ANALISIS RADIONUKLIDA ALAM PADA SAMPEL TANAH DARI KECAMATAN MEMPAWAH HILIR
MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
SKRIPSI
SANDI SEPTIAN
PROGRAM STUDI KIMIA
FAKULTAS SAINS DAN TEKNOLOGI
UNIVERSITAS ISLAM NEGERI SYARIF HIDAYATULLAH JAKARTA
2023 M/ 1444 H
PERNYATAAN
DENGAN INI MENYATAKAN BAHWA SKRIPSI INI ADALAH HASIL KARYA SAYA SENDIRI DAN BELUM PERNAH DIAJUKAN SEBAGAI SKRIPSI ATAU KARYA ILMIAH PADA PERGURUAN TINGGI ATAU LEMBAHA MANAPUN
Jakarta, Agustus 2023
Sandi Septian 11180960000020
ABSTRAK
SANDI SEPTIAN. Analisis Radionuklida Alam Pada Sampel Tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir Menggunakan Spektrometer Gamma. Dibimbing oleh YULYANI NUR AZIZAH dan JUNE MELLAWATI
Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU) berpotensi meningkatkan pelepasan radionuklida alam ke tanah melalui fly ash akibat pembakaran batubara. Jika pelepasannya melebihi nilai acuan, maka dapat berdampak pada makhluk hidup.
Tanah rentan terhadap pencemaran sehingga membutuhkan pemantauan minimal 2 kali setahun. Tujuan penelitian untuk memperoleh data aktivitas konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-232, U-238, K-40 dalam tanah. Selanjutnya digunakan untuk menghitung perkiraan bahaya radiologi melalui indeks radium ekuivalen (Raeq), laju dosis serap gamma (Dγ), indeks gamma (Iγ), dosis efektif tahunan (Annual Effective Doses Outdoor), indeks bahaya eksternal (Hex), dan Excess Lifetime Cancer Risk. Metode penelitian meliputi pengambilan sampel tanah di Kecamatan Mempawah Hilir menggunakan metode systematic random sampling. Preparasi sampel dilakukan dengan pengeringan menggunakan oven pada suhu 105°C lalu disimpan 30 hari untuk kesetimbangan sekuler. Pengukuran radionuklida alam menggunakan Spektrometer Gamma. Aktivitas konsentrasi Ra- 226, Th-232, U-238, K-40 masing-masing berkisar 8,76-41,08; 0,71-61,47; 3,73- 55,27; 14,86-348,69 Bq/kg. Nilai K-40 memenuhi nilai acuan tetapi Ra-226; Th- 232; U-238 beberapa tidak memenuhi nilai acuan UNSCEAR (2000). Perkiraan indeks bahaya radiologi menunjukkan Raeq, Dγ, Iγ, AED.O, Hex, ELCR masing- masing nilai dengan rata-rata 95,68 Bq/kg; 43,29 nGy/jam; 0,34 Bq/kg; 0,053 mSv/tahun; 0,26; 0,19×10-3. Nilai tersebut memenuhi nilai acuan UNSCEAR (2000), EC (1999) dan ICRP (1996,1993).
Kata kunci : tanah, radiologi, radionuklida alam, spektrometer gamma.
ABSTRACT
SANDI SEPTIAN. Analysis of Natural Radionuclides in Soil Samples from Mempawah Hilir District Using a Gamma Spectrometer. Supervised by YULYANI NUR AZIZAH dan JUNE MELLAWATI
Steam Power Plant (SPP) has potential to increase the release of natural radionuclides into the ground through fly ash due to coal combustion. If the release exceeds the reference value, it can have an impact on living things. Soil is prone to pollution so it requires monitoring at least 2 times a year. The research objective was to obtain activity data on the concentration of natural radionuclides Ra-226, Th-232, U-238, K-40 in the soil. Then it is used to calculate radiological hazard estimates through the radium equivalent index (Raeq), gamma absorbed dose rate (Dγ), gamma index (Iγ), annual effective dose (Annual Effective Doses Outdoor), external hazard index (Hex), and Excess Lifetime Cancer risk. The research method includes taking soil samples in Mempawah Hilir District using a systematic random sampling method. Sample preparation was carried out by drying in an oven at 105°C and then stored for 30 days for secular equilibrium. Measurement of natural radionuclides using a Gamma Spectrometer. Activity concentrations of Ra-226, Th- 232, U-238, K-40 ranged from 8.76 to 41.08; 0.71-61.47; 3.73-55.27; 14.86-348.69 Bq/kg. The K-40 value meets the reference value but Ra-226; Th-232; Some U-238 do not meet reference values UNSCEAR (2000). Radiological hazard index estimates show Raeq, Dγ, Iγ, AED.O, Hex, ELCR each value with an average of 95.68 Bq/kg; 43.29 nGy/h; 0.34 Bq/kg; 0.053 mSv/y; 0.26; 0.19×10-3. This value meets the reference values of UNSCEAR (2000), EC (1999) and ICRP (1996,1993).
Keyword : Soil, radiological, natural radionuclide, gamma spectrometry.
i
KATA PENGANTAR Assalamualaikum Warahmatullah Wabarakatuh
Puji serta syukur penulis panjatkan atas kehadirat Allah SWT karena berkat rahmat dan hidayah-Nya penulis dapat menyelesaikan skripsi tepat pada waktunya.
Sholawat serta salam semoga selalu tercurahkan kepada junjungan Nabi Muhammad SAW, beserta keluarga, para sahabatnya dan para pengikut-Nya yang selalu istiqomah menjalankan sunnahnya hingga akhir zaman.
Skripsi yang berjudul “Analisis Radionuklida Alam Pada Sampel Tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir Menggunakan Spektrometer Gamma” ini disusun bertujuan untuk salah satu syarat kelulusan dalam menempuh pendidikan Strata 1 (S1). Dalam menyusun skripsi ini, penulis mendapat berbagai bantuan, bimbingan serta arahan sehingga penulis dapat menyusun dan menyelesaikan skripsi ini tepat pada waktunya. Penulis ingin menyampaikan ucapan terima kasih yang sebesar-besarnya terutama kepada:
1. Yulyani Nur Azizah, M.Si, selaku pembimbing I yang telah memberikan bimbingan dan arahan dalam penyusunan skripsi penelitian ini.
2. Prof. Dr. June Mellawati, M.Si, selaku pembimbing II yang telah memberikan bimbingan dan arahan dalam penyusunan skripsi penelitian ini.
3. Dr. Meyliana Wulandari, M.Si, selaku Penguji I di Program Studi Kimia, Fakultas Sains dan Teknologi, Universitas Islam Negeri (UIN) Syarif Hidayatullah Jakarta.
4. Nurmaya Arofah, M.Eng, selaku Penguji II di Program Studi Kimia, Fakultas Sains dan Teknologi, Universitas Islam Negeri (UIN) Syarif Hidayatullah Jakarta.
ii
5. Dr. Hendrawati, M.Si selaku Ketua Program Studi Kimia, Fakultas Sains dan Teknologi, Universitas Islam Negeri (UIN) Syarif Hidayatullah Jakarta.
6. Husni Teja Sukmana, S.T., M.Sc., Ph.D. selaku Dekan Fakultas Sains dan Teknologi, Universitas Islam Negeri (UIN) Syarif Hidayatullah Jakarta.
7. Dr. Heru Prasetio sebagai Kepala Pusat Riset Teknologi Keselamatan, Metrologi, dan Mutu Nuklir (PRTKMMN)-BRIN yang telah memberikan izin penulis untuk melakukan riset dan menggunakan laboratoriumnya.
8. Kusdiana, S.T. sebagai Kepala Sub Bidang Keselamatan Lingkungan dan Bapak Wahyudi yang telah membimbing dalam pengukuran sampel.
9. Seluruh dosen Program Studi Kimia UIN Syarif Hidayatullah Jakarta yang telah memberi ilmu pengetahuan serta bimbingan selama penulis melaksanakan perkuliahan.
10. Orang tua dan keluarga, yang senantiasa mendoakan serta memberikan semangat dan dukungan untuk kesuksesan penulis.
Penulis mengharapkan kritik dan saran yang bersifat membangun bagi kesempurnaan skripsi, sehingga nantinya penulis dapat lebih baik lagi dalam menulis. Semoga skripsi ini dapat diterima dan bermanfaat sebagai sumbangan pikiran bagi penulis, pembaca dan bidang pendidikan lain khususnya di bidang Radiasi Lingkungan PRTKMMN-BRIN.
