri padat (point source). Penimbangan cuplikan menggunakan metode gravimetri dengan cara variasi berat, menggunakan timbangan semi mikro Type ABT 220-5 DMT 7037 buatan KERN.
Pencacahan Sampel
Sampel 131I bentuk cair tanpa pengenceran dalam ampul diukur menggunakan sistem pencacah kamar pengion 4πγ Capintec CRC 7 BT terkalibrasi. Posisi cuplikan ampul tersebut di tengah-tengah sistem pencacah kamar pengion 4πγ dengan jarak 7 cm dari dasar lubuk. Sampel 131Ibentuk padat (point source) diukur menggunakan spektrometer-γ detektor HPGe. Sumber standar yang digunakan adalah sumber standar 152Eu buatan Laboratorium primer Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisant (LMRI) dan sumber standar 152Eu bentuk marinelli buatan PTKMR BATAN dan tertelusur pada Laboratorium primer Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisant (LMRI)yang mempunyai rentang energi-γ rendah sampai tinggi yaitu 200keV sampai 1408 keV.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Pada pengukuran aktivitas radionuklida 131Imenggunakan sistem pencacah spektrometer-γ dengan detektor semikonduktor kemurnian tinggi (High Purity Germanium HPGe). Sampel radionuklida 131I dalam bentuk padat (point source) sebanyak 10 buah. Pengukuran dilakukan pada jarak sampel dan detektor 25 cm. Analisa kualitatif dan kuantitatif menggunakan sumber standar multi-γ 152Eu buatan laboratorium primer LMRI dan kurva kalibrasi efisiensi disajikan pada Gambar 1
Gambar 1. Kurva kalibrasi effisiensi menggunakan 152Eu LMRI 100-1500 keV
Pada kurva kalibrasi effisiensi pada jarak sampel dan detektor 25 cm mempunyai nilai determinasi R2 mendekati nilai 1 yaitu 0,9982. 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.
Tabel 1. Nilai efisiensi terukur dan perhitungan152Eu sistem pencacah spektrometer-γ Kode E Yield Eff Eff fitting ε
( keV) ε ε0 ε0 STD-1-13 344.279 0.2659 0.06029 0.05984 1.01 778.905 0.1297 0.02334 0.02361 0.99 964.079 0.145 0.01773 0.01852 0.96 1112.076 0.1341 0.01612 0.01574 1.02 1408.013 0.2085 0.01214 0.01203 1.01
Nilai efisiensi pada masing-masing energi gamma yang diperoleh dari hasil pengukuran (ε) dibandingkan dengan hasil perhitungan (εo) maka akan diperoleh nilai (ε/εo) pada masing-masing jarak pengukuran. Perbandingan dari nilai tersebut disajikan pada Tabel 1. Perbandingan nilai effisiensi hasil pengukuran dibandingkan dengan hasil perhitungan cukup baik yaitu antara 0,95– 1,05.
Pada kurva kalibrasi efisiensi pada daerah energi gamma diatas 100keV telah diperoleh nilai efisiensi yang semakin turun seiring dengan kenaikan energi gamma. Hal ini disebabkan karena pada daerah energi rendah kemampuan sinar gamma untuk berinteraksi dengan detektor sangat rendah. Sehingga kemampuan untuk menembus jendela aktif detektor juga semakin rendah. Sebaliknya dengan semakin meningkatnya energi gamma maka foton gamma meloloskan diri dari detektor tanpa berinteraksi menjadi cukup besar sehingga nilai efisiensi deteksinya juga akan turun
Tabel 2. Hasil pengukuran 131I bentuk padat point source menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe
Kode E Yield aktivitas Berat aktivitas
(keV) Bq mg Bq/mg 13101-2018 364.489 0.812 419.29 6.306615 66.48 13104-2018 567.64 8.589009 66.09 13105-2018 551.51 8.388799 65.74 13109-2018 829.67 12.352957 67.16 13125-2018 576.27 8.629051 66.78 13127-2018 924.49 13.744416 67.26 13128-2018 834.98 12.403009 67.32 13129-2018 859.29 12.903535 66.59 13137-2018 636.42 9.710185 65.54 13138-2018 809.07 12.172768 66.47 Rata-rata 66.54 Standar deviasi 0.62 Kesalahan(%) 0.93
Hasil pengukuran aktivitas 131I bentuk padat point source menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe disajikan pada Tabel 2. Nilai aktivitas total berkisar antara 400-1000 Bq dan aktivitas jenis rata-rata pengukuran pada waktu acuan [3-7-2018; 10.00 WIB] adalah (66,54 ± 0,03) Bq/mg atau (66,54 ± 0,93%) Bq/mg
Komponen-komponen ketidakpastian pengukuran 131I menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma terdiri dari komponen sumber standar, umur paro sumber standar , intensitas standar, net area standar, efisiensi deteksi, umur paro sampel, net area sampel, penimbangan dan Faktor Pengenceran. Komponen-komponen tersebut dapat digambarkan dalam diagram alir sebab akibat penentuan ketidakpastian pengukuran 131I seperti disajikan pada Gambar 2
Gambar 2. Diagram alir ketidakpastian pengukuran 131I menggunakan spektrometer gamma Perhitungan ketidakpastian gabungan pada pengukuran 131I bentuk padat point source menggunakan spektrometer gamma disajikan pada Tabel 3. Pada tabel tersebut dapat dilihat ketidakpastian gabungan dari beberapa komponen ketidakpastian pengukuran setara dengan 3,21%
Tabel 3. Komponen Ketidakpastian Pengukuran Aktivitas 131I;Spektrometer gamma dalam% Komponen Ketidakpastian Ketidakpastian Pengukuran
Type Ketidakpastian
(%)
