TESIS – TL142501
KARAKTERISASI DOSIMETER DARI BATU AGATE
SEBAGAI DOSIMETER DOSIS TINGGI
RIDHWAN HALIQ NRP. 2713 201 908
Dosen Pembimbing
Diah Susanti, ST., MT., Ph.D
PROGRAM STUDI MAGISTER
TEKNIK MATERIAL DAN METALURGI Fakultas Teknologi Industri
Institut Teknologi Sepuluh Nopember Surabaya
2015
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
Thesis – TL142501
DOSIMETRIC CHARACTERISTICS OF AGATE STONES FOR
HIGH DOSE DOSIMETERS
RIDHWAN HALIQ NRP. 2713 201 908
Advisor
Diah Susanti, ST., MT., Ph.D
MASTER PROGRAM
MATERIALS AND METALLURGICALS ENGINEERING Faculty of Industrial Technology
Sepuluh Nopember Institute of Technology Surabaya
2015
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
KARAKTERISTIK DOSIMTER DARI BATU AGATE UNTUK DOSIMETER DOSIS TINGGI
Nama : Ridhwan Haliq NRP : 2713 201 908
Jurusan : Program Studi Magister Teknik Material dan Metalurgi, ITS
Dosen Pembimbing : Diah Susanti, ST., MT., Ph.D
ABSTRAK
Indonesia adalah sebuah negara yang memiliki potensial kekayaan alam yang melimpah termasuk batu mulia. Salah satu batu mulia itu adalah agate, yang sering digunakan sebagai perhiasan. Seperti batu mulia lainnya, seperti jesper, amethyst, topaz, jade and onyx, Agate pada umumnya memiliki komposisi kimia SiO2. Batuan yang telah disebutkan sering digunakan sebagai material dosimeter dosis tinggi. Namun begitu penelitian menggunakan batu agate sebagai material untuk dosimeter dosis tinggi jarang digunakan. Untuk itu pada penelitian ini perbedaan warna pada batu agate yang berasal dari Kalimantan Timur dijadikan serbuk dan dicampur dengan polytetrafluoroethylene (PTFE/teflon) yang diaplikasikan sebagai dosimeter dosis tinggi. Agate coklat, Agate Kuning Tua, Agate Abu-abu, dan Agate Abu-abu Tua digunakan sebagai material dosimeter.
Hasil pencampuran kemudian di kompaksi menjadi pellet dengan diameter 4mm dan di annealing pada temperatur 200°C, 300°C dan 400°Cselama 1 jam.
Kemudian pellet di ditembak oleh dosis radiasi tinggi 0.1 kGy, 1 kGy, dan 10 kGy dengan menggunakan sumber radiasi 60CO. material tersebut sudah dilakukan karakterisasi oleh XRD, SEM, FTIR, EDXS, dan NAA. Dikorelasikan antara struktur material dan karakterisasi material dosimeter yang kemudian dianalisis.
Berdasarkan hasil data XRD dan EDAX menunjukan komposisi kimia dari batu agate adalah SiO2. NAA mengidentifikasi kandungan unsur radioaktif (pada level ppm) didalam batuan agate, seperti Uranium (U), Stibium (Sb), Cesium (Cs) dan Hafnium (Hf). Elemen radioaktif berdampak terhadap performan dari dosimeter. Agate abu-abu gelap memiliki kandungan radioaktif yang besar diantara empat material lainnya. Untuk itu, agate tersebut memiliki sensitifitas dan respon terhadap radiasi yang paling tinggi. Disamping itu juga menunjukan hasil yang rendah pada Coefficient Variation (CV) dan Residual value sesuai untuk thermoluminescene dosimeter (TLD).
Kata kunci: Thermoluminescene, Agate, dan Dosimeter.
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
DOSIMETRIC CHARACTERISTICS OF AGATE STONE FOR HIGH DOSE DOSIMETRY
Name : Ridhwan Haliq
ID Number : 2713 201 908
Department : Master Program of Materials and Metallurgical Engineering
Advisor : Diah Susanti, ST., MT., Ph.D
ABSTRACT
Indonesia is a countrist having abundant potential natural resources including precious stones. One’s of the precious stones is agate, that is often used as jewelry .As any other precious stones, such as jasper, amethyst, topaz, jade and onyx, agate mainly consists of SiO2 chemical compound. The formerly mentioned stones have been reported as high dose dosimeter. however experiment using agate stone as a material for dosimeter was rarely reported. Therefore in this research different colored agate stones from Borneo mines were powdered and mixed with polytetrafluoroethylene (PTFE/teflon) to be applied as a high dose dosimeter. Brown agate, dark yellow agate, grey agate, and dark grey agate were used as dosimeter materials. The mixture was then compacted into pellets with a diameter of 4 mm and annealed at 200°C, 300°C and 400°C for 1 hour. The pellets were then exposed to high dose radiation of 0.1 kGy, 1 kGy, and 10 kGy using 60Co radiation source. These Dosimeter materials have been characterized by XRD, SEM, FTIR, EDXS, and NAA. The correlations between material structures and dosimetric characteristics were then analyzed.
Based on the resulted data XRD and EDAX confirmed the chemical content of agate stones was SiO2. The NAA could detect the presences of small amount of radioactive elements (in level of ppm) in the agate stones, such as Uranium (U), Stibium (Sb), Cesium (Cs) and Hafnium (Hf). The radioactive elements were responsible for the dosimetric performance of the dosimeter. Dark grey agate had the highest radioactive contents among the four samples.
Therefore, it showed the highest sensitivity and response towards radiation.
Besides it also showed the smallest coefficient variation (CV) and residual value making it suitable for thermoluminescent dosimeter (TLD).
Key Words: Thermoluminescent, Agate , Dosimeter.
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
Alhamdulillah hirobbil alamien...
Atas limpahan rahmat dan karunia Allah SWT, sehingga penulis dapat menyelesaikan Tesis serta menyusun Laporan Tesis yang berjudul :
Karakteristik Dosimeter Dari Batu Agate untuk Dosimeter Dosis Tinggi.
Penyusun menyadari bahwa dalam penulisan laporan Tesis ini banyak melibatkan banyak pihak yang sangat membantu. Oleh karena itu, pada kesempatan ini penulis mengucapkan banyak terima kasih kepada :
1. Allah SWT atas rahmat, hidayah dan berbagai kemudahan dalam penyelesaian tugas akhir ini.
2. Ibu dan Bapak serta keluarga atas segala doa, dukungan dan pengertian yang telah diberikan selama ini.
3. Dosen Pembimbing Tesis Ibu Diah Susanti, ST., MT., P.hD atas waktu, kritik, saran dan kesabarannya dalam memotivasi dan membimbing penulis.
4. Bapak Hasnel Sofyan selaku pembimbing yang telah bersedia memberikan bimbingan dan pengarahannya mengenai TLD selama di PTKMR BATAN.
5. Bapak Dr Eng Hosta Ardhyananta, ST, M.Sc selaku Ketua Program Studi S2 Teknik Material dan Metalurgi ITS, yang telah memperjuangkan saya untuk lulus 1/5 tahun.
6. Bapak Sungging Pintowantoro, ST., MT., P.hD selaku Ketua Jurusan Teknik Material dan Metalurgi ITS.
7. Pihak Pasca Sarjana ITS yang telah memberikan Beasiswa Fast Track Mandiri kepada penulis selama 1 tahun, yang membuat penulis mampu menempuh jenjang Magister dengan cuma-cuma.
8. Teman-teman S2, MT 12, Member Lab Kimia Material, Ikasada, yang telah menemani penulis dan menjadi teman perjuangan penulis.
9. Seluruh dosen dan karyawan Jurusan Teknik Material dan Metalurgi FTI- ITS.
10. Seluruh karyawan PTKMR BATAN beserta jajaran staff.
Penyusun menyadari adanya keterbatasan di dalam penyusunan laporan ini.
Besar harapan penyusun akan saran, dan kritik yang sifatnya membangun.
Selanjutnya semoga tulisan ini dapat selalu bermanfaat. Amin.
