31065381
DESCRIPTION
adalahTRANSCRIPT
Presiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996ISSN : 0854-4085
ID0000068
0
EVALUASI MEDAN RADIASI GAMMA DENGAN! METODE MATRIK RESPON
Yus R. Akhmad dan Pudjijanto M S.Pusat Reaktor Serba Guna - Batan
ABSTRAK.EVALUASI MEDAN RADIASI GAMMA DENGAN METODE MATRIK RESPON Penerapan
metode matrik respon untuk mengevaluasi medan radiasi gamma di fasilitas nuklir dan di sekitamya dari hasilpengukuran dengan spektrometer gamma Nal(Tl) dijelaskan secara garis besar. Disajikan contoh hasil evaluasipeningkatan paparan radiasi gamma di sekitar Pusat Produksi Radioisotop (PPR) dan di dalam gedung RSG-GASserta peaentuan konsentrasi dari 238U, 232Th, daii 40K di lingkungan. Dengan metode ini peningkatan paparangamma serendah 0.54 nR/jam di lingkungan dikarenakan kegiatan PPR dapat dideteksi dengan baik.
ABSTRACTEVALUATION OF GAMMA RADIATION FD2LD BY RESPONSE MATRIX METHOD.
Application of response matrix method for evaluating gamma radiation field in the vicinity of nuclear facilitiesmeasured with a Nal(Tl) gamma spectrometer is briefly described. Some evaluation results on the elevatedexposure in the vicinity of the Radioisotope Production Center and in the RSG-GAS building, as well asconcentrations determination of 238U, 232Th, and 40K in the environment are presented. The elevated exposure dueto the activity of the Radiation Production Center as low as 0.54 uR/hour could be detected properly by using theresponse matrix method.
PENDAHULUAN
Penerapan metode matrik respon untukmenganalisis radiasi gamma lingkungan darihasil pengukuran dengan spektrometer gammayang menggunakan detektor sintilasi Nal(Tl)telah lama diusulkan (1,2,3). Dengan metodeini, distribusi tinggi pulsa terhadap salur dariluaran spektrometer gamma dapatditransformasi untuk mendapatkan distribusifluks (spektrum energi) dari foton-gamma yangmasuk ke detektor. Dari data spektrum foton-gamma ini memungkinkan dihitung ataudikonversi ke dalam besaran dosimetri lainseperti paparan, laju dosis serap di dalam suatumedia dan Iain-lain, atau dengan suatu modelperhitungan digunakan untuk memperkirakankonsentrasi bahan radioaktif alam yangterkandung di dalam media di sekitarpengukuran itu berlangsung.
Dalam perkembangannya, walaupunteknik ini andal untuk mengkarakterisasi medanradiasi gamma lingkungan, tetapi tidak umumuntuk penggunaan survai di lingkungandikarenakan pada masa lalu memerlukanperalatan yang tidak sederhana untukpengambilan data di lapangan. Pada saat ini,dengan pesatnya perkembangan teknologikomputer dan elektronika, maka sudahmemungkinkan untuk menyederhanakanperalatan sehingga teknik ini dapat
dikembangkan dan melengkapi peralatan survaiatau stasion pemantau radiasi lingkungan.Multichannel analyzer (MCA) dan komputerpribadi berukuran kecil yang portable sudahtersedia secara komersil.
Dalam makalah ini akan disampaikanhasil-hasil evaluasi medan radiasi gamma digedung operasi PRSG, yang terletak di sebelahgedung Pusat Produksi Isotop (PPR), dan didalam gedung Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG-GAS) berikut penjelasanmengenai prinsip dari metode matrik respondan program komputernya secara garis besar.Melalui komunikasi ini diharapkan metode inidapat dikembangkan lebih lanjut dan dapatdirintis pembuatan survey meter atau stasionpemantau radiasi gamma untuk menganalisismedan radiasi gamma di lingkungan maupun didalam fasilitas nuklir dengan keandalan dansensitivitas yang tinggi.
