PENDAHULUAN Latar Belakang Kemajuan ilmu pengetahuan yang pesat dewasa ini dalam bidang teknologi dan industri, serta makin meningkatnya pemanfaatan zat radioaktif di berbagai bidang, memunculkan pemikiran tentang perlunya pengelolaan lingkungan yang berkaitan dengan dampak pemanfaatan tersebut. Kerusakan lingkungan dapat dikurangi atau dicegah dengan cara mempelajari dan melaksanakan analisis sifat radioaktivitas. Spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe) merupakan salah satu alat yang digunakan dalam pemantauan lingkungan. Alat ini dapat digunakan untuk mengukur aktivitas radionuklida baik buatan maupun alami di dalam sampel lingkungan (Martin, 2002). Pengukuran radioaktivitas tingkat rendah pada sampel lingkungan menggunakan spektrometer gamma. Untuk memperoleh hasil pengukuran yang baik diperlukan suatu faktor koreksi pengukuran yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran. Pengukuran radiasi gamma dipengaruhi oleh faktor geometri karena geometri sampel dengan luas permukaan detektor yang kontak dengan wadah sampel mempengaruhi pembacaan detektor terhadap sinar gamma yang dipancarkan oleh sampel, dimana dalam sampel terjadi interaksi sinar gamma dengan material menghasilkan tiga fenomena yaitu: efek fotolistrik, hamburan Compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan menghasilkan elektron yang selanjutnya dapat mengionisasi atom-atom lain di dalam bahan. Kalibrasi standar yang mempunyai faktor geometri yang sama harus digunakan dalam kaitan dengan pengukuran sinar gamma. Jika hal tersebut tidak dilakukan maka aktivitas yang terukur di dalam sampel akan dibiaskan karena perbedaan dalam faktor geometri. Pada penelitian ini dilakukan penentuan efisiensi pengukuran radiasi sinar gamma dengan radioaktivitas rendah dengan menggunakan spektrometer gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe dan sistem penganalisis salur ganda (MCA).
Tujuan Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari radiasi gamma cesium-134 pada tanah berdasarkan faktor goemetri sampel dan jumlah cesium yang terkandung pada tanah menggunakan spektrometer gamma. Manfaat Penelitian ini diharapkan memberi informasi radiasi 134Cs dalam sampel tanah menggunakan alat spektrometer gamma. Nilai efisiensi pengukuran yang diperoleh dari penelitian ini dapat digunakan sebagai faktor koreksi pada pengukuran 134Cs dalam sampel tanah lingkungan. Hipotesis Faktor geometri akan mempengaruhi hasil pengukuran radiasi gamma 134Cs di dalam sampel tanah dengan spektrometer gamma yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran.
TINJAUAN PUSTAKA Cesium Pertama kali cesium ditemukan oleh Bunseb dan Kirchoff pada tahun 1860 melalui spektroskopi air dan mineral dari Durkheim, Jerman. Kata cesium berasal dari bahasa Latin, caesius, yang berarti langit biru, karena unsur ini memiliki spektrum garis di daerah warna biru. Cesium di alam terasosiasi dengan mineral polusit (silika terhidrat antara aluminium dan cesium) dan lepidolit. Cesium tersebar luas di dalam kerak bumi dengan konsentrasi rendah. Sumber buatan cesium paling penting adalah polusit dan silika hidrat dari aluminium. Rata-rata kandungan cesium dalam tanah adalah 5μg/gram (Alfiyan, 2001). Cesium merupakan logam yang sangat reaktif secara kimiawi. Cesium sangat reaktif terutama ketika bereaksi dengan air akan terbentuk basa dengan pelepasan kalor yang sedemikian besar sehingga bereaksi dengan hidrogen yang dilepaskan dalam proses tersebut. Ada 32 isotop cesium, beberapa diantaranya disajikan pada Tabel 1. 137 Cs dan 134Cs adalah radiocesium yang dihasilkan oleh suatu instansi nuklir yang umumnya disebut hasil belah. 137Cs dan 134Cs merupakan hasil belah dari penembakan 235U dan 239Pu dengan neutron termal dan 235U,
1
238
U, 239Pu dan 232Th dengan neutron cepat dengan hasil yang tinggi (Muharini, 1998). 137 Cs merupakan sumber pancaran β dan γ dengan energi 0,662 MeV yang memiliki waktu paruh yang panjang, yaitu 30 tahun (Eisenbud, 1973). 137Cs digunakan sebagai sumber γ pada lembaga penelitian dan indudtri (Haryanto, 2004). Radionuklida cesium-134 memiliki energi utamanya sebagai berikut : 563,4 keV dengan intensitas 8% 569,3 keV dengan intensitas 35% 604,7 keV dengan intensitas 100% 795,8 keV dengan intensitas 90% 802,0 keV dengan intensitas 9% 1364,4 keV dengan intensitas 4% Sifat-sifat fisik cesium antara lain berwana putih keperakan, lunak dan segera meleleh pada suhu kamar, titik didih 685oC, titik leleh 529oC, massa jenis padatnya pada suhu 17oC adalah 1892 kg/m3 dan massa jenis cairnya pada suhu 40oC adalah 1827 kg/m3. Cesium adalah logam berat dari semua logam alkali denagn nomor atom 55. Sifat kimia cesium mirip dengan kalium dan rubidium. Cesium-134 merupakan salah satu isotop cesium yang bersifat radioaktif dengan memancarkan partikel β dan γ untuk mencapai kestabilannya. Energi partikel β yang dipancarkan sebasar 0,523 MeV dan 1,19 MeV, sedangkan partikel γ mempunyai energi 0,6043 MeV (ATSDR, 2004). Tabel 1. Isotop cesium Isotop Waktu paruh 133 Cs Stabil 134 Cs 2,1 tahun 134m Cs 2,9 jam 135 Cs 2,3x106 tahun 136 Cs 13,2 hari 137 Cs 30,2 tahun Sumber : Argonne National Laboratory, 2001 Cesium-134 dihasilkan dari reaksi fisi bahan bakar reaktor nuklir, jumlah yang dihasilkan tergantung dari tipe bahan bakar, jumlah neutron dan jumlah energi panas yang dihasilkan. Cesium-134 yang bersal dari reaksi fisi akan dapat masuk ke dalam komponen lingkungan dan dapat terakumulasi dalam komponen lingkungan tersebut (Setiawati, 2003).
