Praktikum ADPR 2013

DETEKTOR GEIGER MULLER (GM) 

A. TUJUAN 

Pada praktikum ini para peserta diharapkan dapat mengetahui karakteristik pencacah. 

Geiger-Muller serta dapat melakukan pencacahan radiasi menggunakan sistem pencacah 

dengan detektor Geiger-Muller. 

Adapun tujuan operasionalnya adalah sebagai berikut : 

1. Menggambar daerah plato serta menentukan tegangan kerja detektor. 

2. Menguji kestabilan sistem pencacah yang digunakan. 

3. Menentukan waktu mati detektor. 

4. Menentukan efisiensi detektor. 

5. Menentukan aktivitas suatu sumber radiasi. 

B. TEORI 

Detektor Geiger Muller merupakan detektor yang sangat banyak digunakan baik 

sebagai sistem pencacahan maupun dalam kerja lapangan (surveymeter). Detektor ini 

termasuk keluarga detektor tabung isian gas yang bekerja berdasarkan ionisasi gas. 

Keuntungan dari detektor ini dapat menghasilkan pulsa listrik yang relatif besar 

dibandingkan dengan detektor jenis lain akan tetapi detektor ini tidak dapat membedakan 

energi radiasi yans mengenainya. 

Tegangan kerja (HV) yang diberikan pada detaktor GM dapat mempengaruhi laju 

cacah yang dihasilkan. Hal ini merupakan salah satu karakteristik dari setiap detektor GM. 

Adapun perubahan laju cacahnya mengikuti kurva karakteristik seperti gambar 1 berikut 

ini, 

` 

Tegangan kerja detektor dipilih pada daerah plato atau tepatnya pada 1/3 lebar plato. 

Gambar 1. Kurva plato detektor GM 

Kemiringan daerah Plato juga perlu diketuhui untuk melihat keandalan detektor. Hal ini 

dapat ditentukan dengan persamaan 1. berikut ; 

Praktikum ADPR 2013 1

R2 

R1 

Lp 100% 

(1) 

V V 

R 

 

2 

1 

 

1 

Dengan Lp = Kemiringan plato (% per Volt atau % per 100 Volt). 

R 

1 

= Laju cacah pada awal daerah plato, V 

1 

(cpm/cps) . 

R 

2 

= Laju cacah pada akhir daerah plato V 

2 

(cpm/cps) . 

Nilai kemiringan yang masih dianggap baik adalah lebih kecil daripada 0,1 % per volt. 

Kestabilan suatu alat ukur radiasi dapat ditentukan dengan menggunakan 

prinsip 'Chi Square Test'. Nilai chi-square nya dapat dihitung dengan persamaan 2. 

berikut. 

χ 2 n 

1 

 

 

 

R 

i 

R 

R 1 2 

(2) 

Dengan : 

χ 2 

 

R 

R 

i 

= nilai chi square 

= laju cacahan rata-rata (cpm atau cpd) 

= laju cacahan setiap pengukuran (cpm atau cpd) 

Untuk pengujian dengan melakukan 1O kali pengukuran berulang (N = 1O), sistem 

pencacah masih dapat dikatakan stabil bila nilai chi square-nya berkisar antara 3,33 dan 

16,9. 

Detektor GM termasuk detektor yang "lambat" sehingga untuk pencacahan aktivitas tinggi, 

hasil cacahnya harus dikoreksi terhadap waktu mati ( ) detektor tersebut, yang dapat 

ditentukan dengan persamaan 3. berikut ini: 

R R R Rb 

 

(3) 

R R 

1 2 

2 

R12 

 

12 

2 

1 

 

2 

2 

Dengan 

= Waktu mati detektor (menit atau detik). 

R 

1 

= Laju cacah sumber 1 (cps) . 

R = Laju cacah sumber 2 (cps). 

2 

R 

12 

= Laju cacah sumber 1 dan sumber 2 bersama-sama (cps) 

R = Laju cacah latar belakang (cps) 

b 

Adapun untuk mengoreksi hasil cacah terhadap waktu digunakan persamaan 4. berikut ini: 

Ro 

Rc (4) 

1 

Ro. 

Dengan 

R = Laju cacah setelah dikoreksi (menit atau detik). 

c 


R 

0 

= Laju cacah hasil pengamatan (menit atau detik). 

Oleh karena tidak seluruh radiasi yang dilepaskan sumber dapat tercacah oleh detektor, 

maka perlu menentukan efisiensi detektor yang menunjukkan korelasi antara nilai cacah 

yang ditunjukkan sistem pencacah GM dan aktifitas sumber sebenarnya. Nilai efisiensi ini 

dapat ditentukan dengan persamaan 5. berikut ini: 

R 

 

(5) 

A. 

p 

Dengan : = efisiensi detektor. 

R = laju cacah (cpd). 

A = aktifitas sumber sebenarnya ( Bq ) 

p = probabilitas pemancaran radiasi 

Nilai efisiensi dari setiap detektor sangat dipengruhi oleh faktor geometri antara sumber 

dan detektor, sehingga apabila jarak antara sumber dan detektor berubah, nilai efisiensinya 

juga berubah. 

C. PERALATAN DAN BAHAN 

1. Detektor Geiger Muller, 

2. Inverter, berfungsi untuk membalik pulsa negatif yang dihasilkan oleh detektor 

Geiger Muller . 

3. Tegangan Tinggi (High Voltage), berfungsi untuk mencatu tegangan tinggi detektor. 

4. Pencacah (Counter), berfungsi untuk mencacah jumlah pulsa yang dihasilkan sistem 

pencacah . 

5. Penala Waktu (Timer), berfungsi untuk mengatur selang waktu pencacahan. 

6. Sumber Standar, berfungsi sebagai sumber radiasi yang sudah diketahui aktifitas 

awalnya. 

7. Sumber yang akan ditentukan aktivitasnya. 

D. PROSEDUR KERJA. 

D.1. Menentukan daerah Plato 

1. Rangkaikan peralatan seperti pada gambar 2. kemudian sistem pencacah 

dinyalakan dan ditunggu 10 menit. 

2. Sebuah pemancar beta, dapat menggunakan Cs - l37 , Co - 60 atau sumber lain, 

diletakkan pada ruang pencacahan 

3. Penala waktu diatur untuk waktu cacah 2 menit (sesuai dengan petunjuk 

Pembimbing Praktikum) 

4. Pencacahan dimulai dengan menekan tombol ’count ' pada pencacah dan ’start' 

pada penala waktu. 

5. Bersamaan dengan langkah 4 di atas, sumber tegangan tinggi dinaikkan secara 

perlahan-lahan dan perhatikan penunjuk cacahan (digit) pada pencacah. 


6. Apabila pada penunjuk cacahan telah menunjukkan perubahan nilai, yang semula 

nol, turunkan lagi tegangan tingginya ± 50 Volt sampai memperoleh nilai yang 

bulat, misalnya 400 Volt, 

7. Penala waktu diatur untuk waktu cacah 60 detik. 

8 Pencacahan dilakukan lagi dan catat nilai cacahnya untuk setiap kenaikkan 

tegangan tinggi sebesar 25 Volt. (sesuai dengan petunjuk Pembimbing Praktikum) 

9. Apabila nilai cacah menunjukkan kenaikkan yang cukup besar, berarti sudah 

mencapai daerah ’break down’, dan pencacahan dihentikan. 

10. Tegangan tinggi diturunkan sampai ke tegangan kerja detektor (lihat teori untuk 

penentuan tegangan kerja) 

Catatan. 

- Untuk pencacahan selanjutnya tegangan tinggi diatur tetap pada tegangan kerja. 

D.2. Menguji Kestabilan Sistem Pencacah 

1. Untuk mengetahui laju cacah latar belakang, dilakukan pencacahan selama 4 

menit tanpa menggunakan sumber radiasi. 

Nilai yang diperoleh merupakan cacahan latar belakang yang akan digunakan 

dalam perhitungan selanjutnya. 

2. Sebuah sumber radiasi diletakkan di tempat pencacahan. 

3. Penala waktu diatur untuk pencacahan 1 menit. 

4. Pencacahan dilakukan sebanyak 10 kali dan catat nilai cacahnya. 

D.3. Menentukan Waktu Mati Detektor 

1. Persiapkan sumber radiasi 2 buah ( R 1 dan R 2 ). 


3. Pencacahan dilakukan masing-masing sebanyak 3 kali untuk sumber 1, sumber 1 

dan sumber 2 bersama-sama dan berikutnya sumber 2 sendiri. 

Catatan 

- Posisi sumber 1 dan sumber 2 pada masing-masing pencacahan hendaknya tidak 

berubah. 

D.4. Menentukan Efisiensi Detektor 

1. Sumber radiasi beta (Tl-204) yang sudah diketahui aktivitas awalnya diletakkan di 

ruang pencacahan. 


