Analisis Radionuklida Alam Pada Debu Vulkanik dan Lahar Dingin Gunung Sinabung Kabupaten Karo Dengan Menggunakan Metode Analisis
BAB 2
TINJAUAN PUSTAKA
2.1.
Gunung Sinabung
Gunung Sinabung merupakan salah satu gunung berpi yang berada di Dataran
Tinggi, Kabupaten Karo, Sumatera Utara, Indonesia. Koordinat puncak gunung
Sinabung ini adalah 03° 10’ LU dan 98° 23’ BT dengan puncak tertinggi dari
gunung ini adalah 2.460 meter dari permukaan laut (dpl) yang dimana menjadi
puncak tertinggi di Sumatera Utara. Menurut catatan Pusat Vulkanologi dan
Mitigasi Bencana Geologi (PVMBG) dengan catatan letusan, gunung Sinabung
ini meletus pada tahun 1600 dengan aktifitas vulkanik berupa muntahan batuan
piroklastik serta aliran lahar yang mengalir ke arah Selatan. Kemudian pada tahun
1912, gunung Sinabung kembali menunjukkan aktifitasnya dengan mengeluarkan
solfatara yang terlihat di puncak dan lereng atas. Setelah hampir dari 100 tahun,
gunung Sinabung yang berjenis strato ini kembali meletus pada tahun 2010
dimana terjadi beberapa kali letusan yang di antaranya berupa letusan freatik juga
lontaran debu vulkanik hingga 5000 meter ke udara. Letusan ini terjadi pada
kurun waktu 7 April - 27 Agustus 2010 kemudian kembali menunjukkan aktivitas
vulkanik pada tanggal 19 Oktober 2013 dan masih terjadi erupsi yang
berkepanjangan hingga pada saat ini
2.2.
Debu Vulkanik
Debu vulkanik terdiri dari partikel-partikel batuan vulkanik terfragmentasi. Debu
vulkanik ini terbentuk selama letusan gunung berapi dari suatu longsoran batuan
panas yang mengalir menuruni sisi gunung berapi atau cairan lava panas yang
dikeluarkan oleh gunung berapi tersebut (Nandi,2006)
Universitas Sumatera Utara
Setiap semburan abu vulkanik mengandung senyawa kimia yang
mengancam kesehatan manusia. Senyawa tersebut diantaranya Silika dioksida
(SiO2) 54,56 %, Aluminium oksida (Al2O3) 18,37 %, Ferri oksida (Fe2O3) 18,59
%, dan Kalium oksida (CaO) 8,33 %. Selain itu, gunung berapi umumnya juga
menyemburkan uap air (H2O), Karbon dioksida (CO2), Sulfur dioksida (SO2),
Asam klorida (HCl), dan Asam fluorida (HF) ke atmosfer. Ada juga unsur lain
seperti seng, kadmium, dan timah tapi dalam konsentrasi yang rendah
(Bolly,2010)
2.3.
Lahar Dingin
Lahar adalah suatu aliran yang terdiri dari material vulkanik yang biasanya berupa
campuran batu, pasir dan kerikil akibat adanya aliran air yang terjadi di lereng
gunung api. Secara umum berdasarkan proses terjadinya lahar dapat dibedakan
menjadi dua yaitu lahar letusan (lahar primer) dan lahar hujan (lahar sekunder).
Lahar letusan terjadi ketika adanya letusan eksplosif pada gunung berapi yang
mempunyai danau kawah yang luas. Lahar hujan terjadi akibat hujan yang terusmenerus dalam jangka waktu tertentu di tas material vulkanik di sekitar lereng
gunung berapi dan akan mengakibatkan material menjadi jenuh dan akan menjadi
longsor (Noor,2006)
Lahar dingin merupakan lava dingin yang berada di puncak gunung
kemudian turun ke arah lereng yang disebabkan oleh adanya hujan yang lebat di
puncak gunung. Lahar dingin disebut juga dengan lahar hujan yaitu material
vulkanis yang telah terguyur air hujan, baik yang bersuhu tinggi maupun bersuhu
normal. Ketika terjadi erupsi, banyak material vulkanis yang tidak ikut tergelincir
dan turun ke bawah, tetapi menumpuk di daerah dekat puncak gunung merapi.
Apabila terjadi hujan lebat di daerah puncak, maka bisa menimbulkan ancaman
sekunder bagi daerah di sekitar lereng gunung merapi terutama daerah bantaran
sungai yaitu ancaman banjir lahar dingin (Miswata, 2008)
Universitas Sumatera Utara
2.4. Dampak negatif dan dampak positif aktifitas gunung merapi
Berbagai aktifitas gunung berapi tentu saja memberikan dampak positif maupun
negatif pada penduduk di sekitar gunung berapi. Dampak negatif ada yang secara
langsung dapat dirasakan oleh penduduk sekitar gunung berapi, misalnya pada
saat gunung meletus mengeluarkan awan panas dan lahar yang mengalir dengan
kecepatan beberapa kilometer dengan membawa panas/energi yang cukup besar.
Dampak negatif yang tidak langsung dirasakan adalah apabila terjadi peristiwa
letusan yang menyebabkan material-material vulkanik maupun radioaktivitas
dikeluarkan oleh gunung berapi tersebut. Selain itu dampak negatif yang bisa
terjadi apabila pada saat gunung meletus bahaya yang berupa letusan yang disertai
hamburan abu, bom, batu apung, prioklastika, aliran lumpur dan lava.
Menurut Suryani (2014) yang dikutip dari The International Volcanic
Health Hazard Network (IVHHN) debu yang terdapat pada peristwa meletusnya
gunung merapi merupakan salah satu dampak pencemaran partikel yang
disebabkan karena peristiwa alamiah (faktor internal) yang menyebabkan masalah
pada kesehatan seperti iritasi pada paru-paru, kulit dan mata. Selain itu juga dapat
menyebabkan kondisi lingkungan menjadi buruk.
Dampak positif dari keberadaan gunung api antara lain sebagai berikut :
a)
Sumber mineral, yang merupakan daerah mineralisasi dan potensi air
tanah merupakan aspek-aspek positif yang dapat dimanfaatkan dari
adaanya aktivitas gunung api
b)
Daerah tangkapan hujan
c)
Daerah pertanian yang subur, kesuburan tanah di daerah tersebut dimana
diperoleh dari produk gunung api yang telah mengalami pelapukan
d)
Daerah objek wisata, keindahan dan panorama dari gunung api dengan
kepundan yang aktif dengan lembah-lembah yang curam, fumarol serta
danau kepundan yang menarik bagi wisatawan nusantara maupun manca
negara
e)
Sumber energi, tenaga panas bumi yang dihasilkan dari aktivitas gunung
api dapat diubah menjadi pembangkit tenaga listrik
Universitas Sumatera Utara
2.5
Radionuklida
Radionuklida adalah isotop suatu unsur yang tidak stabil, untuk menjadi isotop
unsur lain dengan melepaskan kelebihan energinya dalam bentuk radiasi nuklir.
Radionuklida itu akan mengalami peluruhan sambil memancarkan radiasi berupa
partikel alfa, beta, dan sinar gama.
Radionuklida alam penyumbang terbesar terhadap besarnya paparan
gamma
ke
manusia
adalah
anak
luruh
U-238,
Th-232,
dan
K-40
(UNSCEAR,2000)
Sehubungan dengan asal radionuklida, radionuklida alam dibagi menjadi
dua yaitu primer (primordial) dan kelompok sekunder. Kelompok pertama yaitu
kelompok radionuklida primer meliputi unsur radionuklida yang sudah terbentuk
semenjak terbentuknya bumi. Ini dapat dilihat dari nuklida yang stabil (sebagai
contoh :
206,207, 208
60
87
209
28 Ni, 38 Sr,
82 Pb, 83 Bi),
atau nuklida yang merupakan hasil dari
40
transmutasi nuklida primer tidak stabil (sebagai contoh : 42He, 40
18 Ar, 20 Ca).
Radionuklida sekunder merupakan nuklida tidak stabil dimana memiliki
waktu paruh transmutasi yang pendek, tidak melebihi 107-108 tahun. Nuklida ini
juga menghasilkan waktu paruh di alam sebagai nuklida hasil transmutasi dari
radionuklida primer, sebagai contoh
tahun),
234
91��
234
92U
(T = 2.5 × 105 tahun),
226
88 Ra (T
= 1620
(T = 6.7 jam) seri uranium-radium atau sebagai hasil dari reaksi
nuklir, sebagai contoh
236
92U
(T = 2.3 × 107 tahun),
14
6C
(T = 5730 tahun), 31H (T =
12.3 tahun). (Navrátil,1992)
Secara kuantitas, yang paling banyak keberadaannya adalah kalium-40,
nuklida deret uranium, nuklida deret thorium, dan semuanya ini disebut
radionuklida primordial. Selain itu, ada radionuklida alam yang lain yang
jumlahnya relatif kecil, yaitu berbagai radionuklida seperti nuklida kosmogenik
(nuklida hasil interaksi dari radiasi kosmik), yang terjadi karena interaksi antara
radiasi kosmik dengan udara, dan nuklida produk peluruhan spontan nuklida dapat
belah.
Universitas Sumatera Utara
Radionuklida yang terdapat di dalam lingkungan berasal dari dua sumber
yakni sumber alami dan sumber buatan. Keberadaan radionuklida yang terdapat di
alam dapat masuk ke tubuh manusia melalui jalur rantai pangan (ingestion),
pernafasan (inhalation), dan kontaminasi pada permukaan kulit. Radionuklida ini
dapat terakumulasi pada organ tubuh tetentu dan akan menyebabkan gangguan
pada sel dan gangguan pada jaringan tubuh (P2PLR BATAN,2000)
Pemasukan ke tubuh manusia melalui lintas makanan danpernafasan. Di
dalam tulanguranium terdistribusikan secara merata, dengan kadaryang lebih
tinggi pada permukaan tulang. Waktu paruh uranium di alam mencapai4,51 x
109tahun
sehingga
masih
tersisa
hingga
sekarang
sejak
terbentuknya
bumi.(Wiryosimin, 1995; Udiyani, 2007).
2.5.1. Uranium
Uranium adalah salah satu unsur diantara unsur-unsur yang sangat melimpah dan
terdapat di kulit bumi. Uranium dalam konsentrasi kecil dapat ditemukan di mana
saja di dalam tanah dan bebatuan, di sungai, dan di pantai. Beberapa uranium juga
dapat ditemukan dalam makanan dan jaringan tubuh manusia. Konsentrasi dari
uranium secara kuantitas sangat bervariasi berdasarkan lokasi ditemukannya.