Radiasi Atom terdiri dari proton, neutron dan elektron. Komposisi jumlah proton yang merupakan nomor atom dan neutron di dalam inti atom sangat menentukan kestabilan inti atom. Kestabilan inti atom biasanya ditentukan dari perbandingan jumlah proton dan neutron di dalam inti atom. Unsur yang terdiri dari atom yang tidak stabil akan berubah secara spontan menjadi produk atom yang lebih stabil dengan memancarkan radiasi. Unsur yang mengandung inti yang tidak stabil disebut bersifat radioaktif. Proses perubahan unsur dari inti atom tidak stabil menjadi inti atom stabil biasanya disertai dengan emisi atau pancaran radiasi dalam bentuk partikel bermuatan dan sinar gamma. Proses ini disebut dengan peluruhan radioaktif (radioactive decay). Radiasi adalah pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk panas, partikel atau gelombang elektromagnetik (foton) dari sumber radiasi. Ada beberapa sumber radiasi yang kita kenal di sekitar kehidupan kita, contohnya adalah televisi, lampu penerangan, alat pemanas makanan (microwave oven), komputer, dan lain-lain. Perbedaan panjang gelombang pada radiasi elektromagnetik dapat dilihat pada Gambar 1. Selain benda-benda tersebut ada sumbersumber radiasi yang bersifat unsur alamiah dan berada di udara, di dalam air, tanah atau berada di dalam lapisan bumi.
Gambar 1. Radiasi elektromagnetik Sumber: Introduction to Radiation Safety, http://www.ndt.org, 2009 Pada tahun 1898 Rutherford menunjukkan bahwa sinar-X dan radiasi yang dipancarkan oleh materi radioaktif pada dasarnya bertingkah laku sama , yaitu partikel radiasi berenergi tinggi yang dipancarkan oleh bahan radioaktif menumbuk dan melepaskan elektron dari atom yang ada di udara. Selain itu berdasarkan pengukuran serapan materi terhadap radiasi yang
2
dipancarkan oleh materi radioaktif seperti uranium atau thorium, paling sedikit ada 2 jenis radiasi yang dipancarkan oleh bahan radioaktif alam uranium dan thorium. Salah satunya memiliki daya ionisasi yang sangat besar, karena itu mudah diserap oleh materi, dapat dihentikan dengan kertas tipis, yang satu lagi memiliki daya ionisasi yang lebih kecil dan daya tembus yang besar. Menggunakan dua huruf pertama abjad Yunani, yang pertama disebut radiasi alpha, yang kedua radiasi Beta. Selain itu juga diketahui adanya radiasi yang memiliki daya tembus lebih besar dari pada Beta, dan radiasi ini disebut radiasi Gamma (Infonuklir, 2009). Radiasi Alpha Partikel alpha merupakan partikel yang bersifat energetik dengan muatan listrik positif (α) terdiri dari inti helium yang mengandung dua proton dan dua neutron serta memiliki sifat yang sama dengan inti helium. Menurut standar nuklir partikel alpha melintas lebih lambat dalam bahan, hal ini menyebabkan adanya kesempatan lebih lama untuk berinteraksi dengan atom sepanjang jalur lintasannya dan akan memberikan sebagian energinya selama interaksinya dengan bahan. Pertikel alpha kehilangan energi melalui interaksi dengan elektron atom dalam medium penyerap. Energi yang dipindahkan ke elektron menyebabkan elektron tereksitasi ke tingkat energi yang lebih tinggi atau seluruhnya terpisah dari atom induknya (ionisasi). Radiasi alpha adalah radiasi ionisasi yang dihasilkan dari peluruhan radioaktif atom-atom unsur yang bersifat tidak stabil. Unsur-unsur yang dapat memancarkan pertikel alpha diantaranya adalah americium-241, plutonium-236, thorium-232, radium-226 (EPA, 2009). Contoh peluruhan radiasi alpha adalah peluruhan Plutonium menjadi Uranium, dimana 42𝐻𝑒 adalah radiasi alpha (α) yang persamaan reaksinya sebagai berikut: (Martin, 2002). 238 4 234 92 𝑈 → 2𝐻𝑒 + 90 𝑇ℎ Jika ditinjau dari bidang kesehatan, maka partikel alpha akan menyebabkan kerusakan pada tubuh. Tingkat bahayanya bergantung pada jenis paparan yang terjadi. Pemaparan internal jauh lebih berbahaya dibandingkan dengan pemaparan eksternal, karena pertikel alpha kehilangan energi dan tidak mampu
