BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

2.1.

Gunung Sinabung

Gunung Sinabung merupakan salah satu gunung berpi yang berada di Dataran Tinggi, Kabupaten Karo, Sumatera Utara, Indonesia. Koordinat puncak gunung Sinabung ini adalah 03° 10’ LU dan 98° 23’ BT dengan puncak tertinggi dari gunung ini adalah 2.460 meter dari permukaan laut (dpl) yang dimana menjadi puncak tertinggi di Sumatera Utara. Menurut catatan Pusat Vulkanologi dan Mitigasi Bencana Geologi (PVMBG) dengan catatan letusan, gunung Sinabung ini meletus pada tahun 1600 dengan aktifitas vulkanik berupa muntahan batuan piroklastik serta aliran lahar yang mengalir ke arah Selatan. Kemudian pada tahun 1912, gunung Sinabung kembali menunjukkan aktifitasnya dengan mengeluarkan solfatara yang terlihat di puncak dan lereng atas. Setelah hampir dari 100 tahun, gunung Sinabung yang berjenis strato ini kembali meletus pada tahun 2010 dimana terjadi beberapa kali letusan yang di antaranya berupa letusan freatik juga lontaran debu vulkanik hingga 5000 meter ke udara. Letusan ini terjadi pada kurun waktu 7 April - 27 Agustus 2010 kemudian kembali menunjukkan aktivitas vulkanik pada tanggal 19 Oktober 2013 dan masih terjadi erupsi yang berkepanjangan hingga pada saat ini 2.2.

Debu Vulkanik

Debu vulkanik terdiri dari partikel-partikel batuan vulkanik terfragmentasi. Debu vulkanik ini terbentuk selama letusan gunung berapi dari suatu longsoran batuan panas yang mengalir menuruni sisi gunung berapi atau cairan lava panas yang dikeluarkan oleh gunung berapi tersebut (Nandi,2006)

Universitas Sumatera Utara

Setiap semburan abu vulkanik mengandung senyawa kimia yang mengancam kesehatan manusia. Senyawa tersebut diantaranya Silika dioksida (SiO2) 54,56 %, Aluminium oksida (Al2O3) 18,37 %, Ferri oksida (Fe2O3) 18,59 %, dan Kalium oksida (CaO) 8,33 %. Selain itu, gunung berapi umumnya juga menyemburkan uap air (H2O), Karbon dioksida (CO2), Sulfur dioksida (SO2), Asam klorida (HCl), dan Asam fluorida (HF) ke atmosfer. Ada juga unsur lain seperti seng, kadmium, dan timah tapi dalam konsentrasi yang rendah (Bolly,2010) 2.3.

Lahar Dingin

Lahar adalah suatu aliran yang terdiri dari material vulkanik yang biasanya berupa campuran batu, pasir dan kerikil akibat adanya aliran air yang terjadi di lereng gunung api. Secara umum berdasarkan proses terjadinya lahar dapat dibedakan menjadi dua yaitu lahar letusan (lahar primer) dan lahar hujan (lahar sekunder). Lahar letusan terjadi ketika adanya letusan eksplosif pada gunung berapi yang mempunyai danau kawah yang luas. Lahar hujan terjadi akibat hujan yang terusmenerus dalam jangka waktu tertentu di tas material vulkanik di sekitar lereng gunung berapi dan akan mengakibatkan material menjadi jenuh dan akan menjadi longsor (Noor,2006) Lahar dingin merupakan lava dingin yang berada di puncak gunung kemudian turun ke arah lereng yang disebabkan oleh adanya hujan yang lebat di puncak gunung. Lahar dingin disebut juga dengan lahar hujan yaitu material vulkanis yang telah terguyur air hujan, baik yang bersuhu tinggi maupun bersuhu normal. Ketika terjadi erupsi, banyak material vulkanis yang tidak ikut tergelincir dan turun ke bawah, tetapi menumpuk di daerah dekat puncak gunung merapi. Apabila terjadi hujan lebat di daerah puncak, maka bisa menimbulkan ancaman sekunder bagi daerah di sekitar lereng gunung merapi terutama daerah bantaran sungai yaitu ancaman banjir lahar dingin (Miswata, 2008)


2.4. Dampak negatif dan dampak positif aktifitas gunung merapi Berbagai aktifitas gunung berapi tentu saja memberikan dampak positif maupun negatif pada penduduk di sekitar gunung berapi. Dampak negatif ada yang secara langsung dapat dirasakan oleh penduduk sekitar gunung berapi, misalnya pada saat gunung meletus mengeluarkan awan panas dan lahar yang mengalir dengan kecepatan beberapa kilometer dengan membawa panas/energi yang cukup besar. Dampak negatif yang tidak langsung dirasakan adalah apabila terjadi peristiwa letusan yang menyebabkan material-material vulkanik maupun radioaktivitas dikeluarkan oleh gunung berapi tersebut. Selain itu dampak negatif yang bisa terjadi apabila pada saat gunung meletus bahaya yang berupa letusan yang disertai hamburan abu, bom, batu apung, prioklastika, aliran lumpur dan lava. Menurut Suryani (2014) yang dikutip dari The International Volcanic Health Hazard Network (IVHHN) debu yang terdapat pada peristwa meletusnya gunung merapi merupakan salah satu dampak pencemaran partikel yang disebabkan karena peristiwa alamiah (faktor internal) yang menyebabkan masalah pada kesehatan seperti iritasi pada paru-paru, kulit dan mata. Selain itu juga dapat menyebabkan kondisi lingkungan menjadi buruk. Dampak positif dari keberadaan gunung api antara lain sebagai berikut : a)

