## Studi pemodelan efisiensi detektor HPGE-CSI(TL) menggunakan
Monte Carlo n-Particle (MCNP)
Siti Khodijah, Ngurah Ayu Ketut Umiati, Fajar Arianto* Departemen Fisika, Fakultas Sains dan Matematika, Universitas Diponegoro Jl. Lkr. Utara Undip, Tembalang, Kec. Tembalang, Kota Semarang 50275 *email: fajararianto@fisika.fsm.undip.ac.id
Abstrak  – Telah  dilakukan  simulasi  detektor  HPGe  dan  CsI(Tl)  menggunakan  program  MCNP.  Simulasi  ini bertujuan  untuk  mengetahui  efek  jarak  sumber  dan  material  housing  terhadap  efisiensi  detektor.  Simulasi dilakukan  dengan  memasukkan  kode  masukan  agar  terbentuk  geometri  detektor.  Termasuk  pemilihan  jenis sumber, tally dan  pengaturan  jarak.  Aluminium  dan stainless  steel ditetapkan  sebagai  material  housing. Penyinaran radiasi terhadap detektor searah sumbu x dengan variasi 0,75 hingga 3,75 cm dapat dijalankan. Hasil simulasi menampilkan nilai cacah pada tiap-tiap bin energi yang telah ditentukan dan nilai kesalahannya masing- masing. Penggunaan housing pada detektor dan jarak sumber berpengaruh terhadap pencacahan. Nilai efisiensi terbaik  detektor  HPGe  dan  CsI(Tl)  berturut-turut  adalah (1,995 ± 0,47) ×   10 % dan (1,988 ± 0,47) × 10 % untuk housing aluminium. Hasil simulasi ini bersesuaian dengan teori yang ada.
Kata kunci: HPGe, CsI(Tl), Efisiensi, Aluminium, Stainless steel..
Abstract – Simulation of HPGe and CsI(Tl) detectors have been carried out by using the MCNP program. This study aims to determine the effect of source distance and housing material on detector efficiency. Simulation is carried out by entering input code to form the detector geometry. Including selection of source type, tally and distance settings. Aluminum and stainless steel as a housing materials. Radiation irradiation to the detector in the direction of the x-axis with a variation of 0.75 to 3.75 cm. . The output of the MCNP program is to display the count value for each predetermined energy bin and the error value of each. The simulation results show that the  use  of  housing  of  the  detector  and  the  distance  of  the  source  affect  the  enumeration.  The  best  efficiency values for the HPGe and CsI(Tl) detectors are (1,995 ± 0,47) ×   10 % and (1,988 ± 0,47) ×   10 % of the aluminium housing. The results of simulation show results that are in accordance with the theory.
Key words: HPGe, CsI(Tl), Efficiency, Aluminium, Stainless steel.