TEORI
Pembuatan matrik responLuaran dari sistem spektrometer
gamma merupakan distribusi tinggi pulsa yangdiseleksi menurut amplitudonya dan diurutmenggunakan MCA. Hubungan antaradistribusi tinggi pulsa dengan spektrum foton-gamma adalah rumit yang secara matematisdinyatakan sebagai berikut:
PSPKR-BATAN 97
Prosiding Presentasi Iltniah KeselamaUui Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996ISSN : 0854-4085
P(V) = \R(V,E) ®(E) dE (1)
dengan P(V) = distribusi tinggi pulsa yangterukur, <P(E) = fluks foton gamma sebagaifungsi energi (spektrum energi), dan R(V,E) =respon spektrometer dalam bentuk distribusitinggi pulsa Fyang dihasilkan karena interaksifoton-gamma berenergi E dengan detektor.Persamaan (1) secara matrik dinyatakan :
P=R.(£>. (2)
atau,
Pi
P n
RU, ,RU
Rj\, ,Rjn
Rn\, ,Rm , R nn,
(3)
Elemen vektor hasil Pt merupakan laju cacahpada kanal i atau interval energi /; dalam halini E dan V diatur sehingga berada pada skalaenergi yang sama. Elemen vektor kanal &>,•merupakan fluks foton gamma per satuanenergi dalam interval energi atau kanal j .Elemen skalar matrik /?;V merupakan laju cacahpada kanal i per satuan fluks dari kanal / R disini dinamakan matrik respon. Dari persamaan(3) di atas <Pi,..., cP; <P„ adalah besaran yangakan ditentukan.
Matrik respon dari spektrometergamma Nal(Tl) yang digunakan dalam analisisdi sini dibuat dengan program komputer MonteCarlo yang dikembangkan oleh Minato(4).Program ini bernama SPHECYL dirancanguntuk membuat matrik respon detektor NaI(Tl)yang berbentuk bola atau silinder. Denganmemasukkan data karakteristik detektor yaituresolusi energi dalam % pada energi sumberCs-137, slope dari kurva resolusi terhadapenergi AE/AR, dan ukuran kristal Nal(Tl): jari-jari (r untuk tipe bola) dan tinggi (r dan h untuktipe silinder), maka dapat dibuat matrikresponnya. Matrik respon 22 x 22 untukdetektor Nal(Tl) berbentuk silinder denganukuran r = 3.8 cm dan h = 7.6 cm ditampilkanTabel 1.
Unfolding
Transformasi distribusi tinggi pulsamenjadi distribusi fluks (spektrum energi) darifoton-gamma yang masuk ke detektordinamakan unfolding. Terdapat berbagai teknikunfolding yang diusulkan; tetapi di sinidigunakan usulan dari Scofield yaitu teknikiterasi di mana algoritme programnya telahdipersiapkan oleh Mollenauer. Secara garisbesar prosedur iterasinya adalah sebagaiberikut: Sebagai langkah awal, diambildistribusi tinggi pulsa terukur P(o> merupakanpendekatan orde pertama untuk spektrumenergi ^1}. Dengan perkataan lain,
(4)
Kemudian andaikan hasil perkalian dari nilaipendekatan itu terhadap matrik respon sebagaiCo>.
;='(5)
Selanjutnya sebagai pendekatan orde kedua:
(1)
c (1)p(0) (6)
Secara umum:
C (m-l) = R-&
atau
^ R (7)
Sebagai pendekatan orde ke m,
C ("•-•)(8)
Prosedur ini diulang sampai deret dari vektorcoba-coba <&m) mencapai derajat konvergensiyang memadai. Dengan beberapa puluh kalipengulangan biasanya derajat konvergensiyang memadai sudah tercapai.
PSPKR-BATAN 98
Presiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996ISSN : 0854-4085
Pemanfaatan data fluks (spektrum energi)
Apabila data fluks foton-gamma dilokasi pengukuran telah ditentxikan, makabesaran ini dapat digunakan untuk berbagaikepentingan di antaranya menentukan paparanfoton-gamnia dan konsentrasi unsur radioaktifalam.
Paparan atau laju dosis serap di udaraditentukan dengan rumus:
DA - kKSK , (10)
atau,
1.73
W
dengan DT = paparan foton gamma (R/jam),
Et = energi foton pada kelompok (kanal) energiu
i, U = koefisien absorpsi energi untuk udaraf " c n
pada kelompok energi foton i (cm2.g"'), <P(Ej)= fluks foton gamma untuk kelompok energi i(foton. cm"2. MeV"1 def'^AE, = rentangkelompok energi i (MeV), W = nilai W untukudara (33.73 x lO"6 MeV).
