Hermawan Candra, Gatot Wurdiyanto, Holnisar Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN

PEMBUATAN SUMBER STANDAR PEMANCAR GAMMA CAMPURAN ¹³⁷Cs-⁶⁰Co UNTUK KALIBRASI SPEKTROMETER GAMMA

Hermawan Candra, Gatot Wurdiyanto, Holnisar

Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN

hermawan@batan.go.id

ABSTRAK

PEMBUATAN SUMBER STANDAR PEMANCAR GAMMA CAMPURAN ¹³⁷Cs-⁶⁰Co UNTUK KALIBRASI SPEKTROMETER GAMMA.Telah dilakukan pembuatan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-

60Co meliputi penyiapan penyangga sumber standar radionuklida, penyiapan larutan pengemban dan metode penentuan radioaktivitas . Sumber standar campuran berbentutuk geometri padat berupa point source dan metode pengukuran aktivitas radioaktif menggunakan metode relatif spektrometri gamma detektor High Purity Germanium dengan sumber standar ¹⁵²Eu LMRI. Tujuan pembuatan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-

60Co untuk mengkalibrasi alat ukur aktivitas pada rentang energi tingkat menengah pada 661 keVdan energi tinggi 1173.2 keV dan 1332,5 keV. Sumber standar tersebut mempunyai waktu paro panjang ¹³⁷Cs (T1/2) 30,05(8) tahun and ⁶⁰Co (T1/2) 5,2711 (8) tahun sehingga penggunaan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co tersebut lebih efektif dan efisien. Hasil pengukuran aktivitas campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co pada waktu acuan [1-1- 2018; 00.00 WIB] adalah ¹³⁷Cs : (7476,87 ± 54,15) Bq/mg dan ⁶⁰Co: (875,98 ± 8,35) Bq/mg, dengan ketidakpastian pengukuran sebesar 3,01%. Perbedaan nilai efisiensi sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co dan

152Eu LMRI dibawah 0,04%. Rasio efisiensi pengukuran () dan hasil perhitungan, (o) sebesar 0,992 dengan prosentase perbedaan antara pengukuran dan perhitungan sebesar 0,8%

Kata kunci: sumber standar campuran, ¹³⁷Cs-⁶⁰Co, aktivitas, spektrometer gamma, kalibrasi.

ABSTRACT

MAKING STANDARD SOURCE MIXTURE OF ¹³⁷Cs-⁶⁰CoFOR CALIBRATION OF GAMMA SPECTROMETER. Making standard souce mixture of ¹³⁷Cs-⁶⁰Co were carried out including the preparation of a standard source radionuclide backing, the preparation of carrier solution and radioactivity determination methods.Standard souce mixture of ¹³⁷Cs-⁶⁰Co preparation in the forms of solid in point source.The method used to calculate radioactivity in relative gamma spectrometry counting system High Purity Germanium semiconductor detector using ¹⁵²Eu LMRI The aim of making standard souce mixture of

137Cs-⁶⁰Co used to calibrate of to calibrate the activity measuring instrument in the intermediate energy range at 661 keVandan high energy 1173.2 keV and 1332.5 keV. Standard souce mixture of ¹³⁷Cs-⁶⁰Co has long half live ¹³⁷Cs (T1/2) of 30,05(8) years and ⁶⁰Co (T1/2) of 5,2711 (8) years so the use of such standard souce mixture of ¹³⁷Cs-⁶⁰Co is more effective and efficient.The result showed that the average radioactivity measurement of standard souce mixture of ¹³⁷Cs-⁶⁰Co at reference time of 1-1-2018 00:00 WIB was ¹³⁷Cs : (7476.87 ± 54.15) Bq/mg and ⁶⁰Co: (875.98 ± 8.35) Bq/mg, with uncertainty measurement 3.1%. The difference in efficiencies values standard souce mixture of ¹³⁷Cs-⁶⁰Co and ¹⁵²Eu LMRI is below 0.04%. Ratio of measured ()and calculated (o) efficiency values equal to 0.992 with with percentage difference between measurement and calculation equal to 0,8%

Key words: Keywords:, standard source mixture, ¹³⁷Cs-⁶⁰Co, activity, gamma spectrometry, calibration

PENDAHULUAN

Standardisasi radionuklida adalah kegiatan menyiapkan dan membuat sumber standar radionuklida yang digunakan dalam pemanfaatan teknologi nuklir dan berfungsi sebagai acuan dalam pengukuran radioaktivitas pada bidang keselamatan radiasi dan keselamatan lingkungan. Pada pengukuran radioaktivitas diperlukan sumber standar radionuklida sebagai acuan dalam menentukan aktivitas suatu sumber zat radioaktif dan digunakan untuk kalibrasi alat ukur aktivitas.