untuk menembus lapisan terluar dari kulit manusia. Apabila partikel alpha terhirup, termakan atau masuk ke dalam aliran darah, maka jaringan-jaringan yang dilewati oleh partikel alpha dapat mengalami kerusakan. Radiasi Beta Pertikel beta β mempunai ukuran jauh lebih kecil dibandingkan dengan partikel alpha dan melintas jauh lebih cepat dalam bahan. Sedikit kemungkinan interaksi per satuan panjang jarak lintasan dan memberikan energinya lebih lambat jika dibandingkan dengan partikel alpha. Peluruhan atom yang bersifat radioaktif mengasilkan partikel beta, namun partikel beta tidak bersifat radioaktif. Partikel beta memiliki energi dalam bentuk kecepatan yang dapat mengakibatkan kerusakan pada sel hidup. Ketika berada dalam sebuah lintasan, partikel beta dapat memecah ikatan struktur kimia yang kemudian akan menghasilkan ion-ion. Pancaran partikel beta terjadi ketika rasio antara neutron dan proton dalam inti atom tinggi. Radiasi beta terdiri dari elektron dengan kecepatan tinggi yang berasal dari inti. Elektron inti mempunyai sifat sama dengan elektron atom yang mempunyai massa 1/1840u dan membawa satu unit muatan negatif. Unsur-unsur yang dapat memancarkan partikel beta diantaranya adalah tritium, stronsium-90 dan cesium-137 (EPA, 2009). Contoh peluruhan radiasi beta negatif dapat ditulis sebagai berikut: (Martin, 2002). 234 234 − 90 𝑇ℎ → 91 𝑃𝑎 + 𝛽 Sedangkan peluruhan beta positif atau positron adalah sebagai berikut: (Martin, 2002). 22 22 + 11 𝑁𝑎 → 10 𝑁𝑒 + 𝛽 Radiasi partikel beta menimbulkan efek kesehatan akut maupun kronis. Efek akut terjadi bila kontak langsung dengan sumber pancaran beta yang kuat dan terdapat dalam jumlah banyak. Paparan eksternal partikel alpha dari sumber yang kuat terhadap manusia dapat menyebabkan kulit manusia memerah dan terbakar. Paparan internal lebih berbahaya kerena partikel beta yang melepaskan energi ke jaringan hidup dapat menimbulkan kerusakan pada tingkat molekular yang menyebabkan kelainan fungsi sel. Efek kronis dihasilkan karena pemaparan dalam dosis yang rendah, namun dalam jangka waktu yang cukup lama. Gangguan kesehatan yang terjadi
3
adalah meningkatnya probabilitas resiko terkena penyakit kanker (Suilivan, 1993). Radiasi Gamma Radiasi gamma memiliki wujud sebagai paket-paket energi elektromagnetik yang disebut foton (EPA,2009). Radiasi atau foton gamma tidak memiliki massa maupun muatan listrik. Radiasi gamma tidak mempunyai besaran massa dan muatan listrik sehingga dikelompokkan ke dalam gelombang elektromagnetik. Daya ionisasinya di dalam medium sangat kecil. Karena tidak mempunyai muatan listrik maka sinar gamma tidak terbelokkan oleh medan listrik yang ada di sekitarnya, sehingga daya tembusnya sangat besar dibandingkan dengan daya tembus partikel alpha atau beta (β). Kerena tingkat energi yang tinggi, foton gamma bergerak dengan kecepatan sama dengan kecepatan cehaya, yaitu sebesar 3x108 m/det dan dapat melintas ribuan meter sebelum melepas energinya. Foton gamma dapat melintas menembus berbagai bahan, termasuk jaringan manusia. Pancaran radiasi gamma biasanya terjadi apabila atom dari suatu unsur yang bersifat radioaktif memiliki energi yang terlalu besar. Pancaran radiasi gamma biasanya disertai dengan pancaran partikel beta. Radionuklida yang memancarkan radiasi gamma diantaranya cobalt-60, cesium-137 dan technetium-99 (EPA, 2009). Pada efek fotolistrik semua energi dari foton gamma dipindahkan ke elektron atom yang terlepas dari atom induknya. Dalam hal ini foton diserap selutuhnya. Sebaliknya efek hamburan compton terjadi apabila hanya sebagian energi dari foton yang dipindahkan ke elektron atom. Oleh karena itu foton dihamburkan dengan energi yang dikurangi. Pada medan listrik yang kuat dekat partikel bermuata, foton gamma yang berenergi bisa diubah menjadi pasangan positron-elektron. Ini yang disebut dengan produksi pasangan dan kedua partikel ini berbagi energi yang dimilikinya. Radiasi gamma tidak secara langsung mengionisasi atom pada jaringan. Peluruhan gamma dapat ditulis secara simbolik sebagai berikut: (Martin, 2002). 87 ∗ 38𝑆𝑟
→
87 38 𝑆𝑟
+𝛾
Radiasi gamma mentransfer energinya ke partikel-partikel atom seperti elektron.