Jakarta, Agustus 2023
Penulis
iii DAFTAR ISI
Halaman
KATA PENGANTAR ... i
DAFTAR ISI ... iii
DAFTAR TABEL ... v
DAFTAR GAMBAR ... vi
DAFTAR LAMPIRAN ... vii
BAB I PENDAHULUAN ... 1
1.1 Latar Belakang ... 1
1.2 Rumusan Masalah ... 4
1.3 Hipotesis ... 5
1.4 Tujuan Penelitian ... 5
1.5 Manfaat Penelitian ... 6
BAB II TINJAUAN PUSTAKA ... 7
2.1. Tanah ... 7
2.2. Fly Ash Batubara... 8
2.3. Radionuklida ... 8
2.3.1. Radionuklida Alam ... 9
2.3.2. Radionuklida Buatan ... 11
2.3.3. Radium (Ra-226) ... 11
2.3.4. Torium (Th-232) ... 12
2.3.5. Uranium (U-238) ... 13
2.3.6. Kalium (K-40) ... 14
2.4. Gambaran Umum Kecamatan Mempawah Hilir ... 15
2.5. Efek Radionuklida pada Tubuh Manusia ... 16
2.6. Metode Systematic Random Sampling... 18
2.7. Spektrometer Gamma ... 19
BAB III METODE PENELITIAN ... 22
3.1. Waktu dan Tempat Penelitian ... 22
3.2. Alat dan Bahan ... 22
3.2.1. Alat ... 22
3.2.2. Bahan ... 22
3.3. Diagram Alir Penelitian ... 23
3.4. Prosedur Penelitian ... 24
3.4.1. Sampling Tanah (SOP No.019 003/KN 05 02/KMR 2.1) ... 24
iv
3.4.2. Preparasi Sampel (SOP No 004.003/KN 05 02/KMR 2 BATAN) ... 25
3.4.3. Kalibrasi Spektrometer Gamma (SOP 025.003/KN 05 02/KMR 2.1) .... 25
3.4.4. Pengukuran Cacah Latar dan Minimum Detectable Concentration ... 27
3.4.5. Analisis Jenis Radionuklida Alam pada Sampel (Kualitatif) ... 28
3.4.6. Analisis Aktivitas Konsentrasi Radionuklida pada Sampel (Kuantitatif)29 3.5. Perhitungan Nilai Indeks Bahaya Radiologi... 29
3.5.1. Radium Ekuivalen (Raeq) ... 29
3.5.2. Laju Dosis Serap Gamma (Dγ) ... 30
3.5.3. Indeks Gamma (Iγ) ... 30
3.5.4. Dosis Efektif Tahunan Outdoor (Annual Effective Dose Outdoor) ... 31
3.5.5. Indeks Bahaya Eksternal (Hex) ... 31
3.5.6. Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR) ... 32
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ... 33
4.1. Data Kalibrasi Energi Spektrometer Gamma ... 33
4.2. Data Kalibrasi Efisiensi Spektrometer Gamma ... 34
4.3. Analisis Jenis Radionuklida Alam pada Sampel (Kualitatif) ... 35
4.4. Analisis Aktivitas Konsentrasi Radionuklida pada Sampel (Kuantitatif) ... 36
4.4.1. Radionuklida Ra-226 pada Sampel Tanah ... 37
4.4.2. Radionuklida Th-232 pada Sampel Tanah ... 38
4.4.3. Radionuklida U-238 pada Sampel Tanah ... 40
4.4.4. Radionuklida K-40 pada Sampel Tanah ... 41
4.5. Penilaian Indeks Bahaya Radiologi ... 42
4.5.1. Nilai Radium Ekuivalen (Raeq) ... 43
4.5.2. Laju Dosis Serap Gamma (Dγ) ... 44
4.5.3. Indeks Gamma (Iγ) ... 45
4.5.4. Dosis Efektif Tahunan Outdoor (Annual Effective Dose Outdoor) ... 45
4.5.5. Indeks Bahaya Eksternal (Hex) ... 46
4.5.6. Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR) ... 47
BAB V PENUTUP ... 48
5.1. Kesimpulan ... 48
5.2. Saran ... 48
DAFTAR PUSTAKA ... 49
LAMPIRAN... 57
v
DAFTAR TABEL
Halaman Tabel 1. Lokasi Pengambilan Sampel Tanah ... 24 Tabel 2. Data Sumber Standar Radioaktif GM-014 sesuai sertifikat ... 26 Tabel 3. Data Puncak Energi Gamma dari Laboratoire National Henri Becquerel ... 28 Tabel 4. Data Kalibrasi Energi Sumber Standar Radioaktif GM-014 ... 33 Tabel 5. Data Kalibrasi Efisiensi Sumber Standar Radioaktif GM-014 ... 34 Tabel 6. Data Analisis Kualitatif Sampel Menggunakan Spektrometer Gamma . 35 Tabel 7. Data Aktivitas Konsentrasi Radionuklida Alam dalam Sampel Tanah . 36 Tabel 8. Data Rerata Aktivitas Konsentrasi Ra-226 pada Tanah di beberapa Lokasi ... 38 Tabel 9. Data Rerata Aktivitas Konsentrasi Th-232 pada Tanah di beberapa Lokasi ... 39 Tabel 10. Data Rerata Aktivitas Konsentrasi U-238 pada Tanah di beberapa Lokasi ... 41 Tabel 11. Data Rerata Aktivitas Konsentrasi K-40 pada Tanah di beberapa Lokasi ... 42 Tabel 12. Nilai Indeks Bahaya Radiologi ... 43 Tabel 13.Perbandingan Nilai Radium Ekuivalen (Raeq) di beberapa lokasi dan Penelitian ini ... 43 Tabel 14. Perbandingan Nilai Laju Dosis Serap Gamma (Dγ) di beberapa Lokasi dan Penelitian ini ... 44 Tabel 15. Perbandingan Nilai Indeks Gamma (Iγ) di beberapa Lokasi dan Penelitian ini ... 45 Tabel 16. Perbandingan Nilai Dosis Efektif Tahunan Outdoor (AED.O) di beberapa Lokasi dan Penelitian ini ... 45 Tabel 17. Data Perbandingan Nilai Indeks Bahaya Eksternal (Hex) di beberapa Lokasi dan Penelitian ini ... 46 Tabel 18. Perbandingan Nilai Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR) di beberapa Lokasi dan Penelitian ini ... 47
vi
DAFTAR GAMBAR
Halaman
Gambar 1. Sampel Tanah ... 7
Gambar 2. Deret Peluruhan Uranium (U-238) (IAEA, 2011) ... 10
Gambar 3. Deret Peluruhan Torium (Th-232) (IAEA, 2011)... 10
Gambar 4. Peta Kabupaten Mempawah (Kemendesa PDTT, 2020) ... 15
Gambar 5. Proses masuknya zat radioaktif ke dalam tubuh (BAPETEN,2013) . 17 Gambar 6. Systematic Random Sampling ... 18
Gambar 7. Skema Sistem Spektrometer Gamma (Wahyudi et al., 2009) ... 19
Gambar 8. Skema Penelitian ... 23
Gambar 9. Peta Lokasi Pengambilan Sampel di Kecamatan Mempawah Hilir .. 25
Gambar 10. Kurva Kalibrasi Energi ... 33
Gambar 11. Kurva Kalibrasi Efisiensi ... 35
Gambar 12. Aktivitas Konsentrasi Radionuklida Ra-226 pada Sampel Tanah ... 37
Gambar 13. Aktivitas Konsentrasi Radionuklida Th-232 pada Sampel Tanah ... 38
Gambar 14. Aktivitas Konsentrasi Radionuklida U-238 pada Sampel Tanah .... 40
Gambar 15. Aktivitas Konsentrasi Radionuklida K-40 pada Sampel Tanah ... 41
vii
DAFTAR LAMPIRAN
Halaman
Lampiran 1. Sertifikat Sumber Standar GM-014 ... 57
Lampiran 2. Spektrum Radionuklida ... 58
Lampiran 3. Perhitungan Aktivitas Konsentrasi Standar GM-014 ... 61
Lampiran 4. Perhitungan Kalibrasi Efisiensi ... 62
Lampiran 5. Perhitungan Growth Value saat pencacahan Ra-226 dan Th-232 .. 63
Lampiran 6. Perhitungan MDC (Minimum Detectable Concentration) ... 64
Lampiran 7. Perhitungan Aktivitas Radionuklida pada Tanah Desa Kuala Secapah ... 65
Lampiran 8. Perhitungan Aktivitas Radionuklida pada Tanah Desa Pasir ... 68
Lampiran 9. Perhitungan Aktivitas Radionuklida pada Tanah Dusun Suap ... 70
Lampiran 10. Perhitungan Aktivitas Radionuklida pada Tanah Dusun Suap Ujung ... 72
Lampiran 11. Perhitungan Aktivitas Radionuklida pada Tanah Desa Antibar ... 74
Lampiran 12. Perhitungan Aktivitas Radionuklida pada Tanah Desa Pasir ... 76
Lampiran 13. Perhitungan Dampak Radiologi ... 78
Lampiran 14. Dokumentasi Penelitian ... 81
1 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU) adalah salah satu dari sekian banyak jenis pembangkit listrik termal (panas) yang ada di Indonesia. Sumber energi yang digunakan PLTU biasanya berupa sumber energi jenis fosil atau hasil tambang dan yang paling umum di Indonesia merupakan batubara. PLTU memiliki ciri khas yaitu adanya cerobong asap yang dibuat cukup tinggi dan berguna untuk membuang asap sisa pembakaran bahan bakar yang memancarkan polutan seperti debu maupun gas yang mencemari lingkungan tanah, air maupun udara (Suripto, 2017).
Allah SWT berfirman dalam Al-Qur’an Surat Al-A’raf ayat 58:
ُف ِّ رَصُن َكِّلٰذَك ۗاًدِّكَن َّلَِّا ُج ُرْخَي َلَ َثُبَخ ْيِّذَّلا َو ٖۚ هِّ ب َر ِّنْذِّاِّب ٗهُتاَبَن ُج ُرْخَي ُبِّ يَّطلا ُدَلَبْلا َو ن ْو ُرُكْشَّي ٍم ْوَقِّل ِّتٰيٰ ْلَا َ
Artinya: “Tanah yang baik, tanaman-tanamannya tumbuh subur seizin Tuhannya.
