43.Annisatun,D321 325,Rev

5/9/2018 43.Annisatun,D321 325,Rev - slidepdf.com

http://slidepdf.com/reader/full/43annisatund321-325rev 1/5

Prosiding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 - 2910

Hal. 321-325

321

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe

DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Annisatun Fathonah dan Suharyana

Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas MaretJl. Ir Sutami No.36 A Kentingan, Surakarta, 57126. Jawa Tengah.

E-mail: [email protected]

ABSTRAK

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN

METODE MONTE CARLO MCNP5 . Telah dilakukan simulasi pengukuran nilai efisiensi detektor HPGe

dan NaI(Tl) dengan program MCNP5. Dimensi kedua detektor dibuat sama, 1”x 1”. Sumber radiasi gamma,

Cs-137 dan Co-60, dimodelkan berupa titik dengan fluks sebesar 106. Jarak sumber titik ke masing-masing

detektor divariasi dari 1 sampai 5 cm. Hasil simulasi spektroskopi gamma menggunakan detektor NaI(Tl)

dibandingkan dengan hasil pengukuran menggunakan sistem pencacah Multi Channel Analyzer . Dari hasil

simulasi diperoleh efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah (86,70±0,06)%.

Kata kunci: simulasi, spektroskopi gamma, MCNP5

ABSTRACT

SIMULATION OF MEASUREMENT HPGe AND NaI(Tl) DETECTOR EFFICIENCY EMPLOYING

ON

TE CARLO METHODE, MCNP5. Simulation was done for measuring the efficiency of the HPGe and aI (Tl) detector by MCNP5 program. Both of detector dimension is made equally 1 "x 1". Gamma

radiation source Cs-137 and Co-60, was modeled as a point with a flux of 106 . Distance of point source to

each detector was varied from 1 to 5 cm. The simulation result of gamma spectroscopy using NaI(Tl)detector was compared with measurement using a Multi Channel Analyzer. The relative efficiency HPGe to

aI (Tl) detector by the simulation result was (86.70 ± 0.06)%.

Keyword : simulation, gamma spectroscopy, MCNP5

PENDAHULUAN

Bidang ilmu Fisika Nuklir telah berkembang

dan telah dimanfaatkan untuk keperluan damai.Pengukuran aktivitas suatu material radioaktif

serta dosisnya perlu dilakukan untuk memperkecil

resiko bahaya radiasi. Salah satu alat yang banyak

digunakan untuk mengukur aktivitas adalah

spektrometer gamma ( yang dilengkapi dengandetektor NaI(Tl) maupun High Purity Germanium

(HPGe). Agar spektrometer dapat memberikan

hasil ukur yang akurat, efisiensi serta resolusi

detektor harus diketahui nilainya selainmelakukan kalibrasi tenaga – nomer kanal.

Besaran – besaran tersebut diukur dengan caramelakukan pencacahan suatu sumber radioaktif

yang telah diketahui aktivitas serta tenaganya

menggunakan seperangkat spektrometer.

Salah satu metode statistik yang digunakan

mengetahui interaksi partikel radiasi dengan

materi adalah metode Monte Carlo. Metode inimerupakan analisis numerik yang harus

dilaksanakan menggunakan komputer. Salah satu

perangkat lunak metode Monte Carlo adalah

MCNP (Monte Carlo N-Particle) yang dibuat olehtim dari Los Alamos National Laboratory[1]

.

Metode ini telah digunakan untuk menghitung

efisiensi detektor [2,3]

. Saat ini BATAN telah

memiliki perangkat lunak MCNP versi 5 atau

sering disebut dengan MCNP5.

Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas

Maret memiliki seperangkat spektrometer yang

terdiri atas detektor kelipan NaI(Tl) serta Multi

Channel Analyzer (MCA). Untuk menjamin

sistem spektrometer memiliki unjuk kerja yanghandal, secara berkala, dilakukan pengukuran

efisiensi mutlak serta resolusi detektornya.

Disamping itu, Jurusan Fisika UNS juga sedang

mulai mengembangkan ilmu Fisika Nuklir secarasimulasi teoritis menggunakan metode Monte

Carlo dengan perangkat lunak MCNP5. Padamakalah ini akan disajikan karya perdana

menggunakan MCNP5 untuk membuat simulasi

menghitung efisiensi detektor NaI(Tl) dan HPGe.

Sumber radiasi yang digunakan adalah Cs-137

dan Co-60. Diharapkan makalah merupakan

langkah awal mengoptimalkan MCNP5 diJurusan Fisika FMIPA UNS.

METODOLOGI

Radionuklida Cs-137 telah diketahui

memancarkan sinar tunggal dengan energisebesar 662 keV, sedangkan C0-60 memancarkan



S mulasi Pengukuran E fisiensi Detektor HPGe dan NA (TI) ...................