3. Pencacahan dilakukan cukup 1 kali. 

D.5. Menentukan Aktivitas Suatu Sumber 

1. Suatu sumber radiasi beta (dari asisten) diletakkan di ruang pencacahan. 


3. Pencacahan dilakukan sebanyak 10 kali. 


F. PERHITUNGAN. 

1. Menggambarkan kurva karakteristik (daerah plato) pada kertas grafik antara laju 

cacahan dan tegangan tinggi yang diberikan, menentukan tegangan kerja dan 

kemiringan plato 

2. Menentukan kestabilan sistem pencacahan dengan metoda 'Chi Square Test'. 

3. Menentukan waktu mati detektor, dengan menggunakan persamaan 2. pada teori. 

4. Menentukan efisiensi detektor, menggunakan persamaan 4. pada teori. Sedangkan untuk 

menentukan aktifitas sebenarnya digunakan persamaan 6. berikut: 

Dengan : 

A 

(0,693. 

t)/ T 1 

2 

Ao . e 

(6) 

A = aktifitas sebenarnya saat pengukuran (Bq ) 

Ao = aktifitas mula-mula pada tanggal acuannya 

t = selang waktu antara tanggal acuan dan tanggal pengukuran 

(jam/hari/bulan/tahun) 

T 1/2 = waktu paruh sumber (jam/hari/bulan/tahun). 

5. Menentukan aktifitas suatu sumber radiasi, menggunakan persamaan 4. dengan nilai 

efisiensi yang diperoleh dari perhitungan di atas. 

DAFTAR PUSTAKA 

1. Practice Exercise, EG & G ORTEC. 

2. G. F. Knoll, Radiation Detection and Measurement, John Wiley. 

3. H. J. Moe, S. R, Lasuk, Radiation Safety Technicians Training Course, Argone 

National Laboratory. 


DETEKTOR SINTILATOR NaI (Tl) 

Maksud Percobaan 

1. Mempelajari Cara kerja Detektor NaI(Tl) 

2. Membuat Spektrum Energi Gamma dengan NaI(Tl) 

3. Membuat Grafik Kalibrasi Energi, dan menentukan Energi suatu radioisotop 

TEORI SINGKAT 

I. Detektor Sintilator NaI(Tl) 

Prinsip kerja sebuah detektor sintilator adalah terjadinya kelipan cahaya apabila pada 

bahan sintilator dikenai partikel radiasi ataupun foton radiasi. Banyak jenis bahan sintilator, 

baik anorganik maupun organik. Jenis sintilator sangat menentukan jenis radiasi yang dapat 

dideteksi. Salah satu jenis sintilator yang banyak digunakan untuk keperluan deteksi radiasi 

foton gamma adalah Sintilator NaI yang diberi aktivator Tl, sehingga detektornya lebih 

dikenal sebagai detektor NaI(Tl). 

Sebuah detektor Sintilasi NaI(Tl) terdiri dari : 

1. Kristal NaI(Tl) yang berfungsi mengubah foton radiasi menjadi kelipan cahaya 

2. Photodiode yang berfungsi mengubah kelipan cahaya menajdi fotoelektron 

3. Tabung Pengganda Elektron (PMT) berfungsi melipatgandakan elektron yang 

terbentuk yang pada akhirnya terbentuk pulsa. 

Skema gambar sebuah detektor NaI(Tl) dapat dilhat pada gambar 1. 

Gambar 1. Detektor Sintilator NaI(Tl) 

Kelipan cahaya yang timbul diakibatkan adanya foton radiasi, oleh fotodiode diubah 

menjadi fotoelektron. Kelipan cahaya yang timbul sebanding dengan energi foton yang 

datang. Semakin besar energi, maka kelipan cahaya yang timbul semakin banyak dan 

fotoelektron yang terbentukpun semakin banyak. Jika fotoelektron dilipatgandakan didalam 

tabung PMT, akan terbentuk pulsa yang tingginya sebanding dengan energi foton yang datang. 

Dengan demikian tinggi pulsa yang timbul akan sebanding dengan energi yang foton datang. 

II. Interaksi sinar gamma dengan materi. 

lnteraksi sinar gamma dengan materi memberikan proses photolistrik, efek Compton dan 

bentukan pasangan. Pada hamburan sinar gamma tidak ada tebal tertentu yang dapat 

menyerap semua sinar gamma dalam materi, seperti untuk sinar alpha dan sinar beta. 

Besar intensitas sinar gamma materi akan turun sebagai fungsi eksponensial sesuai dengan 

persamaan 


I 

x 

I 0 

e 

x 

Harga u disebut koeffisien absorpsi sinar gamma yang bergantung pada macam materi dan 

energi sinar gamma. 

 

 

pl 

= Koeff absorpsi sinar gamma akibat proses efek photo listrik 

 

c 

= Koeff absorpsi sinar gamma akibat proses efek Compton 

= Koeff absorpsi sinar gamma akibat proses bentukan pasangan 

pp 

pl 

1. Efek Photolistrik. 

Pada peristiwa ini sinar gamma berinteraksi clengan elektron yang terikat oleh inti atom 

menimbulkan elektron terlepas dari ikatannya. Besar energi kinetik elektron tersebut sama 

dengan besar energi sinar gamma dikurangi energi ikat elektron. 

c 

pp 

E k 

h 

W 

E 

k 

= energi ikat elektron. 

h = energi sinar gamma 

W = energi ikat elektron. 

Kebolehjadian peristiwa ini terjadi untuk sinar gamma yang berenergi 

2. Efek Compton 

Pada peristiwa ini sinar gamma berinteraksi dengan elektron bebas sesuatu atom 

sehingga mengakibatkan elektron terlepas dan terjadi hamburan sinar gamma. Proses tersebut 

dapat dilihat pada gambar 1.. Jika energi sinar gamma mula-mula adalah h, dan energi sinar 

gamma yang dihamburkan adalah h’, dan besar sudut hamburan adalah , maka hubungan 

antara energi sinar gamma mula-mula dengan yang dihamburkan dapat ditulis seperti dalam 

rumus berikut: 

: 

Gambar 2. Peristiwa Proses Compton 

h 

 

1 

h 

2 

1 

cos 

h 

/ mc 

dan besarnya energi kinetik elektron yang terlepas adalah 


E 

k 

 

1 

 

1 

2 

cos 

h 

/ mc 

2 

1 

cos 

hmc 

Kebolehjadian ini terjadi untuk energi sinar gamma sekitar 0,5 MeV - 5 MeV. Dalam hal ini 

khusus apabila terjadi backscattering (sudut sama dengan1800) maka energi sinar gamma 

yang terhambur' adalah 

E 

h 

 

1 4E 

3. Efek Produksi Pasangan 

Pada peristiwa ini sinar gamma berinteraksi dengan materi dimana sinar gamma akan 

lenyap dan timbut pasangan positron dan elektron negatif. Peristiwa ini terjadi apabila energi 

sinar gamma lebih besar dari 1,02 MeV. Besarnya energi kinetis kedua partikel tersebut sama 

dengan besarnya energi sinar gamma dikurangi besarnya energi yang hilang untuk membentuk 

positron dan elektron. 

Maka 

E kin 

h 

2mc 

= h 

1, 02MeV 

2 

dengan E 

kin 

adalah energi gerak positron dan elektron. 

Hasil akhir ketiga peristiwa tersebut adalah elektronyang dapat dimanfaatkan untuk 

sistem deteksi sehingga akhirnya lewat ketiga peristiwa tersebut dapat dideteksi intensitas dan 

energi sinar gamma. 

III. Spektrum Energi dan Kalibrasi Energi serta Efisiensi Pencacahan 

Untuk memperoleh spektrum energi sumber radioaktf, dapat menggunakan peralatan 

Multi Channel Analyser atau Single Channel Analyser (MCA/SCA) kedua alat tersebut tidak 

lain adalah penganalisa tinggi pulsa (Pulse Hight Analyser PHA). SCA pada prinsipnya 

adalah dua buah diskriminator yaitu diskriminator atas dan bawah. Selisih tinggi diskriminator 

atas dan bawah dikenal dengan nama jendela (window), yang lebarnya dapat dibuat tetap misal 

0,2 Volt. Pulsa yang tingginya berada diantara diskriminator bawah ditambah lebar jendela 

akan tercacah, sedangkan diluarnya tidak tercacah. 

Untuk mendapatkan spektrum dilakukan pencacahan pada setiap ketinggian 

diskrimanator bawah yang biasa disebut nomor kanal. Dengan melakukan pencacahan untuk 

setiap nomor kanal akan diperoleh cacah setiap nomor kanal. Dari hasil yang diperoleh dapat 

dibuat grafik antara cacah vs. nomor kanal yang tidak lain adalah spektrum energi dari suatu 

sumber radioaktif. Contoh spektrum energi seperti gambar 3. berikut : 

Dengan menggunakan sumber standar yang ada antara lain: Co-60; Cs-137 dan Na-22 

dapat diperoleh grafik kalibrasi energi yaitu grafik antara energi Vs nomor kanal. Ketiga 

sumber radioaktif tersebut masing masing memancarkan energi 1,17 dan 1,33 MeV; 0,662 

MeV dan 1,274 MeV. 