Bidang metrologi radiasi khususnya laboratorium standardisasi radionuklida Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi (PTKMR) – Badan Tenaga Nuklir nasional (BATAN), telah melakukan penelitian dan pengembangan pembuatan sumber standar radionuklida yang digunakan untuk kalibrasi alat ukur radiasi. Penelitian dan pengembangan metode standardisasi secara terus menerus dikembangkan untuk menjamin tersedianya sumber standar produksi dalam negeri sehingga dapat mengurangi ketergantungan dari luar negeri. Selain itu diharapkan dapat pula terwujud dan terpeliharanya standar – standar nasional satuan ukuran (SNSU) dibidang radiasi pengion.

Pada penelitian ini PTKMR telah melakukan pembuatan sumber standar pemancar gamma campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co.

Sumber standar ini dibuat untuk mengkalibrasi alat ukur aktivitas pada rentang energi gamma tersebut karena memiliki energi tingkat menengah pada 661 keV dan energi tinggi 1173.2 keV dan 1332,5 keV yang sangat bermanfaat. Sumber standar tersebut mempunyai waktu paro panjang sehingga penggunaan sumber standar tersebut lebih efektif dan efisien.

TINJAUAN PUSTAKA

Sumber radioaktif yang digunakan untuk pembuatan sumber standar biasanya dalam bentuk cair. sumber ini biasa disebut sebagai larutan induk (master solution).

Larutan induk masih mempunyai aktivitas yang cukup besar (orde Ci, mCi), sehingga perlu dilakukan preparasi agar pengukuran dan penentuan aktivitas standar terjamin keakuratannya. Sebelum dibuat sumber

standar larutan induk diperiksa kemurniannya dan diukur aktivitasnya sebagai informasi awal. Kemudian dilakukan preparasi meliputi pengenceran, penimbangan, pengeringan. dan penentuan aktivitasnya, terutama penyesuaian dengan alat ukurnya.

Salah satu metode pengukuran radioaktivitas adalah secara relatif. Metode ini dengan cara membandingkan hasil cacahan sampel radionuklida dengan hasil cacahan sumber standar radionuklida. Analisa yang digunakan dalam metode spektrometri gamma berdasarkan interpretasi spektrum gamma hasil pengukuran. Sistem pencacah spektrometer gamma merupakan salah satu alat ukur radioaktivitas dengan metode relatif.

Analisis kuantitatif sistem pencacah spektrometer gamma dilakukan dengan cara melakukan kalibrasi efisiensi. Efisiensi detektor merupakan suatu ukuran yang menyatakan hubungan antara pulsa yang dihasilkan detektor dengan aktivitas dari sinar gamma yang terdeteksi. Ada beberapa jenis mengenai efisiensi detektor yaitu efisiensi mutlak dan efisiensi intrinsik. Efisiensi mutlak adalah rasio cacah pulsa yang dihasilkan detektor terhadap aktivitas yang dipancarkan sumber radioaktif sinar gamma. Pada efisiensi ini tergantung pada geometri pencacahan yaitu jarak antara sumber radioaktif dan detektor.

Sedangkan efisiensi intrinsik adalah rasio cacah pulsa yang dihasilkan detektor terhadap cacah sinar gamma yang mengenai detektor.

Pada efisiensi ini hanya tergantung materi detektor dan energi radiasi.

Pada sistem pencacah spektrometer gamma detektor HPGe efisiensi yang sering dipakai adalah efisiensi mutlak. Nilai efisiensi tersebut menurut persamaan

) ) (

( dps Y E E cps

 



ε (E) adalah efisiensi mutlak pada energi gamma

cps adalah laju pencacahan yang dihasilkan pada pengukuran

dps adalah aktivitas standard pada saat pengukuran dilakukan (Bq)

Y(E) adalah intensitas atau yield suatu radionuklida sebagai fungsi energi gamma.

