PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT

Volume 10, Oktober 2008

ISSN 1411-1349

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT Slamet Santosa, Darsono Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan – BATAN, Email: [email protected],

[email protected]

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

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

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

A

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT Slamet Santosa, dkk.

yang terdiri dari unsur standar dan material yang tidak diketahui. Analisa dilakukan dengan terlebih dahulu mengiradiasi cuplikan menggunakan neutron cepat dengan energi 14 MeV sehingga cuplikan menjadi radioaktif. Sinar gamma yang dipancarkan oleh beberapa unsur di dalam cuplikan mempunyai energi spesifik yang memberikan data kualitatif dan kuantitatif, yang kemudian dapat dideteksi menggunakan detektor gamma pada suatu sistem pengukuran spektrometri gamma[2,3]. Keunggulan dari metode AANC meliputi penentuan beberapa 37


unsur di dalam sebuah cuplikan yang dapat dilakukan secara bersamaan, materi cuplikan tidak perlu dipisahkan secara kimia terlebih dahulu dan hasil analisa unsurnya dapat diperoleh dengan cepat dan akurat[4]. Di Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB – BATAN) dikembangkan metode AANC menggunakan sebuah GN, yang aplikasinya diutamakan untuk analisa lingkungan. Untuk keperluan komputasi dan database pada aplikasi tersebut telah dirancang dan dibuat sebuah program komputer[5]. Database yang dikembangkan pada program komputer tersebut masih belum sempurna sehingga hampir semua perhitungan yang dilakukan memerlukan masukan data nuklir dari papan kunci (keyboard). Untuk meningkatkan unjuk kerja dan efisiensi program dilakukan pengembangan database data nuklir untuk metode AANC, dengan konsekuensi perlu dilakukan perubahan pada diagram alir data. Parameter-parameter untuk perhitungan yang dilakukan pada program pada prinsipnya menggunakan metode absolute sama seperti pada[5], yang pada pengembangan program komputasi ini dilakukan dengan dua cara perhitungan tampang lintang reaksi, dua cara perhitungan konsentrasi cuplikan, perhitungan batas deteksi dan sensitifitas analitik. Pengembangan database dilakukan dengan membuat database data nuklir dan database efisiensi untuk berbagai konfigurasi, yang memudahkan pengguna ketika melakukan komputasi cuplikan hasil iradiasi, sehingga pada akhirnya mempercepat proses komputasi tersebut. Program komputer dibuat menggunakan Borland Delphi versi 7.0 dengan mengaktifkan komponen-komponen aritmatika, grafis dan fungsi laporan cepat (quick-report) yang digunakan untuk perhitungan parameter-parameter program dan pencetakan kurva efisiensi. Perancangan proses berorientasi kepada obyek dari parameter-parameter pada perhitungan teknik AANC, sehingga urutan proses secara umum adalah mengumpulkan data masukan dari hasil iradiasi menggunakan GN, mengambil data nuklir dari pustaka database, melakukan perhitungan-perhitungan dan menampilkan data laporan. Tabel database data nuklir, data efisiensi dan data hasil perhitungan AANC dibuat menggunakan server database MySQL[6], dengan tiap-tiap permintaan SQL (SQL-queries) dibuat dengan interface yang berorientasi halaman sehingga user dapat dengan mudah melakukan pembacaan dan penulisan (update) pada tabel-tabel yang bersesuaian. Relasi tiap-tiap entitas tabel didesain sehingga aliran data konteks menjadi efisien dan meminimumkan komunikasi antar tabel[7]. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Teknologi Akselerator dan Aplikasinya Vol. 10, Oktober 2008 : 37 - 47