Adapun tanah yang tidak subur, tanaman-tanamannya hanya tumbuh merana.
Demikianlah Kami jelaskan berulang kali tanda-tanda kebesaran (Kami) bagi orang-orang yang bersyukur.”.
Dikutip dari Tafsir Al-Misbah karya Quraish Shihab bahwasanya ayat tersebut menerangkan bahwa tanah yang baik, yakni yang subur dan selalu dipelihara, tanamannya tumbuh subur dan tanah yang buruk, tanamannya hanya tumbuh merana (hasilnya sedikit dan kualitasnya rendah). Tanda-tanda kebesaran dan kekuasaan Kami bagi orang-orang yang bersyukur, yakni yang mau menggunakan anugerah Allah sesuai dengan fungsi dan tujuannya (Shihab, 2002).
Seperti menjaga lingkungan dengan memantau kondisi cemaran pada tanah, air maupun udara serta menggunakan sumber daya alam secara bijak sesuai dengan fungsi dan tujuannya.
2 Setiap kegiatan penyediaan energi salah satunya PLTU berbahan bakar batubara akan menimbulkan dampak lingkungan seperti menghasilkan limbah pembakaran berupa Fly ash dan Bottom ash (FABA) (Nugraha & Rolliyah, 2021).
Batubara sendiri secara alami memiliki beberapa jenis radionuklida seperti Ra-226, Th-232, K-40, U-235, U-238, dan Pb-210. Kegiatan pembakaran batubara tersebut merupakan salah satu sebab meningkatnya aktivitas konsentrasi dari radionuklida, sehingga secara alami FABA mengandung radionuklida yang memancarkan radiasi alamiah (Sukirno et al., 2016).
Sumber radiasi alamiah tidak bisa dihindari dari paparan radiasi lingkungan dalam kehidupan, karena kondisi normal kontribusi yang dimiliki radiasi alam memiliki persentase sebesar 85,49% sedangkan radiasi buatan memiliki persentase sebesar 14,51% dalam jumlah dosis cemaran yang dapat diterima oleh tubuh (Akhadi, 2000). Berdasarkan tingkat bahayanya, sehingga perlu dilakukan analisis lingkungan di Kecamatan Mempawah Hilir karena di sekitar daerah tersebut diperkirakan memiliki penyumbang cemaran radionuklida yaitu Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU) berbahan bakar batubara (Amin et al., 2013).
Pembakaran batubara akan menimbulkan abu terbang (Fly ash), fly ash memiliki kandungan radionuklida dominan yaitu unsur Ra-226, Th-232, U-238, dan K-40 (Amin et al., 2013). Pada penelitian ini dilakukan analisis 4 radionuklida alam (Ra-226, Th-232, U-238, dan K-40) karena waktu paruh ke empat radionuklida tersebut sangat panjang dan dapat menyebabkan berbagai macam kontaminasi internal seperti mengendap di tulang dan dapat menimbulkan kanker (Syaifudin et al., 2003). Selain efek pada tubuh, fly ash membawa zat radioaktif ke
3 lingkungan seperti tanah, air, maupun udara yang akan menyebabkan kerusakan ekosistem di sekitar daerah tersebut (Murniasih & Sukirno, 2019).
Upaya pencegahan bahaya radionuklida dapat diminimalisir dengan mengidentifikasi cemaran radionuklida yang ada pada lingkungan dan memastikan nilai indeks bahaya radiologinya masih memenuhi nilai acuan yang dianjurkan.
Pada penelitian ini dilakukan analisis radionuklida alam pada sampel tanah dikarenakan tanah merupakan salah satu sumber daya yang sangat penting bagi kehidupan di muka bumi (Puspawati & Haryono, 2018). Beberapa peneliti telah melakukan penelitian tentang kandungan radionuklida dan mengkaji indeks bahaya radiologi pada berbagai sampel lingkungan di sekitar PLTU berbahan bakar batubara.
Pada penelitian Walencik-lata & Danuta, (2020) tentang aktivitas konsentrasi U-234, U-238, Ra-226, Ra-228 dan K-40 dalam batubara umpan dan produk pembakarannya selama proses teknologi di Kawasan Industri Silesia Atas, Polandia, bahwa pembakaran batubara menghasilkan radionuklida seperti Ra-226, U-238 dan K-40 dan dapat dipengaruhi oleh proses pembakarannya, serta adanya PLTU batubara memberikan angka peningkatan radioaktivitas di sekitar daerah tersebut. Penelitian Habib et al., (2019) tentang analisis distribusi radionuklida alam pada fly ash dan tanah yang berada di sekitar PLTU berbasis batubara Barapukuria, daerah Durgapur, Bangladesh yang menghasilkan aktivitas konsentrasi unsur radionuklida U-238, Ra-226, Th-232, K-40 pada sampel fly ash sebesar 329,5 Bq/kg; 175,4 Bq/kg; 263,7 Bq/kg; 277,8 Bq/kg. Pada sampel tanah sebesar 102,9 Bq/kg; 63,3 Bq/kg; 103,4 Bq/kg; 494,2 Bq/kg, aktivitas pada tanah tidak memenuhi nilai acuan UNSCEAR (2000) (Habib et al., 2019).
4 Pada penelitian analisis radioaktivitas alami serta bahaya kesehatan radiologi pada tanah di sekitar PLTU Van Eck, Namibia (2022) menghasilkan aktivitas konsentrasi memenuhi nilai acuan UNSCEAR (2000). Nilai indeks bahaya radiologi rata-rata radium ekuivalen 59,50 Bq/kg, laju dosis serap gamma 29,15 nGy/h, dosis efektif tahunan outdoor 0,04 mSv/y, indeks bahaya eksternal dan internal masing-masing adalah 0,16 dan 0,20, indeks gamma 0,26, dan Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR) 0,13×10-3 (Hitila & Onjefu, 2022). Nilai indeks bahaya radiologi berbanding lurus dengan nilai aktivitas konsentrasi radionuklidanya, nilai aktivitas konsentrasi radionuklida relatif kecil maka nilai indeks bahaya radiologi akan kecil (Hitila & Onjefu, 2022).
Pada penelitian ini dilakukan analisis radionuklida (Ra-226, Th-232, U-238, K-40) pada tanah dari beberapa desa di Kecamatan Mempawah Hilir, Kalimantan Barat menggunakan Spektrometer Gamma dengan detektor High-Purity Germanium (HPGe). Daerah tersebut diduga terpapar lepasan fly ash yang berasal dari PLTU. Fly ash menurut IAEA, (1996) mengandung radionuklida K-40, U-238, Ra-226, Pb-210, Po-210, Th-232, Th-228 dan Ra-228. Aktivitas radionuklida dibandingkan dengan nilai acuan yang ditetapkan oleh UNSCEAR 2000 lalu ditetapkan perkiraan indeks bahaya radiologinya, meliputi radium ekuivalen (Raeq), laju dosis serap gamma (Dγ), indeks gamma (Iγ), dosis efektif tahunan outdoor, indeks bahaya eksternal (Hex), dan Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR).
1.2 Rumusan Masalah
1. Bagaimana jenis dan aktivitas konsentrasi radionuklida alam pada tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir?
5 2. Bagaimana nilai indeks bahaya radiologi (indeks radium ekuivalen (Raeq), laju dosis serap gamma (Dγ), indeks gamma (Iγ), dosis efektif tahunan Outdoor, indeks bahaya eksternal (Hex), dan Excess Lifetime Cancer Risk) yang ditimbulkan oleh radionuklida alam pada tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir?
1.3 Hipotesis
1. Radionuklida Ra-226, Th-232, U-238, K-40 terdeteksi dan aktivitas konsentrasi radionuklida alam pada tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir bernilai rendah dan memenuhi nilai acuan UNSCEAR (2000).
2. Nilai indeks radium ekuivalen (Raeq), laju dosis serap gamma (Dγ), indeks gamma (Iγ), dosis efektif tahunan Outdoor, indeks bahaya eksternal (Hex), dan Excess Lifetime Cancer Risk yang ditimbulkan oleh radionuklida alam pada tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir masih memenuhi nilai acuan UNSCEAR (2000), European Commission (1999) dan ICRP (1996,1993).
1.4 Tujuan Penelitian
1. Menentukan data jenis dan aktivitas konsentrasi radionuklida alam pada tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir. Selanjutnya aktivitas radionuklida alam dibandingkan dengan nilai acuan UNSCEAR (2000).
2. Menentukan nilai indeks radium ekuivalen (Raeq), laju dosis serap gamma (Dγ), indeks gamma (Iγ), dosis efektif tahunan Outdoor, indeks bahaya eksternal (Hex), dan Excess Lifetime Cancer Risk yang ditimbulkan oleh radionuklida alam dalam tanah dari Kecamatan Mempawah Hilir.
Selanjutnya dibandingkan dengan nilai acuan UNSCEAR (2000), European Commission (1999) dan ICRP (1996,1993).
6 1.5 Manfaat Penelitian
Data pada penelitian ini diharapkan dapat digunakan untuk penyusunan Dokumen Izin Lokasi PLTN Kalimantan Barat yang dipersyaratkan oleh Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN), dan Dokumen Analisis Mengenai Dampak Lingkungan PLTN yang dipersyaratkan oleh Kementerian Lingkungan Hidup, sebelum pembangunan PLTN yang terletak di Pantai Gosong, Kalimantan Barat.