Gambar 3. Spektrum Energi dari Cs-137 

Untuk menetukan energi suatu sumber yang belum diketahui besarnya, dapat diperoleh 

dengan menggunakan grafik kalibrasi yaitu grafik energi vs. nomor kanal puncak, seperti pada 

gambar 4. 

Gambar 4. Grafik Kalibrasi 

Sedangkan untuk untuk mengetahui efisiensi pencacahan, dilakukan perhitungan hasil 

luasan dibawah puncak tersebut yang sebelumnya dikurangi background dibandingkan dengan 

aktivitas dari sumber standard yang telah diketahui maka akan didapatkan effisiensi sistem 

deteksi dari detektor Nal(TI). Percobaan kalibrasi efisiensi vs energi dilakukan dengan 

menggunakan sumber standard Na-22; Mn-54; Cs-137 dan Co-60. Dilakukan pula 

perhitungan effisiensi, untuk berbagai intensitas yang masuk ke detektor Nal(Tl) dengan cara 

merubah jarak antara detektor dan sumber standard 

Cara melakukan perhitungan luasan daerah dibawah grafik spektrum yaitu dengan 

menggambarkan spektrum sinar gamma diatas kertas, kemudian dilakukan pengurangan 

intensitas cacah total dikurangi intensitas cacah akibat background sehingga didapat intensitas 


cacah yang diakibatkan oleh sumber standard. Luasan dibawah intensitas cacah akibat sumber 

standard dibandingkan dengan aktivitas sumber standard setelah dikoreksi dengan waktu 

lamanya meluruh dari saat sumber dibuat sampai saat percobaan dilakukan dan fraksi 

disitegrasi dari sinar gamma. 

UntuK mehghitung effisiensi detektor digunakan rumus 

dengan : 

E 

p 

U 

 

1 

U 

t 

b 

1 

. 

f . Au1 

E 

p 

= Efisiensi detektor NaI(Tl) 

t = waktu pencacahan (s) 

U 

1 

= Intensitas cacah total di bawah photo peak 

U 

b 

= Intensitas background pada waktu pencacahan yang sama dengan U 

1 

 

 

1 

= Faktor geometri 

d 

1 dengan d jarak detektor ke sumber, 

2 

2 2 

d R 

R adalah jari-jari detektor 

f = fraksi peluruhan gamma 

A 

U 1 

= aktifitas sumber 

TATA KERJA PERC0BAAN 

Harga f untuk berbagai isotop 

Isotop Energi gamma (MeV) f 

Cs-137 0,662 0,92 

Cr-51 0,323 0,09 

Co-60 1,17 0,99 

Co-60 1,33 0,99 

Na-22 1,276 0,99 

Na-22 0,511 0,999 

Mn-54 0,842 1,00 

Zn-65 1,14 0,44 

1. Rangkai peralatan seperti blok diagram pada Gambar 5.seperti berikut: 

2. Atur tegangan tinggi detektor, atur penguatan (gain) Amplifier (sesuai petunjuk 

Asisten) dan jendela diatur sebesar 0,2 Volt. 

3. Lakukan pencacahan untuk setiap sumber dengan untuk setiap nomor kanal (tinggi 

diskrimator bawah) 


SINTILATOR 

PHOTO KATODA 

HV ORTEC 

456 

PENCACAH 

ORTEC 875 

SUMBER 

RADIASI 

PM 

T 

LIGTH PIPE 

PRE AMP 

ORTEC 113 

AMPLIFIER 

ORTEC 571 

TSCA 

ORTEC 551 

PULSER 

ORTEC 580 

OSILOSKOP 

Gambar 5. Diagram detektor Sintilasi N a I(Tl) 

4. Gambar intensitas pencacahan vs nomor kanal (spektrum energi) untuk berbagai energi 

5. Dari data yang diperoleh (langkah 4), buat grafik Energi vs nomor kanal. 

6. Hitung effisiensi detektor dengan rumus diatas. 

7. Buat grafik efisiensi detektor terhadap energi gamma. 


DETEKTOR SEMIKONDUKTOR CdTe 

A. TUJUAN INSTRUKSIONAL UMUM : 

Agar mahasiswa dapat melakukan spektrometri sinar- dengan detektor CdTe. 

B. TUJUAN INSTRUKSIONAL KHUSUS : 

Agar mahasiswa dapat mengetahui spektrum gamma sumber radioaktif. 

Agar mahasiswa dapat melakukan kalibrasi energi. 

Agar mahasiswa dapat melakukan identifikasi unsur radioaktif. 

C. PERALATAN YANG DIPERLUKAN : 

Accuspec. 

Detektor CdTe & Preamp Model XR-100T-CdTe. 

Power Supply & Amplifier Model PX2T. 

Sumber radioaktif. 

D. TEORI SINGKAT : 

Detektor CdTe merupakan detektor yang dibuat dari bahan Cadmium dan Tellurium. 

Seperti halnya detektor semikonduktor lainnya, detektor ini bekerja berdasarkan interaksi 

sinar-X atau sinar- dengan atom-atom CdTe yang kemudian menghasilkan sebuah 

pasangan elektron-hole untuk setiap energi sebesar 4,43 eV. Medan listrik dari luar 

digunakan untuk memisahkan pasangan elektron-hole sebelum mereka bergabung 

kembali, selain itu menyebabkan elektron bergerak menuju anoda dan hole menuju katoda, 

sehingga terkumpul muatan pada elektroda dan menghasilkan isyarat. Melalui proses 

pengolahan dan analisa tinggi pulsa akhirnya isyarat tersebut dapat dicacah dan 

ditampilkan bentuk spektrumnya. Sruktur detektor CdTe seperti ditunjukkan pada gambar 

1. 

ANODA (+) 

ARUS ELEKTRON 

FOTON 

 

 

ARUS HOLE 

KATODA (-) 

E. PROSEDUR PERCOBAAN : 

1. Hubungkan sistem seperti gambar 2 . 

Gambar 1. Struktur Detektor CdTe 

2. Letakkan sumber standar Cs-137 dengan jarak 1 cm di depan jendela detektor 

CdTe. 

3. Hidupkan accuspec dan modul power supply & amplifier model PX2T 


4. Amati keluaran amplifier dengan CRO, kemudian atur tinggi pulsa sesuai kebutuhan 

dengan memutar knop gain. 

5. Atur waktu cacah (livetime preset atau realtime preset) sebesar 30 menit. 

6. Jalankan accuspec dengan mengaktifkan akuisisi, tunggu beberapa saat hingga 

proses selesai. 

7. Catat dan masukkan pada tabel 1 nomor saluran puncak spektrum. 

8. Ganti dengan sumber standar Co-60, ulangi proses akuisisi. 

9. Ganti dengan sumber X, ulangi proses akuisisi. 

10. Lakukan kalibrasi tenaga dengan terlebih dulu memasukkan data energi gamma dan 

nomor saluran puncak untuk masing-masing sumber radioaktif. 

11. Lakukan identifikasi terhadap sumber x berdasarkan besarnya energi gamma yang 

diperoleh melalui proses kalibrasi. 

Gambar 2. Sistem spektroskopi sinar gamma dengan detektor 

CdTe 

Tabel 1. 

Peristiwa Tenaga (MeV) No. Saluran 

1 Puncak foto 0,662 MeV 0,662 



4 Compton edge Cs-137 

5 Backscatter Cs-137 

6 Backscatter Co-60 


Tujuan instruksional Umum: 

PENGENALAN ALAT UKUR PROTEKSI RADIASI 

Mengetahui jenis dan penggunaan instrumen radiasi untuk penanganan radiasi 

Tujuan Insnstruksional khusus : 

• Mengetahui beberapa alat ukur radiasi 

• Mengetahui cara kerja beberapa alat proteksi radiasi 

• Mengetahui jenis dan penggunaan instrumen radiasi 

• Mengetahui satuan yang digunakan dalam instrumen radiasi 

TEORI DASAR 

I. Instrumen ukur radiasi 

Alat ukur radiasi diperlukan untuk mendeteksi dan mengukur kuantitas dua jenis 

potensi paparan.: 

1. Paparan eksterna untuk penetrasi radiasi yang dipancarkan oleh sumber diluar 

tubuh manusia 

2. Paparan interna dimana sekumpulam material radioaktif dalam suatu bentuk 

mempunyai kemampuan masuk dan berinteraksi dengan tubuh manusia. 

Alat ukur radiasi yang dapat digunakan di daerah kerja seperti gambar 1., meliputi: 

A. Doserate meter, alat ukur laju dosis, digunakan untuk mengukur potensi paparan 

eksternal 

Gambar 1. Alat ukur radiasi 

B. Dosimeter , alat ukur dosis, menyangkut kumulatip paparan eksternal 

C. Surface Contamination meter, alat ukur kontaminasi permukaan, menyangkut potensi 

paparan interna bila substansi radioaktif yang tersebar di permukaan 


D. Airborne contamination meter and gas monitor, Alat ukur kontaminasi udara dan 

monitor gas, yang menyangkut potensi paparan interna bila substansi radioaktif 

tersebar diatmosfeer. 

