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

Hal. 321-325

321

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGeDAN 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: antniez.88@gmail.com

ABSTRAK

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKANMETODE MONTE CARLO MCNP5 . Telah dilakukan simulasi pengukuran nilai efisiensi detektor HPGedan 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-masingdetektor 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 hasilsimulasi 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 EMPLOYINGMONTE CARLO METHODE, MCNP5. Simulation was done for measuring the efficiency of the HPGe andNaI (Tl) detector by MCNP5 program. Both of detector dimension is made equally, 1 "x 1". Gammaradiation source, Cs-137 and Co-60, was modeled as a point with a flux of 106. Distance of point source toeach 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 toNaI (Tl) detector by the simulation result was (86.70 ± 0.06)%.

Keyword : simulation, gamma spectroscopy, MCNP5

PENDAHULUAN

Bidang ilmu Fisika Nuklir telah berkembangdan telah dimanfaatkan untuk keperluan damai.Pengukuran aktivitas suatu material radioaktifserta dosisnya perlu dilakukan untuk memperkecilresiko bahaya radiasi. Salah satu alat yang banyakdigunakan untuk mengukur aktivitas adalahspektrometer gamma ( yang dilengkapi dengandetektor NaI(Tl) maupun High Purity Germanium(HPGe). Agar spektrometer dapat memberikanhasil ukur yang akurat, efisiensi serta resolusidetektor harus diketahui nilainya selainmelakukan kalibrasi tenaga – nomer kanal.Besaran – besaran tersebut diukur dengan caramelakukan pencacahan suatu sumber radioaktifyang telah diketahui aktivitas serta tenaganyamenggunakan seperangkat spektrometer.

Salah satu metode statistik yang digunakanmengetahui interaksi partikel radiasi denganmateri adalah metode Monte Carlo. Metode inimerupakan analisis numerik yang harusdilaksanakan menggunakan komputer. Salah satuperangkat lunak metode Monte Carlo adalahMCNP (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 telahmemiliki perangkat lunak MCNP versi 5 atausering disebut dengan MCNP5.

Jurusan Fisika FMIPA Universitas SebelasMaret memiliki seperangkat spektrometer yangterdiri atas detektor kelipan NaI(Tl) serta MultiChannel Analyzer (MCA). Untuk menjaminsistem spektrometer memiliki unjuk kerja yanghandal, secara berkala, dilakukan pengukuranefisiensi mutlak serta resolusi detektornya.Disamping itu, Jurusan Fisika UNS juga sedangmulai mengembangkan ilmu Fisika Nuklir secarasimulasi teoritis menggunakan metode MonteCarlo dengan perangkat lunak MCNP5. Padamakalah ini akan disajikan karya perdanamenggunakan MCNP5 untuk membuat simulasimenghitung efisiensi detektor NaI(Tl) dan HPGe.Sumber radiasi yang digunakan adalah Cs-137dan Co-60. Diharapkan makalah merupakanlangkah awal mengoptimalkan MCNP5 diJurusan Fisika FMIPA UNS.

METODOLOGI

Radionuklida Cs-137 telah diketahuimemancarkan sinar tunggal dengan energisebesar 662 keV, sedangkan C0-60 memancarkan

Simulasi Pengukuran Effisiensi Detektor HPGe dan NAi (TI) ...................(Annisatun Fathonah dan Suharyana)

322

2 buah sinar dengan energi 1173 keV dan 1332keV. Spektroskopi energi Cs-137 menggunakanMCA akan memperlihatkan puncak tunggalsedangkan pada C0-60 berupa dua buah puncak.Efisiensi absolut detektor masing-masing puncakdapat dinyatakan dengan persamaan

%100int

ensitas

cacahanjumlah (1)

Efisiensi detektor dapat dihitung secarasimulasi menggunakan metode Monte Carlo.Metode ini termasuk metode numerik statistikyang digunakan untuk menyelesaikanpermasalahan yang sulit diselesaikanmenggunakan metode analitik. Perjalanan partikelfoton disimulasikan dimulai dari sumber,berinteraksi dengan atom material detektorsampai akhirnya foton tersebut diserap olehmaterial atau keluar dari sistem. MCNPmemerlukan 3 inputan yaitu geometri, sumberradiasi serta moel pulsa cacah. Geometri yangdiinputkan meliputi kristal material detektor,

casing serta sifat-sifat fisik meliputi jenismaterial, 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-atomdi dalam material detektor yang telahdimodelkan geometrinya akan dihitung olehsecara statistik oleh MCNP5. PerhitunganMCNP5 dimulai sejak partikel tersebut ”lahir”hingga partikel tersebut membentuk pulsacacahan atau berakhir ”mati”. Ruang antaraperisai dengan detektor dalam simulasi MCNP5juga dimodelkan, karena seluruhnya memberikanpengaruh dalam pencacahan terutama akibathamburan balik foton.[5]. Data detektor untuksimulasi 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 2,7071 (tebal)

Penutup Stainless 7,99 1Vakum (detektor-window)

0 5

Geometri detektor dibuat menggunakanMCNP visual editor. Tampilan geometri detektorNaI (Tl) menggunakan visual editor sepertiditampilkan dalam Gambar 2 di bawah ini.