Sumber mineral, yang merupakan daerah mineralisasi dan potensi air tanah merupakan aspek-aspek positif yang dapat dimanfaatkan dari adaanya aktivitas gunung api

b)

Daerah tangkapan hujan

c)

Daerah pertanian yang subur, kesuburan tanah di daerah tersebut dimana diperoleh dari produk gunung api yang telah mengalami pelapukan

d)

Daerah objek wisata, keindahan dan panorama dari gunung api dengan kepundan yang aktif dengan lembah-lembah yang curam, fumarol serta danau kepundan yang menarik bagi wisatawan nusantara maupun manca negara

e)

Sumber energi, tenaga panas bumi yang dihasilkan dari aktivitas gunung api dapat diubah menjadi pembangkit tenaga listrik


2.5

Radionuklida

Radionuklida adalah isotop suatu unsur yang tidak stabil, untuk menjadi isotop unsur lain dengan melepaskan kelebihan energinya dalam bentuk radiasi nuklir. Radionuklida itu akan mengalami peluruhan sambil memancarkan radiasi berupa partikel alfa, beta, dan sinar gama. Radionuklida alam penyumbang terbesar terhadap besarnya paparan gamma

ke

manusia

adalah

anak

luruh

U-238,

Th-232,

dan

K-40

(UNSCEAR,2000) Sehubungan dengan asal radionuklida, radionuklida alam dibagi menjadi dua yaitu primer (primordial) dan kelompok sekunder. Kelompok pertama yaitu kelompok radionuklida primer meliputi unsur radionuklida yang sudah terbentuk semenjak terbentuknya bumi. Ini dapat dilihat dari nuklida yang stabil (sebagai contoh :

206,207, 208 60 87 209 28 Ni, 38 Sr, 82 Pb, 83 Bi),

atau nuklida yang merupakan hasil dari

40 transmutasi nuklida primer tidak stabil (sebagai contoh : 42He, 40 18 Ar, 20 Ca).

Radionuklida sekunder merupakan nuklida tidak stabil dimana memiliki

waktu paruh transmutasi yang pendek, tidak melebihi 107-108 tahun. Nuklida ini juga menghasilkan waktu paruh di alam sebagai nuklida hasil transmutasi dari radionuklida primer, sebagai contoh tahun),

234 91𝑃𝑃𝑃𝑃

234 92U

(T = 2.5 × 105 tahun),

226 88 Ra (T

= 1620

(T = 6.7 jam) seri uranium-radium atau sebagai hasil dari reaksi

nuklir, sebagai contoh

236 92U

12.3 tahun). (Navrátil,1992)

(T = 2.3 × 107 tahun),

14 6C

(T = 5730 tahun), 31H (T =

Secara kuantitas, yang paling banyak keberadaannya adalah kalium-40, nuklida deret uranium, nuklida deret thorium, dan semuanya ini disebut radionuklida primordial. Selain itu, ada radionuklida alam yang lain yang jumlahnya relatif kecil, yaitu berbagai radionuklida seperti nuklida kosmogenik (nuklida hasil interaksi dari radiasi kosmik), yang terjadi karena interaksi antara radiasi kosmik dengan udara, dan nuklida produk peluruhan spontan nuklida dapat belah.


Radionuklida yang terdapat di dalam lingkungan berasal dari dua sumber yakni sumber alami dan sumber buatan. Keberadaan radionuklida yang terdapat di alam dapat masuk ke tubuh manusia melalui jalur rantai pangan (ingestion), pernafasan (inhalation), dan kontaminasi pada permukaan kulit. Radionuklida ini dapat terakumulasi pada organ tubuh tetentu dan akan menyebabkan gangguan pada sel dan gangguan pada jaringan tubuh (P2PLR BATAN,2000) Pemasukan ke tubuh manusia melalui lintas makanan danpernafasan. Di dalam tulanguranium terdistribusikan secara merata, dengan kadaryang lebih tinggi pada permukaan tulang. Waktu paruh uranium di alam mencapai4,51 x 109tahun

sehingga

masih

tersisa

hingga

sekarang

sejak

terbentuknya

bumi.(Wiryosimin, 1995; Udiyani, 2007). 2.5.1. Uranium Uranium adalah salah satu unsur diantara unsur-unsur yang sangat melimpah dan terdapat di kulit bumi. Uranium dalam konsentrasi kecil dapat ditemukan di mana saja di dalam tanah dan bebatuan, di sungai, dan di pantai. Beberapa uranium juga dapat ditemukan dalam makanan dan jaringan tubuh manusia. Konsentrasi dari uranium secara kuantitas sangat bervariasi berdasarkan lokasi ditemukannya. Sebagai contoh uranium tercampur/terdapat dalam batuan granit yang terdapat sekitar 60% dalam kerak bumi, ada sekitar 4 ppm. Dalam kerak bumi unsur uranium dapat menumpuk dalam suatu deposit yang terjadi sebagai akibat berbagai proses alam/geologi. Deposit uranium ditambang untuk memperoleh bijih uranium, kemudian bijih uranium diolah untuk memperoleh uranium yang dikenal sebagai Yellow Cake. (Sagala,2003) Uranium alam adalah campuran dari U-238 (~99,3%), U-235 (~0,7%) dan U-234 (~0,0006%). Semua uranium ini dalam bentuk radioaktif. U-238 adalah permulaan deret uranium dan U-235 adalah awal deret actinium. Isotop uranium memiliki waktu paro yang sangat panjang yaitu 4,5 × 109 tahun untuk U-238 (IAEA,1989) Unsur radiaoktif isotop uranium-238 ( 238 92𝑈𝑈) meluruh secara berantai ke

isotop stabil timah ( 206 82 𝑃𝑃𝑃𝑃) melalui unsur isotop-isotop unsur radioaktif berikut.