Sebagai contoh uranium tercampur/terdapat dalam batuan granit yang terdapat
sekitar 60% dalam kerak bumi, ada sekitar 4 ppm. Dalam kerak bumi unsur
uranium dapat menumpuk dalam suatu deposit yang terjadi sebagai akibat
berbagai proses alam/geologi. Deposit uranium ditambang untuk memperoleh
bijih uranium, kemudian bijih uranium diolah untuk memperoleh uranium yang
dikenal sebagai Yellow Cake. (Sagala,2003)
Uranium alam adalah campuran dari U-238 (~99,3%), U-235 (~0,7%) dan
U-234 (~0,0006%). Semua uranium ini dalam bentuk radioaktif. U-238 adalah
permulaan deret uranium dan U-235 adalah awal deret actinium. Isotop uranium
memiliki waktu paro yang sangat panjang yaitu 4,5 × 109 tahun untuk U-238
(IAEA,1989)
Unsur radiaoktif isotop uranium-238 ( 238
92�) meluruh secara berantai ke
isotop stabil timah ( 206
82 ��) melalui unsur isotop-isotop unsur radioaktif berikut.
Universitas Sumatera Utara
Pernyataan reaksi inti atom peluruhan ini :
238
92�
4
→ 234
90�ℎ +α ( 2�� )
Isotop thorium-234 yang terbentuk juga bersifat radioaktif dengan
memancarkan sinar beta. Rantai peluruhan radioaktif dengan unsur induk isotop
238
92�
disebut dengan deret Uranium.
Mengingat sinar alfa, yang adalah inti atom helium, bernomor massa 4,
maka disimpulkan bahwa selain deret uranium, terdapat pula 3 deret radioaktif
lain.
Yang pertama, unsur induknya bernomor masaa 237, yang kedua 236, dan
yang ketiga 235. Untuk yang kedua, karena isotop bernomor massa 236 tak
terdapat di alam, unsur induk yang berkaitan adalah (236-4) = 232. Unsur-unsur
dengan nomor massa rendah lain adalah unsur anak dari salah satu deret keempat
deret radiaoktif lain. Sebagai contoh, unsur dengan nomor massa 234 adalah unsur
anak dalam deret uranium (Wospakrik,2005)
2.5.2. Thorium
Thorium (Th), unsur kimia radioaktif dari seri aktinoid dari tabel periodik, nomor
atom 90; Thorium adalah bahan bakar reaktor nuklir yang berguna. Thorium
ditemukan (1828) oleh kimiawan Swedia Jöns Jacob Berzelius. Thorium berwarna
putih keperakan tapi ternyata abu-abu atau hitam pada paparan udara. Kelimpahan
Thorium sekitar setengah dari kelimpahan timah dan tiga kali lebih banyak
daripada uranium di kerak bumi.
Thorium secara komersial diproduksi dari monasit mineral dan terjadi juga
dalam mineral lain seperti thorite dan thorianite. Logam thorium telah diproduksi
dalam jumlah komersial dengan reduksi tetrafluorida (ThF4) dan dioksida (ThO2)
dan dengan elektrolisis dari tetraklorida (ThCl4). Nama unsur Thorium berasal
dari nama dewa Norse Thor.
Universitas Sumatera Utara
Logam Thorium dapat diekstrusi, digulung, ditempa, swaged, dan diputar,
tapi memiliki kekuatan tarik yang rendah. Dan sifat fisik lainnya seperti titik leleh
dan titik didih sangat dipengaruhi oleh sejumlah kecil kotoran tertentu, seperti
karbon dioksida dan thorium. Thorium ditambahkan ke magnesium dan paduan
magnesium untuk meningkatkan kekuatan suhu tinggi mereka. Thorium telah
digunakan dalam sel fotolistrik komersial untuk mengukur sinar ultraviolet
panjang gelombang berkisar 2000-3750 angstrom. Ditambahkan ke kaca, thorium
menghasilkan gelas dengan indeks bias tinggi, berguna untuk aplikasi optik
khusus. Thorium dulunya diminati sebagai komponen mantel untuk lampu gas dan
minyak tanah dan telah digunakan dalam pembuatan filamen tungsten untuk bola
lampu dan tabung vakum.
2.5.2.1. Isotop Thorium
Radioaktivitas thorium ditemukan secara independen (1898) oleh kimiawan
Jerman Gerhard Carl Schmidt dan oleh fisikawan Perancis Marie Curie. Thorium
alam adalah campuran isotop radioaktif, terutama yang paruh hidupnya sangat
panjang thorium-232 (paruh 1,40 × 1010tahun), induk dari seri peluruhan
radioaktif thorium. Isotop lainnya terjadi secara alami dalam uranium dan seri
peluruhan actinium, dan thorium hadir di semua bijih uranium. Thorium-232
berguna dalam reaktor peternak karena dapat menangkap pergerakan lambat dari
neutron yang meluruh menjadi fisi uranium-233. Isotop sintetik telah disusun;
thorium-229 (paruh 7880-tahun), terbentuk dalam rantai peluruhan yang berasal
dari neptunium unsur aktinoid sintetis, berfungsi sebagai pelacak untuk thorium
biasa (Hyde,1960)
2.6 Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Analisis Aktivasi Neutron (AAN) merupakan suatu analisis unsur yang bersifat
multiunsur, selektif dan memiiki tingkat sensitivitas, akurasi dan presisi yang baik
dan mampu menganalisis multi unsur kelumit (40-52 unsur) dalam satu kali
pengukuran.
Universitas Sumatera Utara
AAN ini dapat digunakan untuk menganalisis cuplikan dari berbagai
bidang seperti cuplikan lingkungan, kesehatan, biologi, geologi dan sebagainya
dan juga sudah diaplikasikan dalam beberapa bidang seperti bidang lingkungan,
kesehatan dan industri (Susetyo,1988)
2.6.1. Prinsip Dasar Metode AAN
Prinsip dasar dari aktivasi neutron adalah timbulnya radioaktivitas imbas dari
suatu sampel setelah ditembaki dengan neutron dalam selang waktu tertentu
(waktu irradiasi). Selama mengalami penembakan neutron, sampel akan
mengalami aktivitas peningkatan nomor masaa inti atom, hal ini berarti sampel
sudah bersifat radioaktif. Aktivitas ini tidak berlangsung secara terus-menerus,
tetapi pada suatu saat akan terjadi aktivitas jenuh (saturation activity). Pada
kondisi ini tidak akan terjadi peningkatan nomor massa inti unsur sampel
meskipun penembakan terus berlangsung. Lamanya waktu jenuh biasanya
dinyatakan sebesar T1/2 ( waktu paruh ). Setelah paparan radiasi neutron dianggap
cukup, sampel dikeluarkan dari sumber neutron. Sampel terssebut sekarang
mengandung unsur-unsur yang memancarkan sinar-sinar radioaktif. Sinar-γ yang
dipancarkan oleh berbagai unsur di dalam sampel selanjutnya dianalisis dengan
menggunakan spektrometer-γ dimana setiap unsur yang terdapat di dalam sampel
akan memancarkan sinar-γ dengan karakteristik tersendiri.
Metode AAN ini didasarkan pada reaksi inti berupa reaksi penangkapan
neutron yang dituliskan (n.y) ditunjukkan pada Gambar 1, atau dapat ditulis
sebagai berikut :
X + n → A-1X + γ
A
keterangan
X
:
= nuklida
A
= nomor massa
n
= neutron
y
= radiasi gamma
Universitas Sumatera Utara
2.6.2. Neutron
a)
Pengertian Neutron
Neutron merupakan suatu partkel yang tidak bermuatan yang timbul dari rekasi
inti penghasil neutron. Neutron memiliki massa 1,008665 sma yang setara dengan
943,5 MeV dan merupakan partikel radioaktif. Di luar inti atom atau neutron
bebas, neutron berada dalam keadaan yang tidak stabil sehingga meluruh menjadi
proton dengan memancarkan elektron serta memiliki waktu paruh (half time)
sekitar 11,7 menit sesuai dengan reaksi :
1
0n
→ 1P1 + -1e0 + v
(Erdtman,1976)
b)
Sumber neutron
Ada beberapa metode yang digunakan untuk memproduksi neutron diantaranya :
1.
Neutron dari reaktor inti
Bahan bakar reaktir inti adalah uranium. Di dalam uranium terdapat dua isotop
utama yaitu 235U dan 238U. Di dalam reaksi fisi 235U oleh neutron thermal ratarata akan menghasilkan 2,5 neutron cepat. Di dalam sistem reaktor, neutron ini
akan mengalami beberapa interaksi dengan atom-atom sehingga neutron
mempunyai energi yang bervariasi dari energi neutron thermal hingga 18
MeV.
2.
Neutron dari akselerator
Neutron monoenergitik diperoleh dengan cara penembakan target tertentu
dengan partikel bermuatan yang dipercepat. Akselerator merupakan suatu alat
pemercepat partikel yang dapat menghasilkan partikel dengan energi tinggi.
Partikel-partikel yang dipercepat adalah partikel bermuatan listrik diantaranya
elektron,proton, dan ion.
3.
Sumber neutron isotropik
Merupakan sumber neutron yang berisi isotop radioaktif dan bahan sasaran.
Radiasi yang dipancarkan oleh radioisotop tersebut berinteraksi dengan bahan
sasaran dan akan menghasilkan neutron (Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.6.3. Interaksi Neutron dengan Materi
Jenis interaksi yang terjadi antar neutron dengan inti atom materi ditentukan oleh
energi neutron yang datang. Perbedaan yang diiliki oleh neutron dengan partikel
subatomik menyatakan timbulnya bermacam-macam bentuk interaksi antara
neutron dengan materi. Bentuk-bentuk interaksi antara neutron dengan materi
antara lain :
1.
Hamburan neutron
Peristiwa hamburan neutron terjadi ketika neutron memasuki inti dan sebelum
terjadinya peristiwa yang lain neutron dilepas dari inti sasaran.
2.
Tangkapan atau serapan neutron
Jika neutron dengan energi tertentu meamsuki daerah inti sasaran dan
berinteraksi secara langsung dengan inti tersebut, maka energi yang dimiliki
akan terdistribusi ke seluruh permukaan nukleon, sehingga akan terbentuk inti
majemuk yang tereksitasi. Jika energi yang diterima oleh nukleon lebih besar
dari energi eksitasinya maka nukleon dalam inti akan dipancarkan keluar
dengan menggunakan energi sisa eksitasi yang dimilikinya (Susetyo,1988)
2.6.4. Reaksi Aktivasi Neutron
Apabila suatu bahan yang mengandung beberapa macam unsur diiradiasi
(aktivasi) dengan suatu neutron, maka akan terjadi penangkapan neutron oleh inti
unsur-unsur tersebut. Reaksi tersebut dapat dinyatakan dengan persamaan umum
A (n,γ) B. Pancaran sinar gamma tiap-tiap unsur mempunyai sifat-sifat dan
karakteristik dalam hal tenaganya (Eγ). Dari karakteristik tersebut dapat dilakukan
analisis kualitatif dan analisis kuantitatif.
