ABSTRAK
CTHEVYA GRICE SHARY SUHATRIL. Radiasi Gamma dari Cesium 134 pada tanah. Dibimbing oleh JAJANG JUANSAH dan POPPY INTAN TJAHAJA.
Nilai efisiensi pada pengukuran radiasi gamma sangat dipengaruhi oleh faktor geometri. Pengukuran ini dilakukan terhadap tanah yang dicampur dengan cesium-134 dengan radionuklida yang teratur pada spektrometer gamma. Campuran tanah dengan 134Cs dicacah menggunakan spektrometer gamma pada berbagai ukuran wadah sampel yaitu silinder dengan ukuran 0,2 liter dan 2 liter dan menggunakan Marinelli beaker dengan ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter. Luas permukaan wadah yang kontak dengan detektor juga mempengaruhi nilai efisiensi. Semakin besar nilai perbandingan luas permukaan wadah yang kontak dengan detektor terhadap seluruh luas permukaan sampel maka menjadi semakin besar nilai efisiensi.
1
PENDAHULUAN
Latar Belakang
Kemajuan ilmu pengetahuan yang pesat dewasa ini dalam bidang teknologi dan industri, serta makin meningkatnya pemanfaatan zat radioaktif di berbagai bidang, memunculkan pemikiran tentang perlunya pengelolaan lingkungan yang berkaitan dengan dampak pemanfaatan tersebut. Kerusakan lingkungan dapat dikurangi atau dicegah dengan cara mempelajari dan melaksanakan analisis sifat radioaktivitas.
Spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe) merupakan salah satu alat yang digunakan dalam pemantauan lingkungan. Alat ini dapat digunakan untuk mengukur aktivitas radionuklida baik buatan maupun alami di dalam sampel lingkungan (Martin, 2002).
Pengukuran radioaktivitas tingkat rendah pada sampel lingkungan menggunakan spektrometer gamma. Untuk memperoleh hasil pengukuran yang baik diperlukan suatu faktor koreksi pengukuran yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran.
Pengukuran radiasi gamma dipengaruhi oleh faktor geometri karena geometri sampel dengan luas permukaan detektor yang kontak dengan wadah sampel mempengaruhi pembacaan detektor terhadap sinar gamma yang dipancarkan oleh sampel, dimana dalam sampel terjadi interaksi sinar gamma dengan material menghasilkan tiga fenomena yaitu: efek fotolistrik, hamburan Compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan menghasilkan elektron yang selanjutnya dapat mengionisasi atom-atom lain di dalam bahan.
Kalibrasi standar yang mempunyai faktor geometri yang sama harus digunakan dalam kaitan dengan pengukuran sinar gamma. Jika hal tersebut tidak dilakukan maka aktivitas yang terukur di dalam sampel akan dibiaskan karena perbedaan dalam faktor geometri. Pada penelitian ini dilakukan penentuan efisiensi pengukuran radiasi sinar gamma dengan radioaktivitas rendah dengan menggunakan spektrometer gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe dan sistem penganalisis salur ganda (MCA).
Tujuan
Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari radiasi gamma cesium-134 pada tanah berdasarkan faktor goemetri sampel dan jumlah cesium yang terkandung pada tanah menggunakan spektrometer gamma.
Manfaat
Penelitian ini diharapkan memberi informasi radiasi 134Cs dalam sampel tanah menggunakan alat spektrometer gamma. Nilai efisiensi pengukuran yang diperoleh dari penelitian ini dapat digunakan sebagai faktor koreksi pada pengukuran 134Cs dalam sampel tanah lingkungan.
Hipotesis
Faktor geometri akan mempengaruhi hasil pengukuran radiasi gamma 134Cs di dalam sampel tanah dengan spektrometer gamma yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran.
TINJAUAN PUSTAKA
Cesium
Pertama kali cesium ditemukan oleh Bunseb dan Kirchoff pada tahun 1860 melalui spektroskopi air dan mineral dari Durkheim, Jerman. Kata cesium berasal dari bahasa Latin, caesius, yang berarti langit biru, karena unsur ini memiliki spektrum garis di daerah warna biru. Cesium di alam terasosiasi dengan mineral polusit (silika terhidrat antara aluminium dan cesium) dan lepidolit. Cesium tersebar luas di dalam kerak bumi dengan konsentrasi rendah. Sumber buatan cesium paling penting adalah polusit dan silika hidrat dari aluminium. Rata-rata kandungan cesium dalam tanah adalah 5 g/gram (Alfiyan, 2001).
Cesium merupakan logam yang sangat reaktif secara kimiawi. Cesium sangat reaktif terutama ketika bereaksi dengan air akan terbentuk basa dengan pelepasan kalor yang sedemikian besar sehingga bereaksi dengan hidrogen yang dilepaskan dalam proses tersebut. Ada 32 isotop cesium, beberapa diantaranya disajikan pada Tabel 1.
137
1
PENDAHULUAN
Latar Belakang
Kemajuan ilmu pengetahuan yang pesat dewasa ini dalam bidang teknologi dan industri, serta makin meningkatnya pemanfaatan zat radioaktif di berbagai bidang, memunculkan pemikiran tentang perlunya pengelolaan lingkungan yang berkaitan dengan dampak pemanfaatan tersebut. Kerusakan lingkungan dapat dikurangi atau dicegah dengan cara mempelajari dan melaksanakan analisis sifat radioaktivitas.
Spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe) merupakan salah satu alat yang digunakan dalam pemantauan lingkungan. Alat ini dapat digunakan untuk mengukur aktivitas radionuklida baik buatan maupun alami di dalam sampel lingkungan (Martin, 2002).
Pengukuran radioaktivitas tingkat rendah pada sampel lingkungan menggunakan spektrometer gamma. Untuk memperoleh hasil pengukuran yang baik diperlukan suatu faktor koreksi pengukuran yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran.
Pengukuran radiasi gamma dipengaruhi oleh faktor geometri karena geometri sampel dengan luas permukaan detektor yang kontak dengan wadah sampel mempengaruhi pembacaan detektor terhadap sinar gamma yang dipancarkan oleh sampel, dimana dalam sampel terjadi interaksi sinar gamma dengan material menghasilkan tiga fenomena yaitu: efek fotolistrik, hamburan Compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan menghasilkan elektron yang selanjutnya dapat mengionisasi atom-atom lain di dalam bahan.
Kalibrasi standar yang mempunyai faktor geometri yang sama harus digunakan dalam kaitan dengan pengukuran sinar gamma. Jika hal tersebut tidak dilakukan maka aktivitas yang terukur di dalam sampel akan dibiaskan karena perbedaan dalam faktor geometri. Pada penelitian ini dilakukan penentuan efisiensi pengukuran radiasi sinar gamma dengan radioaktivitas rendah dengan menggunakan spektrometer gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe dan sistem penganalisis salur ganda (MCA).
Tujuan
Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari radiasi gamma cesium-134 pada tanah berdasarkan faktor goemetri sampel dan jumlah cesium yang terkandung pada tanah menggunakan spektrometer gamma.
Manfaat
Penelitian ini diharapkan memberi informasi radiasi 134Cs dalam sampel tanah menggunakan alat spektrometer gamma. Nilai efisiensi pengukuran yang diperoleh dari penelitian ini dapat digunakan sebagai faktor koreksi pada pengukuran 134Cs dalam sampel tanah lingkungan.
Hipotesis
Faktor geometri akan mempengaruhi hasil pengukuran radiasi gamma 134Cs di dalam sampel tanah dengan spektrometer gamma yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran.
TINJAUAN PUSTAKA
Cesium
Pertama kali cesium ditemukan oleh Bunseb dan Kirchoff pada tahun 1860 melalui spektroskopi air dan mineral dari Durkheim, Jerman. Kata cesium berasal dari bahasa Latin, caesius, yang berarti langit biru, karena unsur ini memiliki spektrum garis di daerah warna biru. Cesium di alam terasosiasi dengan mineral polusit (silika terhidrat antara aluminium dan cesium) dan lepidolit. Cesium tersebar luas di dalam kerak bumi dengan konsentrasi rendah. Sumber buatan cesium paling penting adalah polusit dan silika hidrat dari aluminium. Rata-rata kandungan cesium dalam tanah adalah 5 g/gram (Alfiyan, 2001).
Cesium merupakan logam yang sangat reaktif secara kimiawi. Cesium sangat reaktif terutama ketika bereaksi dengan air akan terbentuk basa dengan pelepasan kalor yang sedemikian besar sehingga bereaksi dengan hidrogen yang dilepaskan dalam proses tersebut. Ada 32 isotop cesium, beberapa diantaranya disajikan pada Tabel 1.
137
2
238U, 239Pu dan 232Th dengan neutron cepat dengan hasil yang tinggi (Muharini, 1998). 137
Cs merupakan sumber pancaran dan dengan energi 0,662 MeV yang memiliki waktu paruh yang panjang, yaitu 30 tahun (Eisenbud, 1973). 137Cs digunakan sebagai sumber pada lembaga penelitian dan indudtri (Haryanto, 2004). Radionuklida cesium-134 memiliki energi utamanya sebagai berikut :
563,4 keV dengan intensitas 8% 569,3 keV dengan intensitas 35% 604,7 keV dengan intensitas 100% 795,8 keV dengan intensitas 90% 802,0 keV dengan intensitas 9% 1364,4 keV dengan intensitas 4%
Sifat-sifat fisik cesium antara lain berwana putih keperakan, lunak dan segera meleleh pada suhu kamar, titik didih 685oC, titik leleh 529oC, massa jenis padatnya pada suhu 17oC adalah 1892 kg/m3 dan massa jenis cairnya pada suhu 40oC adalah 1827 kg/m3. Cesium adalah logam berat dari semua logam alkali denagn nomor atom 55. Sifat kimia cesium mirip dengan kalium dan rubidium. Cesium-134 merupakan salah satu isotop cesium yang bersifat radioaktif dengan memancarkan partikel dan untuk mencapai kestabilannya. Energi partikel yang dipancarkan sebasar 0,523 MeV dan 1,19 MeV, sedangkan partikel mempunyai energi 0,6043 MeV (ATSDR, 2004).
