RADIASI GAMMA DARI CESIUM 134 PADA TANAH
CTHEVYA GRICE SHARY SUHATRIL
DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2010
ABSTRAK CTHEVYA GRICE SHARY SUHATRIL. Radiasi Gamma dari Cesium 134 pada tanah. Dibimbing oleh JAJANG JUANSAH dan POPPY INTAN TJAHAJA.
Nilai efisiensi pada pengukuran radiasi gamma sangat dipengaruhi oleh faktor geometri. Pengukuran ini dilakukan terhadap tanah yang dicampur dengan cesium-134 dengan radionuklida yang teratur pada spektrometer gamma. Campuran tanah dengan 134Cs dicacah menggunakan spektrometer gamma pada berbagai ukuran wadah sampel yaitu silinder dengan ukuran 0,2 liter dan 2 liter dan menggunakan Marinelli beaker dengan ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter. Luas permukaan wadah yang kontak dengan detektor juga mempengaruhi nilai efisiensi. Semakin besar nilai perbandingan luas permukaan wadah yang kontak dengan detektor terhadap seluruh luas permukaan sampel maka menjadi semakin besar nilai efisiensi.
Kata kunci: cesium-134, efisiensi, spektrometer sinar gamma
RADIASI GAMMA DARI CESIUM 134 PADA TANAH
Skripsi Sebagai Salah Satu Syarat untuk Memperoleh Gelar Sarjana Sains pada Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor
Oleh: CTHEVYA GRICE SHARY SUHATRIL G74101006
DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR 2010
RIWAYAT HIDUP Penulis dilahirkan di Painan pada tanggal 23 September 1986. Penulis merupakan putri pertama dari tiga bersaudara dari pasangan Bapak Drs. Suhatril dan Ibu Umi Darmawati. Penulis menempuh pendidikan sekolah dasar sempat berpindah-pindah sekolah dan akihirnya menyelesaikan studi di SDN 02 Benteng Payakumbuh, kemudian melanjutkan studi di SLTPN 1 Payakumbuh selama 3 tahun (1998-2001), SMUN 2 Bukit Sitabur Payakumbuh (2001 – 2004) dan tahun 2004 penulis masuk ke Departemen Fisika Institut Pertanian Bogor melalui jalur USMI. Selama di IPB penulis aktif di organisasi eksternal di organsisasi mahasiswa daerah yaitu Ikatan Pelajar Mahasiswa Minang (IPMM) dan Muda-Mudi Gonjong Limo (MMGL). Pada masa aktif kuliah. Penulis juga mengajar Matematika di Bimbingan Belajar.
KATA PENGANTAR Puji dan syukur penulis ucapkan kehadirat Allah SWT yang telah melimpahkan rahmatdan karunia-Nya, sehingga penulis dapat menyelesaikan skripsi yang berjudul “RADIASI GAMMA DARI CESIUM 134 PADA TANAH”. Penyusunan skripsi ini dimaksudkan untuk melengkapi salah satu syarat guna mengikuti ujian sarjana di Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor. Pada kesempatan ini, dengan segala kerendahan hati penulis mengucapkan terima kasih kepada: 1. Bapak Jajang Juansah, M.Si., selaku Dosen Pembimbing satu yang dalam bimbingan, saran, masukan, serta bantuan dalam penulisan skripsi. 2. Ibu Popi., selaku Pembimbing dua yang dengan tulus dan ikhlas bersedia meluangkan waktu untuk memberikan pengarahan dan bimbingan dalam penyusunan skripsi ini; 3. Bapak Dr. Kiagus Dahlan, selaku Kepala Bagian Biofisika Institut Pertanian Bogor; 4. Bapak dan Ibu Dosen Departemen Fisika FMIPA , yang telah mendidik dan menyampaikan ilmu yang berharga selama penulis belajar di Jurusan Fisika 5. Bapak Putu, teh Neneng dan Staf PTNBR BATAN yang dengan segala kerendahan hati telah membantu dan membimbing penulis selama melakukan penelitian. 6. Untuk kedua orang tuaku tersayang Papi (Drs. Suhatril) dan Mami (Umi Darmawati), yang memberikan perhatian, doa, kasih sayang dan motivasi dalam menyelesaikan skirpsi ini. 7. Untuk kedua adikku, Cthevya Fenny Rhioka Suhatril dan Cthevya Davandra Pachella Suhatril yang memberikan dorongan semangat sehingga penulis dapat menyelesaikan skripsi ini; 8. Untuk kekasih hati, yang selalu dihati Eutez yang telah memberikan motivasi dan semangat. 9. Semua teman-teman Fisika 41, Devi, Dila, Fazmi, Dimi, Fifi, Ipi, Tebe yang bersama dalam suka dan duka selama masa kuliah. 10. Semua sahabat-sahabat penulis Mike, Ijid, Aniang, Waka, Cian, Sanggi, Riki, dan Fandi yang telah berbagi suka duka, memberikan motivasi dan semangat yang sangat berharga bagi penulis. Penulis menyadari sepenuhnya bahwa penyusunan skripsi ini masih jauh dari sempurna dan Penulis akan merasa senang menerima segala kritikan dan saran yang membangun agar skripsi ini dapat menjadi lebih baik lagi. Semoga skripsi ini dapat memberikan manfaat bagi pembaca dan semua yang memerlukannya. Wabillahi taufiq wal hidayah. Wassalamu’alaikum Warahmatullahi Wabarakatuh.
Bogor, Mei 2010
Cthevya Grice Shary Suhatril
DAFTAR ISI
Halaman DAFTAR TABEL .................................................................................................................... ix DAFTAR GAMBAR ................................................................................................................ x DAFTAR LAMPIRAN ............................................................................................................. xi PENDAHULUAN Latar Belakang .................................................................................................................... 1 Tujuan Penelitian ................................................................................................................ 1 Manfaat ............................................................................................................................ 1 Hipotesis ............................................................................................................................ 1 TINJAUAN PUSTAKA Cesium ............................................................................................................................ 2 Radiasi ............................................................................................................................ 2 Radiasi Alpha ................................................................................................................. 3 Radiasi Beta .................................................................................................................. 3 Radiasi Gamma .............................................................................................................. 4 Peluruhan Bahan Radioakti .................................................................................................. 4 Radioaktivitas Lingkungan ................................................................................................... 5 Efek Radiasi ........................................................................................................................ 5 Deteksi Radiasi dan Prinsip Pengukuran .............................................................................. 7 Detektor Isi Gas ............................................................................................................. 8 Detwktor Sintilator ........................................................................................................ 8 Detektor Semikonduktor ................................................................................................ 8 Spektrometer Gamma ..................................................................................................... 8 Detektor Semikonduktor Germanium ............................................................................. 9 Efisiensi Sistem ................................................................................................................... 10 Upaya Proteksi Radiasi ....................................................................................................... 10 BAHAN DAN METODE Bahan dan Alat .................................................................................................................... 11 Metode Penelitian Penghalusan Tanah ........................................................................................................ 11 Persiapan Wadah ........................................................................................................... 12 Pembuatan Sampel Cesium-134 ..................................................................................... 12 Pencampuran Tanah dengan Cesium-134 ....................................................................... 12 Pencacahan .................................................................................................................... 12
6
HASIL DAN PEMBAHASAN Homogenitas Tanah ............................................................................................................. 13 Aktivitas 134Cs pada Berbagai Wadah .................................................................................. 13 Nilai Efisiensi Berbagai Wadah ........................................................................................... 15 Efisiensi pada Wadah Marinelli Beaker ......................................................................... 15 Efisiensi pada Wadah Silinder ....................................................................................... 16 Perbandingan Nilai Efisiensi Berbagai Wadah ............................................................... 16 Pengaruh Faktor Geometri Terhadap Pengukuran Sinar Gamma ......................................... 17 Pengaruh Faktor Geometri pada Wadah Marinelli Beaker ................................................... 17 Pengaruh Faktor Geometri pada Wadah Silinder ................................................................. 19 KESIMPULAN DAN SARAN Kesimpulan ......................................................................................................................... 20 Saran ............................................................................................................................ 21 DAFTAR PUSTAKA ............................................................................................................... 21
viii
DAFTAR TABEL
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14. 15. 16. 17. 18. 19. 20.
Halaman Isotop Cesium ............................................................................................................. 2 Deret Uranium ............................................................................................................ 6 Deret Actinium ........................................................................................................... 6 Deret Thorium ............................................................................................................ 7 Radionuklida kosmogenik ........................................................................................... 7 Radionuklida buatan ................................................................................................... 7 Karakteristik tanah lembang ........................................................................................ 12 Data ketinggian dan diameter wadah ........................................................................... 14 Massa tanah dan aktivitas Cesium dalam berbagai wadah ........................................... 14 Hasil cacahan 134Cs dari berbagai wadah dengan puncak energi 604,7 keV ................. 14 Hasil cacahan 134Cs dari berbagai wadah dengan puncak energi 795,8 keV ................. 15 Efisiensi pada wadah Marinelli beaker ......................................................................... 16 Efisiensi pada wadah silinder ...................................................................................... 16 Efisiensi pada setiap wadah ......................................................................................... 17 Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 604.7 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah Marinelli beaker ............................... 18 Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 795.8 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah Marinelli beaker ................................ 19 Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 604.7 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah silinder ............................................. 20 Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 795.8 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah silinder ............................................. 20 Nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker 2 liter dan silinder 2 liter pada puncak energi 795.8 keV .................................................................................... 20 Nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker 2 liter dan silinder 2liter pada puncak energi 795.8 keV .................................................................................... 21
ix
DAFTAR GAMBAR Halaman 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11.
Radiasi Elektromagnetik ............................................................................................. 2 Skema Peluruhan Cesium ........................................................................................... 5 Skema Detektor Semikonduktor ................................................................................. 9 Skema Detektor Semikonduktor Germanium ............................................................... 9 Daur Pencernaran Radiokativitas Lingkungan ............................................................. 11 Diangram Alir Penelitian ............................................................................................. 13 Bentuk Geometri Silinder ........................................................................................... 13 Bentuk Geometri Marinelli beaker .............................................................................. 13 Hubungan Laju Cacah (cps) terhadap Geometri Sampel .............................................. 15 Hubungan Efisiensi terhadap Geometri Sampel .......................................................... 16 Hubungan Nilai Efisiensi terhadap Perbandingan Luas Wadah Marinelli beaker pada Puncak Energi 604.7 keV ......................................................... 18 12. Hubungan Nilai Efisiensi terhadap Perbandingan Luas Wadah Marinelli beaker pada Puncak Energi 795.8 keV ......................................................... 19
x
DAFTAR LAMPIRAN
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12.
Halaman Wadah sampel ............................................................................................................ 24 Data pengukuran wadah .............................................................................................. 26 Set alat percobaan ........................................................................................................ 27 Data cacahan kehomogenan tanah ................................................................................ 28 Data aktivitas cesium-134 dalam tanah menutur perhitungan ...................................... 31 Data cacahan tanah menggunakan MCA ..................................................................... 32 Spektrum gamma silinder 0,2 liter dengan 5 kali pengulangan .................................... 33 Spektrum gamma Marinelli beaker 0,5 liter dengan 5 kali pengulangan ...................... 36 Spektrum gamma Marinelli beaker 1 liter dengan 5 kali pengulangan ......................... 39 Spektrum gamma Marinelli beaker 2 liter dengan 5 kali pengulangan ......................... 42 Spektrum gamma silinder 2 liter dengan 5 kali pengulangan ........................................ 45 Spektrum gamma Marinelli beaker 3 liter dengan 5 kali pengulangan ......................... 48
xi
PENDAHULUAN Latar Belakang Kemajuan ilmu pengetahuan yang pesat dewasa ini dalam bidang teknologi dan industri, serta makin meningkatnya pemanfaatan zat radioaktif di berbagai bidang, memunculkan pemikiran tentang perlunya pengelolaan lingkungan yang berkaitan dengan dampak pemanfaatan tersebut. Kerusakan lingkungan dapat dikurangi atau dicegah dengan cara mempelajari dan melaksanakan analisis sifat radioaktivitas. Spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe) merupakan salah satu alat yang digunakan dalam pemantauan lingkungan. Alat ini dapat digunakan untuk mengukur aktivitas radionuklida baik buatan maupun alami di dalam sampel lingkungan (Martin, 2002). Pengukuran radioaktivitas tingkat rendah pada sampel lingkungan menggunakan spektrometer gamma. Untuk memperoleh hasil pengukuran yang baik diperlukan suatu faktor koreksi pengukuran yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran. Pengukuran radiasi gamma dipengaruhi oleh faktor geometri karena geometri sampel dengan luas permukaan detektor yang kontak dengan wadah sampel mempengaruhi pembacaan detektor terhadap sinar gamma yang dipancarkan oleh sampel, dimana dalam sampel terjadi interaksi sinar gamma dengan material menghasilkan tiga fenomena yaitu: efek fotolistrik, hamburan Compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan menghasilkan elektron yang selanjutnya dapat mengionisasi atom-atom lain di dalam bahan. Kalibrasi standar yang mempunyai faktor geometri yang sama harus digunakan dalam kaitan dengan pengukuran sinar gamma. Jika hal tersebut tidak dilakukan maka aktivitas yang terukur di dalam sampel akan dibiaskan karena perbedaan dalam faktor geometri. Pada penelitian ini dilakukan penentuan efisiensi pengukuran radiasi sinar gamma dengan radioaktivitas rendah dengan menggunakan spektrometer gamma yang dilengkapi dengan detektor HPGe dan sistem penganalisis salur ganda (MCA).