Analisis kualitatif dilakukan berdasarkan pengukuran unsur hasil dari
puncak-puncak tenaga sinar gamma sehingga dapat ditentukan jenis unsur yang
kita inginkan.
Untuk analisis kuantitaif dapat dilakukan dengan pengukuran intensitas sinar
gamma dengan menggunakan perangkat spektrometri gamma, misalnya detektor
HPGe (Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.6.5. Analisis Kualitatif
Analisis kualitatif adalah analisis yang digunakan untuk mengetahui unsur-unsur
yang terkandung dalam cuplikan dari jenis reaksi inti yang terjadi. Hal ini dapat
dilakukan karena untuk setiap isotop hasil reaksi inti akan memancarkan radiasi
gamma karakteristik yang berbeda-beda (Sunardi,2007).
Langkah-langkah yang dilakukan analisis kualitatif ini dapat dituliskan
sebagai berikut :
1.
Menentukan energi-γ tiap puncak spektrum tenaga-γ yang terdeteksi
2.
Menyesuaikan energi-γ dari puncak spektrum dengan energi berbagai
isotop yang tercantum dalam tabel energi isotop atau Tabel Aktivasi
Neutron (Neutron Activation Table) sehingga dapat diketahui isotop apa
saja yang terdapat dalam tiap cuplikan (Susetyo,1988)
2.6.6. Analisis Kuantitatif
Analisis kuantitatif didasarkan pada jumlah cacah foton γ dari radionuklida yang
berbanding lurus dengan konsentarsi unsur yang terdapat di dalam sampel. Untuk
menghitung kadar cuplikan maka digunakan metode absolut atau metode
komparatif atau metode relatif (Susetyo,1988)
2.6.6.1.
Analisis
Kuantitatif
Dengan
Menggunakan
Software
MCA
(Genie 2000)
Analisis kuantitatif ini dilakukan dengan menggunakan Software. Software ini
berfungsi sebagai alat penganalisis spektrum sinar gamma untuk sampel dan SRM
yang digunakan
Metode analisis yang menggunakan software MCA (Genie 2000) yaitu
metode relatif atau sering juga disebut dengan mtode komparatif.Metode relatif ini
memerlukan standar yang mengandung unsur yang akan ditentukan dan
jumlahnya telah diketahui secara pasti. Cuplikan standar tersebut dipersiapkan
tepat seperti cuplikan yang akan dianalisis dan diiradiasi secara bersama-sama,
sehingga akan mengalami paparan neutron yang sama besarnya.
Universitas Sumatera Utara
Kemudian diperoleh spektrum sinar gamma untuk cuplikan standar dan
cuplikan yang dianalisis. Dengan membandingkan laju cacah cuplikan standar,
maka dapat dihitung kadar unsur dalam cuplikan (Susetyo,1988)
Jumlah unsur dalam cuplikan dapat ditentukan dengan menggunakan persamaan :
Wa = (cps) a
(cps ) st
.Wst
(1)
Dimana
Wa
= kadar unsur yang dicari dalam cuplikan yang dianalisis (mg/kg) / ppm
Wst
= kadar unsur standar yang digunakan
cpsa
= laju cacah radionuklida dalam cuplikan
cpsst
= laju cacah radionuklida
(Suseyto,1988)
2.6.6.2 Analisis Aktivasi Neutron dengan Menggunakan Software k0-IAEA
Analisis aktivasi neutron yang menggunakan metode relatif/komparartif yang
memiliki beberapa keterbatasan seperti permasalahan matriks, fluks neutron,
biaya, waktu dan terlebih lagi unsur yang ada di dalam sampel tidak dapat
dianalisis secara kuantitatif apabila standar dalam unsur tersebut tidak tersedia.
Pada tahun 1975 Simonts memperkenalkan AAN dengan metode k0-AAN.
Metode k0 mulai dikembangkan oleh Institute of Nuclear Science, Gent, Belgium
oleh Frans De Corte pada tahun 1987. Kuantifikasi unsur-unsur yang terdapat
dalam cuplikan pada metode k0 dihitung berdasarkan formulasi dari Frans De
Corte yang tidak bergantung pada ketersedian unsur standar. Metode ini sekarang
banyak digunakan dalam kimia nuklir.
Universitas Sumatera Utara
Metode k0-AAN ini digunakan dalam analisis kuantitatif unsur-unsur yang
didasarkan pada persamaan (2) sebagai berikut :
�� =
���� ⁄� � �(�.�.�.�)�
��� .�
�
(1⁄�0 )
���ℎ .� . �+ ��,� ��,� (� )�
���ℎ .� . �+��,� . �� � (�)�
. 106(2)
Dimana :
ρa
= konsentrasi unsur analit (mg/kg atau μg/g)
Np
= jumlah cacah yang dikumpulkan pada puncak energi-penuh, setelah
setelah dikoreksi terhadap pulsa yang hilang (antara lain : waktu mati
detektor dan efek koinsidensi)
S
= faktor kejenuhan yang dinyatakan sebagai S = 1 - � −�.���� , λ = tetapan
peluruhan, λ= (ln 2)/T, dengan T = umur paroh radionuklida, tirr = waktu
iradiasi (detik)
D
C
= faktor peluruhan = � −�.�� , �� = waktu peluruhan
= faktor peluruhan = �1 − � −�.���� � / λ.�� , �� = waktu pengukuran
(detik)
W
= massa unsur yang diiradiasi (kg atau g)
ɛ�
= efisiensi deteksi dari puncak energi utuh termasuk koreksi untuk
���
= laju cacah spesifik, ��ℎ = faktor koreksi serapan-diri untuk neutron
Ge
= faktor koreksi serapan-diri untuk neutron epitermal
α
= parameter untuk distribusi fluks neutron
attenuasi γ
termal
φe’~1/E1+α , f = rasio fluks termal terhadap epitermal
Q0(α) = perbandingan antar integral resonansi terhadap penampang lintang
neutron termal
a,m
= analit dan monitor pemantau fluks
Universitas Sumatera Utara
Faktor k0 hanya melibatkan parameter inti yang dimana dapat dinyatakan
dengan persamaan (3) sebagai berikut :
Dimana :
[� �� �� � � ]
� � � �� � � ]
�0 = [� �
(3)
M
= nomor massa radioisotop
γ
= fraksi energi gamma yang dipancarkan oleh suatu radioisotop
θ
= kelimpahan isotop di alam
σ
= penampang lintang serapan neutron termal pada reaksi (n,γ)
Parameter-parameter inti pada persamaan tersebut memliki harga yang
telah terdefinisi dengan baik dan telah tersedia dalam software ko-AAN, sehingga
dengan mengukur jumlah cacah sampel maka konsentrasi unsur dalam sampel
dapat dihitung dengan langsung dengan menggunkan software ko-AAN
(Corte, et al 1994)
2.7
Penaksiran (Assesment) Nilai Ketidakpastian Perhitungan Pada Hasil
Analisis
Setiap nilai yang diperoleh dari suatu pengukuran kuantitatif hanya merupakan
suatu perkiraan terhadap nilai benar (true value) dari sifat yang diukur. Tanpa
pernyataan kuantitatif kesalahan, suatu pengukuran kurang mempunyai arti.
Faktor-faktor yang berkontribusi terhadap penyimpangan (deviasi) yang
disebabkan oleh ketidaksempurnan alat ukur, alat uji, analisis, metode dan
operator yang tidak terlaltih, sehingga diperlukan indikator mutu yang dapat
diterapkan secara universal, konsisten, dapat diukur serta ,mempunyai arti yang
jelas.
Penakisiran nilai ketidakpastian pengujian perlu dilakukan oleh setiap
laboratorium pengujian. Dimana hal ini berkaitan dengan metode, peralatan,
kemampuan sumber daya manusia yang tersedia, adalah titik sama untuk setiap
laboratorium.
Universitas Sumatera Utara
Pada analisis bahan dengan menggunakan metode analisis aktivasi neutron
komparatif, sumber-sumber ketidakpastian pengukuran berasal dari setiap langkah
yang dikerjakan, seperti preparasi sampel dan bahan standar pembanding, proses
iradiasi dan pencacahan data.
2.8
Sinar-γ
Interaksi Sinar-γ dengan Materi
merupakan
radiasi
gelombang
elektromagnetik
dengan
panjang
gelombang 10-10 - 10-13 m. Sinar ini bertenaga lebih tinggi dari foton dan tenaga
sinar-x serta berdaya tembus yang tinggi yang dihasilkan oleh suatu peluruhan
radioaktif.
Sinar-γ yang dihasilkan dari proses peluruhan tersebut selanjutnya akan
berinteraksi dengan detektor. Pada proses tumbukan antara partikel dengan atom
dalam materi, maka akan terjadi perpindahan alfa dan beta. Ketika terjadi
perpindahan gamma maka terjadi proses ionisasi.
Interaksi foton sinar gamma dengan bahan ada 3 proses yaitu efek
fotolistrik, efek compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan
menghasilkan elektron yang mengionkan atau membuat atom dalam keadaan
tereksitasi
2.8.1. Efek Fotolistrik
Efek fotolistrik sebagian besar terjadi pada interaksi foton dengan tenaga yang
lebih kecil dari pada 1 MeV. Efek fotolistrik ini terjadi karena adanya tumbukan
foton dengan elektron yang terletak pada kulit bagian K dan L di dalam suatu
atom dimana semua tenaaga foton akan diserap elektron dan sebagian tenaga lagi
akan digunakan untuk melepaskam elektron dari ikatan inti atom (Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.8.2. Efek Compton
Efek compton terjadi antar foton-γ dengah sebuah elektron bebas yaitu elektron
yang berada pada kulit terluar suatu atom. Di dalam proses ini foton-γ hanya akan
menyerahkan sebagian tenaganya kepada elektron dan kemuadian akan terhambur
dengan sudut hambur tertentu terhadap lintasan foton-γ semula kemudian akan
terjadi proses ionisasi karena elektron yang ditumbuk foton terlepas dari sistem
atom (Susetyo, 1988)
2.8.3. Produksi Pasangan
Dalam proses produksi pasangan ini dimana akan terjadi proses foton akan
berinteraksi dengan inti dan akan menyerahkan semua tenaganya dan akan
membentuk dua partikel elektron dan positron. Proses pembentukan pasangan
terjadi di dekat inti atom, dengan tenaga foton yang lebih besar dari 1,02 MeV.