Gambar 2. Tampilan geometri detektor dalamMCNP visual editor

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

Hal. 321-325

323

Sumber radiasi

Untuk mensimulasikan perjalanan radiasimaka harus didefinisikan terlebih dahulu sumberradiasi. Dalam MCNP5 sumber radiasidiistilahkan sebagai ”definisi sumber”. Effisiensiabsolut detektor diperoleh dari banyaknya cacahpada energi tertentu dibagi dengan aktivitassumber yang digunakan. Adapun effisiensi relatifdiperoleh dari perbandingan dengan effisiensiabsolut detektor NaI(Tl). Untuk menghitungeffisiensi absolut dan relatif digunakan persamaan(2) dan (3).

Aktivitas

cps keVAbsolut

1332 (2)

))1((

)(Re

TNaIAbsolut

HPGeAbsolutlatif

(3)

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

Tabel 2. Data Sumber Radiasi untuk InputMCNP5

Sumber Keterangan

Nuklida Co-60 dan Cs-137

Bentuk Titik

Jarak kedetektor

5, 4, 3, 2 dan 1 cm

1173 keV (100%)Energi Co-60

1332 keV(100%)

Energi Cs-137 662 keV(100%)

Jenis partikel Foton

Model Pulsa Cacah

Untuk memperoleh output berupa nilaicacah diperlukan input yang mendefinisikanmodel cacah. Oleh kaarena itu dipilih tally energy(E8) dan tally pulsa untuk foton (F8). Dengantally yang diberikan maka MCNP5 akanmengeluarkan hasil berupa nilai cacah pada tiap-tiap bin energi yang ditentukan dan nilaiketidakpastiannya[6]. Output yang dihasilkan daripemilihan tally ini dapat digunakan untukpembuatan grafik spektrum energi denganbantuan software Origin 5.0. Spektrum energiyang dibuat dari hasil simulasi selanjutnya dibandingkan dengan pencacahan dengan MCAuntuk menganalisis daerah Compton edge-nya.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Simulasi Spektrum Energi Dan AnalisaCompton Edge

Hasil simulasi spektrum energi Co-60

menggunakan detektor NaI(Tl) ditunjukkan dalamGambar 3 Selanjutnya hasilnya dibandingkandengan percobaan menggunakan detektor yangada di Laboratorium Pusat MIPA UNS. Sumberyang digunakan adalah Cs-137 dengan aktivitas1µCi dan menghasilkan spektrum seperti padaGambar 4.

Dari hasil pengukuran dan simulasiselanjutnya dihitung nilai efisiensi absolutdetektor NaI(Tl) 1”x1”. Diperoleh besarnyaefisiensi absolut detektor adalah (9,97 + 0,03) x10-2 %, sedangkan dengan pengukuran sebenarnyaadalah (2,04) x 10-2 % . Hasil simulasi denganpengukuran sebenarnya terdapat perbedaan yangcukup besar.

Perbedaan nilai dari hasil simulasi danpengukuran kemungkinan disebabkan karenabeberapa hal. Perbedaan dalam membuat detilgeometri sangat mungkin terjadi. Hal ini karenatidak dapat membuka detektor secara langsung,sehingga detil bagian dalam detektor hanyaberupa perkiraan. Selain itu, hasil simulasi padaMCNP5 tidak memperhatikan pengaruh luar darialat. Pada penggunaan MCA, hasil pengukurandipengaruhi oleh usia alat, dan faktor elektronikapada MCA terutama pada bagian PMT yangsudah berkurang kualitasnya. Akan tetapi, melihatfaktor usia MCA yang digunakan padapengukuran dibandingkan hasil simulasimemperlihatkan bahwa nilai efisiensi detektor dilaboratorium 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

Effis

iensiA

bsolu

t

Energi (MeV)

Gambar 3. Simulasi Spektrum Energi Co-60dengan MCNP5

Simulasi Pengukuran Effisiensi Detektor HPGe dan NAi (TI) ...................(Annisatun Fathonah dan Suharyana)

324

-20 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180

0

20

40

60

80

100

com

pton

edge

foto

peak

Hasil Simulasi MCNP5

MCA

Effis

iensiT

ern

orm

alis

asi

Energi ternormalisasi

Gambar 4. Perbandingan spektrum energi Cs-137dengan MCNP5 dan MCA

Jika energi radiasi yang dipancarkan olehunsur radioaktif Cs-137 diserap seluruhnya olehelektron-elektron pada kristal detektor NaI(Tl)maka interaksi ini disebut efek fotolistrik yangmenghasilkan puncak energi (fotopeak) padaspektrum γ (puncak) pada daerah energi 661,65 keV. Apabila foton γ berinteraksi dengan sebuah elektron bebas atau yang terikat lemah, misalelektron pada kulit terluar suatu atom, makasebagian energi foton akan diserap oleh elektrondan kemudian terhambur. Interaksi ini disebutdengan hamburan Compton. Titik batas antarainteraksi Compton dan fotolistrik menghasilkanpuncak energi yang disebut Compton Edge.Puncak backscatter disebabkan oleh foton yangtelah dihamburkan keluar ternyata didefleksi balikkedalam detektor sehingga terdeteksi ulang.