Dalam penggunaanya, alat ukur radiasi digunakan sebagai alat proteksi radiasi, yang 

dibedakan atas: Surveymeter, Dosimeter personal dan Monitor radiasi 

II. A. SURVEYMETER 

Suatu Surveymeter -alat ukur laju dosis (doserate meter) menyerap energi dari radiasi 

yang masuk. Respon/ tanggapannya proporsional dengan laju kerusakan tissue (organ) 

akibat dari paparan eksterna. 

Kesesuaian dan efisien instrumen ukur dengan besarannya pada pekerjaan khusus, 

harus mampu menyediakan pembacaan langsung laju dosis ekivalent S perjam. Nilai 

tanggapan instrumen yang lebih kecil menyatakan laju dosis serap dalam G perjam. (lihat 

gambar 10.) 

Tanggapan ini hanya untuk radiasi sinar X atau Gamma dan atau radiasi . 

Doserate meter mengukur bahaya eksterna dalam satuan laju dosis ekivalen 

Gambar 2. Pengukuran laju dosis radiasi 

Instrumen khusus diperlukan untuk pengukuran laju dosis ekivalent dari neutron. 

Satuan lama (CGS) laju dosis (mrem/jam; mrad/jam dan mR/jam), masih digunakan ada 

banyak instru men (10 S/j ekivalent dengan 1 mrem/j). 

Surveymeter tidak dapat memberikan respon akurat terhadap kecelakaan eksterna yang 

berubah secara cepat atau terpulsa. Integrasi doserate meter dalam selang waktu tertentu atau 

dosimeter lebih sesuai untuk penggunaan keadaan tersebut. 

Doserate meter memberikan pengukuran langsung paparan eksterna 


Beberapa surveymeter yang sesuai untuk jenis radiasi 

Surveymeter Gamma: 

Merupakan surveymeter yang banyak digunakan. Detektor yang sering digunakan adalah 

detektor isian gas seperti geiger muler, atau proporsional. Detektor ini dapat juga 

digunakan untuk mengukur radiasi sinar-x Nilai kalibrasi surveymeter gamma energi 

tinggi berbeda dengan nilai kalibrasi untuk sinar-x 

Surveymeter Alpha/Beta : 

Surveymeter ini sama dengan surveymeter gamma, hanya penggunaan detektornya harus 

mempunyai window tipis dan penutup yang dapat dilepas. Bila digunakan untuk 

mendeteksi radiasi alpha, maka penutup harus dibuka sedangkan untuk radiasi beta 

penutup dipasang sehingga menyaring radiasi alpha. 

Surveymeter netron : 

Detektor yang digunakan pada surveymeter neutron biasanya detektor proporsional yang 

diisi dengan gas BF3 atau surveymeter biasa (untuk gamma) yang windownya dilapisi 

dengan boron. Surveymeter netron dilengkapi dengan bahan parafin sebagai bahan 

penahan radiasiatau polietilen untuk membedakan energi netron. 

Hal penting yang perlu diperhatikan dalam penggunakan surveymeter adalah: 

• Periksa faktor kalibrasi: merupakan parameter yang mengkonversi nilai yang 

ditunjukkan oleh alat ukur menjadi nilai yang sesungguhny. Tanpa faktor kalibrasi 

nilai yang ditunjukkan oleh alat tidak mempunyai makna. 

• Periksa Bateray: harus dilakukan untuk menguji kondisi catu daya tegangan tinggi 

detektor. Tegangan catu yang baik akan memberikan detektor peka atau sensitif 

terhadap radiasi yang masuk detektor. 

• Perhatikan faktor pengali dan tampilan surveymeter. Display laju dosis kadang dalam 

satuan yang berbeda misal Sv/jam dan cpm 

II.B. DOSIMETER 

Dosimeter mengukur kumulatif energi yang diserap sebagai akibat terhadap paparan 

radiasi pengion. 

Dosimeter personal harus dipakai pekerja radiasi untuk mengukur paparan radiasi. 

Dosimeter digunakan secara rutin mencatat dosis kumulatif paparan eksterna. Dosimeter 

menyediakan pembacaan seketika, dan mungkin juga memberikan alarm bila dosis yang 

terukur mencapai nilai yang telah diatur (setting) oleh pemakai atau pekerja. (lihat gambar 

3.) 


Gambar 3. Personal dosimeter 

Integrasi doserate meter dan dosimeter digunakan untuk menaksir/ memperkirakan 

paparan eksterna yang cepat berubah. Personal dosimeter dan integrasi doserate meter 

mengukur dosis ekivalen bahaya eksternal yang berubah terhadap waktu 

Dosimeter memberikan pengukuran kumulatif paparan radiasi 

Contoh: 

Dalam medan dengan laju dosis tinggi, Pekerjaan harus diselesaikan dengan durasi waktu 

yang singkat. 

Tiga jenis dosimeter perorangan yang banyak digunakan: 

1. Dosimeter saku (Pocket dosimeter) 

Dosimeter ini menggunakan detektor kamar ionisasi, dan prinsip kerjanya sama 

dengan detektor kamar ionisasi tetapitidak menghasilkan respon yang langsung.Konstruksi 

alat ini berupa silinder berupa gas. Dinding silinder berfungsi sebagai katoda, sedang 

sumbu logam dengan jarum quartz sebagai anoda (bermuatan positif) Dalam 

pemakaiannya, radiasi yang memasuki detektoe akan mengionisasi gas. Ion akan bergerak 

ke anoda dan katoda, yang akan mengurangi beda potensial pada jarum quartz dan dinding 

silinder, sehingga terjadi penyimpangan jarum penunjuk. Pnyimpangan jarum sebanding 

dengan banyaknya dosis yang diterima detektor. Sebelum digunakan biasanya alat ini 

dilakukan charging untuk menyimpangkan jarum menunjuk ke nilai nol. Nilai yang 

ditunjukkan jarum quartz harus dikalibrasi kenila dosumeter secara berkala. 

Keuntungan alat ini dapat dibaca langsung, tidak membutuhkan peralatan tambahan, 

kecuali alat charger. Kelemahannya, alat ini tidak dapat menyimpan informasi dosis dalam 

waktu lama, karena kebocoran elektrostatis detektor, kurang teliti serta mempunyai 

rentang energi tertentu. 


Meskipun demikian, pekerja yang berada di medan radiasi tinggi dianjurkan 

menggunakan alat ini. 

2. Film Badge 

Detektor yang digunakan pada film badgr adalah film fotografi. Film Bage terdiri 

dari film dan tempat film (Holder). Holder terpasang beberapa filter seperti plastik dengan 

tebal 0,5 mm, 1,5 mm dan 3 mm, Aluminium 0,6 mm, tembaga 0,3 mm stanium (Sn) 0,8 

mm , Pb 04 mm dan campuran Cd0,8 mm, 

Masing-masing filter berfiungsi untuk menyaring jenis radiasi dan energi radiasi. 

Tanggapan film dipengaruhi oleh energi radiasi. 

Keuntungan dari alat ini, karena ada filter sehingga dapat membedakan jenis radiasi 

dan mempunyai rentang energi yang lebih lebar dari dosimeter saku. Disamping itu film 

yang telah diproses dapat digunakan untuk perhitungan yang teliti dan dapat digunakan 

sebagai dokumen. Kekurangan film badge adalah perlu proses fil dan perlu alat baca film 

yang disebut densitometer. 

3. Thermoluminisensi Detector (TLD) 

Alat ini menyerupai film badge, hanya detektor yang digunakan adalah kristal 

anorganik thermoluminisensi seperti LiF. Bila radiasi mengenai bahan ini, akan terjadi 

proses seperti scintilasi, perbedaanya perbedaan cahaya akan dipercikkan setelah bahan 

dipanaskan, tidak langsung seperti bahan scintntilator. Jumlah elektron yang tereksitasi 

dan terperangkap dalam pita konduksi sebanding dengan dosis radiasi yang mengenai 

kristal Dosis radiasi duhitung dengan jumlah percikan transisi dari pita konduksi ke 

keadaan dasar. Dalam praktek, pembacaan pengukuran dilakukan dengan alat yang disebut 

‘TLD reader”, yang harganya cukup mahal. Keuntungan alat ini, setelah dibaca alat dapat 

digunakan kembali. 

II. C. ALAT UKUR KONTAMINASI PERMUKAAN 

Alat ukur kontaminasi permukaan digunakan untuk mendeteksi keberadaan substansi 

radioaktif pada permukaan dengan batas/ nilai yang dapat diterima (accessible). 

Keberadaan substansi tersebut walaupun konsentrasi rendah memungkinkan potensi 

paparan interna. 

Setiap instrumen mempunyai nilai efisiensi 0 hingga 30% untuk radio nuklida yang 

berbeda. Pengukuran harus dilakukan menggunakan instrumen yang telah dikalibrasi dan 

efisiensi untuk kontaminan telah ditentukan sebelum nya. Pengukuran dalam Count 

(cacah) per detik (cps), selanjutnya dikonversi menjadi Bq/cm2 . (lihat gambar 12.) 