7 BAB II
TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Tanah
Menurut soil survey staff (1975) tanah merupakan suatu kumpulan dari tubuh bumi yang berada pada permukaan bumi secara alami yang dapat berubah penyusunannya. Tanah juga terbentuk dari suatu bahan induk yang mengalami pelapukan karena berbagai jenis faktor seperti curah hujan, suhu dan lainnya (Mustafa et al., 2012). Tanah dapat disebut sebagai Sokoguru dari kehidupan, dikarenakan pada abad modern ini semakin banyak fakta ilmiah terkait dengan peranan tanah dalam kehidupan di muka bumi, baik secara langsung maupun tidak langsung tanah akan sangat mempengaruhi segala macam kebutuhan makhluk hidup yang tergantung pada manfaat serta eksistensi dari tanah (Salam, 2020).
Gambar 1. Sampel Tanah
Pada Gambar 1 terlihat salah satu sampel tanah sebelum preparasi, sampel tersebut banyak pengotor seperti akar, daun, dan batang dari tanaman. Tanah merupakan lapisan teratas kerak bumi yang rawan kondisi pencemaran. Salah satunya merupakan jenis pencemaran antropogenik atau pencemaran yang diakibatkan oleh aktivitas manusia. Aktivitas manusia akan menimbulkan banyak limbah dalam skala kecil (limbah rumah tangga) maupun skala besar (berbagai limbah industri) (Salam, 2020). Tanah juga dapat tercemar oleh limbah radioaktif seperti radionuklida alam (Amin et al., 2013).
8 2.2. Fly Ash Batubara
Batubara atau yang biasa dikenal sebagai ”emas” hitam merupakan batuan karbonat berwarna coklat tua sampai hitam, rapuh serta padat dan dapat terbakar yang terbentuk dari perubahan tumbuhan secara kimia dan fisika (Arif, 2014).
Batubara juga merupakan suatu penyedia atau sumber energi primer yang ada di bumi, batubara berasal dari kegiatan pertambangan. Setiap kegiatan pertambangan dan penyediaan energi, termasuk PLTU tidak lepas dengan adanya dampak lingkungan dan sosial. Seperti dari kegiatan penggunaan batubara pada PLTU akan menimbulkan limbah berupa fly ash dan bottom ash dikenal sebagai FABA (Nugraha & Rolliyah, 2021).
Fly ash menurut SNI 03-6414-2002 merupakan limbah hasil pembakaran batubara pada PLTU yang berbentuk halus, bundar dan bersifat pozzolanic, pembakaran tersebut memiliki komposisi 80-90% fly ash dan 10-20% bottom ash.
FA batubara mengandung unsur kimia seperti silika, alumina, fero oksida, kalium oksida dan lainnya, serta juga mengandung beberapa jenis radionuklida seperti U- 238, Ra-226 dan lainnya (Nugraha & Rolliyah, 2021).
2.3. Radionuklida
Radionuklida (radioisotop) merupakan suatu inti atom yang tidak stabil dan akan secara spontan berubah menjadi inti atom lain agar menjadi lebih stabil dengan memancarkan energi radiasi, energi radiasi tersebut berupa partikel alpha (α), beta (β) maupun sinar gamma (γ). Proses yang terjadi pada inti atom tersebut dinamakan peluruhan. Peluruhan merupakan perubahan yang terjadi pada inti atom yang tidak stabil menjadi inti atom lain dan dapat diartikan berubahnya suatu unsur radioaktif menjadi unsur lain (Santiani, 2011). Secara tidak sadar manusia selalu mendapatkan
9 radiasi terus-menerus yang berasal dari radiasi alam (natural radiation) dan radiasi buatan manusia (artificial man-made radiation) yang berasal dari berbagai sumber.
(Sutarman et al., 2010). Secara umum radionuklida di alam ini terdapat 2 jenis yaitu radionuklida alam dan juga radionuklida buatan (Yuliati & Akhadi, 2005).
2.3.1. Radionuklida Alam
Radionuklida alam merupakan suatu unsur yang terus melakukan peluruhan dan memancarkan radiasi alpha (α), beta (β), dan gamma (γ) yang berada di alam.
Berbagai unsur atau bahan yang mengandung zat radioaktif serta berasal dari alam memiliki suatu istilah adalah Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) (Mardimin et al., 2014). Radionuklida alam dibagi menjadi 2 berdasarkan sumbernya yaitu radionuklida primordial dan kosmogenik. Radionuklida primordial merupakan radionuklida yang bersumber dari alam yang berada di permukaan bumi yang biasanya dapat ditemukan di tanah, batuan, air dan juga udara (Sofyan & Akhadi, 2004).
Unsur radioaktif alam selalu mengalami peluruhan dan menghasilkan unsur radioaktif baru sehingga akan membentuk deret peluruhan yang panjang. Deret peluruhan tersebut dibagi menjadi 3 yaitu deret uranium, torium dan actinium Pada penelitian ini berfokus kepada 2 deret peluruhan yaitu uranium dan torium (Sofyan
& Akhadi, 2004).
10 Gambar 2. Deret Peluruhan Uranium (U-238) (IAEA, 2011)
Gambar 2 menunjukkan deret peluruhan radioaktif Uranium (U-238). Pada gambar tersebut dapat terlihat berbagai jenis anak luruh hingga menjadi nuklida stabil dan terdapat waktu paruh dan jenis radiasi yang dipancarkan radionuklida U-238.
Gambar 3. Deret Peluruhan Torium (Th-232) (IAEA, 2011)
Gambar 3 menunjukkan deret peluruhan radioaktif Torium (Th-232). Pada gambar tersebut dapat terlihat berbagai jenis anak luruh hingga menjadi nuklida stabil dan terdapat waktu paruh dan jenis radiasi yang dipancarkan radionuklida Th-232.
Radionuklida induk uranium-238 (U-238), torium-232 (Th-232) dan kalium-40 (K- 40) yang mengalami proses peluruhan dari radionuklida ini seperti Radium-226 (Ra-226) dapat memancarkan radiasi alpha, beta dan gamma dengan perbedaan
11 tingkat energi (Alatas et al., 2001). Radionuklida kosmogenik merupakan radionuklida yang terbentuk karena adanya interaksi nuklir dari atom yang ada di bumi dengan radiasi kosmis dari luar angkasa (Yuliati & Akhadi, 2005).
2.3.2. Radionuklida Buatan
Radionuklida buatan merupakan sumber radiasi pada lingkungan di bumi yang pembentukannya melibatkan kegiatan atau aktivitas manusia mulai dari sumber yang sengaja dibuat atau produk samping dari pemanfaatan teknologi nuklir yang tidak disengaja (Sofyan & Akhadi, 2004). Radionuklida buatan juga bisa berasal dari jatuhan radioaktif dari uji coba nuklir yang dilakukan manusia dan juga adanya faktor kecelakaan yang terjadi di pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) yang dapat menyebar dan masuk ke dalam tubuh manusia melalui pernafasan ataupun rantai makanan. Contoh radionuklida buatan yang berada di lingkungan sekitar diantaranya adalah Cesium-137 (Cs-137), Iodium-131 (I-131), Stronsium- 90 (Sr-90) dan lainnya (BATAN, 2001).
2.3.3. Radium (Ra-226)
Radium merupakan suatu unsur radioaktif yang memiliki aktivitas konsentrasi sangat rendah berkisar satu bagian per triliun dalam kerak bumi.
Radium ini pertama kali ditemukan oleh Marie dan Pierre Curie pada tahun 1898.
(Marx, 2014). Perhitungan aktivitas konsentrasi Ra-226 menggunakan anak luruh Pb-214 dan Bi-214, reaksi peluruhan dari Ra-226 hingga menjadi anak luruh Pb- 214 dan Bi-214 sebagai berikut:
88Ra
226 → 22286Rn+ α24
22286Rn→ 21884Po+ α24
84Po
218 →𝟐𝟏𝟒𝟖𝟐𝐏𝐛+ α24
21482Pb→ 𝟐𝟏𝟒𝟖𝟑𝐁𝐢++10β12 Peluruhan di atas mulai dari peluruhan alfa dan beta dari radionuklida Ra-226 yang secara bertahap sampai Pb-214 dan Bi-214. Secara garis besar unsur radium dapat berfungsi sebagai dasar untuk mengidentifikasi berbagai macam jenis aktivitas radionuklida. Radium dalam bentuk murni memiliki warna putih keperakan yang merupakan suatu logam berat mudah teroksidasi jika terkena udara (Peterson et al., 2007). Radium masuk ke dalam tubuh melalui berbagai macam jalur seperti inhalasi, ingesti, dan absorbsi melalui kulit. 80% radium yang masuk akan keluar dari tubuh dalam bentuk feses dan 20% mengalir ke darah dan menyebar keseluruh tubuh (Peterson et al., 2007)
2.3.4. Torium (Th-232)
Torium (Th) adalah unsur dari kelompok aktinida dengan nomor atom 90 yang dapat berfungsi sebagai bahan bakar reaktor nuklir (Akhyariansyah, 2017).
Torium merupakan unsur yang secara alami dalam konsentrasi rendah berada di kerak bumi. Senyawa radioaktif ini memiliki jumlah tiga kali lebih banyak dari unsur uranium (Peterson et al., 2007). Torium memiliki 25 isotop yang dikenal dan hampir seluruhnya tidak stabil yang memiliki massa atom antara 212 sampai 236.