Partikel-partikel yang telah menerima energi ini kemudian berinteraksi dengan jaringan dan membentuk ion-ion. Hasil akhir dari efek radiasi gamma sama dengan efek yang dihasilkan oleh partikel alpha maupun beta, namun karena radiasi gamma memiliki energi yang lebih besar untuk berpenetrasi. Ionisasi secara tidak langsung ini dapat mengakibatkan kerusakan pada jaringan yang lebih dalam (Infonuklir, 2009). Peluruhan Bahan Radioaktif Peluruhan sampel radioaktif terjadi secara statistik di alam dan tidak mungkin untuk meramalkan kapan suatu atom akan meluruh. Salah satu contoh skema peluruhan yaitu pada unsur 137Cs menjadi 137Ba melalui peluruhan β¯ yang diikuti pemancaran radiasi γ ditampilkan pada Gambar 2. Hasil perilaku acak dari atom ini adalah bahwa hukum peluruhan radioaktif bersifat eksponensial di alam. 𝑑𝑁 = −𝜆𝑑𝑡 𝑁 (1) �𝑝𝑁 𝑡
(2)
= −𝜆𝑑𝑡
dengan mengintegrasikan persamaan di atas, maka Nt adalah: 𝑁𝑡 = 𝑁0 �𝑒 −𝜆𝑡
(3)
No adalah jumlah awal inti atom, N adalah jumlah inti pada waktu t dan λ adalah konstanta peluruhan radioaktif. Waktu paruh (half life atau T1/2) dari suatu unsur adalah waktu yang diperlukan inti atom unsur untuk meluruh menjadi setengah dari jumlah awal. Sehingga pada saat t = T1/2 maka 𝑁 𝑁𝑡 = 20 . Dengan memasukkan persamaan ini ke dalam persamaan peluruhan di atas dapat ditentukan hubungan antara λ dan T 1/2 dari persamaan 1 2
= 𝑒 −𝜆𝑇1
2
1
maka ln 2 = −𝜆𝑇1
2
(4)
Dari persamaan di atas diperoleh hubungan: 𝑇1
2
=
0,693 𝜆
𝑎𝑡𝑎𝑢 𝜆 =
0,693 𝑇1 2
(5)
Aktivitas radiasi (A) adalah besaran yang menyatakan jumlah peluruhan yang terjadi per
4
satuan waktu (Martin, 2002). Secara metematika dapat dituliskan sebagai berikut 𝐴𝑡 𝐴𝑡 𝐴𝑡 𝐴𝑡
𝑑𝑁
(6.a) (6.b) (6.c) (6.d)
= 𝑑𝑇 = 𝜆 𝑁𝑡 = 𝜆𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡 = 𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡
Keterangan: At adalah aktivitas radiasi pada saat t dan Ao adalah aktivitas pada saat t = 0. Persamaan ini menyatakan bahwa aktivitas radiasi berkurang secara eksponensial terhadap waktu. Sejak tahun 1976 dalam sistem satuan internasional (SI) aktivitas radiasi dinyatakan dalam satuan Bequerel (Bq) yang didefinisikan sebagai 1Bq = 1 peluruhan per detik. Sebelum ini digunakan satuan Currie (Ci) untuk menyatakan aktivitas radiasi yang didefinisikan sebagai 1 Ci = 3,7 x 1010 peluruhan per detik. Cs137
55
β-1 -2
β
661,6 keV γ 0,2
Stable
56
Ba
137
Gambar 2. Skema Peluruhan Cesium Sumber: Wikipedia, Cs-137 decay.svg Radioaktivitas Lingkungan Menurut asalnya, radioaktivitas lingkungan dibagi menjadi dua macam, yaitu radioaktivitas alam dan radioaktivitas buatan. Setiap hati manusia terkena radiasi dari alam dan radiasi ini akan selalu terdeteksi pada pengukuran radioktivitas sumber radiasi. Hasil pencacahan yang berasal dari alam disebut cacah latar atau background. Sumber radiasi alam dibagi menjadi dua macam yaitu radiasi primordial dan radiasi sinar kosmis (Wardana, 1994). Radiasi primordial berasal dari dalam bumi, dimana batu-batuannya sudah memancarkan radiasi sejak terbentuknya bumi. Radionuklida primordial antara lain 40K dan sederatan radionuklida hasil peluruhan yang
terdiri atas: Deret Uranium (deret 4n+2) pada Tabel 2; Deret Actinium (deret 4n+3) pada Tabel 3 dan Deret Thorium (deret 4n) pada Tabel 4. Pada beberapa radionuklida, partikel α bersifat monoenergetik, tetapi ada sebagian yang mempunyai beberapa macam energi. Dalam kolom energi, yang dicantunkan adalah energi yang tertinggi dan diberi tanda “m”. Radiasi sinar kosmis berasal dari luar atmosfer bumi, yaitu dari energi yang dipancarkan oleh bintang-bintang yang ada di jagad raya, termasuk matahari. Radionuklida yang terbentuk akibat interaksi sinar kosmis dengan nuklida-nuklida tidak radioaktif yang terdapat di atmosfer bumi disebut radionuklida kosmogenik. Beberapa radionuklida komogeneik diperlihatkan pada Tabel 5. Radioaktivitas buatan timbul karena dibuat manusia, antara lain yang berasal dari hasil pembelahan (fisi), reaksi inti dan debu radioaktif hasil ledakan bom nuklir (fall out) (Wardana, 1994). Contoh radionuklida buatan diperlihatkan pada Tabel 6. Efek Radiasi Ditinjau dari ada tidaknya batas ambang dosis, efek biologi radiasi dibagi menjadi efek stokastik dan efek deterministik (efek non stokastik). Efek stokastik adalah efek yang dapat terjadi tanpa ada batas ambang dosis dan kejadiannya didasarkan pada peluang yang dapat dialami oleh mereka yang mengalami penyinaran, misalnya efek genetik akibat radiasi yang diderita oleh keturunan kedua orang tua yang mengalami penyinaran. Efek determistik terjadi bila dosis yang diterima melewati batas ambang dosis tertentu dan bersifat khas untuk bagian jaringan tertentu, misalnya katarak untuk lensa mata, kerusakan non-malignan untuk kulit, penghanbatan produksi sel pada sumsum tulang yang menyebabkan kelainan haematologi dan kerusakan sel gonad yang dapat menyebabakan kemandulan (Wiryosimin, 1995).