(Annisatun Fathonah dan Suharyana)

322

2 buah sinar dengan energi 1173 keV dan 1332

keV. Spektroskopi energi Cs-137 menggunakan

MCA akan memperlihatkan puncak tunggal

sedangkan pada C0-60 berupa dua buah puncak.

Efisiensi absolut detektor masing-masing puncak

dapat dinyatakan dengan persamaan

%100int

ensitas

cacahan jumlah (1)

Efisiensi detektor dapat dihitung secara

simulasi menggunakan metode Monte Carlo.Metode ini termasuk metode numerik statistik

yang digunakan untuk menyelesaikan

permasalahan yang sulit diselesaikan

menggunakan metode analitik. Perjalanan partikel

foton disimulasikan dimulai dari sumber, berinteraksi dengan atom material detektor

sampai akhirnya foton tersebut diserap oleh

material atau keluar dari sistem. MCNP

memerlukan 3 inputan yaitu geometri, sumber

radiasi serta moel pulsa cacah. Geometri yang

diinputkan meliputi kristal material detektor,

casing serta sifat-sifat fisik meliputi jenis

material, densitas serta dimensinya.

Geometri detektor

Perbandingan geometri NaI(Tl) dan HPGeyang akan dimodelkan diambil dari referensi.

Geometri detektor ditunjukkan dalam Gambar 1.

Setiap interaksi partikel dengan atom-atom

di dalam material detektor yang telah

dimodelkan geometrinya akan dihitung oleh

secara statistik oleh MCNP5. PerhitunganMCNP5 dimulai sejak partikel tersebut ”lahir”

hingga partikel tersebut membentuk pulsa

cacahan atau berakhir ”mati”. Ruang antara

perisai dengan detektor dalam simulasi MCNP5

juga dimodelkan, karena seluruhnya memberikan

pengaruh dalam pencacahan terutama akibathamburan balik foton.

[5]. Data detektor untuk

simulasi ini dapat dilihat pada Tabel 1 .

Gambar 1. Struktur dalam detektor NaI(Tl)[4]

Tabel 1. Data detektor untuk simulasi

KomponenDensitas

(g/cc)Dimensi

(mm)

2,54 (diameter)Kristal NaI(Tl) 3,672,54 (tinggi)

Lapisan MgO 1,738 0,5 (tebal)

4,04 (diameter)Penutup Al 2,707

1 (tebal)

Penutup Stainless 7,99 1

Vakum (detektor-

window)

0 5

Geometri detektor dibuat menggunakan

MCNP visual editor. Tampilan geometri detektor

NaI (Tl) menggunakan visual editor sepertiditampilkan dalam Gambar 2 di bawah ini.

Gambar 2. Tampilan geometri detektor dalam

MCNP visual editor




Hal. 321-325

323

Sumber radiasi

Untuk mensimulasikan perjalanan radiasimaka harus didefinisikan terlebih dahulu sumber

radiasi. Dalam MCNP5 sumber radiasi

diistilahkan sebagai ”definisi sumber”. Effisiensiabsolut detektor diperoleh dari banyaknya cacah

pada energi tertentu dibagi dengan aktivitas

sumber yang digunakan. Adapun effisiensi relatif diperoleh dari perbandingan dengan effisiensi

absolut detektor NaI(Tl). Untuk menghitung

effisiensi absolut dan relatif digunakan persamaan

(2) dan (3).

Aktivitas

cps keV Absolut

1332 (2)

))1((

)(

ReT NaI Absolut

HPGe Absolut latif

(3)

Data sumber radiasi yang digunakan dalamsimulasi ini diperlihatkan dalam tabel 2.

Tabel 2. Data Sumber Radiasi untuk Input

MCNP5

Sumber Keterangan

Nuklida Co-60 dan Cs-137

Bentuk Titik

Jarak ke

detektor

5, 4, 3, 2 dan 1 cm

1173 keV (100%)Energi Co-601332 keV(100%)

Energi Cs-137 662 keV(100%)

Jenis partikel Foton

Model Pulsa Cacah

Untuk memperoleh output berupa nilai

cacah diperlukan input yang mendefinisikan

model cacah. Oleh kaarena itu dipilih tally energy

(E8) dan tally pulsa untuk foton (F8). Dengan

tally yang diberikan maka MCNP5 akan

mengeluarkan hasil berupa nilai cacah pada tiap-tiap bin energi yang ditentukan dan nilai

ketidakpastiannya[6]

. Output yang dihasilkan dari

pemilihan tally ini dapat digunakan untuk

pembuatan grafik spektrum energi dengan bantuan software Origin 5.0. Spektrum energi

yang dibuat dari hasil simulasi selanjutnya di

bandingkan dengan pencacahan dengan MCA

untuk menganalisis daerah Compton edge-nya.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Simulasi Spektrum Energi Dan Analisa

Compton Edge

Hasil simulasi spektrum energi Co-60

menggunakan detektor NaI(Tl) ditunjukkan dalam

Gambar 3 Selanjutnya hasilnya dibandingkandengan percobaan menggunakan detektor yang

ada di Laboratorium Pusat MIPA UNS. Sumber

yang digunakan adalah Cs-137 dengan aktivitas

1µCi dan menghasilkan spektrum seperti padaGambar 4.