Untuk menentukan konsentrasi unsurradioaktif alam, Minato(3) telahmengembangkan model perhitungan fluksfoton-gamma di perbatasan tanah-udara semitak berhingga yang berasal dari 1 ppm thorium,1 ppm uranium, dan 1% potasium yangterkandung di dalam tanah secara merata.Dengan memanfaatkan hasil perhitungan inidata fluks yang diperoleh dari unfoldingdistribusi tinggi pulsa dikorelasikan denganfluks foton-gamma dari perhitungan sehinggamelalui cara matematis dapat ditentukankonsentrasi unsur torium, uranium danpotasium. Selanjutnya perolehan datakonsentrasi ini dapat dimanfaatkan juga untukmenentukan tingkat paparan dari sumbanganunsur radiaoaktif alam saja dengan mengadopsifaktor konversi konsentrasi ke paparan yangtelah diusulkan oleh Beck5). Rumusan untukperhitungan paparan alam ini adalah sebagaiberikut:
dengan DA = paparan foton-gamma alam
(nR/jam); Sv, STh, dan SK = masing masingkonsentrasi uranium (ppm), torium (ppm), danpotasium (%); dan kUt kTh, dan kK = faktorkonversi dosis untuk uranium (0,62 uR/jam-ppm), torium (0,31 nR/jam-ppm), danpotasium (1,49 nR/jam-%).
Dalam praktek pemantauan radiasi difasilitas nuklir dan sekitarnya, perhatian kitabiasanya tertuju pada penentuan sumbanganpaparan dari operasi fasilitas nuklir. Denganmengevaluasi perolehan dari persamaan (9) dan(10) sumbangan paparan fasilitas dapatditentukan karena yang pertama merupakanpaparan total sedangkan yang terakhir adalahpaparan alam. Keuntungan dari teknik iniadalah bahwa paparan alam (latar) yangberfluktuasi terhadap waktu setiap saat dapatdimonitor sehingga adanya peningkatanpaparan gamma dari fasilitas dapatdiperkirakan lebih teliti. Hubungannya secaramatematis adalah sebagai berikut:
D F = D T - r D A (11)
dengan DF = paparan dari sumbangan fasilitasnuklir, dan r adalah nilai banding atau rasiodari DT terhadap DA pada saat fasilitas tidakberoperasi ( r = DT/ DA). Perlu dicatat bahwakarena penentuan paparan radiasi alamditentukan dari puncak-puncak ^K (1,465MeV), 214Bi(l,765 MeV), dan 208Tl (2,615MeV), maka perolehan dari rumus (11)menjadi tidak memadai apabila energi gammayang dipancarkan dari fasilitas lebih besar ataumendekati energi ^K sehingga menggangguatau menyumbangkan pulsa terhadap puncak-puncak tersebut. Dalam kasus demikiandiperlukan evaluasi statistik yang lebih tajamterhadap data paparan total pra-operasi dandata pendukung mengenai parameterlingkungan. waktu penyimpanan data ke dalamdisket dari sistem MCA adalah 2 jam secaraotomatis. Dengan perkataan lain waktupencacahan untuk tiap data adalah 2 jam.Untuk pengukuran di balai operasi RSG-GAS,dilakukan masing-masing satu kali pada saat
PSPKR-BATAN 99
Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996ISSN : 0854-4085
reaktor padam dan pada saat daya operasi 25MW dengan waktu pencacahan satu jam.
Sebelum data output distribusi tinggipulsa dari MCA diolah dengan metode matrikrespon, kalibrasi energi-kanal dilakukan denganmengacu pada puncak ^K (1465 keV) danpuncak20STl(2615keV).
