Prosiding Pertemuan dnn Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1

Jakarta, 12 Desember 2007 ISSN : 1978-9971

FAKTOR KOREKSI ATENUASI DIRI FOTON PADA RENTANG ENERGIGAMMA 121 -1408 keY DALAM " CRUDE PALM OIL"

MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

Hennawan Candra dan PujadiPusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN

ABSTRAK

FAKTOR KOREKSI ATENUASI DIRI FOTON PADA RENTANG ENERGI GAMMA 121- 1408 keY DALAM " CRUDE PALM OIL" MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe. Telahdilakukan analisis atenuasi diri foton dalam "Crude Palm Oil" ("CPO" ) pada rentang energi 121 ­1408 keY. Cuplikan sumber Eu-152 disiapkan-daIamwadalniial-50 cc dengan media "CPO"berbagai jenis yang mempunyai variasi densitas antara 0,8856- 0,9028 grl cm3 dan dibuat padamedia air densitas 1,0 grl cm3 sebagai standar . Pencacahan dilakukan menggunakan sistemspektrometer gamma dengan detektor HPGe. Hasil menunjukkan bahwa atenuasi diri tergantungpada energi foton dan densitas "CPO". Faktor atenuasi diri foton dalam "CPO" pada rentangenergi 121 - 1408 keY densitas 0,8856 grl em3 adalah 0,9510-0,9546, densitas 0,8881 grl em3adalah 0,9520-0,9558, densitas 0,8895 grl em3 adalah 0,9526-0,9564, densitas 0,8975 grl em3adalah 0,9561-0,9598, densitas 0,9005 grl em3 adalah 0,9574-0,9612 dan densitas 0,9028 grl em3adalah 0,9583-0,9621.

Kata Kunci: Spektrometer Gamma Detektor HPGe, Faktor Koreksi Atenuasi Diri

ABSTRACT

SELF-ATTENUATION CORRECTION FACTOR OF PHOTON ON THE ENERGYRANGE FROM 121 TO 1408 keV, IN "CRUDE PALM OIL" USING HPGe DETECTOR.The analysis of self attenuation correction of photon in "Crude Palm Oil" ( "CPO" ) have beencarried out on the energy range trom 121 to 1408keY. The Eu-152 source was prepared in a 50ccvial with variety density of "CPO" trom 0.886 to 0.903 grl cm3 and on water with density of 1.0grl cm3 • The counting used gamma spectrometer system with HPGe detector. The result showedthat the self attenuation depends on the incident photon energy and density "CPO". Correctionfactor of selfattenuation on "CPO" in the energy range trom 121to 1408keY with density 0.8856grl em3 are 0.9510-0.9546, density 0.8881 grl em3 are 0.9520-0.9558, density 0.8895 grl em3 are0.9526-0.9564, density 0.8975 grl em3 are 0.9561-0.9598, density 0.9005 grl cm3 are 0.9574-

. 0.9612 and density 0.9028 grl em3 are 0.9583-0.9621

Key words: Gamma spectrometer with HPGe Detector, Self-attenuation correction factor

radioaktivitas pada contoh lingkungan

terutama pada komoditi ekspor bahan

makanan, dilakukan sebagai bagian dari

monitoring radiasi dan untuk memenuhi

persyaratan teknis bahan ekspor ke

mendapatkan hasil yang akurat, contoh

lingkungan dan standar yang digunakan

negara-negara tertentu. Pengukuran

aktivitas radionuklida yang terkandung

dalam contoh lingkungan, biasanya

dilakukan menggunakan sistem

I. PENDAHULUAN

Pengukuran cemaran

spektrometer gamma. Untuk

Pusat Tekno/ogi Keselamatan dan Metr%gi Radiasi - Badan Tenaga Nuklir Nasional 195

Prosiding Pertemuan don Presentasi llmiah Fungsiona/ Pengembangan Tekn%gi Nuk/ir /

Jakarta, /2 Desember 2007 ISSN : 1978-9971

untuk kalibrasi, biasanya diusahakan

mempunyai bentuk fisik dan geometri

yang sarna. Akan tetapi pada prakteknya

cukup sulit untuk mendapatkan sumber

standar yang sarna bentuk fisik dengan

contoh lingkungan. Oleh karena itu

dipergunakan sumber standar yang

bentuk fisik dan sifat-sifatnya mendekati

contoh. Contoh cuplikan lingkungan

biasanya dalam bentuk volume dengan

matrik padatan maupun canan yang

mempunyai densitas berbeda-beda,

sehingga akan terjOOiproses atenuasi din

foton yang berbeda-beda pula besarnya.

