Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gamma

(1)

Prosiding Pertemuan Ilmiah XXVI HFI Jateng & DIY, Purworejo 14 April 2012 ISSN : 0853-0823

Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada

Perangkat Spektrometer Gamma

Gatot Wurdiyanto, Pujadi & Hermawan Candra

Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional [email protected]

Abstrak

─

Telah dilakukan penentuan nilai kemampuan ukur terbaik pada perangkat spektrometer gamma di Pusat

Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – BATAN. Hal ini perlu dilakukan karena nilai kemampuan ukur terbaik sangat mutlak diperlukan bagi laboratorium kalibrasi maupun standardisasi sebagai unjuk kemampuan laboratorium tersebut. Selain itu sebagai laboratorium acuan di bidang pengukuran perlu untuk membuat panduan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik. Banyak acuan maupun teori yang membahas tentang metode penentuan kemampuan ukur terbaik, namun tidak secara khusus membahas untuk perangkat spektrometer gamma. Cara yang dilakukan adalah dengan melakukan seluruh rangkaian kerja mulai dari kalibrasi peralatan hingga penentuan aktivitas suatu sampel. Sumber standar yang digunakan adalah 152Eu yang memiliki nilai ketidakpastian 1,5 % dengan tingkat kepercayaan 99,7% dan tertelusur ke laboratorium primer LMRI (Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants), Perancis. Sumber radionuklida yang diukur adalah 60Co, 133Ba, dan 137Cs. Komponen yang digunakan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik adalah sumber standar, efisiensi, intensitas, umur paro, waktu mati, dan luas puncak. Nilai kemampuan ukur terbaik yang diperoleh adalah 3,02 % untuk sumber 60Co; 3,74 % untuk 133Ba , dan 3,24 % untuk 137Cs, dengan faktor cakupan, k = 2 dan tingkat kepercayaan 95%. Dengan berhasilnya pengukuran nilai ini maka dapat dijadikan acuan dalam melakukan pengukuran aktivitas sumber radioaktif dengan metode spektrometri gamma sehingga tingkat akurasi dan presisi pengukuran dapat lebih terjamin sesuai dengan pedoman mutu ISO 17025.

Kata kunci: Sumber standar, Kemampuan Ukur Terbaik, dan spektrometri gamma.

Abstract ─ The determination of the best measurement capability value on the gamma spectrometer had been carried

out at the Centre for Technology of Radiation Safety and Metrology - BATAN. This is necessary to be carried out because the best measurement capability is absolutely necessary for the calibration and standardization laboratories as the performance ability of the laboratory. Also as a national reference laboratory in the field of radioactivity measurement need to make a guide in determining the best measurement capability. Many references that discuss the theory and method of determining the best measurement capability, but not specifically discussed for the gamma spectrometer. Way is to do with the whole series of work ranging from calibration of the equipment until determine activity of a sample. The standard source used is 152Eu with the uncertainty of 1.5% , a confidence level of 99.7% and traceable to primary laboratory, LMRI (Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants), France. Sources of radionuclides measured were 60Co, 133Ba, and 137Cs. Components used in determining the best measurement capability are a standard source, efficiency, intensity, half life, the dead time, and peak areas. The value of best measurement capability obtained were 3.02% for 60Co source; 3.74% for 133Ba, and 3.24% for 137Cs, with coverage factor, k = 2 and 95% of confidence level. With the successful measurement of this value, it can be used as a reference in activity measurement of a radioactive source using gamma spectrometry method so that the level of accuracy and precision measurements can be more assured in accordance with ISO 17025 quality guidelines.

Key words: standard source, best measurement capability, and gamma spectrometry.

I. PENDAHULUAN

Kemampuan ukur terbaik merupakan nilai yang sangat mutlak dan harus dimiliki oleh laboratorium pengukuran yang terakreditasi. Hal ini tertera dalam panduan mutu ISO 17025. Nilai kemampuan ukur terbaik ini harus dan wajib diumumkan kepada pelanggan sebagai pernyataan kemampuan yang dimiliki beserta komponen ketidakpastian yang digunakannya. Beberapa faktor yang berpengaruh dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik adalah: standar acuan, kondisi lingkungan, operator,

formula matematik dan set-up instrumen. Dari kelima faktor tersebut setiap laboratorium mempunyai cara masing-masing dalam menentukan komponen ketidakpastiannya, sehingga tidak ada keseragaman yang baku dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik.