Hasil dari kalibrasi efisiensi pada spektrometer gamma adalah kurva antara nilai efisiensi dan energi sinar gamma. Kurva kalibrasi efisiensi ini dibuat dengan cara

melakukan pengukuran dan perhitungan nilai efisiensi radionuklida pada energi gamma dari rentang energi rendah sampai tinggi. Biasanya menggunakan sumber standar multi gamma seperti ¹⁵²Eu atau sumber standar campuran .

Sumber standar multi gamma ¹⁵²Eu mempunyai rentang energi gamma dari 121 sampai 1408 keV , yaitu 121,8 keV dengan intensitas (28,37%), 244,7 keV (7,51%), 344,3 keV (26,58%), 411,1 keV (2,23%), 444 keV (3,12%), 778,9 keV (12,96%), 964 keV (14,62%), 1085,8 keV (10,16%), 1112,1 keV (13,56%) dan 1408,1 keV (20,85%).

Sedangkan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-

60Co, radionuklida ¹³⁷Cs mempunyai energi gamma sebesar 661,657(3) keV dan waktu paro 30,05(8) tahun dengan yield 84,99%.

Radionuklida ⁶⁰Co mempunyai energi gamma sebesar 1173,228 (3) keV dengan yield 99,85 (3) % dan 1332,492 (4)keV dan waktu paro 5,2711 (8) tahun dengan yield 99,9826(6)%

Penggunaan sumber standar radionuklida ini sangat bermanfaat dan efisien karena pada waktu melakukan kalibrasi efisiensi, kalibrasi dapat dilakukan secara serentak dari energi rendah sampai energi tinggi sehingga sangat menghemat waktu pengukuran.

METODE Tata Kerja

Pembuatan Cuplikan

Pada penelitian ini sampel ¹³⁷Cs dan

60Co dibuat dalam bentuk geometri padat bentuk titik (point source). Aktivitas sumber radioaktif pada cuplikan disesuaikan dengan rentang ukur kemampuan peralatan atau detektor yang akan digunakan untuk pengukuran. Sumber radioaktif ¹³⁷Cs dan ⁶⁰Co dalam bentuk padat diukur menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma detektor HPGe.

Pada tahap awal sumber radioaktif

137Cs dan ⁶⁰Co induk cair dalam vial diukur menggunakan sistem pencacah kamar pengion 4πγ Capintec CRC 7BT dengan tujuan untuk memperkirakan aktivitas jenis (kBq/gram).Aktivitas sumber radioaktif induk

137Cs dan⁶⁰Co yang masih terlalu tinggi tersebut perlu diencerkan menggunakan larutan pengemban (larutan carrier): ¹³⁷Cs menggunakan larutan pengemban 10μg/mL CsCl dalam 0,1M HCl, ⁶⁰Co menggunakan

larutan pengemban 10 μg/mL CoCl2..6H2O dalam 0,1M HCl

Sumber radioaktif campuran ¹³⁷Cs -

60Co dibuat dalam bentuk geometri padat (point source) sebanyak 6 sampel. Sumber radioaktif campuran ¹³⁷Cs - ⁶⁰Co cair diteteskan pada penyangga sumber mylar bahan plastik tipis (PE) menggunakan baby bottle.

Penimbangan cuplikan menggunakan metode gravimetri dengan cara variasi berat, menggunakan timbangan semi mikro Type ABT 220-5 DMT 7037 buatan KERN. Sumber radioaktif campuran ¹³⁷Cs - ⁶⁰Co sebelum dan sesudah diteteskan pada penyangga sumber mylar bahan plastik tipis (PE) ditimbang sehingga berat masing masing tetesan diketahui. Setelah dilakukan penimbangan sampel dikeringkan dan setelah kering dilakukan penutupan menggunakan bahan plastik tipis (PE) untuk mencegah terjadinya kontaminasi.