Dari ketiga proses tersebut akan menghasilkan spektrum-γ, dimana
masing-masing inti memliki tenaga gamma yang berbeda sehingga spektrum-γ
dari sampel dapat digunakan untuk analisis kuantitatif (Susetyo,1988)
2.9
Spektrometer Gamma (γ)
Spektrometri-γ dapat didefinisikan sebagai suatu cara pengukuran dan identifikasi
zat-zat radioaktif dengan jalan mengamati spektrum karakteristik yang
ditimbulkan oleh interaksi foton gamma yang dipancarkan oleh zat-zat radioaktif
dengan materi detektor.
Spektrometer–γ merupakan suatu piranti elektronik yang digunakan untuk
analisis spektrum–γ darisuatu cuplikan radioaktif yang sedang diukur.
Keluarannya berbentuk distribusi tinggi pulsa spektrum tenagayang terserap oleh
detektor, kemudian diolah pada piranti elektronik sehingga menimbulkan pulsa
cacahan.Dari pulsa cacahan inilah daerpat diketahui kadar radioaktif yang
terkandung dalam logam berat.
Universitas Sumatera Utara
Spektometri-γ terdiri dari detektor semikonduktor HPGe, Penguat awal
(preamplifier), penguat (amplifier), dan penganalisis salur ganda MCA (multi
channel analyzer) dan unit pengolahan data
Skematis perangkat Spektrometer Gamma dapat dilihat pada Gambar 2.1
berikut
Detektor
Pre amplifier
High Voltage
Amplifier
MCA
Display
Power Supply
Gambar 2.1 Skematis Perangkat Spektrometer Gamma
(Susetyo,1988)
2.9.1
Detektor Semikonduktor HPGe (High Pure Germanium)
Detektor HPGe adalah detektor semi konduktor yang dimana medium detektornya
terbuat dari bahan semi konduktor berupa germanium dengan kemurnian tinggi.
Detektor HPGe diletakkan di dalam bejana hampa yang disebut dengan sistem
cryostat. Di dalam sistem cryostat detektor HPGe didinginkan oleh nitrogen cair
yang memiliki suhu -196°C (77 K). Detektor HPGe harus dioperasikan pada suhu
yang sangat rendah agar tidak terjadi kebocoran arus yang menghasilkan derau
dan merusak daya pisah detektor.
Daya pisah atau resolusi detektor adalah kemampuan detektor untuk
memisahkan dua puncak tenaga sinar-γ yang berdekatan. Ukuran daya pisah
detektor dinyatakan dengan lebar setengah tinggi maksimum atau FWHM (Full
Width Half Maksimum). Nilai FWHM yang kecil menunjukkan daya pisah
detektor yang tinggi dan nilai FWHM yang besar menunjukkan daya pisah
detektor yang rendah.
Universitas Sumatera Utara
Kerja dari detektor ini yaitu ketika sinar gamma mengenai detektor akan
membentuk suatu pasangan elekron-hole pada daerah instrinsik dalam detektor.
Adanya pengaruh medan listrik akan menyebabkan elektron bergerak menuju
lapisan-n dan hole akan bergerak menuju lapisan-p. Pada ujung elektroda,
elektron dan hole akan mengakibatkan perubahan beda potensal yang
menimbulkan signal pulsa. Tinggi pulsa yang dihasilkan sebanding dengan tenaga
sinar gamma yang berinteraksi dengan detektor
Pulsa-pulsa yang dibentuk oleh detektor kemudian diproses secara
elektronik dalam serangkaian peralatan yang membentuk peralatan spektrometer
gamma. Pulsa akan diperkuat oleh Pre Amplifier, setelah itu pulsa akan dipilahpilah berdasarkan tingginya alat Multi Channel Analyzer (MCA). Keluaran dari
MCA berupa salur-salur dengan nomor salur tertentu hasil dari akumulasi cacah
pulsa dengantinggi tertentu selama selang waktu pencacahan (Susetyo,1988)
2.9.2
Penguat Awal (Pre Amplifier)
Kegunaan dari Pre Amplifier ini adalah untuk menurunkan amplifikasi awal
terhadap pulsa keluaran detektor, untuk melakukan pembentukan pulsa
pendahuluan, untuk mencocokkan impedansi keluaran detektor dengan kabel
signal untuk masuk ke penguat, untuk mengadakan perubahan muatan menjadi
tegangan pada keluaran detektor dan untuk mengurangi derau (noise). Selain itu
penguat awal juga dapat menurunkan signal (Susetyo,1988)
Ada dua macam penguat awal yaitu penguat awal peka muatan dan peka
tegangan. Pada penelitian ini menggunakan penguat awal peka muatan dimana
pada penguat awal ini, pulsa tegangan yang sebanding dengan muatan yang
masuk
2.9.3
Penguat (Amplifier)
Penguat ini berfungsi untuk mempertinggi pulsa dan memberi bentuk pulsa. Pulsa
keluaran detektor telah diubah dari pulsa muatan ke pulsa tegangan oleh penguat
awal. Selanjutnya pulsa tegangan tersebut diteruskan sebagai masukan dari
penguat.
Universitas Sumatera Utara
Penguat yang dipakai adalah jenis penguat peka tegangan atau penguat
linier. Dimana pulsa akan dipertinggi sampai mencapai amplitudo yang dapat
dianalisis dengan alat penganalisis tinggi pulsa.
Biasanya sebuah penguat mempunyai dua macam keluaran yaitu keluaran
unipolar dan bipolar. Pemilihannya tergantung dengan penggunaan detektor
(Susetyo,1988)
2.9.4
Penganalisis Saluran Ganda (MCA)
Penganalisis Saluran Ganda (MCA) berfungsi sebagai penganalisis saluran
tunggal dan dapat membuat spektrum-γ sekaligus. Fungsi utama dari MCA ini
adalah untuk mengolah dan membuat kurva grafik spektrum tinggi pulsa yang
masuk sehingga diperoleh hubungan antara tinggi pulsa yang ditunjukkan oleh
nomor salur dengan jumlah cacah tiap salur (Susetyo,1988)
Fungsi utama MCA adalah mengolah dan mebuat grafik spektrum tinggi
pulsa dengan isi cacah setiap kanal. Peralatan ini mutlak untyk keperluan
spektroskopi energi maupun spektroskopi waktu dari radiasi yang memasuki
detektor (Haditjahyono,1992)
MCA berfungsi membuat grafik spektrum tinggi pulsa yang masuk,
sehingga diperoleh hubungan bahwa nomor salur (channel) menunjukkan tenaga
dan cacah tiap salur menunjukkan banyaknya pulsa (Knoll,1979)
Pulsa – pulsa yang dihasilkan detektor akan diperkuat atau dipertinggi
(amplified) dan dibentuk dalam penguat awal dan kemudian di dalam penguat
(amplifier). Pulsa yang dibentuk akan diperkuat kemudia akan dikirim menuju
suatu alat yang dapat memilah pulsa-pulsa menurut tingginya. Pulsa dengan tinggi
tertentu akan dicatat cacahnya dalam salur dengan nomor salur tertentu.
Data numerik hasil pencacahan tersebut setiap saat akan diakumulasikan
dalam salur sampai waktu pencacahan selesai. Dan sebagai hasilnya, secara
analog dapat dilihat spektrum-γ pada layar penganalisis salur ganda atau melalui
plotter. Data numerik dapat juga dikeluarkan melalui printer, teletype writer
(Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.10 Kalibrasi Spektrometri-γ
Spektrometer-γ adalah suatu metode pengukuran yang bersifat nisbi (relatif).
Sebelum digunakan alat tersebut perlu dikalibrasi terlebih dahulu. Ada dua macam
kalibrasi yang perlu dilakukan yaitu kaibrasi tenaga dan kaibrasi efisiensi.
2.10.1. Kalibrasi Tenaga
Kalibrasi tenaga perlu dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui nomor salur
dengan tenaga dimana ini dilakukan dengan mencacah sumber radioaktif standar
dengan menggunakan suatu sumber standar radioaktif yang dimana tingkat
gammanya sudah diketahui dengan tepat dan mempunyai banyak puncak gamaa
yang tersebar secara merata dari tenaga rendah sampai tenaga tinggi.
Setelah itu dibuat plot tenaga sinar-γ standar versus nomor saluran puncak
secara total masing-masing kemudian akan didapatkan garis lurus. Untuk
mengolah data kalibrasi menjadi persamaan garis linier biasanya digunakan
persamaan metode kuadrat terkecil atau sering juga disebut metode regresi linier
(Susetyo,1988)
Perhitungan kalibrasi energi dengan menggunakan metode kuadrat terkecil
linier atau regresi linier yaitu :
Y = aX - b
dimana :
Y = tenaga sinar gamma (keV) ; a = kemiringan garis ; b = titik potong garis
pada sumbu y ; X = nomor salur
Y adalah tenaga dan absis X adalah nomor salur maka untuk setiap
pengukuran puncak serapan total-γ dari sumber standar akan didapatkan sepasang
harga (Xi,Yi). Untuk pengukuran puncak γ dapat ditentukan harga slope a dan titik
potong b secara regresi linier.
a=
b=
� �� � ��
�
(��� )
2
��� −
�
� �� �� −
���
�
-a
���
�
dengan n = jumlah data
Universitas Sumatera Utara
2.10.2. Kalibrasi Efisiensi
Kalibrasi efisiensi dilakukan untuk mengetahui nilai perbandingan antara aktivitas
sumber standar dan laju cacah yang diterima oleh detektor. Hal ini dikarenakan
tidak semua sinar-γ yang dipancarkan oleh sumber radioaktif yang ditangkap oleh
detektor. Harga efisiensi deteksi suatu pengukuran ditentukan oleh berbagai faktor
antara lain : jarak cuplikan dengan detektor, bentuk sumber radioaktif cuplikan,
volume detektor, daya pisah peralatan elektronik dan sebagainya (Susetyo, 1988)
Dalam spektrometri-γ laju cacah dinyatakan dalam suatu cacah per detik
(cps). Dalam pencacahan efiensi deteksi dinyatakan sebagai nisbah laju cacah dan
aktivitas dengan rumus sebagai berikut :
%ɛ (E) =
���
��� .�
× 100%
Keterangan :
ɛ
= efisiensi mutlak pada tegangan E
Cps
= cacah per detik
Dps
= disentegrasi per detik
Y
= Yield pada tegangan E
(Susetyo,1988)
Rangkaian alat pencacah spektrometer gamma dapat dilihat pada gambar 2.3
berikut :
Gambar
2.3
Rangkaian
Alat
Pencacah
Spektrometer
Gamma
(Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
TINJAUAN PUSTAKA
2.1.