Beberapa badan akreditasi laboratorium [1-3] mendefi-nisikan tentang kemampuan ukur terbaik (the

best measurement capability) dengan berbagai

(2)

1. Western European Calibration Cooperation

(WECC), doc 17, 1998, mendefinisikan bahwa

Kemampuan ukur terbaik untuk setiap kuantitas pengukuran dan kisaran tertentu adalah ketidakpastian terkecil pengukuran yang ditugaskan pada laboratorium, ditentukan dengan menilai budget yang memberikan kontribusi pada komponen ketidakpastian, dan/atau melalui audit pengukuran. Kemampuan ukur terbaik dari laboratorium harus ditentukan atas rentang yang ditentukan untuk setiap kuantitas yang diberikan dalam lingkup akreditasi. Kemampuan ukur terbaik akan diterbitkan oleh badan pemberi akreditasi sebagai jadwal akreditasi laboratorium untuk ukuran dan jangkauan yang ditentukan oleh badan tersebut.

2. European Cooperation for Accreditation of

Laboratories EAL-R2, mendefinisikan bahwa

kemampuan ukur terbaik didefinisikan sebagai ketidakpastian pengukuran terkecil yang dapat dicapai oleh laboratorium dalam ruang lingkup akreditasi.

3. Nederlands Meetinstituut NMI, mendefinisikan bahwa pengukuran dengan akurasi tertinggi dicapai untuk besaran ukur tertentu atau kisaran besaran ukur yang dinyatakan sebagai ketidakpastian pengukuran total dalam bentuk plus dan minus.

Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional, PTKMR-BATAN merupakan laboratorium acuan nasional di bidang pengukuran radioaktivitas berupaya membuat pedoman baku dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik agar dapat digunakan sebagai acuan bagi laboratorium pengukuran radioaktivitas di Indonesia. Pada makalah ini dipaparkan metode yang digunakan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik untuk pengukuran aktivitas sumber berbentuk titik menggunakan perangkat spektrometer gamma. Dipilihnya perangkat spektrometer gamma dalam penelitian ini, karena alat ini sangat fleksibel digunakan untuk menganalisis secara kuantitatif maupun kualitatif berbagai unsur radioaktif pemancar gamma. Selain itu alat ini banyak digunakan oleh laboratoria penguji yang menggunakan sumber radiasi gamma. Hal ini perlu dilakukan agar didapatkan contoh yang lebih spesifik dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik termasuk juga ketidakpastian pengukuran. Sumber

standar yang digunakan adalah 152_{Eu yang tertelusur ke}

Laboratorium Primer - Laboratoire de Metrologie des

Rayonnements Ionisants (LMRI), Perancis, sedangkan

sumber yang dijadikan sampel adalah 60_Co,133_{Ba, dan}

137_Cs.

Cara yang dilakukan pada penelitian ini adalah dengan membuat kurva kalibrasi efisiensi

menggunakan sumber standar 152_{Eu dan menentukan}

ketidakpastian efisiensi dengan metode residual.

Sampel 60_Co,133_{Ba, dan}137_{Cs masing-masing diukur}

dengan jarak dan waktu cacah yang sama dengan sumber standar kemudian menentukan nilai ketidakpastian dari masing-masing puncak energi.

Energi sumber standar 152_{Eu yang digunakan untuk}

menganalisis adalah 244,7 keV, 344 keV, 778,9 keV, 1112,1 keV dan 1408 keV. Ini dilakukan karena energi ini memiliki intensitas yang paling besar. Nilai ketidakpastian dari masing-masing komponen ditentukan dari pengukuran dan atau dari acuan terkini yang diterbitkan oleh badan resmi internasional. Metode penentuan nilai ukur terbaik menggunakan ISO

GUIDE yang diterbitkan oleh BIPM. IEC, ISO, OIML

[4].

Tujuan dari penelitian ini adalah dapat menentukan nilai kemampuan ukur terbaik dari Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional untuk pengukuran aktivitas

sumber 60_Co, 133_{Ba, dan}137_{Cs bentuk titik dengan}

sumber standar 152_{Eu menggunakan perangkat}

spektrometer gamma agar dapat dijadikan panduan bagi laboratorium pengukuran/pengujian di tingkat nasional dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaiknya.

