RisalahPertem/Jan IlmiahPene/itian dan Pengembangan AplikasiJsotop danRadiaSl;2tXJf
STUDI RADIASI LA TAR BELAKANG SINAR GAMMA DI LABORA TORIUM SEDIMENTOLOGI, P3TIR, BA TAN DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA Ali Annan Lubis,BarokahAliyanta,danDarntan PuslitbangTeknologilsotopdan Radiasi,BATAN, Jakarta
ABSTRAK STUDI RADIASI LATAR BELAKANG SINAR GAMMA DI LABORATORIUM SEDIMENTOWGJ, P3Tm, BATAN, DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA. Telah dilakukan pengukuran mdiasi latar belakangsinal gamma di Laboratorium Sedimentologi,gedung SDAL, P3TIR, BATAN menggunakanspektrometergamma.Pengukurandilakukantanpa shielding denganrentang energi dati 50 keY sarnpai 1500 keY. Radiasiyang terukur berasaldari radionuklidaalarn dan buatandengan32 puncak energi. Radionuklida alarn adalah dari deret Uranium, deret Thorium dan ~ dengan laju dosis masing-masingyaitu 12,510:t0,980,36,408:t3,243,9,455:lO,016 nSv/hari sedangradionuklida buatanadalah dati 6OCO denganlaju dosis 0,136:1:0,078 nSv/hari.
ABSTRACT mE STUDY OF RADIAllON OF GAMMA-RAY BACKGROUND AT SEDIMENTOWGY LABORATORlUM, P3TIR, BATAN, USING GAMMA SPECTROMETRY. The measlu-ement of backgroWld radiation of gamma-ray has been done at Sedimentology Laboratory, SDAL building, P3TIR, BATAN using gamma spectrometer. The measurement was done without shielding with the range of energy between 50 keY and 1500 keY. The identified radiations are coming from environmental radionuclide and man-made mdionuclide as well with 32 energy peaks. The environmental radionuclides are from Uranium series, Thorium series, and ~ having dose mte of 12.510::tO.980,36.408:t3.243, 9.455::tO.016 nSv/day, respectively, whilst man-made radionuclide is 6OCohaving dose mte ofO.136i{).078 nSv/day.
PENDAHULUAN Pengukurnnsinar gammayangdipancarkanoleh suatu mdionuklida memerlukansuatu kondisi tertentu pada laboratoriumtempatpengukuran,khususnyauntuk mdionuklida alam yang biasanyamempunyaiaktivitas yang sangatrendah. Persyamtankondisi laboratorium untuk pengukurnnradionuklidaalam antamlain adalah adanya shielding untuk mengumngipengamh mdiasi sinar cosmik, dan mdiasi dari mdionuklida alam yang bemsal dari dinding dan lantai; detektor dengan efisiensi dan resolusi tinggi, yang dilengkapi dengan peralatan elektronik yang sesuai; dan laboratorium bebasdebuuntuk mengurangikontribusidari gasmdon. Akan tetapi untuk pengukuran sampel aktif (basil aktivasi) yang biasanyamemiliki aktivitas yang cukup tinggi jika dibandingkandenganaktivitas mdionuklida alam. persyamtantersebuttidak mutlak diperlukan. Spektrometer gamma di Laboratorium Sedimentologi SDAL digunakan secam rutin untuk mengukur kandungan logam-logam dengan metode analisis pengaktifan neutron (Neutron Activation Analysis), disamping itu dilakukan juga pengukuran mdionuklida alam pemancargammapadasampeltanah, sedimen clan lingkungan. Pengukuran radiasi latar belakang dilakukan secara rutin setiap sebulan sekali untuk memonitor fluktuasi latar belakangyang terjadi dan untuk pemutakhiran data. Setiap pengukuran sampel yang dilakukan, hasilnya selalu dikurangi dengan besarnya mdiasi latar belakang pengukumD yangterbampadaenergiyang salna.