Torium-232 (Th-232) merupakan isotop dari torium yang paling stabil, isotop tersebut merupakan pengemisi alpha yang memiliki waktu paruh sangat panjang (Dewita, 2012). Perhitungan aktivitas konsentrasi Th-232 digunakan anak luruh Ac-228. Reaksi peluruhan Th-232 menjadi anak luruh Ac-228 sebagai berikut:
90Th
232 →22888Ra+ α24
22888Ra→𝟐𝟐𝟖𝟖𝟗𝐀𝐜++10βPeluruhan di atas dimulai dari peluruhan alfa dan beta dari radionuklida Th-232 yang secara bertahap mencapat anak luruh Ac-228 yang memiliki nilai yield besar dibandingkan dengan anak luruh yang lainnya.
13 Torium memiliki beberapa keunggulan dalam penggunaannya sebagai bahan bakar PLTN yaitu torium menghasilkan limbah berbahaya tetapi dalam jangka waktu yang lebih pendek jika dibandingkan dengan uranium, unsur torium di kerak bumi sangat melimpah jika dibandingkan dengan uranium dengan perbandingan 4:1, unsur torium juga tidak membutuhkan pengkayaan sebagai bahan bakar, dalam penggunaan torium sebagai bahan bakar reaktor hanya menggunakan sedikit torium jika dibandingkan dengan uranium sekitar 1:10, dan juga torium tidak menghasilkan plutonium-240 yang penggunaannya sebagai senjata nuklir hasil reaksi uranium-235 dan uranium-238 sehingga lebih aman (Ngadenin et al., 2014).
Berdasarkan studi diagnostik tentang paparan torium, koloid torium-232 dioksida disuntikkan ke pasien sebagai media kontras radiografi tetapi memiliki efek torium dosis tinggi yaitu adanya kelainan darah dan tumor hati (Peterson et al., 2007).
2.3.5. Uranium (U-238)
Uranium merupakan unsur alami dalam bentuk murninya adalah logam berat dan berwarna perak. Uranium di alam memiliki beberapa bentuk isotop seperti U- 238, U-235, dan U-234, persentase terbesar dalam uranium alam hampir semua massa terdiri dari U-238 (99,27%) dan sisanya terdiri dari U-235 dan U-234 (Peterson et al., 2007). Uranium juga salah satu unsur yang sangat melimpah dan terdapat di kulit bumi. Uranium dalam aktivitas konsentrasi kecil dapat ditemukan di berbagai tempat seperti sungai, batuan dan lainnya (Akhyariansyah, 2017). Unsur uranium juga sangat penting dalam pengembangan teknologi nuklir karena dapat digunakan sebagai bahan bakar nuklir penghasil panas untuk PLTN, sehingga uranium sangat dijaga keseimbangan antara kebutuhan dan pasokan dari uranium untuk menjaga keberlangsungan pengoperasian PLTN (Bastori & Birmano, 2018).
14 Perhitungan aktivitas konsentrasi U-238 digunakan anak luruh Pa-234, reaksi peluruhan dari Th-232 hingga menjadi anak luruh Ac-228 berikut:
92U
238 →23490Th+ α24
23490Th→𝟐𝟑𝟒𝟗𝟏𝐏𝐚++10βPeluruhan di atas dimulai dari peluruhan alfa dan beta dari radionuklida Th-232 yang secara bertahap mencapat anak luruh Ac-228 yang memiliki nilai yield cukup besar dibandingkan dengan anak luruh yang lainnya
Uranium memiliki perhatian utama pada kesehatan jika masuk ke dalam tubuh, untuk paparan eksternal tidak menjadi terlalu bahaya untuk kesehatan manusia. Uranium dijadikan perhatian utama dikarenakan hanya memancarkan radiasi gamma dengan energi yang cukup rendah. Masalah kesehatan yang paling utama bisa terjadinya kerusakan ginjal yang diakibatkan dari toksisitas senyawa uranium terlarut dalam tubuh dan biasanya uranium dapat tersimpan dalam tulang yang dapat menyebabkan kanker tulang yang disebabkan dari radiasi pengion terkait peluruhan radioaktif dari uranium tersebut (Peterson et al., 2007).
2.3.6. Kalium (K-40)
Kalium merupakan salah satu konstituen penting dari tanah yang tersebar luas di alam berjenis logam lunak berwarna putih keperakan yang merupakan konstituen penting untuk pertumbuhan tanaman dan pada makanan yang dikonsumsi oleh manusia. Kalium-40 merupakan isotop radioaktif alami kalium (Peterson et al., 2007). Kalium secara umum di alam berada pada mineral batuan dalam bentuk karbonat, Kalium memiliki 3 jenis isotop yaitu K-39 (99,3%), K-40 (0,012%), dan K-41 (6,7%), untuk K-39 dan K-41 merupakan suatu isotop stabil dan K-40 merupakan zat radioaktif yang akan terjadi peluruhan menjadi Ca-40 dan Ar-40 yang menimbulkan pemancar partikel beta dan sinar gamma (Rasito et al., 2007).
15 Kalium ini akan menimbulkan bahaya bagi kesehatan manusia dikarenakan pemancaran partikel beta maupun gamma. Kerusakan pada tubuh terkait dengan K- 40 ini dikaitkan dengan kerusakan sel yang disebabkan oleh radiasi pengion tersebut yang akan menghasilkan peluruhan zat radioaktif K-40 yang selanjutnya akan memiliki potensi untuk menginduksi kanker (Peterson et al., 2007).
2.4. Gambaran Umum Kecamatan Mempawah Hilir
Mempawah Hilir merupakan suatu kecamatan yang berada di Kabupaten Mempawah dan berbatasan langsung dengan selat karimata. Luas wilayah dari Kecamatan Mempawah Hilir adalah 133,48 km2. Luas tersebut sekitar 10,45% dari luas wilayah Kabupaten Mempawah yang memiliki luas wilayah sebesar 2.797km2 (Simtaru, 2018).
Gambar 4. Peta Kabupaten Mempawah (Kemendesa PDTT, 2020)
Pada Gambar 4 terlihat batas wilayah dari Kecamatan Mempawah Hilir meliputi sebelah utara berbatasan dengan Kecamatan Sungai Kunyit, sebelah selatan berbatasan dengan Kecamatan Mempawah Timur, sebelah barat berbatasan dengan selat karimata dan sebelah timur berbatasan dengan Kecamatan Mempawah Timur.
16 Desa pasir sebagai desa terluas (60 km2) dan Desa Tanjung sebagai desa terkecil (3,15 km2) (Simtaru, 2018).
Wilayah Kalimantan Barat memiliki lahan seluas 149.344,189 Ha yang dipergunakan untuk hutan mangrove (Rosalinda et al., 2020), khususnya wilayah pesisir seperti Kecamatan Mempawah Hilir yang memiliki Mempawah Mangrove Park (MMP) bertempat di Desa Pasir yang merupakan kawasan mangrove pertama di wilayah ini yang dikelola sebagai wilayah rehabilitasi ekosistem mangrove dan juga destinasi ekowisata, sehingga diperlukannya kondisi lingkungan yang baik (Hediyanti & Rianti, 2021). Menurut Kementerian Energi dan Sumber Daya Mineral (ESDM) per tanggal 20 April 2022 Indonesia memiliki 253 PLTU dan pada Kalimantan Barat terdapat sebanyak 13 PLTU yang beroperasi (Sadya, 2022).
2.5. Efek Radionuklida pada Tubuh Manusia
Paparan radiasi terhadap tubuh manusia berdasarkan jalur masuk terdapat 2 jenis yaitu paparan radiasi eksternal dan internal. Paparan radiasi eksternal merupakan paparan yang terjadi pada tubuh dengan adanya jarak antara sumber terhadap individu yang terkena paparan. Paparan radiasi internal merupakan paparan radiasi dari sumber ada di dalam tubuh dan secara langsung akan mengenai individu atau biasa disebut kontaminasi. Paparan radiasi yang terjadi dalam organ tubuh manusia seiring berjalannya waktu, terjadi secara bertahap dan dengan bertambahnya waktu akan terjadi perubahan laju dosis (Sutapa & Ratini, 2015).
Efek terkontaminasi zat radioaktif pada tubuh manusia dapat menerima paparan radiasi.
17 Gambar 5. Proses masuknya zat radioaktif ke dalam tubuh (BAPETEN,2013)
Masuknya radionuklida ke dalam tubuh manusia dibedakan berdasarkan jalur masuk ke dalam tubuh, seperti pernapasan (inhalasi), tertelan (ingesi), dan melalui penyerapan kulit. Pada Gambar 5 ditunjukkan jalur masuknya zat radioaktif terbanyak, yaitu melalui jalur makanan yang bersumber dari tanah. Setelah masuk ke dalam tubuh, zat radioaktif akan mengalami interaksi antara sumber radiasi pengionan dengan jaringan tubuh manusia yang menyebabkan sel-sel mengalami perubahan struktur. Sel yang mengalami perubahan struktur memiliki kemampuan untuk memperbaiki diri, dalam proses tersebut biasanya terjadi gangguan metabolisme dan menyebabkan seluruh pembawa informasi perbaikan sel menjadi rusak. Jika hal tersebut terjadi, maka perubahan struktur gen dapat menyebabkan perubahan karakteristik sel dalam fungsi kesatuan dalam rangkaian suatu jaringan, serta akan merubah fungsi jaringan dan menyebabkan gangguan kesehatan pada tubuh manusia (Akhadi, 2000).