II. TATA KERJA

Secara keseluruhan penelitian ini dilakukan dalam beberapa tahapan, antara lain: setting peralatan, kalibrasi efisiensi, pengukuran sampel, pengukuran latar, penentuan komponen ketidakpastian, dan analisa nilai kemampuan ukur terbaik.

A. Peralatan

Perangkat spektrometer gamma yang digunakan terdiri sebuah detektor semikonduktor HP Ge tipe

coaxial dengan sistem penguat awal (pre amplifier)

yang langsung terangkai pada detektor sehingga dapat mengurangi gangguan pulsa yang timbul. Perangkat tersebut dirangkai dengan sebuah penguat (amplifier) kemudian dihubungkan ke rangkaian ADC pada sistem MCA (Multi Channel Analyzer) yang telah diinstal pada sebuah PC (Personal Computer). Coarse gain penguat disetel pada posisi 10 dan fine gain pada posisi 14,7. Penyetelan penguat ini dibuat sedemikian rupa

sehingga puncak energi 152_{Eu dan puncak-puncak}

energi dari impuritas yang diperkirakan memiliki kemungkinan akan muncul serta sumber standar yang digunakan tampak pada layar monitor. Jarak sumber ke detektor ditetapkan 25 cm, tegangan kerja detektor yang disetel pada modul HV (High Voltage) dioperasikan sesuai dengan petunjuk pada modul detektor yaitu 4500 volt dengan polaritas positif. Waktu pengukuran sampel adalah 10.000 detik.

(3)

Gambar 1. Diagram blok perangkat spektrometer

gamma.

B. Kalibrasi Energi dan Efisiensi

Kalibrasi energi dan efisiensi menggunakan

sumber standar 152_{Eu yang sudah diketahui paramater}

fisisnya seperti energi gamma, intensitas, umur paruh, aktivitas, impuritas, dan lain-lain. Untuk kalibrasi energi digunakan pada energi 121,8 keV hingga 1408 keV, sedangkan kalibrasi efisiensi hanya digunakan 5 buah energi, yaitu 244,7 keV, 344 keV, 964,1 keV, 1112,1 keV dan 1408 keV. Hal ini dilakukan berdasar karakteristik detektor, sumber standar, serta program penghitungan yang digunakan. Parameter yang digunakan untuk menghitung efisiensi deteksi adalah aktivitas sumber standar, umur paruh, intensitas tiap energi gamma, dengan rumus

dengan

Area : luas spektrum di bawah energi gamma tertentu (cps)

Akt : aktivitas sumber standar pada saat pengukuran (Bq)

Yield : intensitas pancaran sinar gamma pada energi

tertentu.

Dari ke enam energi akan didapatkan enam nilai efisiensi sehingga dapat dibuat kurva efisiensi energi.

C. Pengukuran sumber 60Co, 133Ba, dan 137Cs dan cacah latar

Sumber radioaktif 60_Co,133_{Ba, dan}137_Cs

masing-masing diukur dengan waktu pencacahan selama 10.000 detik. Penyetelan waktu pencacahan menggunakan live-time sehingga waktu mati detektor (dead time) dapat terkoreksi secara langsung. Jarak dari sumber ke detektor adalah 25 cm sama seperti

sumber standar 152_{Eu. Diameter sumber}60_Co,133_Ba,

dan 137_{Cs sekitar 2 s/d 4 mm, dengan penyangga}

sumber lapisan tipis mylar. Data yang diperoleh dari pengukuran sumber tersebut di atas adalah luas spektrum pada puncak energi gamma masing-masing, ketidakpastian luas spektrum pada puncak energi

gamma tertentu, besaran waktu mati, lama waktu pencacahan, dan waktu dilakukan pengukuran.

Untuk cacah latar dilakukan dengan mengukur sampel tanpa zat radioaktif menggunakan penyangga sumber lapisan mylar. Lama pencacahan 10.000 detik dengan jarak dari detektor 25 cm. Pengamatan terhadap sampel latar adalah pada energi-energi yang dimiliki sumber radioaktif 152_Eu,60_Co,133_{Ba, dan}137_Cs.

Jika didapati puncak spektrum pada suatu energi tertentu dari salah satu sumber tersebut di atas maka perlu dilakukan koreksi. Bila tidak didapati maka data yang digunakan hanya hanya luas puncak (net area) dari sumber itu sendiri.