Pernyataan reaksi inti atom peluruhan ini : 238 92𝑈𝑈

4 → 234 90𝑇𝑇ℎ +α ( 2𝐻𝐻𝐻𝐻 )

Isotop thorium-234 yang terbentuk juga bersifat radioaktif dengan memancarkan sinar beta. Rantai peluruhan radioaktif dengan unsur induk isotop 238 92𝑈𝑈

disebut dengan deret Uranium. Mengingat sinar alfa, yang adalah inti atom helium, bernomor massa 4,

maka disimpulkan bahwa selain deret uranium, terdapat pula 3 deret radioaktif lain. Yang pertama, unsur induknya bernomor masaa 237, yang kedua 236, dan yang ketiga 235. Untuk yang kedua, karena isotop bernomor massa 236 tak terdapat di alam, unsur induk yang berkaitan adalah (236-4) = 232. Unsur-unsur dengan nomor massa rendah lain adalah unsur anak dari salah satu deret keempat deret radiaoktif lain. Sebagai contoh, unsur dengan nomor massa 234 adalah unsur anak dalam deret uranium (Wospakrik,2005) 2.5.2. Thorium Thorium (Th), unsur kimia radioaktif dari seri aktinoid dari tabel periodik, nomor atom 90; Thorium adalah bahan bakar reaktor nuklir yang berguna. Thorium ditemukan (1828) oleh kimiawan Swedia Jöns Jacob Berzelius. Thorium berwarna putih keperakan tapi ternyata abu-abu atau hitam pada paparan udara. Kelimpahan Thorium sekitar setengah dari kelimpahan timah dan tiga kali lebih banyak daripada uranium di kerak bumi. Thorium secara komersial diproduksi dari monasit mineral dan terjadi juga dalam mineral lain seperti thorite dan thorianite. Logam thorium telah diproduksi dalam jumlah komersial dengan reduksi tetrafluorida (ThF4) dan dioksida (ThO2) dan dengan elektrolisis dari tetraklorida (ThCl4). Nama unsur Thorium berasal dari nama dewa Norse Thor.


Logam Thorium dapat diekstrusi, digulung, ditempa, swaged, dan diputar, tapi memiliki kekuatan tarik yang rendah. Dan sifat fisik lainnya seperti titik leleh dan titik didih sangat dipengaruhi oleh sejumlah kecil kotoran tertentu, seperti karbon dioksida dan thorium. Thorium ditambahkan ke magnesium dan paduan magnesium untuk meningkatkan kekuatan suhu tinggi mereka. Thorium telah digunakan dalam sel fotolistrik komersial untuk mengukur sinar ultraviolet panjang gelombang berkisar 2000-3750 angstrom. Ditambahkan ke kaca, thorium menghasilkan gelas dengan indeks bias tinggi, berguna untuk aplikasi optik khusus. Thorium dulunya diminati sebagai komponen mantel untuk lampu gas dan minyak tanah dan telah digunakan dalam pembuatan filamen tungsten untuk bola lampu dan tabung vakum.

2.5.2.1. Isotop Thorium Radioaktivitas thorium ditemukan secara independen (1898) oleh kimiawan Jerman Gerhard Carl Schmidt dan oleh fisikawan Perancis Marie Curie. Thorium alam adalah campuran isotop radioaktif, terutama yang paruh hidupnya sangat panjang thorium-232 (paruh 1,40 × 1010tahun), induk dari seri peluruhan radioaktif thorium. Isotop lainnya terjadi secara alami dalam uranium dan seri peluruhan actinium, dan thorium hadir di semua bijih uranium. Thorium-232 berguna dalam reaktor peternak karena dapat menangkap pergerakan lambat dari neutron yang meluruh menjadi fisi uranium-233. Isotop sintetik telah disusun; thorium-229 (paruh 7880-tahun), terbentuk dalam rantai peluruhan yang berasal dari neptunium unsur aktinoid sintetis, berfungsi sebagai pelacak untuk thorium biasa (Hyde,1960)

2.6 Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

Analisis Aktivasi Neutron (AAN) merupakan suatu analisis unsur yang bersifat multiunsur, selektif dan memiiki tingkat sensitivitas, akurasi dan presisi yang baik dan mampu menganalisis multi unsur kelumit (40-52 unsur) dalam satu kali pengukuran.