Radiasi latar belakang yang actadi lingkungan berasaldari radionuklidaalamdan radionuklidabuatan. Radiasilatarbelakangberasaldari radiasi sinar cosmik daDradiasidari radionuklidayang terdapatdalam bumi yaitu yang acta di batu-batuan, tanah dan bahan bangunan.Radionuklidaalam tersebutadalah berasal dari Uranimn, Thorium. Actinimn daDanak luruhnya, serta~. Sedangkanradionuklida buatanberasal dari kegiatanJaktivitasmanusia yang menghasilkan suatu radionuklida, misalnya pemanfaatan reaktor nuklir. Diperkirakanbahwa sekitar85 % radiasi latar belakang tersebut berasal dari radionuklida alam, sedangkan sisanyaberasaldari radionuklida buatan [1]. Besamya persentase radionuklida alam tersebut sangat mempengarohi dalam pengukuran sampel sehingga perlu dipelajarikeberadaandan kontribusinya terntama untuk mengeliminasipengaruh latar belakang dalam pengukuransampeltersebut.Manfaat lain adalah untuk mengetahuikadar dcm paparan radiasi dari masingmasingradionuklidadalam kaitannyaterhadapkualitas lingkungan. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahuijenis daIl besamya radiasi latar belakang sinar ganuna dalam kaitannya terhadappengukuran smnpel,laju dosis radiasi daD kualitas lingkungan di LaboratorimnSedimentologi. TATAKERJA Pengukuran sinar gamma lingkungan baik radionuklida alam lnaupun buatan dilaktikan dengan
117
dimana: ~
RisalahPeltemuanIlmiahPenelitiandan Pengembangan ,i(olikasiIsotopdanRadias~ 200 t
menggunakan detektor kemumian tinggi (High Pure Germanium, HPGe). Resolusi detektor adalah 2.1 keY pacta energi 6OCO1332,5 keY, volwne aktif57,506 cm3 dan efisiensi 10 % relatif terlmdap Na1(Tl) 3x3". Sebelwn dilakukan pengukuran radiasi lingkungan, terlebih dahulu detektor dikalibrasi terhadap energi dengan menggunakan sumber titik standar 152Eudengan aktivitas 0,22 j.1Ci:!: 2,5 % (17 juni 1994) yang dibuat oleh Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir (p3KRBiN), BATAN. Selanjutnya dilakukan kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar yang sarna pacta jarak 25 cm diatas detektor. Pemilihan sumber standar 152Eukarena sumber tersebut memiliki 10 puncak energi gamma dengan rentang energi daTi 120 keY sampai 1408 keY. Hal ini sesuai dengan karakteristik detektor yang mempunyai rentang energi dari 50 keY sampai 1500 keY, sehingga sumber l52Eu dapat mewakili seluruh rentang energi yang acta.Ketika dilakukan pengukuran radiasi latar belakang, maka yang terukur adalah radiasi yang berasal dari atas dan sarnping (setengah bola = 27t), sedangkan kalibarasi efisiensi YaIlg dilakukan hanya daTi satu arab (tegak lurus detektor), lnaka terlebih dalmlu dilakukaIl koreksi efisiensi. Koreksi efisiensi dilakukan dengan meletakkan swuber 152Eupacta posisi 0°, 15°, 30°, ..., 180° (27t). Radiasi latar belakang diukur selarna 24 jam tanpa shielding.
SUlnber Daya Alam dan Lingkungan menggunakan detektor semikonduktor HPGe di tunjukkan pacta Gambar 2 sampai dengan Gambar 4. Pengukuran dilakukan selama 24 jam daD diperoleh 32 buah puncak spektrum yang terdiri dari 9 radionuklida. Radionuklida tersebut adalah 22~ 228 Ac 212Pb 214Pb 20811 214Bi ,
212Bi,
6OCO, daD
4~.
,
,
puncak
,
radionuklida buat.,l11yang terdeteksi adalah 60CO. Kemungkinan 60COberasal daTi kegiatan radiografi atau sumber lain yang mungkin berada di sekitar lokasi, sedangkan radionuklida alam yang terukur adalah berasal dari sinar kOSlnik, tanah dandinding di sekitar. Analisis kuantitatif dilakukan setelah memperoleh jenis radionuklida yang terukur. Faktor koreksi efisiensi diperoleh sebesar 0,89 yaitu rata-rata dari pengukuran efisiensi detektor dengan posisi sumber dari 0°,15°, ..., 180° (2n). Besarnya aktivitas masing-masing radionuklida dapat dihitung dengan menggunakan persarnaan sebagai
berikut:
N Eff.Fk.Py
Hasil kalibrasi energiterhadapnomor salurpacta detektorHPGeadalah: E = 4,95 + O,36*Ch
(r = 1)
(1)
dimana,E = Energi (keY) Ch = Nomor salur. Efisiensi detektor dengan swnber 152Eudapat dihitung berdasarkanpersmnaan;
N
E ff = -:;-;;dimana Eff N A Py
= = = =
(2)
efisiensidetektor cacalmnper-detik Aktivitas sumberpadasaatpengukuran Probabilitassinargamma.
