SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI

Transkripsi

1 SISTEM PENCACAHAN RADIASI DENGAN DETEKTOR SINTILASI Sri Awaliyah Rahmah*, Khoerunnisa Saja ah, Rini Shoffa Aulia, Hesty Ayu Anggraeni 1 Jurusan Fisika Fakultas Sains dan Teknologi UIN Sunan Gunung Djati Bandung Jl. A.H Nasution No.105 Bandung * sri.awaliyah@student.uinsgd.ac.id Abstrak. Telah dilakukan percobaan detektor Sintilasi dengan tujuan menentukan jumlah cacahan total yang terdeteksi oleh detektor, menentukan pengaruh shielding terhadap jumlah cacahan total yang terdeteksi oleh detektor, dan menghitung aktivitas dari sumber radioaktif kemudian membandingkan dengan hasil pengukuran dengan menggunakan detektor Sintilasi. Setelah kita setting peralatan dan kemudian melakukan percobaan, dapat dilihat jumlah cacahan total paling besar yaitu pada sumber radiasi Co 60 baik pada saat menggunakan atau tanpa menggunakan shieldin, hal ini di karenakan Co 60 merupakan partikel gamma yang mempunyai energi besar, dan jumlah cacahan yang dihasilkan nya pun besar. Sedangkan untuk efect shielding dipengaruhi bukan hanya dari ketebalannya saja, namun juga kerapatan yang ada pada setiap shielding yang digunakan. Dan hasil aktivitas radioaktif t dan As yang tidak jauh berbeda, dimana t dan As merupakan aktivitas sumber radiasi yang hanya dipengaruhi oleh sumber radiasi standar yang digunakan, dan As dipengaruhi oleh sumber radiasi juga efisiensi dan faktor geometri detektor yang digunakan. Kata Kunci : Detektor Sintilasi, cacahan, sumber radiasi, shielding, aktivitas radioaktif. I. PENDAHULUAN I.1 Tujuan Eksperimen ini bertujuan untuk menentukan jumlah cacahan total yang terdeteksi oleh detektor sintilasi, menentukan pengaruh shielding terhadap jumlah cacahan total yang terdeteksi oleh detektor sintilasi, dan menghitung aktivitas dari sumber radioaktif kemudian membandingkan dengan hasil pengukuran dengan menggunakan detektor sintilasi.

2 I.2 Dasar Teori I.2.1 Radiaktivitas Radioaktivitas ditemukan oleh H. Becquerel pada tahun Becquerel menamakan radiasi dengan uranium. Dua tahun setelah itu, Marie Curie meneliti radiasi uranium dengan menggunakan alat yang dibuat oleh Pierre Curie, yaitu pengukur listrik piezo (lempengan kristal yang biasanya digunakan untuk pengukuran arus listrik lemah), dan Marie Curie berhasil membuktikan bahwa kekuatan radiasi uranium sebanding dengan jumlah kadar uranium yang dikandung dalam campuran senyawa uranium. Marie Curie juga meneliti campuran senyawa lain, dan menemukan bahwa campuran senyawa thorium juga memancarkan radiasi yang sama dengan campuran senyawa uranium, dan sifat pemancaran radiasi seperti ini diberi nama radioaktivitas. Radioaktivitas adalah kemampuan inti atom yang tak-stabil untuk memancarkan radiasi dan berubah menjadi inti stabil. Proses perubahan ini disebut peluruhan dan inti atom yang tak-stabil disebut radionuklida. Materi yang mengandung radionuklida disebut zat radioaktif. Sinar radioaktif dibedakan menjadi 3 macam yaitu sinar alfa, sinar beta dan sinar gamma. Dimana ketiga macam sinar itu memiliki daya tembus sendiri sendiri. Menurut tingkat intensitas daya tembusnya sinar radioaktif diurutkan dari sinar alfa sebagai sinar yang daya tembusnya terlemah dan kemudian disusul oleh beta yang daya tembusnya lebih kuat dari alfa dan yang terkuat adalah gamma. Cara untuk menangkal ketiga sinar radioaktif itu adalah (sinar alfa ditangkal oleh selembar kertas, sinar beta ditangkal oleh lembaran aluminium dan untuk sinar gamma dapat ditangkal dengan timbal). I.2.2 Interaksi Antar Partikel Interaksi radiasi gamma sangat kecil sehingga memiliki daya tembus yang jauh lebih besar dari pada radiasi alfa dan beda, penyerapan radiasi gamma disebabkan oleh 3 poses fisik, yaitu : Efek foto listrik Hamburan eek compton Produksi pasangan

