PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI

UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT

Slamet Santosa, Darsono

Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan – BATAN, Email: santosa@batan.go.id, b_darsono@batan.go.id

ABSTRAK

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT. Untuk mendapatkan efisiensi dan unjuk kerja yang lebih baik, telah dilakukan pengembangan database pada program komputer untuk Analisa Aktivasi Neutron Cepat (AANC). Pengembangan database dilakukan dengan membuat tabel database data nuklir dan efisiensi detektor sehingga memudahkan pengguna dalam melakukan komputasi cuplikan hasil iradiasi dan mengurangi masukan data melalui papan kunci. Konsekuensi dari pengembangan database tersebut antara lain perlu perubahan diagram alir data nuklir baik untuk pengambilan maupun penyimpanan data pada tabel yang bersesuaian dari program sebelumnya. Permintaan data SQL (SQL data queries) dibuat dengan antar-muka yang berorientasi halaman sehingga user dapat dengan mudah melakukan pembacaan dan penulisan pada tabel-tabel yang bersesuaian. Relasi tiap-tiap entitas tabel dilakukan normalisasi sehingga aliran data konteks menjadi efisien dan meminimumkan komunikasi antar tabel. Database yang dikembangkan dan program komputer baru telah dioperasikan untuk tujuan uji-coba dan verifikasi menggunakan data AANC untuk lingkungan. Dari hasil uji-coba dan verifikasi, program komputer tersebut dapat bekerja lebih efisien dan database data nuklir dapat diakses dengan lebih mudah.

Kata kunci: Metode AANC, komputasi dan pengembangan database

ABSTRACT

DATABASE DEVELOPMENT OF A COMPUTATION PROGRAM FOR FAST NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. In order to obtain better performance and efficiency, the development of computer code database for Fast Neutron Activation Analysis (FNAA) had been carried out. The database development is done among creating the database table of nuclear data and the detector efficiency in such a way that making the computation of irradiated sample easier and decrease the data input from keyboard. Consequences of such database development includes the needs of the nuclear data flow diagram modification both for data retrieval and update in the appropriate tables of former computer code. The SQL data queries are based on page orientation interfaces in such a way that users can be easily on storing, retrieving and updating the table. Entity relationship of underlying tables is normalized so that its context data flow becoming efficient and communications between tables are minimized. The developed database and the new computer code have been operated for the purpose of testing and verification by using environmental FNAA data. From these testing and verification results, the code can be run in more efficient and nuclear data database can be accessed easier.

Keyword: FNAA method, Computation and database development

PENDAHULUAN

ktivasi Neutron Cepat (AANC) adalah sebuah metode yang dikembangkan untuk analisa unsur menggunakan akselerator Generator Neutron (GN) dengan energi tunggal 14 MeV[1]_{. Contoh aplikasi menggunakan metode ini} adalah analisa kandungan unsur dalam sedimen dan analisa kandungan unsur dalam limbah. Pada prinsipnya metode AANC dapat didefinisikan sebagai berikut. Diberikan sebuah cuplikan (sample)

yang terdiri dari unsur standar dan material yang tidak diketahui. Analisa dilakukan dengan terlebih dahulu mengiradiasi cuplikan menggunakan neutron cepat dengan energi 14 MeV sehingga cuplikan menjadi radioaktif. Sinar gamma yang dipancarkan oleh beberapa unsur di dalam cuplikan mempunyai energi spesifik yang memberikan data kualitatif dan kuantitatif, yang kemudian dapat dideteksi menggunakan detektor gamma pada suatu sistem pengukuran spektrometri gamma[2,3]_{. Keunggulan} dari metode AANC meliputi penentuan beberapa

unsur di dalam sebuah cuplikan yang dapat dilakukan secara bersamaan, materi cuplikan tidak perlu dipisahkan secara kimia terlebih dahulu dan hasil analisa unsurnya dapat diperoleh dengan cepat dan akurat[4]_.