D. Penentuan komponen dan nilai ketidakpastian

Komponen-komponen dan nilai ketidakpastian yang diterapkan pada pengukuran ini adalah :

1. Sumber acuan, yaitu 152_{Eu yang memiliki nilai}

ketidakpastian 1,5% dengan tingkat kepercayaan 99,7% dan faktor cakupan, k = 3 [5].

2. Umur paruh standar 152_{Eu, (13,522 ± 0,016) tahun}

[6].

3. Umur paruh sampel 60_{Co, (5,2711 ± 0,0008) tahun,}

133_{Ba, (10,540 ± 0,006) tahun,}137_{Cs, (30,05 ± 0,08)}

tahun [7- 9].

4. Efisiensi deteksi, menggunakan metode residual, yaitu perbedaan antara nilai efisiensi pada energi tertentu dari penghitungan, terhadap nilai efisiensi yang ditentukan dari kurva efisiensi. Nilai ketidakpastian yang digunakan adalah perbedaan yang terbesar.

5. Luas spektrum pada masing-masing energi. Nilai ketidakpastian luas spektrum ini, bisa didapat dari program pada perangkat lunak yang digunakan, dalam hal ini Gennie 2000.

6. Waktu mati. Nilai ketidakpastian yang digunakan adalah resolusi terkecil dari nilai waktu mati yang termonitor saat dilakukan pencacahan.

7. Intensitas sampel. Nilai ini didapat dari data nuklir terkini yang diterbitkan oleh badan pengukuran radioaktif resmi.

III. HASIL DAN PEMBAHASAN

Hasil kalibrasi efisiensi yang dilakukan dengan

menggunakan sumber standar 152_{Eu ditampilkan pada}

kurva kalibrasi efisiensi, Gambar 2. Kurva kalibrasi ini

hanya menggunakan 5 energi gamma dari 152_{Eu. Hal}

ini dilakukan karena spektrum energi yang lain mempunyai intensitas yang lebih kecil dan memiliki tingkat kesulitan dalam menentukan luas puncak energi. Selain itu mendapatkan nilai ketidak-pastian yang minimum. Penentuan luas puncak energi menggunakan perangkat lunak Genie 2000, belum dapat mengatasi adanya gangguan pada spektrumnya akibat efek

sum-peak, pile-up maupun hamburan Compton.

sumber

(4)

Gambar 2. Kurva Kalibrasi Efisiensi HPGe

menggunakan sumber 152 _Eu.

Beberapa peneliti di bidang metrologi seperti Hiroshi Miyahara, Chizuo Mori dari Universitas Nagoya [10] menentukan nilai luas puncak energi yang mengalami gangguan seperti tersebut di atas dengan metode tail extrapolation maupun dengan menghitung secara tersendiri. Namun demikian cara seperti ini kurang praktis karena harus memiliki keahlian tersendiri dan membutuhkan waktu yang lama untuk menganalisisnya. Hasil persamaan kurva efisiensi

deteksi HPGe adalah Efisiensi = 0,1476 E-0,969_{, dengan}

koefisien korelasi, R2_{= 0,9999.}

Tabel 1 memperlihatkan perbedaan efisiensi yang didapat menggunakan persamaan (1) dengan yang didapat menggunakan persamaan kurva efisiensi. Terlihat pada energi 964,079 keV memiliki perbedaan nilai terbesar, yaitu 1,307%. Nilai perbedaan terbesar ini dijadikan nilai ketidakpastian komponen efisiensi.

Dari persamaan kurva efisiensi tersebut maka dapat

ditentukan efisiensi untuk energi 661,6 keV (137_{Cs) =}

0,273 10-3_{; energi 1173,2 keV (}60_{Co) = 0,1566 10}-3_;

energi 1332,5 (60_{Co) = 0,1384 10}-3_{; dan energi 356,02}

keV (133_{Ba) = 0,4974 10}-3_.

Tabel 1. Ketidakpastian efisiensi deteksi HPGe

Energi (keV) Area (cps) Efisiensi* (10-3₎ Efisiensi ** ₍₁₀-3₎ Beda _(%) 244,6874 6,0828 0,717 0,715 -0,2334 344,2785 15,348 0,514 0,5138 -0,0328 964,079 3,0461 0,186 0,189 +1,3070 1112,076 2,4986 0,166 0,165 -0,6257 1408,013 3,0925 0,132 0,1312 -0,5711

Keterangan : * nilai yang didapat dari perhitungan dengan persamaan (1) , sedangkan ** didapat dengan menggunakan kurva efisiensi.