ISSN 1411-1349

PARAMETER DAN PERHITUNGAN PROGRAM AANC Secara umum urutan proses perhitungan pada program AANC adalah memasukkan data untuk perhitungan yang diperoleh dari hasil iradiasi menggunakan GN, mengambil data-data nuklir terkait dari dalam pustaka AANC, dan kemudian setelah semua data yang diperlukan lengkap program AANC mulai melakukan perhitungan. Perhitungan-perhitungan yang dilakukan pada program aplikasi AANC menggunakan notasi yang juga adalah nama variabel pada program: σ = tampang lintang unsure, F = faktor sensitivitas, C = cacah, T(1/2) = waktu paroh, Iγ = intensitas sinar gamma, Mj = massa atom, mj = massa cuplikan, α = kelimpahan, ti , td , tc = waktu (iradiasi, tunda, cacah), Ф = fluks neutron, L = bilangan Avogadro, ε = efisiensi detector dan λ = ketetapan peluruhan. 1. Perhitungan Tampang Lintang (Cara 1) Proses perhitungan tampang lintang cara 1 adalah untuk perhitungan tampang lintang reaksi dengan cuplikan diiradiasi secara bersama-sama sampel standard, sehingga fluks yang diterima dapat dianggap sama. Pada tahapan ini pada database data nuklir (sebagai database pustaka) telah dilakukan input data. Proses perhitungan tampang lintang cara 1 dapat dilihat pada Gambar 1a. 2. Perhitungan Tampang Lintang (Cara 2) Untuk menentukan tampang lintang reaksi dengan cara 2, dua buah sampel standar dengan fluks masing-masing (ФS1) dan (ФS2) diiradiasi bersama-sama cuplikan sehingga fluks neutron pada unsur standar adalah rata-rata dari (ФS1) dan (ФS2), dan dapat dianggap sama dengan fluks pada cuplikan. Proses perhitungan tampang lintang cara 2 dapat dilihat pada Gambar 1b. 3. Perhitungan fluks neutron Proses perhitungan fluks neutron dilakukan seperti Gambar 2 sebagai berikut, dengan faktorfaktor persamaan yang sama seperti di atas. Fluks neutron adalah kerapatan neutron yang dihasilkan oleh GN yang digunakan pada sistem. 4. Perhitungan konsentrasi unsur cara 1 Perhitungan konsentrasi unsur cara 1 adalah cara perhitungan konsentrasi unsur dengan cuplikan diiradiasi bersama-sama sampel standard sehingga fluks neutron yang diterima oleh masing-masing 38


ISSN 1411-1349

adalah sama. Proses perhitungan konsentrasi cara 1 ditunjukkan pada Gambar 3a. 5. Perhitungan konsentrasi unsur cara 2

Perhitungan konsentrasi unsur cara 2 dilakukan dengan cuplikan diiradiasi secara terpisah dengan sampel standard. Proses perhitungan konsentrasi unsur cara 2 dapat dilihat pada Gambar 3b.

Gambar 1. Proses perhitungan tampang lintang reaksi.

Gambar 2. Proses perhitungan fluks neutron.

Gambar 3. Proses perhitungan konsentrasi unsure. PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT Slamet Santosa, dkk.

39


ISSN 1411-1349

TATAKERJA DAN PERCOBAAN

a. Tabel data-nuklir

1. Perancangan Database

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

Database adalah bagian yang sangat penting pada program aplikasi AANC, dengan data-data unsur yang diperlukan pada perhitunganperhitungan analisa aktivasi disimpan dalam tabel database. Rancangan database yang digunakan dalam program aplikasi ini terdiri dari 5 buah tabel: tabel data-nuklir, tabel unsur, tabel efisiensi, tabel jarak dan tabel energi. Untuk mendapatkan aliran data konteks yang optimum, pada pengembangan tabel-tabel database ini dilakukan algoritma normalisasi hibrida, yaitu dalam mencari item data yang akan disimpan pada tabel menggunakan primary keys. Algoritma melakukan proses looping pada semua field dalam tabel kemudian menempatkan item-item, misalnya hasil perhitungan, pada guess field yang bersesuaian dengan tabel relasinya. Pendekatan pemetaan demikian akan menjamin logika penempatan data pada tabel-tabel secara tepat sehingga menjamin efisiensi dari tiaptiap tabel. Hasil final pemetaan field-field pada tabel-tabel database program AANC adalah seperti Gambar 4. Nama-nama tabel dan field menyatakan perhitungan yang dilakukan dan data hasil perhitungan yang akan disimpan. Penjelasan dari rancangan tabel-tabel tersebut secara lebih rinci dapat dilihat pada tabel-tabel berikut, dengan “tipe data” seperti pada perangkat lunak Borland Delphi versi 7.0.