AAN ini dapat digunakan untuk menganalisis cuplikan dari berbagai bidang seperti cuplikan lingkungan, kesehatan, biologi, geologi dan sebagainya dan juga sudah diaplikasikan dalam beberapa bidang seperti bidang lingkungan, kesehatan dan industri (Susetyo,1988)

2.6.1. Prinsip Dasar Metode AAN

Prinsip dasar dari aktivasi neutron adalah timbulnya radioaktivitas imbas dari suatu sampel setelah ditembaki dengan neutron dalam selang waktu tertentu (waktu irradiasi). Selama mengalami penembakan neutron, sampel akan mengalami aktivitas peningkatan nomor masaa inti atom, hal ini berarti sampel sudah bersifat radioaktif. Aktivitas ini tidak berlangsung secara terus-menerus, tetapi pada suatu saat akan terjadi aktivitas jenuh (saturation activity). Pada kondisi ini tidak akan terjadi peningkatan nomor massa inti unsur sampel meskipun penembakan terus berlangsung. Lamanya waktu jenuh biasanya dinyatakan sebesar T1/2 ( waktu paruh ). Setelah paparan radiasi neutron dianggap cukup, sampel dikeluarkan dari sumber neutron. Sampel terssebut sekarang mengandung unsur-unsur yang memancarkan sinar-sinar radioaktif. Sinar-γ yang dipancarkan oleh berbagai unsur di dalam sampel selanjutnya dianalisis dengan menggunakan spektrometer-γ dimana setiap unsur yang terdapat di dalam sampel akan memancarkan sinar-γ dengan karakteristik tersendiri. Metode AAN ini didasarkan pada reaksi inti berupa reaksi penangkapan neutron yang dituliskan (n.y) ditunjukkan pada Gambar 1, atau dapat ditulis sebagai berikut : X + n → A-1X + γ

A

keterangan X

:

= nuklida A

= nomor massa

n

= neutron

y

= radiasi gamma


2.6.2. Neutron a)

Pengertian Neutron

Neutron merupakan suatu partkel yang tidak bermuatan yang timbul dari rekasi inti penghasil neutron. Neutron memiliki massa 1,008665 sma yang setara dengan 943,5 MeV dan merupakan partikel radioaktif. Di luar inti atom atau neutron bebas, neutron berada dalam keadaan yang tidak stabil sehingga meluruh menjadi proton dengan memancarkan elektron serta memiliki waktu paruh (half time) sekitar 11,7 menit sesuai dengan reaksi : 1

0n

→ 1P1 + -1e0 + v (Erdtman,1976)

b)

Sumber neutron

Ada beberapa metode yang digunakan untuk memproduksi neutron diantaranya : 1.

Neutron dari reaktor inti Bahan bakar reaktir inti adalah uranium. Di dalam uranium terdapat dua isotop utama yaitu 235U dan 238U. Di dalam reaksi fisi 235U oleh neutron thermal ratarata akan menghasilkan 2,5 neutron cepat. Di dalam sistem reaktor, neutron ini akan mengalami beberapa interaksi dengan atom-atom sehingga neutron mempunyai energi yang bervariasi dari energi neutron thermal hingga 18 MeV.

2.

Neutron dari akselerator Neutron monoenergitik diperoleh dengan cara penembakan target tertentu dengan partikel bermuatan yang dipercepat. Akselerator merupakan suatu alat pemercepat partikel yang dapat menghasilkan partikel dengan energi tinggi. Partikel-partikel yang dipercepat adalah partikel bermuatan listrik diantaranya elektron,proton, dan ion.

3.

Sumber neutron isotropik Merupakan sumber neutron yang berisi isotop radioaktif dan bahan sasaran. Radiasi yang dipancarkan oleh radioisotop tersebut berinteraksi dengan bahan sasaran dan akan menghasilkan neutron (Susetyo,1988)


2.6.3. Interaksi Neutron dengan Materi

Jenis interaksi yang terjadi antar neutron dengan inti atom materi ditentukan oleh energi neutron yang datang. Perbedaan yang diiliki oleh neutron dengan partikel subatomik menyatakan timbulnya bermacam-macam bentuk interaksi antara neutron dengan materi. Bentuk-bentuk interaksi antara neutron dengan materi antara lain : 1.

Hamburan neutron Peristiwa hamburan neutron terjadi ketika neutron memasuki inti dan sebelum terjadinya peristiwa yang lain neutron dilepas dari inti sasaran.

2.

Tangkapan atau serapan neutron Jika neutron dengan energi tertentu meamsuki daerah inti sasaran dan berinteraksi secara langsung dengan inti tersebut, maka energi yang dimiliki akan terdistribusi ke seluruh permukaan nukleon, sehingga akan terbentuk inti majemuk yang tereksitasi. Jika energi yang diterima oleh nukleon lebih besar dari energi eksitasinya maka nukleon dalam inti akan dipancarkan keluar dengan menggunakan energi sisa eksitasi yang dimilikinya (Susetyo,1988)

2.6.4. Reaksi Aktivasi Neutron

Apabila suatu bahan yang mengandung beberapa macam unsur diiradiasi (aktivasi) dengan suatu neutron, maka akan terjadi penangkapan neutron oleh inti unsur-unsur tersebut. Reaksi tersebut dapat dinyatakan dengan persamaan umum A (n,γ) B. Pancaran sinar gamma tiap-tiap unsur mempunyai sifat-sifat dan karakteristik dalam hal tenaganya (Eγ). Dari karakteristik tersebut dapat dilakukan analisis kualitatif dan analisis kuantitatif. Analisis kualitatif dilakukan berdasarkan pengukuran unsur hasil dari puncak-puncak tenaga sinar gamma sehingga dapat ditentukan jenis unsur yang kita inginkan. Untuk analisis kuantitaif dapat dilakukan dengan pengukuran intensitas sinar gamma dengan menggunakan perangkat spektrometri gamma, misalnya detektor HPGe (Susetyo,1988)


2.6.5. Analisis Kualitatif Analisis kualitatif adalah analisis yang digunakan untuk mengetahui unsur-unsur yang terkandung dalam cuplikan dari jenis reaksi inti yang terjadi. Hal ini dapat dilakukan karena untuk setiap isotop hasil reaksi inti akan memancarkan radiasi gamma karakteristik yang berbeda-beda (Sunardi,2007). Langkah-langkah yang dilakukan analisis kualitatif ini dapat dituliskan sebagai berikut : 1.

