PERKIRAAN PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DARI PEMAKAIAN BETON RINGAN AERASI HEBEL UNTUK BAHAN BANGUNAN
Oleh :
TARPIAH SUSELYANI G74101027
PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2006
Abstrak
TARPIAH SUSELYANI. Perkiraan Paparan Radiasi Eksternal dari Pemakaian Beton Ringan Aerasi Hebel untuk Bahan Bangunan. Dibimbing oleh IRMANSYAH dan BUNAWAS. Telah dilakukan perhitungan paparan radiasi gamma dari salah satu bahan bangunan yaitu beton ringan aerasi Hebel buatan P.T. Hebel Indonesia, Karawang Timur. Perhitungan yang dilakukan meliputi pengukuran konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan K-40, pengukuran koefisien absorbsi dan perkiraan dosis radiasi gamma dari beton ringan aerasi Hebel. Konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan K-40 diukur dengan menggunakan Spektrometer Gamma. Kandungan konsentrasi radionuklida alam Ra -226 pada Hebel sebesar (25,11 ± 0,32) Bq/kg. Konsentrasi Th-228 sebesar (31,82 ± 0,41) Bq/kg. Konsentrasi K-40 sebesar (28,28 ± 0,29) Bq/kg. Konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan K-40 dari hasil penelitian ini bila dibandingkan dengan data dari hasil penelitian konsentrasi radionuklida alam di dalam bahan bangunan lainnya yang digunakan di Surabaya, Jakarta dan sekitarnya jauh lebih kecil. Pada pengukuran koefisien absorbsi, pada saat sumber radiasi dari luar dipancarkan langsung pada detektor (tanpa Hebel) menghasilkan laju cacah yang lebih besar dibandingkan setelah dipasang Hebel diantara sumber dan detektor. Hal ini dikarenakan sebagian radiasi yang dipancarkan sumber diserap oleh Hebel. Paparan radiasi gamma dari perhitungan didapatkan nilainya sebesar 0,25 mSv/tahun. Nilai ini jauh lebih kecil dibandingkan paparan radiasi gamma dari bahan bangunan yang dilaporkan oleh UNSCEAR tahun 2000 yaitu sebesar 0,41 mSv/tahun. Jadi, Hebel aman digunakan untuk bahan dinding bangunan baik rumah maupun gedung-gedung perkantoran karena paparan radiasi gammanya kurang dari harga standar yang direkomendasikan oleh Komisi Internasional Perlindungan Bahaya Radiasi (International Commision on Radiological Protection/ICRP) yaitu 1 mSv/Th.
PERKIRAAN PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DARI PEMAKAIAN BETON RINGAN AERASI HEBEL UNTUK BAHAN BANGUNAN
Skripsi Sebagai salah satu syarat tugas akhir untuk memperoleh gelar Sarjana Sains pada Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor
Oleh : TARPIAH SUSELYANI G74101027
PROGRAM STUDI FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2006
Judul
: Perkiraan Paparan Radiasi Eksternal dari Pemakaian Beton Ringan Aerasi Hebel untuk Bahan Bangunan
Nama
: Tarpiah Suselyani
NRP
: G74101027
Menyetujui :
Pembimbing I, Pembimbing II,
Ir. Irmansyah, M. Si.
Drs. A. Bunawas,
APU NIP 132104953 NIP 330003249
Mengetahui : Dekan Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor
Dr. Ir. Yonny Koesmaryono, M.S NIP 131473999
Tanggal Lulus:
PRAKATA
Assalamu’alaikum Wr. Wb. Segala puji hanya bagi Allah SWT, Yang Maha Pengasih lagi Maha Penyayang. Atas segala rahmat, kemudahan dan pertolonganNya sehingga karya ini dapat diselesaikan. Sholawat dan salam semoga senantiasa tercurah pada Rasulullah SAW, manusia pilihan. Skripsi yang berjudul ”Perkiraan Paparan Radiasi Eksternal dari Pemakaian Beton Ringan Aerasi (Hebel) untuk Bahan Bangunan” merupakan hasil penelitian sebagai salah satu syarat untuk meraih gelar Sarjana Sains pada Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Institut Pertanian Bogor. Penelitian ini dilakukan mengingat trend saat ini di kot a-kota besar seperti Jakarta dan sekitarnya membangun gedung dengan menggunakan beton ringan aerasi yang mengandung radioaktivitas alam yang akan memberikan paparan radiasi eksternal di lingkungan kita, maka dengan penelitian ini diharapkan dapat memberikan informasi dan gambaran yang lengkap berapa perkiraan dosis radiasi eksternal yang diterima oleh orang yang bekerja maupun yang tinggal di dalam ruangan. Penulis mengucapkan terima kasih kepada berbagai pihak yang telah membantu dalam penyelesaian karya ilmiah ini, antara lain: Bapak Ir. Irmansyah, M. Si dan Bapak Drs. A. Bunawas, APU sebagai pembimbing atas kesabaran, keikhlasan, dan arahannya dalam membimbing penulis. Bapak Wahyudi, Amd. dan Bapak Dadong Iskandar sebagai pembimbing lapangan, terima kasih atas ilmunya. Untuk Bapak Drs. M. Nur Indro, M. Si, dan Bapak Setyanto Tri Wahyudi, S. Si sebagai penguji terima kasih untuk motivasi dan masukan yang telah diberikan. Ucapan terima kasih juga penulis sampaikan kepada Bapak Ir. Hanedi Darmasetiawan, M.S. selaku Komisi Pendidikan Departemen Fisika dan Seluruh Dosen, Staff, Laboran Departemen Fisika FMIPA IPB atas ilmu dan bantuan yang diberikan kepada penulis. Teruntuk Keluarga tercinta; Bapak, Ibu, Mas Rosyid dan Yayu Surani, Mas Sudur dan Yayu Ilah, Mas Tohari dan Yayu Ani, Mas Momon dan Yayu Inah dan adikku tercinta Ade Tuniyah terima kasih atas cinta, kasih sayang dan do’a yang tiada henti. Teruntuk Poetri Amalia Dewi atas kebersamaan dan kerja samanya, ’Sesungguhnya sesudah kesulitan pasti ada kemudahan’. Kepada keluarga besar ”chatting” dan warga Al- Muthmainnah (Mba Iyang, Ntie, Reni, Ima, Venny, Evi, Septi, Hasha, Rahma, Inung, Eva dan Asti) untuk cinta dan taushiyah yang menyejukkan. Kepada Mba Tyas, Poe, Nda, Moez, Yani and Novi, ’ukhuwah ini begitu indah’. Penulis ucapkan terima kasih yang sebesar- besarnya kepada Wiwit, Esti, Supri, Rika, Didie, Epi, Ade, Ayank, Yayat, La Ode, Maman, Wiko, Erus, Ain, Moogie, Coe, Hasan, Doddy, Yerri, TeBe, Richie, Iman, Ki Agus, Jani, Sigit, Guslani dan Geral atas kekompakan, kebersamaan, bantuan, semangat dan doanya. Rekan- rekan Fisika ’37, ’39, ’40, ’41 dan semua pihak yang telah membantu terlaksananya penelitian ini, semoga Allah SWT membalasnya dengan yang lebih baik. Semoga karya ilmiah ini dapat bermanfaat bagi kita semua dan kemajuan ilmu pengetahuan. Wassalamu’alaikum Wr. Wb.
Bogor, Januari 2006 Tarpiah Suselyani
RIWAYAT HIDUP Penulis dilahirkan di Indramayu pada tanggal 7 Oktober 1982 sebagai anak kelima dari enam bersaudara, putri dari pasangan Maryani dan Tariyah. Penulis menamatkan pendidikan dasar di SD Negeri Parean Girang pada tahun 1995, melanjutkan ke SLTP Negeri I Kandanghaur hingga tahun 1998, dan lulus dari SMU Negeri I Kandanghaur pada tahun 2001. Pada tahun yang sama, penulis lulus seleksi masuk ke Institut Pertanian Bogor melalui Undangan Seleksi Masuk IPB (USMI) pada Departemen Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Selama mengikuti perkuliahan, penulis pernah menjadi Asisten Pendidikan Agama Islam pada tahun 2004/2005. Selain itu, penulis juga aktif dalam pelatihan, kepanitiaan dan organisasi seperti Himpunan Mahasiswa Fisika (HIMAFI) pada periode 2003/2004, Dewan Perwakilan Mahasiswa IPB (DPM FMIPA IPB) pada periode 2001/2002 dan 2002/2003. Kegiatan-kegiatan yang pernah penulis ikuti selama masa perkuliahan memberikan pengalaman yang tidak ternilai harganya.
ii
DAFTAR ISI
Halaman PRAKATA ......................................................................................................... i DAFTAR ISI.......................................................................................................
ii
DAFTAR TABEL .................................................................................................................................
iii
DAFTAR GAMBAR ...........................................................................................................................
iii
DAFTAR LAMPIRAN ......................................................................................................................
iii
PENDAHULUAN ................................................................................................................................. Latar Belakang ........................................................................................................................ Perumusan Masalah ............................................................................................................... Tujuan Penelitian ...................................................................................... Manfaat Penelitian..................................................................................................................
1 1 1 2 2
TINJAUAN PUSTAKA ....................................................................................... Beton ........................................................................................................................................ Beton Ringan Aerasi ............................................................................................................. Radionuklida Alam................................................................................................................ Paparan Radiasi Alam dari Bahan Bangunan ................................................................... Paparan Radiasi Alam dan Radiasi Buatan ....................................................................... Paparan Radiasi Gamma dari Bahan Bangunan............................................................... Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe ................................................................. Interaksi Foton Gamma dengan Detektor .............................................................. Spektrometer Gamma ................................................................................................ Kalibrasi Spektrometer Gamma...............................................................................
2 2 2 3 3 3 4 5 5 5 7
BAHAN DAN METODE.................................................................................................................... Waktu dan Tempat Penelit ian ............................................................................................. Bahan dan Alat ...................................................................................................................... Metode Penelitian ................................................................................................................. Persiapan Sampel.......................................................................................................... Pengukuran Laju Cacah Radionuklida Alam Ra-226, Th-228 dan K-40............ Perhitungan Konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K-40 .............................................. Perhitungan Koefisien Absorbsi................................................................................ Perkiraan Dosis Radiasi Gamma Secara Teoritis....................................................
7 7 7 8 8 8 8 9 9
HASIL DAN PEMBAHASAN .......................................................................................................... Persiapan Sampel ................................................................................................................... Pengukuran Laju Cacah Radionuklida Alam Ra-226, Th-228 dan K-40 ..................... Perhitungan Konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K-40 ........................................................ Perhitungan Koefisien Absorbsi.......................................................................................... Perkiraan Dosis Radiasi Gamma Secara Teoritis ..............................................................
10 10 10 10 12 13
SIMPULAN DAN SARAN ................................................................................................................ Simpulan ................................................................................................................................. Saran .........................................................................................................................................