3 Efek fotolistrik dan efek Compton timbul karena interaksi antara Sinar-X atau sinar γ dengan elektron-elektron dalam atom dari materi (zat) itu, sedang efek produksi pasangan timbul karena interaksi dengan medan listrik inti atom. Apabila I0 adalah intensitas sinar-x atau sinar γ yang datang pada suatu permukaan materi (zat) dan Ix adalah intensitas sinar-x atau sinar γ yang berhasil menembus lapisan setebal x materi tersebut maka akan terjadi pengurangan intensitas. Interaksi partikel alfa sangat kuat tetapi pendek, lintasan partikel alfa saat berinteraksi dengan materi adalah lurus dan menghasilkan pasangan ion dengan kerapatan disekitarnya. Partikel alfa yang hilang selama melewati materi hampir seluruhnya karena interaksinya dengan elektron orbital atom, menghasilkan pasangan ion. Interaksi sinar beta dengan materi menyerupai sinar alfa namun menghasilkan kerapatan pasangan ion lebih sedikit (sekitar 4-8 pasangan ion permm lintasan). Jangkauan partikel alfa jauh lebih panjang dari pada partikel alfa dan partikel beta akan disimpangkan jauh ke luasan yang lebih besar dan berbentuk zigzag. I.2.3 Detektor Sintilasi Detektor merupakan suatu alat yang sangat peka terhadap adanya radiasi, yang apabila terkena radiasi akan memberikan tanggapan (response) tertentu yang akan menjadi lebih mudah diamati. Detektor berguna sebagai alat untuk mengukur dan menentukan adanya radiasi. Salah satu jenis detektor yang dapat digunakan untuk mendeteksi radiasi adalah detektor sintilasi. Proses sintilasi adalah terpencarnya sinar tampak ketika terjadi transisi elektron dari tingkatenergi (orbit) yang lebih tinggi ke tingkat energi yang lebih rendah di dalam bahan penyerap. Proses sintilasi iniakan terjadi bila terdapat kekosongan elektron pada orbit yang lebih dalam. Kekosongan elektrontersebut dapat disebabkan karena lepasnya elektron dari ikatannya (proses ionisasi) atauloncatnya elektron ke lintasan yang lebih tinggi bila dikenai radiasi (proses eksitasi). Detektor sintilasi selalu terdiri dari dua bagian yaitu bahan sintilator dan photomultiplier. Bahan sintilator merupakan suatu bahan padat, cair maupun

4 gas, yang akan menghasilkan percikan cahaya bila dikenai radiasi pengion. Photomultiplier digunakan untuk mengubah percikan cahaya yang dihasilkan bahan sintilator menjadi pulsa listrik. Gambar 1. Proses pembentukan sinyal listrik pada detektor sintilasi Energi yang mengenai bahan sintilator diserap oleh atom-atomnya sehingga terdapat beberapa elektron yang tereksitasi, beberapa saat kemudian elektron-elektron yang tereksitasi tadi akan kembali ke keadaan dassarnya melalui beberapa tingkat energi dengan memancarkan percikan cahaya (foton). Prinsip kerja dari detektor sintilasi adalah dengan mengubah radiasi pengion yang menumbuk bahan sintilator mendai percikan cahaya. Jumlah percikan cahaya yang dihasilkan oleh bahan sintilator sangat sedikit, oleh karena itu percikan cahaya tersebut haruslah diperkuat dengan photo multiplier tube agar dapat dihasilkan pulsa/sinyal yang mampu dideteksi oleh detektor sintilasi. Sinyal yang masuk PMT diperkuat hingga 10 6 kali. Gambar 2. Proses terjadinya percikan cahaya di dalam sintilator I.2.3 Aktivitas Radioaktif Akibat pemancaran sinar radioaktif ini mengakibatkan inti radioaktif makin lama makin kecil (meluruh). Laju perubahan inti radioaktif dinamakan