Dari hasil pengukuran dan simulasiselanjutnya dihitung nilai efisiensi absolut

detektor NaI(Tl) 1”x1”. Diperoleh besarnya

efisiensi absolut detektor adalah (9,97 + 0,03) x

10-2

%, sedangkan dengan pengukuran sebenarnya

adalah (2,04) x 10-2

% . Hasil simulasi dengan

pengukuran sebenarnya terdapat perbedaan yang

cukup besar.

Perbedaan nilai dari hasil simulasi dan

pengukuran kemungkinan disebabkan karena

beberapa hal. Perbedaan dalam membuat detil

geometri sangat mungkin terjadi. Hal ini karenatidak dapat membuka detektor secara langsung,

sehingga detil bagian dalam detektor hanya

berupa perkiraan. Selain itu, hasil simulasi pada

MCNP5 tidak memperhatikan pengaruh luar dari

alat. Pada penggunaan MCA, hasil pengukuran

dipengaruhi oleh usia alat, dan faktor elektronika

pada MCA terutama pada bagian PMT yang

sudah berkurang kualitasnya. Akan tetapi, melihat

faktor usia MCA yang digunakan pada

pengukuran dibandingkan hasil simulasi

memperlihatkan bahwa nilai efisiensi detektor di

laboratorium telah berkurang.

0.0 0.5 1.0 1.5 2.0

0.00000

0.00005

0.00010

0.00015

0.00020

0.00025

0.00030

2.24E-04

2.73E-04

E f f i s i e n s i A b s o l u t

Energi (MeV)

Gambar 3. Simulasi Spektrum Energi Co-60

dengan MCNP5



S mulasi Pengukuran E fisiensi Detektor HPGe dan NA (TI) ...................

(Annisatun Fathonah dan Suharyana)

324

-20 0 20 40 60 80 100 1 20 1 40 160 180

0

20

40

60

80

100

c o m p t o n

e d g e

f o t o

p e a k

Hasil Simulasi MCNP5

MCA E f f i s i e n s i T e r n o

r m a l i s a s i

Energi ternormalisasi

Gambar 4. Perbandingan spektrum energi Cs-137

dengan MCNP5 dan MCA

Jika energi radiasi yang dipancarkan oleh

unsur radioaktif Cs-137 diserap seluruhnya oleh

elektron-elektron pada kristal detektor NaI(Tl)maka interaksi ini disebut efek fotolistrik yang

menghasilkan puncak energi ( fotopeak ) pada

spektrum γ (puncak) pada daerah energi 661,65keV. Apabila foton γ berinteraksi dengan sebuah

elektron bebas atau yang terikat lemah, misal

elektron pada kulit terluar suatu atom, maka

sebagian energi foton akan diserap oleh elektron

dan kemudian terhambur. Interaksi ini disebutdengan hamburan Compton. Titik batas antara

interaksi Compton dan fotolistrik menghasilkan

puncak energi yang disebut Compton Edge.

Puncak backscatter disebabkan oleh foton yang

telah dihamburkan keluar ternyata didefleksi balik

kedalam detektor sehingga terdeteksi ulang.

Pengaruh Jarak Sumber Ke Detektor

Terhadap Effisiensi

Simulasi yang kedua untuk menentukan

pengaruh jarak sumber ke detektor terhadap

effisiensi absolutnya. Sumber yang digunakan

adalah Cs-137 dengan variasi jarak 1,2,3,4, dan 5cm. Nilai efisiensi detektor pada variasi jarak

sumber ke detektor diperlihatkan pada Gambar 5.

1 2 3 4 50.00

0.02

0.04

0.06

0.08

0.10

0.12

0.14

0.16

0.18

E f f i e n s i A b s o l u t T o t a l

jarak (cm)

Gambar 5. Grafik hubungan efisiensi terhadap jarak dengan sumber Cs-137

Suatu partikel radiasi yang memasuki

sebuah detektor (sintillator) dapat memberikankontribusi tereksitasinya atom-atom di dalam

sintillator dengan efisiensi 100 %. Namun, radiasi

yang masuk pada sebuah sintillator umumnya

hanya sebesar fraksi tertentu dari total radiasi.Selebihnya, partikel radiasi tersebut hanya lewat

pada detektor tanpa memberikan kontribusiapapun.