Selain densitas bahan, energi foton , sifat

serapan bahan dan dimensi bahan sangat

mempengaruhi besarnya atenuasi din.

Oleh karena itu pOOapengukuran contoh

lingkungan perlu diamati masalah

atenuasi din agar didapatkan hasil

pengukuran yang akurat. "Crude Palm

Oil " disingkat "CPO" merupakan salah

satu komoditi ekspor yang penting.

II. DASAR TEORI

Sistem spektrometri gamma biasanya

digunakan untuk pengukuran

radioaktivitas pemancar gamma sampel­

sampel lingkungan. Sebelum dilakukan

pengukuran radioaktivitas biasanya

melalui proses kimia dahulu. Sampel­

sampel lingkungan mempunyal

kandungan radioaktivitas yang kecil

Beberapa kasus ekspor dipersyaratkan

untuk diukur tingkat kandungan

radioaktivitasnya, khususnya Cesium­

137, sesuai dengan persyaratan yang

diminta oleh beberapa negara pengimpor.

Pada makalah ini dibahas tentang

faktor koreksi atenuasi diri foton dalam

berbagai macam matrik "CPO" hasil

produksi dalam negeri yang mempunyai

berbagai macam jenis dan densitas~.

bervariasi yang berkisar antara 0,886 ­

0,903 gram! cm3. Dengan densitas yang

berbeda-beda dan penggunaansumber

standar kalibrasi yang berbeda

dimensinya, maka perlu dilakukan

koreksi atenuasi din. pada rentang energi

gamma 121 - 1408 keY, menggunakan

sistem spektrometer gamma dengan

detektor HPGe. Sehingga dapat diperoleh

faktor koreksi atenuasi diri matrik CPO

pada masing-masing energi gamma

dengan variasi densitas.

sehingga perlu dilakukan proses

pencacahan dalam waktu yang lama dan .

dari segi geometri jarak antara detektor

dan sampel sedekat mungkin atau

menempel detektor. Proses penyediaan

sampel meliputi penentuan densitas

sarnpel, pembuatan bentuk geometri

sampel dan sumber standar harus atau

mendekati sama, komposisi matrik

cuplikan. Faktor densitas pada matrik

Pusaf Teknolog; Keselarnman don Metrologi Rndias; - Badon Tenaga Nukfir Nas;onal 196

Pro$iding Pertemuan dan Presentasi J/miah Fungsiona/ Pengembangan Tekn%gi Nuk/ir I

Jakarta. /2 Desember 2007 ISSN : 1978-9971

Koreksi atenuasi diri (Ca) menggunakan

dengan :

F (J!dp) sampel adalah faktor atenuasi

diri euplikan.

F (J!dp) standar adalah faktor atenuasi

diri sumber standar.

Menurut . Boskoya dan L. Miney ( 2000)

dan Pujadi (2005) bahwa pada

peneaeahan sumber radioaktif dengan

geometri tertentu dan ketebalan tetap

dengan rentang densitas antara 0,1

sampai 2 gr/em3 dan nilai (J!d) kecil atau

< 0,5 em3 / gr. F (J!dp) dapat dirumuskan

sebagai fungsi linier berikut :

sampel lingkungan sangat berpengaruh

pada hasil pengukuran dengan

spektrometer gamma karena

mengakibatkan efek atenuasi diri foton

khususnya pada energi gamma rendah.

Untuk mengurangi kesalahan dalam

peneaeahan euplikan maka perlu

dilakukan koreksi-koreksi pengukuran.