Gunung Sinabung
Gunung Sinabung merupakan salah satu gunung berpi yang berada di Dataran
Tinggi, Kabupaten Karo, Sumatera Utara, Indonesia. Koordinat puncak gunung
Sinabung ini adalah 03° 10’ LU dan 98° 23’ BT dengan puncak tertinggi dari
gunung ini adalah 2.460 meter dari permukaan laut (dpl) yang dimana menjadi
puncak tertinggi di Sumatera Utara. Menurut catatan Pusat Vulkanologi dan
Mitigasi Bencana Geologi (PVMBG) dengan catatan letusan, gunung Sinabung
ini meletus pada tahun 1600 dengan aktifitas vulkanik berupa muntahan batuan
piroklastik serta aliran lahar yang mengalir ke arah Selatan. Kemudian pada tahun
1912, gunung Sinabung kembali menunjukkan aktifitasnya dengan mengeluarkan
solfatara yang terlihat di puncak dan lereng atas. Setelah hampir dari 100 tahun,
gunung Sinabung yang berjenis strato ini kembali meletus pada tahun 2010
dimana terjadi beberapa kali letusan yang di antaranya berupa letusan freatik juga
lontaran debu vulkanik hingga 5000 meter ke udara. Letusan ini terjadi pada
kurun waktu 7 April - 27 Agustus 2010 kemudian kembali menunjukkan aktivitas
vulkanik pada tanggal 19 Oktober 2013 dan masih terjadi erupsi yang
berkepanjangan hingga pada saat ini
2.2.
Debu Vulkanik
Debu vulkanik terdiri dari partikel-partikel batuan vulkanik terfragmentasi. Debu
vulkanik ini terbentuk selama letusan gunung berapi dari suatu longsoran batuan
panas yang mengalir menuruni sisi gunung berapi atau cairan lava panas yang
dikeluarkan oleh gunung berapi tersebut (Nandi,2006)
Universitas Sumatera Utara
Setiap semburan abu vulkanik mengandung senyawa kimia yang
mengancam kesehatan manusia. Senyawa tersebut diantaranya Silika dioksida
(SiO2) 54,56 %, Aluminium oksida (Al2O3) 18,37 %, Ferri oksida (Fe2O3) 18,59
%, dan Kalium oksida (CaO) 8,33 %. Selain itu, gunung berapi umumnya juga
menyemburkan uap air (H2O), Karbon dioksida (CO2), Sulfur dioksida (SO2),
Asam klorida (HCl), dan Asam fluorida (HF) ke atmosfer. Ada juga unsur lain
seperti seng, kadmium, dan timah tapi dalam konsentrasi yang rendah
(Bolly,2010)
2.3.
Lahar Dingin
Lahar adalah suatu aliran yang terdiri dari material vulkanik yang biasanya berupa
campuran batu, pasir dan kerikil akibat adanya aliran air yang terjadi di lereng
gunung api. Secara umum berdasarkan proses terjadinya lahar dapat dibedakan
menjadi dua yaitu lahar letusan (lahar primer) dan lahar hujan (lahar sekunder).
Lahar letusan terjadi ketika adanya letusan eksplosif pada gunung berapi yang
mempunyai danau kawah yang luas. Lahar hujan terjadi akibat hujan yang terusmenerus dalam jangka waktu tertentu di tas material vulkanik di sekitar lereng
gunung berapi dan akan mengakibatkan material menjadi jenuh dan akan menjadi
longsor (Noor,2006)
Lahar dingin merupakan lava dingin yang berada di puncak gunung
kemudian turun ke arah lereng yang disebabkan oleh adanya hujan yang lebat di
puncak gunung. Lahar dingin disebut juga dengan lahar hujan yaitu material
vulkanis yang telah terguyur air hujan, baik yang bersuhu tinggi maupun bersuhu
normal. Ketika terjadi erupsi, banyak material vulkanis yang tidak ikut tergelincir
dan turun ke bawah, tetapi menumpuk di daerah dekat puncak gunung merapi.
Apabila terjadi hujan lebat di daerah puncak, maka bisa menimbulkan ancaman
sekunder bagi daerah di sekitar lereng gunung merapi terutama daerah bantaran
sungai yaitu ancaman banjir lahar dingin (Miswata, 2008)
Universitas Sumatera Utara
2.4. Dampak negatif dan dampak positif aktifitas gunung merapi
Berbagai aktifitas gunung berapi tentu saja memberikan dampak positif maupun
negatif pada penduduk di sekitar gunung berapi. Dampak negatif ada yang secara
langsung dapat dirasakan oleh penduduk sekitar gunung berapi, misalnya pada
saat gunung meletus mengeluarkan awan panas dan lahar yang mengalir dengan
kecepatan beberapa kilometer dengan membawa panas/energi yang cukup besar.
Dampak negatif yang tidak langsung dirasakan adalah apabila terjadi peristiwa
letusan yang menyebabkan material-material vulkanik maupun radioaktivitas
dikeluarkan oleh gunung berapi tersebut. Selain itu dampak negatif yang bisa
terjadi apabila pada saat gunung meletus bahaya yang berupa letusan yang disertai
hamburan abu, bom, batu apung, prioklastika, aliran lumpur dan lava.
Menurut Suryani (2014) yang dikutip dari The International Volcanic
Health Hazard Network (IVHHN) debu yang terdapat pada peristwa meletusnya
gunung merapi merupakan salah satu dampak pencemaran partikel yang
disebabkan karena peristiwa alamiah (faktor internal) yang menyebabkan masalah
pada kesehatan seperti iritasi pada paru-paru, kulit dan mata. Selain itu juga dapat
menyebabkan kondisi lingkungan menjadi buruk.
Dampak positif dari keberadaan gunung api antara lain sebagai berikut :
a)
Sumber mineral, yang merupakan daerah mineralisasi dan potensi air
tanah merupakan aspek-aspek positif yang dapat dimanfaatkan dari
adaanya aktivitas gunung api
b)
Daerah tangkapan hujan
c)
Daerah pertanian yang subur, kesuburan tanah di daerah tersebut dimana
diperoleh dari produk gunung api yang telah mengalami pelapukan
d)
Daerah objek wisata, keindahan dan panorama dari gunung api dengan
kepundan yang aktif dengan lembah-lembah yang curam, fumarol serta
danau kepundan yang menarik bagi wisatawan nusantara maupun manca
negara
e)
Sumber energi, tenaga panas bumi yang dihasilkan dari aktivitas gunung
api dapat diubah menjadi pembangkit tenaga listrik
Universitas Sumatera Utara
2.5
Radionuklida
Radionuklida adalah isotop suatu unsur yang tidak stabil, untuk menjadi isotop
unsur lain dengan melepaskan kelebihan energinya dalam bentuk radiasi nuklir.
Radionuklida itu akan mengalami peluruhan sambil memancarkan radiasi berupa
partikel alfa, beta, dan sinar gama.
Radionuklida alam penyumbang terbesar terhadap besarnya paparan
gamma
ke
manusia
adalah
anak
luruh
U-238,
Th-232,
dan
K-40
(UNSCEAR,2000)
Sehubungan dengan asal radionuklida, radionuklida alam dibagi menjadi
dua yaitu primer (primordial) dan kelompok sekunder. Kelompok pertama yaitu
kelompok radionuklida primer meliputi unsur radionuklida yang sudah terbentuk
semenjak terbentuknya bumi. Ini dapat dilihat dari nuklida yang stabil (sebagai
contoh :
206,207, 208
60
87
209
28 Ni, 38 Sr,
82 Pb, 83 Bi),
atau nuklida yang merupakan hasil dari
40
transmutasi nuklida primer tidak stabil (sebagai contoh : 42He, 40
18 Ar, 20 Ca).
Radionuklida sekunder merupakan nuklida tidak stabil dimana memiliki
waktu paruh transmutasi yang pendek, tidak melebihi 107-108 tahun. Nuklida ini
juga menghasilkan waktu paruh di alam sebagai nuklida hasil transmutasi dari
radionuklida primer, sebagai contoh
tahun),
234
91��
234
92U
(T = 2.5 × 105 tahun),
226
88 Ra (T
= 1620
(T = 6.7 jam) seri uranium-radium atau sebagai hasil dari reaksi
nuklir, sebagai contoh
236
92U
(T = 2.3 × 107 tahun),
14
6C
(T = 5730 tahun), 31H (T =
12.3 tahun). (Navrátil,1992)
Secara kuantitas, yang paling banyak keberadaannya adalah kalium-40,
nuklida deret uranium, nuklida deret thorium, dan semuanya ini disebut
radionuklida primordial. Selain itu, ada radionuklida alam yang lain yang
jumlahnya relatif kecil, yaitu berbagai radionuklida seperti nuklida kosmogenik
(nuklida hasil interaksi dari radiasi kosmik), yang terjadi karena interaksi antara
radiasi kosmik dengan udara, dan nuklida produk peluruhan spontan nuklida dapat
belah.
Universitas Sumatera Utara
Radionuklida yang terdapat di dalam lingkungan berasal dari dua sumber
yakni sumber alami dan sumber buatan. Keberadaan radionuklida yang terdapat di
alam dapat masuk ke tubuh manusia melalui jalur rantai pangan (ingestion),
pernafasan (inhalation), dan kontaminasi pada permukaan kulit. Radionuklida ini
dapat terakumulasi pada organ tubuh tetentu dan akan menyebabkan gangguan
pada sel dan gangguan pada jaringan tubuh (P2PLR BATAN,2000)
Pemasukan ke tubuh manusia melalui lintas makanan danpernafasan. Di
dalam tulanguranium terdistribusikan secara merata, dengan kadaryang lebih
tinggi pada permukaan tulang. Waktu paruh uranium di alam mencapai4,51 x
109tahun
sehingga
masih
tersisa
hingga
sekarang
sejak
terbentuknya
bumi.(Wiryosimin, 1995; Udiyani, 2007).
2.5.1. Uranium
Uranium adalah salah satu unsur diantara unsur-unsur yang sangat melimpah dan
terdapat di kulit bumi. Uranium dalam konsentrasi kecil dapat ditemukan di mana
saja di dalam tanah dan bebatuan, di sungai, dan di pantai. Beberapa uranium juga
dapat ditemukan dalam makanan dan jaringan tubuh manusia. Konsentrasi dari
uranium secara kuantitas sangat bervariasi berdasarkan lokasi ditemukannya.