## PENDAHULUAN
Pengukuran  dan  identifikasi  radionuklida  dapat dilakukan  dengan  spektroskopi  gamma.  Daya tembus  yang  besar  yang  dimiliki  sinar  gamma menjadikan  kelebihan  tersendiri  sehingga  tidak memerlukan  preparasi  cuplikan  yang  rumit. Dalam mengidentifikasi atau melakukan pengukuran  membutuhkan  sumber  radiasi  dan alat  ukur  standar  yaitu  MCA  dan  SCA (Oktajianto et al, 2015). Dalam pengukurannya, spektrometer  gamma  akan  mengeluarkan  data berupa  cacahan  sebagai  fungsi  energi  [2]. Keberhasilan  pengukuran  dengan  spektrometri gamma  ini  sangat  bergantung  pada  kualitas analisis  spektrum  gamma  yang  dihasilkan  oleh detektor.
Detektor memiliki peranan penting berkaitan  dengan  bahan  radioaktif.  Sebagai contoh  misalnya,  detektor  radiasi  gamma  yang berfungsi  untuk  menangkap  radiasi,  kemudian
mengubahnya  menjadi  sinyal  atau  pulsa  listrik [3].  Pada  perkembangannya,  detektor  jenis semikonduktor  seperti  detektor  HPGe  berhasil menjadikan metode pengukuran yang berkembang  lebih  pesat.  Hal  ini  dikarenakan germanium memiliki daya pisah tinggi sehingga sangat  baik  digunakan  pada  spektroskopi gamma.  Detektor  germanium  kemurnian  tinggi atau  yang  disebut  dengan  HPGe  cocok digunakan  pada  spekroskopi  sinar  gamma, karena  memiliki  resolusi  yang  sangat  baik berkisar  0,18%  pada  662  keV,  volume  kristal yang  tersedia  cukup  besar  dan  jumlah  nomor atom  (Z)  unsur  germanium  tinggi  sehingga dapat meningkatkan daya henti sinar gamma [4].
Beberapa  kajian  tentang  kristal  penyusun detektor  terus  berkembang  termasuk  kristal CsI(Tl) yang tergolong kedalam jenis sintilator. Terdapat  dua  jenis  sintilator  yaitu  organik  dan anorganik  [5]. Cesium  Iodide  doped  Thalium atau  CsI(Tl)  diketahui  sebagai  salah  satu
sintilator  anorganik  yang  memiliki  output sorotan paling terang sehingga dapat meningkatkan sinyal dan resolusi energi. Selain manfaatnya untuk identifikasi sumber radioaktif, CsI(Tl)  juga  telah  digunakan  untuk  aplikasi keamanan,  penelitian  ruang  angkasa  dan kedokteran nuklir [6].
Untuk  mendapatkan  analisis  yang  akurat dalam  metode  spektroskopi  gamma  adalah dengan  cara  mengetahui  efisiensinya.  Selain menggunakan kalibrasi sumber standar, menentukan  efisiensi  juga  dapat  dilakukan dengan model perhitungan atau simulasi (Rasito, dkk). Salah satu metode perhitungan yang dapat digunakan adalah monte carlo dengan salah satu program  komputernya  yaitu  Monte  Carlo  N- Particle  (MCNP)  yang  diketahui tepat mereproduksi  respon  detektor  untuk  berbagai bentuk  geometri  detektor  dengan  akurasi  yang memadai [7].
MCNP  merupakan  piranti  lunak  komputer menggunakan  metode  monte  carlo  yang  dapat digunakan  dalam  berbagai  bidang  seperti pemodelan  untuk  proteksi  radiologi,  instalasi nuklir,  perisai  dan  detektor [1].  Beberapa penelitian berkaitan dengan metode monte carlo telah  banyak  dilakukan,    diantaranya;  kalibrasi efisiensi  puncak  energi  penuh  pada  detektor HPGe dan sumber  [8], mengembangkan model detektor  HPGe  [9],  investigasi  pemodelan sudut/ hybrid untuk menghitung efisiensi detektor  HPGe  pada  puncak  energi  penuh absolut  [10],  eksperimen  untuk  penentuan efisiensi detektor HPGe [11].

## LANDASAN TEORI

## Radiasi Gamma
Radiasi  dapat  diartikan  sebagai  emisi  energi dalam  bentuk  gelombang  elektromagnetik  yang dapat  melalui  ruang  vakum  dan  dalam  media suatu material. Radiasi diklasifikasikan menjadi dua, yaitu radiasi pengion dan non pengion. Hal ini  didasarkan  pada  kekuatannya  dalam mengioniasi  materi  dan  umumnya  diberikan dalam  unit  elektron  volt.  Jenis  sumber  yang menghasilkan  sumber  radiasi  gama  diantaranya Cs-137 dan Co-60 [12].

## Detektor High Purity Germanium (HPGe)
Detektor radiasi merupakan suatu alat yang peka terhadap  radiasi,  dan  akan  menghasilkan  suatu respon tertentu. Detektor radiasi berfungsi untuk
menangkap  radiasi  dan  mengubahnya  menjadi sinyal atau pulsa listrik [3].
Detektor yang cocok digunakan pada spektroskopi  sinar  gamma  adalah  detektor germanium  kemurnian  tinggi  (HPGe: High Purity Germanium ) [4].
Cesium Iodide doped Thalium CsI(Tl)
Kristal CsI(Tl)  memiliki struktur kubik dengan densitas sebesar 4.53 g/cm 3 dan nomor atom (Z) yang  tinggi  yaitu  54.  Kristal  ini  memiliki stabilitas  mekanik  dan  kimia  yang  tinggi  dari sifat  higroskopis.  Pada  prinsipnya,  karakteristik dari  kristal  CsI(Tl)  seperti  pusat  warna  dan ketahanan  resistansi  radiasinya  tergantung  pada kemurnian dan  kesempurnaan kristal [13].