HASIL DAN PEMBAHASAN
Salah satu contoh data distribusi tinggipulsa terhadap kanal dari hasil pengukuran digedung No. 31 ditunjukkan pada Gambar 1.Tampak dengan jelas puncak-puncak ^K, 2I4Bi,dan 208Tl yang masing-masing mewakili ataumenunjukkan adanya unsur-unsur radioaktifalam potasium, uranium, dan torium. Pada saatpengukuran berlangsung untuk memperolehdata di atas telah diyakinkan bahwa PPR tidakmelakukan kegiatan produksi isotop yangmelepaskan limbah gas ke cerobong sehinggadistribusi tinggi pulsa tersebut merupakansumbangan dari radiasi gamma latar. Contohhasil pengolahan data distribusi tinggi pulsadengan program komputer ditunjukkan padaTabel 2. Sebagai catatan, notasi D, F, T, A,dan r di dalam tabel masing-masingmempunyai arti paparan radiasi , fluks, total,alam, dan rasio.
Dalam sen pengukuran ini diperoleh32 data pengukuran yang berlangsung daritanggal. 12 Juni '95 (pukul: 16:18) sampaitanggal 15 Juni '95 (pukul: 08:22). Nilai rata-rata dan deviasi standar (a_i) dari seripengukuran tersebut untuk konsentrasipotasium, uranium, torium, dan paparan totalmasing-masing adalah K= 0,573 ± 0.008 (%),U= 1.310 ± 0.048 (ppm), Th= 2,862 ± 0,059(ppm), dan DT= 3,314 ± 0,104 u.R/jam.Berdasarkan nilai deviasi standar, yangmencerminkan fluktuasi terhadap waktu darimasing-masing besaran terukur, diurut dariyang paling besar adalah konsentrasi uranium(3,7%), paparan total (3,1%), konsentrasitorium (2,1%), dan konsentrasi potasium(1,4%). Simpangan terhadap nilai rata-ratauntuk tiap data tersebut ditunjukkan padaGambar 2.
Penjelasan mengenai adanya fluktuasiterhadap waktu adalah sebagai berikut:Pelepasan gas mulia radon (turunau uranium)dan toron (turunan torium) dari tanah atau
dinding bangunan ke atmosfir sehingga sumbermendekati detektor akan menyebabkan cacahdari puncak 214Bi (turunan dari radon) dan 20STl(turunan dari toron) berfluktuasi tergantungpada kondisi atmosfir. Hal ini dikarenakanpenyebaran dari anak-anak radon dan toron diudara ditentukan oleh katagori stabilitasatmosfir. Kondisi lain yang dapat menyebabkanperubahan bermakna adalah apabila hujanturun. Pada saat hujan anak-anak radon dantoron akan terbawa oleh air hujan (washout)dari atmosfir ke permukaan tanah sehinggasumber ini mendekati detektor. Selamaeksperimen ini berlangsung hujan tidak terjadi.Oleh karena itu fluktuasi konsentrasi uraniumdan torium pada Gambar 2 terutamadisebabkan perubahan kondisi atmosfir.Berbeda dengan radon dan toron, potasiumterikat kuat di dalam matrik lingkungan.Perubahan bermakna hanya bisa terjadi apabilakondisi tanah atau gedung mengalamiperubahan nyata seperti hujan deras dan sistempenyaluran air terhambat sehinggamenimbulkan efek perisai. Dengan demikianfluktuasi konsentrasi potasium pada Gambar 2relatif kecil dan ini terutama disebabkan olehsifat statistik dari pencacahan.
Dengan mencermati setiap perubahansumbangan dari radiasi alam tersebut di atas,maka adanya sumbangan paparan dari fasilitasdapat ditentukan lebih teliti. Seperti tampakpada Gambar 2, terdapat tiga buah data lajupaparan yang nilainya di atas rata-rata yaituNo. 23, 24, dan 32 tetapi peningkatannya tidakkonsisten dengan peningkatan dari konsentrasiuranium, torium, dan potasium. Berdasarkandata tersebut, dapat diyakinkan bahwa terdapatsumbangan paparan dari PPR yangmenyebabkan peningkatan paparan total.Sebagai contoh perhitungan untuk menentukanbesarnya sumbangan dari PPR tersebut akanditunjukkan penggunaan rumus (11). Dalamperhitungan ini diperlukan data rD yangditentukan dari perolehan data pada periodePPR tidak beroperasi. Nilai rata-rata rD untuksepuluh kali pengamatan (10 data pertama)adalah 1,27 ± 0,02. Untuk kondisi ideal nilairasio ini adalah mendekati angka satu karenapada saat fasilitas nuklir tidak beroperasi,paparan total harus sama dengan paparanalam. Tetapi karena geometri detektor -sumberpada kondisi pengukuran sesungguhnya
PSPKR-BATAN 100
Prosiding Presentasi Umiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20 - 21 Agiistus 1996ISSN : 0854-4085
biasanya rumit, kondisi ideal adalah tanah-udara semi tak hingga, maka nilai satu untukrD jarang ditemui. Walaupun begitu, sebagaipegangan nilai rD harus mendekati konstanuntuk lokasi yang sama apabila fasilitas nuklirtidak beroperasi.