Salah satunya adalah koreksi atenuasi diri

dengan spektrometer gamma.

Menurut Debertin dan Helmer

(1988) yang dikutip oleh T. Boskoya dan

L. Miney ( 2000) dan Pujadi (2005), pada

sumber bentuk silinder apabila dicaeah

menggunakan spektrometer gamma pada

jarak tertentu, besar faktor atenuasi diri

dapat dirumuskan sebagai berikut :

persamaan:

Ca = F(pdp)sampelF (jiilp)s tan dar

......... (2)

F(jJdp) = [1-exp(-jJdp)]jJdp ••••••• (I) F(jJdp) = ap + P (3)

persamaan :

Ca = (acipi + fJcO(acs,ocs + fJcs) (4)

f3 = intersep.

Dari segi geometri matrik ~pel .maka

penentuan nilai efisiensi energi gamma

bergantung pada faktor atenuasi diri F

(J!dp). Nilai efisiensi tergantung pada

densitas jenis matrik sampel lingkungan.

Dengan menggabungkan kedua

persamaan di atas maka koreksi atenuasi

diri dapat dihitung menggunakan

dengan :

F = Faktor atenuasi diri

J! = koefisien atenuasi massa

d = ketebalan euplikan

p = densitas

Persamaan di atas digunakan pada

sumber radioaktif berbentuk silinder

dengan aktiyitas terdistribusi homogen

pada wadah.

Apabila bentuk komposisi dan

densitas sumber standar dan euplikan

berbeda, harga kalibrasi efisiensi setiap

puneak energi gamma harus dikoreksi.

dengan : a = slope.

Pusat Tekn%gi Kese/amatan dan Metr%gi Rodiasi - Badon Tenaga Nuklir Nasional 197

Prosiding Pertemuan don Presentasi IImiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir J

Jakarta, 12 Desemher 2007 ISSN: 1978-9971

1. Preparasi Sumber standar Eu-152deogan matrik CPO.

dengan

aci = konstanta slope pada kurva

densitas pi pada energi gamma.

pI = densitas matrik.

III. TAT A KERJA

Bahan dan Peralatan

1. Matrik CPO dengan densitas

0,8856, 0,8881, 0,8895, 0,8975,

0,9005 dan 0,9028 grl em3

2. Sumber standar radioaktifEu-152

3. Vial plastik 50 ee

4. Air sebagai standar

5. Sistem Peneacah spektrometer

gamma detektor High Purity.

Germanium

6. Sistem peneaeah kamar pengion

Merlin Gerin

7. Timbangan Mettler H54 R

densitas pi pada energi gamma.

= konstanta slope pada kurva

densitas standar pes pada

energi gamma.

densitas matrik.

konstanta intersep pada kurva

densitas standar pes pada

energi gamma.

Pada tahap penyiapan matrik CPO

"CRUDE PALM OIL" telah disiapkan 6

(enam) jenis CPO daJam vial plastik.

Masing-masing matrik CPO mempunyai

densitas yang bervariasi yaitu 0,8856,

0,8881, 0,8895, 0,8975, 0,9005 dan

0,9028 gram/em3• Telah disiapkan

sumber standar Eu-152 bentuk eair yang

mempunyai energi multi gamma dari

121keV-1408ke V. Sebelumr .. dipreparasi

sumber standar tersebut telah

distandarkan dengan sistem peneaeah

detektor kamar pengion Merlin Gerin

untuk diketahui aktivitasnya. Setelah

distandarkan sumber standar Eu- 152 eair

tersebut diteteskan pada vial-vial matrik

CPO dengan variasi berat. Nilai aktivitas

sumber standar Eu- 152 yang diteteskan

berdasarkan berat Eu-152 yang diteteskan

pada vial matrik CPO dengan cara

penimbangan. Kemudian dilakukan

pengocokan vial tersebut supaya

homogen.

2. Peogukurao Aktivitas.

Setelah tahap menyiapkan eampuran

matrik CPO dan Eu- 152 selanjutnya

dilakukan peneaeahan matrik-matrik

tersebut dengan sistem peneacah

spektrometer gamma detektor HPGe.