## Efisiensi Detektor
Efisiensi  adalah  suatu  parameter  yang  sangat penting  dalam  pencacahan  karena  pulsa  yang terekam  menunjukkan  rasio  antara  jumlah hitungan  yang  terdeteksi  dipuncak  dengan jumlah  foton  yang  dipancarkan  oleh  sumber, setiap  radiasi  yang  mengenai  detektor  akan diubah  menjadi  sebuah  pulsa  listrik  dan  akan dicatat  sebagai  cacahan  [14].  Efisiensi  detektor dapat ditentukan berdasarkan persamaan 1.
𝜀 = (1)
dengan 𝜀 abs menunjukkan  efisiensi  absolut  pada energi  E  dan  jumlah  radiasi  yang  dipancarkan atau  aktivitas  standar  sumber  radiasi  gamma selama pengukuran dengan satuan Bq.

## Software MCNP
Monte  Carlo  N-Particle  Extended  Version (MCNP)  yaitu  versi  baru  dari  MCNP  dengan fitur tambahan dan kemampuan menyimulasikan proton. Metode monte carlo merupakan metode numerik statistik yang dipakai untuk menyelesaikan masalah yang tidak dimungkinkan diselesaikan secara analitik yaitu dengan  menyimulasikan  bilangan  acak.  MCNP merupakan  piranti  lunak  yang  diaplikasikan untuk  menghitung  perjalanan  partikel  elektron, foton,  neutron,  proton,  dan  ion  dengan  rentang energi  hingga  orde  GeV.  Program  MCNP  2.6. yang  disusun  oleh  tim  monte  carlo  di Laboratorium Nasional Los Alamos, USA [15].

## METODE PENELITIAN
Prosedur  penelitian  diawali  dengan  membuat model  geometri  detektor,  model  pulsa  cacahan, dan  definisi  sumber  radiasi.  Pada  penelitian  ini menggunakan sumber radiasi Cs-137 dan Co-60. Input sumber  yang  digunakan  adalah  sumber titik  yang  telah  diatur  sesuai  jarak  yang  telah ditentukan.  Jarak    terbagi  menjadi  lima  variasi yaitu 0,75 cm; 1,5 cm; 2,25 cm; 3 cm; 3,75 cm.

## Teknik Pengambilan Data
Software  visual  editor atau  yang  biasa  disebut dengan  VISED,  digunakan  untuk  menampilkan pemodelan  detektor seperti  pada  Gambar  1  dan Gambar 2 berupa skema dua dimensi detektor.
Gambar  1 .  Set-Up  penelitian  2D  dalam  Visual Editor (XY).
Pada  Gambar  1  terdapat  udara  (angka  2), aluminium housing (angka 5), crystal (angka 6), crystal houlder (angka 7), vakum well (angka 9), dan tembaga (angka 10).
Gambar  2 .  Set-Up  penelitian  2D  dalam  Visual Editor (ZY)

## Model Pulsa Distribusi Energi
Penentuan  besaran  Fisika  dalam  penelitian  ini menggunakan beberapa jenis tally (besaran yang dicari  pada  MCNP)  diantaranya  tally energi (pada input file diberi kode E8) dan tally pulsa untuk  foton  (pada input file  diberi  kode  F8p). Tally  E8  merupakan  bin  energi  untuk menampilkan nilai cacahan pada rentang energi tertentu. Pada simulasi ini dibuat rentang energi dari 0 sampai dengan 2000 keV. Tally F8p akan memberikan keluaran MCNP berupa banyaknya cacahan  hasil  interaksi  foton  dengan  kristal
detektor.  Batas  akhir  histori  simulasi  MCNP adalah 3 × 10 .