Tabel 1. Isotop cesium Isotop Waktu
paruh 133 Cs 134 Cs 134m Cs 135 Cs 136 Cs 137 Cs Stabil 2,1 tahun 2,9 jam 2,3x106 tahun 13,2 hari 30,2 tahun
Sumber : Argonne National Laboratory, 2001
Cesium-134 dihasilkan dari reaksi fisi bahan bakar reaktor nuklir, jumlah yang dihasilkan tergantung dari tipe bahan bakar, jumlah neutron dan jumlah energi panas yang dihasilkan. Cesium-134 yang bersal dari reaksi fisi akan dapat masuk ke dalam komponen lingkungan dan dapat terakumulasi dalam komponen lingkungan tersebut (Setiawati, 2003).
Radiasi
Atom terdiri dari proton, neutron dan elektron. Komposisi jumlah proton yang merupakan nomor atom dan neutron di dalam inti atom sangat menentukan kestabilan inti atom. Kestabilan inti atom biasanya ditentukan dari perbandingan jumlah proton dan neutron di dalam inti atom.
Unsur yang terdiri dari atom yang tidak stabil akan berubah secara spontan menjadi produk atom yang lebih stabil dengan memancarkan radiasi. Unsur yang mengandung inti yang tidak stabil disebut bersifat radioaktif. Proses perubahan unsur dari inti atom tidak stabil menjadi inti atom stabil biasanya disertai dengan emisi atau pancaran radiasi dalam bentuk partikel bermuatan dan sinar gamma. Proses ini disebut dengan peluruhan radioaktif (radioactive decay).
Radiasi adalah pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk panas, partikel atau gelombang elektromagnetik (foton) dari sumber radiasi. Ada beberapa sumber radiasi yang kita kenal di sekitar kehidupan kita, contohnya adalah televisi, lampu penerangan, alat pemanas makanan (microwave oven), komputer, dan lain-lain. Perbedaan panjang gelombang pada radiasi elektromagnetik dapat dilihat pada Gambar 1. Selain benda-benda tersebut ada sumber-sumber radiasi yang bersifat unsur alamiah dan berada di udara, di dalam air, tanah atau berada di dalam lapisan bumi.
Gambar 1. Radiasi elektromagnetik Sumber: Introduction to Radiation Safety,
http://www.ndt.org, 2009
Pada tahun 1898 Rutherford menunjukkan bahwa sinar-X dan radiasi yang dipancarkan oleh materi radioaktif pada dasarnya bertingkah laku sama , yaitu partikel radiasi berenergi tinggi yang dipancarkan oleh bahan radioaktif menumbuk dan melepaskan elektron dari atom yang ada di udara.
3
dipancarkan oleh materi radioaktif sepertiuranium atau thorium, paling sedikit ada 2 jenis radiasi yang dipancarkan oleh bahan radioaktif alam uranium dan thorium. Salah satunya memiliki daya ionisasi yang sangat besar, karena itu mudah diserap oleh materi, dapat dihentikan dengan kertas tipis, yang satu lagi memiliki daya ionisasi yang lebih kecil dan daya tembus yang besar. Menggunakan dua huruf pertama abjad Yunani, yang pertama disebut radiasi alpha, yang kedua radiasi Beta. Selain itu juga diketahui adanya radiasi yang memiliki daya tembus lebih besar dari pada Beta, dan radiasi ini disebut radiasi Gamma (Infonuklir, 2009).
Radiasi Alpha
Partikel alpha merupakan partikel yang bersifat energetik dengan muatan listrik positif (α) terdiri dari inti helium yang mengandung dua proton dan dua neutron serta memiliki sifat yang sama dengan inti helium. Menurut standar nuklir partikel alpha melintas lebih lambat dalam bahan, hal ini menyebabkan adanya kesempatan lebih lama untuk berinteraksi dengan atom sepanjang jalur lintasannya dan akan memberikan sebagian energinya selama interaksinya dengan bahan.
Pertikel alpha kehilangan energi melalui interaksi dengan elektron atom dalam medium penyerap. Energi yang dipindahkan ke elektron menyebabkan elektron tereksitasi ke tingkat energi yang lebih tinggi atau seluruhnya terpisah dari atom induknya (ionisasi). Radiasi alpha adalah radiasi ionisasi yang dihasilkan dari peluruhan radioaktif atom-atom unsur yang bersifat tidak stabil. Unsur-unsur yang dapat memancarkan pertikel alpha diantaranya adalah americium-241, plutonium-236, thorium-232, radium-226 (EPA, 2009). Contoh peluruhan radiasi alpha adalah peluruhan Plutonium menjadi Uranium, dimana 24 adalah radiasi alpha (α) yang persamaan reaksinya sebagai berikut: (Martin, 2002).
92 238 →
2
4 + ℎ
90 234
Jika ditinjau dari bidang kesehatan, maka partikel alpha akan menyebabkan kerusakan pada tubuh. Tingkat bahayanya bergantung pada jenis paparan yang terjadi. Pemaparan internal jauh lebih berbahaya dibandingkan dengan pemaparan eksternal, karena pertikel alpha kehilangan energi dan tidak mampu
untuk menembus lapisan terluar dari kulit manusia. Apabila partikel alpha terhirup, termakan atau masuk ke dalam aliran darah, maka jaringan-jaringan yang dilewati oleh partikel alpha dapat mengalami kerusakan.
Radiasi Beta
Pertikel beta mempunai ukuran jauh lebih kecil dibandingkan dengan partikel alpha dan melintas jauh lebih cepat dalam bahan. Sedikit kemungkinan interaksi per satuan panjang jarak lintasan dan memberikan energinya lebih lambat jika dibandingkan dengan partikel alpha. Peluruhan atom yang bersifat radioaktif mengasilkan partikel beta, namun partikel beta tidak bersifat radioaktif. Partikel beta memiliki energi dalam bentuk kecepatan yang dapat mengakibatkan kerusakan pada sel hidup. Ketika berada dalam sebuah lintasan, partikel beta dapat memecah ikatan struktur kimia yang kemudian akan menghasilkan ion-ion.
Pancaran partikel beta terjadi ketika rasio antara neutron dan proton dalam inti atom tinggi. Radiasi beta terdiri dari elektron dengan kecepatan tinggi yang berasal dari inti. Elektron inti mempunyai sifat sama dengan elektron atom yang mempunyai massa 1/1840u dan membawa satu unit muatan negatif. Unsur-unsur yang dapat memancarkan partikel beta diantaranya adalah tritium, stronsium-90 dan cesium-137 (EPA, 2009). Contoh peluruhan radiasi beta negatif dapat ditulis sebagai berikut: (Martin, 2002).
ℎ →23491��+ −
90 234
Sedangkan peluruhan beta positif atau positron adalah sebagai berikut: (Martin, 2002).
�
11
22 →
10
22 + +
4
adalah meningkatnya probabilitas resikoterkena penyakit kanker (Suilivan, 1993).
Radiasi Gamma
Radiasi gamma memiliki wujud sebagai paket-paket energi elektromagnetik yang disebut foton (EPA,2009). Radiasi atau foton gamma tidak memiliki massa maupun muatan listrik. Radiasi gamma tidak mempunyai besaran massa dan muatan listrik sehingga dikelompokkan ke dalam gelombang elektromagnetik. Daya ionisasinya di dalam medium sangat kecil. Karena tidak mempunyai muatan listrik maka sinar gamma tidak terbelokkan oleh medan listrik yang ada di sekitarnya, sehingga daya tembusnya sangat besar dibandingkan dengan daya tembus partikel alpha atau beta ( ). Kerena tingkat energi yang tinggi, foton gamma bergerak dengan kecepatan sama dengan kecepatan cehaya, yaitu sebesar 3x108 m/det dan dapat melintas ribuan meter sebelum melepas energinya. Foton gamma dapat melintas menembus berbagai bahan, termasuk jaringan manusia. Pancaran radiasi gamma biasanya terjadi apabila atom dari suatu unsur yang bersifat radioaktif memiliki energi yang terlalu besar. Pancaran radiasi gamma biasanya disertai dengan pancaran partikel beta. Radionuklida yang memancarkan radiasi gamma diantaranya cobalt-60, cesium-137 dan technetium-99 (EPA, 2009).
Pada efek fotolistrik semua energi dari foton gamma dipindahkan ke elektron atom yang terlepas dari atom induknya. Dalam hal ini foton diserap selutuhnya. Sebaliknya efek hamburan compton terjadi apabila hanya sebagian energi dari foton yang dipindahkan ke elektron atom. Oleh karena itu foton dihamburkan dengan energi yang dikurangi. Pada medan listrik yang kuat dekat partikel bermuata, foton gamma yang berenergi bisa diubah menjadi pasangan positron-elektron. Ini yang disebut dengan produksi pasangan dan kedua partikel ini berbagi energi yang dimilikinya. Radiasi gamma tidak secara langsung mengionisasi atom pada jaringan. Peluruhan gamma dapat ditulis secara simbolik sebagai berikut: (Martin, 2002).
�
3887 ∗→3887 �+
Radiasi gamma mentransfer energinya ke partikel-partikel atom seperti elektron.