5
Tabel 2. Deret Uranium (Wardana, 1994) Nama nuklida Lambang 238 Uranium I (UI) 92U 234 Uranium X1 (UX1) 90Th 234 Uranium X2 (UX2) 91Pa 234 Uranium Z (UZ) 91Pa 234 Uranium II (UII) 92U 230 Ionium (I0) 90Th 226 Radium (Ra) 88Ra 222 Ra Emanation (Ra) 86Em 218 Radium A (RaA) 84Po
Radiasi Α β β β α α α α α, β
Waktu paruh 4.5x109 th 24.1 hari 1.18 menit 6.7 jam 2.5x105 th 8.0x104 th 1620 th 3.82 hari 3.20 menit
Radium B (RaB) Astatine 218 (At218) Radium C (RaC)
214 82Pb 218 85At 214 83Bi
β α α, β
26.8 menit 1.5-2 detik 19.7 menit
Radium C’ (RaC’) Radium C” (RaC”) Radium D (RaD) Radium E (RaE) Radium F (RaF) Thallium 206 (Tl 206) Radium G (RaG)
214 84Po 210 81TI 210 82Pb 214 83Bi 210 84Po 206 81Tl 206 82Pb
α β β β α β stabil
1.64x104 detik 1.32 menit 19.4 th 5 hari 138.3 hari 4.2 menit
Radiasi Α β α α, β
Waktu paruh 7.10x108 th 25.6 jam 3.43x104 th 21.6 th
Tabel 3. Deret Actinium (Wardana, 1994) Nama nuklida Lambang 235 Actinouranium (AcU) U 92 231 Uranium Y (UY) 90Th 231 Protoactinium (Pa) 91Pa 227 Actinium (Ac) 89AC Radioactinium (RdAc) Actinium K (AcK)
227 90Th 223 87Fr
α α, β
18.17 hari 22 menit
Actinium X (AcX) Astatine 219 Ac Emanation (An) Bismuth 215 Actinium A (AcA) Actinium B (AcB) Astatine 215 Actinium C (AcC) Actinium C’ (AcC’) Actinium C” (AcC”) Actinium D (AcD)
223 88Ra 219 85At 219 86Em 215 83Bi 215 84Po 211 82Pb 215 84At 211 83Bi 211 84Po 207 81Tl 207 82Pb
α α, β α α, β α, β β α α, β α α stabil
11.68 hari 0.9 menit 3.92 detik 8 menit 1.83x10-3 detik 3.1 menit 10-4 detik 2.15 menit 0.52 detik 4.79 menit
Energi (MeV) 4.20 0.19 2.32 1.13 4.768 m 4.68 m 4.777 m 5.486 5.998 α β 0.7 6.63 5.51 m α 3.17 β 7.683 1.9 0.017 1.155 5.3 1.51
Energi (MeV) 4.559 m 0.30 5.046 m 4.94 α 0.046 β 6.03 m 5.34 α 1.2 β 5.864 6.27 α 6.810 m 7.37 α 1.39 8 6.617 m α 7.442 1.44
6
Tabel 4. Deret Thorium (Wardana, 1994) Nama nuklida Lambang 232 Thorium (Th) 90Th 228 Mesothorium 1 (MsTh1) 88Ra 228 Mesothorium 2 (MsTh2) 89AC 228 Radiothorium (RdTh) 90Th 224 Thorium X (ThX) 88Ra 220 Th Emanation (Tn) 86Ra 216 Thorium A (ThA) 84Po 212 Thorium B (ThB) 82Pb 216 Astatine 216 (At216) 85At 212 Thorium C (ThC) 83Bi Thorium C’ (ThC’) Thorium C” (ThC”) Thorium D (ThD)
212 84Po 208 84Tl 208 82Pb
Radiasi Α β β α α α α, β β α α, β
Waktu paruh 1.39x1010 th 6.7 th 6.13 jam 1.910 th 3.64 hari 51.5 detik 0.16 detik 10.6 jam 3x10-4 detik 60.5 menit
α β stabil
3.0x10-4detik 3.10 menit
Energi (MeV) 4.0007 0.07 2.18 5.423 m 5.681 6.280 6.774 0.58 7.79 6.086 m α 2.25 β 8.78 1.79
Tabel 5. Radionuklida kosmogenik Nuklida Lambang Waktu paruh Carbon 14 C14 5730 tahun
Sumber Aktivitas alami Interaksi sinar kosnik, 6 pCi/g (0.22 Bg/g) dalam N14(n,p)C14. bahan organik 3 Tritium 3 T 12.3 tahun Interaksi sinar kosmik 0.032 pCi/kg (1.2x10 -3 dengan N dan O; Bq/kg) spallation dari sinar kosmik, Li6(n,alpha)H3 7 Beryllium 7 Be 53.28 hari Interaksi sinar kosmik 0.27 pCi/kg (0.01 Bq/kg) dengan N dan O; Sumber: Radioactivity in Nature, http://www.physics.isu.edu/radint/natural.htm. Tabel 6. Radionuklida buatan Nuklida Lambang Waktu paruh Tritium H3 12.3 th
Sumber Dihasilkan dari uji senjata dan reaktor fisi; fasilitas proses ulang pabrik senjata nuklir Iodine 131 I131 8.04 hari Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi, digunakan dalam perlakuan medis bagi masalammasalah toroid Iodine 129 I129 1.57x107 th Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Cesium 137 Cs137 30.17 th Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Strontium 90 Sr90 28.78 th Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Technetium 99 Tc99 2.11x105 th Hasil peluruhan dari Mo 99, digunakan dalam diagnosa medis Plutonium 239 Pu239 2.41x104 th Dihasilkan dari penembakan neutron pada U238 Sumber: Radioactivity in Nature, http://www.physics.isu.edu/radint/natural.htm Deteksi Radiasi dan Prinsip Pengukuran Panca indera manusia secara langsung tidak dapat digunakan untuk menangkap atau melihat ada tidaknya radiasi nuklir, karena manusia memang tidak mempunyai sensor biologis untuk radiasi nuklir. Walaupun demikian dengan bantuan peralatan instrumentasi nuklir maka manusia dapat mendeteksi dan mengukur radiasi nuklir. Jadi
manusia sepenuhnya tergantung pada peralatan instrumentasi nuklir untuk mengetahui dan memanfaatkan radiasi nuklir tersebut. Apabila dilihat dari segi jenis radiasi yang akan dideteksi dan diukur, diketahui ada beberapa jenis detektor, seperti detektor untuk radiasi Alpha, detektor untuk radiasi Beta, detektor untuk radiasi Gamma, detektor untuk
7