Surabaya, Januari 2015 penulis
DAFTAR ISI
HALAMAN JUDUL ... i
LEMBAR PENGESAHAN... iii
ABSTRAK ... vii
DAFTAR ISI ... xiii
DAFTAR GAMBAR... xvii
DAFTAR TABEL ... xiii
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang ... 1
1.2 Perumusan Masalah ... 2
1.3 Batasan Masalah ... 3
1.4 Tujuan Penelitian ... 3
1.5 Manfaat Penelitian ... 3
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Radiasi ... 5
2.1.1 Definisi Radiasi ... 5
2.2 Jenis-Jenis Radiasi ... 6
2.2.1 Radiasi Elektromagnetik ... 6
2.3 Mekanisme Pendeteksi Radiasi ... 7
2.3.1 Proses Ionisasi ... 7
2.3.2 Proses Sintilasi ... 8
2.3.3 Sinar Gama ... 9
2.3.4 Dosis Serap (D) ... 10
2.4 Dosimeter ... 10
2.4.1 Aplikasi Dosimeter ... 10
2.5 Dosimeter Termoluminisensi (TLD) ... 11
2.5.1 Standarisasi Thermoluminiscene Dosimeter (TLD) ... 12
2.5.2 Fenomena Thermoluminesence ... 12
2.5.3 Prinsip Kerja TLD-Reader ... 14
2.5.4 Sensitivitas Bahan ... 15
2.5.5 Pemakaian Kembali (Cycle Life) ... 15
2.5.6 Residual TL pada Bahan ... 16
2.5.7 Reproduksibilitas Bahan pada Data TL ... 16
2.6 Pengaruh Polytetrafluoroethylene (PTFE) pada Pelet ... 16
2.7 Analisis Aktivasi Neutron (AAN) ... 17
2.8 Radioaktivitas ... 18
2.8.1 Waktu Paruh ... 19
2.8.2 Peluruhan Radioaktif Alam dan Radioaktif Buatan ... 20
2.8.3 Waktu Paruh Pendek, Sedang, dan Panjang ... 21
2.9 Penambahan batuan Berbasis Silika (Agate)... 21
2.9.1 Karakteristik Batu Agate ... 22
2.9.1.1 Sifat Fisik dan Kimia Batu Agate ... 22
2.9.1.2 Komposisi Batu Agate ... 23
2.10 Thermoluminescene ... 24
2.11 Hasil Penelitian Sebelumnya ... 24
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1 Peralatan dan Bahan ... 29
3.1.1 Peralatan Proses Penelitian... 29
3.1.2 Bahan Percobaan ... 31
3.2 Diagram Alir Penelitian ... 32
3.3 Metode penelitian ... 33
3.3.1 Preparasi Sampel ... 33
3.3.2 Pengujian Pra Eksperimen SEM/EDX, XRD, dan FTIR ... 33
3.3.3 Pengujian Pra Eksperimen Analisis Aktivasi Neutron (AAN) ... 33
3.3.4 Pengujian Respon Dosis Radiasi ... 33
3.3.5 Proses Pembuatan Pelet ... 34
3.3.6 Pengujian Perlakuan Panas ... 36
3.4 Pengujian ... 37
3.4.1 Scanning Electron Microscope (SEM) ... 37
3.4.2 X-ray Diffraction (XRD)... 38
3.4.3 Fourier Transforms Infrared Spectrometer (FTIR) ... 40
3.4.4 Analisis Aktivasi Neutron (AAN) ... 41
3.5 Pengujian Dosis Radiasi ... 44
3.6 Rancangan Penelitian ... 52
3.7 Jadwal Kegiatan Penelitian ... 53
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN 4.1 Pemilihan Material Batuan Alam Sebagai Bahan Dosimeter ... 55
4.1.1 Analisa Xray-Diffraction Material Batuan Alam ... 55
4.1.2 Analisis Aktivitas Neutron (AAN) ... 56
4.1.3 Perbandingan Pengujian Analisis Aktivitas Neutron (AAN) dengan penelitian Andromeda D. L. pada tahun 2013 ... 58
4.2 Karakterisasi Struktur & Morfologi dari Batu Agate Sebagai Bahan Dosimeter ... 60
4.2.1 Analisa Xray-Diffraction Dosimeter ... 60
4.2.2 Analisa Morfologi dan unsur dengan Menggunakan SEM (Scanning Electron Microscop) dan EDAX (Energy Dispersive X-ray Spectroscopy). 63 4.2.3 Struktur Morfologi Permukaan Dosimeter Thermoluminescence ... 67
4.2.3.1 Pengaruh Teflon (Polytetrafluoroethylene) Pada Permukan Dosimeter ... 68
4.2.4 Fourier Transform Infrared Spectroscopy (FTIR) ... 69
4.2.5 Analisa Pengujian XRD Brown Agate, Dark Yellow Agate, Dark Yellow Agate, dan Dark Grey Agate ... 73
4.3 Karakterisasi Respon Dosis Batu Agate Sebagai Bahan Dosimeter ... 74
4.3.1 Pengaruh Temperatur Sintering Terhadap Dosis Radiasi ... 75
4.3.1.1 Analisa Variasi Sintering Pada Thermoluminesence Dosimeter ... 76
4.3.2 Reproduksibilitas respon TL ... 78
4.3.3 Kemampuan Pengulangan (Repeatability) ... 80
4.3.4 Hasil Sinyal Residu (Post Irradiation Background) Pada Batu Agte ... 82
4.3.5 Mengukur Tingkat Sensitivitas Batu Agate ... 84
4.4 Peran Impurities Pada Reproduksibilitas Dosimeter Dari Radiasi Radioaktif ... 87
BAB V KESIMPULAN DAN SARAN 5.1 Kesimpulan ... ... 89
5.2 Saran ... ... 90
DAFTAR PUSTAKA ... 91
LAMPIRAN ... 93 BIOGRAFI
DAFTAR TABEL
Tabel 2.1 Propertis Sinar Gama ... 9
Tebel 2.2 Persyaratan Dosimetrik Pada Area Aplikasi Utama ... 12
Tabel 2.3 Deret Radioaktif Alam... 19
Tabel 2.4 Contoh Isotop Stabil dan Isotop Tidak Stabil (Fundametal of Nuclear Physics) ... 20
Tabel 2.5 Penelitian sebelumnya tentang Termoluminisensi Dosimeter (TLD) dengan menggunakan material batuan alam ... 25
Tabel 2.6 Pengujian AAN yang dilakukan Teixeir, dkk terhadap sampel Jasper 26 Tabel 2.7 Hasil Analisis AAN untuk Elemen U, Hf, Sb, dan Cs ... 26
Tabel 3.1 Rancangan Penelitian ... 52
Tabel 3.2 Jangka Waktu Pelaksanaan Kegiatan ... 53
Tabel 4.1 Hasil Pengujian Analisis Aktivitas Neutron (AAN) ... 57
Tabel 4.2 Hasil perbandingan dengan penelitian sebelumnya... 59
Tabel 4.3 Ukuran kristal Variasi Batu Agate Terhadap Temperatur Heat treatment 400°C Sebelum Iradiation ... 62
Tabel 4.4 Ukuran kristal Variasi Batu Agate Terhadap Temperatur Heat treatment 400°C Setelah Iradiation ... 63
Tabel 4.5 Silica (Handbook Of Infrared and Raman Characteristic Group ... 71
Tabel 4.6 Nilai CV (%) hasil pembacaan Keempat Jenis Pelet pada dosis 10 kGy heat treatment ... 81
Tabel 4.7 Hasil Sinyal Residu Keempat Sampel dari Post-Irradiation Reading .. 83
Tabel 4.8 Data hasil perhitungan sensitivitas saat temperatur heat treatment 200°C, 300°C, 400°C ... 84
Tabel 4.9 Nilai keempat jenis pellet dari kecocokan standar dosimeter ... 86
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
DAFTAR GAMBAR
Gambar 2.1 konstruksi alat ukur radiasi ... 6
Gambar 2.2 Spektrum Panjang Gelombang ... 7
Gambar 2.3 Peristiwa terlepasnya elektron kulit terluar ketika dikenai radiasi (ionisasi langsung) ... 7
Gambar 2.4 Penyerapan Energi radiasi (kiri) berakibat perpindahan electron, dan menimbulkan percikan cahaya (kanan) ... 9
Gambar 2.5 Contoh TLD Berbahan LiF ... 11
Gambar 2.6 Mekanisme Thermoluminisensi ... 13
Gambar 2.7 Mekanisme TLD-Reader ... 14
Gambar 2.8 Prinsip pengujian AAN ... 17
Gambar 2.9 Struktur Tetrahedron Quartz (SiO2) ... 23
Gambar 3.1 Sistem Spektrometer Gamma yang Dirangkai dengan HPGe ... 29
Gambar 3.2 Manual TLD Reader Model 3500 ... 30
Gambar 3.3 Mesin Uji FTIR ... 30
Gambar 3.4 Mesin Uji X-ray Diffraction ... 31
Gambar 3.5 Mesin Uji Scaning Electron Machine ... 31
Gambar 3.6 Diagram Alir Peneltian ... 32
Gambar 3.7 Sampel Batu Agate (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate ... 34
Gambar 3.8 Sampel batu agate dan Teflon setelah dikompaksi (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate ... 36
Gambar 3.9 Mekanisme Kerja SEM ... 38
Gambar 3.10 Skema Kerja XRD ... 39
Gambar 3.11 Skema Alat Pengujian FTIR ... 40
Gambar 3.12 Iradiasi Cuplikan NAA Berumur Paro Panjang ... 42
Gambar 3.13 Iradiasi Cuplikan NAA Berumur Paro Pendek ... 43
Gambar 3.14 Skema Proses Analisis Aktivasi Neutron ... 44
Gambar 3.15 Diagram Tingkat Energi Menunjukkan Perangkap yang Berbeda dan Pusat-Pusat Rekombinasi ... 46 Gambar 3.16 a) Irpasena (Iradiator Panorama Serbaguna), b) Ruang Irradiator .. 46 Gambar 3.17 Sistem TLD Reader yang Digunakan untuk Membaca TLD ... 47 Gambar 3.18 Skema Pembacaan Background TL ... 49 Gambar 3.19 Siklus Uji Pemakaian Berulang Suatu Dosimeter ... 51
Gambar 4.1 Pola XRD pada masing-masing sampel batuan alam a) Brown Agate, b) Dark yellow Agate, c) Dark Brown Agate, d) Cream Agate, e) Crystal Agate, f) Black Agate, g) Grey Agate, h) Dark Grey Agate, i) Kelud Mountain Sand ... 55 Gambar 4.2 Kurva perbandingan dengan penelitian sebelumnya ... 59 Gambar 4.3 Perbandingan hasil pengujian XRD pada material pellet sebelum dan sesudah dilakukan irradiasi (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate. ... 62 Gambar 4.4 Hasil Uji SEM Berbagai Jenis Batuan Agate Perbesaran 5000X (a)
Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate. ... 64 Gambar 4.5 Hasil Uji EDAX dan Maping Berbagai Jenis Batuan Alam Diambil
dari Perbesaran 5000 x (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate ... 66 Gambar 4.6 Bentuk Permukaan pellet dari material (Dark Grey Agate + Teflon)
sebelum dilakukan Heat-treatment ... 67 Gambar 4.7 Bentuk Permukaan pellet dari material Dark Grey Agate + Teflon
setelah dilakukan Heatreatment (a) 100°C, (b) 200°C, (c) 300°C,dan (d) 400°C ... 68 Gambar 4.8 Pola hasil FTIR pada material sebelum diberikan perlakuan panas (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate ... 70 Gambar 4.9 Pola ikatan kimia pada Polytetrafluoroethylene... 70
Gambar 4.10 Spektra FTIR dari material Dosimeter setelah di heat treatment dengan variasi 200°C, 300°C, dan 400°C (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, dan (d) Dark Grey Agate. ... 73 Gambar 4.11 Hasil XRD dari batu Brown agate, Dark yellow agate, Grey agate,
dan Dark grey agate ... 73 Gambar 4.12 Lebar band gap dari material a) SiO2 dan b) Na(Al Si3 O8) ... 74 Gambar 4.13 Pengaruh temperatur heat treatment terhadap variasi dosis radiasi
(a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) dark Grey Agate. ... 76 Gambar 4.14 Pola grafik pengaruh heat treatment dari material dosimeter ... 77 Gambar 4.15 Variasi Batu Agate terhadap variasi dosis radiasi (a) temperatur heat treatment 200°C, (b) temperatur heat treatment 300°C, (c) temperatur heat treatment 400°C ... 79 Gambar 4.16 Kemampuan suatu Dosimeter dalam 3X pemakaian dengan
kondisi heat treatment yang berbeda-beda (a) Temepratur heat treatment 200°C, (b) Temperatur heat treatment 300°C, (c) Temperatur heat treatment 400°C ... 80 Gambar 4.17 Perbandingan hasil sensitivitas (a) Temperatur Heat treatment
200°C, (b) Temperatue Heat treatment 300°C, (c) Temperatur Heat treatment 400°C ... 86
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
BAB 1 PENDAHULUAN
1.1 Latar Belakang
Radiasi dapat diartikan sebagai energi yang dipancarkan dalam bentuk partikel atau gelombang. Radiasi terdiri dari beberapa jenis, dan setiap jenis radiasi tersebut memiliki panjang gelombang masing-masing. (Indonesia, BATAN, 2005). Radiasi memiliki dua sifat yang khas, yaitu tidak dapat dirasakan secara langsung oleh panca indra dan beberapa jenis radiasi yang dapat menembus benda. Sehingga, dibutuhkan peralatan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi baik kuantitas, energy atau dosisnya. Di dalam dosis radiasi yang menggambarkan tingkat perubahan atau kerusakan yang ditimbulkan oleh radiasi. Nilai dosis ini sangat ditentukan oleh kuantitas radiasi, jenis radiasi dan bahan material yang berfungsi sebagai penyerap. Jumlah energy radiasi yang diserap oleh suatu material dinamakan Dosis radiasi (Andromeda,2013)
Setiap pekerja radiasi diwajibkan memenuhi standar keselamatan radiasi agar dosis paparan radiasi pengionannya dapat dikontrol dan tidak melampaui batas dosis (NBD). Dengan menggunakan dosimeter thermoluminescence sebagai detector pasif yang digunakan untuk linier energy transfer (LET).
Unsur silika atau dikenal dengan silikon dioksida (SiO2) merupakan senyawa yang banyak ditemui dalam bahan galian yang disebut batu kuarsa, terdiri atas kristal-kristal silika (SiO2) dan mengandung senyawa pengotor yang terbawa selama proses pengendapan. Batuan kuarsa juga dikenal dengan nama pasir putih merupakan hasil pelapukan batuan yang mengandung mineral utama seperti kuarsa dan feldsfar. Batu Kuarsa mempunyai komposisi dasar yaitu SiO2
berwarna putih bening atau warna lain bergantung pada senyawa pengotornya.
Pada industri reaktor nuklir, pemakaian dosimeter sudah menjadi harga mati bagi para pekerja. Harga yang mahal dari pembuatan Dosimeter mengakibatkan sedikit perusahaan yang menggunakannya. Industri non nuklir juga menuntut keselamatan para pekerja dan masyarakat serta keselamatan lingkungan dengan mengenakan dosimeter karena produk sampingan NORM (Natural Occuring Radioactive Material). NORM menyebabkan terjadi peningkatan paparan radiasi
alam di sekitarnya hasil dari kegiatan tambang timah, granit, minyak-gas ataupun fosfat dan papan gypsum dan lain-lain. Selain itu, kategori NORM termasuk limbah radioaktif yang perlu mendapatkan perhatian dan penanganan yang serius.
(Sofyan, Suyati, dan Yuliati 2005). Khusus pada pekerjaan yang berinteraksi dengan dosis radiasi tinggi, alat dosimeter biasanya dibuang setelah digunakan.
Sedangkan material yang sudah diuji dalam pembuatan dosimeter berbasis silica (Quartz) diantaranya silikat gelas, jasper, amethyst, topaz, batu giok, bioglass dan watch glass merupakan material yang tergolong mahal. (Teixera, Souza, dan Caldas 2011)
Penelitian ini dilakukan dengan dosimeter personal yang digunakan dalam pemantauan dosis radiasi eksternal adalah dosimeter film dan thermoluminescence dosimeter (TLD). TLD adalah system yang mudah di fabrikasi akan tetapi untuk membentuk detector ini masih tergolong mahal sehingga dibutuhkan pengganti material yang memiliki fungsi yang sama seperti dosimeter film badge dengan memanfaatkan material berbasis silika yang terdapat dialam secara bebas. Berdasarkan penelitian yang pernah dilakukan oleh saudara Andromeda didapatkan Pasir silika memiliki nilai CV (Coefficient Variation) 5,21% dikarenakan memiliki keseragaman yang paling baik dibandingkan dengan sampel andesit-teflon dan onyx-teflon.
1.2 Perumusan Masalah
Penelitian ini memiliki beberapa perumusan masalah antara lain :
1. Bagaimana karakteristik material batuan alam sebagai bahan dosimeter berbasis silika?
2. Bagaimana pengaruh karakterisasi dari material dosimeter berbasis silika terhadap sifat thermoluminescence?
3. Bagaimana menentukan material dosimeter berbasis Silika dari karakterisasi respon dosis batu agate untuk diaplikasikan sebagai dosimeter?
1.3 Batasan Masalah
Agar diperoleh hasil akhir yang baik dan sesuai dengan yang diinginkan serta tidak menyimpang dari permasalahan yang ditinjau, maka batasan masalah pada penelitian ini adalah sebagai berikut :
1. Temperatur di dalam furnace dianggap sama.
2. Penyinaran iradiasi dianggap homogen.
1.4 Tujuan Penelitian
Tujuan dari penelitian ini yaitu:
a. Studi material batuan alam yang dapat digunakan sebagai bahan dosimeter berbasis silika Menganalisa pengaruh karakterisasi dari material dosimeter berbasis silika terhadap sifat thermoluminescence.
b. Menganalisas pengaruh karakterisasi dari material dosimeter berbasis silika terhadap sifat thermoluminescence
c. Menganalisa material dosimeter berbasis silika yang paling baik untuk diaplikasikan sebagai material Dosimeter.
1.5 Manfaat Penelitian
Hasil penelitian ini dapat bermanfaat:
a. Bagi Perusahaan
Sebagai salah satu alternatif pengembangan material TLD yang memanfaatkan hasil penelitian ini.
b. Bagi Peneliti
Sebagai bahan rujukan untuk penelitian lanjutan yang berkaitan dengan materi dalam penelitian ini
c. Bagi Masyarakat
Hasil penelitian ini apabila dijadikan suatu produk yang diperlukan masyarakat banyak khususnya pekerja radiasi, harganya akan dapat terjangkau masyarakat mengingat bahan dasarnya relatif murah dan mudah didapat.
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
BAB II
TINJAUAN PUSTAKA
2.1 Radiasi
2.1.1 Definisi Radiasi
Radiasi dapat diartikan sebagai energi yang dipancarkan dalam bentuk partikel atau gelombang (Badan Tenaga Nuklir Nasional,2005). Secara definisi, energi radiasi merupakan salah satu cara perambatan energi dari suatu sumber energi ke lingkungannya tanpa membutuhkan medium atau bahan penghantar tertentu. Salah satu bentuk energi yang dipancarkan secara radiasi adalah energi nuklir. Dibutuhkan alat pengukur radiasi yang merupakan suatu susunan peralatan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi baik kuantitas, energi, atau dosisnya.