Partikel-partikel yang telah menerima energi ini kemudian berinteraksi dengan jaringan dan membentuk ion-ion. Hasil akhir dari efek radiasi gamma sama dengan efek yang dihasilkan oleh partikel alpha maupun beta, namun karena radiasi gamma memiliki energi yang lebih besar untuk berpenetrasi. Ionisasi secara tidak langsung ini dapat mengakibatkan kerusakan pada jaringan yang lebih dalam (Infonuklir, 2009).
Peluruhan Bahan Radioaktif
Peluruhan sampel radioaktif terjadi secara statistik di alam dan tidak mungkin untuk meramalkan kapan suatu atom akan meluruh. Salah satu contoh skema peluruhan yaitu pada unsur 137Cs menjadi 137Ba melalui peluruhan ¯ yang diikuti pemancaran radiasi ditampilkan pada Gambar 2. Hasil perilaku acak dari atom ini adalah bahwa hukum peluruhan radioaktif bersifat eksponensial di alam.
=− (1)
�� = −
(2)
dengan mengintegrasikan persamaan di atas, maka Nt adalah:
= 0� − (3)
No adalah jumlah awal inti atom, N adalah jumlah inti pada waktu t dan adalah konstanta peluruhan radioaktif.
Waktu paruh (half life atau T1/2) dari suatu unsur adalah waktu yang diperlukan inti atom unsur untuk meluruh menjadi setengah dari jumlah awal. Sehingga pada saat t = T1/2 maka
= 0
2. Dengan memasukkan persamaan ini ke dalam persamaan peluruhan di atas dapat ditentukan hubungan antara dan T1/2 dari persamaan
1 2=
− 1 2 maka ln1
2=− 1 2 (4) Dari persamaan di atas diperoleh hubungan:
1 2= 0,693
� � = 0,693
1 2 (5)
5
satuan waktu (Martin, 2002). Secarametematika dapat dituliskan sebagai berikut
� = (6.a)
� = (6.b)
� = 0 − (6.c)
� =�0 − (6.d)
Keterangan: At adalah aktivitas radiasi pada saat t dan Ao adalah aktivitas pada saat t = 0. Persamaan ini menyatakan bahwa aktivitas radiasi berkurang secara eksponensial terhadap waktu. Sejak tahun 1976 dalam sistem satuan internasional (SI) aktivitas radiasi dinyatakan dalam satuan Bequerel (Bq) yang didefinisikan sebagai 1Bq = 1 peluruhan per detik. Sebelum ini digunakan satuan Currie (Ci) untuk menyatakan aktivitas radiasi yang didefinisikan sebagai
1 Ci = 3,7 x 1010 peluruhan per detik.
Gambar 2. Skema Peluruhan Cesium Sumber: Wikipedia, Cs-137 decay.svg
Radioaktivitas Lingkungan
Menurut asalnya, radioaktivitas lingkungan dibagi menjadi dua macam, yaitu radioaktivitas alam dan radioaktivitas buatan. Setiap hati manusia terkena radiasi dari alam dan radiasi ini akan selalu terdeteksi pada pengukuran radioktivitas sumber radiasi. Hasil pencacahan yang berasal dari alam disebut cacah latar atau background. Sumber radiasi alam dibagi menjadi dua macam yaitu radiasi primordial dan radiasi sinar kosmis (Wardana, 1994).
Radiasi primordial berasal dari dalam bumi, dimana batu-batuannya sudah memancarkan radiasi sejak terbentuknya bumi. Radionuklida primordial antara lain 40K dan sederatan radionuklida hasil peluruhan yang
terdiri atas: Deret Uranium (deret 4n+2) pada Tabel 2; Deret Actinium (deret 4n+3) pada Tabel 3 dan Deret Thorium (deret 4n) pada Tabel 4.
Pada beberapa radionuklida, partikel α bersifat monoenergetik, tetapi ada sebagian yang mempunyai beberapa macam energi. Dalam kolom energi, yang dicantunkan adalah energi yang tertinggi dan diberi tanda “m”. Radiasi sinar kosmis berasal dari luar atmosfer bumi, yaitu dari energi yang dipancarkan oleh bintang-bintang yang ada di jagad raya, termasuk matahari. Radionuklida yang terbentuk akibat interaksi sinar kosmis dengan nuklida-nuklida tidak radioaktif yang terdapat di atmosfer bumi disebut radionuklida kosmogenik. Beberapa radionuklida komogeneik diperlihatkan pada Tabel 5.
Radioaktivitas buatan timbul karena dibuat manusia, antara lain yang berasal dari hasil pembelahan (fisi), reaksi inti dan debu radioaktif hasil ledakan bom nuklir (fall out) (Wardana, 1994). Contoh radionuklida buatan diperlihatkan pada Tabel 6.
Efek Radiasi
Ditinjau dari ada tidaknya batas ambang dosis, efek biologi radiasi dibagi menjadi efek stokastik dan efek deterministik (efek non stokastik). Efek stokastik adalah efek yang dapat terjadi tanpa ada batas ambang dosis dan kejadiannya didasarkan pada peluang yang dapat dialami oleh mereka yang mengalami penyinaran, misalnya efek genetik akibat radiasi yang diderita oleh keturunan kedua orang tua yang mengalami penyinaran. Efek determistik terjadi bila dosis yang diterima melewati batas ambang dosis tertentu dan bersifat khas untuk bagian jaringan tertentu, misalnya katarak untuk lensa mata, kerusakan non-malignan untuk kulit, penghanbatan produksi sel pada sumsum tulang yang menyebabkan kelainan haematologi dan kerusakan sel gonad yang dapat menyebabakan kemandulan (Wiryosimin, 1995).
55Cs137
-1 661,6 keV
-2
6
Tabel 2. Deret Uranium (Wardana, 1994)Nama nuklida Lambang Radiasi Waktu paruh Energi (MeV) Uranium I (UI)
Uranium X1 (UX1) Uranium X2 (UX2) Uranium Z (UZ) Uranium II (UII) Ionium (I0) Radium (Ra) Ra Emanation (Ra) Radium A (RaA)
Radium B (RaB) Astatine 218 (At218) Radium C (RaC)
Radium C’ (RaC’) Radium C” (RaC”) Radium D (RaD) Radium E (RaE) Radium F (RaF) Thallium 206 (Tl 206) Radium G (RaG)
92U238 90Th234 91Pa234 91Pa234 92U234 90Th230 88Ra226 86Em222 84Po218 82Pb214 85At218 83Bi214 84Po214 81TI210 82Pb210 83Bi214 84Po210 81Tl206 82Pb206 Α α α α α α, α α, α α stabil
4.5x109 th 24.1 hari 1.18 menit 6.7 jam 2.5x105 th 8.0x104 th 1620 th 3.82 hari 3.20 menit 26.8 menit 1.5-2 detik 19.7 menit
1.64x104 detik 1.32 menit 19.4 th 5 hari 138.3 hari 4.2 menit 4.20 0.19 2.32 1.13 4.768 m 4.68 m 4.777 m 5.486 5.λλ8 α 0.7 6.63 5.51 m α γ.17 7.683 1.9 0.017 1.155 5.3 1.51
Tabel 3. Deret Actinium (Wardana, 1994)
Nama nuklida Lambang Radiasi Waktu paruh Energi (MeV) Actinouranium (AcU)
Uranium Y (UY) Protoactinium (Pa) Actinium (Ac)
Radioactinium (RdAc) Actinium K (AcK)
Actinium X (AcX) Astatine 219 Ac Emanation (An) Bismuth 215 Actinium A (AcA) Actinium B (AcB) Astatine 215 Actinium C (AcC) Actinium C’ (AcC’) Actinium C” (AcC”) Actinium D (AcD)
92U235 90Th231 91Pa231 89AC227 90Th227 87Fr223 88Ra223 85At219 86Em219 83Bi215 84Po215 82Pb211 84At215 83Bi211 84Po211 81Tl207 82Pb207 Α α α, α α, α α, α α, α, α α, α α stabil
7.10x108 th 25.6 jam 3.43x104 th 21.6 th 18.17 hari 22 menit 11.68 hari 0.9 menit 3.92 detik 8 menit 1.83x10-3 detik 3.1 menit 10-4 detik 2.15 menit 0.52 detik 4.79 menit 4.559 m 0.30 5.046 m 4.λ4 α 0.046 6.03 m 5.γ4 α 1.β 5.864 6.β7 α 6.810 m 7.γ7 α 1.39 8
7
Tabel 4. Deret Thorium (Wardana, 1994)Nama nuklida Lambang Radiasi Waktu paruh Energi (MeV) Thorium (Th)
Mesothorium 1 (MsTh1) Mesothorium 2 (MsTh2) Radiothorium (RdTh) Thorium X (ThX) Th Emanation (Tn) Thorium A (ThA) Thorium B (ThB) Astatine 216 (At216) Thorium C (ThC)
Thorium C’ (ThC’) Thorium C” (ThC”) Thorium D (ThD)
90Th232 88Ra228 89AC228 90Th228 88Ra224 86Ra220 84Po216 82Pb212 85At216 83Bi212 84Po212 84Tl208 82Pb208 Α α α α α, α α, α stabil
1.39x1010 th 6.7 th 6.13 jam 1.910 th 3.64 hari 51.5 detik 0.16 detik 10.6 jam 3x10-4 detik 60.5 menit
3.0x10-4detik 3.10 menit 4.0007 0.07 2.18 5.423 m 5.681 6.280 6.774 0.58 7.79 6.086 m α β.β5 8.78 1.79
Tabel 5. Radionuklida kosmogenik
Nuklida Lambang Waktu paruh Sumber Aktivitas alami
Carbon 14 Tritium 3 Beryllium 7 C14 T3 Be7 5730 tahun 12.3 tahun 53.28 hari
Interaksi sinar kosnik, N14(n,p)C14.