radiasi sinar-X, detektor untuk radiasi Neutron. Pada umumnya detektor radiasi dapat dibagi menurut tiga golongan yaitu: detektor isi gas, detektor sintilator dan detektor semikonduktor (Martin, 2002). Detektor Isi Gas Sifat interaksi yang menimbulkan ionisasi dimanfaatkan dalam tabung yang berisi campuran gas. Pada dasarnya detektor jenis tabung ionisasi terdiri dari ruangan tertutup berisi gas. Jika tabung ini ditembus oleh radiasi, maka akan terjadi ionisasi. Pada umumnya timbul ion positif di katoda. Aliran ion yang terjadi menimbulkan arus listrik yang merupakan suatu ukuran intensitas radiasi dalam suatu satuan volume gas. Bentuk medan elektrostatik dalam tabung sangat menentukan, karena tabung ionisasi berdasarkan pada pengumpulan muatan akibat ionisasi radiasi. Oleh karena itu geometri bentuk ruangan, letak dan bentuk elektroda juga beragam untuk mencapai efisiensi dan sensitivitas yang tinggi. Begitu pula campuran gas di dalamnya. Detektor isi gas ini tidak dapat dipakai dalam spektrometer gamma (Martin, 2002). Detektor Sintilator Deteksi radiasi yang dimanfaatkan pada detektor sintilator adalah timbulan cahaya. Detektor sintilator selalu menggunakan bahan, yang jika ditembus radiasi akan mengeluarkan cahaya. Bahan yang mampu bersifat tersebut disebut sintilator dan bisa berupa zat padat, cair, organik maupun anorganik. Misalnya untuk radiasi gamma, sintilator yang biasa digunakan adalah natrium iodide (NaI) yang biasanya berbentuk Kristal dengan ukuran 50x50 mm2, unttuk deteksi alpha digunakan kristal zinc sulfida (ZnS) dalam bentuk lembaran tipis. Sifat yang dimiliki sintilator ialah intensitas cahaya yang timbul sebanding dengan energi radiasi (Martin, 2002). Detektor Semikonduktor Detektor semikonduktor sering disebut dengan detektor zat padat. Cara kerja detektor semikonduktor jauh berbeda dengan cara kerja detektor yang lain. Detektor semi-konduktor atau detektor zat padat tergolong detektor generasi baru yang berkembang berkat kemajuan teknologi semikonduktor, khususnya dalam penggunaan Germanium dan
Silikon. Pemilihan bahan dasar, Germanium atau Silikon tergantung pada jenis radiasi yang akan diukur. Untuk mendeteksi radiasi Gamma dan sinar-X diperlukan bahan dengan nomor atom yang lebih besar agar`dapat mencapai efisiensi yang tinggi. Pada dasarnya detektor semikonduktor adalah sebuah diode besar berupa P-N yang diberi reverse biased, yaitu diberi tegangan lebih negatif terhadap katoda. Detektor jenis ini bekerja pada suhu rendah yaitu 3000 K untuk Silikon dan 800 K untuk Gemanium. Pada keadaan ini tercipta suatu berrier pada junction yang mereduksi arus bocor sehingga arus ini menjadi sangat kecil. Dalam kenyataannya, arus bocor pada reverse biased menimbulkan noise atau derau. Pada detektor Germanium, derrau cukup kecil bila detektor didinginkan sampai 800 K. Pada suhu tersebut pulsa yang ditimbulkan oleh radiasi akan dapat disadap (Martin, 2002). Spektrometer Gamma Spektrometer gamma adalah salah satu teknik paling baik dan bermanfaat untuk menganalisa radioisotop untuk berbagai macam sampel. Karena hasil pembacaan energi sinar gamma bersifat diskrit dan unik untuk setiap radionuklida. Kelebihan spektrometer gamma antara lain: Dapat menganalisa radionuklida yang berbeda-beda secara simultan dan individual pada sampel yang sama Tidak memerlukan prosedur kimia yang rumit dan mudah dalam menyiapkan sampel Tingkat validasi yang tinggi karena nilai perkiraan yang stabil dan proses konfirmasi proses data menggunakan komputer Dapat mengukur tingkat radioaktivitas yang rendah, seperti sampel dari lingkungan Detektor semikonduktor Germanium adalah detektor yang paling sering digunakan pada spektrometer gamma, misalnya untuk monitoring radioaktivitas, analisis aktivitas dan penelitian. Detektor ini memiliki resolusi energi yang tinggi. Interaksi sinar gamma dengan detektor menghasilkan pulsa-pulsa tersebut diproses secara elektronik melalui serangkaian peralatan yang disebut perangkat spektrometer
8
gamma, maka sebagai hasil akhir akan didapatkan suatu spektrum gamma. Analisa spektrometer gamma didasarkan pada interpretasi yang tepat dan benar atas spektrum gamma yang dihasilkan dari pengukuran. Untuk dapat membaca dan mengartikan spektrum gamma dengan benar, maka perlu diketahui terlebih dahulu proses pembentukan spektrum gamma dan gejala yang menyertainya. Interaksi sinar gamma dengan detektor pada dasarnya sama dengan interaksi sinar gamma dengan meteri. Ada tiga proses utama yang dapat terjadi, antara lain efek fotolistrik, hamburan Compton dan pembentukan pasangan. Melalui tiga proses ini, sinar gamma menyerahkan sebagian atau seluruh tenaganya pada materi detektor dan sebagai hasil dilepaskan elektron-elektron bebas yang dipergunakan dalam proses deteksi selanjutnya. Tinggi pulsa yang terbentuk sebanding dengan energi radiasi sinar gamma yang dideteksi (Susetyo, 1984). Apabila detektor semikonduktor ditembus oleh radiasi maka di dalam depletion layer timbul pasangan lobang-elektron atau elektron hole pair. daerah n p-n junction depletion layer