Energi radiasi merupakan ‘kekuatan’ dari setiap radiasi yang dipancarkan oleh sumber radiasi. Setiap radiasi memiliki laju dosis masing-masing sehingga dosis radiasi akan mempengaruhi dalam proses dosimeter. Diketahui bahwa Dosis radiasi menggambarkan tingkat perubahan atau kerusakan yang dapat ditimbulkan oleh radiasi.
Setiap alat ukur radiasi terdiri atas dua bagian utama yaitu detektor dan peralatan penunjang. Detektor merupakan suatu bahan yang peka terhadap radiasi, yang jadi bila dikenai radiasi akan menghasilkan suatu tanggapan (response) tertentu yang lebih mudah diamati sedangkan peralatan penunjang, biasanya merupakan peralatan elektronik, berfungsi untuk mengubah tanggapan detektor tersebut menjadi suatu informasi yang dapat diamati oleh panca indera manusia atau dapat diolah lebih lanjut menjadi informasi yang berarti. Gambar 2.1.
menunjukkan bagian utama deteksi radiasi.
(2.1)
Keterangan :
• 1 kGy Dosis radiasi = 1000 Gray
• 1000 Gray = setiap 1 Kg berat menghasilkan energy sebesar 1 joule
Dari rumus di atas maka dapat diketahui bahwa material akan menyerap energi radiasi sebesar 1 joule per 1 kg berat.
Gambar 2.1. konstruksi alat ukur radiasi (Kenneth S, 1988)
2.2 Jenis-Jenis Radiasi
Ditinjau dari massanya, radiasi dapat dibagi menjadi radiasi elektromagnetik dan radiasi partikel. Radiasi elektromagnetik adalah radiasi yang tidak memiliki massa. Radiasi ini terdiri dari gelombang radio, gelombang mikro, inframerah, cahaya tampak, sinar-X, sinar gamma dan sinar kosmik. Radiasi partikel adalah radiasi berupa partikel yang memiliki massa, misalnya partikel beta, alfa dan neutron. Jika ditinjau dari "muatan listrik"nya, radiasi dapat dibagi menjadi radiasi pengion dan radiasi non-pengion. Radiasi pengion adalah radiasi yang apabila menumbuk atau menabrak sesuatu, akan muncul partikel bermuatan listrik yang disebut ion. Peristiwa terjadinya ion ini disebut ionisasi. Ion ini kemudian akan menimbulkan efek atau pengaruh pada bahan, termasuk benda hidup. Radiasi pengion disebut juga radiasi atom atau radiasi nuklir. Termasuk ke dalam radiasi pengion adalah sinar-X, sinar gamma, sinar kosmik, serta partikel beta, alfa dan neutron. Radiasi non-pengion adalah radiasi yang tidak dapat menimbulkan ionisasi. Termasuk ke dalam radiasi non-pengion adalah gelombang radio, gelombang mikro, inframerah, cahaya tampak dan ultraviolet. (Indonesia, BATAN, 2005)Berikut adalah gambar dari panjang gelombang terhadap frekuensi
Gambar 2.2 Spektrum Panjang Gelombang (K. Debertin. dkk, 1988)
2.3 Mekanisme Pendeteksi Radiasi
Detektor radiasi bekerja dengan cara mengukur perubahan yang terjadi di dalam medium karena adanya penyerapan energi radiasi oleh medium tersebut.
mekanisme atau interaksi yang terjadi di dalam detektor yang terjadi adalah proses ionisasi dan proses sintilasi.
2.3.1 Proses ionisasi
Ionisasi adalah peristiwa terlepasnya elektron dari ikatannya di dalam atom (Kation). Peristiwa ini dapat terjadi secara langsung oleh radiasi alpha atau beta dan secara tidak langsung oleh radiasi sinar-X, gamma dan neutron.
Gambar 2.3 Peristiwa terlepasnya elektron kulit terluar ketika dikenai radiasi (ionisasi langsung). ( Tsoulfanidi, 1995)
Jumlah pasangan ion, elektron yang bermuatan negatif dan sisa atomnya yang bermuatan positif sebanding dengan jumlah energi yang terserap.
(2.2) N adalah jumlah pasangan ion, E adalah energi radiasi yang terserap dan w adalah daya ionisasi bahan penyerap, yaitu energi yang dibutuhkan untuk menghasilkan sebuah proses ionisasi. Jadi dalam proses ionisasi ini, energi radiasi diubah menjadi pelepasan sejumlah elektron (energi listrik). Bila diberi medan listrik maka electron yang dihasilkan dalam peristiwa ionisasi tersebut akan bergerak menuju ke kutub positif. Pergerakan elektron-elektron tersebut dapat menginduksikan arus atau tegangan listrik yang dapat diukur oleh peralatan penunjang misalnya Amperemeter ataupun Voltmeter. Semakin banyak radiasi yang mengenai bahan penyerap atau semakin besar energi radiasinya maka akan dihasilkan arus atau tegangan listrik yang semakin besar pula.
2.3.2 Proses Sintilasi
Proses sintilasi adalah terpencarnya sinar tampak ketika terjadi transisi elektron dari tingkat energi (orbit) yang lebih tinggi ke tingkat energi yang lebih rendah di dalam bahan penyerap. Dalam proses ini, sebenarnya, yang dipancarkan adalah radiasi sinar-X tetapi karena bahan penyerapnya (detektor) dicampuri dengan unsur aktivator, yang berfungsi sebagai penggeser panjang gelombang, maka radiasi yang dipancarkannya berupa sinar tampak.
Proses sintilasi ini akan terjadi bila terdapat kekosongan elektron pada orbit yang lebih dalam. Kekosongan elektron tersebut dapat disebabkan karena lepasnya elektron dari ikatannya (proses ionisasi) atau loncatnya elektron ke lintasan yang lebih tinggi bila dikenai radiasi (proses eksitasi). Jadi dalam proses sintilasi ini, energi radiasi diubah menjadi pancaran cahaya tampak. Semakin besar energi radiasi yang diserap maka semakin banyak kekosongan elektron di orbit sebelah dalam sehingga semakin banyak percikan cahayanya.
Gambar 2.4 Penyerapan Energi radiasi (kiri) berakibat perpindahan electron, dan menimbulkan percikan cahaya (kanan). (E-learning Pusdiklat Batan, 2005, 2005)
2.3.3 Sinar Gama
Sinar gamma (seringkali dinotasikan dengan huruf Yunani gamma, γ ) adalah sebuah bentuk berenergi dari radiasi elektromagnetik yang diproduksi oleh radioaktivitas atau proses nuklir atau subatomik lainnya seperti penghancuran elektron-positron.
Tabel 2.1 Propertis Sinar Gama
Karakteristik Sinar Gama : Sifat sinar Gama : Sumber: radio isotop, reaksi nuklir, inti
atom yang tidak stabil Daya tembus sangat besar
Deskripsi: radiasi elektromagnetik Tidak dapat dibelokkan oleh medan listrik dan magnet
Energi: sampai beberapa MeV Memiliki panjang gelombang terpendek
Daya tembus: sangat besar Energi sangat besar dan sangat merusak
Panjang Gelombang: 10-11 sampai 10-14 Kurang mengionisasi
2.3.4 Dosis Serap (D)
Dosis Serap adalah energi rata-rata yang diserap bahan/massa bahan.
Radiasi dapat mengakibatkan pengionan pada jaringan atau medium yang dilaluinya. Untuk mengetahui jumlah energi yang diserap oleh medium ini digunakan besaran dosis serap. Dosis serap didefinisikan sebagai jumlah energi yang diserahkan oleh radiasi atau banyaknya energi yang diserap oleh bahan persatuan massa bahan itu. Jadi dosis serap merupakan ukuran banyaknya energi yang diberikan oleh radiasi pengion kepada medium. Meskipun dosis serap semula didifinisikan untuk penggunaan pada suatu titik tertentu, namun untuk tujuan proteksi radiasi digunakan pula untuk menyatakan dosis rata-rata pada suatu jaringan.
1. Satuan
- Satuan Lama = joule/kg atau gray (Gy)
- SI = rad
- 1 gray = 100 rad (radiation absorbed dose)
2. Rumus : (2.3)
E = Energi yang diserap m = Massa bahan
2.4 Dosimeter
2.4.1 Aplikasi Dosimeter
Radiasi pengion seperti sinar-X, sinar alfa, sinar beta, dan sinar gamma, tidak terdeteksi oleh indera manusia. Maka dari itu diperlukan alat ukur yang digunakan untuk mendeteksi, mengukur dan mencatat sinar-sinar tersebut. Dalam beberapa kasus, alat ini memberikan alarm ketika tingkat presetnya terlampaui.
Ionisasi kerusakan radiasi pada tubuh sifatnya kumulatif dan berhubungan dengan total dosis yang diterima. Oleh karena itu, pekerja yang terpapar radiasi seperti radiografer, pekerja pembangkit listrik tenaga nuklir, dokter yang menggunakan radioterapi, dan yang menggunakan radionuklida di laboratorium.
2.5 Dosimeter Termoluminisensi (TLD)
Dosimeter ini sangat menyerupai dosimeter film badge, hanya detektor yang digunakan ini adalah kristal anorganik thermoluminisensi, misalnya bahan LiF seperti pada Gambar 2.5. Proses yang terjadi pada bahan ini bila dikenai radiasi adalah proses termoluminisensi. Senyawa lain yang sering digunakan untuk TLD adalah CaSO4.