Dari hasil perhitungan, sumbanganpaparan PPR terbesar untuk periodepengamatan yang dibahas di sini adalah:
DT = DT-rD DA
= 3.726-1.27x2.510 = 0,538 nR/jam.
Perlu dicatat bahwa angka peningkatan iniadalah untuk waktu pengukuran selama 2 jam.Dengan perkataan lain nilai peningkatannyamerupakan nilai rata-rata untuk periode 2 jam.
Contoh selanjutnya yang akandisajikan adalah hasil pengukuran di balaioperasi di dalam gedung RSG-GAS.Berdasarkan data distribusi tinggi pulsa ketikareaktor beroperasi pada daya 25 MW,diketahui bahwa foton-gamma yang dominanadalah dari 41Ar dan teramati pula sumbanganbermakna dari I6N. Isotop tersebut masing-masing memancarkan foton-gamma berenergisekitar 1,3 MeV dan 6 MeV. Oleh karena itu,rumus (11) tidak dapat digunakan dalampenentuan ini. Selain itu matrik respon yangdigunakan di sini masih terbatas untukperhitungan energi foton-gamma di bawah 3MeV. Dengan keterbatasan tersebut,perhitungan dibatasi tanpa memperhatikansumbangan paparan dari 16N. Kemudian untukmenentukan peningkatan paparan dari operasireaktor digunakan rumus (9) dengan caramengurangkan luaran untuk kondisi reaktorberoperasi terhadap luaran untuk kondisireaktor padam. Dari sini diperoleh bahwapeningkatan paparan di balai operasi di sekitarkolam reaktor adalah :
DF = DT( operasi 25 MW) - DT (padam)= 46. 12 - 8.79 = 37,33 uR/jam.
Seperti telah disinggung di atas, nilai paparanini tidak termasuk sumbangan dari 16 Nmelainkan sumbangan utamanya adalah dari41 Ar. Pengembangan program komputer untukdapat meliput energi foton-gamma sampaidengan 10 MeV sedang dilakukan. Untuk itudiperlukan penyempurnaan dari program
pencipta matrik respon sehingga dapatmemperhitungkan proses bremstrahlung yangpenting dalam interaksi foton gamma berenergitinggi dengan detektor. Program komputerpencipta matrik respon yang telah selesaidisusun belum memperhitungkan prosestersebut. Walaupun demikian pengabaianproses tersebut tidak begitu penting untukkasus foton gamma di bawah 3 MeV.
Minato3-1 telah melakukan analisismengenai kesalahan {error) dari metode matrikrespon ini dalam penerapan untuk penentuanpaparan radiasi gamma tingkat rendali sekitar10 u.R/jam. Diperoleh kesimpulan bahwakesalahannya lebih kecil dari 10%. Untukkeperluan pemantauan paparan gamma tingkatrendah di lapangan kesalahan sebesar itu sudahcukup memadai. Walaupun begitu, perludirintis suatu studi perbandingan dari berbagaiteknik pengukuran paparan tingkat rendah yangtelah dikuasai Batan dan dilanjutkan denganpengujian/pertukaran pengalaman denganlembaga penelitian lain di luar negeri. Hal inidiperlukan untuk meningkatkan penguasaanteknik pemantauan paparan tingkat rendahpada khususnya, dan mutu kelembagaan Batanpada umumnya.