Hasil kalibrasi efisiensi detektor ditampilkan pacta Gambar 1 dengan persalnaaIl regresi eksponensial sebagaiberikut; Eff= 15,18*E-1,Oll
dimana E, r
(r= 0,95)
(3)
= Energi (keY) = koefisien regresi eksponensial
Basil pengukuran radiasi latar belakang sinar gammadi LaboratorimnSedimentologi,gedungbidang
118
,
spektnun
telah diberi label sesuai dengan energinya seperti terlihat pactaGambar 2 sampai Gambar 4. Berdasarkan sumber radiasi maka radionuklida dapat digolongkan atas radionuklida alam dan radionuklida buatan. Radionuklida alam yang dapat terdeteksi adalah berasal daTi deret uraniUlll yaitu 22~, 214Pb,214Bi dan deret thOriUlll yaitu 228 Ac, 212Pb,20811,212Biserta ~, sedang
A=
BASIL DAN PEMBAHASAN
,
Masing-masing
dimana A N EfI Py Fk
= = = = =
(4)
aktivit.'ls(Bq). cacallanper detik (cps). efisiensidetektor. probabilitassinargamma. Faktorkoreksiefisiensi(=0,89)
Nilai penyimpangan (deviasi standar) pengukurandengan tingkat kepercayaan 95 % (10-) dihitung berdasarkanpersamaan5. Sedangkanbarns deteksiterendah(Low Level Detection, LLD) dari alat pada percobaanini dihitung berdasarkanpersamaan6, dengantingkat kepercayaan 95 %. a =
~ N
N
In
Ib
-!!-+~
(5)
LW = 4,66E
(6)
Eff.Pr NndanNb = laju cacah bersih (cps) dan law tndan tb
belakang (cps) = waktu pencacahan (detik)
Hasil perhitunganaktivitas dari lnasing-masingradionuklid dengan penyimpangan(deviasi standar)dan barnsdeteksiterendahdari alat dicantmnkanpadaTabell.
Risalah Pertemual/ Ilmiah Penelilian dan Pengembangan Aplikasi Isolop dan Radias~ ZOO1
Laju dosis radiasi dihitung berdasarkanpersanlaan (7)(1,3).
dirnana <\I 0"1 p E
= = = =
densitas fluks (photon/detik.cm2) koefisien absorpsi linier (cm-l) densitas media. (gr/cm3) Energi dalaIll satuanMeV.
dosis yang ditetapkan oleh UNSCEAR. Besarnya laju dosis dari UNSCEAR tersebut berdasarkan pengukuran radiasi dengan menggllliakan model Annual Gonadal Dose E~uivalent (AGDE) untuk gedung atau rumah tinggal ( .
KESIMPULAN Pengukurnn radiasi latar belakang sinar gamma di gedung bidang Sumber Daya Alarn dan Lingkungan P3TIR Batan dilakukan tanpa shielding dengan spektrometri gaInnla diperoleh 9 jenis radionuklida yaitu 226Ra, 228Ac, 2J2Pb, 214Pb,2o~1, 214Bi, 212Bi, 60CO,
Densitas media adalall densitas udara yaitu 0,001293gr/cm3dengan komposisi 78,04 % nitrogen, daIl 4~. 6OCO tennasuk jenis radionuklida buatan 21,02 % oksigendan 0,94 % argon.Fluks radionuklida sedangkan yang lainnya adalah radionuklida alarn dari adalah merupakan jumlah photon (sinar ganuna) deret uranium, thorium dan ~. Dalarn analisis perdetikpersatuanluas permukaan.Karenapengukuran kuantitatif yaitu besarnya aktivitas setiap radionuklida, besamya radiasi latar belakang adalall di sekitar nilainya dikalikan dengan faktor koreksi 0,89. Laju detektor sehingga luas pennukaan adalall besamya dosis radiasi dari masing-masing deret uranium, deret permukaandetektor. Dimensi detektoryang berbentuk 1l10riwn, ~ dan 6OCO adalah 12,510:tO,980, silinder (coaxial) adalah diameter4,48 cm dan tinggi 36,408:t3,243, 9,455:tO,016, 0,136:tO,078 nSv/hari, 3,65 Cffi,sehinggaluas pennukaandetektordari dua sisi sedangkan total laju dosis adalah 58,509:t4,317 alas dan samping (21t) adalah 67,lcm2. Koefisien absorpsi total didapat dari literatuf3) yaitu merupakan nSv/llari. Total laju dosis tersebut lnasih jauh dibawah batas yang ditentukaIl oleh UNSCEAR yaitu 816,44 pelljumlallaIl dari koefisien absorpsi efek