Banyak alat kontaminasi permukaan dibuat programable. Pengguna dapat mengatur 

instrumen tersebut, seperti tanggapan terhadap radionuklida yang digunakan dan 

memperolah pengukuran langsung kontaminasi permukaan dalam Bq/cm2. 

Kontaminasi permukaan (surface contamination meter) digunakan untuk mendeteksi 

dan mengukur tingkat kontaminasi zat radioaktif pada permukaan. 


Gambar 4. Alat ukur Kontaminasi permukaan 

(surface contamination meter) 

Beberapa jenis monitor kontaminasi antara lain adalah: 

• Monitor tangan dan kaki (Hand and Foot monitor) yang digunakan untuk mengukur 

tingkat kontaminasi pada tangan dan kaki. Setiap pekerja radiasi yang menggunakan 

sumber terbuka, seharusnya mengukur tingkat kontaminasi tangan dan kaki setelah 

selesai melaksanakan tugas. 

• Monitor seluruh tubuh (Whole body monitor) digunakan untuk mengukur tingkat 

kontaminasi seluruh tubuh. Peralatan ini biasanya ditempatkan di pintu keluar fasilitas 

yang mempunyai potensi kontaminasi sangat tinggi, dan setiap pekerja radiasi harus 

mengukur tingkat kontaminasi seluruh tubuh. 

II. D. KONTAMINASI UDARA DAN MONITOR GAS 

Alat ukur kontaminasi udara digunakan untuk mendeteksi kemingkinan kebera daan 

aerosol radioaktif di atmosfeer. Radioaktif mungkin terdispersi dalam aerosol (debu), 

Aerosol kondensasi (asap) atau aerosol cair (Kabut). 

Instrumen ini digunakan, untuk menggam barkan secara umum udara yang secara 

potensial terkontaminasi, yang dialirkan pada laju tetap melalui suatu filter. Instrumen 

ini mampu mendeteksi akumu lasi material radioaktif pada filter (lihat gambar 13.) 

Monitor gas terdiri detektor radiasi dan secara terus menerus menyampling udara 

secara langsung, untuk mengukur keberadaan gas radioaktif. Kontaminan harus 

diidentifikasi, dan selanjutnya menentukan aktivitas konsentrasi dalam Bq/m3. 

Alat ukur kontaminasi udara dan monitor gas digunakan untuk memperkirakan 

kontaminasi udara di ruang kerja. Personal Air Samplers (PAS) digunakan untuk 

memonitor resiko/ bahaya yang lebih signifikan di daerah pekerja. Instrumen ini biasanya 

peralatan pasif yang tidak dapat memberikan hasil seketika. Instrumen yang mampu 

mendeteksi radionuklida, biasanya digunakan sebagai peralatan aktif yang memberi sinyal 

/ alarm bila konsentrasi radioaktif udara mencapai nilai batas. 


Gambar 5. Sampler statis dan monitor gas untuk memonitor kontaminasi udara 

Alat ukur Kontaminasi udara (Airbonrne contamination meter) digunakan untuk 

mendeteksi dan mengukur partikel radioaktif di atmosfer. 

Monitor gas digunakan untuk mendeteksi dan mengukur gas-gas radioaktif di atmosfer 

DAFTAR PUSTAKA 

1. Tim Proteksi Radiasi, Diktat Kursus Proteksi Radiasi, Pusdiklat Batan, Jakarta, 2002 

2. Anonim, Workplace Monitoring For Radiation and Contamination, IAEA, Vienna, 

1995. 


Tujuan 

KALIBRASI ALAT UKUR 

1. Mengetahui cara mengkalibrasi alat ukur radiasi 

2. Menghitung factor kalibrasi dengan metoda langsung 

3. Menghitung factor kalibrasi dengan metoda tak langsung 

4. Menentukan kesalahan pengukuran dari alat ukur. 

I. TEORI 

1. Pengertian Kalibrasi 

1). Kalibrasi alat ukur adalah sustu system yang digunakan untuk standarisasi alat ukur 

yang belum standard terhadap alat ukur standard. 

2). Kalibrasi alat ukur radiasi adalah suatu system yang digunakan untuk standarisasi alat 

ukur radiasi yang belum standard terhadap alat ukur radiasi standard. 

Dari definisi diatas dapat dikatakan bahwa untuk penggunaan alat deteksi radiasi 

baik dilapangan maupun di laboratorium perlu dikalibrasi/distandarisasi dengan alat ukur 

yang sudah standard agar tidak terjadi penyimpangan yang besar dalam pengukuran. 

2. Klasifikasi Alat Ukur Radiasi Standard 

- Alat ukur radiasi standard primer 

Alat ukur radiasi standard yang mempunyai tingkat ketelitian yang sangat akurat, 

dan mempunyai penyimpangan (standard deviasi) lebih kecil dari 5 %. Alat ukur 

radiasi standard ini digunakan untuk kalibrasi alat ukur radiasi standard sekunder. 

- Alat ukur radiasi standard sekunder 

Alat ukur radiasi standard yang dikalibrasi dengan membandingkan ketelitian 

pengukurannya dengan alat ukur standard primer. Alat ukur radiasi standard ini 

digunakan untuk kalibrasi alat ukur radiasi standard tersier. 

- Alat ukur radiasi standard tersier 

Alat ukur radiasi standard yang dikalibrasi dengan membandingkan ketelitian 

pengukurannya dengan alat ukur standard sekunder. 

- Alat ukur radiasi standard Nasional 

Suatu alat ukur radiasi standard yang ukurannya ditetapkan oleh para ahli yang 

berkedudukan di IAEA sebagai standard untuk kalibrasi alat ukur radiasi di suatu 

Negara. 

3. Metoda kalibrasi alat ukur radiasi. 

Ada dua cara/metoda yang digunakan diantaranya : 

a. Kalibrasi langsung : 

Suatu metoda kalibrasi dengan menggunakan sumber radiasi yang diketahui 

aktivitasnya. Cara kalibrasi alat ukur ini dapat dilakukan setelah terlebih dahulu 

dihitung laju dosis paparan radiasi sumber standard apda jarak tertentu. Kemudian 


laju dosis paparan radiasi yang dihitung tersebut sebagai pembanding terhadap laju 

dosis paparan radiasi alat ukur radiasi yang diamati. 

b. Kalibrasi tak langsung : 

Suatu metoda kalibrasi dengan membandingkan respon alat ukur radiasi yang 

sedang dikalibrasi terhadap respon alat ukur radiasi yang sudah dikalibrasi dan 

dianggap standard. Pada kalibrasi ini factor hamburan balik tidak merupakan 

masalah pokok. 

4. Rumus-rumus yang digunakan. 

1. A 1 = A 0 e -λt ln 2 

dengan 

T 

1 

2 

A1 

2. 

 

X R 

s 

d 2 jam 

f 

s 

X 

s 

3. f 

x 

dengan X 

k 

= laju dosis paparan radiasi dari percobaan 

X 

k 

1 2 

p 

 

n 1 r 

X 

k 

X 

s 

dengan X 

r 

 

X 

4. E 

X 

100% 

5. 

E 

t 

 

Keterangan : 

2 

E 

s 

 

E 

k 

s 

A 

1 

aktivitas sumber pada saat dilakukan percobaan (satuan currie : Ci) 

A 

0 

aktivitas awal sumber ((satuan currie : Ci) 

t = selang waktu dari aktivitas sumber mula-mula sampai aktivitas sumber akhir ( saat 

waktu pengukuran dilakukan) 

T waktu paro sumber standard (satuan hari; bulan; atau tahun) 

1 2 

X 

s 

laju dosis paparan radiasi sumber standard pada jarak tertentu berdasarkan 

perhitungan (satuan : R/jam) 

X 

k 

= harga rata-rata laju dosis paparan radiasi sumber berdasarkan pembacaan alat ukur 

radiasi yang dikalibrasi pada jarak yang sama (satuan : R/jam) 

Faktor gamma sumber standard dengan alat ukur radiasi yang dikalibrasi (satuan : 

R meter 2 /Ci jam) 

E besar kesalahan relative dari pengukuran 

p 

E 

s 

besar keselahan dari sumber standard (1 %) 

n jumlah kali pengukuran 

f = faktor kalibrasi alat yang dihitung 

k 

f = 

s 

faktor kalibrasi standard (sudah ditentukan) 


II. PERALATAN PRAKTIKUM 

1. Sumber radiasi 

Zat radiokatif yang digunakan adalah Cs-137 dengan aktivitas mula-mula 

adalah 2 Ci, pada bulan 30 September 1982 

2. Alat ukur jarak 

Alat ukur digunakan untuk menentukan jarak yang diinginkan dalam 

pengamatan laju dosis paparan radiasi 

3. Surveymeter 

Alat ukur radiasi yang akan digunakan sebagai alat ukur standard dan yang 

akan dikalibrasi 

4. Kontainer dan Kolimator 

Tempat menyimpan sumber radiasi yang juga berfungsi sebagai penahan 

(shielding) paparan radiasi dari sumber 

5. Statif (penyangga) 

Sebagai alat penyangga yang berfungsi sebagai tempat dudukan alat ukur 

radiasi yang akan dikalibrasi 

6. Kamera dan monitor 

Berfungsi untuk membaca tampilan surveymeter, agar peserta praktikum tidak 

paparan dosis radiasi 

III. PROSEDUR KERJA 

A. Kalibrasi Langsung 

1. Bacalah poket dosimeter yang saudara gunakan, catat penunjukkan jarumnya. 

2. Tempatkan survey meter yang akan dikalibrasi pada penyangga (statif). 

3. Periksa bateray surveymeter sebelum melakukan praktikum kalibrasi. 

4. Atur titik tengah detector surveymter agar segaris dengan titik tengah sumber 

radiasi 

5. Letakkan titik kaki statif pada jarak yang telah ditentukan oleh pepmbimbing 

praktikum, kemudian; shielding sumber dibuka dan tariklah sumber tersebut 

hingga tepat kolinmator. 