5 aktifitas inti. Semakin besar aktifitasnya semakin banyak inti atom yang meluruh tiap detiknya (catatan aktifitas hanya berhubungan dengan jumlah peluruhan tiap detik, tidak tergantung pada sinar apa yang dipancarkan). Laju peluruhan radioaktif disebut aktivitas (activity lambang A). Aktivitas tidak bersangkut paut dengan jenis peluruhan atau radiasi yang dipancarkan cuplikan, atau dengan energy radiasi yang dipancarkan. Aktivitas hanya ditentukan oleh jumlah peluruhan per detik. Satuan dasar untuk mengukur aktivitas adalah curie. 1 curie ( Ci) = 3,7 x peluruhan /detik Satu curie didefinisikan sebagai banyaknya peluruhan yang dilakukan oleh satu gram radium dalam waktu satu sekon. Satu curie adalah bilangan yang besar sehingga kita lebih sering bekerja dengan satuan millicurie (mci) dan mikrocurie (µci). Dalam SI, satuan aktivitas radiasi dinyatakan dalam Bequerel (Bq). 1 curie = 3,7 x peluruhan/sekon = 3,7 x10 10 Bq 1 mci = 10-3 Ci 1 µci = 10-6 Ci Untuk menentukan nilai aktivitas menggunakan persamaan sebagai berikut : A = A 0 e -λt (1) dimana konstantas peluruhan sebagai berikut: λ = (2) Keterangan : T 1/2 : waktu yang dibutuhkan oleh inti radioaktif untuk meluruh hingga aktivitasnya tinggal separo dari aktivitas semula T : selang waktu dari awal hingga saat ini dari sumber standar

6 A 0 : radioaktivitas sumber standar semula A t : radioaktivitas sumber standar pada saat ini (cps) Radioaktivitas netto sumber standar (A n ) dengan metode relatf dapat dihitung dengan rumus (Suliyanto dan Muradi 2009): (3) Keterangan : An = radioaktivitas sumber standar netto, cps Nn = hasil cacah sumber standar dikurangi cacah latar t = waktu cacah (detik) Radioaktivitas netto sumber standar (A n ) dengan metode absolut dapat dihitung dengan rumus : Keterangan : = laju cacah netto (cps) = efisiensi total = faktor geometri dimana mencari : - Laju cacah : = Keterangan : = cacah netto sumber = waktu cacah (detik)

7 - Efisiensi (Faiz M.Khan 2003) : = x 100% Keterangan : = Radioaktifitas setandar sumber netto (Bq) = Aktivitas - Faktor geometri (Knoll 1979): = [ ] Keterangan : = jarak sumber ke detektor (cm) = jari- jari detektor (cm) Efisiensi adalah nilai yang menunjukkan perbandingan antara jumlah pulsa listrik yang dihasilkan sistem pencacah (cacahan) terhadap radiasi yang diterima detektor. Faktor geometri (F G ) berhubungan dengan bentuk sumber, luas permukaan detektor, dan jarak sumber ke detektor. I.2.4 Karakteristik Tabel 1. Karakteristik sumber radioaktif NO Sumber Waktu Peluruhan (Tahun) Energi Sinar Radiasi 1 Co 60 5,3 1173,238±0,015 Gamma 2 Am ,74±0,12 Alfa 3 Ra ,50±0,25 Alfa Tabel 2. Identitas sumber radiasi NO Sumber Realease Date Selang waktu realease (Tahun) 1 Co September Aktivitas Awal (Bq) Nomor Certificate 0, CO UW880 0, CO AD Am September Ra Januari , CO AD3257 Ket : Lembaga Setifikat (eckert & ztegler germany)