KESIMPULAN
Penerapan metode matrik respon untukmenganalisis medan radiasi gamma dari hasilpengukuran dengan spektrometer gammaNal(Tl) telah dibahas secara garis besar.Peningkatan paparan gamma serendah 0.54uR/jam dari pelepasan udara buang melaluicerobong PPR yang diukur pada jarak sekitar50 m dapat diukur dengan baik. Pengembangandari program komputer yang telah selesaidisusun di sini masih diperlukan untukmeningkatkan fleksibilitasnya terutama untukpemantauan paparan foton gamma yangberenergi lebih besar dari 3 MeV.
PSPKR-BATAN 101
Cd>
Tabel
E \ V
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
1 : Matriks
1
66.78
1.88
4.69
4.73
4.66
4.2
3.61
3.15
2.8
2.37
2.18
1.85
1.55
1.38
1.13
1.03
0.84
0.7
0.59
0.57
0.44
0.41
2
0
60.05
1.1
4.82
4.41
4.11
3.53
3.24
2.68
2.25
2.07
1.83
1.52
1.39
1.24
0.97
0.86
0.74
0.64
0.54
0.5
0.35
respons
3
0
0.01
49.87
0.59
4.44
4.27
3.6
3.17
2.71
2.45
1.98
1.87
1.56
1.48
1.17
1.01
0.84
0.69
0.58
0.57
0.42
0.39
22 x
4
0
0
0.07
40.66
0.55
3.86
4.07
3.4
2.83
2.44
2.12
1.91
1.63
1.38
1.18
1
0.88
0.7
0.66
0.56
0.44
0.43
22 dari
5
0
0
0
0.15
33.66
0.54
3.38
3.77
3.1
2.58
2.26
2.03
1.66
1.41
1.19
1.04
0.9
0.71
0.6
0.57
0.44
0.4
sebuah detektor
6
0
0
0
0
0.29
28.41
0.66
2.87
3.91
3.02
2.4
2.16
1.68
1.5
1.55
1.06
0.9
0.74
0.62
0.58
0.44
0.38
7
0
0
0
0
0
0.37
24.56
0.67
2.5
3.47
2.86
2.3
1.9
1.54
1.26
1.29
0.94
0.76
0.61
0.52
0.48
0.42
sintilasi Nal(Tl) 3'
8
0
0
0
0
0
0
0.43
21.65
0.77
2.41
3.48
2.69
2.22
1.64
1.52
1.33
0.93
0.77
0.64
0.53
0.46
0.4
9
0
0
0
0
0
0
0
0.53
19.34
0.84
2.23
3.41
2.5
1.97
1.51
1.22
1.25
0.78
0.65
0.54
0.44
0.42
10
0
0
0
0
0
0
0
0
0.61
17.35
0.85
1.91
3.02
2.25
1.71
1.44
1.38
0.8
0.7
0.6
0.51
0.42
0 x 3
11
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.69
16.18
0.88
2.29
2.59
2.12
1.54
1.19
0.9
0.73
0.62
0.52
0.4
't untuk
12
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.78
14.53
0.44
2.93
2.24
1.79
1.27
1.52
0.74
0.56
0.48
0.48
medan
13
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.77
14.81
1.02
3.81
3.17
1.96
1.67
1.48
0.92
0.69
0.61
radiasi
14
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.19
13.3
1.13
3.74
3.21
1.76
2.01
1.08
0.8
0.69
Y isotropik sampai dengan 3
15
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.17
12.26
1.03
3.43
2.46
1.7
2.29
0.98
0.72
16
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.23
11.51
1.96
3.17
1.93
1.59
1.64
0.74
17
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.24
11.04
3.71
5.54
3.54
3.37
2.62
18
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.01
10.26
2.47
4.5
2.48
2.53
,2MeV
19
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.05
9.34
2.15
4.52
2.3
20
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.1
8.99
2.85
4.75
0
8
3
21
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
08
.54
46
22
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0.01
7.85
I Bi-214 (dariU-238) Tl-208(dariTh-232)
- / -
1 I
- -4 -I I
Gambar 1 : Distribusi tinggi pulsa dari radiasi y terestrial yang diperoleh di sekitar gedung PPR <-> PRSG BAT AN kavvasan PPTA
Puspiptek Serpong pada tanggal 16 Juni 1995 dengan menggunakan detektor sintilasi Nal(Tl) ukuran 3"0 x 3"t.