Interaksi sinar kosmik dengan N dan O; spallation dari sinar kosmik, Li6(n,alpha)H3 Interaksi sinar kosmik dengan N dan O;
6 pCi/g (0.22 Bg/g) dalam bahan organik
0.032 pCi/kg (1.2x10-3 Bq/kg)
0.27 pCi/kg (0.01 Bq/kg)
Sumber: Radioactivity in Nature, http://www.physics.isu.edu/radint/natural.htm.
Tabel 6. Radionuklida buatan
Nuklida Lambang Waktu paruh Sumber
Tritium Iodine 131 Iodine 129 Cesium 137 Strontium 90 Technetium 99 Plutonium 239 H3 I131 I129 Cs137 Sr90 Tc99 Pu239 12.3 th 8.04 hari
1.57x107 th 30.17 th 28.78 th 2.11x105 th
2.41x104 th
Dihasilkan dari uji senjata dan reaktor fisi; fasilitas proses ulang pabrik senjata nuklir
Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi, digunakan dalam perlakuan medis bagi masalam-masalah toroid
Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Hasil peluruhan dari Mo99, digunakan dalam diagnosa medis
Dihasilkan dari penembakan neutron pada U238 Sumber: Radioactivity in Nature, http://www.physics.isu.edu/radint/natural.htm
Deteksi Radiasi dan Prinsip Pengukuran Panca indera manusia secara langsung tidak dapat digunakan untuk menangkap atau melihat ada tidaknya radiasi nuklir, karena manusia memang tidak mempunyai sensor biologis untuk radiasi nuklir. Walaupun demikian dengan bantuan peralatan instrumentasi nuklir maka manusia dapat mendeteksi dan mengukur radiasi nuklir. Jadi
manusia sepenuhnya tergantung pada peralatan instrumentasi nuklir untuk mengetahui dan memanfaatkan radiasi nuklir tersebut.
8
radiasi sinar-X, detektor untuk radiasiNeutron. Pada umumnya detektor radiasi dapat dibagi menurut tiga golongan yaitu: detektor isi gas, detektor sintilator dan detektor semi-konduktor (Martin, 2002).
Detektor Isi Gas
Sifat interaksi yang menimbulkan ionisasi dimanfaatkan dalam tabung yang berisi campuran gas. Pada dasarnya detektor jenis tabung ionisasi terdiri dari ruangan tertutup berisi gas. Jika tabung ini ditembus oleh radiasi, maka akan terjadi ionisasi. Pada umumnya timbul ion positif di katoda. Aliran ion yang terjadi menimbulkan arus listrik yang merupakan suatu ukuran intensitas radiasi dalam suatu satuan volume gas.
Bentuk medan elektrostatik dalam tabung sangat menentukan, karena tabung ionisasi berdasarkan pada pengumpulan muatan akibat ionisasi radiasi. Oleh karena itu geometri bentuk ruangan, letak dan bentuk elektroda juga beragam untuk mencapai efisiensi dan sensitivitas yang tinggi. Begitu pula campuran gas di dalamnya. Detektor isi gas ini tidak dapat dipakai dalam spektrometer gamma (Martin, 2002).
Detektor Sintilator
Deteksi radiasi yang dimanfaatkan pada detektor sintilator adalah timbulan cahaya. Detektor sintilator selalu menggunakan bahan, yang jika ditembus radiasi akan mengeluarkan cahaya. Bahan yang mampu bersifat tersebut disebut sintilator dan bisa berupa zat padat, cair, organik maupun anorganik. Misalnya untuk radiasi gamma, sintilator yang biasa digunakan adalah natrium iodide (NaI) yang biasanya berbentuk Kristal dengan ukuran 50x50 mm2, unttuk deteksi alpha digunakan kristal zinc sulfida (ZnS) dalam bentuk lembaran tipis. Sifat yang dimiliki sintilator ialah intensitas cahaya yang timbul sebanding dengan energi radiasi (Martin, 2002).
Detektor Semikonduktor
Detektor semikonduktor sering disebut dengan detektor zat padat. Cara kerja detektor semikonduktor jauh berbeda dengan cara kerja detektor yang lain. Detektor semi-konduktor atau detektor zat padat tergolong detektor generasi baru yang berkembang berkat kemajuan teknologi semikonduktor, khususnya dalam penggunaan Germanium dan
Silikon. Pemilihan bahan dasar, Germanium atau Silikon tergantung pada jenis radiasi yang akan diukur. Untuk mendeteksi radiasi Gamma dan sinar-X diperlukan bahan dengan nomor atom yang lebih besar agar`dapat mencapai efisiensi yang tinggi.
Pada dasarnya detektor semikonduktor adalah sebuah diode besar berupa P-N yang diberi reverse biased, yaitu diberi tegangan lebih negatif terhadap katoda. Detektor jenis ini bekerja pada suhu rendah yaitu 3000K untuk Silikon dan 800K untuk Gemanium. Pada keadaan ini tercipta suatu berrier pada junction yang mereduksi arus bocor sehingga arus ini menjadi sangat kecil. Dalam kenyataannya, arus bocor pada reverse biased menimbulkan noise atau derau. Pada detektor Germanium, derrau cukup kecil bila detektor didinginkan sampai 800K. Pada suhu tersebut pulsa yang ditimbulkan oleh radiasi akan dapat disadap (Martin, 2002).
Spektrometer Gamma
Spektrometer gamma adalah salah satu teknik paling baik dan bermanfaat untuk menganalisa radioisotop untuk berbagai macam sampel. Karena hasil pembacaan energi sinar gamma bersifat diskrit dan unik untuk setiap radionuklida.
Kelebihan spektrometer gamma antara lain:
Dapat menganalisa radionuklida yang berbeda-beda secara simultan dan individual pada sampel yang sama
Tidak memerlukan prosedur kimia yang rumit dan mudah dalam menyiapkan sampel
Tingkat validasi yang tinggi karena nilai perkiraan yang stabil dan proses konfirmasi proses data menggunakan komputer
Dapat mengukur tingkat radioaktivitas yang rendah, seperti sampel dari lingkungan
Detektor semikonduktor Germanium adalah detektor yang paling sering digunakan pada spektrometer gamma, misalnya untuk monitoring radioaktivitas, analisis aktivitas dan penelitian. Detektor ini memiliki resolusi energi yang tinggi.
9
gamma, maka sebagai hasil akhir akandidapatkan suatu spektrum gamma.
Analisa spektrometer gamma didasarkan pada interpretasi yang tepat dan benar atas spektrum gamma yang dihasilkan dari pengukuran. Untuk dapat membaca dan mengartikan spektrum gamma dengan benar, maka perlu diketahui terlebih dahulu proses pembentukan spektrum gamma dan gejala yang menyertainya.
Interaksi sinar gamma dengan detektor pada dasarnya sama dengan interaksi sinar gamma dengan meteri. Ada tiga proses utama yang dapat terjadi, antara lain efek fotolistrik, hamburan Compton dan pembentukan pasangan. Melalui tiga proses ini, sinar gamma menyerahkan sebagian atau seluruh tenaganya pada materi detektor dan sebagai hasil dilepaskan elektron-elektron bebas yang dipergunakan dalam proses deteksi selanjutnya. Tinggi pulsa yang terbentuk sebanding dengan energi radiasi sinar gamma yang dideteksi (Susetyo, 1984).
Apabila detektor semikonduktor ditembus oleh radiasi maka di dalam depletion layer timbul pasangan lobang-elektron atau elektron hole pair.
daerah n
p-n junction C depletion daerah p
layer
Gambar 3. Skema Semikonduktor junction (Susetyo, 1984).
Medan listrik yang ditimbulkan oleh reverse biased voltage akan menggiring charge carrier keluaran dari depletion layer masuk ke daerah di luar P-N junction. Jumlah yang terbebaskan sebanding dengan energi radiasi dan ini menimbulkan pulsa listrik. Agar P-N junction detektor memiliki efisiensi penuh maka energi radiasi harus habis di dalam depletion layer. Skema detektor semikonduktor dapat dilihat pada Gambar 3.
Detektor Semikonduktor Germanium Detektor germanium merupakan detektor gamma yang memiliki daya hisap/resolusi tinggi. Daya resolusi adalah kemampuan memisahkan dua spektrum sinar gamma yang
berimpit sehingga dapat diukur besar energinya. Karena tujuan penelitian adalah untuk menentukan nilai efisiensi pengukuran dengan alat spektrometri sinar gamma berdasarkan faktor geometri maka digunakan detektor yang memiliki resolusi tinggi yaitu semikonduktor germanium. Skema detektor semikonduktor germanium diperliharkan pada gambar berikut:
+ tipe-p hole tipe-n
elektron
Gambar 4. Skema detektor semikonduktor germanium (Susetyo, 1984)
Germanium mempunya empat valensi elektron yang membentuk Kristal yang terdiri atas kisi atom yang digabungkan oleh ikatan kovalen. Penyerapan energi oleh Kristal akan merusak ikatan tersebut. Untuk dapat melempar satu elektron valensi agar`dapat menghasilkan satu elektron bebas yang terbentuk satu lobang, hanya diperlukan energi 1,12 eV. Elektron bebas tersebut dapat bergerak dengan mudah dalam Kristal. Demikian juga dengan lobangnya. Suatu elektron yang berdekatan dengan lobang dapat melompat ke dalam lobang dan akan meninggalkan lubang bekas tempat elektron semula berada. Germanium agar dapat dijadikan sebagai bahan detektor maka diperlukan kemurnian yang tinggi (High Purity Germanium / HPGE). Germanium dengan pengotor litium dapat juga digunakan sebagai detektor yang disebut dengan Ge(Li). Untuk germanium diperlukan paling banyak satu atom pengotor untuk 1012 atom germanium (Mahmoud, 2000).