Di Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB – BATAN) dikembangkan metode AANC menggunakan sebuah GN, yang aplikasinya diutamakan untuk analisa lingkungan. Untuk keperluan komputasi dan database pada aplikasi tersebut telah dirancang dan dibuat sebuah program komputer[5]_{. Database yang dikembangkan pada} program komputer tersebut masih belum sempurna sehingga hampir semua perhitungan yang dilakukan memerlukan masukan data nuklir dari papan kunci (keyboard). Untuk meningkatkan unjuk kerja dan efisiensi program dilakukan pengembangan

data-base data nuklir untuk metode AANC, dengan

konsekuensi perlu dilakukan perubahan pada dia-gram alir data. Parameter-parameter untuk perhi-tungan yang dilakukan pada program pada prinsip-nya menggunakan metode absolute sama seperti pada[5]_{, yang pada pengembangan program} kompu-tasi ini dilakukan dengan dua cara perhitungan tampang lintang reaksi, dua cara perhitungan konsentrasi cuplikan, perhitungan batas deteksi dan sensitifitas analitik. Pengembangan database dilakukan dengan membuat database data nuklir dan database efisiensi untuk berbagai konfigurasi, yang memudahkan pengguna ketika melakukan komputasi cuplikan hasil iradiasi, sehingga pada akhirnya mempercepat proses komputasi tersebut.

Program komputer dibuat menggunakan Borland Delphi versi 7.0 dengan mengaktifkan komponen-komponen aritmatika, grafis dan fungsi laporan cepat (quick-report) yang digunakan untuk perhitungan parameter-parameter program dan pencetakan kurva efisiensi. Perancangan proses berorientasi kepada obyek dari parameter-parameter pada perhitungan teknik AANC, sehingga urutan proses secara umum adalah mengumpulkan data masukan dari hasil iradiasi menggunakan GN, mengambil data nuklir dari pustaka database, melakukan perhitungan-perhitungan dan menam-pilkan data laporan. Tabel database data nuklir, data efisiensi dan data hasil perhitungan AANC dibuat menggunakan server database MySQL[6]_{, dengan} tiap-tiap permintaan SQL (SQL-queries) dibuat dengan interface yang berorientasi halaman sehingga user dapat dengan mudah melakukan pembacaan dan penulisan (update) pada tabel-tabel yang bersesuaian. Relasi tiap-tiap entitas tabel didesain sehingga aliran data konteks menjadi efisien dan meminimumkan komunikasi antar tabel[7]_.

PARAMETER DAN PERHITUNGAN

PROGRAM AANC

Secara umum urutan proses perhitungan pada program AANC adalah memasukkan data untuk perhitungan yang diperoleh dari hasil iradiasi menggunakan GN, mengambil data-data nuklir terkait dari dalam pustaka AANC, dan kemudian setelah semua data yang diperlukan lengkap program AANC mulai melakukan perhitungan. Perhitungan-perhitungan yang dilakukan pada program aplikasi AANC menggunakan notasi yang juga adalah nama variabel pada program: σ = tampang lintang unsure, F = faktor sensitivitas, C = cacah, T(1/2) = waktu paroh, Iγ = intensitas sinar gamma, Mj = massa atom, mj = massa cuplikan,

α

= kelimpahan,

t

_i

,

t

_d

,

t

_c = waktu (iradiasi, tunda, cacah), Ф = fluks neutron, L = bilangan Avogadro,

ε

= efisiensi detector dan λ = ketetapan peluruhan.

1. Perhitungan Tampang Lintang (Cara 1)

Proses perhitungan tampang lintang cara 1 adalah untuk perhitungan tampang lintang reaksi dengan cuplikan diiradiasi secara bersama-sama sampel standard, sehingga fluks yang diterima dapat dianggap sama. Pada tahapan ini pada database data nuklir (sebagai database pustaka) telah dilakukan input data. Proses perhitungan tampang lintang cara 1 dapat dilihat pada Gambar 1a.