Pada tahap ini telah dibuat sumber

standar Eu- I52 eair yang digunakan

sebagai standar. Jarak pengukuran

konstanta intersep pada kurva=pei

aes

pes

pes

Pusat Teknologl Keselamatan don Metrologi Radiasi - Badon Tenaga Nuklir Nasional 198

Prosiding Pertemuan clan Presentasi J/miah Fungsiona/ Pengembangan Tekn%gi Nuklir J

Jakarta, 12 Desember 2007 rSSN: 1978-9971

standar antara detektor dan sarnpel adalah

5 em. Kondisi ini sarna dengan matrik.

Dari pengukuran ini dapat diperoleh nilai

effisiensi dari masing-masing energi

gamma pada variasi densitas, sehingga

dapat dibuat kurva efisiensi sebagai

fungsi densitas. Dari kurva ini dapat

diperoleh faktor koreksi atenuasi diri dari

masing-masing energi gamma dengan

variasi densitas.

IV. HASIL DAN PEMBAHASAN

Hasil peneacahan CPO dengan

rentang energi dari 121 keV sampai 1408

keV menggunakan sumber standar Eu-

152 dengan variasi densitas

menggunakan spektrometer gamma

disajikan pada Gambar 1. Dari gambar

terse but dapat diketahui nilai efisiensi

masing-masing energi gamma mulai dari

121 keY, 244keV, 344keV, 41 IkeV,

778keV, 867keV, 964keV, 1112keV dan

1408ke V untuk masing-masing densitas

I, 0,9028, 0,9005, 0,8975, 0,8895, 0,8881

dan 0,8856 grl em3 menggunakan kurva

kalibrasi efisiensi spektrometer gamma.

Dari Gambar I dapat diketahui

bahwa pada energi 121 keY kurva tinier

berada paling atas. Sedangkan energi

gamma di atasnya seeara berurutan

berada di bawahnya. Hal ini dapat

dijelaskan bahwa pada kurva kalibrasi

efisiensi menggunakan spektrometri

gamma, pada energi gamma sampai

121keV akan diperoleh nilai efisiensL

yang besar, sedangkan pada energi di atas

121 keY akan diperoleh nilai efisiensi

yang kecil dengan kenaikan energi sinar

gamma. Hal ini dapat dije1askan karena

semakin tinggi energi gamma maka

semakin tinggi pula kemungkinan

lolosnya foton gamma, sehingga efisiensi

deteksi detektor akan ked!.

Pusat Tekn%gi Kese/amatan clan Metrologi Radiasi - Badon Tenaga Nuk/ir Nasiona/ 199

Prosiding Pertemuan don Presentasi J/miah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir I

Jakarta, 12 Desember 2007

KURItA El'AS/BfSI VS DEIISIT AS CPO DENGAN

DETEKTOR HPGe MalGGUNAKAN &1·152

0,004600 r--------- m • • ----0,004000 ~ ••, .

ISSN: 1978-9971

0,003600

0,003000

~ 0,002500.!!co

~ 0,002000

0,001500

0,001000

0,000500

0,00000o 10,85 0,88

•

••

0,9 0,92 0,94 0,96 ' 0,98

• 121 keV

• 244 keV

344 keV

411 keV

x 778 keV

• 867 keV

" 964 keV

-1112keV

-- 1408 keV

1,02

Densitas (gram/eel

Gambar 1. Kurva Efisiensi fimgsi densitas matrik CPO detektor HPGe menggunakan Eu-152

menghitung faktor koreksi atenuasi diri

variasi densitas yang disajikan pada

Tabel2 di bawah.

Dari kurva regresi Iinier di atas dapat

diperoleh nilai slope dan intersep dari

masing-masing energi gamma. Nilai

slope dan intersep ini merupakan

parameter yang akan digunakan untuk

pada. -

masmg-masmg energJ gamma

TabeI 2. Parameter kurva effisiensi vs densitas.