14 14 15
DAFTAR PUSTAKA ..........................................................................................................................
15
LAMPIRAN ...........................................................................................................................................
18
iii
DAFTAR TABEL Halaman Spesifikasi Teknis Beton Ringan Aerasi....................................................................................... 2 Konsentrasi Radionuklida Alam pada Bahan Bangunan di Austria......................................... 3 Paparan Radiasi Alam yang Diterima Manusai ........................................................................... 4 Paparan Radiasi Buatan yang Diterima Manusia ........................................................................ 4 Paparan Radiasi dari Beberapa Material Bangunan.................................................................... 4 Radionuklida Alam dan Hasil Peluruhannya yang Memancarkan Radiasi Gamma ....................................................................................................... 4 7 Laju Cacah dan Laju Cacah Latar Ra -226, Th-228 dan K-40 pada Hebel ............................. 10 8 Konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K-40 pada Hebel .................................................................... 11 9 Perbandingan Konsentrasi Radionuklida Alam antara Hebel dengan Bahan Bangunan Lainny a .............................................................................................................. 11 10 Perbandingan Indeks Bahaya Radiasi Gamma antara Hebel dengan Bahan Bangunan Lainnya. ............................................................................................................. 12 11 Koefisien Absorbsi Hebel. ............................................................................................................ 13 12 Koreksi Absorbsi Diri dari Ra-226, Th-228 dan K-40 dari Hebel.......................................... 13 13 Perkiraan Radiasi Gamma dari Dinding Ban gunan Ukuran (4x4x3) m3 ............................... 14 14 Unsur-unsur Radioaktif yang Terdapat dalam Deret Uranium ............................................... 20 15 Unsur-unsur Radioaktif yang Terdapat dalam Deret Thorium................................................ 21 16 Nuklida Pemancar Gamma yang Dominan pada Deret U-238 ................................................ 22 17 Nuklida Pemancar Gamma yang Dominan pada Deret Th -232 .............................................. 22 18 Pertumbuhan Radon dari Ra-226 dan Ra-224 dari Ra-228 ...................................................... 23 19 Laju Cacah Sebelum dan Setelah Dipasang Hebel .................................................................... 24 20 Data Cacah Hebel Menggunakan Spektrometer Gamma Model GEM -25185 ..................... 27 1 2 3 4 5 6
DAFTAR GAMBAR Halaman Kontribusi Dosis Radiasi yang Diterima Manusia Setiap Saat ................................................ 1 Beton Ringan Aerasi ...................................................................................................................... 2 Pengukuran Koefisien Absorbsi .................................................................................................... 9 Hebel yang Sudah Dihaluskan dalam Tabung Marinelli .......................................................... 10 Kurva Hubungan Energi dengan Laju Cacah Sebelum dan Setelah Hebel Dipasang......... 13 Kurva Hubungan Energi dengan Koefisien Absorbsi............................................................... 13 Diagram Alir Penelitian .................................................................................................................. 19 Kurva Kalibrasi Efisiensi Sumber Pemancar Gamma Campuran dalam Wadah Marinelli .................................................................................................................. 25 9 Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe Model GEM -25185 ....................................... 25 10 Contoh spektrum yang dihasilkan Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe.............. 26 1 2 3 4 5 6 7 8
DAFTAR LAMPIRAN 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11
Halaman Diagram Alir Penelitian .................................................................................................................. 19 Unsur-unsur Radioaktif yang Terdapat dalam Deret Uranium................................................ 20 Unsur-unsur Radioaktif yang Terdapat dalam Deret Thorium................................................ 21 Nuklida Pemancar Gamma yang Dominan pada Deret U-238 ............................................... 22 Nuklida Pemancar Gamma yang Dominan pada Deret Th -232 .............................................. 22 Pertumbuhan Radon dari Ra-226 dan Ra-224 dari Ra-228 ...................................................... 23 Laju Cacah Sebelum dan Setelah Dipasang Hebel .................................................................... 24 Kurva Kalibrasi Efisiensi Sumber Pemancar Gamma Campuran dalam Wadah Marinelli 25 Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe Model GEM -25185 ....................................... 25 Contoh Spektrum yang Dihasilkan Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe ............ 26 Data Cacah Hebel Menggunakan Spektrometer Gamma Model GEM -25185 ..................... 27
’’Ilmu itu sumber kehidupan islam dan tiang iman, maka barang siapa yang mengajarkan sesuatu ilmu, maka Allah akan menyempurnakan pahalanya. Dan barang siapa menuntut ilmu, kemudian mengamalkannya, maka Allah akan mengajarkan kepadanya apa-apa yang tidak diketahuinya” (HR. Abu Syeikh)
”Dan pada pergantian siang dan malam, dan apa -apa yang diturunkan Allah dari langit berupa rizki, lalu dia menghidupkan dengannya bumi sesudah matinya dan pada perkisaran angin, menjadi tanda-tanda (kekuasaan Allah) bagi kaum yang berfikir”. (QS. Al-Jaatsiyah : 5)
Untuk Bapak dan Ibu yang telah mengajari bagaimana memberi tanpa mengharap balasan . . . Untuk Bapak dan Ibu yang bagaikan lilin, membakar dirinya sendiri untuk memberikan cahayanya demi terangnya jalan yang akan aku lalui . . . Untuk kakak -kakakku tercinta; Mas Rosyid, Mas Sudur, Mas Tohari dan Yayu Inah . . . Untuk adikku tersayang Ade Tuniyah Yulyani . . . Untuk setiap orang yang senantiasa mencari kebenaran yang terdapat dalam Al-Qur’an. Lautan ilmu pengetahuan yang teramat dalam. Dan dalam sunnah Nabi Muhammad SAW . . . Untuk mereka semua . . . Aku persembahkan karya ini.
PENDAHULUAN Latar Belakang Manusia dengan segala kegiatannya selalu dikelilingi oleh radiasi. Oleh karena itu proteksi radiasi memegang peranan yang penting. Di samping itu radioaktivitas alam yang terjadi terus-menerus juga tidak boleh diabaikan (Retno 1992).
di tambang saja, melainkan di rumah-rumah. Radionuklida yang ada di dalam ruangan (rumah) bisa berasal dari beberapa sumber, antara lain: tanah (lokasi bangunan rumah), air dan bahan bangunan (contoh: beton ringan aerasi). Dari penelitian yang dilakukan H. Sorantin dan Steger tahun 1984 di Austria, diketahui bahwa dosis radiasi yang diterima manusia di dalam ruangan cenderung lebih tinggi dibandingkan dengan dosis radiasi di luar ruangan (Retno 1992). Hal ini dikarenakan di dalam ruangan, manusia sengaja atau tidak akan terkena paparan radiasi yang meliputi: a) Paparan radiasi eksternal Yaitu paparan radiasi yang disebabkan pancaran sinar beta dan gamma dari nuklidanuklida yang meluruh yang berasal dari bahan bangunan secara langsung. b) Paparan radiasi internal Yaitu paparan radiasi yang berasal dari Radon dan Thoron beserta hasil-hasil peluruhannya yang masuk ke dalam tubuh (Retno 1992).
Perumusan Masalah Gambar 1
Kontribusi dosis radiasi yang diterima manusia setiap saat (http//www.batan.go.id/p3krbi n/K2/bidang -K2.htm).
Penyumbang radiasi terbesar yang diterima manusia berasal dari radioaktivitas alam. Pada Gambar 1 terlihat bahwa 87% dari total dosis radiasi yang diterima tubuh manusia berasal dari radiasi alam, seperti sinar gamma, sinar kosmik, radiasi internal, radon dan thoron. Hanya 13% dari total radiasi yang diterima tubuh manusia berasal dari sumber -sumber radiasi buatan manusia, seperti penggunaan sinar-x untuk tujuan medis, jatuhan debu radioaktif percobaan senjata nuklir, pengoperasian reaktor nuklir dan pembuangan limbah radioaktif (Andrews 1974). Hubungan antara manusia dan tempat tinggalnya yang berupa gedung bangunan sebagai tempat beristirahat dan bekerja merupakan subyek yang ramai dibicarakan. Sering muncul pertanyaan apakah bahanbahan bangunan yang banyak dipakai tidak memancarkan radiasi pada tingkat yang membahayakan manusia. Radionuklida yang berada di lingkungan dapat menimbulkan bahaya bagi kesehatan manusia. Mereka tidak hanya ada
Tempat tinggal di masa depan, khususnya di kota-kota besar ada kecenderungan berupa kondominium karena terbatasnya lahan dan pertimbangan sosial ekonomi. Hal ini mengakibatkan banyak bahan bangunan yang digunakan. Ini berarti bahwa paparan radiasi yang diterima dominan berasal dari bahan bangunan (Bunawas dan Bambang 1997). Pengetahuan konsentrasi radionuklida alam yang terkandung di dalam bahan bangunan adalah penting dalam memperkirakan paparan populasi yang diterima masyarakat. Sebab setiap individu kira-kira 80% waktunya tinggal di dalam ruangan. Menurut laporan komite ilmiah PBB untuk efek radiasi atom (UNSCEAR), paparan eksternal dari sumber alamiah sekitar 0,46 mSv/tahun untuk latar belakang normal dan sekitar 4,3 mSv/tahun untuk latar belakang tinggi (Bunawas dan Bambang 1997). Salah satu penyumbang paparan eksternal adalah radionuklida alam di bahan bangunan yang memancarkan radiasi gamma seperti K-40 (E = 1460 keV), hasil peluruhan Ra-226 (E = 352 keV dari Pb-214, E = 609 keV dari Bi- 214 dan seterusnya) dan hasil peluruhan Th-232 (E = 239 keV, 583 keV dan 911 keV dari Pb-214, Tl-208 dan Ac-228). Radionuklida alam itu ada semenjak bumi terbentuk (Bunawas dan Bambang 1997).
Mengingat kecenderungan saat ini di kota-kota besar seperti Jakarta dan sekitarnya membangun gedung dengan menggunakan beton ringan aerasi yang mengandung radioaktivitas alam yang akan memberikan paparan radiasi eksternal di lingkungan manusia, maka diperlukan penelitian agar diperoleh informasi dan gambaran yang lengkap berapa perkiraan dosis radiasi eksternal yang diterima oleh orang yang bekerja maupun yang tinggal di dalam ruangan. Menurut data UNSCEAR waktu pekerja tinggal di ruangan selama 2000 jam/tahun sedangkan penduduk tinggal selama 7000 jam/tahun.
Tujuan Penelitian Penelitian ini bertujuan untuk mengukur konsentrasi Ra-226, Th-228, dan K-40 yang terkandung pada beton ringan aerasi Hebel, mengukur koefisien absorbsi dan menghitung dosis radiasi eksternal secara teoritis dalam ruangan berukuran (4 x 4 x 3) m3 yang terbuat dalam berbagai kondisi dari beton ringan aerasi Hebel.