2. Perhitungan Tampang Lintang (Cara 2)

Untuk menentukan tampang lintang reaksi dengan cara 2, dua buah sampel standar dengan fluks masing-masing (ФS1) dan (ФS2) diiradiasi bersama-sama cuplikan sehingga fluks neutron pada unsur standar adalah rata-rata dari (ФS1) dan (ФS2), dan dapat dianggap sama dengan fluks pada cuplikan. Proses perhitungan tampang lintang cara 2 dapat dilihat pada Gambar 1b.

3. Perhitungan fluks neutron

Proses perhitungan fluks neutron dilakukan seperti Gambar 2 sebagai berikut, dengan faktor-faktor persamaan yang sama seperti di atas. Fluks neutron adalah kerapatan neutron yang dihasilkan oleh GN yang digunakan pada sistem.

4. Perhitungan konsentrasi unsur cara 1

Perhitungan konsentrasi unsur cara 1 adalah cara perhitungan konsentrasi unsur dengan cuplikan diiradiasi bersama-sama sampel standard sehingga fluks neutron yang diterima oleh masing-masing

adalah sama. Proses perhitungan konsentrasi cara 1 ditunjukkan pada Gambar 3a.

5. Perhitungan konsentrasi unsur cara 2

Perhitungan konsentrasi unsur cara 2 dilaku-kan dengan cuplidilaku-kan diiradiasi secara terpisah dengan sampel standard. Proses perhitungan kon-sentrasi unsur cara 2 dapat dilihat pada Gambar 3b.

Gambar 1. Proses perhitungan tampang lintang reaksi.

Gambar 2. Proses perhitungan fluks neutron.

TATAKERJA DAN PERCOBAAN

1. Perancangan Database

Database adalah bagian yang sangat penting

pada program aplikasi AANC, dengan data-data unsur yang diperlukan pada perhitungan-perhitungan analisa aktivasi disimpan dalam tabel

database. Rancangan database yang digunakan

dalam program aplikasi ini terdiri dari 5 buah tabel: tabel data-nuklir, tabel unsur, tabel efisiensi, tabel jarak dan tabel energi. Untuk mendapatkan aliran data konteks yang optimum, pada pengembangan tabel-tabel database ini dilakukan algoritma normalisasi hibrida, yaitu dalam mencari item data yang akan disimpan pada tabel menggunakan

primary keys. Algoritma melakukan proses looping

pada semua field dalam tabel kemudian me-nempatkan item-item, misalnya hasil perhitungan, pada guess field yang bersesuaian dengan tabel relasinya. Pendekatan pemetaan demikian akan menjamin logika penempatan data pada tabel-tabel secara tepat sehingga menjamin efisiensi dari tiap-tiap tabel. Hasil final pemetaan field-field pada tabel-tabel database program AANC adalah seperti Gambar 4.

Nama-nama tabel dan field menyatakan perhitungan yang dilakukan dan data hasil perhitungan yang akan disimpan. Penjelasan dari rancangan tabel-tabel tersebut secara lebih rinci dapat dilihat pada tabel-tabel berikut, dengan “tipe data” seperti pada perangkat lunak Borland Delphi versi 7.0.

a. Tabel data-nuklir

Tabel data-nuklir digunakan untuk menyim-pan data yang memuat informasi nuklir dari suatu unsur. Tabel data-nuklir memiliki primary key id.

b. Tabel unsur

Tabel unsur digunakan untuk menyimpan daftar nama, simbol, z, dan berat atom dari suatu unsur. Tabel unsur ini mempunyai primary key

simbol.

c. Tabel efisiensi

Tabel efisiensi digunakan untuk menyimpan data efisiensi yang diperoleh dari hasil perhitungan efisiensi detektor berdasarkan iradiasi. Tabel efisiensi memiliki primary key efisiensi.

d. Tabel jarak

Tabel jarak digunakan untuk menyimpan data jarak detector yang diperoleh dari hasil iradiasi untuk data efisiensi. Tabel tabel_jarak memiliki

primary key jarak. e. Tabel energi

Tabel energi digunakan untuk menyimpan data-data energi yang diperoleh dari hasil percobaan untuk data efisiensi. Tabel tabel_energi memiliki primary key energi.

Tabel 1. Tabel data-nuklir.