Tujuan Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari radiasi gamma cesium-134 pada tanah berdasarkan faktor goemetri sampel dan jumlah cesium yang terkandung pada tanah menggunakan spektrometer gamma. Manfaat Penelitian ini diharapkan memberi informasi radiasi 134Cs dalam sampel tanah menggunakan alat spektrometer gamma. Nilai efisiensi pengukuran yang diperoleh dari penelitian ini dapat digunakan sebagai faktor koreksi pada pengukuran 134Cs dalam sampel tanah lingkungan. Hipotesis Faktor geometri akan mempengaruhi hasil pengukuran radiasi gamma 134Cs di dalam sampel tanah dengan spektrometer gamma yang dinyatakan sebagai efisiensi pengukuran.
TINJAUAN PUSTAKA Cesium Pertama kali cesium ditemukan oleh Bunseb dan Kirchoff pada tahun 1860 melalui spektroskopi air dan mineral dari Durkheim, Jerman. Kata cesium berasal dari bahasa Latin, caesius, yang berarti langit biru, karena unsur ini memiliki spektrum garis di daerah warna biru. Cesium di alam terasosiasi dengan mineral polusit (silika terhidrat antara aluminium dan cesium) dan lepidolit. Cesium tersebar luas di dalam kerak bumi dengan konsentrasi rendah. Sumber buatan cesium paling penting adalah polusit dan silika hidrat dari aluminium. Rata-rata kandungan cesium dalam tanah adalah 5μg/gram (Alfiyan, 2001). Cesium merupakan logam yang sangat reaktif secara kimiawi. Cesium sangat reaktif terutama ketika bereaksi dengan air akan terbentuk basa dengan pelepasan kalor yang sedemikian besar sehingga bereaksi dengan hidrogen yang dilepaskan dalam proses tersebut. Ada 32 isotop cesium, beberapa diantaranya disajikan pada Tabel 1. 137 Cs dan 134Cs adalah radiocesium yang dihasilkan oleh suatu instansi nuklir yang umumnya disebut hasil belah. 137Cs dan 134Cs merupakan hasil belah dari penembakan 235U dan 239Pu dengan neutron termal dan 235U,
1
238
U, 239Pu dan 232Th dengan neutron cepat dengan hasil yang tinggi (Muharini, 1998). 137 Cs merupakan sumber pancaran β dan γ dengan energi 0,662 MeV yang memiliki waktu paruh yang panjang, yaitu 30 tahun (Eisenbud, 1973). 137Cs digunakan sebagai sumber γ pada lembaga penelitian dan indudtri (Haryanto, 2004). Radionuklida cesium-134 memiliki energi utamanya sebagai berikut : 563,4 keV dengan intensitas 8% 569,3 keV dengan intensitas 35% 604,7 keV dengan intensitas 100% 795,8 keV dengan intensitas 90% 802,0 keV dengan intensitas 9% 1364,4 keV dengan intensitas 4% Sifat-sifat fisik cesium antara lain berwana putih keperakan, lunak dan segera meleleh pada suhu kamar, titik didih 685oC, titik leleh 529oC, massa jenis padatnya pada suhu 17oC adalah 1892 kg/m3 dan massa jenis cairnya pada suhu 40oC adalah 1827 kg/m3. Cesium adalah logam berat dari semua logam alkali denagn nomor atom 55. Sifat kimia cesium mirip dengan kalium dan rubidium. Cesium-134 merupakan salah satu isotop cesium yang bersifat radioaktif dengan memancarkan partikel β dan γ untuk mencapai kestabilannya. Energi partikel β yang dipancarkan sebasar 0,523 MeV dan 1,19 MeV, sedangkan partikel γ mempunyai energi 0,6043 MeV (ATSDR, 2004). Tabel 1. Isotop cesium Isotop Waktu paruh 133 Cs Stabil 134 Cs 2,1 tahun 134m Cs 2,9 jam 135 Cs 2,3x106 tahun 136 Cs 13,2 hari 137 Cs 30,2 tahun Sumber : Argonne National Laboratory, 2001 Cesium-134 dihasilkan dari reaksi fisi bahan bakar reaktor nuklir, jumlah yang dihasilkan tergantung dari tipe bahan bakar, jumlah neutron dan jumlah energi panas yang dihasilkan. Cesium-134 yang bersal dari reaksi fisi akan dapat masuk ke dalam komponen lingkungan dan dapat terakumulasi dalam komponen lingkungan tersebut (Setiawati, 2003).
Radiasi Atom terdiri dari proton, neutron dan elektron. Komposisi jumlah proton yang merupakan nomor atom dan neutron di dalam inti atom sangat menentukan kestabilan inti atom. Kestabilan inti atom biasanya ditentukan dari perbandingan jumlah proton dan neutron di dalam inti atom. Unsur yang terdiri dari atom yang tidak stabil akan berubah secara spontan menjadi produk atom yang lebih stabil dengan memancarkan radiasi. Unsur yang mengandung inti yang tidak stabil disebut bersifat radioaktif. Proses perubahan unsur dari inti atom tidak stabil menjadi inti atom stabil biasanya disertai dengan emisi atau pancaran radiasi dalam bentuk partikel bermuatan dan sinar gamma. Proses ini disebut dengan peluruhan radioaktif (radioactive decay). Radiasi adalah pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk panas, partikel atau gelombang elektromagnetik (foton) dari sumber radiasi. Ada beberapa sumber radiasi yang kita kenal di sekitar kehidupan kita, contohnya adalah televisi, lampu penerangan, alat pemanas makanan (microwave oven), komputer, dan lain-lain. Perbedaan panjang gelombang pada radiasi elektromagnetik dapat dilihat pada Gambar 1. Selain benda-benda tersebut ada sumbersumber radiasi yang bersifat unsur alamiah dan berada di udara, di dalam air, tanah atau berada di dalam lapisan bumi.
Gambar 1. Radiasi elektromagnetik Sumber: Introduction to Radiation Safety, http://www.ndt.org, 2009 Pada tahun 1898 Rutherford menunjukkan bahwa sinar-X dan radiasi yang dipancarkan oleh materi radioaktif pada dasarnya bertingkah laku sama , yaitu partikel radiasi berenergi tinggi yang dipancarkan oleh bahan radioaktif menumbuk dan melepaskan elektron dari atom yang ada di udara. Selain itu berdasarkan pengukuran serapan materi terhadap radiasi yang
2
dipancarkan oleh materi radioaktif seperti uranium atau thorium, paling sedikit ada 2 jenis radiasi yang dipancarkan oleh bahan radioaktif alam uranium dan thorium. Salah satunya memiliki daya ionisasi yang sangat besar, karena itu mudah diserap oleh materi, dapat dihentikan dengan kertas tipis, yang satu lagi memiliki daya ionisasi yang lebih kecil dan daya tembus yang besar. Menggunakan dua huruf pertama abjad Yunani, yang pertama disebut radiasi alpha, yang kedua radiasi Beta. Selain itu juga diketahui adanya radiasi yang memiliki daya tembus lebih besar dari pada Beta, dan radiasi ini disebut radiasi Gamma (Infonuklir, 2009). Radiasi Alpha Partikel alpha merupakan partikel yang bersifat energetik dengan muatan listrik positif (α) terdiri dari inti helium yang mengandung dua proton dan dua neutron serta memiliki sifat yang sama dengan inti helium. Menurut standar nuklir partikel alpha melintas lebih lambat dalam bahan, hal ini menyebabkan adanya kesempatan lebih lama untuk berinteraksi dengan atom sepanjang jalur lintasannya dan akan memberikan sebagian energinya selama interaksinya dengan bahan. Pertikel alpha kehilangan energi melalui interaksi dengan elektron atom dalam medium penyerap. Energi yang dipindahkan ke elektron menyebabkan elektron tereksitasi ke tingkat energi yang lebih tinggi atau seluruhnya terpisah dari atom induknya (ionisasi). Radiasi alpha adalah radiasi ionisasi yang dihasilkan dari peluruhan radioaktif atom-atom unsur yang bersifat tidak stabil. Unsur-unsur yang dapat memancarkan pertikel alpha diantaranya adalah americium-241, plutonium-236, thorium-232, radium-226 (EPA, 2009). Contoh peluruhan radiasi alpha adalah peluruhan Plutonium menjadi Uranium, dimana 42𝐻𝑒 adalah radiasi alpha (α) yang persamaan reaksinya sebagai berikut: (Martin, 2002). 238 4 234 92 𝑈 → 2𝐻𝑒 + 90 𝑇ℎ Jika ditinjau dari bidang kesehatan, maka partikel alpha akan menyebabkan kerusakan pada tubuh. Tingkat bahayanya bergantung pada jenis paparan yang terjadi. Pemaparan internal jauh lebih berbahaya dibandingkan dengan pemaparan eksternal, karena pertikel alpha kehilangan energi dan tidak mampu
untuk menembus lapisan terluar dari kulit manusia. Apabila partikel alpha terhirup, termakan atau masuk ke dalam aliran darah, maka jaringan-jaringan yang dilewati oleh partikel alpha dapat mengalami kerusakan. Radiasi Beta Pertikel beta β mempunai ukuran jauh lebih kecil dibandingkan dengan partikel alpha dan melintas jauh lebih cepat dalam bahan. Sedikit kemungkinan interaksi per satuan panjang jarak lintasan dan memberikan energinya lebih lambat jika dibandingkan dengan partikel alpha. Peluruhan atom yang bersifat radioaktif mengasilkan partikel beta, namun partikel beta tidak bersifat radioaktif. Partikel beta memiliki energi dalam bentuk kecepatan yang dapat mengakibatkan kerusakan pada sel hidup. Ketika berada dalam sebuah lintasan, partikel beta dapat memecah ikatan struktur kimia yang kemudian akan menghasilkan ion-ion. Pancaran partikel beta terjadi ketika rasio antara neutron dan proton dalam inti atom tinggi. Radiasi beta terdiri dari elektron dengan kecepatan tinggi yang berasal dari inti. Elektron inti mempunyai sifat sama dengan elektron atom yang mempunyai massa 1/1840u dan membawa satu unit muatan negatif. Unsur-unsur yang dapat memancarkan partikel beta diantaranya adalah tritium, stronsium-90 dan cesium-137 (EPA, 2009). Contoh peluruhan radiasi beta negatif dapat ditulis sebagai berikut: (Martin, 2002). 234 234 − 90 𝑇ℎ → 91 𝑃𝑎 + 𝛽 Sedangkan peluruhan beta positif atau positron adalah sebagai berikut: (Martin, 2002). 22 22 + 11 𝑁𝑎 → 10 𝑁𝑒 + 𝛽 Radiasi partikel beta menimbulkan efek kesehatan akut maupun kronis. Efek akut terjadi bila kontak langsung dengan sumber pancaran beta yang kuat dan terdapat dalam jumlah banyak. Paparan eksternal partikel alpha dari sumber yang kuat terhadap manusia dapat menyebabkan kulit manusia memerah dan terbakar. Paparan internal lebih berbahaya kerena partikel beta yang melepaskan energi ke jaringan hidup dapat menimbulkan kerusakan pada tingkat molekular yang menyebabkan kelainan fungsi sel. Efek kronis dihasilkan karena pemaparan dalam dosis yang rendah, namun dalam jangka waktu yang cukup lama. Gangguan kesehatan yang terjadi
3
adalah meningkatnya probabilitas resiko terkena penyakit kanker (Suilivan, 1993). Radiasi Gamma Radiasi gamma memiliki wujud sebagai paket-paket energi elektromagnetik yang disebut foton (EPA,2009). Radiasi atau foton gamma tidak memiliki massa maupun muatan listrik. Radiasi gamma tidak mempunyai besaran massa dan muatan listrik sehingga dikelompokkan ke dalam gelombang elektromagnetik. Daya ionisasinya di dalam medium sangat kecil. Karena tidak mempunyai muatan listrik maka sinar gamma tidak terbelokkan oleh medan listrik yang ada di sekitarnya, sehingga daya tembusnya sangat besar dibandingkan dengan daya tembus partikel alpha atau beta (β). Kerena tingkat energi yang tinggi, foton gamma bergerak dengan kecepatan sama dengan kecepatan cehaya, yaitu sebesar 3x108 m/det dan dapat melintas ribuan meter sebelum melepas energinya. Foton gamma dapat melintas menembus berbagai bahan, termasuk jaringan manusia. Pancaran radiasi gamma biasanya terjadi apabila atom dari suatu unsur yang bersifat radioaktif memiliki energi yang terlalu besar. Pancaran radiasi gamma biasanya disertai dengan pancaran partikel beta. Radionuklida yang memancarkan radiasi gamma diantaranya cobalt-60, cesium-137 dan technetium-99 (EPA, 2009). Pada efek fotolistrik semua energi dari foton gamma dipindahkan ke elektron atom yang terlepas dari atom induknya. Dalam hal ini foton diserap selutuhnya. Sebaliknya efek hamburan compton terjadi apabila hanya sebagian energi dari foton yang dipindahkan ke elektron atom. Oleh karena itu foton dihamburkan dengan energi yang dikurangi. Pada medan listrik yang kuat dekat partikel bermuata, foton gamma yang berenergi bisa diubah menjadi pasangan positron-elektron. Ini yang disebut dengan produksi pasangan dan kedua partikel ini berbagi energi yang dimilikinya. Radiasi gamma tidak secara langsung mengionisasi atom pada jaringan. Peluruhan gamma dapat ditulis secara simbolik sebagai berikut: (Martin, 2002). 87 ∗ 38𝑆𝑟
→
87 38 𝑆𝑟
+𝛾
Radiasi gamma mentransfer energinya ke partikel-partikel atom seperti elektron.