Beton Ringan Aerasi Beton ringan aerasi hebel dibuat dari bahan baku pasir kuarsa, semen dan bahan pengembang yang dikategorikan sebagai bahanbahan untuk beton ringan. Disebut aerasi karena beton ini diperoleh dari gelembung-gelembung sabun yang berada dalam metrik semen atau campuran pasir dan semen (www.hebel.co.id 2005). Proses pembuatan beton ringan aerasi yaitu: Pasir kuarsa digiling dalam ball mill sehingga tercapai ukuran butiran yang dibutuhkan. Seluruh bahan baku yang sudah dicampur air dan bahan pengembang ditimbang dan diukur dalam sebuah mesin pencampur sehingga menjadi adonan yang kemudian dituang ke dalam cetakan baja. Melalui proses kimia, terciptalah gas hidrogen yang membuat adonan mengembang membentuk jutaan poripori kecil. Dalam proses pembuatan beton ringan aerasi hebel, pengendalian mutu dilakukan di laboratorium pabrik hebel dengan menggunakan standar DIN (Deutsch Industrie Norm) (www.hebel.co.id 2005).
Manfaat Penelitian Penelitian ini dapat memberikan informasi kepada para pemakai bahan bangunan bahwa beton ringan aerasi mempunyai dosis radiasi yang relatif kecil, sehingga beton ringan aerasi ini aman digunakan untuk bahan bangunan.
TINJAUAN PUSTAKA Gambar
2
Beton Beton adalah campuran semen, pasir, agregat dan aditif yang telah dicampur secara kering dan dikemas. Hanya perlu menambah air dan mengaduknya untuk dipakai sebagai beton dengan kekuatan perencanaan karakteristik yang ditentukan. Produk ini juga terbuat dari bahan semen yang dapat menyebabkan iritasi pada kulit (www.hebel.co.id 2005).
Beton ringan aerasi Hebel (www.hebel.co.id 2005).
Tabel 1 Spesifikasi teknis beton ringan aerasi (www.hebel.co.id 2005) Spesifikasi Besar Panjang (l) Tinggi (h) Tebal (t) Berat Jenis Kering Berat Jenis Normal Kuat Tekan Konduktivitas Termis
550; 600 (mm) 200 (mm) 75; 100; 125; 150; 175;200 (mm) 500 (kg/m 3 ) 575 (kg/m 3 ) 4 (N/mm 2) 0,14 (W/mK)
Radionuklida Alam Radionuklida alam yang terdapat di lingkungan dapat dikelompokkan menjadi dua golongan umum, yaitu: a) Radionuklida kosmogenik b) Radionuklida primordial Radionuklida kosmogenik adalah radionuklida yang terbentuk akibat interaksi antara sinar kosmik dengan atom target yang terdapat dalam atmosfir, contohnya: Tritium, Berilium, Natrium, Sulfur dan lain-lain. Radionuklida primordial adalah radionuklida yang sudah terbentuk dalam kerak bumi sejak lama. Radionuklida primordial ini dapat dipisahkan dalam empat deretan peluruhan radioaktif dan K-40. Keempat deret peluruhan radioaktif tersebut adalah deret Thorium yang mempunyai nomor massa A = 4n, deret Neptunium dengan nomor massa A = 4n + 1, deret Uranium yang bernomor massa A = 4n + 2 dan deret Aktinium yang bernomor massa A = 4n + 3. Deret Thorium dihasilkan oleh peluruhan Thorium-232 yang umur parohnya 1,4 x 101 0 tahun dan berakhir pada Thorium D (Pb208 ). Deret Neptunium merupakan hasil peluruhan isotop Plutonium-241 dengan umur paroh 13,2 tahun dan diakhiri oleh isotop Bismuth-209 (Bi209 ). Deret Uranium dihasilkan dari peluruhan isotop uranium238 yang berumur paroh 4,5 x 10 - 9 tahun dan berakhir pada isotop Radium G (Pb206 ). Deret Aktinium dihasilkan dari peluruhan Uranium-235 dengan umur parohnya 9 x 108 tahun dan berakhir pada isotop Aktinium G (Pb208) (Retno 1992). Mengingat umur bumi yang sudah tua, maka dari keempat deret peluruhan radioaktif di atas yang masih ada di alam adalah deret Thorium, deret Aktinium dan deret Uranium, sedangkan deret Neptunium sudah tidak ada karena telah habis meluruh. Deret Aktinium juga sudah sangat jarang ditemukan di alam, ini disebabkan hal yang sama yaitu sebagian besar telah meluruh. Untuk lebih jelasnya tentang deret peluruhan di atas, dapat dilihat pada tabel 14 dan tabel 15 yang dilengkapi dengan umur paro dan energi utamanya pada lampiran 2 dan 3 (Retno 1992).
Radionuklida Alam dalam Bahan Bangunan Pengetahuan tentang paparan radiasi gamma dari bahan bangunan bermula pada tahun 1971 berdasarkan laporan Kriszjuk, EM dan Tasarov yang menemukan adanya korelasi radioaktivitas alam dengan radionuklida alam bahan-bahan bangunan. Sementara itu pada tahun 1984 Sorantin dan Steger mempelajari tentang radionuklida alam pada bahan bangunan di Austria dan hasilnya dilaporkannya seperti pada tabel 2. Tabel 2
Konsentrasi radionuklida alam pada bahan bangunan di Austria (Sorantin and Steger 1983) Bahan Ra-226 Th-232 K-40
bangunan
(Bq/kg)
(Bq/kg)
(Bq/kg)
Granit
55,4
24,6
911
Batu Kapur
9,0
2,8
34
Kerikil
13,9
14,8
171
Semen
26,7
14,2
210
Bata Merah
38,3
44,7
635
Tegel
48,2
56,3
528
Gips
47,8
5,4
151
Plester
33,5
19,3
288
Paparan Radiasi Alam dan Radiasi Buatan Dalam kehidupan sehari-hari penerimaan radiasi dapat berasal dari alam dan dapat berasal dari buatan manusia. Radiasi yang mungkin kita terima baik yang dari alam maupun dari buatan manusia diperlihatkan oleh tabel 3 dan tabel 4. Dari kedua tabel tersebut dapat dilihat perbedaan antara dosis dari radiasi alam dan radiasi buatan.
Tabel 3 Paparan radiasi alam yang diterima manusia (Indro 2000) Radiasi alam Paparan (mSv/th) Sinar kosmis 0,35 Udara
0,05
Material bangunan
0,34
Makanan
0,25
Tanah
0,11
Tabel
4
Paparan radiasi buatan yang diterima manusia (Indro 2000) Radiasi buatan Paparan (mSv/th) Penerbangan 0,0500 TV warna
0,0100
Foto sinar-X
0,5000
Radius 50 mil PLTN
0,0001
Terlihat bahwa secara normal manusia selalu menerima paparan radiasi dari alam yang lebih besar dari pada penerimaan radiasi karena buatan manusia. Pada tabel di atas terlihat bahwa paparan radiasi dari material bangunan sebesar 0,34 mSv/th. Material bangunan yang digunakan untuk membangun suatu gedung itu bermacam-macam jenisnya. Masing-masing material memancarkan radiasi dengan dosis yang berbeda-beda. Berikut ini data paparan radiasi dari material-material bangunan. Tabel 5 Paparan radiasi dari beberapa materialbangunan(http://www.e uronuclear.org/info/encyclopedi a/r/radiation -mat.htm) Material bangunan Paparan radiasi (mSv/th) Kayu 0,02–0,0 Batu kapur, batu pasir
0,00–0,1
Bata merah, beton
0,10–0,2
Batu alam, gipsum
0,20–0,4
Kerak bata merah, granit
0,40–2,0
Paparan Radiasi Gamma dari Bahan Bangunan Manusia sebagai anggota komunitas alam, disengaja atau tidak, akan selalu terkena paparan radiasi yang berasal dari lingkungannya. Di dalam suatu ruangan, iapun tak luput dari paparan radiasi bahan bangunan yang berasal dari dinding, lantai maupun atap yang membatasi ruangan tersebut. Paparan radiasi yang diterima manusia tersebut meliputi: paparan radiasi eksternal dan paparan radiasi internal (Retno TK 1992). Pada peluruhan radioaktif, perubahan dalam inti atom dari satu nuklida menjadi nuklida yang lain seringkali disertai dengan pancaran radiasi â maupun ã. Untuk mengetahui nuklida-nuklida hasil peluruhan pada deret Uranium-238 dan Thorium-232 yang memancarkan ã beserta energi dan intensitas relatifnya dapat dilihat pada tabel 16 dan tabel 17, lampiran 4 dan 5 (Retno TK 1992). Selain deret peluruhan U-238 dan Th-232 ada juga pemancar gamma dari K-40 pada energi 1460 keV. Berikut ini adalah peluruhan dari Radium, Thorium dan Kalium yang memancarkan radiasi gamma. Tabel
6
Radionuklida alam dan hasil peluruhannya (Andrew 1974) Radionuklida Hasil peluruhan 238
234 90Th
+á+ã
226 88 Ra
222 86Rn
+á+ã
234 90Th
234 91P a
92U
K40
+â+ã
Ar4 0 + â + ã
Dari peluruhan di atas terlihat bahwa peluruhan Uranium-238 memancarkan sinar α disertai pemancaran sinar γ. Pada peluruhan Radium-226 juga memancarkan sinar α dan disertai pemancaran sinar γ. Pada peluruhan Thorium-234 dan Kalium-40 memancarkan sinar β dan disertai pemancaran sinar γ. Dari penjelasan tersebut dapat disimpulkan bahwa pemancaran sinar γ biasanya menyertai pemancaran sinar α maupun sinar β (Andrews 1974). Sinar gamma (γ) tidak dibelokkan baik oleh medan listrik maupun medan magnet. Sinar β ini merupakan radiasi elektromagnetik yang tidak bermassa dan tidak bermuatan sehingga diberi notasi o γo. Atom yang memancarkan sinar γ tidak akan mengalami pengurangan nomor
massa, hanya atomnya saja yang berada dalam keadaan tereksitasi kembali ke keadaan dasar. Atom yang tereksitasi biasanya terjadi pada atom yang melakukan pemancaran sinar α maupun sinar β, dan untuk mencapai tingkat energi dasar atau keadaan stabil atom tersebut melakukan pelepasan energi melalui pemancaran sinar γ (Andrews 1974). Paparan radiasi gamma dari bahan bangunan sebenarnya tidak terlalu tinggi kontribusinya, tetapi beberapa negara melakukan upaya preventif, karena paparan radiasi gamma ada kecenderungan mengalami kenaikan dari 0,36 mSv/th (1988) dan 0,46 mSv/th (1994). Oleh karena itu beberapa negara mengeluarkan standar paparan radiasi di dalam ruangan, D standar OECD -NEA (Zikosky and Kennedy 1992).
D=
CRa CTh C + + K mSv / Th ............. (1) 150 259 4810
Nilai D
1 mSv/Th.
Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe
kinetiknya. Semua energi foton dipakai dalam interaksi tersebut. Peristiwa efek foto listrik ini terjadi pada energi rendah (‹ 1 MeV) dan nomor atom yang besar. Untuk radiasi energi rendah, foton berinteraksi dengan elektron orbit luar dan bila energi lebih besar, elektron dari orbit dalam yang akan dikeluarkan (Iskandar 1993). 2 Efek Hamburan Compton Untuk energi foton antara 500 keV dan 5 MeV dan nomor atom ringan dan sedang, interaksi dominan yang terjadi adalah hamburan Compton. Dalam hamburan Compton, selain dibebaskan elektron, sebuah foton dihamburkan dengan sudut è dan panjang gelombang yang berbeda dengan asalnya (Iskandar 1993). 3 Produksi Pasangan Foton yang berinteraksi dengan medan listrik sekeliling partikel bermuatan dapat hilang dan terbentuk pasangan elektronpositron. Peristiwa ini banyak terjadi di dae rah dekat inti atom. Energi terkecil agar terjadi proses produksi pasangan adalah 1,02 MeV. Produksi pasangan paling banyak terjadi pada foton energi tinggi dan nomor atom tinggi (Iskandar 1993).
Interaksi Foton Gamma dengan Detektor Spektrometer Gamma adalah suatu peralatan elektronik yang dapat mengukur spektrum gamma dari suatu contoh radioaktif. Spektrum foton gamma yang terbentuk merupakan hasil interaksi antara foton gamma dengan detektor, yang dalam penelitian ini menggunakan detektor Germanium kemurnian tinggi/High Purity Germanium Detector (HPGe). Dari interaksi foton gamma dengan detektor tersebut akan terjadi bermacam-macam proses, tiga diantaranya yaitu: 1. Efek Foto Listrik 2. Efek Hamburan Compton 3. Produksi Pasangan Proses-proses tersebut tergantung pada energi foton gamma dan akan menghasilkan elektron dari atom-atom yang berinteraksi dengan foton gamma (Retno 1992). 1 Efek Foto Listrik Di dalam efek fotolistrik, foton berinteraksi dengan elektron terikat. Sebagian energi foton dipakai untuk mengeluarkan elektron dari atom dan sisanya dibawa oleh elektron sebagai energi
Spektrometer Gamma Rangkaian utama dari susunan spektrometer gamma adalah detektor, elektronik dan sumber foton. 1 Detektor Detektor yang digunakan adalah detektor germanium kemurnian tinggi. Germanium dianggap sebagai kristal murni ideal atau kristal yang sama sekali tidak mengandung zat pengotor (impurity). Daya hantar listriknya disebabkan oleh gerakan elektron dari pita valensi yang dikenai medan luar sehingga cukup energi untuk melompat naik ke pita konduksi dan mengakibatkan putusnya ikatan kovalen. Dengan putusnya ikatan kovalen ini elektron akan bebas bergerak membawa muatannya. Tiap elektron yang pindah dari pita valensi menuju pita konduksi akan meninggalkan sebuah lubang. Elektron lain dari atom di sebelahnya akan masuk ke dalam lubang tersebut dengan meninggalkan lubang yang baru dan seterusnya. Dalam pengaruh medan listrik luar, elektron akan bergerak ke arah potensial yang tinggi sedangkan lubang akan bergerak ke arah potensial yang rendah, demikian hal ini
berlangsung terus -menerus. Beda potensial inilah yang akan menimbulkan pulsa. Tinggi pulsa yang dihasilkan akan sebanding dengan energi foton gamma yang berinteraksi dengan detektor. Karena kesenjangan tenaga dalam kristal germanium sangat kecil (Ä E = 0,7 eV), maka untuk mengatasi arus bocor balik, detektor harus dioperasikan pada suhu yang rendah. Apabila hal ini tidak dilakukan arus bocor akan merusak kemampuan detektor untuk memisahkan dua puncak energi gamma yang berdekatan. Medium pendingin yang sesuai untuk itu adalah Hidrogen cair yang mempunyai suhu 77 o K. Ada dua macam bentuk detektor germanium kemurnian tinggi, yaitu bentuk planar dan coaxial. Namun dalam penelitian ini digunakan bentuk coaxial, karena bentuk ini mempunyai dua keunggulan dibandingkan detektor bentuk planar, yaitu: a Detektor coaxial dapat dibuat dalam volume yang relatif besar, dengan demikian akan mempunyai efisiensi tinggi b Detektor coaxial mempunyai kapasitas yang tidak berbanding lurus terhadap luas detektor seperti yang berlaku pada detektor planar. Karena derau penguat awal merupakan fungsi kapasitas detektor, maka detektor coaxial akan menghasilkan derau elektronik yang rendah (Retno 1992). 2 Elektronik Yang termasuk elektronik adalah amplifier (penguat), sumber tegangan, ADC (Analog to Digital Converter/Pengubah analog ke digital) dan penyimpan data. a
Sumber Tegangan Sumber tegangan (sumber daya) dalam alat elektronik spektrometer gamma dibagi dalam dua bagian, yaitu: sumber tegangan yang diperlukan untuk alat-alat elektronik dan sumber tegangan untuk detektor. Sumber tegangan untuk alat -alat elektronik disebut power supply (sumber daya), sedangkan sumber tegangan untuk detektor disebut High Voltage Bias Supply (Sumber Tegangan Tinggi). Stabilitas regulasi harus stabil dalam batas listrik jaringan. Kerangka untuk menempatkan modul-modul alat elektronik tersebut disebut BIN (Iskandar 1993).
b Penguat Pulsa listrik yang dihasilkan detektor adalah lemah, karena impedansinya tinggi untuk voltase yang dipakai. Akibat batasan tempat, penguat harus ditempatkan jauh dari detektor. Untuk meminimalkan kapasitansi akibat kabel penghubung, perlu menempatkan penguat awal, sedekat-dekatnya dengan detektor. Oleh sebab itu memerlukan kabel penghubung. Sifat khas yang pent ing dari penguat adalah linearitas, bentuk pulsa yang keluar, dan stabilitas penguatan dan tingkat derau. Untuk sistem yang modern, besar maksimum pulsa keluaran adalah 7 sampai 10 volt. Biasanya penguat mempunyai pengeluaran unipolar (bagian puncak dari sinyal adalah semua positif atau semua negatif. Pengaturan yang harus hati- hati dalam penguat adalah pemilihan konstanta waktu pembentukan pulsa yang akan menentukan lebar pulsa. Stabilitas penguatan (gain) dari penguat sangat penting. Untuk penguat modern yang dirancang untuk detektor semikonduktor, tingkat derau cukup rendah sehingga tidak berpengaruh pada resolusi detektor. Resolusi ini ditentukan terutama oleh karakteristik detektor dan penguat awal (Iskandar 1993). c Pengubah Analog ke Digital dan Penyimpan Data Tugas utama spektrometer gamma adalah mengukur penyebaran pulsa tinggi dari keluaran penguat. Ini dilakukan oleh pengubah analog ke digital (Analog to Digital Converter) yang mengubah informasi keluaran analog dari penguat ke dalam besaran digital. Informasi dari ADC perlu disimpan dalam sebuah susunan alat yang akan memberikan jumlah cacah kumulatif dalam masing-masing channel. Secara sederhana, ini dilakukan dengan suatu alat yang akan mengisi suatu channel bergantung pada tinggi pulsa yang akan diukur. Untuk spektrum pulsa tinggi, sistem biasanya menyimpan lama pencacahan dalam salah satu channel dari channel pertama spektrum tersebut. Pada akhir pencacahan, data dari lokasi memori ini dapat dibaca dalam sebuah bahan penyimpan, misalnya pita magnetik. Untuk sistem yang modern, biasanya melibatkan komputer serba guna yang diprogram untuk menerima keluaran ADC, mengatur waktu pencacahan, menampilkan data, melakukan pemrosesan data, dan mengubah data yang diperlukan ke alat lain (Iskandar 1993).
3 Sumber Foton Ada dua macam sumber foton, yaitu: a Sumber yang berisi bahan radioaktif, sehingga memancarkan radiasi terusmenerus. b Sumber yang memancarkan foton hanya ketika diiradiasi oleh partikel atau foton dari luar. Sumber radioaktif biasanya mengandung atom-atom radioaktif di dalam bahan pembawa yang stabil dari unsur yang sama atau dalam matrik dari unsur atau senyawa lain. Sumber jenis kedua, atom-atom atau inti bahan tidak aktif dieksitasi dengan radiasi eksternal dan dengan segera memancarkan radiasi gamma. Misalnya, alumunium yang ditembaki proton akan memencarkan sinar gamma dari reaksi 27Al (p, ã) 2 8Si (Iskandar 1993).
standar yaitu sumber yang sudah diketahui tenaganya dengan tepat. Dari sini didapatkan hubungan yang linier antara energi sinar gamma dari standar terhadap nomor salur, yang biasanya disebut dengan kurva kalibrasi energi (Retno 1992). b Kalibrasi Efisiensi Suatu sumber radioaktif selalu memancarkan sinar radioaktif ke segala arah. Puncak spektrum yang dihasilkan detektor akibat radiasi, tidak peka terhadap radiasi hambur dan latar belakang. Dalam spektrometer gamma, laju cacah dinyatakan dalam satuan cpd (cacah per detik). Harga cacah ini tidak mencerminkan aktivitas sesungguhnya dari sumber dan bergantung pada efisiensi deteksi dan intensitas mutlak energi radiasi gamma yang diukur. Harga laju cacah ini didapatkan dengan jalan menentukan luas puncak serapan total suatu puncak gamma dan membaginya dengan waktu pencacahan (Retno 1992).
Kalibrasi Spektrometer Gamma Pada hakekatnya spektrometer gamma adalah suatu metode pengukuran pemancar gamma yang bersifat relatif, sehingga sebelum perangkat spektrometer gamma dapat dipakai untuk pengukuran suatu contoh yang belum diketahui jenis radionuklidanya yang terkandung dalam contoh tersebut, peralatan ini perlu dikalibrasi lebih dahulu dengan sumber standar pemancar gamma yang telah diketahui tenaga dan aktivitasnya. Kalibrasi ini meliputi: a Kalibrasi Energi Dengan menggunakan peralatan penganalisa salur ganda, maka akan diperoleh bentuk spektrum energi dari suatu sumber radioaktif dan setiap energi pemancar radiasi gamma akan memberikan puncaknya sesuai dengan besar radiasi energi gamma yang dipancarkan dari sumbernya. Pulsa-pulsa yang dihasilkan oleh detektor dipertinggi dengan menggunakan amplifier atau penguat. Tinggi pulsa yang dihasilkan tersebut setara dengan sinar gamma yang mengenai detektor. Cacahcacah pulsa yang mempunyai tinggi sama dicatat dalam suatu salur dengan nomor tertentu. Dengan demikian, nomor salur penganalisa salur ganda juga sebanding dengan energi sinar gamma. Pengukuran dapat dilakukan dengan jalan mencacah beberapa sumber radioaktif
BAHAN DAN METODE Waktu dan Tempat Penelitian ini dilakukan pada bulan Desember 2004 sampai Agustus 2005 di Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir (P3KRBiN)-BATAN.