6. Amati dan catat laju dosis paparan radiasi yang dtunjukkan surveymeter, 

minimum tiga kali pengamatan 

7. Lakukan seperti pada langkah nomor 5 pada jarak yang telah ditentukan oleh 

pembimbing praktikum 

B. Kalibrasi Tak Langsung 

1. Setelah mendapatkan data dari percobaan kalibrasi secara langsung, 

surveymater diganti dengan surveymeter standard. 

2. Periksa terlebih dahulu bateray dari surveymeter standar tersebut apakah masih 

dalam kondisi baik atau masih dalam batas yang diperbolehkan. 

3. Tempatkan surveymeter tersebut pada jarak yang telah ditentukan seperti jarak 

yang telah dilakukan pada percobaan kalibrasi langsung. 


4. Buka shielding sumber dan tarik keatas sumber tersebut sehingga sumbernya 

persis berada pada kolimator. 

5. Amati dan catat laju dosis paparan radiasi yang dtunjukkan surveymeter, 

minimum tiga kali pengamatan 

6. Lakukan seperti pada langkah nomor 5 pada jarak yang telah ditentukan oleh 

pembimbing praktikum 

7. Setelah selesai praktikum matikan switch surveymeter pada posisi OFF. 

8. Lihat pada poket dosimeter yang saudara gunakan, apakah bergeser kekanan 

dari jarum semula. 

9. Kembalikan poket dosimeter setelah selesai praktikum. 

Tabel Faktor Gamma 

No. Isotop Rm2/jam Ci No. Isotop Rm2/jam Ci 

1 Antimony-122 0,24 6 Potasium - 42 0,14 

2. Cesium-137 0,33 7 Radium - 226 0,825 

3. Cobalt-60 1,32 8 Sodium - 22 1,20 

4. Iodine-125 0,23 9 Sodium – 24 1,84 

5. Iodine-131 0,07 10. Zink – 65 0,27 


Data Pengamatan. 

Skala n Jarak (m) X (s) 

(mR/jam) 

X (k) (mR/jam) 

1 2 3 

1 3 

10 3 

100 3 


Tujuan : 

Aktivitas Sumber Radiasi 

1. Mahasiswa dapat menentukan aktivitas sumber radiasi 

2. Memahami peluruhan radioaktivitas 

Peralatan yang Digunakan 

Seperangkat sistem spektoskopi gamma menggunakan NaI(Tl): 

Teori 

1. Detektor Sintilasi NaI(Tl) 

2. Preamplifier 

3. Amplifier 

4. MCA 

Suatu sumber radiasi pemancar foton gamma apabila dilihat spektrum energinya akan 

diperoleh gambar sebagai berikut : 

Gambar diatas menunjukan bahwa sumber radiasi memancarkan foton dengan satu tingkat 

energi, yang ditunjukan dengan adanya sebuah puncak. Untuk mengetahui aktivitas sumber 

tersebut a 

Aktivitas sumber radiasi meluruh secara eksponensial mengikuti rumus : 

dengan A t adalah aktivitas sumber pada saat t 

A 0 adalah aktivitas mula-mula pada saat t = 0 

λ Adalah konstanta peluruhan 

t adalah waktu mulai t= 0, sampai saat perhitungan dilakukan 

Dengan mengetahui jumlah cacah dibawah puncak, dapat ditentukan aktivitas sumber radiasi 

yang dideteksi. 

(1) 


Untuk menentukan aktivitas sumber dapat dilakukan dengan dua metode yaitu metode 

aktivitas mutlak dan metode aktivitas relatif. 

A. Menentukan Aktivitas sumber dengan Metode Relatif. 

Metode ini dilakukan dengan membandingkan hasil pencacahan sumber (X) yang akan dicari 

aktivitasnya terhadap sumber standar (S) yang telah diketahui aktivitasnya. Dari gambar 1. 

dapat diketahui jumlah cacah pada puncak foto baik sumber (X) ΣU x ; maupun sumber (S) 

ΣU s . Aktivitas sumber standard dihitung dengan menggunakan rumus (1) diatas, sehingga 

diperoleh aktivitas saat pengukuran. Untuk menghitung aktivitas sumber (X) digunakan rumus 

(2) sebagai berikut : 

Prosedur : 

1. Rangkai peralatan seperti gambar berikut : 

2 

3 

2. Letakkan sumber standard pada sekitar 4 cm dari permukaan detektor; 

3. Hidupkan power sistem, atur tegangan tinggi detektor (sesuai petunjuk asisten); 

4. Lakukan pencacahan dalam waktu yang cukup agar diperoleh spektrum di MCA 

5. Dengan menggunakan kursor, atur ROI (region of interest) pada spektrum yang 

diperoleh kemudian catat jumlah cacah dibawah puncak net ΣU s ; 

6. Hapus (erase) spektrum pada MCA 

7. Ganti sumber standar dengan sumber yang akan dicari aktivitasnya dan diletakkan 

pada posisi sama, lakukan hal seperti langkah 3 dan 4, catat jumlah cacah dibawah 

puncak foto net ΣU x . 

8. Hitung aktivitas sumber (X) A x dengan menggunakan rumus 3. 

9. Menentukan Aktivitas sumber dengan Metode Relatif. 

B. Menentukan Aktivitas sumber dengan Metode Mutlak. 

Metode ini dilakukan dengan menggunakan rumus sebagai berikut : 

4 

Dengan : A x = Aktivitas sumber (X) 

ΣU x = Jumlah cacah dibawah puncak foto (sum under the photopeak) 

t = lamanya waktu pencacahan 

f = fraksi peluruhan gamma 


Prosedur : 

1. Buat rangkaian seperti pada percobaan A. 

2. Catat jumlah cacah dibawah puncak foto net, dengan cara mengatur ROI, dan catat 

waktu pengamatan. 

3. Tentukan aktivitas sumber dengan menggunakan rumus 4. 

Tabel fraksi peluruhan gamma (f) untuk beberapa sumber 

Isotop 

Energi gamma 

(MeV) 

f 

Cs – 137 0,662 0,92 

Cr – 51 0,323 0,09 

Co – 60 1,17 0,99 

Co – 60 1,33 0,99 

Na-22 1,276 0,99 

Na-22 0,511 0,99 

Mn - 54 0,842 1,00 

Zn-65 1,14 0,44 


TEKNIK/STATISTIK PENCACAHAN 

DAN EFISIENSI 

TUJUAN : 

Instruksional Umum : 

Praktikan dapat melakukan pencacahan radiasi, menganalisis secara statistik untuk 

menentukan aktivitas sumber menggunakan system pencacahan spektrokopi. 

Instruksional Khusus : 

1. Melakukan pengukuran laju cacah, laju cacah rata-rata dan deviasi pengukuran 

2. Melakukan koreksi perhitungan laju cacah terhadap cacah latar belakang dan waktu 

mati (tidak dilakukan) 

3. Melakukan pengukuran untuk menentukan efisiensi system pencacahan. 

4. Menentukan aktivitas satu sumber yang tidak diketahui (unknown) 

Yang perlu diperhatikan : 

Jumlah radiasi yang dipancarkan oleh sumber bersifat random (acak) sehingga nilai 

yang ditampilkan oleh sistem pencacah juga bernilai acak. Bila dilakukan pengukuran 

berulang dengan kondisi yang sama maka akan ditampilkan nilai yang berbeda. 

Puncak spektrum - tidak berbentuk garis lurus, melainkan terjadi pelebaran simetris 

sehingga berbentuk suatu fungsi Gauss atau fungsi distribusi normal (lihat gambar 

Distribusi Gauss) 

Jumlah radiasi yang memasuki detektor tidak hanya berasal dari sumber radiasi yang 

sedang diukur karena terdapat sumber radiassi lainnya disekitar lokasi pengukuran 

sehingga nilai yang ditampilkan oleh sistem pencacah harus dikoreksi. 

 

h 

Detektor 

t 

Efisiensi Detektor Sinar - 

 

Nilai yang ditampilkan oleh sistem pencacah tidak sama dengan radiasi yang 

memasuki sistem. Parameter yang menunjukan hubungan nilai yang ditampilkan 

dengan jumlah radiasi yang memasuki detektor atau dengan aktivitas sumber 

radiasi dikenal sebagai efisiensi. 