Gambar 2.5 Contoh TLD Berbahan LiF (Hendriyanto, 2006)
Pemrosesan dilakukan dengan memanaskan kristal TLD sampai temperatur tertentu, kemudian mendeteksi percikan-percikan cahaya yang dipancarkannya.
Alat yang digunakan untuk memproses dosimeter ini adalah TLD reader.
Dosimeter TLD dapat digunakan berulang kali kira-kira 100 kali pemakaian dan setelah itu akan mengalami penurunan sensitivitas karena adanya efek dari thermal quenching.
Keunggulan TLD dibandingkan dengan film badge adalah terletak pada ketelitiannya. Selain itu, ukuran kristal TLD relatif lebih kecil dan setelah diproses kristal TLD tersebut dapat digunakan lagi. (Hendriyanto, 2006).
Sedangkan kelemahannya tidak dapat dibaca secara langsung. Selain itu, informasi dosis akan hilang setelah proses pembacaan (setelah menerima stimulasi panas).
2.5.1 Standarisasi Thermoluminiscene Dosimeter (TLD)
Tabel 2.2 Persyaratan Dosimetrik Pada Area Aplikasi Utama (Sumber: Bos 2001) No Application Area Dose
Range (Gy) Uncertainty,
1 S.D. (%) Tissue Equivalencya
1 Personel 10-5-5x10-1 -30, +50 +
2 Environmental 10-6-10-2 ±30 -
3 Clicnical - - -
Radiotherapy 10-1-102 ±3.5 ++
Diagnostic Radiology 10-6-10 ±3.5 +
4 Radiation Processing 101-106 ±15 -
Keterangan : aSemakin banyak +, semakin sering digunakan
bMelibatkan sterilisasi, pengolahan makanan, pengujian material, dan lain-lain
Fenomena TL dapat diamati pada banyak bahan. Namun, hanya pada beberapa bahan menunjukkan sifat yang diperlukan untuk dosimetri . Persyaratan ini tergantung pada aplikasi dosimetrik. Banyak TLD diterapkan di berbagai bidang masing-masing berdasarkan tuntutan dan kendala tersendiri (Tabel 2.2).
2.5.2 Fenomena Thermoluminesence
Material yang dapat menunjukan fenomena TL antara lain adalah material yang memiliki energy band gap. Sehingga, konsep rencana dasar untuk menjelaskan fenomena TL adalah konsep pita energy electron. Pada model ini digambarkan model tingkat energy tertentu yang dipisahkan oleh suatu pita larangan.
Dalam TLD, radiasi ionisasi akan dapat memberikan energy kepada electron, sehingga elektron akan bergerak dari pita valensi ke pita konduksi (tahap -1) dan pada pita konduksi elektro akan bergerak dengan bebas. Oleh karena itu, hole (h) tetap pada pita valensi dengan kondisi tanpa electron yang juga dapat bergerak didalam Kristal. Karena pengotor dan doping dari Kristal, traps elektron (e-) dan h terbentuk di dalam energi band gap antara pita valensi dan pita konduksi. Elektron dan hole yang yang baik adalah elektron yang bergabung atau
terperangkap dalam kondisi metastabil (tahap-2 dan 2’). Sehingga e- dan h terperangkap pada pengotor. Jika traps ini berada lebih dalam, elektron dan hole tidak akan memiliki cukup energi untuk melepaskan diri.
Selama material disimpan pada kondisi temperatur diatas nol maka terdapat kemungkinan probabilitas bahwa elektron akan mendapatkan energy tambahan yang cukup untuk kembali ke daerah pita konduksi (tahap-2).
Probabilitas ini akan meningkat seiiring dengan meningkatnya temperatur.
Pemanasan material akan meningkatkan energi yang dimiliki oleh elektron dan hole. Setelah kembali ke pita konduksi, elektron dapat kembali bergabung dengan hole (tahap-4) dan kembali lagi ke kondisi alaminya (ground state), yang diiringi dengan pelepasan energi melalui emisi foton atau cahaya, yang disebut dengan lusen (Cameron et al., 1968)
Gambar 2.6 Mekanisme Thermoluminisensi (A. Scharmann, 1995) Sebuah TLD dapat dikatakan sebagai detector integrasi, ketika jumlah e- dan h, yang terperangkap, adalah jumlah pasangan e-/h yang dihasilkan selama proses paparan. Setiap pasangan e-/h yang terperangkap akan memancarkan satu foton. Jumlah foton yang dipancarkan akan sebanding dengan jumlah pasangan muatan yang bergabung, yang juga sebanding dengan dosis yang diserap material.
Dengan meningkatnya temperatur, laju keluarnya elektron dari hole akan meningkat dan mengakibatkan waktu paruh rata-rata e-/h akan berkurang. Kondisi ini akan mencapai maksimum pada saat temperatur spesifik dan kemudian akan berkurang dengan cepat. Puncak yang terdapat dalam grafik intensitas terhadap temperature dapat disebut dengan puncak pancar (glow peak).
2.5.3 Prinsip Kerja TLD-Reader
Pada proses pembacaan Dosimeter dengan menggunakan Thermo Scientific Harshaw Model 3500 Manual TLD Reader. Di dalam proses pembacaan terjadi proses termoluminisensi, cahaya yang diemisikan dan kemudian melewati filter optic dan light filter, setelah itu ditangkap oleh PMT melalui pandu cahaya dan akhirnya cahaya tersebut diukur. Berikut adalah skema dari TLD-Reader
Gambar 2.7 Mekanisme TLD-Reader (Ariono Verdianto, 2012) Pemanasan pada dosimeter menyebabkan dosimeter memancarkan cahaya tampak yang kemudian di tangkap fotokatoda , setelah melewati filter cahaya inframerah dan filter cahaya luminesiense PMT terdiri dari Fotokatoda yang akan mengubah cahaya yang diserap menjadi arus listrik. Kemudian didalam PMT arus listrik telah diperkuat sehingga memudahkan saat pengukuran. Diperlukan
material fosfor yang tepat untuk sensitifitas yang pada fotokatoda. Keluaran dari PMT sebanding dengan jumlah foton yang dihasilkan. Hasil keluaran dari PMT dikonversi menjadi pulsa yang akan dicacah, sehingga diperoleh data hasil cacahan radiasi dari TLD dalam bentuk intensitas thermoluminisensi (intensitas TL). Hasil cacahan radiasi dinyatakan dalam satuan arus listrik nanocoloumb (nC) (Ariono Verdianto, 2012 ).
2.5.4 Sensitivitas Bahan
Sensitivitas dari bahan TLD tertentu didefinisikan sebagai sinyal TL (tinggi puncak atau intensitas TL terintegrasi melalui daerah suhu tertentu) unit dosis serap dan per satuan massa. Sensitivitas (S) sebagai perbandingan antara intensitas TL yang dihasilkan (ITL) dan dosis radiasi (D) yang diterima sebelumnya, atau secara perhitungan dapat digambarkan melalui persamaan (2.4).
(2.4)
Masing-masing sensitivitas dari suatu material sangat bervariasi, meskipun semua dosimeter tersebut memiliki spesifikasi bantuk dan bahan yang sama (M.
Thoyib Thamrin, dkk., 1999). Variasi akan semakin bertambah besar seiiring bertambahnya waktu pemakaian dosimeter, hal ini terjadi akibat berkurangnya fosfor dan perubahan sifat optik bahan dosimeter. Variasi sensitivitas ini merupakan salah satu sumber penyebab terjadinya kesalahan dalam evaluasi dosis. Tinggi rendahnya kesalahan bergantung pada tinggi-rendahnya variasi sensitivitas tersebut
2.5.5 Pemakaian Kembali (Cycle Life)
Salah satu poin menarik dari TLD adalah kemungkinan untuk digunakannya kembali bahan TL setelah berkali-kali dipakai. Untuk memastikan bahwa pada pemakaian kembali bahan TL yaitu tepat memiliki sifat yang sama sebelum prosedur pemanasan anil. Prosedur anil dimaksudkan untuk beberapa tujuan, yaitu untuk mengosongkan semua perangkap yang sejauh ini belum terjadi
selama pembacaan pada TLD Reader. Tidak lain yakni me-reset sinyal TL ke angka nol. Kedua, membangun kembali keseimbangan cacat termodinamika yang ada di bahan sebelum iradiasi dan pembacaan (Bos., 2001).
2.5.6 Residual TL pada Bahan
Sinyal TL residu terutama tergantung pada bahan TL, besarnya paparan sebelumnya dan sejarah iradiasi detektor individu. Untuk mengetahui pengaruh iradiasi sebelumnya pada sinyal TL sisa, bahan yang diiradisi dengan dosis tertentu akan dianalisis dengan TLD Reader. Pada bahan yang sama segera dianalisa ulang setelah pembacaan pertama. Residu setidaknya diperoleh sekecil- sekecilnya, misalnya sebesar 6% dari pembacaan pertama (Espinosa dkk 2008).