Menentukan energi-γ tiap puncak spektrum tenaga-γ yang terdeteksi

2.

Menyesuaikan energi-γ dari puncak spektrum dengan energi berbagai isotop yang tercantum dalam tabel energi isotop atau Tabel Aktivasi Neutron (Neutron Activation Table) sehingga dapat diketahui isotop apa saja yang terdapat dalam tiap cuplikan (Susetyo,1988)

2.6.6. Analisis Kuantitatif Analisis kuantitatif didasarkan pada jumlah cacah foton γ dari radionuklida yang berbanding lurus dengan konsentarsi unsur yang terdapat di dalam sampel. Untuk menghitung kadar cuplikan maka digunakan metode absolut atau metode komparatif atau metode relatif (Susetyo,1988) 2.6.6.1.

Analisis

Kuantitatif

Dengan

Menggunakan

Software

MCA

(Genie 2000) Analisis kuantitatif ini dilakukan dengan menggunakan Software. Software ini berfungsi sebagai alat penganalisis spektrum sinar gamma untuk sampel dan SRM yang digunakan Metode analisis yang menggunakan software MCA (Genie 2000) yaitu metode relatif atau sering juga disebut dengan mtode komparatif.Metode relatif ini memerlukan standar yang mengandung unsur yang akan ditentukan dan jumlahnya telah diketahui secara pasti. Cuplikan standar tersebut dipersiapkan tepat seperti cuplikan yang akan dianalisis dan diiradiasi secara bersama-sama, sehingga akan mengalami paparan neutron yang sama besarnya.


Kemudian diperoleh spektrum sinar gamma untuk cuplikan standar dan cuplikan yang dianalisis. Dengan membandingkan laju cacah cuplikan standar, maka dapat dihitung kadar unsur dalam cuplikan (Susetyo,1988) Jumlah unsur dalam cuplikan dapat ditentukan dengan menggunakan persamaan :

Wa = (cps) a

(cps ) st

.Wst

(1)

Dimana Wa

= kadar unsur yang dicari dalam cuplikan yang dianalisis (mg/kg) / ppm

Wst

= kadar unsur standar yang digunakan

cpsa

= laju cacah radionuklida dalam cuplikan

cpsst

= laju cacah radionuklida (Suseyto,1988)

2.6.6.2 Analisis Aktivasi Neutron dengan Menggunakan Software k0-IAEA Analisis aktivasi neutron yang menggunakan metode relatif/komparartif yang memiliki beberapa keterbatasan seperti permasalahan matriks, fluks neutron, biaya, waktu dan terlebih lagi unsur yang ada di dalam sampel tidak dapat dianalisis secara kuantitatif apabila standar dalam unsur tersebut tidak tersedia. Pada tahun 1975 Simonts memperkenalkan AAN dengan metode k0-AAN. Metode k0 mulai dikembangkan oleh Institute of Nuclear Science, Gent, Belgium oleh Frans De Corte pada tahun 1987. Kuantifikasi unsur-unsur yang terdapat dalam cuplikan pada metode k0 dihitung berdasarkan formulasi dari Frans De Corte yang tidak bergantung pada ketersedian unsur standar. Metode ini sekarang banyak digunakan dalam kimia nuklir.


Metode k0-AAN ini digunakan dalam analisis kuantitatif unsur-unsur yang didasarkan pada persamaan (2) sebagai berikut :

𝜌𝜌𝑎𝑎 =

��𝑁𝑁𝑝𝑝 ⁄𝑡𝑡 𝑚𝑚 �(𝑆𝑆.𝐷𝐷.𝐶𝐶.𝑊𝑊)� 𝐴𝐴𝑠𝑠𝑠𝑠 .𝑚𝑚

𝑎𝑎

(1⁄𝑘𝑘0 )

�𝐺𝐺𝑡𝑡ℎ .𝑚𝑚 . 𝑓𝑓+ 𝐺𝐺𝑒𝑒,𝑚𝑚 𝑄𝑄𝑜𝑜,𝑚𝑚 (𝛼𝛼 )� �𝐺𝐺𝑡𝑡ℎ .𝑎𝑎 . 𝑓𝑓+𝐺𝐺𝑒𝑒,𝑎𝑎 . 𝑄𝑄𝑜𝑜 𝑎𝑎 (𝛼𝛼)�

. 106(2)

Dimana : ρa

= konsentrasi unsur analit (mg/kg atau μg/g)

Np

= jumlah cacah yang dikumpulkan pada puncak energi-penuh, setelah setelah dikoreksi terhadap pulsa yang hilang (antara lain : waktu mati detektor dan efek koinsidensi)

S

= faktor kejenuhan yang dinyatakan sebagai S = 1 - 𝑒𝑒 −𝜆𝜆.𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡 , λ = tetapan

peluruhan, λ= (ln 2)/T, dengan T = umur paroh radionuklida, tirr = waktu iradiasi (detik)

D C

= faktor peluruhan = 𝑒𝑒 −𝜆𝜆.𝑡𝑡𝑑𝑑 , 𝑡𝑡𝑑𝑑 = waktu peluruhan

= faktor peluruhan = �1 − 𝑒𝑒 −𝜆𝜆.𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡𝑡 � / λ.𝑡𝑡𝑚𝑚 , 𝑡𝑡𝑚𝑚 = waktu pengukuran (detik)