## Running Program
Proses  running  MCNP  dilakukan  dengan menggunakan  total  commander  yaitu  dengan memanggil  kode  input  MCNP  “MCNP inp=fileinput.txt”  Software  visual  editor  atau yang  biasa  disebut  dengan  VISED,  digunakan untuk  menampilkan  pemodelan  detector. Partikel  foton  yang  terdistribusi  dalam  detektor berjumlah  3x10 5 .  Gambar  3.  menampilkan partikel yang terdistribusi mengenai detektor.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Pada penelitian ini geometri detektor mengikuti model  GX-3519,  p-type  HPGe  detector manufactured by CANBERRA. Geometri terdiri dari electrode window , tembaga, crystal, vaccum well  dan  housing [7].  Pada  saat  radiasi  gamma masuk  kedalam  detektor  dan  berinteraksi  di wilayah  kristal,  maka  akan  membentuk pasangan-pasangan  elektron-hole,  Pada  saat diberi  tegangan  tinggi  maka  mengakibatkan elektron bergerak ke arah positif, hole bergerak ke  arah  negatif  sehingga  pada  daerah  tersebut didapatkan  daerah  bersih.  Daerah  bersih merupakan daerah yang sangat sensitif terhadap arus.  Jika  radiasi  gamma  masuk,  maka  radiasi tersebut  akan  mengeksitasi  daerah  bersih sehingga  terjadi  rekombinasi  kemudian  muncul arus. Semakin banyak radiasi yang dipancarkan maka  rekombinasi  juga  akan  semakin  banyak. Jumlah  pasangan  muatan  yang  dihasilkan sebanding  dengan  energi  yang  disimpan  oleh foton.
Gambar 3 . Particle tracks menggunakan VISED
Partikel  foton  yang  terdistribusi  dalam detektor  berjumlah.  Seperti  pada  Gambar  3. Particle tracks menggunakan VISED, menampilkan partikel yang terdistribusi mengenai detektor.
Kristal  yang  digunakan  pada  penelitian  ini adalah purity  high  germanium (HPGe)  dan cesium  iodide  doped  thalium atau  CsI(Tl)  yang masing-masing  memiliki  massa  jenis  5,323
g/cm dan  4,51 g/cm .  Kristal  ini  yang  akan menyerap  sumber  radiasi  yang  dipancarkan dengan energi tertentu.