2.5.7 Reproduksibilitas bahan pada Data TL
Pada bahan TL seharusnya memiliki ukuran yang hampir mendekati sama dari pembacaan setelah diiradiasi dengan dosis tertentu. Bahan yang digunakan dan perlakuan pada bahan juga sama. Tujuannya untuk mendapatkan ukuran yang lebih tepat dalam reproduksibilitas dalam respon. Nilai standar deviasi dibagi rata- rata pengukuran dalam presentase pada bahan setidaknya tidak kurang dari 8%
(Teixeira 2011). Pada detektor jenis apapun sangat penting untuk mengetahui apakah pembacaan detector berbanding lurus dengan dosis yang diukur, yaitu dosis untuk bahan detektor tersebut. Artinya semakin tinggi dosis yang diberikan pada bahan maka pembacaan akan semakin meningkat dan kenaikan digambarkan dalam garis lurus (linier).
2.6 Pengaruh Polytetrafluoroethylene (PTFE) Pada Pelet
Teflon adalah material yang dapat diaplikasikan untuk berbagai macam aplikasi. Teflon memiliki karakteristik yang mampu bertahan pada temoperatur
>150oC , dan juga Teflon atau Polytetrafluoroethylene (PTFE) termasuk material yang inert dan stabil sehingga, material ini sulit untuk bereaksi dengan unsur yang lain. PTFE sering di gunakan sebagai Aglutinator dosimeter (TLD) dari material CaSO4. Material polimer pada umumnya memiliki struktur Kristal yang amorfus tetapi, Polytetrafluoroethylene (PTFE) memiliki struktur kritalin (crystallites).
Teflon berdasarkan hasil dari DSC-TGA didapatkan memiliki temperature melting sebesar 340oC. Teflon berperan sebagai agglutinator memberikan penambahan kekuatan pada pellet terhadap serat-serat fiber selama proses sintering (R.A.P.O.
d’Amorim, dkk, 2013)
Dari karakterisasi tersebut dengan penambahan Teflon pada pellet kemampuan pellet menyerap radiasi semakin besar seiiring dengan bertambahnya respon dosis.
2.7 Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Analisis Aktivasi Neutron (AAN) adalah salah satu teknik nuklir yang digunakan untuk mengkuantifikasi unsur-unsur kimia yang terkandung dalam suatu materi. Menggunkaan system pencacahan spectrometer gamma yang merupakan salah satu alat ukur relative pengukuran radioaktivitas radionuklida yang artinya aktivitas radionuklida ditentukan dengan cara membandingkan hasil cacahan cuplikan radionuklida dengan hasil cacahan sumber standar radionuklida.
Analisa yang digunakan dalam metode spektrometri gamma berdasarkan interpretasi spectrum gamma hasil pengukuran. Sebelum dilakukan pengukuran radioaktivitas radionuklida menggunakan system pencacah spectrometer gamma, system pencacahan tersebut harus dikalibrasi terlebih dahulu, karena dengan metode ini keteliltian hasil pengukuran bergantung pada kondisi peralatan.
Berikut adalah prinsip kerja AAN terhadap suatu material gambar 2.8.
Gambar 2.8 Prinsip pengujian AAN (Andrey Berlizov, 2006)
Teknik ini mempunyai berbagai keunggulan, yaitu pengujian yang bersifat tidak merusak, sensitivitas pengukuran yang relatif tinggi sampai nanogram (10-12 g). Berdasarkan dua penelitian dari Teixeira, elemen-elemen kimia yang bertanggung jawab dengan kehadiran sinyal thermoluminesensi yaitu:
1. Ba (Barium) 2. Ce (Serium) 3. Cr (Krom) 4. Hf (Hafnium) 5. Na (Natrium) 6. Nd (Neodimium) 7. Th (Torium) 8. Zn (Seng) 9. Fe (Besi) 10. Ca (Kalsium) 11. Cs (Sesium) 12. Sb (Antimon) 13. U (Uranium)
2.8 Radioaktivitas
Radioaktivitas adalah kemampuan inti atom yang tak-stabil untuk memancarkan radiasi menjadi inti yang stabil. Materi yang mengandung inti tak- stabil yang memancarkan radiasi, disebut zat radioaktif. Besarnya radioaktivitas suatu unsur radioaktif (radionuklida) ditentukan oleh konstanta peluruhan (λ), yang menyatakan laju peluruhan tiap detik, dan waktu paro (t½). Peluruhan ialah perubahan inti atom yang tak-stabil menjadi inti atom yang lain, atau berubahnya suatu unsur radioaktif menjadi unsur yang lain. Pada tahun 1898 H. Becquerel dan Marie Curie mengumumkan bahwa ada unsur radioaktif yang sifatnya mirip dengan barium. Unsur baru ini dinamakan radium (Ra), yang artinya benda yang memancarkan radiasi. Detail dari penemuan ini dapat dilihat pada pokok bahasan tentang Penemuan Radioaktivitas Alam.
Tabel 2.3 Deret Radioaktif Alam (H. Becquerel dkk, 1898) Deret Inti Induk Waktu Paro
(Tahun) Rumus Deret Inti Stabil Akhir
Thorium 1,39 x 1010 4n
Neptunium 2,25 x 106 4n+1
Uranium 4,51 x 109 4n+2
Aktinium 7,07 x 108 4n+3
2.8.1 Waktu Paruh
Waktu paruh (t½) adalah waktu yang diperlukan oleh suatu radionuklida untuk meluruh sehingga jumlahnya tinggal setengahnya. Waktu paruh dari suatu zat radioaktif selalu sama dan tidak bergantung pada jumlah zat mula-mula, suhu, kombinasi kimianya atau kondisi lainnya. Walaupun begitu, setiap zat radioaktif berbeda beda waktu paruhnya. (Batan, 2012). Radiasi radionuklida mempunyai sifat yang khas (unik) untuk masing-masing inti dan Peristiwa pemancaran radiasi suatu radionuklida sulit untuk ditentukan kebolehjadian peluruhannya dapat diperkirakan. Waktu paro bersifat khas terhadap setiap jenis inti. Laju pancaran radiasi dalam satuan waktu disebut konstanta peluruhan (λ) dan secara matematik hubungan antara l dan t½ dinyatakan dengan
(2.5)
Nuklida adalah suatu inti atom yang ditandai dengan jumlah proton (p) dan neutron (n) tertentu, dituliskan: zXA
Dimana :
X = lambang unsur
Z = nomor atom = jumlah proton (= p)
A = bilangan massa = jumlah proton dan neutron (= p + n)
Tabel 2.4 Contoh Isotop Stabil dan Isotop Tidak Stabil (Fundametal of Nuclear Physics) (Fundamental of Nuclear Physics,1966)
Unsur Isotop Stabil Isotop Tidak Stabil
H H1, H2 H3
K K39, K41 K38, K40, K42, K44 Co Co59 Co57, Co58, Co60, Co61 Pb Pb206, Pb208 Pb205, Pb207, Pb209
2.8.2 Peluruhan Radioaktif Alam dan Radioaktif Buatan i. Radioaktif Alam
Unsur/nuklida radioaktif alam yaitu unsur/nuklida radioaktif yang dapat ditemukan di alam, umumnya ditemukan dalam kerak bumi. Semua unsur/nuklida radioaktif alam yang bernomor atom tinggi akan termasuk salah satu dari deret radioaktif berikut:
1. Deret uranium, dimulai dari 92U238 berakhir pada 82Pb206.
92U238 82Pb206 + 8 2a4 + 6 -1β0
2. Deret thorium, dimulai dari 90Th232 berakhir pada 82Pb208.
90Th232 82Pb208 + 6 2a4 + 4-1β0
3. Deret aktinium, dimulai dari 92U235 berakhir pada 82Pb207.
92U235 82Pb206 + 7 2a4 + 4-1β0
Unsur radioaktif bernomor atom rendah jarang ditemui. Contohnya: 19K40
19K40 20Ca40 + -1β0 ii. Radioaktif Buatan
Unsur/nuklida radioaktif buatan adalah unsur/nuklida radioaktif yang tidak terdapat di alam, tetapi dapat dibuat dari unsur/nuklida alam. Isotop buatan pertama kali dibuat Rutherford (1919), adalah 8O17 yang tidak radioaktif.
7N14 + 2He4 8O17 + 1H1
Isotop radioaktif buatan pertama adalah 15P30 (1934)
13Al27 + 2He4 15P30 + 0n1
15P30 14Si30 + +1e0
Unsur buatan yang pertama adalah neptunium (Np)
92U238 + 0n1 92U239
92U239 93Np239 + -1e0
Deret radioaktif buatan dimulai dari 93Np235 berakhir pada 83Bi209 (Romdhoni 2008).
2.8.3 Waktu Paruh Pendek, Sedang, dan Panjang
Unsur digolongkan ke dalam unsur waktu paruh pendek jika aktivitas radioaktifnya menurun setengah dari awal dalam waktu sampai kurang dari tiga hari. Contoh unsur yang termasuk ke dalam waktu paruh pendek yaitu Al, Ca, Cl, Cu, Dy, I, Mg, Mn, Ti, U, V.
Unsur digolongkan ke dalam unsur waktu paruh sedang jika aktivitas radioaktifnya menurun setengah dari awal dalam waktu sampai dengan tiga hari.
Contoh unsur yang termasuk ke dalam waktu paruh sedang yaitu Au, Br, Cd, Ga, Ge, Ho, K, La, Mo, Na, Pd, Sb, Sm, W.