fotolistrik, Compton dan produksi pasangan.Koefisien tersebut nSv/llari. bergantung pacta besamya energi dan media yang dilalui atauyang digunakan. DAFTARPUSTAKA Dalaln percobaan ini, besamya energi yang digunakall adalall pactarentang 50 keY salnpai 1500 keV sesuai dengall karakteristik detektor sedangkan 1. United NationalScientificCommitteeon the Effects of Atomic Radiation, Source and effects and media perantara adalah udara. Besamya koefisien risks ofionising radiation, 1988,UN, New York absorpsi total sebagaifungsi energi ditunjukkanpacta Gambar 5(3). Hasil dari perhitungan nlasing-masing aktivitas, fluks, koefisienabsorpsidan laju dosis radiasi 2. EL-KAMEESY, S.U., ABDEL-W ARAB, M.S., ELFARAMAWY, N., Nature of Gamma dari setiap energi (radionuklida) ditampilkan di Background Radiation and Dose-Rate in Ain Tab'el1. Shams University, Applied Radiation and Laju dosis dari masing-masingradionuklida Isotopes,vol 43, no 10, 1992. berdasarkan pengelompokan deret uranium, deret thorium, 4~ dan 60CO daDjumlah total dicantumkandi 3. URQUHART, D.F., The Gamma Ray Spectra of Tabel 2. Radiasilatar belakangyang terukur dari deret Uranium and ThoriumOres by High Resolution thorium adalah36,408nSv/hari, radiasitersebutberasal (Ge(Li))Spectrometry,ANSTO, Januarl1973. dari anak luruh thorium yaitu 228 Ac denganpersentase 83 % dari total deret thorium. Seperti terlil1c1tpacta spektrumGambar2 sampaiGambar4, 228 Ac memiliki 10 puncak energi dan masing-masing energi mempunyaiaktivitas dan laju dosis yang cukupbesar dengan total 6,972 Bq daD30,31 nSv/hari. Sementara itu besamya radiasi yang terukur dari deret uranium llallya sekitar 34 % dari deret thorium. Selanjutnya, radionuklida buatan 60COhanya melniliki aktivitas sebesar0,02 Bq dan laju dosis0,136 nSv/hari.Aktivitas daD laju dosis tersebutmerupakanyang terkecil dari radionuklida laimlya yang terukur denganspektrometri ga1ll1na.Dari tabel tersebutdapatdilihat ballwa sekitar 99 % radiasilatar belakangyang terukuradalallberasal dari radionuklida alamo Laju dosis total radiasi latar belakang di laboratorium SedimentologiP3TIR Batan masih jaull lebih kecil jika dibandingkandenganlaju
4. EVANS, RD., The Atomic Nucleus,halaman672721, McGraw-Hill Book Company,New York, 1955. 5. FOLDIAK, G., Industrial Application Radioisotopes, Elsevier,1986.
of
6. ZAIDI, l.R., ARIF, M., AHAMD, S., FATIMA, I., QURESffi, I.R., Determination of Natural Radioactivityin Building Materials Used in The Rawalpindi/IslamabadArea by Gamma Ray Spectrometry and Instrumental Activation Analysis, Applied Radiation and Isotopes 51 (1999)559-564.
119
~ (/)
0.14 0.12 0.1
0.04
0.06
~ 0.08 c (/)
.~
ffi 0.02 0 0 250
500 Energi
750 (keV)
1000
1250
Gambar 1. Kurva kalibrasi efisiensi detektor HPGe menggunakan sumber standar 152Eu.
Energi (keV)
1500
uambar 2. Spektnun radiasi latar belakang sinaI gammadenganenergidari 50 keY sampai 400keY.
~
Risalah Perlemuan Ilmiah Penelilian dan PengembanganAplikasi IsOlop dan Radiasi,2001
120
Risalah Pel1emuan Ilmiah Penelitian
dan Pengembangan
,4;)likasi lsotop
dan Radias~
2{XJ 1
3500 3000 2500
;
2000
.c (Q
~
1500 1000 500 0 400
500
600
700
800
900
Energi (keV)
Gambar3. SpektrumradiasiJatarbelakangsinar gammadenganenergidari 400keY sampai900keY.
3500 3000 2500
~ 2000 .c
II!
8
1500 1000
500 0 900
1000
1100
1200
1300
1400
1500
Energi (keV)
Gambar4. Spektrumradiasilatar belakang sinargammadenganenergidari 900keY sampai1500keY.