Apabila sinar gamma mengenai detektor germanium maka interaksi yang terrjadi adalah terbentuknya pasangan elektron-hole pada daerah instrintik. Oleh karena pengaruh medan listrik yang diberikan, maka elektron yang terlepas akan menuju lapisan-p. Pada ujung-ujung elektroda, elektron dan hole akan mengakibatkan adanya beda potensi dan arus listrik.
Energi celah (gap) dalam Kristal germanium sangat kecil (0,7 eV) maka untuk mengatasi arus bocor balik, detektor germanium harus dioperasikan pada suhu yang
E R
10
sangat rendah. Apabila hal ini tidak dilakukanarus bocor akan mengalami derau atau merusak daya pisah (resolusi) detektor. Medium pendingin yang biasa dipakai untuk mendinginkan detektor germanium adalah nitrogen cair dengan suhu 800K. Biasanya detektor germanium dimasukan ke dalam sebuah wadah hampa (dewar) yang berisi nitrogen cair.
Efisiensi Sistem
Efisiensi sistem adalah nilai yang menunjukkan kolerasi antara nilai count rate dengan jumlah pulsa elektrik setiap unit waktu yang ditampilkan oleh counter-timer yang tergantung aktivitas sumber radiasi. Radiasi gamma bila diukur pada jarak tertentu hanya sebagian saja yang tertangkap oleh detektor, sedangkan radiasi yang lainnya hanya lewat begitu saja sehingga dalam pencacahan radiasi dikenal pengertian laju cacah dan aktivitas. Laju cacah dalam hal ini tidak menggambarkan aktivitas sesungguhnya.
Nilai efisiensi harus ditentukan sebelum melakukan pencacahan agar nilai count rate yang ditampilkan oleh counter dapat menunjukkan aktivitas sumber radiasi (Martin, 2002). Untuk menentukan efisiensi sistem dengan melakukan pencacahan pada sumber radiasi contohnya sumber radioaktif yang diketahui jenis nuklida dan aktivitasnya.
�=
�×�礠× 100% (7) Keterangan:
η = efisiensi sistem (%), R = count rate (cps),
A = aktivitas sumber radioaktif (Bq) I adalah probabilitas pancaran radiasi. I untuk energi 604,7 keV adalah 97,6% dan I untuk energi 795,8 keV adalah 85,4%.
Aktivitas dari sumber radioaktif yang tidak diketahui dapat ditentukan dengan membagi nilai count rate dengan efisiensi sistem. Harus diingat dan dipertimbangkan bahwa nilai efisiensi sistem sangat dipengaruhi oleh beberapa hal seperti jenis detektor, jenis radiasi, geometri detektor, sumber geometri dan jarak antara sumber radioaktif dan detektor. Oleh karena itu dalam penentuan aktivitas sumber, kondisi pengukuran harus sama.
Dalam penelitian ini menekankan pada perubahan efisiensi sistem untuk setiap
geometri sumber yang berbeda-beda pada saat pengukuran menggunakan spektrometer sinar gamma.
Upaya Proteksi Radiasi
Kegiatan yang dapat mengurangi penyerapan dosis radiasi total dengan cara mempengaruhi bentuk jalinan proses penyebaran radiasi yang ada disebut sebagai upaya keselamatan radiasi atau dengan upaya proteksi radiasi.
Zat radioaktif yang terbuka maupun terbungkus, mesin sinar-X, iradiator dan sumber radiasi lainnya memancarkan radiasi pengion yang berbahaya. Untuk memproteksi diri dari sumber radiasi, maka diterapkan tiga srategi dasar yang yang dikenal sebagai prinsip proteksi radiasi, yaitu: mengurangi waktu berada di sekitar sumber radiasi, berdiri sejauh mungkin dari sumber radiasi dan menggunakan perisai yang sesuai (Wiryosinin, 1995).
Waktu
Dengan sesingkat mungkin berada dekat dengan sumber radiasi, maka secara proporsional akan mengurangi dosis radiasi yang diterima. Meminimalkan waktu bekerja, maka akan meminimalkan dosis yang diterima.
Jarak
Besarnya paparan radiasi akan menurun sebanding dengan kabalikan kuadrat jarak terhadap sumber (Martin, 2002). Dengan menjauhkan sumber radiasi dengan faktor dua, akan menurunkan intensitasnya menjadi seperempatnya. Menjauhkan jarak sumber radiasi dengan faktor tiga akan menurunkan intensitas radiasi menjadi sepersembilannya.
D = �
6�2 (8)
Keterangan:
D = Laju dosis (µSv/jam) M = Aktivitas sumber (MBq)
E = Energi gamma per peluruhan (MeV) r = Jarak sumber (m)
11
Gambar 5. Daur Pencemaran Radioaktivitas Lingkungan (Wiryosimin, 1995)
Selalu menyimpan zat radioaktif, peralatan yang terkontaminasi dan limbah radioaktif sejauh mungkin dari daerah yang belum terkontaminasi.
Perisai
Perisai yang tepat dapat menurunkan paparan radiasi gamma dan menghalagi hampir semua sinar radiasi-beta. Perisai yang sesuai selama melakukan penelitian atau pekerjaan dengan sumber radiasi merupakan hal yang sangat penting..
Selain dengan ketiga strategi di atas, untuk mengurangi bahaya radiasi eksternal, aktivitas zat radioaktif dapat dikurangi dengan cara: menunggu sampai zat radioaktif meluruh untuk waktu paruh yang pendek; mendekontaminasi sumber radioaktif sebelum bekerja; atau meminpindahkan zat radioaktif yang tidak perlu ke tempat lain (SMK3-PTNBR, 2007).
Zat radioaktif biasa tersebar ke lingkungan dalam bentuk gas, cairan ataupun berupa padatan. Kemudian masuk ke dalam lingkungan melalui berbagai jalur lintasan berupa udara, tanah dan air. Kemudian masuk ke dalam tanaman dan hewan atau dengan penyiraman langsung yang pada akhirnya akan sampai kepada manusia. Daur pencemaran radioaktivitas lingkungan sebagaimana tampak pada Gambar 5 (Wiryosimin, 1995).
BAHAN DAN METODE
Tempat dan Waktu Penelitian
Penelitian dilakukan di kelompok Fisika Radiasi dan Lingkungan, Bidang Fisika, PTNBN BATAN. Waktu penelitian adalah bulan Maret 2009 – September 2009.
Bahan dan Alat
Bahan yang digunakan dalam penelitiian ini adalah tanah 3,5 kg, cesium-134 dengan aktivitas 580,27 Bq/kg dan aquades. Alat yang digunakan dalam penelitian ini adalah timbangan (Melter TOLEDO), silinder dari bahan plastik ukuran 0,2 liter, 2 liter dan 7 liter, Marinelli beaker ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter, gelas ukur 100ml, penggerus dan ayakan tepung. Analisis dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe).
Metode Penelitian Penghalusan Tanah
Tanah yang digunakan adalah tanah lembang. Tanah ini merupakan tanah asli lembang dan tidak mengandung bahan radioaktif Cs-134. Karakteristik tanah lembang ada pada Tabel. 7.
Perlakuan pertama adalah menjemur tanah sampai kering. Proses pengeringan tanah S1
S2
S3
Gas, debu (udara) Melalui pernafasan Radiasi
Padat Radiasi Langsung
SUMBER LINGKUNGAN
cair
Tanah
air
hewan susu
makanan
tanaman
11
Gambar 5. Daur Pencemaran Radioaktivitas Lingkungan (Wiryosimin, 1995)
Selalu menyimpan zat radioaktif, peralatan yang terkontaminasi dan limbah radioaktif sejauh mungkin dari daerah yang belum terkontaminasi.
Perisai
Perisai yang tepat dapat menurunkan paparan radiasi gamma dan menghalagi hampir semua sinar radiasi-beta. Perisai yang sesuai selama melakukan penelitian atau pekerjaan dengan sumber radiasi merupakan hal yang sangat penting..
Selain dengan ketiga strategi di atas, untuk mengurangi bahaya radiasi eksternal, aktivitas zat radioaktif dapat dikurangi dengan cara: menunggu sampai zat radioaktif meluruh untuk waktu paruh yang pendek; mendekontaminasi sumber radioaktif sebelum bekerja; atau meminpindahkan zat radioaktif yang tidak perlu ke tempat lain (SMK3-PTNBR, 2007).
Zat radioaktif biasa tersebar ke lingkungan dalam bentuk gas, cairan ataupun berupa padatan. Kemudian masuk ke dalam lingkungan melalui berbagai jalur lintasan berupa udara, tanah dan air. Kemudian masuk ke dalam tanaman dan hewan atau dengan penyiraman langsung yang pada akhirnya akan sampai kepada manusia. Daur pencemaran radioaktivitas lingkungan sebagaimana tampak pada Gambar 5 (Wiryosimin, 1995).
BAHAN DAN METODE
Tempat dan Waktu Penelitian
Penelitian dilakukan di kelompok Fisika Radiasi dan Lingkungan, Bidang Fisika, PTNBN BATAN. Waktu penelitian adalah bulan Maret 2009 – September 2009.
Bahan dan Alat
Bahan yang digunakan dalam penelitiian ini adalah tanah 3,5 kg, cesium-134 dengan aktivitas 580,27 Bq/kg dan aquades. Alat yang digunakan dalam penelitian ini adalah timbangan (Melter TOLEDO), silinder dari bahan plastik ukuran 0,2 liter, 2 liter dan 7 liter, Marinelli beaker ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter, gelas ukur 100ml, penggerus dan ayakan tepung. Analisis dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe).