Tabel 2, 3 dan 4 memperlihatkan beberapa komponen yang dijadikan dasar perhitungan ketidakpastian pengukuran aktivitas sumber titik, masing-masing untuk 60_Co,133_{Ba, dan}137_{Cs. Beberapa}

hal yang membedakan antara ketiga tabel ini adalah nilai komponen intensitas, umur paruh sampel, dan luas puncak, sedangkan hal yang sama untuk seluruh komponen dari semua tabel tersebut adalah nilai derajat

kebebasan seluruh komponen adalah tak terhingga(∞).

Hal ini disebabkan karena sumber dari seluruh komponen ini adalah zat radioaktif yang memiliki sifat meluruh dengan memancarkan radiasi ke segala arah dengan jumlah foton ataupun partikel tak terhingga, sehingga memiliki derajat kebebasan tak terhingga. Berbeda dengan suatu anak timbangan yang bergerak ke satu arah dari titik pusat massanya. Komponen yang

sama lainnya adalah koefisien sensitivitas, ci yang

merupakan gambaran bagaimana variasi taksiran output dari suatu fungsi terhadap perubahan taksiran input. Pada umumnya terdapat hubungan yang sederhana antara taksiran input dan taksiran output dengan perbandingan 1, sehingga nilai ci = 1.

Tabel 2. Budget ketidakpastian sebagai pendukung klaim BMC untuk sumber 60Co.

Besaran yang diukur : Aktivitas Alat yang digunakan : Spektrometer gamma

Sumber yang distandarkan : 60_{Co Model matematis : Aktivitas = Area/(Intensitas x Efisiensi)} Sumber Standar yang digunakan : 152_{Eu Rentang ukur : 100 – 740.000 Bq}

Komponen Satuan Distribusi U Pembagi υi ui ci ui ci (ui ci)2_(ui_ci)4_{/ υi}

(1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10) (11)

Sumber standar (%) rectangular 1,5 3 ∞ 0,5 1 0,5 0,25 0

Umur paruh std (%) normal 0,1183 1 ∞ 0,1183 1 0,1183 0,014 0

Efisiensi (%) normal 1,307 1,7321 ∞ 0,7546 1 0,7546 0,5694 0

Intensitas (%) normal 0,03 1 ∞ 0,03 1 0,03 0,0009 0

Umur paruh sampel

(%) normal 0,0518 1 ∞ 0,0518 1 0,0518 0,0027 0

Area puncak (%) normal 1,2 1 ∞ 1,2 1 1,2 1,44 0

Waktu mati (%) normal 0,05 1,7321 ∞ 0,0289 1 0,0289 0,0008 0

Jumlah 2,6835 2,2778 0

Ketidakpastian gabungan standar 1,5092

Derajad kebebasan efektif ∞

Faktor cakupan, k –students untuk υ efektif ; tingkat kepercayaan = 95% 2

(5)

Tabel 3. Budget ketidakpastian sebagai pendukung klaim BMC untuk sumber 133Ba.

Sumber yang distandarkan : 133_{Ba Model matematis : Aktivitas = Area/(Intensitas x Efisiensi)} Sumber Standar yang digunakan : 152_{Eu Rentang ukur : 100 – 740.000 Bq}

(1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10) (11)

Umur paruh sampel

(%) normal 0,0569 1 ∞ 0,0569 1 0,0569 0,0032 0

Jumlah 3,3649 3,4912 0

Ketidakpastian bentangan, U = k uc, (%) 3,74

Tabel 4. Budget ketidakpastian sebagai pendukung klaim BMC untuk sumber 137Cs.