Sebagai contoh uranium tercampur/terdapat dalam batuan granit yang terdapat
sekitar 60% dalam kerak bumi, ada sekitar 4 ppm. Dalam kerak bumi unsur
uranium dapat menumpuk dalam suatu deposit yang terjadi sebagai akibat
berbagai proses alam/geologi. Deposit uranium ditambang untuk memperoleh
bijih uranium, kemudian bijih uranium diolah untuk memperoleh uranium yang
dikenal sebagai Yellow Cake. (Sagala,2003)
Uranium alam adalah campuran dari U-238 (~99,3%), U-235 (~0,7%) dan
U-234 (~0,0006%). Semua uranium ini dalam bentuk radioaktif. U-238 adalah
permulaan deret uranium dan U-235 adalah awal deret actinium. Isotop uranium
memiliki waktu paro yang sangat panjang yaitu 4,5 × 109 tahun untuk U-238
(IAEA,1989)
Unsur radiaoktif isotop uranium-238 ( 238
92�) meluruh secara berantai ke
isotop stabil timah ( 206
82 ��) melalui unsur isotop-isotop unsur radioaktif berikut.
Universitas Sumatera Utara
Pernyataan reaksi inti atom peluruhan ini :
238
92�
4
→ 234
90�ℎ +α ( 2�� )
Isotop thorium-234 yang terbentuk juga bersifat radioaktif dengan
memancarkan sinar beta. Rantai peluruhan radioaktif dengan unsur induk isotop
238
92�
disebut dengan deret Uranium.
Mengingat sinar alfa, yang adalah inti atom helium, bernomor massa 4,
maka disimpulkan bahwa selain deret uranium, terdapat pula 3 deret radioaktif
lain.
Yang pertama, unsur induknya bernomor masaa 237, yang kedua 236, dan
yang ketiga 235. Untuk yang kedua, karena isotop bernomor massa 236 tak
terdapat di alam, unsur induk yang berkaitan adalah (236-4) = 232. Unsur-unsur
dengan nomor massa rendah lain adalah unsur anak dari salah satu deret keempat
deret radiaoktif lain. Sebagai contoh, unsur dengan nomor massa 234 adalah unsur
anak dalam deret uranium (Wospakrik,2005)
2.5.2. Thorium
Thorium (Th), unsur kimia radioaktif dari seri aktinoid dari tabel periodik, nomor
atom 90; Thorium adalah bahan bakar reaktor nuklir yang berguna. Thorium
ditemukan (1828) oleh kimiawan Swedia Jöns Jacob Berzelius. Thorium berwarna
putih keperakan tapi ternyata abu-abu atau hitam pada paparan udara. Kelimpahan
Thorium sekitar setengah dari kelimpahan timah dan tiga kali lebih banyak
daripada uranium di kerak bumi.
Thorium secara komersial diproduksi dari monasit mineral dan terjadi juga
dalam mineral lain seperti thorite dan thorianite. Logam thorium telah diproduksi
dalam jumlah komersial dengan reduksi tetrafluorida (ThF4) dan dioksida (ThO2)
dan dengan elektrolisis dari tetraklorida (ThCl4). Nama unsur Thorium berasal
dari nama dewa Norse Thor.
Universitas Sumatera Utara
Logam Thorium dapat diekstrusi, digulung, ditempa, swaged, dan diputar,
tapi memiliki kekuatan tarik yang rendah. Dan sifat fisik lainnya seperti titik leleh
dan titik didih sangat dipengaruhi oleh sejumlah kecil kotoran tertentu, seperti
karbon dioksida dan thorium. Thorium ditambahkan ke magnesium dan paduan
magnesium untuk meningkatkan kekuatan suhu tinggi mereka. Thorium telah
digunakan dalam sel fotolistrik komersial untuk mengukur sinar ultraviolet
panjang gelombang berkisar 2000-3750 angstrom. Ditambahkan ke kaca, thorium
menghasilkan gelas dengan indeks bias tinggi, berguna untuk aplikasi optik
khusus. Thorium dulunya diminati sebagai komponen mantel untuk lampu gas dan
minyak tanah dan telah digunakan dalam pembuatan filamen tungsten untuk bola
lampu dan tabung vakum.
2.5.2.1. Isotop Thorium
Radioaktivitas thorium ditemukan secara independen (1898) oleh kimiawan
Jerman Gerhard Carl Schmidt dan oleh fisikawan Perancis Marie Curie. Thorium
alam adalah campuran isotop radioaktif, terutama yang paruh hidupnya sangat
panjang thorium-232 (paruh 1,40 × 1010tahun), induk dari seri peluruhan
radioaktif thorium. Isotop lainnya terjadi secara alami dalam uranium dan seri
peluruhan actinium, dan thorium hadir di semua bijih uranium. Thorium-232
berguna dalam reaktor peternak karena dapat menangkap pergerakan lambat dari
neutron yang meluruh menjadi fisi uranium-233. Isotop sintetik telah disusun;
thorium-229 (paruh 7880-tahun), terbentuk dalam rantai peluruhan yang berasal
dari neptunium unsur aktinoid sintetis, berfungsi sebagai pelacak untuk thorium
biasa (Hyde,1960)
2.6 Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)
Analisis Aktivasi Neutron (AAN) merupakan suatu analisis unsur yang bersifat
multiunsur, selektif dan memiiki tingkat sensitivitas, akurasi dan presisi yang baik
dan mampu menganalisis multi unsur kelumit (40-52 unsur) dalam satu kali
pengukuran.
Universitas Sumatera Utara
AAN ini dapat digunakan untuk menganalisis cuplikan dari berbagai
bidang seperti cuplikan lingkungan, kesehatan, biologi, geologi dan sebagainya
dan juga sudah diaplikasikan dalam beberapa bidang seperti bidang lingkungan,
kesehatan dan industri (Susetyo,1988)
2.6.1. Prinsip Dasar Metode AAN
Prinsip dasar dari aktivasi neutron adalah timbulnya radioaktivitas imbas dari
suatu sampel setelah ditembaki dengan neutron dalam selang waktu tertentu
(waktu irradiasi). Selama mengalami penembakan neutron, sampel akan
mengalami aktivitas peningkatan nomor masaa inti atom, hal ini berarti sampel
sudah bersifat radioaktif. Aktivitas ini tidak berlangsung secara terus-menerus,
tetapi pada suatu saat akan terjadi aktivitas jenuh (saturation activity). Pada
kondisi ini tidak akan terjadi peningkatan nomor massa inti unsur sampel
meskipun penembakan terus berlangsung. Lamanya waktu jenuh biasanya
dinyatakan sebesar T1/2 ( waktu paruh ). Setelah paparan radiasi neutron dianggap
cukup, sampel dikeluarkan dari sumber neutron. Sampel terssebut sekarang
mengandung unsur-unsur yang memancarkan sinar-sinar radioaktif. Sinar-γ yang
dipancarkan oleh berbagai unsur di dalam sampel selanjutnya dianalisis dengan
menggunakan spektrometer-γ dimana setiap unsur yang terdapat di dalam sampel
akan memancarkan sinar-γ dengan karakteristik tersendiri.
Metode AAN ini didasarkan pada reaksi inti berupa reaksi penangkapan
neutron yang dituliskan (n.y) ditunjukkan pada Gambar 1, atau dapat ditulis
sebagai berikut :
X + n → A-1X + γ
A
keterangan
X
:
= nuklida
A
= nomor massa
n
= neutron
y
= radiasi gamma
Universitas Sumatera Utara
2.6.2. Neutron
a)
Pengertian Neutron
Neutron merupakan suatu partkel yang tidak bermuatan yang timbul dari rekasi
inti penghasil neutron. Neutron memiliki massa 1,008665 sma yang setara dengan
943,5 MeV dan merupakan partikel radioaktif. Di luar inti atom atau neutron
bebas, neutron berada dalam keadaan yang tidak stabil sehingga meluruh menjadi
proton dengan memancarkan elektron serta memiliki waktu paruh (half time)
sekitar 11,7 menit sesuai dengan reaksi :
1
0n
→ 1P1 + -1e0 + v
(Erdtman,1976)
b)
Sumber neutron
Ada beberapa metode yang digunakan untuk memproduksi neutron diantaranya :
1.
Neutron dari reaktor inti
Bahan bakar reaktir inti adalah uranium. Di dalam uranium terdapat dua isotop
utama yaitu 235U dan 238U. Di dalam reaksi fisi 235U oleh neutron thermal ratarata akan menghasilkan 2,5 neutron cepat. Di dalam sistem reaktor, neutron ini
akan mengalami beberapa interaksi dengan atom-atom sehingga neutron
mempunyai energi yang bervariasi dari energi neutron thermal hingga 18
MeV.
2.
Neutron dari akselerator
Neutron monoenergitik diperoleh dengan cara penembakan target tertentu
dengan partikel bermuatan yang dipercepat. Akselerator merupakan suatu alat
pemercepat partikel yang dapat menghasilkan partikel dengan energi tinggi.
Partikel-partikel yang dipercepat adalah partikel bermuatan listrik diantaranya
elektron,proton, dan ion.
3.
Sumber neutron isotropik
Merupakan sumber neutron yang berisi isotop radioaktif dan bahan sasaran.
Radiasi yang dipancarkan oleh radioisotop tersebut berinteraksi dengan bahan
sasaran dan akan menghasilkan neutron (Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.6.3. Interaksi Neutron dengan Materi
Jenis interaksi yang terjadi antar neutron dengan inti atom materi ditentukan oleh
energi neutron yang datang. Perbedaan yang diiliki oleh neutron dengan partikel
subatomik menyatakan timbulnya bermacam-macam bentuk interaksi antara
neutron dengan materi. Bentuk-bentuk interaksi antara neutron dengan materi
antara lain :
1.
Hamburan neutron
Peristiwa hamburan neutron terjadi ketika neutron memasuki inti dan sebelum
terjadinya peristiwa yang lain neutron dilepas dari inti sasaran.
2.
Tangkapan atau serapan neutron
Jika neutron dengan energi tertentu meamsuki daerah inti sasaran dan
berinteraksi secara langsung dengan inti tersebut, maka energi yang dimiliki
akan terdistribusi ke seluruh permukaan nukleon, sehingga akan terbentuk inti
majemuk yang tereksitasi. Jika energi yang diterima oleh nukleon lebih besar
dari energi eksitasinya maka nukleon dalam inti akan dipancarkan keluar
dengan menggunakan energi sisa eksitasi yang dimilikinya (Susetyo,1988)
2.6.4. Reaksi Aktivasi Neutron
Apabila suatu bahan yang mengandung beberapa macam unsur diiradiasi
(aktivasi) dengan suatu neutron, maka akan terjadi penangkapan neutron oleh inti
unsur-unsur tersebut. Reaksi tersebut dapat dinyatakan dengan persamaan umum
A (n,γ) B. Pancaran sinar gamma tiap-tiap unsur mempunyai sifat-sifat dan
karakteristik dalam hal tenaganya (Eγ). Dari karakteristik tersebut dapat dilakukan
analisis kualitatif dan analisis kuantitatif.