W

= massa unsur yang diiradiasi (kg atau g)

ɛ𝑝𝑝

= efisiensi deteksi dari puncak energi utuh termasuk koreksi untuk

𝐴𝐴𝑠𝑠𝑠𝑠

= laju cacah spesifik, 𝐺𝐺𝑡𝑡ℎ = faktor koreksi serapan-diri untuk neutron

Ge

= faktor koreksi serapan-diri untuk neutron epitermal

α

= parameter untuk distribusi fluks neutron

attenuasi γ

termal

φe’~1/E1+α , f = rasio fluks termal terhadap epitermal Q0(α) = perbandingan antar integral resonansi terhadap penampang lintang neutron termal a,m

= analit dan monitor pemantau fluks


Faktor k0 hanya melibatkan parameter inti yang dimana dapat dinyatakan dengan persamaan (3) sebagai berikut :

Dimana :

[𝑀𝑀 𝜃𝜃𝑎𝑎 𝛾𝛾𝑎𝑎 𝛼𝛼 𝑎𝑎 ] 𝑎𝑎 𝜃𝜃 𝑚𝑚 𝛾𝛾𝑚𝑚 𝛼𝛼 𝑚𝑚 ]

𝑘𝑘0 = [𝑀𝑀 𝑚𝑚

(3)

M

= nomor massa radioisotop

γ

= fraksi energi gamma yang dipancarkan oleh suatu radioisotop

θ

= kelimpahan isotop di alam

σ

= penampang lintang serapan neutron termal pada reaksi (n,γ) Parameter-parameter inti pada persamaan tersebut memliki harga yang

telah terdefinisi dengan baik dan telah tersedia dalam software ko-AAN, sehingga dengan mengukur jumlah cacah sampel maka konsentrasi unsur dalam sampel dapat dihitung dengan langsung dengan menggunkan software ko-AAN (Corte, et al 1994)

2.7

Penaksiran (Assesment) Nilai Ketidakpastian Perhitungan Pada Hasil Analisis

Setiap nilai yang diperoleh dari suatu pengukuran kuantitatif hanya merupakan suatu perkiraan terhadap nilai benar (true value) dari sifat yang diukur. Tanpa pernyataan kuantitatif kesalahan, suatu pengukuran kurang mempunyai arti. Faktor-faktor yang berkontribusi terhadap penyimpangan (deviasi) yang disebabkan oleh ketidaksempurnan alat ukur, alat uji, analisis, metode dan operator yang tidak terlaltih, sehingga diperlukan indikator mutu yang dapat diterapkan secara universal, konsisten, dapat diukur serta ,mempunyai arti yang jelas. Penakisiran nilai ketidakpastian pengujian perlu dilakukan oleh setiap laboratorium pengujian. Dimana hal ini berkaitan dengan metode, peralatan, kemampuan sumber daya manusia yang tersedia, adalah titik sama untuk setiap laboratorium.


Pada analisis bahan dengan menggunakan metode analisis aktivasi neutron komparatif, sumber-sumber ketidakpastian pengukuran berasal dari setiap langkah yang dikerjakan, seperti preparasi sampel dan bahan standar pembanding, proses iradiasi dan pencacahan data.

2.8

Sinar-γ

Interaksi Sinar-γ dengan Materi merupakan

radiasi

gelombang

elektromagnetik

dengan

panjang

gelombang 10-10 - 10-13 m. Sinar ini bertenaga lebih tinggi dari foton dan tenaga sinar-x serta berdaya tembus yang tinggi yang dihasilkan oleh suatu peluruhan radioaktif. Sinar-γ yang dihasilkan dari proses peluruhan tersebut selanjutnya akan berinteraksi dengan detektor. Pada proses tumbukan antara partikel dengan atom dalam materi, maka akan terjadi perpindahan alfa dan beta. Ketika terjadi perpindahan gamma maka terjadi proses ionisasi. Interaksi foton sinar gamma dengan bahan ada 3 proses yaitu efek fotolistrik, efek compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan menghasilkan elektron yang mengionkan atau membuat atom dalam keadaan tereksitasi

2.8.1. Efek Fotolistrik

Efek fotolistrik sebagian besar terjadi pada interaksi foton dengan tenaga yang lebih kecil dari pada 1 MeV. Efek fotolistrik ini terjadi karena adanya tumbukan foton dengan elektron yang terletak pada kulit bagian K dan L di dalam suatu atom dimana semua tenaaga foton akan diserap elektron dan sebagian tenaga lagi akan digunakan untuk melepaskam elektron dari ikatan inti atom (Susetyo,1988)


2.8.2. Efek Compton Efek compton terjadi antar foton-γ dengah sebuah elektron bebas yaitu elektron yang berada pada kulit terluar suatu atom. Di dalam proses ini foton-γ hanya akan menyerahkan sebagian tenaganya kepada elektron dan kemuadian akan terhambur dengan sudut hambur tertentu terhadap lintasan foton-γ semula kemudian akan terjadi proses ionisasi karena elektron yang ditumbuk foton terlepas dari sistem atom (Susetyo, 1988)

2.8.3. Produksi Pasangan

Dalam proses produksi pasangan ini dimana akan terjadi proses foton akan berinteraksi dengan inti dan akan menyerahkan semua tenaganya dan akan membentuk dua partikel elektron dan positron. Proses pembentukan pasangan terjadi di dekat inti atom, dengan tenaga foton yang lebih besar dari 1,02 MeV. Dari ketiga proses tersebut akan menghasilkan spektrum-γ, dimana masing-masing inti memliki tenaga gamma yang berbeda sehingga spektrum-γ dari sampel dapat digunakan untuk analisis kuantitatif (Susetyo,1988)