Bahan dan Alat Bahan utama yang dipakai pada penelitian ini antara lain Beton Ringan Aerasi (Hebel) berukuran (55 x 20x 7,5) cm dan berat jenisnya 500 kg/m3 buatan P.T. Hebel Indonesia, KarawangTimur -Indonesia, Lem Araldite Rapid Vantico Limited buatan Duxford-England. Peralatan yang digunakan dalam penelitian ini adalah : Spektrometer Gamma dengan detektor HPGe model GEM -25185 buatan EG&G Ortec yan dilengkapi dengan: Detektor HPGe model GEM -25185 buatan EG&G Ortec, Bin Power model 2000 buatan Canberra, HV Power Supply model 659 buatan EG&G Ortec, Amplifier model 672 buatan EG&G Ortec, Multi Channel Analyzer (MCA) Card model 916 buatan EG&G Ortec, Sistem Shielding Pb ukuran 55x55x55 cm tebal 5 cm buatan Jerman, Komputer pengolah data, Printer model 480 (EPSON), buatan Integral Data Systems. Cawan Porselen buatan Jerman, Mesin penghalus
buatan Retsch Muhle-Jerman, Tabung Marinelli buatan Ga-Ma & Associates-USA, Neraca Kasar AND buatan A&D CompanyJepang dan Penggaris plastik 30 cm.
Sampel yang berbentuk padat biasanya dicacah selama 17 jam. Dari pencacahan ini nantinya akan dilihat spektrum berupa pulsa yang akan muncul pada monitor Spektrometer Gamma. Puncak-puncak dari spektrum itulah nilai laju cacah dari Hebel akan diketahui.
Metode Penelitian
Perhitungan Konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K -40
Persiapan Sampel Hebel yang berukuran (5,5 x 20 x 7,5) cm buatan P.T. Hebel Indonesia, Karawang Timur -Indonesia diambil 3 buah kemudian dari masing-masing Hebel dihancurkan sebagian dengan menggunakan cawan porselen dan dihaluskan dengan mesin. Hebel yang sudah dihaluskan dimasukkan dalam wadah (becker) Marinelli, ditutup rapat dengan lem Araldite dan ditimbang. Kemudian diisolasi selama 60 hari dari saat ditutup agar Ra -226 dan Th-228 berada dalam kesetimbangan radioaktif dengan anak hasil peluruhan. Kesetimbangan radioaktif yang dimaksud adalah induk dan anak-anak hasil peluruhannya mempunyai aktivitas yang sama.
Dalam menentukan aktivitas radioaktif, laju cacah yang didapatkan dari pengukuran akan berkurang dengan adanya serapan radiasi dari sampel. Oleh karena itu laju cacah tersebut harus dikoreksi dengan faktor koreksi serapan diri (pelemahan), CORR, diperoleh dengan (Sima and Dryak et al 1991):
CORR =
µt ......................... (2) 1 − exp( −µt)
dimana: CORR = koreksi serapan diri ì = koefisien absorbsi linear (cm- 1) t = tebal sampel (cm) Harga persamaan:
ì
bisa
didapatkan
melalui
µ = µm .ρ
Pengukuran Laju Cacah Radionuklida Alam Ra-226, Th-228 dan K-40 Setelah diisolasi selama 60 hari kemudian dilakukan pengukuran konsentrasi Ra-226, Th-228 dean K-40. Radioaktivitas yang ada dalam bahan bangunan diukur menggunakan detektor germanium kemurnian tinggi (HPGe) yang dihubungkan ke penganalisa saluran ganda (MCA) dengan menggunakan program OMNIGAM untuk analisa data. Pengukuran dilakukan di laboratorium latar rendah, untuk menurunkan cacah latar. Konsentrasi Ra-226 ditentukan pada puncak energi 609 keV dari Bi-214, Th-228 ditentukan pada puncak energi 239 keV dari Pb-214 dan K-40 pada energi 1460 keV. Pemilihan puncak energi untuk Ra-226 dan Th-228 dengan mempertimbangkan fraksi sinar gamma yang tinggi, agar hasil pencacahan cukup banyak. Lama pencacahan antara 4-17 jam, bergantung pada efektivitas jenis contoh yang dianalisa.
dimana: ìm = faktor serapan massa yang harganya tergantung pada besarnya energi sinar gamma, yaitu: = 1,287 E- 0,435 (Sima and Dryak et al 1991) ñ = kerapatan sampel Setiap pengukuran harus dikalikan dengan faktor koreksi untuk memperoleh konsentrasi sebenarnya. Konsentrasi aktivitas di dalam contoh dapat dihitung dengan persamaan (H. Sorantin and Steger 1983):
Ci =
N t − Nb xCORR .......................... (3) E.M . yi
dimana: Ci = konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K-40 Nt = laju cacah total per detik (cps) Nb = laju cacah latar per detik (cps) M = ber at contoh bahan bangunan (kg) Yi = fraksi energi gamma (%) untuk energi 609,31 keV, 239,36 keV dan 1460,75 keV. E = efisiensi pencacahan, ditentukan dari kurva efisiensi detektor HPGe.
Perhitungan Koefisien Absorbsi Jika radiasi dipancarkan pada sebuah benda (Hebel) maka, sebagian radiasi akan diserap, sebagian dipantulkan dan sebagian lagi diteruskan tanpa berinteraksi. Pengukuran koefisien absorbsi dilakukan seperti gambar 3. Mula-mula sumber radiasi diukur laju cacahnya dengan detektor. Setelah diperoleh laju cacahnya, diantara sumber dan detektor dipasang Hebel yang akan diukur koefisien absorbsinya. Setelah itu laju cacah diukur lagi. Laju cacah setelah dipasang Hebel seharusnya lebih kecil dari laju cacah sebelum dipasang Hebel. Hal ini dikarenakan radiasi yang dipancarkan sebagian akan diserap oleh Hebel. Sumber yang digunakan adalah Eu-152.
DETEK TOR
H E B E L
Sumber
Pengukuran koefisien absorbsi Hebel
Koefisien absorbsi dari hebel bisa dihitung dengan menggunakan persamaan: N t = N 0 e − µt ...............................................(4) dimana: N0 = laju cacah sebelum dipasang hebel Nt = laju cacah setelah dipasang hebel µ = koefisien absorbsi t = tebal Hebel Dari persamaan (4) didapat: ln N 0 − ln N t .....................................(5) µ= t Dari persamaan (5) inilah dapat dicari koefisien absorbsi dari hebel. \
Beberapa formula matematis telah dirumuskan orang untuk memperkirakan dosis radiasi gamma tahunan di dalam ruangan. Model matematis yang digunakan dalam penelitian ini adalah model yang dirumuskan oleh Zastawany, dengan menganggap ruangan bentuk kubus dengan ukuran (4 x 4 x 3) m3 dan tebal dinding 9,5 cm, serta radionuklida terdistribusi merata di permukaan (Zastawany A 1978). D ã = 10,15 CRa + 13,38 CTh + 0,92 CK .... .(6) dimana: Dã = dosis radiasi gamma ( ì Sv/th) C Ra = konsentrasi Ra-226 (Bq/kg) CT h = konsentrasi Th-228 (Bq/kg) CK = konsentrasi K-40 (Bq/kg) dengan menganggap waktu tinggal di dalam ruangan sekitar 80% dan faktor shielding gonad adalah 0,75, maka dosis gonad tahunan dari persamaan (6) menjadi (OECD -NEA 1979): D ã = 6,09 C Ra + 8,03 CTh + 0,55 CK ........ (7)
Kolimator Gambar 3
Perkiraan Paparan Radiasi Gamma Secara Teoritis
Untuk kondisi realistik, biasanya dalam suatu ruangan ada pintu dan jendela dengan luas total sekitar 4 m2. Ini berarti ada koreksi luas permukaan dinding sebesar 0,96. Mengingat tebal dinding 9,5 cm, maka untuk dinding Hebel ada koreksi absorbsi diri sebesar x. Persamaan (7) menjadi (UNSCEAR Report 1977): Dγ = (6,09 C Ra + 8,03 CTh + 0,55 CK) 0,96 (1-xi) …………………………….. ….. (8) Paparan radiasi gamma yang berasal dari Ra-226 dari hasil peluruhannya, perlu dilakukan koreksi mengingat ada fraksi radon yang lepas dari dinding (koefisien emanasi) sebesar y untuk dinding dari Hebel yang diplester dan z untuk yang dicat. Ini berarti persamaan (8) dikoreksi menjadi (Zikosky and Kennedy 1992): Dγ = {6,09 (1-x1) (y) (z) CRa + 8,03 (1-x2 ) CTh + 0,55 (1-x3 ) CK}0,96........................... (9) dimana: xi = Koreksi absorbsi diri radionuklida alam x1 = Koreksi absorbsi Ra-226 x2 = Koreksi absorbsi Th-228 x3 = Koreksi absorbsi K-40 y = Fraksi lepasan radon setelah diplester z = Fraksi lepasan radon setelah dicat
HASIL DAN PEMBAHASAN Sampel Hebel yang berukuran (60x20x7,5) cm buatan P.T. Hebel Indonesia, Karawang Timur -Indonesia diambil 3 buah kemudian dari masing-masing Hebel dihancurkan dengan menggunakan cawan porselen dan dihaluskan dengan mesin.
menggunakan energi 238,63 keV dari Bi-212 dan K-40 ditentukan melalui energinya sendiri yaitu 1460,75 keV. Pengukuran konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K -40 dilakukan denga n menggunakan spektrometer gamma. Hasil yang muncul pada Spektrometer berupa spektrum yang dapat dilihat pada lampiran 10. Dari spektrumspektrum tersebut kemudian diambil puncakpuncaknya, dan dapat diketahui pada energi berapa puncak tersebut. Data dari pengukuran ini dapat dilihat pada tabel 7. Tabel 7
Mate
Laju cacah total dan laju cacah latar Ra-226, Th-228 dan K-40 pada beton Hebel Ra-226 Th-228 K-40
rial
Gambar 4
Hebel
NT =7054
NT=17505
NT=2905
I
=0,12 cps
=0,29 cps
=0,05 cps
NB = 983
NB = 324
NB = 324
Hebel yang sudah dihaluskan dalam tabung Marinelli
Hebel yang sudah dihaluskan dimasukkan dalam wadah (becker) Marinelli, ditutup rapat dengan lem Araldite seperti yang terlihat pada gambar 3 dan diisolasi selama 60 hari dari saat ditutup agar Ra-226 dan Th-228 berada dalam kesetimbangan radioaktif dengan anak hasil peluruhan. Kesetimbangan radioaktif yang dimaksud adalah induk dan anak-anak hasil peluruhannya mempunyai aktivitas yang sama. Pertumbuhan radon dari radium pada Hebel yang diisolasi dalam Marinelli dapat dilihat pada tabel 18, lampiran 6. Dalam percobaan ini, wadah (becker) Marinelli yang digunakan bervolume 900 ml sebanyak tiga buah dan berat hebel yang sudah dihaluskan 742 gram.