Sumber standar 2,5 Type B
Umur paro sumber standar 0,12 Type B
Intensitas standar 0,53 Type B
Net area standar 0,87 Type A
Efisiensi deteksi 1,06 Type A
Umur paro sampel 0,0237 Type B
Intensitas sampel 0,985 Type B
Net area sampel 0,92 Type A
Penimbangan 0,25 Type B
Faktor Pengenceran 0,05 Type B
Ketidakpastian Gabungan 3,21
Tingkat Kepercayaan 95%
KESIMPULAN
Dari hasil penelitian yang telah dilakukan ada beberapa hal yang dapat diambil kesimpulan: PTKMR Batan telah mampu membuat Sumber Standar 131IBentuk padat untuk memenuhi kebutuhan pada failitas nuklir untuk kalibrasi peralatan stack monitor dengan aktivitas 400-1000 Bq dengan ketidakpastian pengukuran sebesar 3,21%
UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis mengucapkan terima kasih kepada :
Rekan-rekan di Sub Bidang Standardisasi Radionuklida dan Instrumentasi PTKMR : yang telah membantun penulis sehingga karya ilmiah ini dapat terselesaikan
Net area standar Efisiensi Penimbanga n Sumber Pengencera Pengukuran Relatif Spektrometer-γ Waktu paro Waktu paro Intensitas Net area sampel Intensitas
DAFTAR PUSTAKA
1. Nicholas Tsoulfanidis, Measurements and Detection of Radiation, University of Missouri-Rolla, 1983
2. NCRP Report No.58, A Handbook of Radioactivity Measurements Procedures, National Council on Radiation Protection and Measurements, November 1978
3. Lowenthal. Oakley, Standardization of Radioactivity, General Nucleonics Division, Australia Atomic Energy Commisision, 1966
4. TdeR, 2005 Laboratoire National Henry Becquerel LNE-LNHB/CEA, Table de Radionuclides, Recommended Data/table, Atomic and NuclearData,2005,http://www.nucleide.org/DDEP_WG/DDEPdata.htm
5. ICRP Publication 38, Radionuclide Transformation Energy & Intensity of Emissions, Vol. 11-13, Pergamon Press, Oxford. 1983
6. ICRU Report 52, Particle Counting in Radioactivity Measurements, International Commision on Radiation Units and Measurements, (1994)
7. Chapra, Metode Numerik Untuk Teknik, UI Press, 1991
8. Schrader, H. 1997, Activity Measurements with ionization Chambers, Monographie BIPM-4, Bureau International des poids et Mesures, sevres, France
9. Capintec, Inc, CRC-7BT Radioisotope Calibrator , Owner Manual
10. Hermawan Candra, Performance Evaluation of Commercial Radionuclide Calibrators in Indonesians Hospitals, Proceedings of the 18th International Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, Proceedings of the 18th International Conference, Applied Radiation and Isotopes, Volume 70, Issue 9, September 2012, ISSN 0969-8043
11. K. Debertin And RG. Helmer, Gamma and X-Ray Spectrometry With Semiconductor Detector, 1988
12. Hermawan Candra, Pujadi, Gatot Wurdiyanto, Pengaruh efek geometri padakalibrasi efisiensi detector semikonduktor HPGe menggunakan spectrometer gamma Seminar Nasional Fisika 2010 –Himpunan Fisikawan Indonesia (HFI) di Universitas Diponegoro, 10 APRIL 2010
13. WISNU SUSETYO, Instrumentasi Nuklir II, BATAN
14. ISO/IEC Guide 98-3:2008 Uncertainty of measurement -- Part 3: Guide to the expression
of uncertainty in measurement (GUM:1995)
15. BIPM, Procedures for Accurately Diluting and Dispensing Radioactive Solutions
16. Pujadi, Hermawan Candra, Pujadi, Standardizationof 125I and 109Cd by the Photon-Photon Coincidence Method in PTKMR BATAN Proceedings of the 18th International Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, Proceedings of the 18th International Conference, Applied Radiation and Isotopes, Volume 70, Issue 9, September 2012, ISSN 0969-8043
17. Gatot W, Pujadi, Hermawan Candra, Radioactivity Measurement of 18F in 16ml Vials for Calibration of Radionuclide Calibrators Proceedings of the 18th International Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, Proceedings of the 18th International Conference, Applied Radiation and Isotopes, Volume 70, Issue 9, September 2012, ISSN 0969-8043ermawan Candra, Kalibrasi Efisiensi Sistem Pencacah Kamar Pengionan 4-γ Merlin Gerin Sebagai Alat Standar Sekunder Pengukuran Aktivitas Menggunakan Sumber Standar Cair,Prosiding Seminar Nasional Sains MIPA dan Aplikasinya, 2010
18. Hermawan Candra, Pujadi,Gatot Wurdiyanto, Koreksi Ketidaklinieran Kalibrasi Energi Pada Spektrometer Gamma Menggunakan Radionuklida Multi Gamma 166mHo, Prosiding Seminar Nasional Applied Science for Technology Innovation - ASTECHNOVA Fakultas Teknik Universitas Gajah Mada,Yogyakarta 2009
19. Hermawan Candra, Pujadi, Gatot Wurdiyanto, Metode Statistik Untuk Penentuan Luas Puncak Serapan Total Pada Kalibrasi Efisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma, Prosiding Pertemuan Dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembanagan Teknologi Nuklir II,Badan Tenaga Nuklir Nasional, Jakarta 29 Juli 2008
20. Susilo Widodo, Pengukuran Aktivitas Secara Absolut sumber-sumber standar buatan PDS BATAN, Majalah BATAN Vol XVII No.1 April 1994.