Nama Kolom Tipe Data Keterangan id tinyint(4) Id dari data nuklir

z tinyint(2) Nilai Z dari data nuklir isotop int(3) Nilai isotop dari data nuklir

kelimpahan float Nilai kelimpahan relatif isotop cuplikan waktu_paroh float Nilai waktu paroh reaksi

satuan_waktu char(1) Satuan waktu dari waktu paroh tampang_lintang float Nilai tampang lintang reaksi satuan_tampang char(3) Satuan dari tampang lintang reaksi

energi float Nilai energi

intensitas float Nilai intensitas

reaksi varchar(20) Jenis reaksi yang dilakukan

Tabel 2. Tabel unsure.

Nama Kolom Tipe Data Keterangan simbol char(2) Simbol dari unsur

nama char(15) Nama dari unsur z tinyint(3) Nilai dari unsur

ba float Nilai Ba dari unsur

Tabel 3. Tabel efisiensi.

Nama Kolom Tipe Data Keterangan efisiensi float Nilai dari efisiensi mutlak

jarak float Jarak antara sumber dengan detektor energi float Nilai dari energi dari unsur

cps float Nilai cacah per detik

Tabel 4. Tabel efisiensi.

Nama Kolom Tipe Data Keterangan

jarak float Jarak antara sumber dengan detektor

dps double Nilai disintegrasi per detik (cacah sinar-γ)

Tabel 5. Tabel energi.

Nama Kolom Tipe Data Keterangan energi float Nilai dari energi dari unsur

2. Perancangan antarmuka

Perancangan antarmuka adalah dimaksudkan untuk menyediakan fasilitas kepada pemakai berinteraksi dengan program komputer. Antarmuka

program AANC berorientasi per halaman sebagai-mana Gambar 5, sehingga pemakai dapat dengan mudah melakukan pangambilan data, update data dan penyimpanan data pada tabel yang bersesuaian untuk melakukan perhitungan.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Berbasis tabel database dan disain antarmuka di atas, implementasi program AANC terdiri dari 53 prosedur program. Ketika program AANC dijalankan, muncul menu utama sebagai antarmuka

on-click sub-menu program, seperti pada Gambar 6.

Pada setiap halaman perhitungan diberikan dua buah fasilitas masukan data, melalui papan kunci dan langsung mengambil data dari database data nuklir dengan cara menekan (double-click) tombol data. Antarmuka data nuklir untuk tiap-tiap perhitungan pada program AANC adalah seperti Gambar 7a, yang dimunculkan dari sub-menu data unsur seperti pada Gambar 7b.

Gambar 6. Menu utama program AANC.

(a)

(b)

1. Halaman perhitungan tampang lintang

Untuk menghitung tampang lintang reaksi pada program AANC diberikan fasilitas dengan cara 1 dan cara 2, masing-masing pada halaman yang berbeda seperti pada Gambar 8 sebagai berikut. Pada kedua cara perhitungan tampang lintang reaksi tersebut diberikan fasilitas laporan untuk mencetak hasil perhitungan dalam bentuk file rich text. Bentuk laporan hasil perhitungan tampang lintang dapat dilihat pada saat program dijalankan.

2. Halaman perhitungan fluks neutron

Terdapat 2 jenis data perhitungan, yaitu data yang dimasukkan sendiri melalui papan kunci dan data yang langsung diambil dari tabel. Data perhitungan yang diambil dari database dapat diperoleh dengan cara menekan tombol Data, kemudian akan ditampilkan tabel untuk mengambil data. Antar muka perhitungan fluks neutron ditampilkan pada Gambar 9.

(a) (b)

Gambar 8. Halaman perhitungan tampang lintang reaksi.

3. Halaman perhitungan konsentrasi unsur

Untuk menghitung konsentrasi unsur dapat dilakukan dengan cara , masing-masing cara 1 dan cara 2 dalam dua halaman yang berbeda seperti pada Gambar 10 sebagai berikut. Perhitungan cara 1, Gambar 10a, dilakukan dengan cuplikan diiradiasi secara bersama-sama dengan sampel standar sehingga fluks yang diterima standar dan cuplikan dapat dianggap sama, sedangkan perhitungan cara 2, Gambar 10b, iradiasi dilakukan secara terpisah.