Pengukuran Laju Cacah Radionuklida Alam Ra-226, Th228 dan K -40 Setelah diisolasi selama 60 hari, kemudian diukur konsentrasi Ra-226, Th228 dan K-40 dengan mengggunakan detektor germanium kemurnian tinggi (HPGe) selama 17 jam. Konsentrasi Ra-226 ditentukan dari anak luruhnya yang memancarkan radiasi yaitu Bi-214 pada energi 609,31 keV, konsentrasi Th-228 ditentukan
=0,02 cps
=0,01cps
=0.04 cps
NT =4753
NT = 7385
NT = 2902
=0,08cps
=0,12 cps
=0,05 cps
NB = 324
NB = 324
NB = 324
=0,02 cps
=0,01cps
=0,04 cps
Hebel
NT =4519
NT = 6413
NT = 3004
III
=0,07 cps
= 0,11cps
= 0,05cps
NB = 324
NB = 324
NB = 324
=0,02 cps
= 0,01 cps
= 0,04 cps
Hebel II
Perhitungan Konsentrasi Ra-226, Th228 dan K -40 Perhitungan konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K -40 menggunakan persamaan (4) yaitu dengan menghitung selisih antara laju cacah yang dengan laju cacah latar kemudian dibagi dengan hasil perkalian antara efisiensi pencacahan, berat Hebel dan fraksi gamma. Laju cacah yang didapatkan dari pengukuran berkurang dengan adanya serapan radiasi dari Hebel. Oleh karena itu laju cacah dikoreksi dengan faktor koreksi serapan diri dengan menggunakan persamaan 2. Kemudian diperoleh nilai konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K-40 seperti yang terlihat pada tabel 8.
Kandungan konsentrasi radionuklida alam Ra-226 pada Hebel berkisar antara (19,91 ± 0,30) Bq/kg sampai (34,19 ± 0,36) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (25,11 ± 0,32) Bq/kg. Konsentrasi Th-228 berkisar antara (19,17 ± 0,33) Bq/kg sampai (54,08 ± 0,54) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (31,82 ± 0,41) Bq/kg. Konsentrasi K-40 berkisar antara (26,78 ± 0,29) Bq/kg sampai (31,14 ± 0,30) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (28,28 ± 0,29) Bq/kg. Tabel 8 Konsentrasi Ra-226, Th-228 dan K40 pada Hebel Material Ra-226 Th-228 K-40 (Bq/kg) (Bq/kg) (Bq/kg) Beton 34,19 ± 54,08 ± 26,92 ± Hebel I 0,36 0,54 0,29 Beton Hebel II
21,23 ± 0,31
22,22 ± 0,36
26,78 ± 0,29
Beton Hebel III
19,91 ± 0,30
19,17 ± 0,33
31,14 ± 0,30
Ratarata
25,11 ± 0,32
31,82 ± 0,41
28,28 ± 0,29
Konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan k-40 dari hasil penelitian ini bila dibandingkan dengan data dari hasil penelitian konsentrasi radionuklida alam di dalam bahan bangunan lainnya yang digunakan di beberapa daerah di Indonesia dan di luar negeri (Hongkong). Tabel 9 memperlihatkan bahwa kandungan radionuklida alam pada Hebel jika dibandingkan dengan bahab bangunan yang digunakan di Jakarta dan sekitarnya jauh lebih kecil. Sebagai contoh bata merah konsentrasi Ra-226 berkisar (23,31 ± 0,93) Bq/kg sampai (36,64 ± 1,47) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (32,20 ± 1,94) Bq/kg. Konsentrasi Th-228 berkisar (25,16 ± 6,80) Bq/kg sampai (40,70 ± 11,00) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (33,30 ± 8,79) Bq/kg. Konsentrasi k-40 berkisar (109,52 ± 11,51) Bq/kg sampai (224,59 ± 23,59) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (169,98 ± 15,66) Bq/kg (Sutarman dkk 1994). Konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan K-40 dari hasil penelitian ini juga jauh berbeda bila dibandingkan dengan data dari hasil penelitian konsentrasi radionuklida alam di dalam bahan bangunan lainnya yang digunakan di beberapa daerah
di Jawa Timur seperti yang terlihat pada tabel 9. Konsentrasi radionuklida alam Ra-226 pada bata merah dan batako masing-masing berkisar antara 51,580 Bq/kg sampai 110,300 Bq/kg dan 30,866 Bq/kg sampai 115,044 Bq/kg. Konsentrasi Th-228 bata merah dan batako masing-masing berkisar antara 27,076 Bq/kg sampai 234,406 Bq/kg dan 96,002 Bq/kg sampai 177,121 Bq/kg. Sedangkan konsentrasi K-40 pada bata merah dan batako masingmasing berkisar antara 64,972 Bq/kg sampai 346,406 Bq/kg dan 61,017 Bq/kg sampai 254,894 Bq/kg (Retno 1992). Tabel 9 Perbandingan konsentrasi radionuklida alam antara Hebel dengan bahan bangunan lainnya (Retno, Sutarman, Emlinarti 1995) Bahan Ra-226 Th-228 K-40 bangunan (Bq/kg) (Bq/kg) (Bq/kg) Bata MA 79,002 39,080 148,307 Bata MB
51,580
109,637
64,972
Bata MC
66,905
188,842
189,669
Bata MD
110,300
234,830
346,406
Bata ME
61,990
27,076
65,653
Bata MF
34,220
68,990
102,64
Bata MG
32,200
33,300
169,98
Batako A
66,361
104,715
61,017
Batako B
37,316
163,719
96,136
Batako C
115,044
96,002
96,136
Batako D
95,380
136,528
82,203
Batako E
30,866
177,121
254,894
Beton H
25,110
31,820
28,280
Beton I
83,000
74,000
776,00
Keterangan: M A = Bata merah Pakisaji Malang MB = Bata merah sumbersari Malang MC = Bata merah Menanggal Surabaya M D = Bata merah Tandes Surabaya M E = Bata merah Trowulan Mojokerto M F = Bata merah Bogor M G = Bata merah Jakarta dan sekitarnya A = Batako Kedungkandang Malang B = Batako Sawojajar Malang
C D E H I
= Batako Kupang Surabaya = Batako Adijaya Tandes Surabaya = Batako Candi Lontar Surabaya = Beton ringan aerasi Hebel = Beton ringan Hongkong.
Konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan K-40 dari hebel ini juga relatif kecil jika dibandingkan dengan hasil pengukuran konsentrasi radionuklida alam pada salah satu bahan bangunan yang digunakan, yaitu beton ringan di Hongkong, Konsentrasi Ra-226 sebesar 83 Bq/kg, Th228 sebesar 74 Bq/kg dan K-40 sebesar 776 Bq/kg (Brown 1982). Konsentrasi radionuklida alam yang terkandung dalam bahan bangunan setiap daerah berbeda-beda tergantung pada keadaan geologi, struktur tanah dan cara pemrosesan bahan bangunan (Emlinarti dkk 1995). Besarnya indeks bahaya dari pengukuran konsentrasi Ra -226, Th-228 dan K-40 pada hebel dihitung dengan menggunakan persamaan (1). Nilai indeks bahaya radiasi dari bahan bangunan tidak boleh melebihi 1. Untuk membandingkan indeks bahaya radiasi dari bahan bangunan dapat dilihat pada tabel 10. Ternyata besarnya indeks bahaya dari konsentrasi radionuklida pada hebel sebesar 0,3. Harga ini cukup rendah jika dibandingkan dengan indeks bahaya dari bahan bangunan lainnya dan berada di bawah harga standar yang diizinkan oleh EPA (Environmental Protection Agency) yaitu sebesar 1. Sebagai contoh indeks bahaya radiasi dari bata merah Menanggal surabaya, bata merah Tandes Surabaya, Batako Kupang Surabaya dan batako Adijaya Tandes Surabaya yang nilainya indeks bahayanya lebih dari 1. Bahan bangunan yang nilai indeks bahaya lebih dari batas maksimum yang ditetapkan oleh lembaga internasional yang menangani masalah dosis radiasi, yaitu ICRP sebaiknya jangan dipakai. Karena jika dipakai, maka akan memberikan paparan radiasi yang besar pada tubuh manusia yang menempati bangunan tersebut. Dengan demikian pemakaian Hebel untuk bahan bangunan tidak terlalu membahayakan karena kandungan radionuklidanya relatif kecil dan berada di bawah batas yang diizinkan EPA (Environmental Protection Agency) (Retno 1992).
Tabel 10 Perbandingan indeks bahaya radiasi gamma antara Hebel dengan bahan bangunan lainnya (Retno, Sutarman, Emlinarti 1995) Bahan bangunan Indeks bahaya radiasi Bata MA 0,71 Bata MB
0,78
Bata MC
1,22
Bata MD
1,71
Bata ME
0,53
Bata MF
0,42
Bata MG
0,38
Batako A
0,86
Batako B
0,90
Batako C
1,16
Batako D
1,18
Batako E
0,94
Beton H
0,30
Beton I
0,95
Perhitungan Koefisien Absorbsi Pada pengukuran koefisien absorbsi ini, diperoleh data yang dapat dilihat pada tabel 19, lampiran 7. Dari data tersebut dapat dilihat bahwa pada saat sumber dipancarkan langsung pada detektor (tanpa Hebel) menghasilkan laju cacah yang lebih besar dibandingkan setelah dipasang Hebel diantara sumber dan detektor. Hal ini dikarenakan sebagian radiasi yang dipancarkan sumber diserap oleh Hebel. Pada kurva hubungan antara energi dengan laju cacah dapat dilihat selisih antara laju cacah sebelum Hebel dipasang (atas) dengan laju cacah setelah Hebel dipasang (bawah).
melewati Hebel, maka foton akan melewati hebel dengan waktu yang lama. Sehingga foton yang diserap oleh Hebel lebih banyak.