Partikel-partikel yang telah menerima energi ini kemudian berinteraksi dengan jaringan dan membentuk ion-ion. Hasil akhir dari efek radiasi gamma sama dengan efek yang dihasilkan oleh partikel alpha maupun beta, namun karena radiasi gamma memiliki energi yang lebih besar untuk berpenetrasi. Ionisasi secara tidak langsung ini dapat mengakibatkan kerusakan pada jaringan yang lebih dalam (Infonuklir, 2009). Peluruhan Bahan Radioaktif Peluruhan sampel radioaktif terjadi secara statistik di alam dan tidak mungkin untuk meramalkan kapan suatu atom akan meluruh. Salah satu contoh skema peluruhan yaitu pada unsur 137Cs menjadi 137Ba melalui peluruhan β¯ yang diikuti pemancaran radiasi γ ditampilkan pada Gambar 2. Hasil perilaku acak dari atom ini adalah bahwa hukum peluruhan radioaktif bersifat eksponensial di alam. 𝑑𝑁 = −𝜆𝑑𝑡 𝑁 (1) �𝑝𝑁 𝑡
(2)
= −𝜆𝑑𝑡
dengan mengintegrasikan persamaan di atas, maka Nt adalah: 𝑁𝑡 = 𝑁0 �𝑒 −𝜆𝑡
(3)
No adalah jumlah awal inti atom, N adalah jumlah inti pada waktu t dan λ adalah konstanta peluruhan radioaktif. Waktu paruh (half life atau T1/2) dari suatu unsur adalah waktu yang diperlukan inti atom unsur untuk meluruh menjadi setengah dari jumlah awal. Sehingga pada saat t = T1/2 maka 𝑁 𝑁𝑡 = 20 . Dengan memasukkan persamaan ini ke dalam persamaan peluruhan di atas dapat ditentukan hubungan antara λ dan T 1/2 dari persamaan 1 2
= 𝑒 −𝜆𝑇1
2
1
maka ln 2 = −𝜆𝑇1
2
(4)
Dari persamaan di atas diperoleh hubungan: 𝑇1
2
=
0,693 𝜆
𝑎𝑡𝑎𝑢 𝜆 =
0,693 𝑇1 2
(5)
Aktivitas radiasi (A) adalah besaran yang menyatakan jumlah peluruhan yang terjadi per
4
satuan waktu (Martin, 2002). Secara metematika dapat dituliskan sebagai berikut 𝐴𝑡 𝐴𝑡 𝐴𝑡 𝐴𝑡
𝑑𝑁
(6.a) (6.b) (6.c) (6.d)
= 𝑑𝑇 = 𝜆 𝑁𝑡 = 𝜆𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡 = 𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡
Keterangan: At adalah aktivitas radiasi pada saat t dan Ao adalah aktivitas pada saat t = 0. Persamaan ini menyatakan bahwa aktivitas radiasi berkurang secara eksponensial terhadap waktu. Sejak tahun 1976 dalam sistem satuan internasional (SI) aktivitas radiasi dinyatakan dalam satuan Bequerel (Bq) yang didefinisikan sebagai 1Bq = 1 peluruhan per detik. Sebelum ini digunakan satuan Currie (Ci) untuk menyatakan aktivitas radiasi yang didefinisikan sebagai 1 Ci = 3,7 x 1010 peluruhan per detik. Cs137
55
β-1 -2
β
661,6 keV γ 0,2
Stable
56
Ba
137
Gambar 2. Skema Peluruhan Cesium Sumber: Wikipedia, Cs-137 decay.svg Radioaktivitas Lingkungan Menurut asalnya, radioaktivitas lingkungan dibagi menjadi dua macam, yaitu radioaktivitas alam dan radioaktivitas buatan. Setiap hati manusia terkena radiasi dari alam dan radiasi ini akan selalu terdeteksi pada pengukuran radioktivitas sumber radiasi. Hasil pencacahan yang berasal dari alam disebut cacah latar atau background. Sumber radiasi alam dibagi menjadi dua macam yaitu radiasi primordial dan radiasi sinar kosmis (Wardana, 1994). Radiasi primordial berasal dari dalam bumi, dimana batu-batuannya sudah memancarkan radiasi sejak terbentuknya bumi. Radionuklida primordial antara lain 40K dan sederatan radionuklida hasil peluruhan yang
terdiri atas: Deret Uranium (deret 4n+2) pada Tabel 2; Deret Actinium (deret 4n+3) pada Tabel 3 dan Deret Thorium (deret 4n) pada Tabel 4. Pada beberapa radionuklida, partikel α bersifat monoenergetik, tetapi ada sebagian yang mempunyai beberapa macam energi. Dalam kolom energi, yang dicantunkan adalah energi yang tertinggi dan diberi tanda “m”. Radiasi sinar kosmis berasal dari luar atmosfer bumi, yaitu dari energi yang dipancarkan oleh bintang-bintang yang ada di jagad raya, termasuk matahari. Radionuklida yang terbentuk akibat interaksi sinar kosmis dengan nuklida-nuklida tidak radioaktif yang terdapat di atmosfer bumi disebut radionuklida kosmogenik. Beberapa radionuklida komogeneik diperlihatkan pada Tabel 5. Radioaktivitas buatan timbul karena dibuat manusia, antara lain yang berasal dari hasil pembelahan (fisi), reaksi inti dan debu radioaktif hasil ledakan bom nuklir (fall out) (Wardana, 1994). Contoh radionuklida buatan diperlihatkan pada Tabel 6. Efek Radiasi Ditinjau dari ada tidaknya batas ambang dosis, efek biologi radiasi dibagi menjadi efek stokastik dan efek deterministik (efek non stokastik). Efek stokastik adalah efek yang dapat terjadi tanpa ada batas ambang dosis dan kejadiannya didasarkan pada peluang yang dapat dialami oleh mereka yang mengalami penyinaran, misalnya efek genetik akibat radiasi yang diderita oleh keturunan kedua orang tua yang mengalami penyinaran. Efek determistik terjadi bila dosis yang diterima melewati batas ambang dosis tertentu dan bersifat khas untuk bagian jaringan tertentu, misalnya katarak untuk lensa mata, kerusakan non-malignan untuk kulit, penghanbatan produksi sel pada sumsum tulang yang menyebabkan kelainan haematologi dan kerusakan sel gonad yang dapat menyebabakan kemandulan (Wiryosimin, 1995).