Metode Penelitian Penghalusan Tanah
Tanah yang digunakan adalah tanah lembang. Tanah ini merupakan tanah asli lembang dan tidak mengandung bahan radioaktif Cs-134. Karakteristik tanah lembang ada pada Tabel. 7.
Perlakuan pertama adalah menjemur tanah sampai kering. Proses pengeringan tanah S1
S2
S3
Gas, debu (udara) Melalui pernafasan Radiasi
Padat Radiasi Langsung
SUMBER LINGKUNGAN
cair
Tanah
air
hewan susu
makanan
tanaman
12
bertujuan untuk menghilangkan kadar airdalam tanah. Jika masih ada kadar air maka tanah akan menggumpal, sehingga pada saat pengadukan cesium pada tanah, cesium tidak akan tersebar merata pada tanah. Setelah itu tanah digerus menggunakan penggerus, kemudian tanah disaring menggunakan ayakan tepung sampai mendapatkan tanah yang halus. Penghalusan tanah bertujuan pada saat pengadukan cesium pada tanah, cesium dapat menyebar secara merata. Sehingga cesium dalam tanag homogen.
Tabel. 7. Karakteristik tanah lembang No Parameter Karakteristik Satuan
Tekstur tanah 1 2 3 Pasir Debu Liat 27,00 27,00 47,00 % % % Unsur makro 1 2 3 4 5 6 7 pH C N C/N P K NO3 5,90 6,61 0,49 14,00 9,60 610,40 236,80 % % ppm ppm ppm Unsur makro yang dapat diperhitungkan
1 2 3 4 5 Ca Mg Na K KTK 18,20 3,74 0,49 1,88 35,30 me/100g me/100g me/100g me/100g me/100g Unsur mikro 1 2 3 4 5 6 7 Fe Mn Cu Zn S Al Pb 6,00 2,40 0,60 2,50 218,50 227,10 236,80 Ppm Ppm Ppm Ppm Ppm Ppm Ppm Sumber: Laboraturium Penguji Balai Penelitian Tanaman Sayuran, Lembang
Persiapan Wadah
Perlakuan diawali dengan menyiapkan wadah yang akan digunakan untuk membuat larutan Cesium dan keenam wadah yang akan digunakan untuk mencacah larutan Cesium. Seluruh wadah yang akan digunakan dibersihkan dan dibilas dengan menggunakan air keran dan kemudian dikeringkan.
Seluruh wadah dibilas ulang menggunakan akuades dan dikeringkan kembali. Pemasangan label keenam wadah yang akan digunakan berisi keterangan volume wadah.
Pembuatan Sampel Cesium
Dari data terakhir pada tanggal 2 Maret 2009 aktivitas 134Cs sebesar 812 kBq/ml, larutan yang tersedia 20ml, sehingga aktivitas 134
Cs menjadi 40,6 kBq/ml, sedangkan aktivitas yang dibutuhkan sekitar 600 Bq/kg. Tanah yang digunakan dalam penelitian ini sebanyak 3,5 kg, jadi aktivitasnya sebesar 2100 Bq atau 2,1 kBq.
Larutan cesium yang di butuhkan untuk mendapatkan aktivitas 2,1 kbq adalah sebesar 51,7 µl. Alat yang digunakan untuk mengambil cesium hanya kelimatan 50µ l, maka cesium yang dibutuhkan 50µ l untuk membuat aktivitas sekitar 2,1 kBq. Maka aktivitas untuk 1 kg tanah adalah 580, 27 Bq.
Sampel cesium dibuat dengan melarutkan cesium yang ada dengan akuades. Cesium sebanyak 50 µ l ditimbang untuk membuat larutan, kemudian diencerkan dengan akuades sehingga menjadi 100 ml.
Pencampuran Tanah dengan Cesium-134 Tanah sebanyak 3,5 kg yang telah dihaluskan dimasukkan 350 gram ke dalam plastik ukuran ½ kg sebanyak 10 plastik. Masing-masing plastik yang telah berisi tanah kemudian diberi larutan cesium-134 yang telah diencerkan sebanyak 10ml. Tanah dalam plastik yang telah dicampur cesium-134 kemudian dimasukkan kedalam wadah silinder 7 liter. Tanah sebanyak 3,5 kg diaduk agar penyebaran larutan cesium-134 sebanyak 100ml tersebar merata atau homogen.
Pencacahan
13
sekon dari 134Cs dari keenam wadah yangdigunakan dicatat untuk menghitung efisiensi. Menghitung aktivitas 134Cs dalam berbagai wadah dihitung berdasarkan volume wadah yang digunakan.
Gambar 6. Diagram alir penelitian
HASIL DAN PEMBAHASAN
Homogenitas Tanah
Tanah yang telah dicampur dengan cesium-134 diaduk menggunakan wadah silinder 7 liter sampai penyebaran cesium-134 merata di dalam tanah atau homogen. Tanah sebanyak 250 gram dimasukkan ke dalam plastik ukuran ½ kg sebanyak 14 buah plastik, kemudian dicacah menggunakan SCA untuk melihat kehomogenan tanah. Untuk mendapatkan tanah yang homogen, tanah diaduk kembali. Pencacahan tanah menggunakan SCA dilakukan sebanyak tiga kali, karna perbedaan Cps nya kurang dari 10% maka tanah dianggap homogen (hasil pencacahan terlampir).
Aktivitas 134Cs pada Berbagai Wadah Wadah yang diteliti adalah Marinelli beaker (0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter), silinder (0,2 liter dan 2 liter). Faktor geometri dari sampel dapat dibedakan menjadi dua buah yaitu bentuk silinder dan bentuk Marinelli beaker. Bentuk geometri silinder dapat dilihat pada Gambar 7, sedangkan bentuk geometri Marinelli beaker dapat dilihat pada Gambar 8.
Gambar 7. Bentuk Geometri silinder
Gambar 8. Bentuk Geometri Marinelli beaker
Keterangan geometri setiap wadah yang digunakan dan ketinggian sampel dalam wadah dapat dilihat pada Tabel 8. Dengan h1 adalah ketinggian geometri, h2 adalah ketinggian sampel dalam geometri, h3 adalah ketinggian lubang Marinelli Beaker, d1 adalah
d2 h3
d1
h1 h1
h2
h2
Menentukan jumlah larutan Cs-134 yang
akan dibuat
Pembersihan wadah
Pemasangan label Membuat
larutan Cs-134
Wadah dikeringkan Menimbang Cs-134
Mencampurkan larutan Cs-134 dengan tanah
Memasukkan campuran Cs-134 dengan tanah ke dalam
wadah
Cacah dengan MCA selama 3600 sekon
Print “Peak Report”
Menghitung nilai efisiensi radiasi gamma dari cesium
13
sekon dari 134Cs dari keenam wadah yangdigunakan dicatat untuk menghitung efisiensi. Menghitung aktivitas 134Cs dalam berbagai wadah dihitung berdasarkan volume wadah yang digunakan.
Gambar 6. Diagram alir penelitian
HASIL DAN PEMBAHASAN
Homogenitas Tanah
Tanah yang telah dicampur dengan cesium-134 diaduk menggunakan wadah silinder 7 liter sampai penyebaran cesium-134 merata di dalam tanah atau homogen. Tanah sebanyak 250 gram dimasukkan ke dalam plastik ukuran ½ kg sebanyak 14 buah plastik, kemudian dicacah menggunakan SCA untuk melihat kehomogenan tanah. Untuk mendapatkan tanah yang homogen, tanah diaduk kembali. Pencacahan tanah menggunakan SCA dilakukan sebanyak tiga kali, karna perbedaan Cps nya kurang dari 10% maka tanah dianggap homogen (hasil pencacahan terlampir).
Aktivitas 134Cs pada Berbagai Wadah Wadah yang diteliti adalah Marinelli beaker (0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter), silinder (0,2 liter dan 2 liter). Faktor geometri dari sampel dapat dibedakan menjadi dua buah yaitu bentuk silinder dan bentuk Marinelli beaker. Bentuk geometri silinder dapat dilihat pada Gambar 7, sedangkan bentuk geometri Marinelli beaker dapat dilihat pada Gambar 8.
Gambar 7. Bentuk Geometri silinder
Gambar 8. Bentuk Geometri Marinelli beaker
Keterangan geometri setiap wadah yang digunakan dan ketinggian sampel dalam wadah dapat dilihat pada Tabel 8. Dengan h1 adalah ketinggian geometri, h2 adalah ketinggian sampel dalam geometri, h3 adalah ketinggian lubang Marinelli Beaker, d1 adalah
d2 h3
d1
h1 h1
h2
h2
Menentukan jumlah larutan Cs-134 yang
akan dibuat
Pembersihan wadah
Pemasangan label Membuat
larutan Cs-134
Wadah dikeringkan Menimbang Cs-134
Mencampurkan larutan Cs-134 dengan tanah
Memasukkan campuran Cs-134 dengan tanah ke dalam
wadah
Cacah dengan MCA selama 3600 sekon
Print “Peak Report”
Menghitung nilai efisiensi radiasi gamma dari cesium
14
diameter geometrid an d2 adalah diameterlubang Marinelli beaker. Pada Tabel dapat dilihat geometri setiap wadah untuk penelitian ini dan pada Tabel 8 dapat dilihat perbedaan aktivitas cesium dalam tanah pada berbagai wadah dapat dilihat pada Tabel 9.