Menurut Komisi Internasional untuk Perlindungan Radiasi (ICRP/
International Commission on Radiological Operational), radiasi pengion di dalam tubuh manusia akan menimbulkan dua jenis efek yaitu efek stokastik dan efek
18 deterministik (Akhadi, 2000). Menurut Prahardi & Widikusumo (2021) salah satu perbedaan dasar kedua efek stokastik dan deterministik berada pada dosis ambang.
Efek stokastik tidak memandang ambang batas, sekecil apapun dosis radiasi yang diterima manusia akan dapat timbul kemungkinan perubahan sistem biologi pada tubuh manusia. Efeknya bukan hanya kematian pada sel saja, tetapi dapat merubah fungsi sel pada tubuh manusia (Akhadi, 2000).
Efek deterministik merupakan suatu efek yang lebih banyak akan tampak secara langsung pada saat orang terkena paparan radiasi pengion, akan tetapi tanda dari efek deterministik ini sangat sulit dibedakan dengan penyakit pada umumnya karena memiliki keluhan yang serupa, seperti demam, lesu, tidak nafsu makan, nyeri perut, dan kulit memerah (Akhadi, 2000).
2.6. Metode Systematic Random Sampling
Metode systematic random sampling merupakan salah satu metode yang digunakan untuk menentukan lokasi sampling tanah di suatu daerah. Metode tersebut yaitu penentuan titik berdasarkan garis koordinat yang membentuk suatu persegi, segitiga, atau herringbone dengan jarak yang memiliki interval yang harus menyesuaikan lokasi sampling penelitian (IAEA., 2004).
Gambar 6. Systematic Random Sampling
Pada Gambar 6 beberapa kisi dibuat dan nantinya setiap kisi yang telah dibuat akan digunakan untuk mengambil titik sampling secara acak untuk mewakili kisi tersebut
19 (Niklah et al., 2019). Systematic random sampling sering digunakan untuk menggambarkan tingkat kontaminasi dan untuk menentukan suatu gradien konsentrasi kontaminan. Metode ini cukup fleksibel karena pengambilan sampel secara acak di suatu area kisi tersebut (IAEA., 2004).
2.7. Spektrometer Gamma
Spektrometer gamma merupakan instrumen yang digunakan untuk menganalisis suatu zat radioaktif yang memancarkan radiasi gamma. setiap radionuklida memiliki energi tertentu dan sifat yang spesifik karena berbeda antara radionuklida satu dan lainnya. Zat radioaktif yang akan diidentifikasi menghasilkan suatu spektrum yang ditimbulkan dari interaksi foton gamma yang dipancarkan oleh zat radioaktif tersebut dengan materi detektor dan selanjutnya akan dianalisis secara kualitatif dan kuantitatif (Luhur et al., 2013).
Analisis kualitatif spektrometer gamma dilakukan untuk mencari jenis radionuklida dalam sampel yang akan dianalisis. Sedangkan analisis kuantitatif dalam spektrometer gamma dapat didasarkan pada nilai cacahan dari spektrum yang dipancarkan dan dihitung aktivitas konsentrasinya. Sistem spektroskopi gamma ini akan mencacah setiap radiasi yang masuk ke dalam detektor (Sari &
Budi, 2017).
Gambar 7. Skema Sistem Spektrometer Gamma (Wahyudi et al., 2009)
20 Spektrometer gamma pada Gambar 7 tersebut, memiliki beberapa rangkaian perangkat yang terdiri dari detektor radiasi gamma, sistem penguat (pre-amplifier dan amplifier), Analog to Digital Converter (ADC), sebuah interface yang biasanya disebut Multi Channel Analyzer (MCA), dan juga seperangkat komputer yang berfungsi sebagai penyimpan software MCA dan perangkat lunak (software Maestro 3.2) untuk mengolah data hasil pencacahan (Luhur et al., 2013).
Spektrometer gamma merupakan suatu metode pengukuran yang memiliki sifat nisbi atau relatif oleh sebab itu harus dilakukan kalibrasi secara cermat dan teliti sebelum digunakan untuk menganalisis sampel. Setiap alat ukur biasanya harus dilakukan kalibrasi agar hasil pengukuran yang didapat akurat dan konsisten, seperti pada alat spektrometer gamma. Kalibrasi spektrometer gamma yang dilakukan pada alat spektrometer gamma ada dua jenis, yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi (Sudiyati, 2005).
Kalibrasi energi merupakan kalibrasi untuk mengetahui hubungan antara nomor salur vs energi gamma dari radionuklida standar yang diukur. Umumnya hubungan antara nomor salur (Channel) sistem spektrometer gamma tersebut digambarkan dalam bentuk kurva linier karena berbanding lurus (linier) dengan energi sinar gamma (keV). Kalibrasi energi dilakukan dengan mengukur standar yang mengandung beberapa sumber radionuklida dari energi rendah hingga energi tinggi. Semakin tinggi sinar gamma akan makin tinggi juga nomor salur yang dihasilkan. Menggunakan kurva hubungan linier tersebut akan dapat diketahui energi dari tiap puncak yang dihasilkan, setelah energi tersebut dibandingkan dengan daftar energi sinar gamma pada tabel radioisotop dan jenis radionuklida yang terdapat dalam sampel (Sudiyati, 2005).
21 Kalibrasi efisiensi merupakan kurva yang menunjukkan hubungan antara energi gamma standar yang dibandingkan dengan efisiensi radionuklida hasil pencacahan detektor HPGe spektrometer gamma (Luhur et al., 2013). Apabila suatu sumber standar yang sudah diketahui aktivitasnya diukur dengan spektrometer gamma maka efisiensi deteksi dapat dihitung (Sudiyati, 2005). Pada kalibrasi spektrometer gamma digunakan beberapa sumber standar radioaktif yang berisi radionuklida seperti Co-60, Ba-133, dan Cs-137 yang masing-masing mempunyai energi gamma Co-60: 1173,228 KeV dan 1332,492 KeV, Ba-133: 356,0129 KeV, dan Cs-137 661,657 KeV. Penggunaan ketiga sumber standar tersebut karena ketiganya memiliki rentang energi dari rendah hingga tinggi, sehingga dapat digunakan untuk perhitungan pada radionuklida yang diidentifikasi (Karo, 2018).
22 BAB III
METODE PENELITIAN 3.1. Waktu dan Tempat Penelitian
Penelitian ini dilaksanakan pada bulan Mei 2022 sampai bulan Januari 2023.
Tempat penelitian terletak di Laboratorium Radioekologi Terrestrial, Pusat Riset Teknologi Keselamatan, Metrologi dan Mutu Nuklir, Organisasi Riset Tenaga Nuklir (PRTKMMN-ORTN), Badan Riset dan Inovasi Nasional (BRIN) yang terletak di jalan Lebak Bulus Raya No.49, Pasar Jumat Jakarta Selatan.
3.2. Alat dan Bahan 3.2.1. Alat
Alat-alat yang digunakan dalam penelitian ini yaitu instrumentasi Spektrometer Gamma GEM F5930 ORTEC dilengkapi dengan detektor HPGe (High Pure Germanium), dan software Maestro serta Microsoft Excel untuk analisis data, Oven memmert UN 750 Plus, timbangan analitik Shimadzu. Alat penunjang lainnya seperti peralatan gelas, baki stainless steel, spatula, beaker Marinelli (volume 1 liter), mortar-stamper, ayakan stainless steel 10 mesh, dan spidol.
3.2.2. Bahan
Bahan-bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah sampel tanah sebanyak 6 (enam) dari lokasi yang berbeda, nitrogen (N2) cair (untuk pendingin detektor Spektrometer Gamma), standar sumber radioaktif (berbentuk padatan) GM-014 berisikan Ba-133, Cs-137, dan Co-60 (untuk kalibrasi energi dan efisiensi). Bahan penunjang berupa kantong plastik, lem araldite, kertas label, tissue, dan lainnya.
23 3.3. Diagram Alir Penelitian
Diagram alir penelitian ditunjukkan pada Gambar 8 berikut ini:
Gambar 8. Skema Penelitian Sampel tanah, data lokasi pengambilan
sampel dilakukan oleh Peneliti BRIN
± 2 kg sampel tanah Dibersihkan dan ditimbang ±1kg
Dihitung data dan dibuat kurva kalibrasi energi & kalibrasi efisiensi Dihaluskan dengan mortar-stamper &
Diayak dengan ayakan 10 mesh Ditimbang dan dimasukkan ke Beaker Marinelli, ditutup dan di sealed dengan
lem araldite Sampel disimpan
selama 30 hari
Diukur menggunakan spektrometer gamma masing-masing selama 17
jam/sampel
Diidentifikasi jenis radionuklida dalam sampel tanah (kurva kalibrasi energi) &
dihitung konsentrasi aktivitas radionuklida (kurva kalirbasi efisiensi)
Penilaian Indeks Bahaya Radiologi Radium ekuivalen (Raeq)
Laju dosis serap gamma (Dγ) Indeks gamma (Iγ)
Dosis efektif tahunan outdoor Indeks bahaya eksternal (Hex) Excess Lifetime Cancer Risk
Kalibrasi energi & Kalibrasi efisiensi Disiapkan sumber standar radioaktif (kode: GM-014, mengandung isotop Ba-
133, Cs-137, C0-60) untuk kalibrasi spektrometer gamma dan marinelli kosong untuk pengukuran cacah latar Dikeringkan di oven (T = 105°C)
hingga berat konstan
24 3.4. Prosedur Penelitian
3.4.1. Sampling Tanah (SOP No.019 003/KN 05 02/KMR 2.1)
Pengambilan sampel dilakukan di Kecamatan Mempawah Hilir-Kalimantan Barat, pada 6 titik lokasi sampling yang memiliki radius 40-60 km dari beberapa Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU) Kalimantan Barat, dan dilakukan oleh peneliti BRIN. Metode sampling yang digunakan, yaitu dengan metode systematic random sampling. Setelah dilakukan penentuan lokasi sampling, dicatat koordinat titik lokasi sampling menggunakan GPS. Pada titik pengambilan sampel yang sudah ditentukan, dilakukan penggalian tanah pada kedalaman 5-20 cm pada luasan 20×20 cm, dan sebanyak 2-5 kg, lalu sampel tanah dimasukan ke dalam wadah yang sudah diberi label. Kondisi cuaca saat sampling cerah dengan suhu rata-rata 28,2°C, kelembaban 83% dan kecepatan angin rata-rata sebesar 2 m/s (BMKG, 2022). Data lokasi sampling ditunjukkan pada Tabel 1 dan Gambar 9.