## Efisiensi detektor HPGe dan CsI(Tl)
Berdasarkan  hasil  simulasi  menggunakan program  MCNP  dihasilkan  efisiensi  detektor HPGe  dengan housing aluminium  sebesar (1,995 ± 0,47) ×  10  % dan  CsI(Tl)  sebesar (1,988 ± 0,47) ×  10  % .  Hasil  ini  diperoleh sesuai  sumber  yang  digunakan  yaitu  Cs-137 pada  energi  0,662  MeV.  Sedangkan  untuk detektor  HPGe  dan  CsI(Tl)  dengan housing stainless  steel berturut-turut  adalah (1,993 ± 0,47) ×   10 % dan (1,974 ± 0,47) × 10 %.
Berdasarkan simulasi MCNP dan kemudian menghitung nilai efisiensinya, diperoleh perbedaan  antara  sumber  radiasi  Cs-137  yang besarnya  0,662  MeV  dengan  Co-60  yang besarnya 1,173 MeV. Nilai efisiensi lebih tinggi pada  saat  menggunakan  sumber  dengan  energi 0,662 yaitu sebesar 1,995 × 10 % . Sedangkan untuk  penggunaan  sumber  Co-60  efisiensi  nya menurun  menjadi 0,693 × 10 % .  Hal  ini membuktikan  bahwa  besarnya  sumber  energi radiasi yang dipancarkan menghasilkan efisiensi yang  makin  kecil,  jika  energi  yang  digunakan besar.
Gambar  4 .  Perbandingan  spektrum  kristal  CsI(Tl) housing aluminium     dengan stainless steel 316L
Berdasarkan  simulasi  diperoleh  nilai efisiensi  model  detektor  tanpa housing adalah (2,712 ± 0,39) ×  10  % , sedangkan pada saat ditambahkan housing aluminium  dan stainless steel berturut-turut  efisiensi  detektor  HPGe bernilai (1,995 ± 0,47) ×   10  % dan (1,993 ± 0,47) ×  10  %.
Pengaruh  Variasi  Jarak  terhadap  Efisiensi Detektor
Faktor  yang  mempengaruhi  efisiensi  detektor selanjutnya  adalah  jarak  sumber  radiasi  ke
detektor.  Pada  penelitian  ini  nilai  efisiensi detektor  pada  variasi  jarak  sumber  ke  detektor diperlihatkan pada Gambar 5.
Gambar 5 . Grafik hubungan efisiensi detektor HPGe terhadap jarak sumber-detektor
Berdasarkan Gambar 5, terlihat bahwa nilai efisiensi  paling  tinggi diperoleh  pada  saat  jarak 0,75  cm  yaitu  jarak  yang  paling  dekat  dengan detektor.  Hal  ini  dapat  diartikan  bahwa  posisi tersebut  adalah  posisi  yang  sesuai  untuk mendapatkan  efisiensi  detektor  yang  maksimal. Efisiensi  detektor  akan  naik  pada  saat  sumber tepat  dekat  dengan  detektor.  Makin  dekat  jarak sumber  radiasi  dengan  detektor  sehingga efisiensi  makin  meningkat.  Efisiensi  detektor menurun pada jarak sumber  yang  semakin  jauh dengan  detektor.  Hal  ini  dikarenakan  jumlah sinar gamma yang mengenai detector berkurang akibat  interaksi  sinar  gamma  pada  materi lingkungan di luar detektor [1].
Gambar  6 .  Grafik  efisiensi  detektor  HPGe  dan CsI(Tl) dengan housing aluminium
Hasil  simulasi  menunjukkan  hasil  yang sesuai dengan teori. Kurva efisiensi terlihat lebih tinggi  pada  jarak  yang  lebih  dekat  dengan detektor.  Artinya,  semakin  dekat  jarak  sumber
0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 0,00 0,02 0,04 0,06 0,08 0,10 0,12 C o u nt ( cp s) Energi (MeV) Stainless steel 316L Aluminium
ke  detektor  maka  efisiensi  juga  semakin  tinggi. Pada Gambar 6. menjelaskan bahwa pada jarak yang  diatur  sama,  detektor  HPGe  memiliki efisiensi yang lebih tinggi dibandingkan dengan CsI(Tl).