Gambar 1. Sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co bentuk point source

Pengukuran Aktivitas

Pada sistem pencacah spektrometer gamma dengan detektor HPGe dapat digunakan untuk analisa kualitatif dan kuantitatif. Analisa kualitatif (kalibrasi energi) yang benar akan menghasilkan ketelitian yang tinggi sehingga pengukuran cuplikan dapat dilakukan. Kondisi pengukuran cuplikan harus sama dengan saat kondisi kalibrasi. Pada analisa kuantitatif (kalibrasi efisiensi) menentukan luas puncak serapan total yang merupakan jumlah cacah yang terkandung dalam suatu puncak. Sumber radioaktif memancarkan sinar ke segala arah (4π). Efek geometri jarak antara sumber dan detektor menyebabkan hanya sebagian saja dari sinar-γ yang dipancarkan cuplikan akan terdeteksi. Hal ini berkaitan dengan efisiensi deteksi sinar-γ . Efisiensi pada spektrometri gamma merupakan efisiensi mutlak dari puncak serapan total.

Efisiensi deteksi merupakan fungi energi ε(E).

Apabila dilakukan pengukuran efisiensi dari Eγ rendah (<100keV) sampai Eγtinggi (1500keV) maka dapat dibuat kurva kalibrasi efisiensi yaitu plot antara efisiensi dan energi-γ. Nilai efisiensi deteksi pengukuran ditentukan berbagai faktor, yaitu yaitu jarak antara cuplikan dengan detektor, bentuk geometri sumber radioaktif, volume detektor, daya pisah elektronik.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Penentuan nilai aktivitas radionuklida campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co menggunakan sumber standar multi gamma ¹⁵²Eu LMRI. Pada sistem pencacah spektrometer gamma dengan detektor HPGe dapat digunakan untuk analisa kualitatif dan kuantitatif. Sumber standar ini mempunyai rentang energi- γ dari terendah sampai tertinggi yaitu dari Eγ 244-1408keV dan mempunyai waktu paro panjang, 13,522 tahun. Sampel- sampel radionuklida campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co dalam bentuk padat (point source) sebanyak 6 buah. Pengukuran dilakukan pada jarak sampel dan detektor 25 cm. Kurva kalibrasi efisiensi HPGe menggunakan sumber standar ¹⁵²Eu LMRI disajikan pada gambar 1

Gambar 2. Kurva kalibrasi efisiensi HPGe Menggunakan sumber standar ¹⁵²Eu LMRI

Pada kurva kalibrasi effisiensi energi menggunakan sumber standar multi gamma

152Eu-LMRI menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe dengan rentang energi gamma 244 keV sampai 1408 keV diperoleh persamaan kurva kalibrasi efisiensi Y=0,1576 X^-0,98 dengan nilai korelasi R² cukup baik sebesar 0.9994. Persamaan kurva kalibrasi efisiensi tersebut digunakan untuk menghitung nilai efisiensi dan aktivitas radionuklida campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co pada energi gamma 661,657(3) keV dengan yield 84,99%, 1173,228 (3) keV dengan yield 99,85 (3) % dan 1332,492 (4)keV

Tabel 1. Nilai aktivitas sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co menggunakan ¹⁵²Eu LMRI

R/N

Kode

Sampel E Aktivitas Berat

Aktivitas Jenis (Bq/mg)

(keV) Bq mg Cs-137 Co-60

Cs-137

M13760- 05/2018

661.657

(0.8499) 21886.18 2.962 7390.18 860.88

Co-60

1173.228

(0.9985) 6421.63 7.459

Co-60

1332.492

(0.999826)

Cs-137

M13760- 06/2018

661.657

(0.8499) 19615.15 2.617 7494.44 886.31

Co-60

1173.228

(0.9985) 5842.87 6.592

Co-60

1332.492

(0.999826)

Cs-137

M13760- 07/2018

661.657

(0.8499) 31173.37 4.148 7515.57 878.03

Co-60

1173.228

(0.9985) 9173.16 10.447

Co-60

1332.492

(0.999826)

Cs-137

M13760- 08/2018

661.657

(0.8499) 23651.62 3.178 7442.92 877.66

Co-60

1173.228

(0.9985) 7024.77 8.0044

Co-60

1332.492

(0.999826)