Sistem pencacah radiasi memerlukan selang waktu tertentu untuk memproses 

setiap radiasi yang memasukinya menjadi suatu informasi. Dalam selang waktu 

tersebut (waktu mati detektor) sistem pencacah tidak peka terhadap radiasi 

sehingga radiasi yang datang pada selang waktu tersebut tidak tercacah. Nilai 

tampilan yang ditunjukan perlu dilakukan koreksi. 

 

 

R = Laju pencacahan terkoreksi 

R 0 = Laju pencacahan hasil pengamatan 

= Waktu mati 

Cacahan (C) : adalah nilai yang dihasilkan oleh sistem pencacah setelah 

mengukur radiasi selama selang waktu tertentu (t); laju cacah (R) adalah 

jumlah cacahan persatuan waktu. Nilai ini sebanding dengan intensitas radiasi 

yang memasuki detektor atau sebanding dengan aktivitas sumber radiasi. 

Kegunaan sistem Spektroskopi adalah untuk melakukan analisis bahan 

misalnya Spektroskopi dapat juga digunakan untuk menentukan aktivitas 

sumber radiasi alpha atau gamma. 

Uji hipotesis disederhanakan sbb : 

Lima cacahan terakhir diuji terhadap rata-rata 30 cacahan sebelumnya (telah 

dikoreksi cacahan latar) 2 standart deviasi. Tolak nilai di luar itu. 

 

Koreksi rambatan ralat (ditambahkan bukan dikurangi) 

PENGAMATAN DAN PENGOLAHAN DATA 

No. C A C L C N C N - Ĉ N (C N -Ĉ N )/ 

1. 

2. 

3. 

4. 


5. 

6. 

7. 

8. 

9. 

10. 

11. 

12. 

13. 

14. 

15. 

16. 

17. 

18. 

19. 

20. 

21. 

22. 

23. 

24. 

25. 

26. 

27. 

28. 

29. 

30. 

31. 

32. 

33. 

34. 

35. 

‣ Keterangan 

C A = Laju Cacahan Awal = Jumlah cacahan awal /detik 

C L = Laju Cacah Latar = Jumlah cacahan latar /detik 

C N = Laju Cacah Netto = C A – C L 

Ĉ N = Laju Cacah Netto rata-rata 

= Diviasi (simpangan) = Ĉ N 

‣ Standar Diviasi Populasi (Cacahan Netto) = n .............................. 


2 

CN 

CN 

 

Rumus = 

n 

n 

‣ Standar Deviasi Sampel = (Cacahan netto) n-1 .............................. 

 

2 

2 CN 

 

CN 

 

Rumus = 

n 

n 1 

2 

‣ Laju cacah netto rata-rata (pada tingkat kepercayaan 0,95) = Ĉ N 2 n-1 

Rumus : Laju Cacah Netto/jumlah data cacahan = Ĉ = 

 

n 

‣ Koefisien Variasi Cacahan Awal = CV N = 

Ĉ 

1 

N 

 

C N 

n 

‣ Koefisien Variasi Cacahan = CV 1 = 

n 1 

Ĉ 

1 

‣ Rambatan ralat = = ................... 

cps 

‣ Efisiensi = = Cacahan per detik/Disintegrasi per detik = dps 


STATISTIK PENCACAHAN 

Tujuan: 

1. Mengamati sifat-sifat statistik dari suatu pencacahan ZRA 

2. menentukan kesalahan-kesalahan, limit deteksi, dan probalitas data cacahan ZRA 

dengan Distribusi Poisson dan Gaussian 

Peluruhan zat radioaktif dan reaksi nuklir lainnya adalah peristiwa yang bersifat random, 

karena itu sistem pencacahan atau perhitungan kuantitatifnya harus dilakukan secara 

statistik. Hal itu disebabkan oleh perubahan aktivitas yang konstan dari setiap cuplikan 

terkait waktu paruh dan fluktuasi laju peluruhan terhadap waktu karena sifat stokastik atau 

random peluruhan zat radioaktif. Hasil pencacahan radiasi dari cuplikan radioaktif 

diperlihatkan Persamaan (1). 

dengan, 

pencacahan = x = 

X = nilai cacah, 

x x (1) 

= x = standar deviasi menggunakan sistem statistik Poison. digunakan 

Karena cuplikan dicacah/dihitung pada waktu tertentu, hasilnya ditampilkan dalam 

satuan cacah per menit (cpm) atau detik (cps) atau satuan waktu lain. Hal itu dapat 

ditampilkan pada Persamaan (2). 

(2) 

dengan, 

x 

Laju cacah = 

T 

x 

R 

s 

s 

R (2) 

s Ts 

Ts 

T s = waktu cacah cuplikan 

R s = x s /T s atau cacah per satuan waktu 

S dalam bentuk subscript untuk lambang cuplikan 

Biasanya standar deviasi cuplikan sudah cukup untuk menggambarkan kesalahan suatu 

pencacahan bila jumlahnya jauh lebih tinggi dari pada cacahan radiasi latar (background). 

Tetapi suatu perhitungan kesalahan pencacahan harus dimodifikasi ketika cacahan latar 

tidak bisa diabaikan. Sebagai contoh, bila laju cacah cuplikan hampir mendekati laju cacah 

latar. Dalam keadaan ini dibutuhkan satu step tambahan untuk menghitung standar deviasi 

dari cacahan netto. Tahap ini didasarkan pada varian ( pangkat standar deviasi) dari 

perbedaan dari variable indipenden yaitu jumlah semua varian. Jadi, 

σ 

2 

s 

σ σ (3) 

2 

t 

2 

b 

2 

σ 

s 

= varian cuplikan(4) 


x t 

2 Tt 

2 

σt = varian total (cuplikan + latar) (5) 

2 n 

σ b 

b 

= varian latar (6) 

T 

2 

b 

Karena itu standar deviasi untuk cuplikan dapat ditampilkan sebagai berikut: 

x x 

2 2 s b b t b 

σ s σt 

σb 

(7) 

2 2 

Tt 

Tb 

Tt 

Tb 

dengan R t = x t /T t = laju cacah total (gross) 

R b = x b /T b = laju cacah latar 

Hasilnya dapat ditulis sebagai berikut: 

Hasil = R 

s 

 

R 

T 

t 

t 

R 

 

T 

b 

b 

x 

R 

R 

dengan R s = R t - R b = laju cacah cuplikan (net). Hasil dari Persamaan (4) dapat ditulis 

dalam cacah per menit (cpm). Untuk mengoreksi cpm menjadi aktivitas yang sebenarnya 

misalnya dalam disintegrations per minute (dpm), diperlukan koreksi terhadap laju cacah 

dengan hal-hal sebagai berikut: 

1. Efisiensi pencacah (Counter efficiency) = 

2. Rekoveri dari prosedur preparasi cuplikan = P 

3. Self absorption = A 

4. Backscatter = B 

Dengan melakukan koreksi yang dibutuhkan, akan mengubah laju cacah dari cpm ke 

dpm. Satu dpm = 1 Bq, sedang koversi 1 Ci ke Bq adalah dengan mengalikan 3,7x10 10 Bq. 

Persamaan (4) ditulis kembali dengan menghitung kesalahan yield (errors yields). 

R 

s 

 

R 

T 

t b 

Aktivitas = dpm 

t 

ε A ρB 

R 

 

T 

b 

(8) 

Sebagai catatan, tidak semua factor koreksi dapat digunakan untuk setiap kondisi 

pencacahan. Dalam hal tertentu, setiap factor koreksi dapat dikaitkan dengan suatu 

kesalahan atau standar deviasi dan hal itu akan menyertakan perhitungan dengan rata-rata 

rambatan ralat (propagation of errors). Pemilihan pencacahan optimal cuplikan dan latar 

ditentukan sebagai berikut: 

T 

T 

b 

t optimal 

 

R 

R 

b 

t 

Karena cacahan cuplikan harus diperkirakan setara dengan nol cacahan latar, demikian 

pula laju cacah cuplikan dan latar, maka waktu cacahan cuplikan dan latar harus 

disetarakan. Untuk laju cacah rendah, koreksi terhadap resolving time dapat diabaikan, 

sehingga tidak dibutuhkan koreksi dead time. 

Contoh 1: 


Suatu detektor dengan efisiensi 32%, digunakan untuk mencacah cuplikan radioaktif. 

Cuplikan itu dicacah selama 200 menit, dan yield (jumlah) dari cacahan total adalah 3.050. 