2.9

Spektrometer Gamma (γ)

Spektrometri-γ dapat didefinisikan sebagai suatu cara pengukuran dan identifikasi zat-zat radioaktif dengan jalan mengamati spektrum karakteristik yang ditimbulkan oleh interaksi foton gamma yang dipancarkan oleh zat-zat radioaktif dengan materi detektor. Spektrometer–γ merupakan suatu piranti elektronik yang digunakan untuk analisis spektrum–γ darisuatu cuplikan radioaktif yang sedang diukur. Keluarannya berbentuk distribusi tinggi pulsa spektrum tenagayang terserap oleh detektor, kemudian diolah pada piranti elektronik sehingga menimbulkan pulsa cacahan.Dari pulsa cacahan inilah daerpat diketahui kadar radioaktif yang terkandung dalam logam berat.


Spektometri-γ terdiri dari detektor semikonduktor HPGe, Penguat awal (preamplifier), penguat (amplifier), dan penganalisis salur ganda MCA (multi channel analyzer) dan unit pengolahan data Skematis perangkat Spektrometer Gamma dapat dilihat pada Gambar 2.1 berikut

Detektor

Pre amplifier

High Voltage

Amplifier

MCA

Display Power Supply

Gambar 2.1 Skematis Perangkat Spektrometer Gamma (Susetyo,1988)

2.9.1

Detektor Semikonduktor HPGe (High Pure Germanium)

Detektor HPGe adalah detektor semi konduktor yang dimana medium detektornya terbuat dari bahan semi konduktor berupa germanium dengan kemurnian tinggi. Detektor HPGe diletakkan di dalam bejana hampa yang disebut dengan sistem cryostat. Di dalam sistem cryostat detektor HPGe didinginkan oleh nitrogen cair yang memiliki suhu -196°C (77 K). Detektor HPGe harus dioperasikan pada suhu yang sangat rendah agar tidak terjadi kebocoran arus yang menghasilkan derau dan merusak daya pisah detektor. Daya pisah atau resolusi detektor adalah kemampuan detektor untuk memisahkan dua puncak tenaga sinar-γ yang berdekatan. Ukuran daya pisah detektor dinyatakan dengan lebar setengah tinggi maksimum atau FWHM (Full Width Half Maksimum). Nilai FWHM yang kecil menunjukkan daya pisah detektor yang tinggi dan nilai FWHM yang besar menunjukkan daya pisah detektor yang rendah.


Kerja dari detektor ini yaitu ketika sinar gamma mengenai detektor akan membentuk suatu pasangan elekron-hole pada daerah instrinsik dalam detektor. Adanya pengaruh medan listrik akan menyebabkan elektron bergerak menuju lapisan-n dan hole akan bergerak menuju lapisan-p. Pada ujung elektroda, elektron dan hole akan mengakibatkan perubahan beda potensal yang menimbulkan signal pulsa. Tinggi pulsa yang dihasilkan sebanding dengan tenaga sinar gamma yang berinteraksi dengan detektor Pulsa-pulsa yang dibentuk oleh detektor kemudian diproses secara elektronik dalam serangkaian peralatan yang membentuk peralatan spektrometer gamma. Pulsa akan diperkuat oleh Pre Amplifier, setelah itu pulsa akan dipilahpilah berdasarkan tingginya alat Multi Channel Analyzer (MCA). Keluaran dari MCA berupa salur-salur dengan nomor salur tertentu hasil dari akumulasi cacah pulsa dengantinggi tertentu selama selang waktu pencacahan (Susetyo,1988)

2.9.2

Penguat Awal (Pre Amplifier)

Kegunaan dari Pre Amplifier ini adalah untuk menurunkan amplifikasi awal terhadap pulsa keluaran detektor, untuk melakukan pembentukan pulsa pendahuluan, untuk mencocokkan impedansi keluaran detektor dengan kabel signal untuk masuk ke penguat, untuk mengadakan perubahan muatan menjadi tegangan pada keluaran detektor dan untuk mengurangi derau (noise). Selain itu penguat awal juga dapat menurunkan signal (Susetyo,1988) Ada dua macam penguat awal yaitu penguat awal peka muatan dan peka tegangan. Pada penelitian ini menggunakan penguat awal peka muatan dimana pada penguat awal ini, pulsa tegangan yang sebanding dengan muatan yang masuk

2.9.3

Penguat (Amplifier)

Penguat ini berfungsi untuk mempertinggi pulsa dan memberi bentuk pulsa. Pulsa keluaran detektor telah diubah dari pulsa muatan ke pulsa tegangan oleh penguat awal. Selanjutnya pulsa tegangan tersebut diteruskan sebagai masukan dari penguat.