Apabila panjang dari geometri detektor

tetap, namun jarak sumber ke detektor diperbesar

atau diperkecil akan mengakibatkan perubahan

nilai efisiensi. Semakin pendek jarak sumber ke

detektor, nilai efisiensi akan semakin besar. Hal

ini disebabkan, ketika jarak sumber ke detektor

diperkecil, lintasan yang ditempuh pada partikel

radiasi khususnya γ semakin besar, sehingga

fraksi yang menyatakan besarnya partikel radiasi

yang terabsorbsi semakin besar. Hasil simulasimenunjukkan hasil yang sesuai dengan teori.

Efisiensi detektor akan berkurang sebanding

dengan bertambahnya jarak sumber radiasi ke

detektor.

Efisiensi Relatif HPGe Terhadap NaI(Tl)

Simulasi selanjutnya adalah mengetahuiefisiensi relatif HPGe terhadap NaI(Tl) dengan

ukuran yang sama. Sebagaimana dilihat dalam

tinjauan pustaka, bahwa detektor HPGe paling

baik digunakan untuk spektroskopi γ. Akan tetapi,

effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkan NaI(Tl). Simulasi ini adalah untuk membuktikanhal tersebut. Dari hasil simulasi diperoleh

efisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl)

adalah (86,70±0,06)%. Spektrum hasil simulasi

diperlihatkan dalam Gambar 6.

0.0 0.5 1.0 1.5 2.0

0.00000

0.00005

0.00010

0.00015

0.00020

0.00025

0.00030

NaI(Tl)

HPGe

E f f i s i e n s i A b s o l u t

Energi (MeV)

Gambar 6. Grafik perbandingan spektrum Co-60

dengan NaI(Tl) dan HPGe

Hasil simulasi menunjukkan bahwa

effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkan

NaI(Tl). Meskipun demikian, keunggulan

detektor HPGe ini adalah resolusinya yang sangat

tinggi sehingga sangat baik digunakan untuk

spetroskopi sinar γ.




Hal. 321-325

325

KESIMPULAN

Program MCNP 5 dapat digunakan untuk keperluan spektroskopi sinar γ, pengukuran

effisiensi detektor dan hal yang

mempengaruhinya sesuai dengan teori. Effisiensidetektor akan berkurang seiring bertambahnya

jarak sumber ke detektor. Hasil simulasi juga

membuktikan bahwa nilai effisiensi detektor NaI(Tl) lebih tinggi dibandingkan dengan

detektor HPGe, meskipun resolusinya lebih

rendah. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensi

relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah

(86,70±0,06)%.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepada Ir.

Tagor M. Sembiring. selaku pemegang lisensi

MCNP5 di Indonesia, dan Rasito S.Si yang banyak membantu dalam pembuatan input.

DAFTAR PUSTAKA

1. X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003.

MCNP-A General Monte Carlo N-Particle

Transport Code. Version 5. Volume 1:

Overview and Theory. LA-UR-03-1987. Los

Alamos National Laboratory, Los

Alamos:New Mexico.2. RASITO, P. ILHAM Y., MUHAYATUN S.,

DAN ADE SUHERMAN. 2009. Penentuan

Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan MetodeMonte Carlo MCNP5. Prosiding Seminar

Nasional Teknik AAN . ISSN 2085-2797.hal.290-294. Yogyakarta.

3. TAVAKOLI ANBARAN, R. IZADI

NAJAFABADI DAN H. MIRI

HAKIMABAD.2009. The Effect of Detector

Dimensions On The NaI(Tl) Detector

response. Journal Of Applied Sciences, Vol

9, No.11, Hal 2168-2173.

4. Anonim,

http://www.nucleonica.net/wiki/index.php.

diunduh 11 Mei 2010.

5. X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003.

MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5.

Volume 1: Overview and Theory. LA-

UR-03-1987. Los Alamos National

Laboratory, Los Alamos:New Mexico.6. X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003.

MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5.

Volume II: User’s Guide. LA-UR-03-

1987. Los Alamos National Laboratory,

Los Alamos:New Mexico.

TANYA JAWAB

Pertanyaan:1. Pada jarak berapa terjadi efisiensi

maksimum?

2. Berapa simulasi neutron yang digunakan?

(Rokhmadi, PTRKN BATAN)

Jawaban:

1. Efisiensi semakin bertambah jika jarak

sumber ke detector semakin dekat. Jadi

effisiensi paling besar saat jarak sumber ke

detector paling dekat.

2. Simulasi ini merupakan simulasi foton bukan neutron dengan jumlah foton yang

disimulasikan sebesar 106

43.Annisatun,D321 325,Rev

Documents

Transcript of 43.Annisatun,D321 325,Rev