4. Sensitivitas analitik

Halaman antarmuka sensitivitas analitik berfungsi menampilkan grafik sensitivitas analitik.

Grafik sensitivitas analitik diperoleh dari hasil perhitungan nilai batas deteksi beberapa data nuklir yang dipilih untuk mewakili semua unsur yang ada. Dari hasil perhitungan tersebut kemudian dibuat grafik, seperti pada Gambar 11.

5. Beberapa perhitungan lain

Pada program komputasi AANC diperlukan perhitungan lain sebagai kelengkapan pustaka data pada database, misalnya perhitungan disintegration

per second (dps) dan perhitungan efisiensi. Pada

gambar 12 sebagai berikut ditampilkan contoh halaman perhitungan dps dan efisiensi.

(a) (b)

Gambar 10. Antarmuka perhitungan konsentrasi unsur.

Gambar 12. Contoh tampilan perhitungan dps dan efisiensi.

Catatan: data tertera pada gambar di atas adalah salah satu contoh hasil verifikasi program aplikasi AANC untuk perhitungan pada data cuplikan lingkungan yang diambil dari kali Code, Yogyakarta[5]_.

KESIMPULAN

Dari hasil penilitian yang telah dilakukan tentang pembuatan program aplikasi sebagai media bantu dalam melakukan perhitungan dengan teknik AANC, maka dapat disimpulkan beberapa hal sebagai berikut.

1. Program aplikasi yang dibuat menggunakan bahasa pemrograman Delphi dan database MySQL dapat digunakan dengan lebih baik untuk perhitungan maupun untuk mendapatkan data nuklir dari berbagai unsur yang diperlukan pada teknik analisa AANC.

2. Dengan adanya program aplikasi AANC maka program analisa unsur menggunakan GN menjadi lebih mudah, lebih cepat dan lebih akurat dalam menganalisis data nuklir dari suatu unsur dan menghitung secara kuantitatifnya. 3. Dengan pengembangan database data-nuklir

pada program AANC yang sudah ada maka

running program menjadi lebih mudah dan

efisien serta mengurangi input data dari papan kunci.

DAFTAR PUSTAKA

[1] NARGOWALLA, S, Activation Analysis With

Neutron Generator, John Wiley and Sons, New

York, 1973.

[2] KNOLL, G.F., Irradiation Detectors and

Measurements, New York, John Willey and

Sons, 1974.

[3] SUSETYO WISNU, Spektrometri Gamma dan

Penerapannya dalam Analisis Pengaktifan Neutron, Gadjah Mada University Press,

Yogyakarta.

[4] DARSONO, Generator Neutron dan

Aplikasi-nya, Diklat Pengetahuan dan Aplikasi

Akselerator, Yogyakarta, BATAN, 1998. [5] SLAMET SANTOSA, ELIN NURAINI, A

Computation and Database Development for Fast Neutron Activation Analysis, Proc. of the

Intern. Conf. on Advances in Nuclear Science and Engineering 2007, Bandung, Indonesia, November 13 – 14, 2007.

[6] DelphiTM_{, Database Application Developer’s}

Guide With SQL Database Server, Borland

International, U.S.A., 1995.

[7] GERHARD ERDTMANN, Neutron Activation

Tables, Kernchemie in Einzeldarstellungen

TANYA JAWAB

Imam Kambali

− Bagaimana anda menentukan sensitivitas hasil

perhitungan?

− Dalam perhitungan laju cacah, apakah anda

memperkirakan besarnya resolusi detektor?

Slamet Santosa

− Sensitivitas analitik ditentukan dengan perhitung-an nilai limit deteksi. Pada program dihitung menggunakan banyak data nuklir yang mewakili semua unsur yang ada.

− Pada program yang dibuat digunakan resolusi detektor dari detektor yang dipergunakan untuk analisis AANC.