Unsur diglongkan ke dalam golongan unsur waktu paruh panjang jika aktivitas radioaktifnya menurun setengah dari awal dalam waktu lebih dari tiga hari. Contoh unsur yang termasuk ke dalam waktu paruh panjang yaitu Ag, Ce, Cs, Co, Eu, Fe, Hf, Hg, Lu, Nd, Rb, Sc, Se, Sn, Sr, Ta, Tb, Th, Tm, Yb, Zn, Zr, He, As.
2.9 Penambahan batuan berbasis Silika (Agate)
Silika atau SiO2 merupakan nama yang diberikan untuk kelompok mineral yang terdiri dari silikon dan oksigen. Silikon dan oksigen banyak terdapat ditemukan di area bumi ini. Kedua komponen ini diantaranya silika merupakan komponen yang dapat ditemukan di dalam lapisan perut bumi. Begitu halnya oksigen yang merupakan komponen terpenting ketiga dalam kehidupan juga dapat kita rasakan dalam aktifitas bernafas sehari-hari, dapat ditemukan melimpah dalam kandungan perut bumi. Dua komponen ini umumnya ditemukan dalam bentuk kristal dan amorf silika yang terdiri dari satu atom silikon dan dua atom oksigen yang dapat dirumuskan dalam formulasi kimia SiO2 (Silika 2013).
Batu Agate merupakan pasir sintetis atau pasir buatan dan yang paling banyak digunakan karena jumlahnya yang sangat banyak dan juga harga yang murah.
Kadar SiO2 yaitu 95%. Kualitas pasir tinggi dengan sedikit impuritis.
2.9.1 Karakteristik Batu Agate
2.9.1.1 Sifat Fisika dan Kimia Batu Agate
Pada Batu Agate terdapat tiga bentuk kristalin silika utama meliputi silika, tridimit dan kirbolite yang sangat stabil dan tidak mengalami perubahan meskipun selama berada dalam temperatur yang berbeda-beda. Disamping itu ketiga bahan ini yakni silika, tridimit dan kribolite memiliki sub bagian. Para ahli geologi (geologist) membedakan yang merupakan bentuk kristalin silika antara silika alpha dan beta. Ketika berada pada temperatur rendah, silika alpha terpukul pada tekanan atmosfir. Hal ini memberikan pengaruh pada silika beta sehingga silika beta mengalami perubahan pada pada suhu 573oC. Sedangkan jika memperhatikan perubahan pada bentuk kristalin tridimite, bentuk itu akan tersusun pada temperatur suhu 870oC. Berbeda halnya dengan bentuk kristalin krisbolite yang akan tersusun pada suhu 1470oC. Titik peleburan pada silika adalah 1610oC, hal ini menunjukkan titik peleburan silika yang lebih tinggi dari pada titik peleburan baja/besi, tembaga dan alumunium.
Struktur kristalin silika dari silika berdasar pada empat atom oksigen yang terhubung bersama ke dalam bentuk sebuah three-dimensional (3 dimensi).
Bentuk ini disebut sebagai tetrahedron dengan satu silikon atom di bagian tengahnya seperti pada Gambar 2.9. Bila dihitung, jumlahnya sangat banyak hingga beribu-ribu tetradron yang tergabung bersama, dengan membagikan satu ujung ke ujung atom oksigen lainnya menuju kristal silika.
Gambar 2.9 Struktur Tetrahedron Quartz (SiO2)
Silika biasanya memiliki warna bervariasi atau putih tetapi secara teratur dan terstruktur memiliki warna yang murni seperti besi dan dapat pula warna lainnya. Silika dapat menjadi transparan bahkan tembus cahaya.
Tergantung pada bagaimana silika disimpan kemudian dibentuk, butiran silika dapat menjadi tajam dan kaku, agak-kaku, agak-bundar ataupun bundar.
Aplikasi pengecoran dan penyaringan menuntut butiran silika yang agak bundar atau butiran bundar sekalipun agar mendapatkan performa terbaik dalam penerapan filtrasi dengan menggunakan Batu Agate/silika (Ariffin 2004).
2.9.1.2 Komposisi Batu Agate
Berdasarkan penelitian yang telah dilakukan mengenai sampel batuan agate, telah ditemukan batuan agate dengan senyawa sebagai berikut :
- SiO2 : 81,4-92,4%
- Al2O3 : 3,94-8,84%
- FeO, Fe2O3 : 0,5-2,91%
- TiO2 : 0,12-0,43%
- CaO : 0,12-2,82%
- MgO : 0,16-1,56%
- Na2O, K2O : 1,7-4,37%
- Less on Ignition : 0,9-5%
(Sumber: Ariosuku 2008)
2.10 Thermoluminescene (TL)
Termoluminesensi (TL) adalah fenomena emisi cahaya dari sebuah insulator atau semikonduktor dimana ketika substansi dilepas, energi telah disimpan melalui penyerapan radiasi alami atau buatan. Pengertian lain mengatakan bahwa termoluminesensi adalah bentuk pendaran pada bahan kristal tertentu seperti pada beberapa mineral. Bila sebelumnya diserap energi dari radiasi elektromagnetik atau radiasi pengion lainnya dipancarkan kembali sebagai cahaya pada pemanasan material.
TLD, apabila menerima paparan radiasi dengan dosis tertentu dapat menyebabkan sebagian elektronnya terperangkap. Kemudian apabila TLD itu menerima stimulasi panas, elektron yg terperangkap tersebut kembali ke posisi semula dan pada saat itu dia akan berpendar (luminesensi). Intensitas luminesence ini sebanding/setara dengan nilai dosis yang diterimanya. Kemungkinan elektron yang masih tersisa pada TLD dapat dibersihkan dengan proses annealing. Setelah itu TLD yang diperkirakan sudah bersih, siap digunakan untuk proses pengukuran dosis selanjutnya. TLD sebelum digunakan, harus di-annealing pada temperatur tertentu dahulu, kemudian disinari, lalu dibaca dengan alat baca TLD (TLD reader), dan di-annealing lagi. Hal ini merupakan satu siklus penggunaan TLD dan biasanya memerlukan waktu 1 – 2 hari. Karena TLD yang dipapari radiasi harus didiamkan dahulu sekitar 24 jam untuk membersihkan elektron pada perangkap dangkal.
Sebuah pertumbuhan linier TL dengan dosis radiasi yang diserap merupakan kriteria penting dalam penggunaan TL dalam berbagai aplikasi, seperti:
i. TLD (Thermoluminescene Dosimeter) – personal dosimetri.
ii. Aplikasi medis.
iii. Studi geologi – TL meteorit, TL dari lunar material, dating, deteksi shock, geothermometri (Mckeever 1985).
2.11 Hasil Penelitian Sebelumnya
Banyak penelitian material alternatif respon TL berdosis tinggi sudah dilakukan mengenai berbagai jenis batu seperti batuan permata, topaz, jadem, jasper, dan silika.
Hasil penelitian menunjukkan bahwa batuan-batuan dari alam tersebut dapat diaplikasikan sebagai detektor radiasi dosis tinggi. Salah satunya penelitian yang dilakukan oleh (Teixeira, dkk 2011) bertujuan untuk menganalisa kemampuan batu onyx berbasis silika dengan variasi warna putih, hitam, dan stripped dalam merespon dosis radiasi yang tinggi. Variasi dosis yang diberikan yaitu 0,1 kGy, 1 kGy, 5 kGy, 10 kGy.
Untuk mengetahui sejauh mana pengaruh respon dosis terhadap variasi tersebut maka dilakukan analisa thermoluminescent menggunakan TL Reader (Harshaw Chemical Co., model 2000 A/B) dengan kecepatan pemanasan 10oC/detik.
Tabel 2.5 Penelitian sebelumnya tentang Termoluminisensi Dosimeter (TLD) dengan menggunakan material batuan alam.
Tahun Peneliti Material Cvmax
(%) Keterangan Variasi
Dosis
2011 Teixeira, dkk
Onyx-Putih 5,4 Sensitivitas
radiasi tertinggi pada (Onyx-
Putih)
0,1 kGy, 1 kGy, 5 kGy, 10
kGy
Onyx-Hitam 5,8
Onyx-stripped 6,5
2012 Teixeira, dkk
Gasper-Teflon
(Green) 4,4
Sensisitivitas radiasi tertinggi
pada Gasper- teflon (Green) Gasper-Teflon
(Striped) 4,7
5 kGy dan 10 kGy Gasper-Teflon
(Ocean) 5,3
Gasper-Teflon
(Brown) 4,6
Gasper-Teflon (Red) 4,5
2013
Amorim R.A.P.O.
d dkk
Polytetrafluoroethyle
ne (PTFE) -
Semakin Tinggi irradiation heat- treatment semakin
tinggi intensitasnya, maka semakin sensitive, Teflon
lebih murah dan mudah di preparasi
5 Gy, 1 kGy, 5 kGy, 10 kGy, dan
30 kGy
Androme Andesit-Teflon 10,4- Sensitivitas radiasi 1 kGy, 3
da Dwi
laksono 18,89 tertinggi dan sifat
residunya yang paling sedikit adalah (pasir silica
– Teflon)
kGy, dan 10 kGy
Onyx-Teflon 4,1-
17,21 Batu Agate-Teflon 2,21-
52,86
Berikut adalah hasil dari penilitian Andromeda dan Teixeir mengenai pengujian Anylze Activity neutron (AAN) dengan menggunakan batuan alam.