Cs-137

M13760- 09/2018

661.657

(0.8499) 31075.33 4.156 7476.55 878.34

Co-60

1173.228

(0.9985) 9195.32 10.469

Co-60

1332.492

(0.999826)

Cs-137

M13760- 10/2018

661.657

(0.8499) 27548.09 3.653 7541.58 874.70

Co-60

1173.228

(0.9985) 8047.78 9.201

Co-60

1332.492

(0.999826)

Rata-rata 7476.87 875.98

Standard Deviasi 54.15 8.35

Kesalahan (%) 0.72 0.95

Hasil pengukuran aktivitas campuran ¹³⁷Cs-

60Co bentuk padat point source menggunakan spektrometer gamma detektor HPGe disajikan pada Tabel 1 di atas.

Nilai aktivitas rata-rata pengukuran pada waktu acuan [1-1-2018; 00.00 WIB] adalah

137

Cs : (7476,87 ± 54,15) Bq/mg dan

⁶⁰

Co:

(875,98 ± 8,35) Bq/mg

Dari nilai aktivitas sampel radionuklida campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co tersebut maka dapat dibuat kurva kalibrasi effisiensi menggunakan sumber campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co dan persamaan

fitting curve dengan R²=0.99. Dengan persamaan tersebut diperoleh nilai effisiensi untuk setiap energi gamma. Tabel 2 menyajikan perbedaan nilai efisiensi sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co menggunakan kurva kalibrasi effisiensi ¹⁵²Eu LMRI dan campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co .

Tabel 2. Perbedaan nilai efisiensi sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co dan ¹⁵²Eu LMRI

Kode E Effisiensi

Effisiensi dengan

Perbedaan (%) Sampel (keV)

Mix ¹³⁷Cs-

60Co ¹⁵²Eu LMRI

Mix dan

152Eu LMRI M13760-

05/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002712 0.00

1173.228

(0.9985) 0.0001547 0.0001547 0.00

1332.492

(0.999826) 0.0001366 0.0001366 0.00 M13760-

06/2018

661.657

(0.8499) 0.0002711 0.0002712 -0.04

1173.228

(0.9985) 0.0001548 0.0001547 0.07

1332.492

(0.999826) 0.0001367 0.0001366 0.10 M13760-

07/2018

661.657

(0.8499) 0.0002718 0.0002712 0.21

1173.228

(0.9985) 0.0001552 0.0001547 0.33

1332.492

(0.999826) 0.0001371 0.0001366 0.36 M13760-

08/2018

661.657

(0.8499) 0.0002713 0.0002712 0.03

1173.228

(0.9985) 0.0001550 0.0001547 0.20

1332.492

(0.999826) 0.0001369 0.0001366 0.24 M13760-

09/2018

661.657

(0.8499) 0.0002707 0.0002712 -0.18

1173.228

(0.9985) 0.0001545 0.0001547 -0.12

1332.492

(0.999826) 0.0001364 0.0001366 -0.11 M13760-

10/2018

661.657

(0.8499) 0.0002716 0.0002712 0.15

1173.228

(0.9985) 0.0001548 0.0001547 0.04 1332.492

(0.999826) 0.0001366 0.0001366 0.01

Dari tabel 2 tersebut terlihat bahwa perbedaan antara nilai efisiensi setiap energi gamma menggunakan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-

60Co dan ¹⁵²Eu LMRI di bawah 0,4% yaitu berkisar antara 0 - 0,36%. Hasil ini menunjukkan hasil yang baik untuk pengukuran radioaktivitas secara relatif karena pada pengukuran menggunakan metode ini

ketepatan pengukuran aktivitas sampel tergantung sumber standar yang dipakai.

Gambar 3. Kurva kalibrasi efisiensi sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co dan ¹⁵²Eu LMRI

Gambar 2 menyajikan kurva kalibrasi efisiensi dan persamaan persamaan fitting curve i pada energi gamma 661,66 keV, 1173,2 keV dan 1332 keV menggunakan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co dan ¹⁵²Eu LMRI. Terlihat bahwa hampir disemua titik energi gamma berimpit, ini berarti bahwa respon detektor menunjukkan hasil yang baik dengan perbedaan berkisar antara 0 - 0,36% .