Tabel 1. Lokasi Pengambilan Sampel Tanah
No Kode Lokasi Koordinat Lokasi (GPS)
North (N) East (E)
1 BKY-01 Desa Kuala Secapah 0.32585 108.95904
2 BKY-02 Desa Pasir 0.38759 108.94928
3 BKY-03 Dusun Suap, Desa Pasir 0.40564 109.00225 4 BKY-04 Dusun Suap Ujung, Desa Pasir 0.44661 109.05047
5 BKY-08 Desa Antibar 0.37085 108.99878
6 BKY-10 Desa Pasir 0.40885 109.02149
25 Gambar 9. Peta Lokasi Pengambilan Sampel di Kecamatan Mempawah Hilir 3.4.2. Preparasi Sampel (SOP No 004.003/KN 05 02/KMR 2 BATAN)
Mula-mula ±2 kg sampel tanah dibersihkan dari kotoran, seperti akar, daun kering, dan kerikil. Selanjutnya ditimbang berat basahnya dan dikeringkan dalam oven pada suhu 105°C selama beberapa hari hingga kering dan beratnya konstan.
Selanjutnya sampel tanah yang sudah kering ditimbang untuk dihitung kadar airnya.
Sampel tanah yang sudah kering dihaluskan menggunakan mortar-stamper, dan diayak dengan ayakan ukuran 10 mesh. Selanjutnya sampel tanah kering dan sudah halus ditimbang ke dalam wadah (Beaker Marinelli) volume 1 liter, diberi label tanggal, kode, nama, dan lainnya. Lalu ditutup rapat (sealed) dengan lem araldite, disimpan dan didiamkan selama ±30 hari (4 minggu) agar sampel mencapai kesetimbangan sekuler anak luruhnya, yaitu kuantitas radionuklida tetap konstan.
3.4.3. Kalibrasi Spektrometer Gamma (SOP 025.003/KN 05 02/KMR 2.1) Pada kalibrasi spektrometer gamma digunakan sumber standar radioaktif GM-014 mengandung isotop Ba-133, Cs-137, C0-60 yang memiliki aktivitas awal (A0) tercantum pada sertifikat. Data sertifikat dari BATAN (2022) dan Laboratoire National Henri Becquerel (LNHB) (Lampiran-1) ditunjukkan pada Tabel 2.
26 Tabel 2. Data Sumber Standar Radioaktif GM-014 sesuai sertifikat (20-01-2022)
Radionuklida Energi (KeV)* Waktu Paruh (t½) (hari) Aktivitas (A0) (Bq)
Ba-133 276,4
3849,3698 49,80
302,85 356,01 383,84
Cs-137 661,66 10975,7625 36,49
Co-60 1173,22
1925,2683 18,40
1332,49
*Laboratoire National Henri Becquerel
A. Kalibrasi Energi
Kalibrasi energi untuk menentukan hubungan antara energi gamma (KeV) dengan nomor salur lalu digunakan untuk analisis kualitatif, yaitu mengetahui jenis radionuklida yang terkandung dalam sampel (Siyami et al., 2021). Sumber standar radioaktif diukur menggunakan spektrometer gamma selama 17 jam. Selanjutnya mendapatkan spektrum lalu diolah menggunakan software maestro mendapatkan data dan diolah menggunakan Ms Excel. Selanjutnya kalibrasi energi mendapatkan kurva yang memiliki jenis Persamaan-1 (Wahyudi, 2022).
Y = a + bX (1)
Keterangan:
Y = Energi Gamma (keV)
a dan b = Bilangan konstanta linier X = nomor salur (channel) B. Kalibrasi Efisiensi
Kalibrasi efisiensi untuk mengetahui nilai perbandingan aktivitas sumber standar dan laju cacah yang dapat diterima oleh detektor secara kuantitatif dengan persamaan garis eksponensial. Sumber standar radioaktif diukur menggunakan spektrometer gamma selama 17 jam. Selanjutnya mendapatkan spektrum lalu diolah menggunakan software maestro mendapatkan data dan diolah menggunakan Ms Excel. Sumber standar radioaktif mengalami peluruhan karena memancarkan
27 radiasi. Proses peluruhan tersebut dapat dihitung aktivitas pada waktu pembuatan dan saat pencacahan menggunakan Persamaan-2 (Wahyudi, 2022).
𝐴𝑡= 𝐴𝑜𝑒−0,693 𝑡/ 𝑇 (2)
Selanjutnya akan digunakan untuk perhitungan aktivitas konsentrasi dan ketidakpastian. Kalibrasi efisiensi dilakukan dengan cara menentukan nilai efisiensi dari spektrometer gamma dengan menggunakan Persamaan-3 (Wahyudi, 2022).
εγ =
𝑁𝑠 𝑡𝑠−𝑁𝑏𝑔
𝑡𝑏𝑔
At∙Pγ (3)
Keterangan:
At = aktivitas sumber standar pada saat pencacahan (Bq) Ao = aktivitas mula-mula (Bq)
t = waktu tunda (hari) T = waktu paruh (hari)
γ : efisiensi pencacahan Ns : cacah standar (cacah) NBG : cacah latar (cacah)
ts : waktu cacah standar (detik) tBG : waktu cacah latar (detik)
pγ : kelimpahan energi gamma (yield)
3.4.4. Pengukuran Cacah Latar dan Minimum Detectable Concentration Pengukuran dilakukan dengan menyiapkan beaker Marinelli 1 L kosong lalu diukur menggunakan spektrometer gamma selama 17 jam (Brahmana, 2017).
Aktivitas latar dapat berasal dari berbagai jenis sumber, seperti radionuklida alam yang ada disekeliling spektrometer gamma, yaitu dinding dan lainnya. Detektor biasanya dilapisi dengan lapisan tipis (foil polietilen, PVC) yang berguna untuk menghindari kontaminasi dikarenakan cacah latar mempengaruhi batas deteksi dan keakuratan pengukuran aktivitas tingkat rendah (BATAN, 2013). Pengukuran cacah latar digunakan untuk perhitungan MDC.
Batas minimum konsentrasi yang dapat terukur oleh Spektrometer Gamma disebut MDC (Minimum Detectable Concentration). Setiap alat memiliki batas
28 deteksi pengukuran, besarnya aktivitas konsentrasi minimum dari instrumentasi spektrometer gamma dalam mengukur radionuklida dipengaruhi oleh cacah latar (background), efisiensi alat pencacah, dan berat sampel. Untuk menghitung MDC pada tingkat kepercayaan 95% dapat menggunakan Persamaan-4 (Wahyudi, 2022).
MDC = 4,66 ∙√
NBG (𝑡𝐵𝐺)2
εγ∙Pγ∙w (4)
Keterangan:
MDC : aktivitas konsentrasi minimum terdeteksi (Bq/kg) NB : laju cacah latar (cps)
tB : waktu cacah latar (detik)
: efisiensi pencacahan
p : kelimpahan energi gamma (yield) w : berat sampel (kg)
3.4.5. Analisis Jenis Radionuklida Alam pada Sampel (Kualitatif)
Sampel yang sudah selesai dipreparasi selanjutnya dilakukan pengukuran radionuklida alam dalam tanah diukur menggunakan spektrometer gamma selama 17 jam/sampel. Selanjutnya mendapatkan spektrum lalu diolah menggunakan software maestro mendapatkan data nomor salur dan diolah menggunakan Ms Excel dengan persamaan kurva kalibrasi energi (Siyami et al., 2021). Selanjutnya jenis radionuklida ditentukan melalui pancaran energi gamma anak luruhnya berdasarkan literatur dari Laboratoire National Henri Becquerel pada Tabel 3.