Tabel 8. Data ketinggian dan diameter wadah Geometri Ketinggian
(cm)
Diameter (cm) h1 h2 h3 d1 d2 Silinder- 0,2 liter Silinder-2 liter MB- 0,5 liter MB- 1liter MB- 2 liter MB- 3 liter 7,1 17,0 10,4 15,5 16,2 18,0 7,1 11,0 9,4 13,3 16,0 12,3 - - 6,8 7,5 7,5 7,5 6,0 15,3 11,0 13,1 13,9 18,2 - - 7,8 7,8 8,1 8,2
Akitivitas sinar gamma radionuklida 134
Cs pada sampel tanah yang dicacah menggunakan detektor sinar gamma setiap gram tanah yang telah dicampur cesium dapat diketahui. Dengan diketahui massa tanah yang telah dicampur cesium maka diketahui juga pancaran sinar gamma dari peluruhan
radionklida 134Cs yang berasal dari sampel. Aktivitas cesium dalam setiap wadah dapat dicari dengan penggunakan persamaan (6.d).
� =�0 −
Tabel 9. Massa tanah dan aktivitas Cesium dalam berbagai wadah
Geometri Massa tanah (g) Aktivitas (Bq) MB-3 liter Silinder-2 liter MB-2 liter MB-1 liter MB-0,5 liter Silinder-0,2 liter 2993,18 1994,87 1499,84 998,31 499,09 155,54 1599,57 1068,05 802,26 537,97 269,19 84,12
Laju pancaran sinar gamma dari hasil perhitungan massa campuran tanah dengan cesium pada sampel digunakan sebagai acuan untuk menentukan efisiensi dari pengukuran energi sinar gamma untuk setiap wadah yang diteliti. Hasil pencacahan dari spectrometer sinar gamma diperoleh dalam count rate (cps) atau laju cacah dari setiap sampel dicacah dalam waktu 3600 detik dengan pengulangan lima kali untuk setiap wadah. Dari Tabel 10 dapat dibuat grafik laju cacah terhadap geometri wadah yang diperlihatkan pada Gambar 9.
Tabel 10. Hasil cacahan 134Cs dari berbagai wadah dengan puncak energi 604,7 keV
Geometri count rate (cps) Deviasi
standar
Total (cps)
Rata-rata (cps)
1 2 3 4 5
15
Tabel 11. Hasil cacahan 134Cs dari berbagai wadah dengan puncak energi 795,8 keVGeometri count rate (cps) Deviasi
standar
Total (cps)
Rata-rata (cps)
1 2 3 4 5
SI-0,2 L MB-0,5L MB-1L MB-2L SI-2L MB-3L 6,237 21,692 28,347 40,569 23,299 46,774 6,249 22,188 28,882 41,012 23,461 44,337 6,084 22,228 28,816 40,804 23,464 50,324 6,002 22,324 29,237 39,859 23,407 54,353 6,043 22,558 29,483 39,569 23,382 55,121 0,113 0,317 0,433 0,621 0,067 4,362 30,615 110,990 144,765 201,813 117,013 250,909 6,123 22,198 28,953 40,362 23,402 50,181
Gambar 9. Hubungan laju cacah (cps) terhadap geometri sampel
Nilai laju cacah yang diperoleh detektor sinar gamma berasal dari laju pancaran sinar gamma dari sampel yang digunakan yaitu 134
Cs, laju pancaran sinar gamma pada sampel tergantung oleh komposisi wadah. Pada penelitian ini masing-masing wadah dipengaruhi oleh volume sampel, semakin besar volume sampel semakin besar nilai laju cacah yang akan terdeteksi. Pada grafik padat terlihat wadah silinder 2 liter mempunyai nilai laju cacahan lebih lebih kecil dari wadah marinelli beaker 2 liter dan wadah marinelli beaker 1 liter yang volume sampelnya lebih kecil dikarenakan bentuk geometri wadah.
Pada wadah Marinelli beaker semakin besar volume wadah semakin besar pula nilai laju cacahan karena bentuk geometri wadah serupa. Penditeksian laju cacah energi sinar gamma pada detektor selain dipengaruhi volume juga dipengaruhi oleh geometri sampel.
Nilai Efisiensi Berbagai Wadah
Geometri wadah mempengaruhi pemancaran energi gamma pada detektor, oleh karena itu untuk mendapatkan hasil yang akurat perlu dicari efisiensi dari tiap geometri wadah dari sampel.
Perhitungan efisiensi dengan cara membandingkan cacahan yang terbaca pada spektrometer gamaa dengan laju pancaran energi gamma pada sumber dengan menggunakan persamaan (7).
=
�× × 100%
Efisiensi pada Wadah Marinelli beaker Merinelli beaker adalah wadah yang pada bagian bawahnya berongga untuk memasukkan detektor yang berbentuk silinder. Tujuan dari permukaan bagian bawah Merinelli beaker berongga untuk memperluas kontak antara wadah dan detektor spektrometer gamma. 28,953 40,3626 23,4026 50,1818 33,9286 56,2024 31,838 65,4702 0 20 40 60 80 100 120 140
MB-1L MB-2L SI-2L MB-3L
LA JU C A C A H ( cp s )
GEOMETRI SAMPEL (L)
604,5 KeV
16
Gambar 10. Hubungan efisiensi terhadap geometri contohTabel 12. Efisiensi pada wadah Marinelli beaker
Geometri Efiensi (%)
604,7 keV 795,8 keV
MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter 10,582 6,421 6,177 4,193 9,655 6,301 5,891 3,673
Pada Tabel 12. Dapat dilihat nilai laju cacah menurun untuk geometri wadah yang semakin besar pada puncak energi 604.7 keV dan 795.8 keV. Nilai efisiensi terbesar terdapat pada wadah marinelli beaker 0,5 liter yaitu 10,582% pada energi 604,7 keV dan 9,655% pada energi 795,8 keV.
Efisiensi pada Wadah Silinder
Wadah silinder yang digunakan pada penelitian ada dua dan kedua silinder mempunyai ukuran diameter yang berbeda yaitu silinder 0,2 liter mempunyai diameter 6cm sedangkan silinder 2 liter mempunyai diameter 15,3 cm sedangkan diameter detektor 7,5cm. Perbedaan diameter kedua wadah mempengaruhi penempatan wadah pada spectrometer gamma, dimana pada wadah silinder 0,2 liter diameternya lebih kecil dari diameter detektor sehingga bagian bawah wadah silinder 0,2 liter seluruhnya kontak dengan detektor sedangkan pada wadah silinder 2 liter pada bagian bawah wadahnya tidak seluruhnya kontak dengan detektor.
Perbedaan perbandingan luas alas wadah silinder dengan luas detektor yang kontak dengan wadah dapat mempengaruhi efisiensi wadah silinder.
Tabel 13. Efisiensi pada wadah silinder Geometri Efiensi (%)
604,7 keV 795,8 keV
Silinde-0,2 liter Silinder-2 liter 10,268 3,054 8,522 2,565
Pada tabel 13. Dapat dilihat nilai laju cacah menurun untuk geometri wadah yang semakin besar pada puncak energi 604.7 keV dan 795.8 keV. Nilai efisiensi terbesar terdapat pada wadah silinder 0,2 liter yaitu 10,268% pada energi 604,7 keV dan 8,522% pada energi 795,8 keV.
Perbandingan Nilai Efisiensi Berbagai Wadah Efisiensi dari seluruh wadah hasil dari pencacahan spektrometer gamma ditunjukkan pada Tabel 14. Dari Tabel 14 dapat dilihat nilai efisiensi dari tiap wadah berbeda dengan wadah lainnya disebabkan faktor geometri wadah. Nilai efisiensi wadah Marinelli beaker 0,5 liter tertinggi dari seluruh wadah, sedangkan wadah silinder 2 liter memiliki nilai efisiensi paling rendah dari seluruh wadah.
Pada wadah Marinelli beaker nilai efisiensi semakin tinggi untuk wadah Marinelli beaker yang volumenya kecil, sama halnya dengan Marinelli beaker pada wadah silinder
8,522 9,655 6,302 5,891 2,565 3,673 10,268 10,582 6,461 7,177 3,054 4,193 0,0000 2,0000 4,0000 6,0000 8,0000 10,0000 12,0000
SI-0,2L MB-0,5L MB-1L MB-2L SI-2L MB-3L
17
nilai efisiensi semakin tinggi untuk wadahsilinder yang volumenya lebih becil.
Tabel 14. Efisiensi pada setiap wadah Geometri Efiensi (%)
604,7 keV 795,8 keV
MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter Silinder-0,2 liter Silinder-2 liter 10,582 6,421 6,177 4,193 10,2687 3,0542 9,655 6,301 5,891 3,673 8,522 2,565
Efisiensi pengukuran menggunakan wadah silinder 2 liter lebih kecil dari pada wadah Marinelli beaker 2 liter, ini menunjukkan bahwa wadah Marinelli beaker lebih baik dari pada wadah Silinder. Dengan diketahuinya faktor geometri dari wadah yang digunakan mencacah energi sinar gamma kita dapat mengukur kadar zat radioaktif dari sampel dengan akurat.
Pengaruh Faktor Geometri terhadap Pengukuran Sinar Gamma
Pengaruh faktor geometri dapat dilihat pada nilai efisiensi dari tiap wadah yang berbeda dengan wadah yang lain. Pengaruh faktor geometri dari keenam wadah yang digunakan dalam penelitian diamati dengan membandingkan goemetri dari wadah-wadah dengan nilai efisiensi. Perbandingan geometri dilakukan pertama untuk wadah yang memiliki persamaan bentuk geometri yaitu tiap-tiap wadah Marinelli beaker dan tiap-tiap wadah silinder dan yang kedua membandingkan bentuk geometri wadah yaitu Marinelli beaker dengan wadah silinder.