Sumber yang distandarkan : 137_{Cs Model matematis : Aktivitas = Area/(Intensitas x Efisiensi)} Sumber Standar yang digunakan : 152_{Eu Rentang ukur : 100 – 740.000 Bq}

(1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) (8) (9) (10) (11)

Umur paruh

sampel (%) normal 0,2662 1 ∞ 0,2662 1 0,2662 0,0709 0

Jumlah 3,1227 2,6189 0

Ketidakpastian bentangan, U = k uc, (%) 3,24

Komponen sumber standar mempunyai nilai pembagi 3, karena sumber standar ini memiliki tingkat kepercayaan 99,7%, atau dengan faktor cakupan, k =3, sedangkan untuk komponen umur paruh standar dan sampel, dan intensitas mempunyai nilai pembagi 1, karena nilai ini diambil langsung dari tabel radionuklida, sedangkan khusus untuk area puncak karena langsung mengambil dari program perangkat lunak yang digunakan maka mempunyai nilai pembagi 1. Komponen efisiensi dan waktu mati memiliki nilai pembagi 1,7321 karena nilai komponen ini dihitung langsung dengan model distribusi normal.

Dari ketiga tabel tersebut di atas, dapat ditentukan nilai kemampuan ukur terbaik untuk pengukuran

aktivitas sumber titik 60_Co, 133_{Ba, dan}137_{Cs yang}

menggunakan peralatan spektrometer gamma dengan

sumber standar 152_{Eu, berturut-turut adalah 3,02%,}

3,74%, dan 3,24% , dengan faktor cakupan, k = 2 dan tingkat kepercayaan 95%.

IV. KESIMPULAN DAN SARAN

Dari percobaan dan kalibrasi yang telah dilakukan maka dapat disimpulkan:

1. Laboratorium Metrologi Radiasi Nasional, Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – BATAN, telah berhasil membuat panduan dalam menentukan nilai kemampuan ukur terbaik (KUT) atau Best Measurement Capability (BMC) untuk pengukuran aktivitas sumber titik 60_Co,133_{Ba, dan} 137_{Cs .}

2. Nilai kemampuan ukur terbaik yang diperoleh

adalah 3,02 % untuk sumber 60Co, 3,74% untuk

133_{Ba, dan 3,24% untuk}137_{Cs, dengan faktor}

cakupan, k = 2 dan tingkat kepercayaan 95%. 3. Pedoman penentuan kemampuan ukur terbaik ini

diharapkan dapat dijadikan acuan bagi laboratorium pengukuran radioaktivitas di Indonesia sehingga mempu-nyai jenis komponen yang sama dan memadai dalam kegiatan laboratorium maupun dalam program interkomparasi.

(6)

4. Dengan berhasilnya penelitian ini maka sebagai langkah ke depan dapat ditentukan nilai kemampuan ukur terbaik dari laboratorium pengukuran radioaktivitas untuk jenis radionuklida yang lain.

UCAPAN TERIMA KASIH

Dengan ini kami mengucapkan terima kasih yang sebesar-besarnya kepada Ka. PTKMR – BATAN, yang telah memberi kesempatan kami dalam melakukan penelitian ini sehingga penelitian ini dapat terselenggara dengan baik.

DAFTAR PUSTAKA

[1] Western European Calibration Cooperation (WECC), doc 17, 1998

[2] European Cooperation for Accreditation of Laboratories EAL-R2

[3] Nederlands Meetinstituut, NMI.

[4] BIPM, IEC, ISO,OIML, Guide to The Expression of Uncertainty in Measurement, ISO/TAG 4/WG 3 : Juni, 1992. Certificate of 152_{Eu, LMRI.}

[5] Table de Radionucleides, Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants, Medical Selection, Commissariat a I energie Atomique, 1982.

[6] KRI/V.P. Cheehev, N. K. Kuzmenko, Table de Radionucleides, BNM – LNHB /CEA, 2004

[7] INEEL, HELMER, R. G., Table de Radionucleides, LNHB/CEA, 2010.

[8] INEEL & KRI/ HELMER, R. G. And V.P. CHECHEV, Table de Radionucleides, LNHB/CEA, 2007.

[9] Miyahara H. And C. Mori ., Memoirs of the Faculty of Enginnering, Nagoya University,Vol.2, No. 1, Nagoya-Japan , 1990.

[10] KNOLL, G. F., Radiation Detection and Measurement, Second Edition, John Wiley & Sons, Inc., 1989.

[11] DEBERTIN, K and HELMER, R. G., Gamma and X-ray [12] Spectrometry With Semiconductor Detectors, Elsevier Science Publishers B.V., Amsterdam, 1988. [13] SUSETYO, W., Spektrometri Gamma dan Penerapannya

Dalam Analisis Pengaktifan Neutron, Yogyakarta, Universitas Gajah Mada Press, 1988.