Pengaruh Jarak Sumber Ke DetektorTerhadap Effisiensi

Simulasi yang kedua untuk menentukanpengaruh jarak sumber ke detektor terhadapeffisiensi absolutnya. Sumber yang digunakanadalah Cs-137 dengan variasi jarak 1,2,3,4, dan 5cm. Nilai efisiensi detektor pada variasi jaraksumber 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

Eff

ien

siA

bso

lut

To

tal

jarak (cm)

Gambar 5. Grafik hubungan efisiensi terhadap jarakdengan sumber Cs-137

Suatu partikel radiasi yang memasukisebuah detektor (sintillator) dapat memberikankontribusi tereksitasinya atom-atom di dalamsintillator dengan efisiensi 100 %. Namun, radiasiyang masuk pada sebuah sintillator umumnyahanya sebesar fraksi tertentu dari total radiasi.Selebihnya, partikel radiasi tersebut hanya lewatpada detektor tanpa memberikan kontribusiapapun.

Apabila panjang dari geometri detektortetap, namun jarak sumber ke detektor diperbesaratau diperkecil akan mengakibatkan perubahannilai efisiensi. Semakin pendek jarak sumber kedetektor, nilai efisiensi akan semakin besar. Halini disebabkan, ketika jarak sumber ke detektordiperkecil, lintasan yang ditempuh pada partikelradiasi khususnya γ semakin besar, sehingga fraksi yang menyatakan besarnya partikel radiasiyang terabsorbsi semakin besar. Hasil simulasimenunjukkan hasil yang sesuai dengan teori.Efisiensi detektor akan berkurang sebandingdengan bertambahnya jarak sumber radiasi kedetektor.

Efisiensi Relatif HPGe Terhadap NaI(Tl)

Simulasi selanjutnya adalah mengetahuiefisiensi relatif HPGe terhadap NaI(Tl) denganukuran yang sama. Sebagaimana dilihat dalamtinjauan pustaka, bahwa detektor HPGe palingbaik digunakan untuk spektroskopi γ. Akan tetapi, effisiensi HPGe lebih rendah dibandingkanNaI(Tl). Simulasi ini adalah untuk membuktikanhal tersebut. Dari hasil simulasi diperolehefisiensi relatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl)adalah (86,70±0,06)%. Spektrum hasil simulasidiperlihatkan 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

Effis

iensiA

bsolu

t

Energi (MeV)

Gambar 6. Grafik perbandingan spektrum Co-60dengan NaI(Tl) dan HPGe

Hasil simulasi menunjukkan bahwaeffisiensi HPGe lebih rendah dibandingkanNaI(Tl). Meskipun demikian, keunggulandetektor HPGe ini adalah resolusinya yang sangattinggi sehingga sangat baik digunakan untukspetroskopi sinar γ.

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

Hal. 321-325

325

KESIMPULAN

Program MCNP 5 dapat digunakan untukkeperluan spektroskopi sinar γ, pengukuran effisiensi detektor dan hal yangmempengaruhinya sesuai dengan teori. Effisiensidetektor akan berkurang seiring bertambahnyajarak sumber ke detektor. Hasil simulasi jugamembuktikan bahwa nilai effisiensi detektorNaI(Tl) lebih tinggi dibandingkan dengandetektor HPGe, meskipun resolusinya lebihrendah. Dari hasil simulasi diperoleh efisiensirelatif detektor HPGe terhadap NaI(Tl) adalah(86,70±0,06)%.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepada Ir.Tagor M. Sembiring. selaku pemegang lisensiMCNP5 di Indonesia, dan Rasito S.Si yangbanyak membantu dalam pembuatan input.

DAFTAR PUSTAKA

1. X-5 MONTE CARLO TEAM. 2003.MCNP-A General Monte Carlo N-ParticleTransport Code. Version 5. Volume 1:Overview and Theory. LA-UR-03-1987. LosAlamos National Laboratory, LosAlamos:New Mexico.

2. RASITO, P. ILHAM Y., MUHAYATUN S.,DAN ADE SUHERMAN. 2009. PenentuanEfisiensi Detektor Germanium DiLaboratorium AAN PTNBR Dengan MetodeMonte Carlo MCNP5. Prosiding SeminarNasional Teknik AAN. ISSN 2085-2797.hal.290-294. Yogyakarta.

3. TAVAKOLI ANBARAN, R. IZADINAJAFABADI DAN H. MIRIHAKIMABAD.2009. The Effect of DetectorDimensions On The NaI(Tl) Detectorresponse. Journal Of Applied Sciences, Vol9, 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 NationalLaboratory, 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. Jadieffisiensi paling besar saat jarak sumber kedetector paling dekat.

2. Simulasi ini merupakan simulasi fotonbukan neutron dengan jumlah foton yangdisimulasikan sebesar 106