Pengaruh Faktor Geometri pada Wadah Marinelli beaker
Wadah Merinelli beaker yang mempunyai volume lebih besar mempunyai nilai efisiensi pengukuran yang lebih kecil. Hal ini disebabkan semakin besar volume semakin besar juga radiasi gamma yang terabsorsi oleh materi sampel sebelum radiasi gamma sampai ke detektor. Nilai efisiensi pada wadah Marinelli beaker 3 liter paling kecil dibandingkan wadah Marinelli beaker yang lain.
Energi sinar gamma pada sampel yang terdeteksi oleh detektor adalah pada bagian permukaan wadah yang kontak dengan detektor, pada wadah Marinelli beaker rongga pada tiap wadah yang kontak dengan sinar gamma untuk setiap variasi volume wadah mempunyai luas yang hampir sama oleh karena itu nilai efisiensi wadah yang mempunyai volume lebih besar nilai efisiensi lebih kecil karena permukaan sampel yang tidak kontak dengan detektor lebih luas. Data lengkap geometri dari masing wadah Marinelli beaker dapat dilihat pada Tabel 8 dan pada Gambar 8.
18
Tabel 15. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 604,7 keV, luas sampeldan luas rongga dari seluruh wadah Marinelli beaker Geometri Efisiensi
(%)
Deviasi standar
Luas sampel (cm2)
Luas rongga (cm2)
Luas rongga / Luas sampel MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter 10,582 6,421 6,177 4,193 1,475 0,745 1,348 9,695 681,191 1000,199 1192,430 1416,077 214,310 231,450 242,260 245,890 0,314 0,231 0,203 0,173
Gambar 11. Hubungan nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker pada puncak energi 604,7 keV
Dari grafik nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan sampel Marinelli beaker terlihat semakin besar nilai perbandingan luas semakin besar juga nilai efisiensi pengukuran. Geometri dari wadah mempengaruhi ketelitian pencacahan energi sinar gamma, untuk wadah Marinelli Beaker nilai efisiensi tertinggi dimiliki oleh wadah Marinelli beaker 0,5 liter, tetapi kebalikannya wadah Marinelli beaker 3 liter mempunyai nilai efisiensi paling rendah.
Luas rongga dan luas permukaan sampel pada seluruh variasi wadah Marinelli beaker pada puncak energi 795,8 keV dapat dilihat pada Tabel 17. dan grafik nilai efisiensi
terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker ditunjukkan pada Gambar 13.
Dari grafik nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan sampel Marinelli beaker terlihat semakin besar nilai perbandingan luas semakin besar juga nilai efisiensi pengukuran. Geometri dari wadah mempengaruhi ketelitian pencacahan energi sinar gamma, untuk wadah Marinelli beaker nilai efisiensi tertinggi dimiliki oleh wadah Marinelli beaker 0,5 liter, tetapi kebalikannya wadah Marinelli beaker 3 liter mempunyai nilai efisiensi paling rendah.
10,5829 6,42186 6,17769 4,19361 0 2 4 6 8 10 12
0 0,1 0,2 0,3 0,4
E fi sien si (% )
19
Tabel 16. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 795,8 keV, luas sampeldan luas rongga dari seluruh wadah Marinelli beaker
Geometri Efisiensi (%)
Deviasi standar
Luas sampel (cm2)
Luas rongga (cm2)
Luas rongga / Luas sampel MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter 9,655 6,301 5,891 3,673 0,317 0,433 0,621 4,362 681,191 1000,199 1192,430 1416,077 214,310 231,450 242,260 245,890 0,314 0,231 0,203 0,173
Gambar 12. Hubungan nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker pada puncak energi 795,8 keV
Pengaruh Faktor Geometri pada Wadah Silinder
Pada penelitian digunakan dua wadah silinder yaitu 2 liter dan silinder 0,2 liter. Nilai efisiensi dari dua macam volume wadah silinder ditunjukkan oleh Tabel 10 dan 11. Dari Tabel 10 dan 11 dapat dilihat wadah silinder yang mempunyai volume lebih besar mempunyai nilai efisiensi yang paling kecil baik pada puncak energi 795,8 keV maupun pada puncak energi 604,5 keV. Hal ini disebabkan semakin besar volume semakin besar juga radiasi gamma yang terabsorsi oleh materi sampel sebelum radiasi gamma sampai ke detektor. Dari Tabel 10 dan 11 juga dapat dilihat wadah silinder yang mempunyai standar deviasi nilai efisiensi yang lebih kecil dari wadah silinder 0,2 liter yang berarti pada wadah silinder 2 liter nilai efisiensi pada puncak energi yang berbeda yang dicacah mempunyai perbedaan nilai efisiensi yang kecil. Nilai efisiensi pada wadah silinder 2
liter lebih kecil dibandingkan wadah silinder 0,2 liter tetapi nilai efisiensi silinder 2 liter lebih akurat karena memiliki deviasi standar dari nilai efisiensi yang yang lebih kecil.
Energi sinar gamma pada sampel yang terdeteksi oleh detektor adalah pada bagoan permukaan wadah yang kontak dengan detektor, pada wadah silinder perbandingan luas kontak wadah ke detektor dengan luas sampel pada wadah mempengaruhi nilai efisiensi. Data lengkap geometri dari masing-masing wadah silinder dapat dilihat pada Tabel 8 dan Gambar 7.
20
terhadap pengukuran energi sinar gamma.Luas kontak dengan detektor dan luas
permukaan sampel dari seluruh wadah silinder dapat dilihat pada Tabel 18.
Tabel 17. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 604,7 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah silinder
Geometri Efisiensi (%)
Deviasi standar
Luas sampel (cm2)
Luas alas silinder (cm2)
Luas rongga / Luas sampel
Silinder- 0,2 liter
Silinder – 2 liter 10,268 3,054
0,099 0,305 162,024 712,223 28,260 44,160 0,174 0,062
Tabel 18. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 795,8 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah silinder
Geometri Efisiensi (%)
Deviasi standar
Luas sampel (cm2)
Luas alas silinder (cm2)
Luas rongga / Luas sampel
Silinder -0,2 liter Silindr – 2 linder
8,522 2,565 0,113 0,067 162,024 712,223 28,260 44,160 0,174 0,062
Pada Tabel 16 da 17 dapat dilihat semakin kecil nilai perbandingan luas semakin kecil deviasi standar dari nilai efisiensi wadah. Goemetri dari wadah mempengaruhi ketelitian pencacahan sinar gamma, untuk wadah silinder nilai efisiensi wadah silinder 0,2 liter lebih tinggi tetapi deviasi standar efisiensinya paling besar baik pada puncak energi 795,8 keV maupun pada puncak energi 604,5 keV, kebalikannya wadah silinder 2 liter mempunyai nilai efisiensi paling rendah tetapi standar deviasi efisiensinya paling kecil.
Pengaruh faktor geometri pada pengukuran sinar gamma dapat diketahui dengan membandingkan nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker dengan wadah silinder. Wadah Marinelli beaker dan silinder mempunyai bentuk geometri yang berbeda juga nilai efisiensinya walaupun kedua wadah ini memiliki volume wadah yang sama yaitu antara wadah Marinelli beaker 2 liter dengan wadah silinder 2 liter, nilai efisiensi dari kedua wadah ditunjukan pada Tabel 18 dan 19.
Tabel 19. Nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker 2 liter dan Silinder 2 liter pada puncak energi 604,7 keV Geometri 604, keV
Efisiensi (%) Deviasi Standar MB-2 liter Silinder-2liter 6,177 3,054 1,348 0,305
21
Tabel 20. Nilai efisiensi dari wadah Marinellibeaker 2 liter dan Silinder 2 liter pada puncak energi 795,8 keV
Geometri 795,8 keV
Efisiensi (%) Deviasi standar MB-2 liter Silinder-2 liter 5,891 2,565 0,621 0,067
Nilai deviasi standar wadah silinder 2 liter lebih kecil dari wadah Marinelli beaker 2 liter tetapi perbadaan nilainya kecil, ini menunjukkan deviasi standar nilai efisiensi lebih bergantung pada volume sampel yang dicacah dari pada perbandingan luas permukaan wadah yang kontak ke detektor dengan seluruh luas permukaan sampel. Wadah Marinelli beaker lebih baik dari pada wadah silinder karena nilai efisiensi wadah Marinelli beaker lebih besar dari silinder untuk volume yang sama sehingga lebih teliti untuk digunakan karena pada saat pencacahan energi sinar gamma dapat terdeteksi lebih baik.
KESIMPULAN DAN SARAN
Kesimpulan
Dari penelitian ini diperoleh nilai efisiensi terbesar dalam pengukuran spektrometer gamma dari 134Cs dalam tanah sebesar 10,528% pada puncak energi 604,7 keV dan 9,655% pada puncak energi 795,8 keV dengan menggunakan wadah Marinelli beaker.
Faktor geometri sampel sangat berpengaruh pada nilai efisiensi pengukuran. Selain besar nilai perbandingan luas permukaan wadah yang kontak dengan detektor terhadap seluruh luas permukaan sampel semakin besar nilai efisiensi. Wadah Marinelli beaker lebih baik digunakan dari pada wadah silinder karena nilai efisiensi pengukurannya lebih besar.
Saran
Dalam pengukuran aktivitas sumber dengan menggunakan alat spectrometer sinar gamma, faktor geometri sumber harus diperhatikan karena sangat berpengaruh pada nilai efisiensi dan ketelitian pangukuran.
DAFTAR PUSTAKA
Anonim a, 1994. Alpha Decay. [8 April 2009] Anonim b, Argonne National Laboratory,
2001. Cesium, http://www.stoller-eser.com/FactSheet/Cesium,pdf. [13 Mei 2009]
Anonim c, Introduction to Radiation Safety,
http://www.ndt.org, [22 Juni 2009]. Anonim d, 2009. Radioactivity in Nature.
http://w