Analisis kualitatif dilakukan berdasarkan pengukuran unsur hasil dari
puncak-puncak tenaga sinar gamma sehingga dapat ditentukan jenis unsur yang
kita inginkan.
Untuk analisis kuantitaif dapat dilakukan dengan pengukuran intensitas sinar
gamma dengan menggunakan perangkat spektrometri gamma, misalnya detektor
HPGe (Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.6.5. Analisis Kualitatif
Analisis kualitatif adalah analisis yang digunakan untuk mengetahui unsur-unsur
yang terkandung dalam cuplikan dari jenis reaksi inti yang terjadi. Hal ini dapat
dilakukan karena untuk setiap isotop hasil reaksi inti akan memancarkan radiasi
gamma karakteristik yang berbeda-beda (Sunardi,2007).
Langkah-langkah yang dilakukan analisis kualitatif ini dapat dituliskan
sebagai berikut :
1.
Menentukan energi-γ tiap puncak spektrum tenaga-γ yang terdeteksi
2.
Menyesuaikan energi-γ dari puncak spektrum dengan energi berbagai
isotop yang tercantum dalam tabel energi isotop atau Tabel Aktivasi
Neutron (Neutron Activation Table) sehingga dapat diketahui isotop apa
saja yang terdapat dalam tiap cuplikan (Susetyo,1988)
2.6.6. Analisis Kuantitatif
Analisis kuantitatif didasarkan pada jumlah cacah foton γ dari radionuklida yang
berbanding lurus dengan konsentarsi unsur yang terdapat di dalam sampel. Untuk
menghitung kadar cuplikan maka digunakan metode absolut atau metode
komparatif atau metode relatif (Susetyo,1988)
2.6.6.1.
Analisis
Kuantitatif
Dengan
Menggunakan
Software
MCA
(Genie 2000)
Analisis kuantitatif ini dilakukan dengan menggunakan Software. Software ini
berfungsi sebagai alat penganalisis spektrum sinar gamma untuk sampel dan SRM
yang digunakan
Metode analisis yang menggunakan software MCA (Genie 2000) yaitu
metode relatif atau sering juga disebut dengan mtode komparatif.Metode relatif ini
memerlukan standar yang mengandung unsur yang akan ditentukan dan
jumlahnya telah diketahui secara pasti. Cuplikan standar tersebut dipersiapkan
tepat seperti cuplikan yang akan dianalisis dan diiradiasi secara bersama-sama,
sehingga akan mengalami paparan neutron yang sama besarnya.
Universitas Sumatera Utara
Kemudian diperoleh spektrum sinar gamma untuk cuplikan standar dan
cuplikan yang dianalisis. Dengan membandingkan laju cacah cuplikan standar,
maka dapat dihitung kadar unsur dalam cuplikan (Susetyo,1988)
Jumlah unsur dalam cuplikan dapat ditentukan dengan menggunakan persamaan :
Wa = (cps) a
(cps ) st
.Wst
(1)
Dimana
Wa
= kadar unsur yang dicari dalam cuplikan yang dianalisis (mg/kg) / ppm
Wst
= kadar unsur standar yang digunakan
cpsa
= laju cacah radionuklida dalam cuplikan
cpsst
= laju cacah radionuklida
(Suseyto,1988)
2.6.6.2 Analisis Aktivasi Neutron dengan Menggunakan Software k0-IAEA
Analisis aktivasi neutron yang menggunakan metode relatif/komparartif yang
memiliki beberapa keterbatasan seperti permasalahan matriks, fluks neutron,
biaya, waktu dan terlebih lagi unsur yang ada di dalam sampel tidak dapat
dianalisis secara kuantitatif apabila standar dalam unsur tersebut tidak tersedia.
Pada tahun 1975 Simonts memperkenalkan AAN dengan metode k0-AAN.
Metode k0 mulai dikembangkan oleh Institute of Nuclear Science, Gent, Belgium
oleh Frans De Corte pada tahun 1987. Kuantifikasi unsur-unsur yang terdapat
dalam cuplikan pada metode k0 dihitung berdasarkan formulasi dari Frans De
Corte yang tidak bergantung pada ketersedian unsur standar. Metode ini sekarang
banyak digunakan dalam kimia nuklir.
Universitas Sumatera Utara
Metode k0-AAN ini digunakan dalam analisis kuantitatif unsur-unsur yang
didasarkan pada persamaan (2) sebagai berikut :
�� =
���� ⁄� � �(�.�.�.�)�
��� .�
�
(1⁄�0 )
���ℎ .� . �+ ��,� ��,� (� )�
���ℎ .� . �+��,� . �� � (�)�
. 106(2)
Dimana :
ρa
= konsentrasi unsur analit (mg/kg atau μg/g)
Np
= jumlah cacah yang dikumpulkan pada puncak energi-penuh, setelah
setelah dikoreksi terhadap pulsa yang hilang (antara lain : waktu mati
detektor dan efek koinsidensi)
S
= faktor kejenuhan yang dinyatakan sebagai S = 1 - � −�.���� , λ = tetapan
peluruhan, λ= (ln 2)/T, dengan T = umur paroh radionuklida, tirr = waktu
iradiasi (detik)
D
C
= faktor peluruhan = � −�.�� , �� = waktu peluruhan
= faktor peluruhan = �1 − � −�.���� � / λ.�� , �� = waktu pengukuran
(detik)
W
= massa unsur yang diiradiasi (kg atau g)
ɛ�
= efisiensi deteksi dari puncak energi utuh termasuk koreksi untuk
���
= laju cacah spesifik, ��ℎ = faktor koreksi serapan-diri untuk neutron
Ge
= faktor koreksi serapan-diri untuk neutron epitermal
α
= parameter untuk distribusi fluks neutron
attenuasi γ
termal
φe’~1/E1+α , f = rasio fluks termal terhadap epitermal
Q0(α) = perbandingan antar integral resonansi terhadap penampang lintang
neutron termal
a,m
= analit dan monitor pemantau fluks
Universitas Sumatera Utara
Faktor k0 hanya melibatkan parameter inti yang dimana dapat dinyatakan
dengan persamaan (3) sebagai berikut :
Dimana :
[� �� �� � � ]
� � � �� � � ]
�0 = [� �
(3)
M
= nomor massa radioisotop
γ
= fraksi energi gamma yang dipancarkan oleh suatu radioisotop
θ
= kelimpahan isotop di alam
σ
= penampang lintang serapan neutron termal pada reaksi (n,γ)
Parameter-parameter inti pada persamaan tersebut memliki harga yang
telah terdefinisi dengan baik dan telah tersedia dalam software ko-AAN, sehingga
dengan mengukur jumlah cacah sampel maka konsentrasi unsur dalam sampel
dapat dihitung dengan langsung dengan menggunkan software ko-AAN
(Corte, et al 1994)
2.7
Penaksiran (Assesment) Nilai Ketidakpastian Perhitungan Pada Hasil
Analisis
Setiap nilai yang diperoleh dari suatu pengukuran kuantitatif hanya merupakan
suatu perkiraan terhadap nilai benar (true value) dari sifat yang diukur. Tanpa
pernyataan kuantitatif kesalahan, suatu pengukuran kurang mempunyai arti.
Faktor-faktor yang berkontribusi terhadap penyimpangan (deviasi) yang
disebabkan oleh ketidaksempurnan alat ukur, alat uji, analisis, metode dan
operator yang tidak terlaltih, sehingga diperlukan indikator mutu yang dapat
diterapkan secara universal, konsisten, dapat diukur serta ,mempunyai arti yang
jelas.
Penakisiran nilai ketidakpastian pengujian perlu dilakukan oleh setiap
laboratorium pengujian. Dimana hal ini berkaitan dengan metode, peralatan,
kemampuan sumber daya manusia yang tersedia, adalah titik sama untuk setiap
laboratorium.
Universitas Sumatera Utara
Pada analisis bahan dengan menggunakan metode analisis aktivasi neutron
komparatif, sumber-sumber ketidakpastian pengukuran berasal dari setiap langkah
yang dikerjakan, seperti preparasi sampel dan bahan standar pembanding, proses
iradiasi dan pencacahan data.
2.8
Sinar-γ
Interaksi Sinar-γ dengan Materi
merupakan
radiasi
gelombang
elektromagnetik
dengan
panjang
gelombang 10-10 - 10-13 m. Sinar ini bertenaga lebih tinggi dari foton dan tenaga
sinar-x serta berdaya tembus yang tinggi yang dihasilkan oleh suatu peluruhan
radioaktif.
Sinar-γ yang dihasilkan dari proses peluruhan tersebut selanjutnya akan
berinteraksi dengan detektor. Pada proses tumbukan antara partikel dengan atom
dalam materi, maka akan terjadi perpindahan alfa dan beta. Ketika terjadi
perpindahan gamma maka terjadi proses ionisasi.
Interaksi foton sinar gamma dengan bahan ada 3 proses yaitu efek
fotolistrik, efek compton dan produksi pasangan. Ketiga proses tersebut akan
menghasilkan elektron yang mengionkan atau membuat atom dalam keadaan
tereksitasi
2.8.1. Efek Fotolistrik
Efek fotolistrik sebagian besar terjadi pada interaksi foton dengan tenaga yang
lebih kecil dari pada 1 MeV. Efek fotolistrik ini terjadi karena adanya tumbukan
foton dengan elektron yang terletak pada kulit bagian K dan L di dalam suatu
atom dimana semua tenaaga foton akan diserap elektron dan sebagian tenaga lagi
akan digunakan untuk melepaskam elektron dari ikatan inti atom (Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.8.2. Efek Compton
Efek compton terjadi antar foton-γ dengah sebuah elektron bebas yaitu elektron
yang berada pada kulit terluar suatu atom. Di dalam proses ini foton-γ hanya akan
menyerahkan sebagian tenaganya kepada elektron dan kemuadian akan terhambur
dengan sudut hambur tertentu terhadap lintasan foton-γ semula kemudian akan
terjadi proses ionisasi karena elektron yang ditumbuk foton terlepas dari sistem
atom (Susetyo, 1988)
2.8.3. Produksi Pasangan
Dalam proses produksi pasangan ini dimana akan terjadi proses foton akan
berinteraksi dengan inti dan akan menyerahkan semua tenaganya dan akan
membentuk dua partikel elektron dan positron. Proses pembentukan pasangan
terjadi di dekat inti atom, dengan tenaga foton yang lebih besar dari 1,02 MeV.