Energi gamma Slope (m)Intersep (C)

1"21

-0.00720.0096

244

-0.00360.0052

344

-0.00270.0039

411

-0.00170.0026

778

-0.00110.0016

867

-0.00080.0013

964

-0.00080.0012

1112

-0.00080.0011

1408

-0.00060.0009

PUJat Teknologi Keselamatan dun Metrologi Radimi - Badon Tenaga Nuklir Nas/onal 200

Prosiding Per/emuan don Presentasi llmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir /

Jakarta, /2 Desember 2007 ISSN: 1978-9971

Dengan menggunakan persamaan (4) di

atas maka dapat diperoleh faktor koreksi

atenuasi diri pada masing-masing energi

gamma pada variasi densitas matrik CPO

yang disajikan pada Tabel 3. Pada tabel

tersebut disajikan faktor atenuasi diri

pada matrik CPO dengan densitas dari

0,88 sampai 0,91. dengan energi gamma

121 keY, 244 keY, 344keV, 411 keY,

778 keY, 867 keY, 964 keY, 1112 keY

dan 1408 keY

Tabel 3. Koreksi atenuasi diri ( Ca)

Energi y Densitas (!!rl cm3)

fkeV)

0: 0,88560=0.88810=0.88950=0.8975p=O.9OO5p=O.9028

121

0.95100.95200.95260.95610.95740.9583244

0.95320.95420.95480.95810.95930.9602344

0.95320.95420.95480.95810.95930.9602411

0.95430.95580.95630.95950.96070.9616778

0.95440.95440.95500.95820.95950.9604 "867

0.95450.95740.95790.96100.96210.9624964

0.95420.95520.95580.95900.96020.96211112

0.95550.95410.95560.95890.96010.96301408

0.95560.95580.95640.95980.96120.9641

Terlihat bahwa pada matrik CPO

dengan densitas 0,88 sampai 0,91 seeara

perhitungan faktor koreksi atenuasi diri

pada energi gamma 121 keV berkisar

antara 0,951-0,959 grl em3, 244 keY

antara 0,953-0,961 grl em3, 344 keY

antara 0,953-0,961 grl em3 , 411 keY

antara 0,954-0,962 grl em3, 778 keY

antara 0,954-0,962 grl em3 , 867 keY

antara 0,954-0,962 grl em3 , 964 keY

antara 0,954-0,962 grl em3 , 1112 keY

antara 0,955-0,963 grl em3 , dan 1408

keY antara 0,955-0,964 grl em3 • Hal ini

berarti bahwa faktor atenuasi diri tersebut

dipengaruhi oleh energi sinar gamma dan

densitas matrik CPO dan sumber

radioaktif Eu-152.

Hubungan antara faktor koreksi

atenuasi diri dengan energi gamma dapat

dibuat kurva seperti pada Gambar 2. Pada

kurva terse but dapat dijelaskan bahwa

Faktor koreksi atenuasi diri tergantung

pada energi gamma pada variasi densitas.

Padadensitas rendah, dari energi gamma

rendah (121 keV) ke energi tinggi

diperoleh nilai faktor koreksi atenuasi diri

yang semakin besar. Begitu juga pada

densitas yang lebih tinggi, dari energi

gamma rendah ke energi tinggi diperoleh

nilai faktor koreksi atenuasi diri yang

semakin besar pula.

Pu.wl Teknofogi Kese/amalan don Metr%gi Radiasi - Badon Tenaga Nuklir NasiDnal 201

Prosidtng Per/ernuan don Presen/osi Jlmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir 1

Jakar/a, 12 Desember 2007

0.9640

ISSN : 1978-9971

:E 0 9620"0 •i 0.9600=c! 0.9580<C

~ 0.9560I!!

~ 0.9540•..o~ 0.9520u..