Dengan menggunakan persamaan (1) diperoleh nilai efisiensi pengukuan () deteksi detektor High Purity Germanium (HPGe) menggunakan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co pada masing-masing energi gamma 661,66 keV, 1173,2 keV dan 1332 keV. Dari nilai efisiensi tersebut dapat dibuat kurva kalibrasi effisiensi sebagai fungsi energi gamma dan persamaan fitting curve . Dengan menggunakan persamaan fitting curve pada kurva kalibrasi efisiensi maka dapat diperoleh nilai efisiensi perhitungan (o). Tabel 3 menyajikan efisiensi setiap energi gamma hasil pengukuran dan hasil perhitungan dari data kalibrasi efisiensi spektrometer gamma detektor HPGe PTKMR – BATAN, menggunakan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co .

Tabel 3. Rasio nilai efisiensi pengukuran dan perhitungan sumber standar campuran ¹³⁷Cs-

60Co

Kode E Effisiensi () Effisiensi (0)  Sampel (keV) Pengukuran Perhitungan 0

M13760- 05/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002712 1.000

1173.228

(0.9985) 0.0001547 0.0001547 1.000

1332.492

(0.99983) 0.0001366 0.0001366 1.000 M13760-

06/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002711 1.000

1173.228

(0.9985) 0.0001541 0.0001548 0.995

1332.492

(0.99983) 0.0001372 0.0001367 1.003 M13760-

07/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002718 0.998

1173.228

(0.9985) 0.0001542 0.0001552 0.993

1332.492

(0.99983) 0.0001370 0.0001371 1.000 M13760-

08/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002713 1.000

1173.228

(0.9985) 0.0001538 0.0001550 0.992

1332.492

(0.99983) 0.0001374 0.0001369 1.004 M13760-

09/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002707 1.002

1173.228

(0.9985) 0.0001543 0.0001545 0.999

1332.492

(0.99983) 0.0001369 0.0001364 1.004 M13760-

10/2018

661.657

(0.8499) 0.0002712 0.0002716 0.999

1173.228

(0.9985) 0.0001554 0.0001548 1.004 1332.492

(0.99983) 0.0001359 0.0001366 0.995

Dari tabel 3 terlihat bahwa rasio efisiensi terukur () dan hasil perhitungan, (o) paling besar sebesar 0,992 artinya prosentase perbedaan antara pengukuran dan perhitungan sebesar 0,8%

Komponen-komponen ketidakpastian pengukuran campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co 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.

Komponen-komponen tersebut dapat digambarkan dalam diagram alir sebab akibat penentuan ketidakpastian pengukuran campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co seperti disajikan pada Gambar 3.

Gambar 4. Diagram alir sebab akibat ketidakpastian pengukuran campuran ¹³⁷Cs-

60Co

Perhitungan ketidakpastian gabungan pada pengukuran campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co bentuk padat point source menggunakan spektrometer gamma disajikan pada tabel 4. Pada tabel tersebut dapat dilihat ketidakpastian gabungan dari beberapa komponen ketidakpastian pengukuran setara dengan 3,01%.

Tabel 4. Komponen Ketidakpastian Pengukuran Aktivitas campuran ¹³⁷Cs-⁶⁰Co Menggunakan Spektrometer gamma dalam %.

Komponen Ketidakpastian

Ketidakpastian Pengukuran

Type Ketidakpastian

(%)

Sertifikat sumber standar

2.5 Type B

Umur paro sumber standar

0.118 Type B

Intensitas standar

0.53 Type B

Net area standar

0.87 Type A

Efisiensi Deteksi

1.06 Type A

Umur paro sampel Cs-137

0.27 Type B

Intensitas sampel Cs-137

0.24 Type B

Net area sampel Cs-137

0.72 Type A

Umur paro sampel Co-60

0.02 Type B

Intensitas sampel Co-60

0.03 Type B

Net area sampel Co=60

0.68 Type A

Penimbangan

0.25 Type B

Ketidakpastian Gabungan 3.10

Tingkat kepercayaan 95%

Net area stan dar

Efisiens i deteksi

Penim bangan Sumber

standar Penge

ncera n

Pengukura n Relatif Spektromet er-γ Waktu

paro standar Waktu

paro sampel Intensita

s standar

Net area sam pel Intensita

s standar

KESIMPULAN

Dari hasil penelitian yang telah dilakukan ada beberapa hal yang dapat diambil kesimpulan:

PTKMR Batan telah mampu membuat Sumber Standar campuran

¹³⁷

Cs-

⁶⁰

Co untuk memenuhi kebutuhan kedokteran nuklir dengan ketidakpastian pengukuran sebesar 3,01%

Pada pengukuran aktivitas radionuklida menggunakan spektrometer gamma, sebelum melakukan pengukuran harus dilakukan kalibrasi energi

UCAPAN TERIMAKASIH

Penulis mengucapkan terima kasih kepada rekan-rekan di Sub Bidang Standardisasi Radionuklida dan Instrumentasi PTKMR yang telah membantu penulis sehingga karya ilmiah ini dapat terselesaikan

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] E.Schonfeld, H.Janssen, R. Klein, Production of Co-60 sources for high-accuracy efficiency calibrations of gamma-ray spectrometers, , Proceedings of the Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, ICRM 2001, Applied Radiation and Isotopes, Volume 56, Number 1-2, January 2002, 215-221 [8] O. Sima, D. Arnold, Transfer of the

efficiency calibration of germanium gamma-ray detector using the GESPECOR software, Proceedings of the Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, ICRM 2001, Applied Radiation and Isotopes, Volume 56, Number 1-2, January 2002, 71-75

[9] T. Vidmar, A. Likar, Automated construction of detector models for efficiency interpolation in gamma- ray spectrometry, Proceedings of the Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, ICRM 2001, Applied Radiation and Isotopes, Volume 56, Number 1-2, January 2002, 99-103

[10] D. Glavic-Cindro, B. Vodemik, M.Korun, Quality control of gamma- ray spectrometry measurement, Proceedings of the Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, ICRM 1999, Applied Radiation and Isotopes, Volume 52, Number 3, March 2000, 733-737 [11] Evgeny,E., Tereshchenko and

Nikolay Moiseev, Calibration of semiconductor detectors in the 200- 8500keV at VNIMM, Proceedings of the 18th International Conference on Radionuclide Metrology and its Applications, ICRM 2011, Applied Radiation and Isotopes, Volume 70, Nissue 9, September 2012, 2157- 2160

[12] Chapra, Metode Numerik Untuk Teknik, UI Press, 1991

[13] Schrader, H. 1997, Activity Measurements with ionization Chambers, Monographie BIPM-4, Bureau International des poids et Mesures, sevres, France

[14] 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

[15] K. Debertin And RG. Helmer, Gamma and X-Ray Spectrometry With Semiconductor Detector, 1988

[16] 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

[17] WISNU SUSETYO, Instrumentasi Nuklir II, BATAN

[18] ISO/IEC Guide 98-3:2008 Uncertainty of measurement -- Part 3: Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM:1995)

[19] BIPM, Procedures for Accurately Diluting and Dispensing Radioactive Solutions

[20] K.B. Lee, Calibration issues and shape factor analysis, Radiation Metrology Center KRISS, October 2010

[21] 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

TANYA - JAWAB

1. Penanya : Triarjo – PTBBN BATAN Pertanyaan :

Bagaimana proses preparasi pencampuran

137Cs dan ⁶⁰Co Jawab:

Preparasi dilakukan masing-masing radionuklida cs-137 dan Co-60 dengan metode gravimetri dan diukur aktivitas masing radionuklida tersebut

2. Penanya : Koes Indrakoesoema – PRSG BATAN

Pertanyaan :

Penggunaan sumber standar tersebut untuk menentukan sampel radionuklida apa?

Jawab:

Penggunaan sumber standar tersebut digunakan untuk menentukan aktivitas radionuklida pada rentang energi 661 keV sampai 1332keV

3. Eko Priyono – PSTNT BATAN Pertanyaan :

Apakah bisa menggunakan detektor sintilasi untuk menggunakan sumber standar ini?

Jawab :

Detektor sintilasi dapat digunakan untuk pengukuran sumber standar ini. Misal detektor sintilasi NaI(Tl)