5
Tabel 2. Deret Uranium (Wardana, 1994) Nama nuklida Lambang 238 Uranium I (UI) 92U 234 Uranium X1 (UX1) 90Th 234 Uranium X2 (UX2) 91Pa 234 Uranium Z (UZ) 91Pa 234 Uranium II (UII) 92U 230 Ionium (I0) 90Th 226 Radium (Ra) 88Ra 222 Ra Emanation (Ra) 86Em 218 Radium A (RaA) 84Po
Radiasi Α β β β α α α α α, β
Waktu paruh 4.5x109 th 24.1 hari 1.18 menit 6.7 jam 2.5x105 th 8.0x104 th 1620 th 3.82 hari 3.20 menit
Radium B (RaB) Astatine 218 (At218) Radium C (RaC)
214 82Pb 218 85At 214 83Bi
β α α, β
26.8 menit 1.5-2 detik 19.7 menit
Radium C’ (RaC’) Radium C” (RaC”) Radium D (RaD) Radium E (RaE) Radium F (RaF) Thallium 206 (Tl 206) Radium G (RaG)
214 84Po 210 81TI 210 82Pb 214 83Bi 210 84Po 206 81Tl 206 82Pb
α β β β α β stabil
1.64x104 detik 1.32 menit 19.4 th 5 hari 138.3 hari 4.2 menit
Radiasi Α β α α, β
Waktu paruh 7.10x108 th 25.6 jam 3.43x104 th 21.6 th
Tabel 3. Deret Actinium (Wardana, 1994) Nama nuklida Lambang 235 Actinouranium (AcU) U 92 231 Uranium Y (UY) 90Th 231 Protoactinium (Pa) 91Pa 227 Actinium (Ac) 89AC Radioactinium (RdAc) Actinium K (AcK)
227 90Th 223 87Fr
α α, β
18.17 hari 22 menit
Actinium X (AcX) Astatine 219 Ac Emanation (An) Bismuth 215 Actinium A (AcA) Actinium B (AcB) Astatine 215 Actinium C (AcC) Actinium C’ (AcC’) Actinium C” (AcC”) Actinium D (AcD)
223 88Ra 219 85At 219 86Em 215 83Bi 215 84Po 211 82Pb 215 84At 211 83Bi 211 84Po 207 81Tl 207 82Pb
α α, β α α, β α, β β α α, β α α stabil
11.68 hari 0.9 menit 3.92 detik 8 menit 1.83x10-3 detik 3.1 menit 10-4 detik 2.15 menit 0.52 detik 4.79 menit
Energi (MeV) 4.20 0.19 2.32 1.13 4.768 m 4.68 m 4.777 m 5.486 5.998 α β 0.7 6.63 5.51 m α 3.17 β 7.683 1.9 0.017 1.155 5.3 1.51
Energi (MeV) 4.559 m 0.30 5.046 m 4.94 α 0.046 β 6.03 m 5.34 α 1.2 β 5.864 6.27 α 6.810 m 7.37 α 1.39 8 6.617 m α 7.442 1.44
6
Tabel 4. Deret Thorium (Wardana, 1994) Nama nuklida Lambang 232 Thorium (Th) 90Th 228 Mesothorium 1 (MsTh1) 88Ra 228 Mesothorium 2 (MsTh2) 89AC 228 Radiothorium (RdTh) 90Th 224 Thorium X (ThX) 88Ra 220 Th Emanation (Tn) 86Ra 216 Thorium A (ThA) 84Po 212 Thorium B (ThB) 82Pb 216 Astatine 216 (At216) 85At 212 Thorium C (ThC) 83Bi Thorium C’ (ThC’) Thorium C” (ThC”) Thorium D (ThD)
212 84Po 208 84Tl 208 82Pb
Radiasi Α β β α α α α, β β α α, β
Waktu paruh 1.39x1010 th 6.7 th 6.13 jam 1.910 th 3.64 hari 51.5 detik 0.16 detik 10.6 jam 3x10-4 detik 60.5 menit
α β stabil
3.0x10-4detik 3.10 menit
Energi (MeV) 4.0007 0.07 2.18 5.423 m 5.681 6.280 6.774 0.58 7.79 6.086 m α 2.25 β 8.78 1.79
Tabel 5. Radionuklida kosmogenik Nuklida Lambang Waktu paruh Carbon 14 C14 5730 tahun
Sumber Aktivitas alami Interaksi sinar kosnik, 6 pCi/g (0.22 Bg/g) dalam N14(n,p)C14. bahan organik 3 Tritium 3 T 12.3 tahun Interaksi sinar kosmik 0.032 pCi/kg (1.2x10 -3 dengan N dan O; Bq/kg) spallation dari sinar kosmik, Li6(n,alpha)H3 7 Beryllium 7 Be 53.28 hari Interaksi sinar kosmik 0.27 pCi/kg (0.01 Bq/kg) dengan N dan O; Sumber: Radioactivity in Nature, http://www.physics.isu.edu/radint/natural.htm. Tabel 6. Radionuklida buatan Nuklida Lambang Waktu paruh Tritium H3 12.3 th
Sumber Dihasilkan dari uji senjata dan reaktor fisi; fasilitas proses ulang pabrik senjata nuklir Iodine 131 I131 8.04 hari Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi, digunakan dalam perlakuan medis bagi masalammasalah toroid Iodine 129 I129 1.57x107 th Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Cesium 137 Cs137 30.17 th Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Strontium 90 Sr90 28.78 th Hasil fisi diperoleh dari uji senjata dan reaktor fisi Technetium 99 Tc99 2.11x105 th Hasil peluruhan dari Mo 99, digunakan dalam diagnosa medis Plutonium 239 Pu239 2.41x104 th Dihasilkan dari penembakan neutron pada U238 Sumber: Radioactivity in Nature, http://www.physics.isu.edu/radint/natural.htm Deteksi Radiasi dan Prinsip Pengukuran Panca indera manusia secara langsung tidak dapat digunakan untuk menangkap atau melihat ada tidaknya radiasi nuklir, karena manusia memang tidak mempunyai sensor biologis untuk radiasi nuklir. Walaupun demikian dengan bantuan peralatan instrumentasi nuklir maka manusia dapat mendeteksi dan mengukur radiasi nuklir. Jadi
manusia sepenuhnya tergantung pada peralatan instrumentasi nuklir untuk mengetahui dan memanfaatkan radiasi nuklir tersebut. Apabila dilihat dari segi jenis radiasi yang akan dideteksi dan diukur, diketahui ada beberapa jenis detektor, seperti detektor untuk radiasi Alpha, detektor untuk radiasi Beta, detektor untuk radiasi Gamma, detektor untuk
7
radiasi sinar-X, detektor untuk radiasi Neutron. Pada umumnya detektor radiasi dapat dibagi menurut tiga golongan yaitu: detektor isi gas, detektor sintilator dan detektor semikonduktor (Martin, 2002). Detektor Isi Gas Sifat interaksi yang menimbulkan ionisasi dimanfaatkan dalam tabung yang berisi campuran gas. Pada dasarnya detektor jenis tabung ionisasi terdiri dari ruangan tertutup berisi gas. Jika tabung ini ditembus oleh radiasi, maka akan terjadi ionisasi. Pada umumnya timbul ion positif di katoda. Aliran ion yang terjadi menimbulkan arus listrik yang merupakan suatu ukuran intensitas radiasi dalam suatu satuan volume gas. Bentuk medan elektrostatik dalam tabung sangat menentukan, karena tabung ionisasi berdasarkan pada pengumpulan muatan akibat ionisasi radiasi. Oleh karena itu geometri bentuk ruangan, letak dan bentuk elektroda juga beragam untuk mencapai efisiensi dan sensitivitas yang tinggi. Begitu pula campuran gas di dalamnya. Detektor isi gas ini tidak dapat dipakai dalam spektrometer gamma (Martin, 2002). Detektor Sintilator Deteksi radiasi yang dimanfaatkan pada detektor sintilator adalah timbulan cahaya. Detektor sintilator selalu menggunakan bahan, yang jika ditembus radiasi akan mengeluarkan cahaya. Bahan yang mampu bersifat tersebut disebut sintilator dan bisa berupa zat padat, cair, organik maupun anorganik. Misalnya untuk radiasi gamma, sintilator yang biasa digunakan adalah natrium iodide (NaI) yang biasanya berbentuk Kristal dengan ukuran 50x50 mm2, unttuk deteksi alpha digunakan kristal zinc sulfida (ZnS) dalam bentuk lembaran tipis. Sifat yang dimiliki sintilator ialah intensitas cahaya yang timbul sebanding dengan energi radiasi (Martin, 2002). Detektor Semikonduktor Detektor semikonduktor sering disebut dengan detektor zat padat. Cara kerja detektor semikonduktor jauh berbeda dengan cara kerja detektor yang lain. Detektor semi-konduktor atau detektor zat padat tergolong detektor generasi baru yang berkembang berkat kemajuan teknologi semikonduktor, khususnya dalam penggunaan Germanium dan
Silikon. Pemilihan bahan dasar, Germanium atau Silikon tergantung pada jenis radiasi yang akan diukur. Untuk mendeteksi radiasi Gamma dan sinar-X diperlukan bahan dengan nomor atom yang lebih besar agar`dapat mencapai efisiensi yang tinggi. Pada dasarnya detektor semikonduktor adalah sebuah diode besar berupa P-N yang diberi reverse biased, yaitu diberi tegangan lebih negatif terhadap katoda. Detektor jenis ini bekerja pada suhu rendah yaitu 3000 K untuk Silikon dan 800 K untuk Gemanium. Pada keadaan ini tercipta suatu berrier pada junction yang mereduksi arus bocor sehingga arus ini menjadi sangat kecil. Dalam kenyataannya, arus bocor pada reverse biased menimbulkan noise atau derau. Pada detektor Germanium, derrau cukup kecil bila detektor didinginkan sampai 800 K. Pada suhu tersebut pulsa yang ditimbulkan oleh radiasi akan dapat disadap (Martin, 2002). Spektrometer Gamma Spektrometer gamma adalah salah satu teknik paling baik dan bermanfaat untuk menganalisa radioisotop untuk berbagai macam sampel. Karena hasil pembacaan energi sinar gamma bersifat diskrit dan unik untuk setiap radionuklida. Kelebihan spektrometer gamma antara lain: Dapat menganalisa radionuklida yang berbeda-beda secara simultan dan individual pada sampel yang sama Tidak memerlukan prosedur kimia yang rumit dan mudah dalam menyiapkan sampel Tingkat validasi yang tinggi karena nilai perkiraan yang stabil dan proses konfirmasi proses data menggunakan komputer Dapat mengukur tingkat radioaktivitas yang rendah, seperti sampel dari lingkungan Detektor semikonduktor Germanium adalah detektor yang paling sering digunakan pada spektrometer gamma, misalnya untuk monitoring radioaktivitas, analisis aktivitas dan penelitian. Detektor ini memiliki resolusi energi yang tinggi. Interaksi sinar gamma dengan detektor menghasilkan pulsa-pulsa tersebut diproses secara elektronik melalui serangkaian peralatan yang disebut perangkat spektrometer
8
gamma, maka sebagai hasil akhir akan didapatkan suatu spektrum gamma. Analisa spektrometer gamma didasarkan pada interpretasi yang tepat dan benar atas spektrum gamma yang dihasilkan dari pengukuran. Untuk dapat membaca dan mengartikan spektrum gamma dengan benar, maka perlu diketahui terlebih dahulu proses pembentukan spektrum gamma dan gejala yang menyertainya. Interaksi sinar gamma dengan detektor pada dasarnya sama dengan interaksi sinar gamma dengan meteri. Ada tiga proses utama yang dapat terjadi, antara lain efek fotolistrik, hamburan Compton dan pembentukan pasangan. Melalui tiga proses ini, sinar gamma menyerahkan sebagian atau seluruh tenaganya pada materi detektor dan sebagai hasil dilepaskan elektron-elektron bebas yang dipergunakan dalam proses deteksi selanjutnya. Tinggi pulsa yang terbentuk sebanding dengan energi radiasi sinar gamma yang dideteksi (Susetyo, 1984). Apabila detektor semikonduktor ditembus oleh radiasi maka di dalam depletion layer timbul pasangan lobang-elektron atau elektron hole pair. daerah n p-n junction depletion layer
daerah p
E
denyut keluaran
C R
Gambar 3. Skema Semikonduktor junction (Susetyo, 1984). Medan listrik yang ditimbulkan oleh reverse biased voltage akan menggiring charge carrier keluaran dari depletion layer masuk ke daerah di luar P-N junction. Jumlah yang terbebaskan sebanding dengan energi radiasi dan ini menimbulkan pulsa listrik. Agar P-N junction detektor memiliki efisiensi penuh maka energi radiasi harus habis di dalam depletion layer. Skema detektor semikonduktor dapat dilihat pada Gambar 3. Detektor Semikonduktor Germanium Detektor germanium merupakan detektor gamma yang memiliki daya hisap/resolusi tinggi. Daya resolusi adalah kemampuan memisahkan dua spektrum sinar gamma yang
berimpit sehingga dapat diukur besar energinya. Karena tujuan penelitian adalah untuk menentukan nilai efisiensi pengukuran dengan alat spektrometri sinar gamma berdasarkan faktor geometri maka digunakan detektor yang memiliki resolusi tinggi yaitu semikonduktor germanium. Skema detektor semikonduktor germanium diperliharkan pada gambar berikut: +
tipe-p
hole tipe-n elektron
Gambar 4. Skema detektor semikonduktor germanium (Susetyo, 1984) Germanium mempunya empat valensi elektron yang membentuk Kristal yang terdiri atas kisi atom yang digabungkan oleh ikatan kovalen. Penyerapan energi oleh Kristal akan merusak ikatan tersebut. Untuk dapat melempar satu elektron valensi agar`dapat menghasilkan satu elektron bebas yang terbentuk satu lobang, hanya diperlukan energi 1,12 eV. Elektron bebas tersebut dapat bergerak dengan mudah dalam Kristal. Demikian juga dengan lobangnya. Suatu elektron yang berdekatan dengan lobang dapat melompat ke dalam lobang dan akan meninggalkan lubang bekas tempat elektron semula berada. Germanium agar dapat dijadikan sebagai bahan detektor maka diperlukan kemurnian yang tinggi (High Purity Germanium / HPGE). Germanium dengan pengotor litium dapat juga digunakan sebagai detektor yang disebut dengan Ge(Li). Untuk germanium diperlukan paling banyak satu atom pengotor untuk 1012 atom germanium (Mahmoud, 2000). Apabila sinar gamma mengenai detektor germanium maka interaksi yang terrjadi adalah terbentuknya pasangan elektron-hole pada daerah instrintik. Oleh karena pengaruh medan listrik yang diberikan, maka elektron yang terlepas akan menuju lapisan-p. Pada ujungujung elektroda, elektron dan hole akan mengakibatkan adanya beda potensi dan arus listrik. Energi celah (gap) dalam Kristal germanium sangat kecil (0,7 eV) maka untuk mengatasi arus bocor balik, detektor germanium harus dioperasikan pada suhu yang