8 Tabel 3. Katakteristik Shielding NO Bahan Shielding Massa Jenis (gr/cm 2 ) Nomor Atom Jenis Unsur Titik Lebur (K) Titik Didih (K) 1 Seng 6,57 30 Logam transisi 692, Alumunium 2, Logam lainnya 933, Plastik Sumber : wikipedia.org II. METODE EKSPERIMEN II.1 Waktu dan Tempat Eksperimen kali ini dilakukan pada Hari Kamis, tanggal 02 Juli 2015 pukul WIB. Bertempat di Laboratorium Fisika Nuklir UIN Sunan Gunung Djati Bandung. II.2 Alat dan Bahan Alat dan bahan yang digunakan adalah : 1 Detektor sintilasi. 2 Perangkat Komputer. 3 Software Cassy Lab 2. 4 Sensor-Cassy 2. 5 MCA box. 6 Power Supply Tegangan Tinggi. 7 Statif dan Klip penjepit. 8 Kabel penghubung. 9 Rangkaian Amplifier. 10 Sumber radiasi (Co 60, Ra 226, Am 241 ) 11 Shielding (Plastik Mika, Alumunium, Seng). II.3 Prosedur Percobaan Eksperimen ini terdiri dari 3 percobaan, percobaan 1 yaitu menghitung jumlah nilai cacahan total tanpa menggunakan Shielding. Sebelum melakukan percobaan 1 kita melakukan percobaan untuk menghitung jumlah cacahan latar belakang, dengan melakukan percobaan tanpa menggunakan sumber radioaktif. Kemudian baru melakukan percobaan 1 yaitu pertama-tama pilih sampel radioaktif (Co-60, Ra-226, Am-241) yang akan diamati dan letakkan pada muka detektor dengan, kemudian

9 hidupkan MCA dan detektor sintilasi dengan cara menghubungkan kabel pada sumber tegangan PLN (pastikan power supply pada posisi on dan dimulai dari angka nol) atur tegangan sebesar 700 volt, lalu nyalakan komputer dengan membuka software Cassy Lab 2 dan mengatur waktu untuk menetapkan lama pencacahan (1 menit), tentukan jarak dari sumber radiasi menuju detektor sebesar 10 cm, kemudian tekan tombol start measuring untuk memulai atau menghentikan pencacahan, terakhir amati dan catat jumlah cacahan dengan mengklik windows Event N A. Percobaan 2 yaitu menghitung jumlah nilai cacahan total menggunakan Shielding. Pada percobaan 2 ini tahap-tahapnya hampir sama dengan percobaan 1 tetapi dalam percobaan 2 ini menggunakan shielding (Plastik Mika, Alumunium, Seng), dengan menyimpan shielding diantara sumber dan detektor sintilasi dengan jarak setengah antar detektor dengan sumber. Percobaan ke 3 yaitu menghitung aktivitas radioaktif pada suatu saat dan aktivitas radioaktif pada percobaan dengan menggunakan detektor. Pada percobaan 3 ini pertama-tama mencari informasi release date dari masing masing sumber radiasi, kemudian hitunglah lamanya sumber radiasi yang digunakan sampai terakhir digunakan, lalu tentukan waktu paruh untuk masing masing sumber radiasi, hitunglah aktivitas radioaktifitas pada saat tertentu dan aktivitas radioaktifitas dengan menggunakan detektor sintilasi menggunakan beberapa persamaan yang terdapat dimodul. Gambar 3. Skema Rangkaian Alat

10 Total Jumlah Cacahan III. DATA DAN ANALISIS Tabel 4. Hasil rata-rata jumlah cacahan tanpa shielding NO Sumber d (cm) t (s) V (V) N A N n 1 Co ,3 7357,9±130,81 2 Am ,1 111,3±55,48 3 Ra ,6±105,91 NO Sumber d t V (cm) (s) (V) Tabel 5. Hasil rata-rata jumlah cacahan menggunakan shielding N A N n Seng Plastik Alumunium Seng Plastik Alumunium 1 Co , , ,6 5982,4±157, ,2± ,2±159,02 2 Am ,6 7046,6 7052,1 164,8±94,46 186,8±112,25 181,3±51,64 3 Ra , , ,2± ,3±142, ,6±93,24 Keterangan : N A : Banyaknya jumlah cacahan total Nn : Selisih cacahan total dengan latar belakang Perbanding Jumlah Total Cacahan Co Co- 60 Co -60 Plastik Co -60 Alumunium Co -60 seng Gambar 4. Grafik perbamdimham jumlah total cacahan Co 60