b. Tabel unsur Tabel unsur digunakan untuk menyimpan daftar nama, simbol, z, dan berat atom dari suatu unsur. Tabel unsur ini mempunyai primary key simbol. c. Tabel efisiensi Tabel efisiensi digunakan untuk menyimpan data efisiensi yang diperoleh dari hasil perhitungan efisiensi detektor berdasarkan iradiasi. Tabel efisiensi memiliki primary key efisiensi. d. Tabel jarak Tabel jarak digunakan untuk menyimpan data jarak detector yang diperoleh dari hasil iradiasi untuk data efisiensi. Tabel tabel_jarak memiliki primary key jarak. e. Tabel energi Tabel energi digunakan untuk menyimpan data-data energi yang diperoleh dari hasil percobaan untuk data efisiensi. Tabel tabel_energi memiliki primary key energi.

Gambar 4. Pemetaan relasi tabel-tabel database program AANC. Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Teknologi Akselerator dan Aplikasinya Vol. 10, Oktober 2008 : 37 - 47

40


ISSN 1411-1349

Tabel 1. Tabel data-nuklir. Nama Kolom

Tipe Data

Keterangan

id

tinyint(4)

Id dari data nuklir

z

tinyint(2)

Nilai Z dari data nuklir

isotop

int(3)

Nilai isotop dari data nuklir

kelimpahan

float

Nilai kelimpahan relatif isotop cuplikan

waktu_paroh

float

Nilai waktu paroh reaksi

satuan_waktu

char(1)

Satuan waktu dari waktu paroh

tampang_lintang

float

Nilai tampang lintang reaksi

satuan_tampang

char(3)

Satuan dari tampang lintang reaksi

energi

float

Nilai energi

intensitas

float

Nilai intensitas

reaksi

varchar(20)

Jenis reaksi yang dilakukan

Tabel 2. Tabel unsure. Nama Kolom

Tipe Data

Keterangan

simbol

char(2)

Simbol dari unsur

nama

char(15)

Nama dari unsur

z

tinyint(3)

Nilai dari unsur

ba

float

Nilai Ba dari unsur

Tabel 3. Tabel efisiensi. Nama Kolom

Tipe Data

Keterangan

efisiensi

float

Nilai dari efisiensi mutlak

jarak

float

Jarak antara sumber dengan detektor

energi

float

Nilai dari energi dari unsur

cps

float

Nilai cacah per detik

Tabel 4. Tabel efisiensi. Nama Kolom jarak dps

Tipe Data float double

Keterangan Jarak antara sumber dengan detektor Nilai disintegrasi per detik (cacah sinar-γ)

Tabel 5. Tabel energi. Nama Kolom

Tipe Data

energi

float

Nilai dari energi dari unsur

gamma

float

Nilai intensitas mutlak sinar-γ (yield)


Keterangan

41


ISSN 1411-1349

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

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

Gambar 5. Perancangan antarmuka program AANC.

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Teknologi Akselerator dan Aplikasinya Vol. 10, Oktober 2008 : 37 - 47

42


ISSN 1411-1349

HASIL DAN PEMBAHASAN Berbasis tabel database dan disain antarmuka di atas, implementasi program AANC terdiri dari 53 prosedur program. Ketika program AANC dijalankan, muncul menu utama sebagai antarmuka on-click sub-menu program, seperti pada Gambar 6.

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

Gambar 6. Menu utama program AANC.

(a)

(b) Gambar 7. Antarmuka tabel data nuklir. PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT Slamet Santosa, dkk.

43


ISSN 1411-1349

1. Halaman perhitungan tampang lintang

2. Halaman perhitungan fluks neutron

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

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

(b)

(a)

Gambar 8. Halaman perhitungan tampang lintang reaksi.

Gambar 9. Halaman perhitungan fluks neutron.