daerah p
E
denyut keluaran
C R
Gambar 3. Skema Semikonduktor junction (Susetyo, 1984). Medan listrik yang ditimbulkan oleh reverse biased voltage akan menggiring charge carrier keluaran dari depletion layer masuk ke daerah di luar P-N junction. Jumlah yang terbebaskan sebanding dengan energi radiasi dan ini menimbulkan pulsa listrik. Agar P-N junction detektor memiliki efisiensi penuh maka energi radiasi harus habis di dalam depletion layer. Skema detektor semikonduktor dapat dilihat pada Gambar 3. Detektor Semikonduktor Germanium Detektor germanium merupakan detektor gamma yang memiliki daya hisap/resolusi tinggi. Daya resolusi adalah kemampuan memisahkan dua spektrum sinar gamma yang
berimpit sehingga dapat diukur besar energinya. Karena tujuan penelitian adalah untuk menentukan nilai efisiensi pengukuran dengan alat spektrometri sinar gamma berdasarkan faktor geometri maka digunakan detektor yang memiliki resolusi tinggi yaitu semikonduktor germanium. Skema detektor semikonduktor germanium diperliharkan pada gambar berikut: +
tipe-p
hole tipe-n elektron
Gambar 4. Skema detektor semikonduktor germanium (Susetyo, 1984) Germanium mempunya empat valensi elektron yang membentuk Kristal yang terdiri atas kisi atom yang digabungkan oleh ikatan kovalen. Penyerapan energi oleh Kristal akan merusak ikatan tersebut. Untuk dapat melempar satu elektron valensi agar`dapat menghasilkan satu elektron bebas yang terbentuk satu lobang, hanya diperlukan energi 1,12 eV. Elektron bebas tersebut dapat bergerak dengan mudah dalam Kristal. Demikian juga dengan lobangnya. Suatu elektron yang berdekatan dengan lobang dapat melompat ke dalam lobang dan akan meninggalkan lubang bekas tempat elektron semula berada. Germanium agar dapat dijadikan sebagai bahan detektor maka diperlukan kemurnian yang tinggi (High Purity Germanium / HPGE). Germanium dengan pengotor litium dapat juga digunakan sebagai detektor yang disebut dengan Ge(Li). Untuk germanium diperlukan paling banyak satu atom pengotor untuk 1012 atom germanium (Mahmoud, 2000). Apabila sinar gamma mengenai detektor germanium maka interaksi yang terrjadi adalah terbentuknya pasangan elektron-hole pada daerah instrintik. Oleh karena pengaruh medan listrik yang diberikan, maka elektron yang terlepas akan menuju lapisan-p. Pada ujungujung elektroda, elektron dan hole akan mengakibatkan adanya beda potensi dan arus listrik. Energi celah (gap) dalam Kristal germanium sangat kecil (0,7 eV) maka untuk mengatasi arus bocor balik, detektor germanium harus dioperasikan pada suhu yang
9
sangat rendah. Apabila hal ini tidak dilakukan arus bocor akan mengalami derau atau merusak daya pisah (resolusi) detektor. Medium pendingin yang biasa dipakai untuk mendinginkan detektor germanium adalah nitrogen cair dengan suhu 800 K. Biasanya detektor germanium dimasukan ke dalam sebuah wadah hampa (dewar) yang berisi nitrogen cair. Efisiensi Sistem Efisiensi sistem adalah nilai yang menunjukkan kolerasi antara nilai count rate dengan jumlah pulsa elektrik setiap unit waktu yang ditampilkan oleh counter-timer yang tergantung aktivitas sumber radiasi. Radiasi gamma bila diukur pada jarak tertentu hanya sebagian saja yang tertangkap oleh detektor, sedangkan radiasi yang lainnya hanya lewat begitu saja sehingga dalam pencacahan radiasi dikenal pengertian laju cacah dan aktivitas. Laju cacah dalam hal ini tidak menggambarkan aktivitas sesungguhnya. Nilai efisiensi harus ditentukan sebelum melakukan pencacahan agar nilai count rate yang ditampilkan oleh counter dapat menunjukkan aktivitas sumber radiasi (Martin, 2002). Untuk menentukan efisiensi sistem dengan melakukan pencacahan pada sumber radiasi contohnya sumber radioaktif yang diketahui jenis nuklida dan aktivitasnya. 𝑅 × 100% 𝜂= 𝐴×𝐼�礠