121
Risalah Pertemuan Ilmiah Penelitian dan Pengembangan Aplikasi Isotop dan Radiasi,200 1
122
Risalah Per/emuan
Ilmiah Penelilian
dan Pengembangan
Aplikasi
IsOlop dan Radiasi, 2tXJ I
Tabell. Aktivitas, limit deteksidan laju dosis radiasi latar belakangdi Laboratorium Sedimentologi, P3TIR, BATAN. Energi (keY)
RadioNuklidaAktivitas
186,14 209,40
22~-O,296:t:0,014 228 Ac 0,509:t: 0,043
Batas deteksi @q) 0,063 0,192
Fluks (l/s.cm2) xlQ~3 4,41 7,58
Koefisien Absorpsi (cm2/gr)xl0-2 2,70 2,72
0,306:t:0,021 0,596 :t:0,071
238,71 242,27 270,37
212Pb 214Pb 228 Ac
0,150:t:0,001 0,162::!: 0,007 0,254:t: 0,017
0,005 0,029 0,074
2,24 2,41 3,78
2,74 2,74 2,76
0,202:t:0,003 0,221 ::!:0,014 0,390 :t: 0,036
277,50 295,25 300,23 328,06 338,35
2~1 214Pb 212Pb 228Ac 228 Ac
0,176:t:0,018 0,164 :t:0,003 0,199:t: 0,015 0,155:t:0,011 0,199:t: 0,005
0,079 0,012 0,064 0,048 0,018
2,62 2,44 2,97 2,31 2,96
2,76 2,77 2,78 2,79 2,79
0,278:t:0,O44 0,276 :t: 0,009 0,342 :t: 0,037 0,292:t:0,015 0,387:t: 0,013
351,84 462,90 510,61 583,06 609,18 661,58 727,19 768,35 794,96 835,63
214Pb 228Ac 2°~1 2~1 214Bi 214Bi 212Bi 214Bi 228Ac 228 Ac
0,169:t: 0,002 0,319:t:0,017 0,386:t: 0,009 0,235 :to,003 0,199 :to,002 0,411 :to,027 0,269:t:0,010 0,196:t: 0,012 0,247:t:0,016 2,347 :t: 0,330
0,006 0,069 0,033 0,008 0,006 0,109 0,035 0,046 0,059 1,405
2,52 4,75 5,75 3,50 2,97 6,13 4,00 2,92 3,68 35,0
2,80 2,83 2,83 2,83 2,83 2,82 2,81 2,81 2,80 2,79
0,344:t: 0,005 0,860:t:0,O68 1,149:t: 0,042 0,799 :t: 0,013 0,708:t: 0,010 1,582 :t:0,134 1,132:t:0,O62 0,870:t: 0,076 1,131:t:0,089 11,272 :t: 2,306
860,45 911,12 933,94 964,61 968,96
2O8TI 228Ac 214Bi 228 Ac 228 Ac
0,317:t:0,017 2,622 :t:0,036 0,180:t:0,018 0,081 :t: 0,004 0,239 :t 0,005
0,063 0,088 0,072 0,013 0,013
4,73 39,1 2,69 1,20 3,57
2,78 2,77 2,76 2,75 2,75
1,566:t:0,130 13,626 :t:0,215 0,959:t:0,124 0,441 :t: 0,030 1,315 :t: 0,034
0,252:t: 0,006 0,011 :t:0,001 0,313 :t:0,015 0,009:t: 0,001 0,253:t:0,012 0,225 :t 0,015 1,224 :t: 0,()Q9__-
0,020 0,003 0,055 0,003 0,054 0,060 0,029
3,75 0,17 4,67 0,13 3,76 3,36 18,2
2,70 2,68 2,65 2,62 2,60 2,59 2,57
1,567 :t: 0,055 0,074 :t:0,009 2,121 :t:0,167 0,062:t: 0,007 1,864:t:0,169 1,692:t 0,196 _2,455 :t: 0,078
(Bq)
1120,29 214Bi 1173,26 6OCO 1237,98 214Bi 1332,51 6OCO 1377,70 214Bi 1407,92 214Bi 1460,81 -4~
LajuDosis (nSv/hari)
Tabel2. Laju dosisdan totallaju dosisrndiasidalam(nSv/hari) Radionuklida Deret Uranium Deret Thorium 4~ 6OCo Total
UNSCEAR,1988l~}
Laju dosis (nSv/hari) 12,510 :t: 0,980 36,408 :t: 3,243 9,455 :t: 0,016 0,136 :t:0,078 58,509 :t: 4,317
816,44
123
RisalahPertemuanIlmiahPeneliliandan Pengembangan Jp/ikasi/solopdanRadias~2lXJI
124