Presiding Presentasi Ilmiab Keselainatan Radiasi dan Lingkungan, 2 0 - 2 1 Agustus 1996ISSN : 0854-4085
Tabel 2. Data luaran program "SONG"
File Masukan : PPR001.INP ; Waktu Cacah 2 Jam ; Simpan Data PK 18:18
NO.
12345678910111213141516171819202122
RENTAMG
0.050 ;0.150 ;0.250 ;0.350 ;0.450 :0.550 ;0.650 :0.750 :0.850 :0.950 ;1.050 ;1.150 ;1.250 :1.390 ;1.540 ;1.690 ;1.840 :2.100 ;2.310 ;2.510 ;2.720 :3.000 :
ENERGI (MeV)
>-> 0.150>-> 0.250>-> 0.350>-> 0.450>-> 0.550>-> 0.650>-> 0.750>-> 0.850>-> 0.950>-> 1.050>-> 1.150>-> 1.250>-> 1.390>-> 1.540>-> 1.690>-> 1.840>-> 2.100>-> 2.310>-> 2.510>-> 2.720>-> 3.000>-> 3.200
P.H.D.
1.2801E+014.4625E+012.1921E+011.0950E+017.6500E+006.7638E+003.9005E+003.1229E+003.0521E+002.3380E+002.0356E+001.5506E+001.7109E+003.3144E+007.8019E-017.2773E-016.5832E-015.6775E-012.8346E-015.4555E-012.3776E-020.OO00E+0O
E.D.
8.2621E-026.6583E-013.7042E-012.0291E-011.6603E-011.7460E-019.6786E-028.3810E-029.7290E-027.1194E-026.1602E-023.9589E-027.0214E-022.1785E-013.2302E-024.0704E-022.2813E-022.4884E-021.5335E-025.9834E-022.2102E-03O.0O00E+00
PAPARAN
1.2821E-022.3668E-012.1224E-011.5879E-011.6351E-012.0565E-011.3165E-011.2850E-011.6549E-011.3220E-011.2358E-018.5380E-021.6288E-015.4606E-018.7529E-021.1720E-017.1231E-028.4419E-025.5634E-022.2932E-019.0128E-030.0000E+00
FLUKS*
8.2621E-016.6583E+003.7042E+002.0291E+001.6603E+001.7460E+009.6786E-018.3810E-019.7290E-017.1194E-016.1602E-013.9589E-015.0153E-011.4523E+002.1535E-012.7136E-018.7741E-021.1849E-017.6673E-022.8492E-017.8935E-030.0000E+00
(g/cm2/MeV/det)
Konsentrasi :
Potasium (*K) = 5.6936970E-01 ( % )
Uranium (238U) = 1.2906820E+00 (ppm)
Torium (232Th) = 2.9291760E+00 (ppm)
DT (Laju Paparan total) = 3.1197840E+00 (jxR/jam)
FT (Fluks Gama Total) = 2.5988340E+00 (g/cm7det)
DA (Laju Paparan Alam) = 2.5566280E+00 (u.R/jam)
FA (Fluks Gama Alam) = 3.217015 0E+00 (g/cm7det)
rD = (DT/DA) = 1.2202730E+00
rF = (FT/FA) = 8.0784000E-01
PSPKR-BATAN 104
Presiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Aguslus 1996ISSN : 0854-4085
15
10
1bi)
-10 I I I I I [ 1 1 1 I [ I I 1 I I 1 I I I I I I I I 1 1 I I I I I
Q-
-O
-6
-•-
DK(%)
DU(%)
DTh(%)
DLPar(°X
Cfl Seri pengamatan tiap 2jam
Gambar 2. Fluktuasi konsentrasi unsur radioaktif alam dan laju paparan
di gedung operasi nomor 31 (RSG-GAS)
DISKUSI
Suparmiati - RS Telogorejo :1. Apakah metode matriks respon ini bisa
diterapkan di ruang/gedung selain di PPRmisalnya di ruang radiasi Co-60 ?.