Tabel 3. Data Puncak Energi Gamma dari Laboratoire National Henri Becquerel Radionuklida Energi Gamma (KeV)
Ra-226 Pb-214 351,93
Bi-214 609,31
Th-232 Ac-228 911,07
Ac-228 968,96
U-238 Pa-234 1001,02
K-40 - 1460,82
29 3.4.6. Analisis Aktivitas Konsentrasi Radionuklida pada Sampel (Kuantitatif) Setelah diketahui sampel memiliki keempat jenis radionuklida yang ingin dianalisis, selanjutnya akan dilakukan perhitungan aktivitas konsentrasi dan ketidakpastian pengukuran dari masing-masing radionuklida. Perhitungan ketidakpastian dikarenakan tidak ada suatu alat atau instrumentasi yang memiliki kebenaran serta kepastian dalam pengukuran secara mutlak. Hal ini disebabkan oleh keterbatasan alat yang dibuat oleh manusia itu sendiri (Ratnawati & Imam, 2015).
Aktivitas konsentrasi radionuklida dan ketidakpastian bergantung pada nilai efisiensi yang didapatkan dari kurva kalibrasi efisiensi yang dapat dihitung menggunakan Persamaan-5 dan Persamaan-6 (Wahyudi, 2022)..
C =
Ns ts−Nbg
tbg
εγ∙Pγ∙Wsp (5) Unct = C × √(σN
Nsp)
2
+ (σε
ε)2+ (σpγ
Pγ)
2
+ (σw
wSP)2 (6) Keterangan:
Ns : cacah standar (cacah) Nbg : cacah latar (cacah)
ts : waktu cacah standar (detik) tbg : waktu cacah latar (detik) εγ : efisiensi energi gamma (%) Pγ : kelimpahan energi gamma (yield) WSp : berat sampel (kg)
σ : ketidakpastian
3.5. Perhitungan Nilai Indeks Bahaya Radiologi
Berdasarkan nilai aktivitas konsentrasi radionuklida alam dari sampel tanah dapat dihitung nilai indeks bahaya radiologi ke manusia akibat paparan radiasi dari radionuklida dalam tanah tersebut.
3.5.1. Radium Ekuivalen (Raeq)
Persamaan-7 digunakan untuk menghitung nilai Raeq (UNSCEAR, 2000).
30 𝑅𝑎𝑒𝑞= 𝐴𝑅𝑎 + 1,43 𝐴𝑇ℎ+ 0,077 𝐴𝐾 (7) Keterangan:
ARa : aktivitas konsentrasi dari Ra-226 (anak luruh U-238 (Bq/kg) ATh : aktivitas konsentrasi dari Th-232 (Bq/kg)
AK : aktivitas konsentrasi dari K-40 (Bq/kg)
Radium ekuivalen merupakan indeks yang mewakili jumlah dari radionuklida Ra- 226, Th-232, dan K-40. Tufail (2012) menyatakan aktivitas konsentrasi Ra-226 sebesar 370 Bq/kg setara dengan aktivitas konsentrasi Th-232 sebesar 259 Bq/kg, dan radionuklida K-40 sebesar 4810 Bq/kg. Berdasarkan nilai tersebut, masing- masing radionuklida akan memberikan dosis efektif 1,5 mGy/tahun. Nilai acuan Raeq yang ditetapkan oleh UNSCEAR, (2000) sebesar 370 Bq/kg.
3.5.2. Laju Dosis Serap Gamma (Dγ)
Persamaan-8 digunakan untuk menghitung nilai Dγ (UNSCEAR, 2000).
𝐷𝛾(𝑛𝐺𝑦
𝑗𝑎𝑚) = 0,462𝐴𝑅𝑎 + 0,604𝐴𝑇ℎ+ 0,0417𝐴𝐾 (8) Keterangan:
ARa : aktivitas konsentrasi dari Ra-226 (Bq/kg) ATh : aktivitas konsentrasi dari Th-232 (Bq/kg) AK : aktivitas konsentrasi dari K-40 (Bq/kg)
Laju dosis gamma yang diserap oleh udara di luar ruangan (Dγ) dengan satuan (nGy/jam) yang diakibatkan oleh sinar gamma terestrial pada jarak 1m di atas permukaan tanah dapat ditentukan menggunakan aktivitas spesifik dari ARa, ATh, dan AK masing-masing dalam satuan (Bq/kg). Nilai acuan laju dosis serap gamma yang ditetapkan oleh UNSCEAR, (2000) sebesar 59 nGy/jam.
3.5.3. Indeks Gamma (Iγ)
Persamaan-9 berikut digunakan untuk menghitung nilai indeks gamma (Iγ) (European Commission, 1999).
31 𝐼𝛾 =𝐴𝑅𝑎
300+𝐴𝑇ℎ
200+ 𝐴𝐾
3000 (9)
Keterangan:
ARa : aktivitas konsentrasi dari Ra-226 (Bq/kg) ATh : aktivitas konsentrasi dari Th-232 (Bq/kg) AK : aktivitas konsentrasi dari K-40 (Bq/kg)
Tingkat dari suatu bahaya radiasi dapat diperkirakan menggunakan perhitungan Indeks gamma (Iγ). Untuk menandakan bahwa sampel tanah masih dalam nilai acuan berdasarkan EC (1999) maka indeks gamma harus bernilai lebih kecil dari 1 (Iγ < 1) yang menandakan bahwa dosis radiasinya sebesar 1 mSv/tahun.
3.5.4. Dosis Efektif Tahunan Outdoor (Annual Effective Dose Outdoor) Persamaan-10 digunakan untuk menghitung (AED.O) (UNSCEAR, 2000).
AED (mSv/tahun) = Dγ (nGy
jam) × 10−6× 8760 jam × 0,20 × (0.7Sv
Gy) (10) Perkiraan perhitungan dari dosis efektif tahunan yang dapat diterima oleh seseorang ditentukan dengan menggunakan faktor konversi (0,7 Sv/Gy) yang akan digunakan untuk mengubah suatu laju serapan menjadi dosis efektif bagi manusia dengan hunian luar ruangan sebesar 20%. Nilai acuan dosis efektif tahunan outdoor yang ditetapkan oleh ICRP tahun 1996 memiliki nilai sebesar 1 mSv/tahun.
3.5.5. Indeks Bahaya Eksternal (Hex)
Persamaan-11 digunakan untuk menghitung nilai Hex (UNSCEAR, 2000).
𝐻𝑒𝑥 = 𝐴𝑅𝑎
370+𝐴𝑇ℎ
259+ 𝐴𝐾
4810 (11)
Salah satu indeks yang dapat dihitung untuk mewakili bahaya radiasi eksternal adalah nilai Hex. Indeks radiasi eksternal tersebut dihitung melalui pengekspresian nilai radium ekuivalen (Raeq), dengan asumsi bahwa suatu nilai maksimum yang dapat diizinkan (sama dengan satu) sesuai dengan batasan dari nilai radium
32 ekuivalen (370 Bq/kg). Semua nilai dari Hex harus memiliki nilai <1 agar nilai bahaya radiasi tidak signifikan.
3.5.6. Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR)
Persamaan-12 digunakan untuk menghitung nilai ELCR (ICRP, 1993).
𝐸𝐿𝐶𝑅 = 𝐴𝐸𝐷 × 𝐷𝐿 × 𝑅𝐹 (12)
Keterangan:
AED (Annual Effective Dose) : Dosis Efektif Tahunan Sampel (mSv/tahun) DL (Duration of Life) : Rata-rata durasi umur (y)
RF (Risk Factor) : Faktor resiko kanker (per Sievert)
Nilai ELCR atau risiko kanker seumur hidup ini bergantung pada nilai dosis efektif tahunan (AED) karena paparan eksternal yang telah diperkirakan. Nilai acuan yang direkomendasikan dari ICRP yaitu sebesar 0,29×10-3.Nilai AED yang dihasilkan oleh perhitungan dari sampel. Nilai faktor risiko sebesar 0,05, dan untuk DL (Duration of Life) adalah rata-rata umur manusia dunia berada di angka 70 tahun. Menurut Badan Pusat Statistik tahun 2022 untuk wilayah Mempawah Hilir, Kalimantan Barat memiliki usia harapan hidup sebesar 71,04 tahun (Badan Pusat Statistik Indonesia, 2022)
33 BAB IV
HASIL DAN PEMBAHASAN 4.1. Data Kalibrasi Energi Spektrometer Gamma
Kalibrasi energi untuk mengetahui hubungan antara energi gamma (KeV) dengan nomor salur (channel). Data pengukuran sumber standar radioaktif GM-014 ditunjukkan pada Tabel 4.
Tabel 4. Data Kalibrasi Energi Sumber Standar Radioaktif GM-014
Radionuklida Energi Gamma (KeV) Nomor Salur (Channel)
Ba-133 276,40 590
302,85 640
356,02 741
383,85 794
Cs-137 661,66 1323
Co-60 1173,24 2297
1332,50 2600
Pada Tabel 4 hasil pengukuran kalibrasi energi memperoleh nilai nomor salur (Channel) yang akan digunakan untuk membuat kurva kalibrasi energi. Kurva kalibrasi energi ditunjukkan pada Gambar 10.
Gambar 10. Kurva Kalibrasi Energi
Berdasarkan Gambar 10 hasil kalibrasi energi berupa kurva dengan persamaan garis lurus, yaitu y=0,5253x-33,349, dan koefisien regresi R2 = 1. Nilai koefisien regresi mendekati atau sama dengan 1, nilai linieritas tersebut sudah memenuhi yang dipersyaratkan oleh Eurachem sehingga kalibrasi yang dilakukan
y = 0,5253x - 33,349 R² = 1
0 500 1000 1500
0 500 1000 1500 2000 2500 3000
Energi Gamma (KeV)
Nomor Salur (Channel)