9
sangat rendah. Apabila hal ini tidak dilakukan arus bocor akan mengalami derau atau merusak daya pisah (resolusi) detektor. Medium pendingin yang biasa dipakai untuk mendinginkan detektor germanium adalah nitrogen cair dengan suhu 800 K. Biasanya detektor germanium dimasukan ke dalam sebuah wadah hampa (dewar) yang berisi nitrogen cair. Efisiensi Sistem Efisiensi sistem adalah nilai yang menunjukkan kolerasi antara nilai count rate dengan jumlah pulsa elektrik setiap unit waktu yang ditampilkan oleh counter-timer yang tergantung aktivitas sumber radiasi. Radiasi gamma bila diukur pada jarak tertentu hanya sebagian saja yang tertangkap oleh detektor, sedangkan radiasi yang lainnya hanya lewat begitu saja sehingga dalam pencacahan radiasi dikenal pengertian laju cacah dan aktivitas. Laju cacah dalam hal ini tidak menggambarkan aktivitas sesungguhnya. Nilai efisiensi harus ditentukan sebelum melakukan pencacahan agar nilai count rate yang ditampilkan oleh counter dapat menunjukkan aktivitas sumber radiasi (Martin, 2002). Untuk menentukan efisiensi sistem dengan melakukan pencacahan pada sumber radiasi contohnya sumber radioaktif yang diketahui jenis nuklida dan aktivitasnya. 𝑅 × 100% 𝜂= 𝐴×𝐼�礠
(7) Keterangan: η = efisiensi sistem (%), R = count rate (cps), A = aktivitas sumber radioaktif (Bq) Iγ adalah probabilitas pancaran radiasi. Iγ untuk energi 604,7 keV adalah 97,6% dan Iγ untuk energi 795,8 keV adalah 85,4%. Aktivitas dari sumber radioaktif yang tidak diketahui dapat ditentukan dengan membagi nilai count rate dengan efisiensi sistem. Harus diingat dan dipertimbangkan bahwa nilai efisiensi sistem sangat dipengaruhi oleh beberapa hal seperti jenis detektor, jenis radiasi, geometri detektor, sumber geometri dan jarak antara sumber radioaktif dan detektor. Oleh karena itu dalam penentuan aktivitas sumber, kondisi pengukuran harus sama. Dalam penelitian ini menekankan pada perubahan efisiensi sistem untuk setiap
geometri sumber yang berbeda-beda pada saat pengukuran menggunakan spektrometer sinar gamma. Upaya Proteksi Radiasi Kegiatan yang dapat mengurangi penyerapan dosis radiasi total dengan cara mempengaruhi bentuk jalinan proses penyebaran radiasi yang ada disebut sebagai upaya keselamatan radiasi atau dengan upaya proteksi radiasi. Zat radioaktif yang terbuka maupun terbungkus, mesin sinar-X, iradiator dan sumber radiasi lainnya memancarkan radiasi pengion yang berbahaya. Untuk memproteksi diri dari sumber radiasi, maka diterapkan tiga srategi dasar yang yang dikenal sebagai prinsip proteksi radiasi, yaitu: mengurangi waktu berada di sekitar sumber radiasi, berdiri sejauh mungkin dari sumber radiasi dan menggunakan perisai yang sesuai (Wiryosinin, 1995). Waktu Dengan sesingkat mungkin berada dekat dengan sumber radiasi, maka secara proporsional akan mengurangi dosis radiasi yang diterima. Meminimalkan waktu bekerja, maka akan meminimalkan dosis yang diterima. Jarak Besarnya paparan radiasi akan menurun sebanding dengan kabalikan kuadrat jarak terhadap sumber (Martin, 2002). Dengan menjauhkan sumber radiasi dengan faktor dua, akan menurunkan intensitasnya menjadi seperempatnya. Menjauhkan jarak sumber radiasi dengan faktor tiga akan menurunkan intensitas radiasi menjadi sepersembilannya. 𝑀𝐸 D = 6𝑟 2 (8) Keterangan: D = Laju dosis (µSv/jam) M = Aktivitas sumber (MBq) E = Energi gamma per peluruhan (MeV) r = Jarak sumber (m) Mengambil dan memindahkan sumber radiasi dengan aktivitas paparan radiasi yang tinggi maupun paparan radiasi yang rendah, sebaiknya menggunakan tongkat penjepit, rak tabung, baki atau apa saja yang bisa menjauhkan sumber radiasi.
10
Gas, debu (udara) S1
Melalui pernafasan Radiasi
hewan
cair
S2
Tanah
S3
air
susu makanan
tanaman Air minum Padat
SUMBER
Radiasi Langsung LINGKUNGAN
Gambar 5. Daur Pencemaran Radioaktivitas Lingkungan (Wiryosimin, 1995) Selalu menyimpan zat radioaktif, peralatan yang terkontaminasi dan limbah radioaktif sejauh mungkin dari daerah yang belum terkontaminasi. Perisai Perisai yang tepat dapat menurunkan paparan radiasi gamma dan menghalagi hampir semua sinar radiasi-beta. Perisai yang sesuai selama melakukan penelitian atau pekerjaan dengan sumber radiasi merupakan hal yang sangat penting.. Selain dengan ketiga strategi di atas, untuk mengurangi bahaya radiasi eksternal, aktivitas zat radioaktif dapat dikurangi dengan cara: menunggu sampai zat radioaktif meluruh untuk waktu paruh yang pendek; mendekontaminasi sumber radioaktif sebelum bekerja; atau meminpindahkan zat radioaktif yang tidak perlu ke tempat lain (SMK3PTNBR, 2007). Zat radioaktif biasa tersebar ke lingkungan dalam bentuk gas, cairan ataupun berupa padatan. Kemudian masuk ke dalam lingkungan melalui berbagai jalur lintasan berupa udara, tanah dan air. Kemudian masuk ke dalam tanaman dan hewan atau dengan penyiraman langsung yang pada akhirnya akan sampai kepada manusia. Daur pencemaran radioaktivitas lingkungan sebagaimana tampak pada Gambar 5 (Wiryosimin, 1995).
BAHAN DAN METODE Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian dilakukan di kelompok Fisika Radiasi dan Lingkungan, Bidang Fisika, PTNBN BATAN. Waktu penelitian adalah bulan Maret 2009 – September 2009. Bahan dan Alat Bahan yang digunakan dalam penelitiian ini adalah tanah 3,5 kg, cesium-134 dengan aktivitas 580,27 Bq/kg dan aquades. Alat yang digunakan dalam penelitian ini adalah timbangan (Melter TOLEDO), silinder dari bahan plastik ukuran 0,2 liter, 2 liter dan 7 liter, Marinelli beaker ukuran 0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter, gelas ukur 100ml, penggerus dan ayakan tepung. Analisis dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma/Multi Channel Analyzer (MCA) yang menggunakan detektor High-Purity Germanium (HPGe). Metode Penelitian Penghalusan Tanah Tanah yang digunakan adalah tanah lembang. Tanah ini merupakan tanah asli lembang dan tidak mengandung bahan radioaktif Cs-134. Karakteristik tanah lembang ada pada Tabel. 7. Perlakuan pertama adalah menjemur tanah sampai kering. Proses pengeringan tanah
11
bertujuan untuk menghilangkan kadar air dalam tanah. Jika masih ada kadar air maka tanah akan menggumpal, sehingga pada saat pengadukan cesium pada tanah, cesium tidak akan tersebar merata pada tanah. Setelah itu tanah digerus menggunakan penggerus, kemudian tanah disaring menggunakan ayakan tepung sampai mendapatkan tanah yang halus. Penghalusan tanah bertujuan pada saat pengadukan cesium pada tanah, cesium dapat menyebar secara merata. Sehingga cesium dalam tanag homogen. Tabel. 7. Karakteristik tanah lembang No Parameter Karakteristik Satuan Tekstur tanah 1 Pasir 27,00 % 2 Debu 27,00 % 3 Liat 47,00 % Unsur makro 1 pH 5,90 2 C 6,61 % 3 N 0,49 % 4 C/N 14,00 5 P 9,60 ppm 6 K 610,40 ppm 7 NO3 236,80 ppm Unsur makro yang dapat diperhitungkan 1 Ca 18,20 me/100g 2 Mg 3,74 me/100g 3 Na 0,49 me/100g 4 K 1,88 me/100g 5 KTK 35,30 me/100g Unsur mikro 1 Fe 6,00 Ppm 2 Mn 2,40 Ppm 3 Cu 0,60 Ppm 4 Zn 2,50 Ppm 5 S 218,50 Ppm 6 Al 227,10 Ppm 7 Pb 236,80 Ppm Sumber: Laboraturium Penguji Balai Penelitian Tanaman Sayuran, Lembang
Persiapan Wadah Perlakuan diawali dengan menyiapkan wadah yang akan digunakan untuk membuat larutan Cesium dan keenam wadah yang akan digunakan untuk mencacah larutan Cesium. Seluruh wadah yang akan digunakan dibersihkan dan dibilas dengan menggunakan air keran dan kemudian dikeringkan.
Seluruh wadah dibilas ulang menggunakan akuades dan dikeringkan kembali. Pemasangan label keenam wadah yang akan digunakan berisi keterangan volume wadah. Pembuatan Sampel Cesium Dari data terakhir pada tanggal 2 Maret 2009 aktivitas 134Cs sebesar 812 kBq/ml, larutan yang tersedia 20ml, sehingga aktivitas 134 Cs menjadi 40,6 kBq/ml, sedangkan aktivitas yang dibutuhkan sekitar 600 Bq/kg. Tanah yang digunakan dalam penelitian ini sebanyak 3,5 kg, jadi aktivitasnya sebesar 2100 Bq atau 2,1 kBq. Larutan cesium yang di butuhkan untuk mendapatkan aktivitas 2,1 kbq adalah sebesar 51,7 µl. Alat yang digunakan untuk mengambil cesium hanya kelimatan 50µl, maka cesium yang dibutuhkan 50µl untuk membuat aktivitas sekitar 2,1 kBq. Maka aktivitas untuk 1 kg tanah adalah 580, 27 Bq. Sampel cesium dibuat dengan melarutkan cesium yang ada dengan akuades. Cesium sebanyak 50 µl ditimbang untuk membuat larutan, kemudian diencerkan dengan akuades sehingga menjadi 100 ml. Pencampuran Tanah dengan Cesium-134 Tanah sebanyak 3,5 kg yang telah dihaluskan dimasukkan 350 gram ke dalam plastik ukuran ½ kg sebanyak 10 plastik. Masing-masing plastik yang telah berisi tanah kemudian diberi larutan cesium-134 yang telah diencerkan sebanyak 10ml. Tanah dalam plastik yang telah dicampur cesium-134 kemudian dimasukkan kedalam wadah silinder 7 liter. Tanah sebanyak 3,5 kg diaduk agar penyebaran larutan cesium-134 sebanyak 100ml tersebar merata atau homogen. Pencacahan Prosedur pencacahan sampel cesium dalam berbagai wadah menggunakan Spektrometer gamma. Spektrometer gamma yang akan digunakan di kalibrasi lebih dahulu sebelum digunakan. Wadah yang berisi tanah yang telah dilarutkan dengan larutan cesium diletakkan pada detektor. Pencacahan sampel dilakukan dalam waktu 3600 detik dan diberi identitas jenis sampel dan berat wadah. Puncak energi dan spektrum gamma yang terbentuk diindentifikasi dengan melihat besar energi gamma pada grafik, energi gamma dari 134Cs adalah 604,7 keV dan 795,8 keV. Cacahan per
12
sekon dari 134Cs dari keenam wadah yang digunakan dicatat untuk menghitung efisiensi. Menghitung aktivitas 134Cs dalam berbagai wadah dihitung berdasarkan volume wadah yang digunakan. Menentukan jumlah larutan Cs-134 yang akan dibuat
Pembersihan wadah
Wadah dikeringkan
Menimbang Cs-134
Membuat larutan Cs-134
Pemasangan label
Mencampurkan larutan Cs134 dengan tanah
HASIL DAN PEMBAHASAN Homogenitas Tanah Tanah yang telah dicampur dengan cesium-134 diaduk menggunakan wadah silinder 7 liter sampai penyebaran cesium-134 merata di dalam tanah atau homogen. Tanah sebanyak 250 gram dimasukkan ke dalam plastik ukuran ½ kg sebanyak 14 buah plastik, kemudian dicacah menggunakan SCA untuk melihat kehomogenan tanah. Untuk mendapatkan tanah yang homogen, tanah diaduk kembali. Pencacahan tanah menggunakan SCA dilakukan sebanyak tiga kali, karna perbedaan Cps nya kurang dari 10% maka tanah dianggap homogen (hasil pencacahan terlampir). Aktivitas 134Cs pada Berbagai Wadah Wadah yang diteliti adalah Marinelli beaker (0,5 liter, 1 liter, 2 liter dan 3 liter), silinder (0,2 liter dan 2 liter). Faktor geometri dari sampel dapat dibedakan menjadi dua buah yaitu bentuk silinder dan bentuk Marinelli beaker. Bentuk geometri silinder dapat dilihat pada Gambar 7, sedangkan bentuk geometri Marinelli beaker dapat dilihat pada Gambar 8.