44


ISSN 1411-1349

3. Halaman perhitungan konsentrasi unsur Untuk menghitung konsentrasi unsur dapat dilakukan dengan cara , masing-masing cara 1 dan cara 2 dalam dua halaman yang berbeda seperti pada Gambar 10 sebagai berikut. Perhitungan cara 1, Gambar 10a, dilakukan dengan cuplikan diiradiasi secara bersama-sama dengan sampel standar sehingga fluks yang diterima standar dan cuplikan dapat dianggap sama, sedangkan perhitungan cara 2, Gambar 10b, iradiasi dilakukan secara terpisah. 4. Sensitivitas analitik Halaman antarmuka sensitivitas analitik berfungsi menampilkan grafik sensitivitas analitik.

Grafik sensitivitas analitik diperoleh dari hasil perhitungan nilai batas deteksi beberapa data nuklir yang dipilih untuk mewakili semua unsur yang ada. Dari hasil perhitungan tersebut kemudian dibuat grafik, seperti pada Gambar 11. 5. Beberapa perhitungan lain Pada program komputasi AANC diperlukan perhitungan lain sebagai kelengkapan pustaka data pada database, misalnya perhitungan disintegration per second (dps) dan perhitungan efisiensi. Pada gambar 12 sebagai berikut ditampilkan contoh halaman perhitungan dps dan efisiensi.

(a)

(b)

Gambar 10. Antarmuka perhitungan konsentrasi unsur.

Gambar 11. Grafik sensitivitas analitik. PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT Slamet Santosa, dkk.

45


ISSN 1411-1349

Gambar 12. Contoh tampilan perhitungan dps dan efisiensi.

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

KESIMPULAN Dari hasil penilitian yang telah dilakukan tentang pembuatan program aplikasi sebagai media bantu dalam melakukan perhitungan dengan teknik AANC, maka dapat disimpulkan beberapa hal sebagai berikut. 1. Program aplikasi yang dibuat menggunakan bahasa pemrograman Delphi dan database MySQL dapat digunakan dengan lebih baik untuk perhitungan maupun untuk mendapatkan data nuklir dari berbagai unsur yang diperlukan pada teknik analisa AANC. 2. Dengan adanya program aplikasi AANC maka program analisa unsur menggunakan GN menjadi lebih mudah, lebih cepat dan lebih akurat dalam menganalisis data nuklir dari suatu unsur dan menghitung secara kuantitatifnya. 3. Dengan pengembangan database data-nuklir pada program AANC yang sudah ada maka running program menjadi lebih mudah dan efisien serta mengurangi input data dari papan kunci.


DAFTAR PUSTAKA [1] NARGOWALLA, S, Activation Analysis With Neutron Generator, John Wiley and Sons, New York, 1973. [2] KNOLL, G.F., Irradiation Detectors and Measurements, New York, John Willey and Sons, 1974. [3] SUSETYO WISNU, Spektrometri Gamma dan Penerapannya dalam Analisis Pengaktifan Neutron, Gadjah Mada University Press, Yogyakarta. [4] DARSONO, Generator Neutron dan Aplikasinya, Diklat Pengetahuan dan Aplikasi Akselerator, Yogyakarta, BATAN, 1998. [5] SLAMET SANTOSA, ELIN NURAINI, A Computation and Database Development for Fast Neutron Activation Analysis, Proc. of the Intern. Conf. on Advances in Nuclear Science and Engineering 2007, Bandung, Indonesia, November 13 – 14, 2007. [6] DelphiTM, Database Application Developer’s Guide With SQL Database Server, Borland International, U.S.A., 1995. [7] GERHARD ERDTMANN, Neutron Activation Tables, Kernchemie in Einzeldarstellungen Volume 6, 1976.

46


ISSN 1411-1349

Slamet Santosa

TANYA JAWAB Imam Kambali − Bagaimana anda menentukan sensitivitas hasil perhitungan? − Dalam perhitungan laju cacah, apakah anda memperkirakan besarnya resolusi detektor?


− Sensitivitas analitik ditentukan dengan perhitungan nilai limit deteksi. Pada program dihitung menggunakan banyak data nuklir yang mewakili semua unsur yang ada. − Pada program yang dibuat digunakan resolusi detektor dari detektor yang dipergunakan untuk analisis AANC.

47

PENGEMBANGAN DATABASE PROGRAM KOMPUTASI UNTUK ANALISA AKTIVASI NEUTRON CEPAT

Recommend Documents