## KESIMPULAN
Dapat  disimpulkan  bahwa  detektor  yang memiliki  kinerja  lebih  baik  adalah  detektor dengan kristal germanium. Nilai efisiensi terbaik detektor HPGe dan CsI(Tl) berturut-turut adalah (1,995 ± 0,47) ×  10 % dan (1,988 ± 0,47) ×   10 % untuk housing aluminium. Material  aluminium  memiliki  densitas  yang lebih  ringan  dibandingkan  dengan stainless steel .  Dengan  densitas  yang  lebih  kecil  maka foton  menjadi  lebih  mudah  menembus  material mengakibatkan probabilitas interaksinya dengan foton  menjadi  lebih  besar.  Sehingga  efisiensi dengan housing aluminium  lebih  tinggi dibandingkan  dengan  housing stainless  steel . Sehingga penggunaan aluminium lebih disarankan  sebagai  housing  detektor  dan efisiensi  paling  baik  adalah  pada  kondisi  jarak sumber radiasi semakin dekat dengan detektor.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih  kepada  Ibu Dr. Ngurah Ayu Ketut Umiati, S.Si., M.Si, dan Bapak  Fajar  Arianto,  S.Si.,  M.Si  yang  telah membimbing  dan  memberikan  saran-saran dalam  proses  penelitian  ini  sehingga  selesai dengan baik.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] Oktajianto, H., Setiawati, E., &  Richardina V.  2015.  Gamma  Spectroscopy  Response Analysis  of  Bismuth  Germanium  Oxide (Bgo) and Nai (Tl) Detector To Determine the  Detector  Efficiency  Using  the  Monte Carlo  MCNP  Method. Jurnal  Sains  Dan Matematika , 23 (2), 39–42.
[2] Tursinah,  R.,  Sukmabuana,  P.,  dan Laksono, T.C. 2016. Simulasi Monte Carlo untuk  Pengukuran  Radioaktivitas  Tanah Dengan  Spektrometer  Gamma  in-Situ Terkolimasi. Prosiding  Seminar  Nasional Teknologi  dan  Aplikasi  Reaktor  Nuklir. ISBN 978-979-17109-9-2.
[3] Britt, C., Wen, X., Qi, H., dan Hayward, J. P.  2021.  Directionality  for  wearable,
closely  packed  radiation  detector  arrays. Nuclear  Instruments  and  Methods  in PhysiCs Research, Section A: Accelerators, Spectrometers,  Detectors  and  Associated Equipment . 986 (2021) 16470.
[4] Britton,  R.,  Burnet,  J.,  Davies,  A.,  dan Regan,  P.  H.  2013.  Determining  the efficiency of a broad-energy HPGe detector using  Monte  Carlo  simulations. J Radioanal Nucl Chem 295, 2035–2041.
[5] Fabjan,  C.  W.  dan  Schopper,  H.,  2020. Particle  PhysiCs  Reference  Library. Detector  for  Particles  and  Radiation , Springer, ISBN 978-3-030-35318-6.
[6] Khan,  W.,  Zhang,  C.  H.  Q.,  dan  Cao,  Y. 2019. Design of CsI ( TI ) detector system to  search  for  lost  radioactive  source. Nuclear Science and Techniques , 30 (9), 1– 9.
[7] Azbouche, A., Belamri, M., dan Tchakoua, T.  2018.  Study  of  the  germanium  dead layer  influence  on  HP  (Ge)  detector efficiency  by  Monte  Carlo  simulation. Radiation  Detection  Technology  and Methods , 2 (2), 1–6.
[8] Agarwal, C., Chaudhury, S., Goswami, A., dan  Gathibandhe,  M.  2011.  Full  energy peak  efficiency  calibration  of  HPGe detector  for  point  and  extended  sources using Monte Carlo code. J Radioanal Nucl Chem , 287, 701–708.
[9] Haj-heidari, M. T., Safari, M. J., Afarideh,
H.,  dan  Rouhi,  H.  2016.  Method  for developing HPGe detector model in Monte Carlo simulation codes. Radiation
Measurements , 88, 1–6.
[10] Salman, A., Ahmed, Z., Allam, K. A., dan El-sharkawy, S. 2019. Investigation hybrid MCNP/Angle  model  for  calculating  the absolute  full-energy  peak  efficiency  of HPGe  detector.  Applied  Radiation  and Isotopes, 150, 57–62.
[11] Ješkovský,  M.,  Javorník,  A.,  Breier,  R.,
Slučiak,  J.,  dan  Povinec,  P.  P.  2019. Experimental and Monte Carlo determination of HPGe detector efficiency. Journal  of  Radioanalytical  and  Nuclear Chemistry , 322 (3), 1863–1869.
[12] Al-okour,  A.  2021.  Radiation  Physics : Radiation interaction with matter. Materials Today: Proceedings , xxxx .
[13] Saengkaew,  P.,  Sanorpim,  S.,  dan Jitpukdee,  M.  2016.  Impact  of  precursor purity  on  optical  properties  and  radiation detection  of  CsI :  Tl  scintillators. Applied
Physics A , 122 (8), 1–7. [14] Sacay,  E.  M.  2014. Monte  Carlo Calculated  Efficiency  Curve  Investigation for  the Ontario  Power  Generation  Moving Bed  Whole  Body  Counter.    Master  of Applied Science in Nuclear Engineering.
[15] Pelowitz, D. B. 2011. MCNP Tm  User ’ S
Manual Version 2.6.0, April 2008 LA-CP-
07-1473.