Memasukkan campuran Cs134 dengan tanah ke dalam wadah h1
h2
Cacah dengan MCA selama 3600 sekon
Gambar 7. Bentuk Geometri silinder Print “Peak Report” h1
h2
Menghitung nilai efisiensi radiasi gamma dari cesium 134 pada tanah
d2
h3
d1
Gambar 8. Bentuk Geometri Marinelli beaker Gambar 6. Diagram alir penelitian
Keterangan geometri setiap wadah yang digunakan dan ketinggian sampel dalam wadah dapat dilihat pada Tabel 8. Dengan h1 adalah ketinggian geometri, h2 adalah ketinggian sampel dalam geometri, h3 adalah ketinggian lubang Marinelli Beaker, d1 adalah
13
diameter geometrid an d2 adalah diameter lubang Marinelli beaker. Pada Tabel dapat dilihat geometri setiap wadah untuk penelitian ini dan pada Tabel 8 dapat dilihat perbedaan aktivitas cesium dalam tanah pada berbagai wadah dapat dilihat pada Tabel 9. Tabel 8. Data ketinggian dan diameter wadah Geometri Ketinggian Diameter (cm) (cm) h1 h2 h3 d1 d2 Silinder7,1 7,1 6,0 0,2 liter Silinder- 17,0 11,0 - 15,3 2 liter MB10,4 9,4 6,8 11,0 7,8 0,5 liter MB15,5 13,3 7,5 13,1 7,8 1liter MB16,2 16,0 7,5 13,9 8,1 2 liter MB18,0 12,3 7,5 18,2 8,2 3 liter
radionklida 134Cs yang berasal dari sampel. Aktivitas cesium dalam setiap wadah dapat dicari dengan penggunakan persamaan (6.d). 𝐴𝑡 = 𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡 Tabel 9. Massa tanah dan aktivitas Cesium dalam berbagai wadah Geometri Massa Aktivitas tanah (g) (Bq) MB-3 liter Silinder-2 liter MB-2 liter MB-1 liter MB-0,5 liter Silinder-0,2 liter
Akitivitas sinar gamma radionuklida Cs pada sampel tanah yang dicacah menggunakan detektor sinar gamma setiap gram tanah yang telah dicampur cesium dapat diketahui. Dengan diketahui massa tanah yang telah dicampur cesium maka diketahui juga pancaran sinar gamma dari peluruhan 134
2993,18 1994,87 1499,84 998,31 499,09 155,54
1599,57 1068,05 802,26 537,97 269,19 84,12
Laju pancaran sinar gamma dari hasil perhitungan massa campuran tanah dengan cesium pada sampel digunakan sebagai acuan untuk menentukan efisiensi dari pengukuran energi sinar gamma untuk setiap wadah yang diteliti. Hasil pencacahan dari spectrometer sinar gamma diperoleh dalam count rate (cps) atau laju cacah dari setiap sampel dicacah dalam waktu 3600 detik dengan pengulangan lima kali untuk setiap wadah. Dari Tabel 10 dapat dibuat grafik laju cacah terhadap geometri wadah yang diperlihatkan pada Gambar 9.
Tabel 10. Hasil cacahan 134Cs dari berbagai wadah dengan puncak energi 604,7 keV Geometri Si-0,2L MB-0,5L MB-1L MB-2L Si-2L MB-3L
count rate (cps) 1
2
3
4
5
8,360 25,517 32,608 56,924 31,567 58,088
8,400 27,345 34,348 57,729 32,031 53,741
8,433 28,036 34,149 56,774 32,183 65,450
8,602 28,940 34,166 55,040 31,937 74,358
8,363 29,189 34,372 54,545 31,472 75,714
Deviasi standar 0,099 1,475 0,745 1,348 0,305 9,695
Total (cps) 42,158 139,027 169,643 281,012 159,190 327,351
Rata-rata (cps) 8,431 27,805 33,928 56,202 31,838 65,470
14
Tabel 11. Hasil cacahan 134Cs dari berbagai wadah dengan puncak energi 795,8 keV Geometri
count rate (cps) 1 6,237 21,692 28,347 40,569 23,299 46,774
LAJU CACAH (cps)
SI-0,2 L MB-0,5L MB-1L MB-2L SI-2L MB-3L
140 120 100 80 60 40 20 0
2 6,249 22,188 28,882 41,012 23,461 44,337
3
4
5
6,084 22,228 28,816 40,804 23,464 50,324
6,002 22,324 29,237 39,859 23,407 54,353
6,043 22,558 29,483 39,569 23,382 55,121
Deviasi standar 0,113 0,317 0,433 0,621 0,067 4,362
Total (cps) 30,615 110,990 144,765 201,813 117,013 250,909
Rata-rata (cps) 6,123 22,198 28,953 40,362 23,402 50,181
65,4702 56,2024
604,5 KeV
33,9286
31,838 40,3626
28,953
MB-1L
50,1818
23,4026
MB-2L
SI-2L
795,8 KeV MB-3L
GEOMETRI SAMPEL (L)
Gambar 9. Hubungan laju cacah (cps) terhadap geometri sampel Nilai laju cacah yang diperoleh detektor sinar gamma berasal dari laju pancaran sinar gamma dari sampel yang digunakan yaitu 134 Cs, laju pancaran sinar gamma pada sampel tergantung oleh komposisi wadah. Pada penelitian ini masing-masing wadah dipengaruhi oleh volume sampel, semakin besar volume sampel semakin besar nilai laju cacah yang akan terdeteksi. Pada grafik padat terlihat wadah silinder 2 liter mempunyai nilai laju cacahan lebih lebih kecil dari wadah marinelli beaker 2 liter dan wadah marinelli beaker 1 liter yang volume sampelnya lebih kecil dikarenakan bentuk geometri wadah. Pada wadah Marinelli beaker semakin besar volume wadah semakin besar pula nilai laju cacahan karena bentuk geometri wadah serupa. Penditeksian laju cacah energi sinar gamma pada detektor selain dipengaruhi volume juga dipengaruhi oleh geometri sampel.
Nilai Efisiensi Berbagai Wadah Geometri wadah mempengaruhi pemancaran energi gamma pada detektor, oleh karena itu untuk mendapatkan hasil yang akurat perlu dicari efisiensi dari tiap geometri wadah dari sampel. Perhitungan efisiensi dengan cara membandingkan cacahan yang terbaca pada spektrometer gamaa dengan laju pancaran energi gamma pada sumber dengan menggunakan persamaan (7). 𝑅 𝜇= × 100% 𝐴 × 𝐼𝛾 Efisiensi pada Wadah Marinelli beaker Merinelli beaker adalah wadah yang pada bagian bawahnya berongga untuk memasukkan detektor yang berbentuk silinder. Tujuan dari permukaan bagian bawah Merinelli beaker berongga untuk memperluas kontak antara wadah dan detektor spektrometer gamma.
15
12,0000
10,268
EFISIENSI (%)
10,0000 8,0000
10,582 9,655 6,461
8,522
6,0000
6,302
4,0000 2,0000
795,8 Kev
7,177
604,7 KeV
3,054
5,891 2,565
4,193 3,673
0,0000 SI-0,2L MB-0,5L MB-1L MB-2L
SI-2L
MB-3L
GEOMETRI WADAH
Gambar 10. Hubungan efisiensi terhadap geometri contoh Tabel 12. Efisiensi pada wadah Marinelli beaker Geometri Efiensi (%) 604,7 keV MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter
10,582 6,421 6,177 4,193
795,8 keV 9,655 6,301 5,891 3,673
Pada Tabel 12. Dapat dilihat nilai laju cacah menurun untuk geometri wadah yang semakin besar pada puncak energi 604.7 keV dan 795.8 keV. Nilai efisiensi terbesar terdapat pada wadah marinelli beaker 0,5 liter yaitu 10,582% pada energi 604,7 keV dan 9,655% pada energi 795,8 keV. Efisiensi pada Wadah Silinder Wadah silinder yang digunakan pada penelitian ada dua dan kedua silinder mempunyai ukuran diameter yang berbeda yaitu silinder 0,2 liter mempunyai diameter 6cm sedangkan silinder 2 liter mempunyai diameter 15,3 cm sedangkan diameter detektor 7,5cm. Perbedaan diameter kedua wadah mempengaruhi penempatan wadah pada spectrometer gamma, dimana pada wadah silinder 0,2 liter diameternya lebih kecil dari diameter detektor sehingga bagian bawah wadah silinder 0,2 liter seluruhnya kontak dengan detektor sedangkan pada wadah silinder 2 liter pada bagian bawah wadahnya tidak seluruhnya kontak dengan detektor.
Perbedaan perbandingan luas alas wadah silinder dengan luas detektor yang kontak dengan wadah dapat mempengaruhi efisiensi wadah silinder. Tabel 13. Efisiensi pada wadah silinder Geometri Efiensi (%) 604,7 keV Silinde-0,2 liter Silinder-2 liter
795,8 keV
10,268
8,522
3,054
2,565
Pada tabel 13. Dapat dilihat nilai laju cacah menurun untuk geometri wadah yang semakin besar pada puncak energi 604.7 keV dan 795.8 keV. Nilai efisiensi terbesar terdapat pada wadah silinder 0,2 liter yaitu 10,268% pada energi 604,7 keV dan 8,522% pada energi 795,8 keV. Perbandingan Nilai Efisiensi Berbagai Wadah Efisiensi dari seluruh wadah hasil dari pencacahan spektrometer gamma ditunjukkan pada Tabel 14. Dari Tabel 14 dapat dilihat nilai efisiensi dari tiap wadah berbeda dengan wadah lainnya disebabkan faktor geometri wadah. Nilai efisiensi wadah Marinelli beaker 0,5 liter tertinggi dari seluruh wadah, sedangkan wadah silinder 2 liter memiliki nilai efisiensi paling rendah dari seluruh wadah. Pada wadah Marinelli beaker nilai efisiensi semakin tinggi untuk wadah Marinelli beaker yang volumenya kecil, sama halnya dengan Marinelli beaker pada wadah silinder
16
nilai efisiensi semakin tinggi untuk wadah silinder yang volumenya lebih becil. Tabel 14. Efisiensi pada setiap wadah Geometri Efiensi (%) 604,7 keV MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter Silinder-0,2 liter Silinder-2 liter
795,8 keV
10,582 6,421 6,177 4,193 10,2687
9,655 6,301 5,891 3,673 8,522
3,0542
2,565
Efisiensi pengukuran menggunakan wadah silinder 2 liter lebih kecil dari pada wadah Marinelli beaker 2 liter, ini menunjukkan bahwa wadah Marinelli beaker lebih baik dari pada wadah Silinder. Dengan diketahuinya faktor geometri dari wadah yang digunakan mencacah energi sinar gamma kita dapat mengukur kadar zat radioaktif dari sampel dengan akurat. Pengaruh Faktor Geometri terhadap Pengukuran Sinar Gamma Pengaruh faktor geometri dapat dilihat pada nilai efisiensi dari tiap wadah yang berbeda dengan wadah yang lain. Pengaruh faktor geometri dari keenam wadah yang digunakan dalam penelitian diamati dengan membandingkan goemetri dari wadah-wadah dengan nilai efisiensi. Perbandingan geometri dilakukan pertama untuk wadah yang memiliki persamaan bentuk geometri yaitu tiap-tiap wadah Marinelli beaker dan tiap-tiap wadah silinder dan yang kedua membandingkan bentuk geometri wadah yaitu Marinelli beaker dengan wadah silinder.