(7) Keterangan: η = efisiensi sistem (%), R = count rate (cps), A = aktivitas sumber radioaktif (Bq) Iγ adalah probabilitas pancaran radiasi. Iγ untuk energi 604,7 keV adalah 97,6% dan Iγ untuk energi 795,8 keV adalah 85,4%. Aktivitas dari sumber radioaktif yang tidak diketahui dapat ditentukan dengan membagi nilai count rate dengan efisiensi sistem. Harus diingat dan dipertimbangkan bahwa nilai efisiensi sistem sangat dipengaruhi oleh beberapa hal seperti jenis detektor, jenis radiasi, geometri detektor, sumber geometri dan jarak antara sumber radioaktif dan detektor. Oleh karena itu dalam penentuan aktivitas sumber, kondisi pengukuran harus sama. Dalam penelitian ini menekankan pada perubahan efisiensi sistem untuk setiap
geometri sumber yang berbeda-beda pada saat pengukuran menggunakan spektrometer sinar gamma. Upaya Proteksi Radiasi Kegiatan yang dapat mengurangi penyerapan dosis radiasi total dengan cara mempengaruhi bentuk jalinan proses penyebaran radiasi yang ada disebut sebagai upaya keselamatan radiasi atau dengan upaya proteksi radiasi. Zat radioaktif yang terbuka maupun terbungkus, mesin sinar-X, iradiator dan sumber radiasi lainnya memancarkan radiasi pengion yang berbahaya. Untuk memproteksi diri dari sumber radiasi, maka diterapkan tiga srategi dasar yang yang dikenal sebagai prinsip proteksi radiasi, yaitu: mengurangi waktu berada di sekitar sumber radiasi, berdiri sejauh mungkin dari sumber radiasi dan menggunakan perisai yang sesuai (Wiryosinin, 1995). Waktu Dengan sesingkat mungkin berada dekat dengan sumber radiasi, maka secara proporsional akan mengurangi dosis radiasi yang diterima. Meminimalkan waktu bekerja, maka akan meminimalkan dosis yang diterima. Jarak Besarnya paparan radiasi akan menurun sebanding dengan kabalikan kuadrat jarak terhadap sumber (Martin, 2002). Dengan menjauhkan sumber radiasi dengan faktor dua, akan menurunkan intensitasnya menjadi seperempatnya. Menjauhkan jarak sumber radiasi dengan faktor tiga akan menurunkan intensitas radiasi menjadi sepersembilannya. 𝑀𝐸 D = 6𝑟 2 (8) Keterangan: D = Laju dosis (µSv/jam) M = Aktivitas sumber (MBq) E = Energi gamma per peluruhan (MeV) r = Jarak sumber (m) Mengambil dan memindahkan sumber radiasi dengan aktivitas paparan radiasi yang tinggi maupun paparan radiasi yang rendah, sebaiknya menggunakan tongkat penjepit, rak tabung, baki atau apa saja yang bisa menjauhkan sumber radiasi.
10
Gas, debu (udara) S1
Melalui pernafasan Radiasi
hewan
cair
S2
Tanah
S3
air
susu makanan
tanaman Air minum Padat
SUMBER
Radiasi Langsung LINGKUNGAN
Gambar 5. Daur Pencemaran Radioaktivitas Lingkungan (Wiryosimin, 1995) Selalu menyimpan zat radioaktif, peralatan yang terkontaminasi dan limbah radioaktif sejauh mungkin dari daerah yang belum terkontaminasi. Perisai Perisai yang tepat dapat menurunkan paparan radiasi gamma dan menghalagi hampir semua sinar radiasi-beta. Perisai yang sesuai selama melakukan penelitian atau pekerjaan dengan sumber radiasi merupakan hal yang sangat penting.. Selain dengan ketiga strategi di atas, untuk mengurangi bahaya radiasi eksternal, aktivitas zat radioaktif dapat dikurangi dengan cara: menunggu sampai zat radioaktif meluruh untuk waktu paruh yang pendek; mendekontaminasi sumber radioaktif sebelum bekerja; atau meminpindahkan zat radioaktif yang tidak perlu ke tempat lain (SMK3PTNBR, 2007). Zat radioaktif biasa tersebar ke lingkungan dalam bentuk gas, cairan ataupun berupa padatan. Kemudian masuk ke dalam lingkungan melalui berbagai jalur lintasan berupa udara, tanah dan air. Kemudian masuk ke dalam tanaman dan hewan atau dengan penyiraman langsung yang pada akhirnya akan sampai kepada manusia. Daur pencemaran radioaktivitas lingkungan sebagaimana tampak pada Gambar 5 (Wiryosimin, 1995).
BAHAN DAN METODE Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian dilakukan di kelompok Fisika Radiasi dan Lingkungan, Bidang Fisika, PTNBN BATAN. Waktu penelitian adalah bulan Maret 2009 – September 2009. Bahan dan Alat Bahan yang digunakan dalam penelitiian ini adalah tanah 3,5 kg, cesium-134 dengan aktivitas 580,27 Bq/kg dan aquades. Alat yang digunakan dalam penelitian ini adalah timbangan (Melter TOLEDO), silinder dari bahan plastik ukuran 0,2 liter, 2 liter dan 7 liter, Marinelli beaker ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter, gelas ukur 100ml, penggerus dan ayakan tepung. Analisis dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe). Metode Penelitian Penghalusan Tanah Tanah yang digunakan adalah tanah lembang. Tanah ini merupakan tanah asli lembang dan tidak mengandung bahan radioaktif Cs-134. Karakteristik tanah lembang ada pada Tabel. 7. Perlakuan pertama adalah menjemur tanah sampai kering. Proses pengeringan tanah
11