2. Apakah evaluasi / hasil pengukuran radiasidengan metode ini dilakukan saat produksiberlangsung ?.
Yus Rusdian A. :1. Bisa diterapkan dimana saja dengan catatan
matrik respon detektor yang dibuatmencakup untuk energi gamma yangdiperhatikan. Jika kasusnya sudah jelasbahwa sumber radiasi yang ditangani Co-60maka cara-cara sederhana denganmenggunakan survey meter biasa akan lebihpraktis.
2. Pada saat produks^eroperasi, teknik inibisa langsung digunakan untukmengevaluasi medan radiasi gamma, tetapiakan lebih baik jika dilakukan pengukuranjuga sebelum fasilitas beropearsi.
M. Yazid-PPNY:1. Apakah metode ini juga dapat diterapkan
untuk detektor HPGe ?.2. Mengapa dipilih dctektor NaI(Tl) padahal
jenis detektor ini resolusinya rendah ?.
Yus Rusdian A. :1. Secara prinsip bisa diterapkan untuk
detektor HPGe dengan cara membuatmatrik respon untuk detektor HPGe.
2. Pemilihan detektor Nal(Tl) dikarenakaningin memenfaatkan kelebihannya yaitupraktis dan efisiensinya tinggi dibandingkandetektor HPGe. Walaupun resolusinyarendah jika yang menjadi perhatian adalahpenentuan laju dosis gamma, makakelemahan ini tidak menjadikan masalah.
Sarwo DD. - PPkTN:Peningkatan paparan radiasi di lingkunganbiasanya dilakukan dengan detektor, di-bandingkan dengan keadaan latar (sebelumaktivitas dilakukan). Apakah metode inidigunakan untuk meningkatkan ketelitian hasilpengukuran ?. Apakah maksud "peningkatanserendah" ?.
Yus Rusdian A. :Asumsi bahwa dosis alam (latar) tidak berubahterhadap waktu bisa dipakai jika dosis fasilitasyang diamati cukup besar sehingga efekfluktuasi dosis alam terhadap waktu bisadiabaikan. Tetapi apabila berurusan dengandosis sangat rendah pendekatan tersebut tidaktepat. Metode yang disajikan disini senantiasamemonitor sumbangan latar (meskipun fasilitas
PSPKR-BATAN 105
Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996ISSN : 0854^085
sedang operasi) sehingga dapat meningkatkanketelitian hasil pengukuran. Kalimatlengkapnya yang dimaksud adalah peningkatanpaparan gamma serendah 0,54 u.R/jam dilingkungan dikarenakan sumbangan PPR dapatdideteksi dengan baik.
Nasukha - PSPKR :1. Bagaimana validitas hasil evaluasi apabila
ternyata ada energi gamma di atas 3 MeV ?.2. Apakah metode ini bisa dimanfaatkan untuk
evaluasi spektrum bremstrahlung ?.3. Mohon dijelaskan proses fisis interaksi
radiasi gamma 3 MeV sehingga didapatkanspektrum yang Saudar lakukan.
Yus Rusdian A. :1. Apabila respon matrik yang dibuat tidak
memperhatikan proses bremstrahlung (di-anggap energi foton yang mengalami prosesproduksi pasangan diserap oleh detektor)maka hasilnya akan di bawah perkiraan.
2. Radiasi yang dibangkitkan dari prosesbremstrahlung termasuk dalam kelompok
foton/elektromagnetik, sehingga dapat di-evaluasi dengan teknik ini.
3. Untuk foton gamma berenergi 3 MeV,proses penting yang perlu diperhatikanadalah hamburan compton, efek fotolistrikdan produksi pasangan. Pembahasan detailmengenai proses ini banyak tersedia dalambuku-buku pendahuluan instrumentasinuklir.
Mulyadi Rakhmad - PSPKR :Apakah dalam metode matrik respon ini,mengingat hubungan antara energi gammadengan channel untuk energi rendah sampaitinggi tidak linier, dapat dipakai untuk seluruhspektrum energi ?.
Yus Rusdian A. :Persoalan ini merupakan trik/teknik kalibrasikanal terhadap energi foton yang datang.Matrik respon yang dibuat harus mencakupseluruh spektrum energi yang diperhatikan dandiatur agar energi foton datang E dan tinggipulsa V dalam matrik R(V,E) berada padaskala energi yang sama.
PSPKR-BATAN 106