40 30 25 20 15 10 5 0 0
500
1000
1500
Energi (keV)
Gambar 5 Kurva hubungan energi dengan laju cacah sebelum Hebel dipasang (atas) dan laju cacah setelah Hebel dipasang (bawah) Koefisien absorbsi dari Hebel dapat dihitung dengan menggunakan persamaan (4), didapatkan nilai koefisien absorbsi dari Hebel seperti yang terlihat pada tabel 11. Tabel 11
Koefisien absorbsi dari beton Hebel Energi (keV) Koefisien Absorbsi (cm- 1) 121,78 0,08422 244,69
0,05406
344,27
0,05329
443,91
0,04344
778,89
0,04177
1085,78
0,03980
1407,95
0,03317
Kurva hubungan energi dengan koefisien absorbsi dapat dilihat pada gambar 6. Ketika sinar gamma melewati Hebel, maka sebagian sinar tersebut akan diserap, sebagian lagi akan lewat tanpa berinteraksi dan sisanya dihamburkan sebagai foton yang berenergi rendah. Dari kurva hubungan energi dengan koefisien absorbsi di atas terlihat bahwa semakin besar energinya maka, koefisien absorbsinya semakin kecil. Hal ini dikarenakan pada radionuklida yang berenergi besar, ketika melewati Hebel, maka foton akan melewati Hebel dengan cepat. Sehingga foton yang diserap oleh Hebel hanya sedikit. Tetapi sebaliknya, pada radionuklida yang berenergi rendah, ketika
Koefisien Absorbsi (/cm)
Laju Cacah (cpd)
35
0.09 0.08 0.07 0.06 0.05 0.04 0.03 0.02 0.01 0 0
500
1000
1500
Energi (keV)
Gambar 6 Kurva hubungan energi dengan koefisien absorbsi
Perkiraan Paparan Radiasi Gamma Secara Teoritis Perhitungan paparan radiasi gamma dari Hebel diperkirakan dengan menggunakan model matematis yang dirumuskan oleh Zastawany. Nilai x pada persamaan (8) adalah koreksi absorbsi diri dari Hebel, didapat dengan memasukkan energi Radium-226, Thorium-228 dan Kalium-40 pada persamaan kurva hubungan koefisien absorbsi terhadap energi, ditunjukkan oleh gambar 6. Persamaan dari kurva hubungan antara koefisien absorbsi terhadap energi adalah y = 0,0675e-0,0006x , dengan x adalah energi radionuklida alam Ra226, Th-228 dan K-40. Nilai koreksi absorbsi diri dari Hebel ditunjukkan pada tabel 12. Tabel 12 Koreksi absorbsi diri dari Ra-226, Th228 dan K-40 yang terkandung pada Hebel Radionuklida Energi Koreksi alam (keV) absorbsi diri Thorium-228 238,63 0,05991 Radium-226
609,31
0,04977
Kalium-40
1460,75
0,03252
Setelah didapat koreksi absorbsi diri dari Hebel dan fraksi lepasan gas radon atau thoron, maka dosis dari Hebel bisa dihitung dengan menggunakan persamaan (9). Nilai dosis ini
dapat dihitung jika faktor radon yang lepas dari dinding sudah diketahui. Fraksi radon didapat dari pembagian antara konstanta radon hasil pengukuran dengan faktor pertumbuhan radon kemudian kemudian dikalikan dengan konsentrasi Ra-226 dari Hebel (Assaidah 2004). Konsentrasi radon hasil pengukuran nilainya didapatkan sebagai berikut: sebelum diplester 4,11 Bq/m 3, setelah diplester (semen dan pasir) 11,1 Bq/m3, setelah diplester (semen saja) 3,5 Bq/m3, dan setelah diplester dan dicat 1,35 Bq/m3 (Dewi 2006) dengan fraksi radon 99,99%. Setelah diketahui konsentrasi radon hasil pengukuran dan faktor pertumbuhan radon, maka fraksi lepas radon dapat dihitung. Hasil dari perhitungan tersebut adalah: sebelum diplester 1,1%, setelah diplester (semen dan pasir) 2,8%, setelah diplester (semen saja) 0,9% dan setelah diplester dan dicat 0,4%. Setelah fraksi radon diketahui, maka dosi radiasi gamma dari hebel dapat dihitung dengan menggunakan persamaan (9). Dosis radiasi gamma dalam berbagai kondisi tersebut diperlihatkan pada tabel 13. Tabel 13
Perkiraan radiasi gamma dari beton Hebel dinding bangunan ukuran (4x4x3) m3 berbagai kondisi Kondisi Dosis radiasi gamma (mSv/Th) Sebelum diplester 0,247 Setelah diplester (semen dan pasir)
0,249
Setelah diplester dan dicat
0,250
Setelah diplester (semen saja)
0,258
Dosis radiasi gamma dari Hebel dalam berbagai kondisi yang ditunjukkan tabel 11 dapat dilihat bahwa dosis radiasi gamma dari Hebel yang telah diplester dan dicat lebih besar dari dosis radiasi gamma Hebel sebelum dicat. Hal ini dikarenakan pada plester yang terdiri dari semen dan pasir juga mengandung radionuklida alam (Ra-226, Th-228 dan K-40). Selain itu, jika Hebel atau bahan bangunan lainnya yang mengandung radon itu diplester, maka radon dari Hebel akan terkungkung di dalam.
Sehingga anak luruh radon akan memancarkan sinar gamma. Dosis radiasi gamma dari Hebel yang diplester semen saja, dosisnya lebih besar dari dosis radiasi gamma dari Hebel yang belum diplester dan telah diplester (pasir dan semen) dan yang telah diplester dan dicat. Hal ini dikarenakan semen mengandung konsentrasi radionuklida alam yang lebih tinggi dibanding pasir. Sebagai contoh semen Tiga Roda konsentrasi radionuklida alam Ra-226 = 16,76 Bq/kg, Th-228 = 28,54 Bq/kg dan K-40 = 304,12 Bq/kg (Retno TK 1992). Sedangkan pasir kandungan radionuklida alam Ra-226 = 6,34 Bq/kg, Th-228 = 14,52 Bq/kg dan K-40 = 58,87 Bq/kg (Emlinarti dkk 1995). Sehingga walaupun tanpa pasir, dosisnya lebih tinggi dari dosis radiasi gamma Hebel yang diplester dengan pasir dan semen dan yang dicat. Pada Hebel yang diplester dan dicat dosis radiasi gammanya hampir sama dengan dosis radiasi gamma Hebel sebelum dicat (diplester dan disemen). Hal ini dikarenakan cat hanya mengandung radionuklida alam yang sangat kecil, sehingga pengaruhnya terhadap dosis radiasi gamma sangat kecil. Besarnya paparan radiasi gamma dari Hebel menurut standar OECD dihitung dengan menggunakan persamaan 1 dan nilainya sebesar 0,3 mSv/Th menurut standar OECD. Nilai paparan radiasi gamma pada Hebel ini juga lebih kecil dibandingkan paparan radiasi gamma dalam bahan bangunan yang dilaporkan oleh UNSCEAR (United Nations Scientific Committe on the Effects of Atomic Radiation) tahun 2000 yaitu sebesar 0,41 msv/Th. Nilai paparan radiasi gamma dari Hebel cukup kecil dan di bawah dosis yang direkomendasikan oleh Komisi Internasional Perlindungan Bahaya Radiasi (International Commision on Radiological Protection/ICRP) yaitu 1 mSv/Th (IATPI 2005). Hal ini menunjukkan bahwa beton Hebel aman digunakan sebagai bahan bangunan. \
SIMPULAN DAN SARAN Simpulan Kandungan konsentrasi radionuklida alam Ra-226 pada Hebel berkisar antara (19,91 ± 0,30) Bq/kg sampai (34,19 ± 0,36) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (25,11 ± 0,32) Bq/kg. Konsentrasi Th-228 berkisar antara (19,17 ± 0,33) Bq/kg sampai (54,08 ± 0,54)
Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (31,82 ± 0,41) Bq/kg. Konsentrasi K -40 berkisar antara (26,78 ± 0,29) Bq/kg sampai (31,14 ± 0,30) Bq/kg dengan konsentrasi rata-rata (28,28 ± 0,29) Bq/kg. Nilai konsentrasi tersebut cukup rendah jika dibandingkan bahan bangunan yang lain seperti bata merah, batako semen dan beton. Pada pengukuran koefisien absorbsi, pada saat sumber radiasi dari luar dipancarkan langsung pada detektor (tanpa Hebel) menghasilkan laju cacah yang lebih besar dibandingkan setelah dipasang Hebel diantara sumber dan detektor. Dosis radiasi gamma dari beton Hebel lebih rendah dibandingkan bahan bangunan yang lain (batako putih, batako pasir, bata merah dan lain-lain) dan jauh dari batas maksimum yang direkomendasikan oleh Komisi Internasional Perlindungan Bahaya Radiasi (International Commision on Radiological Protection/ICRP) yaitu 1 mSv/Th . Hal ini menunjukkan bahwa pemakaian beton ringan Hebel dapat menurunkan dosis radiasi yang diterima oleh manusia dan aman dipakai sebagai bahan bangunan. .
Saran Penelitian ini hanya merupakan sebagian kecil dari keseluruhan bahan bangunan yang digunakan dalam pembuatan rumah atau gedung maka perlu dilakukan penelitian yang sama untuk bahan bangunan lainnya di seluruh Indonesia dalam rangka pengawasan radiasi lingkungan Indonesia. Sehingga untuk bahan bangunan yang mempunyai kandungan radionuklida cukup tinggi bisa dihindari pemakaiannya. Perlu dilakukan perkiraan dosis radiasi gamma dari beton Hebel dan bahan bangunan yang lain secara eksperimen sesuai dengan standar ruangan Indonesia dan nilainya dibandingkan dengan perkiraan secara teori. Sistem ventilasi dalam ruang perlu diperhatikan untuk membantu sirkulasi udara sehingga konsentrasi gas radon (anak luruh uranium dan thorium) di dalam ruangan berkurang.