0.9500

4 5 .6

Ln Energi Gamma

7

• 0.8856

• 0.8881

: 0.8895i

I

i 0.8975;

i ;( 0.9005Ir • 0.9028

8 i

Gambat 2. Kurva Atenuasi diri pada CPO terhadap In E gamma rentang 121-1408 keY.

v. KESIMPULAN

Pada pengukuran aktivitas

campuran sampel tertentu dan sumber

radioaktif dalam suatu matrik volume, hal

yang perlu diperhatikan adalah koreksi

atenuasi diri dan bentuk sumber standar

dengan bentuk matrik sampel yang akan

diukur. Densitas sangat berpengaruh pada

perhitungan koreksi atenuasi diri suatu

matrik sampel.

Pada pet1elitian ini telah diperoleh

nilai faktor koreksi atenuasi diri pada

matrik CPO dan sumber radioaktif Eu­

152 yang mempunyai rentang energi

gamma dari 121 keY sampai 1408keV

dengan variasi densitas 0,88 sampai 0,91

gr/ em3 Pada energi gamma 121 keV

berkisar antara 0,951-0,959, 244 keY

antara 0,953-0,961, 344 keY antara

0,953-0,961,411 keY antara 0,954-0,962,

778 keY antara 0,954-0,962, 867 keY

antara 0,954-0,962 , 964 keY antara

0,954-0,962, 1112 keY antara 0,955­

0,963, dan 1408 keY antara 0,955-0,964.

DAFT AR PUST AKA

1. NA TIONAL COUNCIL ONRADIATION PROTECTIONAND MEASUREMENTS, AHandbook of RadioactivityMeasurements Procedures, NCRPReport No. 58, November 1978.

2. ICRP Publication 38,Radionuelide Transformation

Energy & Intensity of Emissions,Vol. 11-13, Pergamon Press,Oxford.

3. K. DEBERTIN AND RG.

HELMER, Gamma and X-RaySpectrometry WithSemiconductor Detector, 1988

4. F.L. MELQUIADES, CRAPPOLONI, Self-absorptioncorrection for Gamma

Spectrometry of Powdered MilkSamples Using Marinelli Beaker,Applied Radiation and Isotopes

Pusa/ Teknalogi Keselamatan don Metrologi Radiosi - Badon Tenaga Nuklir Nasiona/ 202

Prosiding Pertemuan don Presentasi l/miah Fungsiona/ Pengembangan Tekn%gi Nuklir 1Jakarta, J 2 Desember 2007 ISSN: 1978-9971

55 (2001) 697 -700, ElsevierScience.

5. T. BOSHKOVA, L. MINEV,Correction for Self-Attenuation in

gamma ray spectrometry of bulksample, Applied Radiation andIsotope 54 (2001)

6. PUJADl, HERMAWANCANDRA, NAZAROH, KoreksiAtenuasi diri Cuplikan padaPencacahan MenggunakanSpektrometer Gamma, ProsidingPIKRL X, 2005.

Tanya Jawab :

Penanya : Wibowo(pKTN BAT AN)

Pertanyaan :

1. Apa tujuan penelitian Saudara?

2. Apakah dapat dibuat matrik­matrik selain dari bahan selainCPO?

Jawaban : Hermawan Candra(PTKMR BATAN)

I. Pada pengukuran aktivitas secarareJatif menggunakan spektrometergamma, salah satu kesalahanpengukuran adalah mengabaikanperbedaan geometri, berat jenisdan komposisi kimia bahanradioaktif antara sumber standar

dan sampel. Perbedaan dalamberat jenis bahan mengakibatkanperbedaan pula dalam serapan dirisinar gamma, mengingat beratjenis sampel lingkunganbermacam-macam. Salah satucara adalah dengan menggunakansumber standar untuk setiapmatrik sampel. Tujuan penelitian

ini adalah menentukan faktor

koreksi serapan diri berbagaiberat jenis suatu sampel CPOuotuk rentang energi 121-1408keV menggunakan sumberradioaktifEu-152.

2. Bisa dibuat matrik-matrik lain

seperti: air, gel, silika, tallah,pasir, busa, bubuk flexi glass,bubuk kaca dan bahan pengawet(sodium benzoat).

Pusat Tekn%gi Kese/amatan don Metr%gi lWdiasi - Badon Tenaga Nuklir Nasiona/ 203