11 Jumlah Total Cacahan Jumlah Total Cacahan Perbandingan Jumlah Cacahan Am Am-241 Am-241 Plastik Am-241 Alumunium Am-241 seng Gambar 5. Grafik perbamdimham jumlah total cacahan Am 241 Perbandingan Jumlah cacahan Ra Ra-226 Ra-226 Plastik Ra-226 Alumunium Ra-226 seng Gambar 6. Grafik perbamdimham jumlah total cacahan Ra 226 Tabel 6. Aktivitas radioaktivitas dari hasil hitungan dan perobaan NO Sumber Radiasi Aktivitas Aktivitas Efisiensi (%) Percobaan (A) Hitungan (A) 1 Co ,45 0, Am ,67 0, Ra ,5 4997,142 1,0711 Berdasarkan eksperimen yang telah dilakukan, pada percobaan 1 sebelum melalukan pengukuran dengan menggunakan radiasi terlebih dahulu besar jumlah

12 cacahan dimana tempat akan melakukan percobaan yaitu dengan melakukan cacahan latar, rata-rata cacahan latar yang dihasilkan sebesar 7233,4±306,09 nilai tersebut mungkin disebabkan oleh beberapa radiasi yang disebabkan oleh alat elektronik yang ada di sekitar tempat dilakukannya percobaan. Setelah mengetahui nilai cacah latar, selanjutkan melakukan percobaan dengan semnggunakan sumber radioaktif Co 60, Am 241 dan Ra 22. Berdasarkan tabel percobaan 1 yang tanpa menggunakan shielding nilai yang paling tinggi dengan jumlah total cacah yang paling banyak adalah Co 60 sebesar 14591,3. Sedangkan pada percobaan 2 yang menggunakan shielding mengalami perubahan besar cacahannya, pada Co 60 yang menggunakan shielding seng berubah dengan selisih 1375,5 dengan shielding plastik berubah dengan selisih 1224,7, dan dengan shielding alumunium berubah dengan selisih 1235,7, berarti untuk sumber Co 60 shielding seng bagus untuk di gunakan dibandingkan shielding yang lainnya dan plastik yang menghasilkan nilai cacahan yang besar dibandingkan yang lainnya. Untuk perbandingan penurunan jumlah cacahan total pada sumber radiasi Am 241 dan Ra 22 dengan mudah dapat dilihat pada grafik diatas terlihat dengan jelas perbandingannya. Pengurangan nilai cacahan tanpa dan dengan menggunakan shielding dikarenakan adanya interaksi antar partikel radiasi dengan materi yang dilewatinya sebelum terdeteksi oleh detektor sintilasi. Pengaruh shielding bukan hanya dari ketebalannya saja, namun juga kerapatan yang ada pada setiap shielding yang digunakan. Semakin besar nomor atom suatu materi, semakin mudah terjadi atenuasi sehingga untuk penahan radiasi alumunium memiliki jumlah cacahan total yang dibandiing dengan seng dikarenakan nomor atom alumunium yaitu 16 lebih kecil dibanding seng yaitu 30. Atenuasi sendiri merupakan pelemahan sinyal yang diakibatkan oleh adanya jarak yang semakin jauh yang harus ditempuh. Kemudian pada percobaan 3 yaitu menghitung aktivitas zat radioaktif dilakukan untuk menyelidiki karakteristik pancaran radioaktivitas pada radioaktif Co 60, Am 241, dan Ra 22. Sumber radiasi Co 60 mempunyai aktivitas awal sebesar Bq, besar aktivitas hitungannya sebesar 67135,45 Bq pada 1 Juli 2015 sedangkan untuk aktivitas dari percobaan menggunakan detektor sebesar 122,63 Bq. Untuk sumber radiasi Am 241 mempunyai aktivitas awal sebesar Bq, besar aktivitas hitungannya sebesar 73911,67 sedangkan untuk aktivitas dari percobaan