Dilakukan juga pencacahan latar dengan waktu yang sama, yang menghasilkan yield laju 

cacah 10.0 cpm. Maka laju cacah cuplikan netto adalah: 

3050 cacahan 

R s 

 

10 cpm 

5,25 cpm 

200 menit 

dengan standart deviasi cuplikan: 

3050 cacahan 

10 cpm 

σ 

200 menit 

s 

0,36 cpm 

200 menit 200 menit 

Kemudian aktivitas dihitung sebagai berikut: 

5,25 0,36 cpm 

1menit 

1Bq 

Aktivitas 

16,4 1,1dpm 

0,32 cacahan/disintegrasi 

60 

detik 

1dps 

 

 

 

0,27 0,02 Bq 

12 

1Ci 10 

pCi 

0,27 0,02 Bq 

7,4 0,5 pCi 

10 

3,7 10 Bq 

 

1Ci 

 

 

 

dengan standart deviasi cuplikan: 

σ s 

3050 cacahan 

200 menit 

200 menit 

 

10 cpm 

200 menit 

0,36 cpm 

Batasan deteksi 

Ketika menentukan batasan deteksi dari suatu sistem pencacahan, perlu dilakukan 

pengukuran terhadap laju cacah latar, Rb. Aktivitas minimum yang dapat dideteksi atau 

limit deteksi (The Minimum Detectable Activity, MDA) dari suatu sistem pencacahan 

ditentukan oleh the National Bureau of Standards. Limit deteksi itu diekspresikan nilai 

tiga standart deviasi dari laju cacahan latar, S = 3N. Untuk sistem pencacahan, ditulis 

dengan lambing 3 b. Dalam hal ini, cuplikan dicacah dalam jumlah waktu yang sama 

dengan pencacahan latar. Penghitungan limit deteksi ini didasarkan pada tingkat 

kepercayaan 99.9%. Bila cacahan-cacahan yang didapat, 99.9% di atas limit deteksi, 

maka cacahan itu dianggap sahih. 

xb R 

MDA(BS) 3γ b 3γ 

3γ 

(9) 

T T 

2 

b 

b 

2 

b 

dengan, 

Rb = Laju cacah latar (cpm) 

Tb = Waktu pencacahan latar (mennt) 

= faktor koreksi (mis. 1/ ) untuk mengubah cpm ke satuan yang dikehendaki (mis. 

μCi/gm atau Bq/L). 

Tingkat Kepercayaan Tingkat Keberartian Jumlah standar deviasi 

50% 50% 0.6745 

68% 32% 1.0 

90% 10% 1.645 

95% 5% 1.960 

96% 4% 2.00 

99% 1% 2.575 

99.7% 0.3% 3.00 


Limit deteksi dapat ditentukan dengan lebih baik menggunakan pendekatan statistik 

modern Altshuler dan Pasternack. Teori itu menentukan dua batas aktivitas minimal yang 

didasarkan pada resiko maksimum yang dapat diterima dari: 

1) menentukan ada aktivitas cuplikan padahal sebenarnya tidak ada; tipe 1 kesalahan, 

atau peringatan kesalahan atau kesalahan positif. 

2) Menyimpulkan tidak ada aktivitas cuplikan, padahal sebenarnya ada; tipe 2 

kesalahan, atau peringatan kelalaian atau kesalahan negative. 

Batas aktivitas ini ditentukan sebagai: 

1) Aktivitas Keberartian Minimum, (Minimum Significant Activity, MSA) – 

pengukuran terkecil yang diinterpretasikan sebagai adanya aktivitas dalam 

cuplikan. 

2) Aktivitas Minimum yang Sebenarnya dapat Dideteksi (Minimum Detectable True 

Activity, MDTA) – aktivitas terkecil yang diperlukan ada dalam cuplikan agar 

suatu pengukuran menunjukkan keberadaan aktivitas dan assay kuantitatif dengan 

tepat dengan suatu penentuan derajat kepercayaan. 

Perbedaan antara MSA dan MDTA adalah, MSA berkaitan dengan pengukuran bahwa 

nilai (aktivitas) yang dilaporkan lebih besar dari nol. MDTA 

Terkait dengan jumlah minimum dari aktivitas minimum yang dapat dideteksi dengan 

suatu penentuan tingkat kepercayaan. Formulasi secara statistik dikategorikan dalam 2 

kasus, yaitu yang ke-1 mengharapkan nilai latar diketahui secara akurat, dan yang ke-2, 

mengharapkan nilai latar tidak perlu diketahui secara akurat sebelumnya. Kasus yang ke-1 

berlaku untuk sebagian besar instrumen pencacah. Dengan demikian, jika batas bawah 

pada kasus 1 diturunkan (derivasi), yang disesuaikan dengan data yang diperoleh dalam 

kebanyakan pencacahan, akan menghasilkan persamaan-persamaan berikut: 

MSA γK 

R 

b 

 

A 

(10) 

Tb 

 

2 

2 

R 

 

b 

K 

A 

KB 

KA 

MDTA γ K 

A 

KB 

1 

(10) 

Tb 

 

R 4R 

bTb 

bTb 

2 RbTb 

 

dan bila, 

K 

A 

R 

MDTA 

K 

b 

T 

b 

B 

1 

R 

b 

γ (K 

A 

KB) 

(11) 

Tb 

dengan, 

KA = nilai yang diasosiaikan dengan penentuan probabilitas untuk menghindari tipe 

kesalahan 1 atau peringatan kesalahan (false alarm) 

KB = nilai yang diasosiaikan dengan penentuan probabilitas untuk menghindari tipe 

kesalahan 2 atau peringatan kelalaian (missed alarm) 


Nilai KA dan KB ditunjukkan pada table dari fumgsi distribusi normal yang beberapa di 

anataranya ada di Tabel 2. 

Dari yang tercatat padaTabel 2, deteksi yang paling tepat digunakan adalah probabilitas 

untuk menghindari terjadinya kesalahan pada 99.9%. Sehingga MSA sama dengan MDA. 

Contoh: 

Berikut ini adalah batasan yang telah ditentukan menggunakan data dari Contoh 1. 

 

MDA(BS) 3 

 

1Bq/60 dpm 

0,32 cacah/disintegrasi 

 

 

 

10 cpm 

200 menit 

0,03 Bq 

Untuk contoh dengan tingkat kepercayaan 97,5% untuk menghindari kesalahan tipe 1 dan 

tipe 2, nilai KA = KB = 1.96.> Maka MSA adalah: 

 

MSA 

1,96 

 

Catatan : 

1Bq/60dpm 

0,32cacah/disinetgrasi 

1,96 1,96 

0,088 1 

(10cpm)(20 0mwnit) 

karena itu, 

 

 

 

10 cpm 

200 menit 

0,02 Bq 

1Bq/80dpm 

MDTA (1,96 1,96) 

 

0,32 cacah/desintegrasi 

 

 

 

10cpm 

200menit 

Distribusi Poison, Distribusi Gaussian atau Distribusi normal 

0,06Bq 

Sifat peluruhan zat radioaktif adalah benar-benar random. Bila suatu pencacahan dilakukan 

secara berulang-ulang dengan keadaan dan geometri yang sama, maka data yang 

dihasilkan akan mengikuti distribusi Poison, dengan rumus: 

n 

m 

m e 

Pn 

 

n! 

dengan, 

x = cacahan yang ditentukan, 

= nilai cacahan rata-rata yang sebenarnya (secara statistiK) 

Karena Distribusi Poison biasanya digunakan untuk jumlah yang sangat besar (bulk), dan 

mempunyai kelemahan tidak sismetris maka distribusi yang dapat digunakan, yang 

mendekati Distribusi Poison adalah Distribusi Gaussian atau Distribuasi Normal, dengan 

rumus: 


G 

n 

 

1 (m-n) 

eksp - 

2 

2π 

2 

2 

 

 

 

Gambar 1. Distribusi Poison dan Distribusi Normal 

Gambar 2. Integral Distribusi Gaussian 


Percobaan: 


Gambar 3. Tipe Kurva Distribusi Frekuensi:1) 

Bahan: 

Alat: 

Tata kerja; 

1. Ambil sebuah sumber standar, letakkan di bawah detektor GM dengan jarak tertentu 

(kira-kira jarak itu akan memberikan cacahan 1000). 

2. Cacah sumber standar itu sebanyak 20 kali dengan waktu pencacahan 40 detik. 

3. Buat lembar data pengamatan seperti di bawah ini; 

Cacah latar : 1)............ 2)............ 3)............... 

Cacah latar rat-rata : 

Data 

ke 

Cacah 

gross/ 

Total 

(C t ) 

Cacah 

netto 

(C n ) 

Deviasi 

cacah 

(C n - ) 

1) 

2) 

3) 

4) 

5) 

6) 

7) 

8) 

9) 

10) 

11) 

12) 

13) 

14) 

15) 

16) 

17) 

18) 

19) 

20) 

Σ n Σ(C t ) Σ (C n ) Σ (C n - 

) 

Laju 

Pangkat 

(C n - ) 2 C n /T 

Deviasi 

cacah 

Cacah 

netto R n = 

Standar 

deviasi 

sampel 

s 

Σ (C n - Σ Σ Σ 

) 2 

Varian 

sampel 

4. Hitung berbagai hal sebagai berikut: 

a) Batasan-batasan deteksi:MDA, MSA, dan MDTA 

b) Aktivitas suatu cuplikan dengan kesalahannya 

c) Hitung probabilitas dengan distribusi Poisson dan Gaussian data cacahan no.18. 

5. Buat laporan dan pembahasan

Praktikum ADPR 2013

You also want an ePaper? Increase the reach of your titles

Delete template?

Save as template?