Pengaruh Faktor Geometri pada Wadah Marinelli beaker Wadah Merinelli beaker yang mempunyai volume lebih besar mempunyai nilai efisiensi pengukuran yang lebih kecil. Hal ini disebabkan semakin besar volume semakin besar juga radiasi gamma yang terabsorsi oleh materi sampel sebelum radiasi gamma sampai ke detektor. Nilai efisiensi pada wadah Marinelli beaker 3 liter paling kecil dibandingkan wadah Marinelli beaker yang lain. Energi sinar gamma pada sampel yang terdeteksi oleh detektor adalah pada bagian permukaan wadah yang kontak dengan detektor, pada wadah Marinelli beaker rongga pada tiap wadah yang kontak dengan sinar gamma untuk setiap variasi volume wadah mempunyai luas yang hampir sama oleh karena itu nilai efisiensi wadah yang mempunyai volume lebih besar nilai efisiensi lebih kecil karena permukaan sampel yang tidak kontak dengan detektor lebih luas. Data lengkap geometri dari masing wadah Marinelli beaker dapat dilihat pada Tabel 8 dan pada Gambar 8. Dari Tabel 15 dapat dihitung luas rongga yang kontak dengan detektor dan luas permukaan sampel dari seluruh wadah Marinelli beaker. Dengan membandingkan luas permukaan rongga dengan luas seluruh permukaan sampel pada Marinelli beaker dapat digunakan untuk melihat adanya pengaruh faktor geometri terhadap pengukuran energi sinar gamma. Luas rongga dan luas permukaan sampel pada seluruh variasi wadah Marinelli beaker pada puncak energi 604,7 keV dapat dilihat pada Tabel 16. dan grafik nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker ditunjukkan pada Gambar 11.
17
Tabel 15. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 604,7 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah Marinelli beaker Geometri Efisiensi Deviasi Luas sampel Luas rongga Luas rongga / (%) standar (cm2) (cm2) Luas sampel MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter
10,582 6,421 6,177 4,193
1,475 0,745 1,348 9,695
681,191 1000,199 1192,430 1416,077
214,310 231,450 242,260 245,890
0,314 0,231 0,203 0,173
12 10,5829
Efisiensi (%)
10 8
6,42186
6
6,17769 4,19361
4 2 0 0
0,1
0,2
0,3
0,4
Perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah
Gambar 11. Hubungan nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker pada puncak energi 604,7 keV Dari grafik nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan sampel Marinelli beaker terlihat semakin besar nilai perbandingan luas semakin besar juga nilai efisiensi pengukuran. Geometri dari wadah mempengaruhi ketelitian pencacahan energi sinar gamma, untuk wadah Marinelli Beaker nilai efisiensi tertinggi dimiliki oleh wadah Marinelli beaker 0,5 liter, tetapi kebalikannya wadah Marinelli beaker 3 liter mempunyai nilai efisiensi paling rendah. Luas rongga dan luas permukaan sampel pada seluruh variasi wadah Marinelli beaker pada puncak energi 795,8 keV dapat dilihat pada Tabel 17. dan grafik nilai efisiensi
terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker ditunjukkan pada Gambar 13. Dari grafik nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan sampel Marinelli beaker terlihat semakin besar nilai perbandingan luas semakin besar juga nilai efisiensi pengukuran. Geometri dari wadah mempengaruhi ketelitian pencacahan energi sinar gamma, untuk wadah Marinelli beaker nilai efisiensi tertinggi dimiliki oleh wadah Marinelli beaker 0,5 liter, tetapi kebalikannya wadah Marinelli beaker 3 liter mempunyai nilai efisiensi paling rendah.
18
Tabel 16. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 795,8 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah Marinelli beaker Geometri MB-0,5 liter MB-1 liter MB-2 liter MB-3 liter
Efisiensi (%) 9,655 6,301 5,891 3,673
Deviasi standar 0,317 0,433 0,621 4,362
Luas sampel (cm2)
Luas rongga (cm2)
Luas rongga / Luas sampel
681,191 1000,199 1192,430 1416,077
214,310 231,450 242,260 245,890
0,314 0,231 0,203 0,173
Gambar 12. Hubungan nilai efisiensi terhadap perbandingan luas rongga dengan luas seluruh permukaan wadah Marinelli beaker pada puncak energi 795,8 keV Pengaruh Faktor Geometri pada Wadah Silinder Pada penelitian digunakan dua wadah silinder yaitu 2 liter dan silinder 0,2 liter. Nilai efisiensi dari dua macam volume wadah silinder ditunjukkan oleh Tabel 10 dan 11. Dari Tabel 10 dan 11 dapat dilihat wadah silinder yang mempunyai volume lebih besar mempunyai nilai efisiensi yang paling kecil baik pada puncak energi 795,8 keV maupun pada puncak energi 604,5 keV. Hal ini disebabkan semakin besar volume semakin besar juga radiasi gamma yang terabsorsi oleh materi sampel sebelum radiasi gamma sampai ke detektor. Dari Tabel 10 dan 11 juga dapat dilihat wadah silinder yang mempunyai standar deviasi nilai efisiensi yang lebih kecil dari wadah silinder 0,2 liter yang berarti pada wadah silinder 2 liter nilai efisiensi pada puncak energi yang berbeda yang dicacah mempunyai perbedaan nilai efisiensi yang kecil. Nilai efisiensi pada wadah silinder 2
liter lebih kecil dibandingkan wadah silinder 0,2 liter tetapi nilai efisiensi silinder 2 liter lebih akurat karena memiliki deviasi standar dari nilai efisiensi yang yang lebih kecil. Energi sinar gamma pada sampel yang terdeteksi oleh detektor adalah pada bagoan permukaan wadah yang kontak dengan detektor, pada wadah silinder perbandingan luas kontak wadah ke detektor dengan luas sampel pada wadah mempengaruhi nilai efisiensi. Data lengkap geometri dari masingmasing wadah silinder dapat dilihat pada Tabel 8 dan Gambar 7. Dari Tabel 8 dapat dihitung luas kontak dengan detektor dan luas permukaan sampel dari seluruh wadah silinder. Dengan cara membandingkan luas permukaan silinder yang kontak dengan luas seluruh permukaan sampel pada wadah silinder dapat digunakan untuk melihat adanya pengaruh faktor geometri
19
terhadap pengukuran energi sinar gamma. Luas kontak dengan detektor dan luas
permukaan sampel dari seluruh wadah silinder dapat dilihat pada Tabel 18.
Tabel 17. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 604,7 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah silinder Geometri Efisiensi Deviasi Luas sampel Luas alas Luas rongga / (%) standar (cm2) silinder (cm2) Luas sampel Silinder- 0,2 liter Silinder – 2 liter
10,268 3,054
0,099 0,305
162,024 712,223
28,260 44,160
0,174 0,062
Tabel 18. Data dari efisiensi dan deviasi standar efisiensi pada puncak energi 795,8 keV, luas sampel dan luas rongga dari seluruh wadah silinder Geometri Efisiensi Deviasi Luas sampel Luas alas Luas rongga / (%) standar (cm2) silinder (cm2) Luas sampel Silinder -0,2 liter Silindr – 2 linder
8,522 2,565
0,113 0,067
Pada Tabel 16 da 17 dapat dilihat semakin kecil nilai perbandingan luas semakin kecil deviasi standar dari nilai efisiensi wadah. Goemetri dari wadah mempengaruhi ketelitian pencacahan sinar gamma, untuk wadah silinder nilai efisiensi wadah silinder 0,2 liter lebih tinggi tetapi deviasi standar efisiensinya paling besar baik pada puncak energi 795,8 keV maupun pada puncak energi 604,5 keV, kebalikannya wadah silinder 2 liter mempunyai nilai efisiensi paling rendah tetapi standar deviasi efisiensinya paling kecil. Pengaruh faktor geometri pada pengukuran sinar gamma dapat diketahui dengan membandingkan nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker dengan wadah silinder. Wadah Marinelli beaker dan silinder mempunyai bentuk geometri yang berbeda juga nilai efisiensinya walaupun kedua wadah ini memiliki volume wadah yang sama yaitu antara wadah Marinelli beaker 2 liter dengan wadah silinder 2 liter, nilai efisiensi dari kedua wadah ditunjukan pada Tabel 18 dan 19.
162,024 712,223
28,260 44,160
0,174 0,062
Tabel 19. Nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker 2 liter dan Silinder 2 liter pada puncak energi 604,7 keV Geometri 604, keV Efisiensi Deviasi (%) Standar MB-2 liter 6,177 1,348 Silinder3,054 0,305 2liter Dari Tabel 18 dan 19 terlihat nilai efisiensi Marinelli beaker lebih besar dari silinder, hal ini disebabkan oleh wadah Marenelli beaker mempunyai geometri yang sesuai dengan bentik dari detektor yang berbentuk silinder. Bagian alas dari wadah Marinelli beaker dibuat berongga berbentuk silinder untuk memaksimalkan luas kontak detektor dengan wadah sehingga nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker lebih baik dari wadah silinder.
20
Tabel 20. Nilai efisiensi dari wadah Marinelli beaker 2 liter dan Silinder 2 liter pada puncak energi 795,8 keV Geometri 795,8 keV
MB-2 liter Silinder-2 liter
Efisiensi (%) 5,891 2,565
Deviasi standar 0,621 0,067
Nilai deviasi standar wadah silinder 2 liter lebih kecil dari wadah Marinelli beaker 2 liter tetapi perbadaan nilainya kecil, ini menunjukkan deviasi standar nilai efisiensi lebih bergantung pada volume sampel yang dicacah dari pada perbandingan luas permukaan wadah yang kontak ke detektor dengan seluruh luas permukaan sampel. Wadah Marinelli beaker lebih baik dari pada wadah silinder karena nilai efisiensi wadah Marinelli beaker lebih besar dari silinder untuk volume yang sama sehingga lebih teliti untuk digunakan karena pada saat pencacahan energi sinar gamma dapat terdeteksi lebih baik. KESIMPULAN DAN SARAN Kesimpulan Dari penelitian ini diperoleh nilai efisiensi terbesar dalam pengukuran spektrometer gamma dari 134Cs dalam tanah sebesar 10,528% pada puncak energi 604,7 keV dan 9,655% pada puncak energi 795,8 keV dengan menggunakan wadah Marinelli beaker. Faktor geometri sampel sangat berpengaruh pada nilai efisiensi pengukuran. Selain besar nilai perbandingan luas permukaan wadah yang kontak dengan detektor terhadap seluruh luas permukaan sampel semakin besar nilai efisiensi. Wadah Marinelli beaker lebih baik digunakan dari pada wadah silinder karena nilai efisiensi pengukurannya lebih besar. Saran Dalam pengukuran aktivitas sumber dengan menggunakan alat spectrometer sinar gamma, faktor geometri sumber harus diperhatikan karena sangat berpengaruh pada nilai efisiensi dan ketelitian pangukuran.
DAFTAR PUSTAKA Anonim a, 1994. Alpha Decay. [8 April 2009] Anonim b, Argonne National Laboratory, 2001. Cesium, http://www.stollereser.com/FactSheet/Cesium,pdf. [13 Mei 2009] Anonim c, Introduction to Radiation Safety, http://www.ndt.org, [22 Juni 2009]. Anonim d, 2009. Radioactivity in Nature. http://www.physics.isu.edu/radinf/natural .htm. [1 Juni 2009] Anonim e, United States Environmental Protection Agancy. Ionizing and NonIonizing Radiation: Alpha Particles. http://www.epa.gov/rpweb00/understand/ alpha.html. [15 Maret 2009] Anonim f, United States Environmental Protection Agancy. Ionizing and NonIonizing Radiation: Beta Particles. http://www.epa.gov/rpweb00/understand/ beta.html. [15 Maret 2009] Anonim g, United States Environmental Protection Agancy. Ionizing and NonIonizing Radiation: Gamma Rays. http://www.epa.gov/rpweb00/understand/ gamma.html. [15 Maret 2009] Anonim h, Wikipedia. Cs-137 decay. http://www.wikipedia.cs137/decay.svg.html. [15 Maret 2009] Alfian, M. 2001. Kajian Awal Penyerapan 134 Cs oleh Rumput untuk Indikator Biologis Radioaktivitas Lingkungan di Sekitar P3TKN-BATAN Bandung, Tesis Magister Teknik Lingkungan ITB, Bandung. Arya, A. P. 1966. Fundamentals of Nuclear Physics. Allyn and Bacon. Inc, Bosto. ATSDR, 2004. Toxicology Profile for Ceasium. U.S. department of Health and Human Services. Badan Pengawas Tenaga Nuklir, 1999. Keselamatan Kerja dengan Radiasi, Surat Keputusan NO.01/Ka-Bapeten/V1999, Jakarta. Badan Pengawas Tenaga Nuklir, 1999. Baku Tingkatan Radioaktivitas di Lingkungan, Surat Keputusan NO.02/Ka-Bapeten/V1999, Jakarta. Beiser, A. 1995. Konsep Fisika Modern. Ed ke-3. Erlangga, Jakarta. Cember, H. 1969. Introduction to Health Physics. Ed. ke-1. Pergamon Press Inc, London.