13 menggunakan detektor sebesar 1,855 Bq. Dan untuk sumber radiasi Ra 226 mempunyai aktivitas awal sebesar 5000 Bq, besar aktivitas hitungannya sebesar 4997,142 sedangkan untuk aktivitas dari percobaan menggunakan detektor sebesar 53,526 Bq. Besar aktivitas dari hasil hitungan secara langsung lebih besar dari hasil percobaan menggunakan detektor, dikarenakan hitungan aktivitas percobaan menggunakan detektor dipengaruhi oleh nilai efisiensi detektor yang kecil. IV. KESIMPULAN Setelah melakukan percobaan dan dianalisis, dapat disimpulkan bahwa : Dari percobaan 1, Co 60 mempunyai nilai cacahan yang besar dibandingan dengan Am 241 dan Ra 22 dikarenakan Co 60 merupakan partikel gamma yang mempunyai energi besar, dan jumlah cacahan yang dihasilkan nya pun besar. Pada percobaan kedua pengaruh shielding, dimana pada Co 60 shielding yang bagus untuk digunakan yaitu seng karena selisih dengan tanpa menggunakan besar dan untuk shielding yang menghasilkan jumlah cacahan total yang besar yaitu pada plastik. Efect shielding dipengaruhi bukan hanya dari ketebalannya saja, namun juga kerapatan yang ada pada setiap shielding yang digunakan. Semakin besar nomor atom suatu materi, semakin mudah terjadi atenuasi. Pada percobaan ketiga diperoleh pula hasil aktivitas radioaktif t dan As yang tidak jauh berbeda, dimana t dan As merupakan aktivitas sumber radiasi yang hanya dipengaruhi oleh sumber radiasi standar yang digunakan, dan As dipengaruhi oleh sumber radiasi juga efisiensi dan faktor geometri detektor yang digunakan. Faktor geometri tergantung oleh jarak sumber ke detektor dan luas detektor sangat menentukan jumlah radiasi yang dapat ditangkap sehingga semakin luas detektor dan semakin jauh jarak, maka nilai faktor geometri semakin kecil.

14 V. DAFTAR PUSTAKA Faiz M.Khan, Ph.D. The Physics Of Radiation Therapy. Phidekphia: Lippincott Williams&Wilkins, G.F. Knoll, Radiation Detection and Measurement, John Wiley, Toronto, Kenneth S. Crane, Introductory Nuclear Physics, John Wiley & Sons, Toronto, P. Faiz M Khan, "The Physics of Radiation Theraphy," USA, Lippincott Williams & Wilkins. Suliyanto, dan Muradi. Perhitungan Efisiensi Detektor Sintilasi Untuk Pemantauan radioaktivitas Beta. Seminar Nasional V, November 2009:

15 LAMPIRAN Jumlah cacahan latar belakang Percobaan N A rata2 7233,4 Jumlah cacahan tanpa shielding - Co 60 Percobaan N A rata ,3 - Am 241 Percobaan N A Ra rata2 7122,1 Percobaan N A rata Jumlah cacahan tanpa menggunakan shielding Plastik - Co 60 Percobaan N A rata ,6 - Am 241 Percobaan NA

16 - Ra rata2 7046, rata2 7068,6 Percobaan N A rata ,7 Jumlah cacahan tanpa menggunakan shielding Seng - Co 60 Percobaan N A rata ,8 - Am Ra 226 Percobaan N A rata ,6 Jumlah cacahan tanpa menggunakan shielding Alumunium - Co 60 Percobaan NA rata ,6 Percobaan NA

17 - Am 241 Percobaan NA rata2 7052,1 - Ra 226 Percobaan NA rata