DAFTAR PUSTAKA Andrews HL. 1974. Radiation Biophysic. 2 nd ed. Prentice-Hall. Assaidah. 2004. Studi Laju Lepas Gas Radon dari Kerak Air Industri Minyak [Skripsi]. Bogor: Institut Pert anian Bogor, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Bunawas, Bambamg P. 1997. Paparan Radiasi Eksternal dari Bahan Bangunan. Di dalam: Keselamatan Radiasi dan Lingkungan V. Prosiding Presentasi Ilmiah; Jakarta, 26 -27 Agustus 1997. Jakarta: Badan Tenaga Atom Nasional. hlm 166-169. Brown K. 1982. Radiation Exposure From Building Materials. National Radiological Protection Board:10. Cohen BL. 1980. Health Effect of Radon From Insulation of Building. Health Phys 39. Colle R, Rubin RJ, Knab LI, Hut chinson JMR. 1981. Radon Transport Through and Exhalation from Building Materials. National Bureau of Standards. Washington DC. Dewi PA. 2006. Perkiraan Paparan Radiasi Internal dari Pemakaian Beton Ringan Aerasi Hebel untuk Bahan Bangunan [Skripsi]. Bogor: Institut Pertanian Bogor, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Emlinarti, Suyati, Purnama Indra, Syaifudin Rofiq. 1995. Konsentrasi Radionuklida Alam di dalam Bahan Bangunan di Daerah Sekitar Bogor dan Tangerang. Di dalam Keselamatan Radiasi dan Lingkungan. Prosiding Presentasi Ilmiah. Jakarta, 21-22 September 1995. Jakarta: Badan Tenaga Atom Nasional. hlm 403-410. Hebert MB, Scott LM, Zrake SJ. 1995. Aradiological Characterization of Remediated Tank Battery Sites. Health Physics 68 (3): 406-410. [Anonim]. 2004. Beton. http://www.drymix.co.id/productspdf/spec% 20 beton.pdf
[Anonim]. 2004.Hebel. http://www.hebel.co.id/company.php [Anonim]. Radiation. http://www.euronuclear.org/info/enc yclopedia/r/radiation-mat.htm Hultqvist B. 1956. Studies on Naturally Occuring Ionising Radiations with Special Reference to radiation doses in Swedish Houses of Various Types. Kungl. Sven. Vet. Handl 4 dan 6 (3). [IATPI] Ikatan Ahli Teknik Penyehatan dan Teknik Lingkungan Indonesia. 2005. Radiasi dalam Kehidupan Seharihari. Indro Y. 2000. Penyinaran Radiasi Akut. M edia Kita edisi 4: 1-3. Iskandar D. 1993. Spektrometri Gamma. Latihan Keahlian Pengukuran Kandungan Cs-137 dan Sr-90 dalam Bahan Makanan dan Air. Jakarta. hlm 1-15. Koblinger L. 1978. Calculation of Exposure Rates from Gamma Sourcesin Walls of Dwelling Rooms. Health Physics 34: 459-465. Leung. C. Y. Ng, J. K.C, Tso M. Y. W. 1995. Modelling Exposure to Naturally Occuring Radionuclides in Building Material. Radiation Protection Dosimetry 59 (4): 43 -48. .Miller Kevin M, George Andreas C. 1987. External Gamma-Rays Dose Rates From 222 Rn Progeny Indoors. Health Physics 54 (2): 203-206. Othman I, Mahrouka M. 1994. Radionuclide Content in Some Building Materials in Syria and Their Indoor Gamma Dose Rate. Radiation Protection Dosimetry 55 (4): 299-304. [OECD-N EA] Nuclear Energy Agency. 1979. Exposure to Radiation from Natural Radioactivity in Building Materials. Paris. O’Riordan, MC, Cliff, KD. 1979. Indoor Irradiation: NEA report explored. Radiat. Prot. Bull. (30).
Retno TK. 1992. Pengukuran Radionuklida Alam pada Bahan Bangunan Menggunakan Spektrometer Gamma [Skripsi]. Malang: Universitas Brawijaya, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Sima O. 1991. The Method of Dryak et el. for Self Absorbtion Correction Calculation. Radioanalitical Nuclear Chemistry 155 (2) : 75-78. Solon LR, Lowder, WM. 1960. Investigations of Natural Environmental Radiation. Science, (131). Sorantin H, Steger F. 1983. Natural Radioactivityof Building Materials in Austria. Radiation Protection Dosimetry 7 (1-4). Storruste, A, Reistad, A, Rudjard, T, Dahler, A, Liestol. 1965. Measurement of Environmental Gamma Radiation in Norwegian Houses. Health Phys (11). Stranden E. 1979. Radioactivity of Building Materials and The Gamma Radiation in Dwelling. Physics Medicine and Biology 24: 921-930. Sutarman, Priwanto B. 1999. Pengukuran Konsentrasi Th-228, Ra-226 dan K-40 dalam Plasterboard Fosfogypsum. Di dalam: Keselamatan Radiasi dan Lingkungan VII. Prosiding Presentasi Ilmiah; Jakarta, 24-25 Agustus 1999. Jakarta: Badan Tenaga Atom Nasional. Sutarman, Bunawas. Konsentrasi Radionuklida Alam di Dalam Bahan Bangunan yang Digunakan di Jakarta dan Sekitarnya. Di dalam Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, PSPKR-BATAN. Prosiding Presentasi Ilmiah; Jakarta, 1994. Jakarta: Badan Tenaga Atom Nasional. hlm 149 -153. Tso MY. Ng. CY, Leung JKC. 1994. Radon Release from Building Materials in Hongkong. Health Physics 67: 378-384. [UNSCEAR] United Nations Scientific Committee on Effects of Atomic Radiation. 1977. Sources and effects of Ionizing Radiation. UNSCEAR Report. New York.
Wahyudi, Emlinarti. 2004. Kinerja Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe Model GEM-25185. Jakarta: Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir, Badan Tenaga Atom Nasional. hlm 6-9. Wiryosimin S. 1995. Mengenal Asas Proteksi Radiasi. Bandung: Institut Teknologi Bandung.
Zastawany A. 1978. Theoretical Calculation of the γ - Radiation Dose Rate in Buildings. Nucleonica 23: 261-267. Zikosky L, Kennedy G. 1992. Radioactivity of Building Materials Available in Canada. Healt Physics 63: 449-452.
LAMPIRAN
Lampiran 1 Diagram Alir Penelitian
Penelusuran Literatur Tidak
Siap
Ya Hebel dihancurkan lalu ditumbuk sampai halus
Masukkan dalam tabung Merinelli
Tutup tabung Merinelli lalu isolasi dengan lem Araldite dan biarkan selama 60 hari
Pengukuran laju cacah dengan Spektrometer Gamma
Perhitungan konsentrasi radionuklida alam Ra-226, Th-228 dan K-40
Pengukuran koefisien absorbsi
Perkiraan dosis radiasi eksternal secara teoritis
Pengolahan Data
Penyusunan Laporan
Lampiran 2 Unsur -unsur radioaktif yang terdapat dalam deret Uranium (Andrew 1974)
Nama radionuklida
Lambang
Radiasi yang
Waktu paro
dipancarkan 238
á
4,5 x 109 tahun
234 90Th
â
24,1 hari
234
â
1,18 menit
234g
â
6,7 jam
234
á
2,5 x 105 tahun
Ionium (I)
230 90Th
á
8,0 x 104 tahun
Radium (Ra)
226 88 Ra
á
1620 tahun
222
Uranium I (UI) Uranium XI (UXI) Uranium X2 (UX2) Uranium Z (UZ) Uranium II (UII)
Ra Emanation (Rn)
92U
91P a 91P a 92U
á
3,82 hari
218
á dan â
3,20 menit
Radium B (RaB)
214
82Pb
â
26,8 menit
Astatine 218
218 85At
á
1,5 detik
214
á dan â
19,7 menit
Radium C’ (RaC’)
214
84Po
á
1,64 x 104 detik
Radium C” (RaC”)
210 81Tl
â
1,32 menit
210
â
19,4 tahun
214
â
5 hari
210
á
138,3 hari
206
â
4,2 menit
206
Stabil
-
Radium A (RaA)
Radium C (RaC)
Radium D (RaD) Radium E (RaE) Radium F (Ra F) Thalium 206 Radium G
86 Em 84Po
83 Bi
82Pb 83 Bi
84Po 81Tl
82Pb
Lampiran 3 Unsur -unsur radioaktif yang terdapat dalam deret Thorium (Andrew 1974)
Nama Radionuklida
Lambang
Radiasi yang
Waktu Paro
dipancarkan Thorium (Th)
232
90Th
á
1,39 x 101 0 tahun
Mesothorium 1 (MsTh1)
228 88Ra
â
6,7 tahun
Mesothorium 2 (MsTh2)
228
â
6,13 jam
228
á
1,91 tahun
224
á
3,64 hari
220
Radiothorium (RdTh) Thorium X Th Emanation (Tn) Thorium A (ThA) Thorium B (ThB)
89Ac 90Th 88Ra
86Em
á
51,5 detik
218
á dan â
0,16 detik
212
â
10,6 jam
216
á
3 x 10 -4 detik
84Po 82Pb
Astatine 216
85At
Thorium C (ThC)
212 83Bi
á dan â
60,5 menit
212
α
3 x 10 - 7 detik
208
β
3,10 menit
208
-
-
Thorium C’ (ThC’)
84Po
Thorium C” (ThC”)
84Tl
Thorium D (ThD)
82Pb
Lampiran 4 Nuklida pemancar gamma yang dominan pada deret U-238 (Retno 1992)
Energi Sinar Gamma
Intensitas* Relatif
(keV)
(%)
Pb-214
242
7,6
Pb-214
295
18,9
Pb-214
350
37,1
Bi-214
609
42,8
Bi-214
666
14,0
Bi-214
76
4,8
Bi-214
1120
15,0
Bi-214
1238
6,1
Bi-214
1378
4,3
Bi-214
1765
15,9
Bi-214
2204
5,3
Nuklida Sumber
Lampiran 5 Nuklida pemancar gamma yang dominan pada deret Th-232 (Retno 1992) Energi Sinar Gamma
Intensitas* Relatif
(keV)
(%)
Pb-212
239
44,6
Ac-228
338
12,4
Tl-208
511
8,1
Tl-208
583
31,0
Bi-212
727
6,7
Ac-228
795
5,0
Ac-228
840
10,2
Ac-228
911
30,0
Ac-228
965
5,6
Ac-228
969
18,1
Tl-208
2615
36,0
Nuklida Sumber
*photon per seratus peluruhan nuklida sumber
Lampiran 6 Pertumbuhan radon dari Ra-226 dan Ra-224 dari Ra-228
Lama
Rn-222 dari Ra -226
Ra-224 dari Ra -228
5
66.50
68.70
6
70.34
72.27
7
71
73
8
75.21
76.85
9
79.07
80.25
10
82.57
83.29
11
85.71
86.04
12
88.50
88.55
13
90.92
90.86
isolasi(hari)
14
93
93
15
93.83
93.93
16
94.46
94.79
17
95.05
95.58
18
95.61
96.29
19
96.14
96.93
20
96.64
97.51
21
97.5
98
22
97.57
98.44
23
98.00
98.79
24
98.42
99.08
25
98.82
99.30
26
99.20
99.38
27
99.57
99.45
28
99.7
99.5
29
99.80
99.55
30
99.90
99.60
31
99.90
99.65
Lampiran 7 Laju cacah sebelum dan setelah dipasang Hebel
Energi (keV)
N0 Tanpa Hebel
Nt Hebel
Nt Hebel
Nt Hebel
I
II
III
121,78
3,41E+004
1,81E+004
1,86E+004
1,77E+004
244,69
6,26E+003
4,21E+003
4,20E+003
4,11E+003
344,27
1,72E+004
1,15E+004
1,18E+004
1,13E+004
443,91
1,62E+003
1,16E+003
1,13E+003
1,22E+003
778,89
4,09E+003
2,96E+003
3,05E+003
2,96E+003
1085,78
2,47E+003
1,87E+003
1,88E+003
1,75E+003
1407,95
4,03E+003
3,06E+003
3,14E+003
3,23E+003
Lampiran 8 Kalibrasi efisiensi sumber pemancar gamma campuran dalam wadah Marinelli 900ml (Wahyudi dan Emlinarti 2004)
Lampiran 9 Spektrometer gamma dengan detektor HPGe model GEM -25185 buatan EG&G Ortec (Wahyudi dan Emlinarti 2004)
Lampiran 10 Contoh spektrum yang dihasilkan Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe (Wahyudi dan Emlinarti 2004)
Lampiran 11 Data Cacah Hebel menggunakan Spektrometer Gamma model GEM -25185