21
Eisenbud, M. 1973. Environmental Radioactivity. New York JohnWilley and Sons. Haryanto, E Eko, 2004. Kajian Daya SerapTanaman Bunga Matahari (Helianthus anuus Less) sebagai Fitoremedistor Radiosecium di Tanah. Tesis Magister Teknik Lingkungan ITB, Bandung. Mahmoud, A. 2000. HPGe Detector Photopeak Efficiency Calculation. New York: Pergamon Press. Martin, Alan dan Samuel A. Harbison. Disarikan oleh Poppy Intan Tjahaja. 2002. Materi Kuliah Keselamatan Radiasi. Jurusan Teknik Lingkungan, FTSP, ITB, Bandung. Muharini, A. 1998. Model Dinamik untuk Penyerapan 134Cs dalam Tanah oleh Tanaman Paksoi (Brassica rapa), Tesis
Magister Teknik Lingkungan , ITB. Bandung. Pusat Pendidikan dan Pelatihan. 2000. Dasar Fisika Radiasi. BATAN, Jakarta. Suilivan, L. 1993. Surveying For Low Energy Beta Radiation. Susetyo, W. 1984. Instrumentasi Kimia II, spektrometri Gamma, Yogyakarta: Gajah Mada University Press. Sutarman, et al, 2000. Distribusi 90Sr dan 137 Cs Hasil Jatuhan Debu Radioaktif di Indonesia, Prosiding Seminar Sains dan Teknologi Nuklir, Batan, Bandung. Wardana, W. A, 1990. Teknik Analisis Radioaktivitas Lingkungan. Edisi kesatu. ANDI OFFSET, Yogyakarta. Wiryosimin, S. 1995. Mengenal Asas Proteksi Radiasi. ITB, Bandung.
22
Lampiran I. Wadah Sampel
Gambar tampak samping wadah Marinelli beaker ukuran 3 liter, 2 liter, 1 liter dan 0,5 liter
Gambar tampak bawah wadah Marinelli beaker ukuran 3 liter, 2 liter, 1 liter dan 0,5 liter
24
Lampiran I. Wadah Sampel
Gambar silinder ukuran 0,2 liter
Gambar silinder ukuran 2 liter
25
Lampiran 2. Data pengukuran wadah Geometri wadah (ml)
Massa wadah+tutup (g)
Massa wadah+tanah (g)
Massa tanah (g)
Kapasitas wadah (ml)
200
23,300
178,840
155,540
200
500
122,310
621,400
499,090
500
1000
150,400
1148,710
998,310
1000
2000
205,040
1704,880
1499,840
2000
2000
147,000
2141,870
1994,870
2000
3000
277,110
3270,290
2993,180
3000
26
Lampiran 3. Peralatan Percobaan
High Voltage Power Supply dan Main (linear) Amplifier
HPGe Detektor
Sampel
Cryostat
Printer
Computer, Software
27
Lampiran 4. Data cacahan kehomogenan tanah 14 plastik (1 plastik = 250 gram). t = 5menit = 300 detik. NetC = rata-rata – background. Cps = NetC : t 24 JUNI 2009 N0 1
BG 11979
C1 40657
C2 40589
C3 40553
∑ cacahan 121799.000
rata-rata 40599.667
NetC 28620.667
Cps 95.402
2
11968
40645
40576
40447
121668.000
40556.000
28588.000
95.293
3
11961
40639
40562
40440
121641.000
40547.000
28586.000
95.287
4
11949
40621
40529
40426
121576.000
40525.333
28576.333
95.254
5
11957
40629
40537
40439
121605.000
40535.000
28578.000
95.260
6
11955
40630
40532
40435
121597.000
40532.333
28577.333
95.258
7
11966
40647
40577
40447
121671.000
40557.000
28591.000
95.303
8
11951
40628
40537
40431
121596.000
40532.000
28581.000
95.270
9
11971
40661
40597
40455
121713.000
40571.000
28600.000
95.333
10
11943
40618
40521
40421
121560.000
40520.000
28577.000
95.257
11
11983
40665
40599
40660
121924.000
40641.333
28658.333
95.528
12
11936
40603
40514
40416
121533.000
40511.000
28575.000
95.250
13
11987
40799
40787
40734
122320.000
40773.333
28786.333
95.954
14
11984
40668
40597
40465
121730.000
40576.667
28592.667
95.309
28
Lampiran 4. Data cacahan kehomogenan tanah 26 JUNI 2009 N0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14
BG 9790 9385 9416 9533 9351 9289 9551 9855 9515 9878 9652 9509 9741 9899
C1 37147 36707 36731 36853 36703 36696 37022 37287 36942 37323 36957 36999 37163 37437
C2 37158 36693 36723 36837 36708 36639 37034 37220 36871 37145 36976 36872 37087 37398
C3 37160 36719 36714 36849 36729 36572 37078 37235 36892 37388 36949 36983 37148 37406
∑ cacahan 111465 110119 110168 110539 110140 109907 111134 111742 110705 111856 110882 110854 111398 112241
rata-rata 37155.0000 36706.3333 36722.6667 36846.3333 36713.3333 36635.6667 37044.6667 37247.3333 36901.6667 37285.3333 36960.6667 36951.3333 37132.66667 37413.6667
NetC 27365.0000 27321.3333 27306.6667 27313.3333 27362.3333 27346.6667 27493.6667 27392.3333 27386.6667 27407.3333 27308.6667 27442.3333 27391.66667 27514.6667
Cps 91.2167 91.0711 91.0222 91.0444 91.2078 91.1556 91.6456 91.3078 91.2889 91.3578 91.0289 91.4744 91.3056 91.7156 1278.6022 91.3287
13 13
9741 9947
37163 37525
37087 37598
37148 37577
111398 112700
37132.66667 37566.6667
27391.66667 27619.6667
91.3056 92.0656
29
Lampiran 4. Data cacahan kehomogenan tanah 7 AGUSTUS 2009 No 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14
BG 9344 9455 9533 9604 9393 9607 9700 9692 9659 9419 9712 9216 9483 9352
C1 36792 36909 36894 36911 36863 36948 37154 37020 36995 36687 37211 36667 36821 36734
cacahan 2 36647 36925 36906 36997 36758 36929 36948 37104 37006 36929 37005 36652 36803 36726
cacahan 3 36682 36937 36879 36961 36967 36971 37201 37056 37073 36687 36993 36327 36856 36698
∑ cacahan 110121 110771 110679 110869 110588 110848 111303 111180 111074 110303 111209 109646 110480 110158
rata-rata 36707.000 36923.667 36893.000 36956.333 36862.667 36949.333 37101.000 37060.000 37024.667 36767.667 37069.667 36548.667 36826.667 36719.333
netC 27363.000 27468.667 27360.000 27352.333 27469.667 27342.333 27401.000 27368.000 27365.667 27348.667 27357.667 27332.667 27343.667 27367.333
Cps 91.210 91.562 91.200 91.174 91.566 91.141 91.337 91.227 91.219 91.162 91.192 91.109 91.146 91.224 1277.743 91.267
3 3 10 10 11 11
9378 9533 9899 9419 9489 9712
37323 36894 36707 36687 37642 37211
37145 36906 36593 36929 35933 37005
37588 36879 36319 36687 37494 36993
112056 110679 109619 110303 111069 111209
37352.000 36893.000 36539.667 36767.667 37023.000 37069.667
27974.000 27360.000 26640.667 27348.667 27534.000 27357.667
93.247 91.200 88.802 91.162 91.780 91.192
30
Lampiran 5. Data aktivitas cesium-134 dalam tanah menurut perhitungan no
ukuran (ml)
berat wadah kosong (g)
berat wadah +tanah (g)
berat tanah (g)
aktivitas tanah(KBq/kg)
A○ (Bq)
Ln 2
T½ (hari)
1
200
23,300
178,840
155,540
0,600
93,324
0,693
748,250
2
500
122,310
621,400
499,090
0,600
299,454
0,693
748,250
3
1000
150,400
1148,710
998,310
0,600
598,986
0,693
748,250
4
2000 (S)
205,040
1704,880
1499,840
0,600
899,904
0,693
748,250
5
2000
147,000
2141,870
1994,870
0,600
1196,922
0,693
748,250
6
3000
277,110
3270,290
2993,180
0,600
1795,908
0,693
748,250
e-λt
At
λ
t (hari)
λ*t
0,000926
112
0,103730
0,901469
84,1287
0,000926
115
0,106509
0,898967
269,1994
0,000926
116
0,107435
0,898135
537,9704
0,000926
124
0,114844
0,891505
802,2691
0,000926
123
0,113918
0,892331
1068,0510
0,000926
125
0,115770
0,890680
1599,5792
31
Lampiran 6. Data cacahan tanah menggunakan MCA Puncak energi 604,7 KeV Cps
Ukuran
Stdev
∑ cp s
Rata rata
Aktivitas
Efisiensi
8,363
0,0998364
42,158
8,4316
84,1287
10,26871771
28,940
29,189
1,4750920
139,027
27,8054
269,1994
10,58291415
34,149
34,166
34,372
0,7452213
169,643
33,9286
537,9704
6,461862897
1
2
3
4
5
200
8,360
8,400
8,433
8,602
500
25,517
27,345
28,036
1000
32,608
34,348
2000
56,924
57,729
56,774
55,040
54,545
1,3487113
281,012
56,2024
802,2691
7,177694401
2000 (s)
31,567
32,031
32,183
31,937
31,472
0,3055618
159,190
31,8380
1068,0510
3,054245809
3000
58,088
53,741
65,450
74,358
75,714
9,6953577
327,351
65,4702
1599,5792
4,193610526
stdev
∑ cps
rata rata
Aktivitas
efisiensi
Puncak energi 795,8 KeV ukuran
cps 1
2
3
4
5
200
6,237
6,249
6,084
6,002
6,043
0,11340
30,6150
6,1230
84,1287
8,522410053
500
21,692
22,188
22,228
22,324
22,558
0,31722
110,9900
22,1980
269,1994
9,65565901
1000
28,347
28,882
28,816
29,237
29,483
0,43376
144,7650
28,9530
537,9704
6,301984301
2000
40,569
41,012
40,804
39,859
39,569
0,62100
201,8130
40,3626
802,2691
5,891164954
2000 (s)
23,299
23,461
23,464
23,407
23,382
0,06774
117,0130
23,4026
1068,0510
2,565749571
3000
46,774
44,337
50,324
54,353
55,121
4,36253
250,9090
50,1818
1599,5792
3,673521688
32
Lampiran 7. Spektrum gamma 1.
Spektrum gamma silinder 0,2 liter, 5 kali pengulangan
33
Lampiran 7. Spektrum gamma
34
Lampiran 7. Spektrum gamma
35
Lampiran 7. Spektrum gamma 2.
Spektrum gamma Marinelli Beaker 0,5L dengan 5 kali pengulangan
36
Lampiran 7. Spektrum gamma
37
Lampiran 7. Spektrum gamma
38
Lampiran 7. Spektrum gamma 3.
Spektrum gamma Marinelli Beaker 1L dengan 5 kali pengulangan
39
Lampiran 7. Spektrum gamma
40
Lampiran 7. Spektrum gamma
41
Lampiran 7. Spektrum gamma 4.
Spektrum gamma Marinelli Beaker 2L dengan 5 kali pengulangan
42
Lampiran 7. Spektrum gamma
43
Lampiran 7. Spektrum gamma
44
Lampiran 7. Spektrum gamma 5.
Spektrum gamma Silinder 2L dengan 5 kali pengulangan
45
Lampiran 7. Spektrum gamma
46
Lampiran 7. Spektrum gamma
47
Lampiran 7. Spektrum gamma 6.
Spektrum gamma Marinelli Beaker 3L dengan 5 kali pengulangan
48
Lampiran 7. Spektrum gamma
49
Lampiran 7. Spektrum gamma
50