Penguat yang dipakai adalah jenis penguat peka tegangan atau penguat linier. Dimana pulsa akan dipertinggi sampai mencapai amplitudo yang dapat dianalisis dengan alat penganalisis tinggi pulsa. Biasanya sebuah penguat mempunyai dua macam keluaran yaitu keluaran unipolar dan bipolar. Pemilihannya tergantung dengan penggunaan detektor (Susetyo,1988)

2.9.4

Penganalisis Saluran Ganda (MCA)

Penganalisis Saluran Ganda (MCA) berfungsi sebagai penganalisis saluran tunggal dan dapat membuat spektrum-γ sekaligus. Fungsi utama dari MCA ini adalah untuk mengolah dan membuat kurva grafik spektrum tinggi pulsa yang masuk sehingga diperoleh hubungan antara tinggi pulsa yang ditunjukkan oleh nomor salur dengan jumlah cacah tiap salur (Susetyo,1988) Fungsi utama MCA adalah mengolah dan mebuat grafik spektrum tinggi pulsa dengan isi cacah setiap kanal. Peralatan ini mutlak untyk keperluan spektroskopi energi maupun spektroskopi waktu dari radiasi yang memasuki detektor (Haditjahyono,1992) MCA berfungsi membuat grafik spektrum tinggi pulsa yang masuk, sehingga diperoleh hubungan bahwa nomor salur (channel) menunjukkan tenaga dan cacah tiap salur menunjukkan banyaknya pulsa (Knoll,1979) Pulsa – pulsa yang dihasilkan detektor akan diperkuat atau dipertinggi (amplified) dan dibentuk dalam penguat awal dan kemudian di dalam penguat (amplifier). Pulsa yang dibentuk akan diperkuat kemudia akan dikirim menuju suatu alat yang dapat memilah pulsa-pulsa menurut tingginya. Pulsa dengan tinggi tertentu akan dicatat cacahnya dalam salur dengan nomor salur tertentu. Data numerik hasil pencacahan tersebut setiap saat akan diakumulasikan dalam salur sampai waktu pencacahan selesai. Dan sebagai hasilnya, secara analog dapat dilihat spektrum-γ pada layar penganalisis salur ganda atau melalui plotter. Data numerik dapat juga dikeluarkan melalui printer, teletype writer (Susetyo,1988)


2.10 Kalibrasi Spektrometri-γ Spektrometer-γ adalah suatu metode pengukuran yang bersifat nisbi (relatif). Sebelum digunakan alat tersebut perlu dikalibrasi terlebih dahulu. Ada dua macam kalibrasi yang perlu dilakukan yaitu kaibrasi tenaga dan kaibrasi efisiensi.

2.10.1. Kalibrasi Tenaga

Kalibrasi tenaga perlu dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui nomor salur dengan tenaga dimana ini dilakukan dengan mencacah sumber radioaktif standar dengan menggunakan suatu sumber standar radioaktif yang dimana tingkat gammanya sudah diketahui dengan tepat dan mempunyai banyak puncak gamaa yang tersebar secara merata dari tenaga rendah sampai tenaga tinggi. Setelah itu dibuat plot tenaga sinar-γ standar versus nomor saluran puncak secara total masing-masing kemudian akan didapatkan garis lurus. Untuk mengolah data kalibrasi menjadi persamaan garis linier biasanya digunakan persamaan metode kuadrat terkecil atau sering juga disebut metode regresi linier (Susetyo,1988) Perhitungan kalibrasi energi dengan menggunakan metode kuadrat terkecil linier atau regresi linier yaitu : Y = aX - b dimana : Y = tenaga sinar gamma (keV) ; a = kemiringan garis ; b = titik potong garis pada sumbu y ; X = nomor salur Y adalah tenaga dan absis X adalah nomor salur maka untuk setiap pengukuran puncak serapan total-γ dari sumber standar akan didapatkan sepasang harga (Xi,Yi). Untuk pengukuran puncak γ dapat ditentukan harga slope a dan titik potong b secara regresi linier.

a= b=

𝛴𝛴 𝑋𝑋𝑋𝑋 𝛴𝛴 𝑌𝑌𝑌𝑌 𝑛𝑛 (𝛴𝛴𝛴𝛴𝛴𝛴 ) 2 𝛴𝛴𝑋𝑋𝑋𝑋 − 𝑛𝑛

𝛴𝛴 𝑋𝑋𝑋𝑋 𝑌𝑌𝑌𝑌 −

𝛴𝛴𝛴𝛴𝛴𝛴 𝑛𝑛

-a

𝛴𝛴𝛴𝛴𝛴𝛴 𝑛𝑛

dengan n = jumlah data


2.10.2. Kalibrasi Efisiensi

Kalibrasi efisiensi dilakukan untuk mengetahui nilai perbandingan antara aktivitas sumber standar dan laju cacah yang diterima oleh detektor. Hal ini dikarenakan tidak semua sinar-γ yang dipancarkan oleh sumber radioaktif yang ditangkap oleh detektor. Harga efisiensi deteksi suatu pengukuran ditentukan oleh berbagai faktor antara lain : jarak cuplikan dengan detektor, bentuk sumber radioaktif cuplikan, volume detektor, daya pisah peralatan elektronik dan sebagainya (Susetyo, 1988) Dalam spektrometri-γ laju cacah dinyatakan dalam suatu cacah per detik (cps). Dalam pencacahan efiensi deteksi dinyatakan sebagai nisbah laju cacah dan aktivitas dengan rumus sebagai berikut :

%ɛ (E) =

𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶

𝐷𝐷𝑝𝑝𝑝𝑝 .𝑌𝑌

× 100%

Keterangan : ɛ

= efisiensi mutlak pada tegangan E

Cps

= cacah per detik

Dps

= disentegrasi per detik

Y

= Yield pada tegangan E

(Susetyo,1988)

Rangkaian alat pencacah spektrometer gamma dapat dilihat pada gambar 2.3 berikut :

Gambar

2.3

Rangkaian

Alat

Pencacah

Spektrometer

Gamma

(Susetyo,1988)


BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

Recommend Documents