Seperti table dibawah ini :
Tabel 2.6 Pengujian AAN yang dilakukan Teixeir, dkk terhadap sampel Jasper Element
(mg/kg) Green
Jasper Red Jasper Brown
Jasper Ocean
Jasper Striped Jasper Ba 76 ± 8 468 ± 23 695 ± 79 5,2 ± 0,6 -
Ce 54 ± 4 23 ± 3 1,5 ± 0,1 0,74 ± 0,05 2,0 ± 0,2 Cr 75 ± 5 4,42 ± 0,02 - 0,16 ± 0,02 0,66 ± 0,02 Hf 3,4 ± 0,3 4,17 ± 0,05 0,02 ± 0,002 0,95 ± 0,05 -
Na 4,4 ± 0,2 - 63 ± 3 572 ± 26 155 ± 10
Nd 24 ± 3 11,7 ± 0,6 2,0 ± 0,2 - 0,8 ± 0,02
Th 8,9 ± 0,6 12,5 ± 0,3 - - 0,087 ± 0,006
Zn 139 ± 6 9,3 ± 0,3 6,1 ± 0,4 2,4 ± 0,3 4,0 ± 0,3 Fe 4 ± 0,2 5477 ± 74 4707 ± 175 556 ± 21 138 ± 2
(Teixeir dkk, 2012) Tabel 2.7 Hasil Analisis AAN untuk Elemen U, Hf, Sb, dan Cs (Andromeda, 2013)
No Sampel Parameter Hasil Uji
(mg/kg) 1 Batu Andesit Hitam dari
Tulungagung U -
Hf 3,172±0,350
Sb 0,903±0,064
Cs 0,677±0,020
2 Batu Kalsit Putih dari
Desa Kramat U 1,038±0,102
Hf 0,239±0,040
Sb -
Cs 0,471±0,040
3 Batu Onyx Hijau dari
Trenggalek U 8,928±0,800
Hf 2,915±0,800
Sb 1,166±0,101
Cs 2,766±0,110
4 Batu Kalsit Hitam dari
Panggul U 1,425±0,120
Hf 0,502±0,060
Sb 0,381±0,084
Cs 0,388±0,060
5 Batu Agate dari PT.
Varia Usaha U 0,538±0,030
Hf 1,547±0,160
Sb -
Cs 0,275±0,030
6 Batu Kalsit Bening dari
Bawean U 0,328±0,030
Hf 0,069±0,006
Sb -
Cs 0,225±0,010
7 Batu Kalsit Hitam Putih
dari Bojonegoro U -
Hf 0,271±0,030
Sb 0,132±0,020
Cs 0,374±0,020
8 Batu Kalsit Kuning dari
Bawean U 0,177±0,023
Hf -
Sb 0,072±0,010
Cs 0,228±0,020
Dapat dilihat dari table hasil pengujian AAN dari Teixeir, dkk dan Andromeda didapatkan bahwa unsur Uranium, Hafnium, Siberium, dan Cesium adalah unsur yang radioaktif sehingga berpotensi meningkatkan respon dosis dari suatu material, dan pada hasil pengujian Andromeda didapatkan yang memiliki sensitivitas yang paling baik adalah pasir silika dan batu onyx menurut Andromeda sehingga diperlukan penelitian terhadap material-material yang berbasis silika dan berasal dari alam sebagai aplikasi dosis radiasi tinggi .
~ halaman ini sengaja dikosongkan ~
BAB III
METODOLOGI PENELITIAN
3.1 Peralatan dan Bahan
3.1.1 Peralatan Proses Penelitian
Proses penelitian yang dilakukan menggunakan alat-alat sebagai berikut : 1. Sieve Shaker,
digunakan untuk menyaring ukuran serbuk yang diinginkan.
2. Timbangan (Digital),
digunakan untuk mengukur massa spesimen
3. Seperangkat Spektrometer Gamma dengan detektor Germanium kemurnian tinggi HPGe (ε =15 %, FWHM=1,89 keV pada 1,33 MeV), untuk pengujian Analisis Aktivasi Neutron (AAN). Gambar 3.1 menunjukkan sistem spektrometer gamma yang dirangkai dengan detektor HPGe.
Gambar 3.1 Sistem Spektrometer Gamma yang Dirangkai dengan HPGe. (Puspitek, Batan)
4. Ayakan karl kalb 100 mesh
5. Penumbuk dan lumpang penumbuk yang terbuat dari bahan stailess steel grinder agath blander.
Digunakan untuk peremukan batuan agate
6. Dosimeter termoluminesensi (TLD-3500) buatan Thermo Scientific Harshaw Chemical Company, USA dari Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi
Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional digunakan untuk menguji respon dosis radiasi ionisasi pada sampel.
Gambar 3.2 Manual TLD Reader Model 3500
7. Mesin kompaksi hidrolik, berfungsi untuk memadatkan campuran serbuk Teflon dengan serbuk bahan uji.
8. Mesin uji FTIR Nicolet I S10,
digunakan untuk melihat komposisi kimia yang terdapat pada spesimen.
Gambar 3.3 Mesin Uji FTIR
9. Mesin uji XRD PW 3040/60 X’Pert PRO Instrumen Enclosure, digunakan untuk melihat perubahan fasa yang terjadi pada spesimen.
Gambar 3.4 Mesin Uji X-ray Diffraction
10. Mesin uji SEM FEI INSPECT S50, digunakan untuk melihat struktur mikro dan struktur kristal pada spesimen yang lebih detail.
Gambar 3.5 Mesin Uji Scaning Electron Machine
11. Furnace, berfungsi untuk mengeringkan spesimen setelah proses pencucian dan memberi perlakuan panas.
3.1.2 Bahan Percobaan
Bahan dosimeter yang digunakan merupakan batuan agate dari beberapa jenis yang memiliki kualifikasi tertentu, yang diantaranya yaitu:
a. Brown Agate b. Dark Yellow Agate c. Grey Agate
d. Dark Grey Agate
3.2 Diagram Alir Penelitian
Gambar 3.6 Diagram Alir Peneltian
3.3 Metode Penelitian 3.3.1 Preparasi Sampel
Batu yang berasal dari Banjarmasin ini sikenal dengan nama batu hias atau batu sungai yang sering digunakan untuk bahan cincin, giok maupun kerajinan lainnya. Namun, ada beberapa masyarakat berpendapat bahwa ada beberapa batuan tersebut disebut batuan Agate. Maka, dari itu diperlukan pembuktian apakah benar kandungan batuan-batuan tersebut seperti pada kandungan Agate dengan SiO2 yang besar dengan cara menguji morfologi dan komposisi kimia dengan pengujian SEM-EDX, XRD, FTIR, dan AAN.
3.3.2 Pengujian Pra Eksperimen SEM/EDX, XRD, dan FTIR.
Awalnya, sampel-sampel batuan yang masih dalam bentuk bijih batuan dipecah dengan menggunakan palu pemecah batu sehingga menjadi bagian yang lebih kecil. Kemudian dilakukan pengujian karakterisasi berupa SEM/EDX, XRD, dan FTIR.
3.3.3 Pengujian Pra Eksperimen Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Untuk pengujian nuklir, sampel yang digunakan harus baru dan belum terkontaminasi dari pengujian-pengujian lainnya. Sebelum menuju proses iradiasi, sampel harus berukuran sangat kecil, yaitu 100 mesh. Maka dari itu, perlu dilakukan proses milling dengan penumbukkan hingga sampel menjadi serbuk. Setelah itu dilakukan proses pengayakan hingga sampel yang berupa serbuk tadi lolos 100 mesh. Selain itu, sampel yang berupa serbuk harus homogen sehingga setelah memenuhi syarat dapat melakukan pengujian Analisis Aktivasi Neutron (AAN) di PTAPB (Pusat Tenaga Akselerator dan Proses Bahan) BATAN.
3.3.4 Pengujian Respon Dosis Radiasi
Setelah mendapatkan sampel berbasis Silika dari hasil Pengujian, dilakukan pengujian respon dosis radiasi. Tahapan-tahapan preparasi sampel ialah sebagai berikut:
i. Dalam proses pembersihan khususnya batu, spesimen dihancurkan hingga berbentuk lebih kecil kira-kira hingga 2-3 gram.
ii. Lalu proses pencucian specimen dengan 1 % HCl solution selama 2 menit dan kemudian dengan aquades. Tujuannya yaitu untuk menghilangkan berbagai material organik pada spesimen (volatil).
iii. Kemudian dikeringkan di Muffle furnace dengan temperatur 135
oC selama 2 jam.
iv. Setelah itu dilakukan milling dan pengayakan hingga mendapatkan 100 mesh.
v. Proses penghilangan partikel magnet menggunakan magnet (Ramaswamy.dkk, 2012).
3.3.5 Proses Pembuatan Pelet
Penelitian ini berawal dimana raw material masih dalam bentuk batuan yang berukuran (4-8 cm). tahap selanjutnya adalah, peremukan batuan dengan menggunakan alat peremuk yang memiliki kekerasan diatas kekerasan batuan yang akan diremukan.
Gambar 3.7. Sampel Batu Agate (a) Brown Agate, (b) Dark Yellow Agate, (c) Grey Agate, (d) Dark Grey Agate.