Dari ketiga proses tersebut akan menghasilkan spektrum-γ, dimana
masing-masing inti memliki tenaga gamma yang berbeda sehingga spektrum-γ
dari sampel dapat digunakan untuk analisis kuantitatif (Susetyo,1988)
2.9
Spektrometer Gamma (γ)
Spektrometri-γ dapat didefinisikan sebagai suatu cara pengukuran dan identifikasi
zat-zat radioaktif dengan jalan mengamati spektrum karakteristik yang
ditimbulkan oleh interaksi foton gamma yang dipancarkan oleh zat-zat radioaktif
dengan materi detektor.
Spektrometer–γ merupakan suatu piranti elektronik yang digunakan untuk
analisis spektrum–γ darisuatu cuplikan radioaktif yang sedang diukur.
Keluarannya berbentuk distribusi tinggi pulsa spektrum tenagayang terserap oleh
detektor, kemudian diolah pada piranti elektronik sehingga menimbulkan pulsa
cacahan.Dari pulsa cacahan inilah daerpat diketahui kadar radioaktif yang
terkandung dalam logam berat.
Universitas Sumatera Utara
Spektometri-γ terdiri dari detektor semikonduktor HPGe, Penguat awal
(preamplifier), penguat (amplifier), dan penganalisis salur ganda MCA (multi
channel analyzer) dan unit pengolahan data
Skematis perangkat Spektrometer Gamma dapat dilihat pada Gambar 2.1
berikut
Detektor
Pre amplifier
High Voltage
Amplifier
MCA
Display
Power Supply
Gambar 2.1 Skematis Perangkat Spektrometer Gamma
(Susetyo,1988)
2.9.1
Detektor Semikonduktor HPGe (High Pure Germanium)
Detektor HPGe adalah detektor semi konduktor yang dimana medium detektornya
terbuat dari bahan semi konduktor berupa germanium dengan kemurnian tinggi.
Detektor HPGe diletakkan di dalam bejana hampa yang disebut dengan sistem
cryostat. Di dalam sistem cryostat detektor HPGe didinginkan oleh nitrogen cair
yang memiliki suhu -196°C (77 K). Detektor HPGe harus dioperasikan pada suhu
yang sangat rendah agar tidak terjadi kebocoran arus yang menghasilkan derau
dan merusak daya pisah detektor.
Daya pisah atau resolusi detektor adalah kemampuan detektor untuk
memisahkan dua puncak tenaga sinar-γ yang berdekatan. Ukuran daya pisah
detektor dinyatakan dengan lebar setengah tinggi maksimum atau FWHM (Full
Width Half Maksimum). Nilai FWHM yang kecil menunjukkan daya pisah
detektor yang tinggi dan nilai FWHM yang besar menunjukkan daya pisah
detektor yang rendah.
Universitas Sumatera Utara
Kerja dari detektor ini yaitu ketika sinar gamma mengenai detektor akan
membentuk suatu pasangan elekron-hole pada daerah instrinsik dalam detektor.
Adanya pengaruh medan listrik akan menyebabkan elektron bergerak menuju
lapisan-n dan hole akan bergerak menuju lapisan-p. Pada ujung elektroda,
elektron dan hole akan mengakibatkan perubahan beda potensal yang
menimbulkan signal pulsa. Tinggi pulsa yang dihasilkan sebanding dengan tenaga
sinar gamma yang berinteraksi dengan detektor
Pulsa-pulsa yang dibentuk oleh detektor kemudian diproses secara
elektronik dalam serangkaian peralatan yang membentuk peralatan spektrometer
gamma. Pulsa akan diperkuat oleh Pre Amplifier, setelah itu pulsa akan dipilahpilah berdasarkan tingginya alat Multi Channel Analyzer (MCA). Keluaran dari
MCA berupa salur-salur dengan nomor salur tertentu hasil dari akumulasi cacah
pulsa dengantinggi tertentu selama selang waktu pencacahan (Susetyo,1988)
2.9.2
Penguat Awal (Pre Amplifier)
Kegunaan dari Pre Amplifier ini adalah untuk menurunkan amplifikasi awal
terhadap pulsa keluaran detektor, untuk melakukan pembentukan pulsa
pendahuluan, untuk mencocokkan impedansi keluaran detektor dengan kabel
signal untuk masuk ke penguat, untuk mengadakan perubahan muatan menjadi
tegangan pada keluaran detektor dan untuk mengurangi derau (noise). Selain itu
penguat awal juga dapat menurunkan signal (Susetyo,1988)
Ada dua macam penguat awal yaitu penguat awal peka muatan dan peka
tegangan. Pada penelitian ini menggunakan penguat awal peka muatan dimana
pada penguat awal ini, pulsa tegangan yang sebanding dengan muatan yang
masuk
2.9.3
Penguat (Amplifier)
Penguat ini berfungsi untuk mempertinggi pulsa dan memberi bentuk pulsa. Pulsa
keluaran detektor telah diubah dari pulsa muatan ke pulsa tegangan oleh penguat
awal. Selanjutnya pulsa tegangan tersebut diteruskan sebagai masukan dari
penguat.
Universitas Sumatera Utara
Penguat yang dipakai adalah jenis penguat peka tegangan atau penguat
linier. Dimana pulsa akan dipertinggi sampai mencapai amplitudo yang dapat
dianalisis dengan alat penganalisis tinggi pulsa.
Biasanya sebuah penguat mempunyai dua macam keluaran yaitu keluaran
unipolar dan bipolar. Pemilihannya tergantung dengan penggunaan detektor
(Susetyo,1988)
2.9.4
Penganalisis Saluran Ganda (MCA)
Penganalisis Saluran Ganda (MCA) berfungsi sebagai penganalisis saluran
tunggal dan dapat membuat spektrum-γ sekaligus. Fungsi utama dari MCA ini
adalah untuk mengolah dan membuat kurva grafik spektrum tinggi pulsa yang
masuk sehingga diperoleh hubungan antara tinggi pulsa yang ditunjukkan oleh
nomor salur dengan jumlah cacah tiap salur (Susetyo,1988)
Fungsi utama MCA adalah mengolah dan mebuat grafik spektrum tinggi
pulsa dengan isi cacah setiap kanal. Peralatan ini mutlak untyk keperluan
spektroskopi energi maupun spektroskopi waktu dari radiasi yang memasuki
detektor (Haditjahyono,1992)
MCA berfungsi membuat grafik spektrum tinggi pulsa yang masuk,
sehingga diperoleh hubungan bahwa nomor salur (channel) menunjukkan tenaga
dan cacah tiap salur menunjukkan banyaknya pulsa (Knoll,1979)
Pulsa – pulsa yang dihasilkan detektor akan diperkuat atau dipertinggi
(amplified) dan dibentuk dalam penguat awal dan kemudian di dalam penguat
(amplifier). Pulsa yang dibentuk akan diperkuat kemudia akan dikirim menuju
suatu alat yang dapat memilah pulsa-pulsa menurut tingginya. Pulsa dengan tinggi
tertentu akan dicatat cacahnya dalam salur dengan nomor salur tertentu.
Data numerik hasil pencacahan tersebut setiap saat akan diakumulasikan
dalam salur sampai waktu pencacahan selesai. Dan sebagai hasilnya, secara
analog dapat dilihat spektrum-γ pada layar penganalisis salur ganda atau melalui
plotter. Data numerik dapat juga dikeluarkan melalui printer, teletype writer
(Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara
2.10 Kalibrasi Spektrometri-γ
Spektrometer-γ adalah suatu metode pengukuran yang bersifat nisbi (relatif).
Sebelum digunakan alat tersebut perlu dikalibrasi terlebih dahulu. Ada dua macam
kalibrasi yang perlu dilakukan yaitu kaibrasi tenaga dan kaibrasi efisiensi.
2.10.1. Kalibrasi Tenaga
Kalibrasi tenaga perlu dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui nomor salur
dengan tenaga dimana ini dilakukan dengan mencacah sumber radioaktif standar
dengan menggunakan suatu sumber standar radioaktif yang dimana tingkat
gammanya sudah diketahui dengan tepat dan mempunyai banyak puncak gamaa
yang tersebar secara merata dari tenaga rendah sampai tenaga tinggi.
Setelah itu dibuat plot tenaga sinar-γ standar versus nomor saluran puncak
secara total masing-masing kemudian akan didapatkan garis lurus. Untuk
mengolah data kalibrasi menjadi persamaan garis linier biasanya digunakan
persamaan metode kuadrat terkecil atau sering juga disebut metode regresi linier
(Susetyo,1988)
Perhitungan kalibrasi energi dengan menggunakan metode kuadrat terkecil
linier atau regresi linier yaitu :
Y = aX - b
dimana :
Y = tenaga sinar gamma (keV) ; a = kemiringan garis ; b = titik potong garis
pada sumbu y ; X = nomor salur
Y adalah tenaga dan absis X adalah nomor salur maka untuk setiap
pengukuran puncak serapan total-γ dari sumber standar akan didapatkan sepasang
harga (Xi,Yi). Untuk pengukuran puncak γ dapat ditentukan harga slope a dan titik
potong b secara regresi linier.
a=
b=
� �� � ��
�
(��� )
2
��� −
�
� �� �� −
���
�
-a
���
�
dengan n = jumlah data
Universitas Sumatera Utara
2.10.2. Kalibrasi Efisiensi
Kalibrasi efisiensi dilakukan untuk mengetahui nilai perbandingan antara aktivitas
sumber standar dan laju cacah yang diterima oleh detektor. Hal ini dikarenakan
tidak semua sinar-γ yang dipancarkan oleh sumber radioaktif yang ditangkap oleh
detektor. Harga efisiensi deteksi suatu pengukuran ditentukan oleh berbagai faktor
antara lain : jarak cuplikan dengan detektor, bentuk sumber radioaktif cuplikan,
volume detektor, daya pisah peralatan elektronik dan sebagainya (Susetyo, 1988)
Dalam spektrometri-γ laju cacah dinyatakan dalam suatu cacah per detik
(cps). Dalam pencacahan efiensi deteksi dinyatakan sebagai nisbah laju cacah dan
aktivitas dengan rumus sebagai berikut :
%ɛ (E) =
���
��� .�
× 100%
Keterangan :
ɛ
= efisiensi mutlak pada tegangan E
Cps
= cacah per detik
Dps
= disentegrasi per detik
Y
= Yield pada tegangan E
(Susetyo,1988)
Rangkaian alat pencacah spektrometer gamma dapat dilihat pada gambar 2.3
berikut :
Gambar
2.3
Rangkaian
Alat
Pencacah
Spektrometer
Gamma
(Susetyo,1988)
Universitas Sumatera Utara