SINTESIS DAN SIMULASI KINERJA PERISAI RADIASI NUKLIR BERBASIS KOMPOSIT BETON TERHADAP PAPARAN SINAR X/SINAR GAMMA DAN BERKAS NEUTRON ULFA DWI PRASTIWI

Transkripsi

1 SINTESIS DAN SIMULASI KINERJA PERISAI RADIASI NUKLIR BERBASIS KOMPOSIT BETON TERHADAP PAPARAN SINAR X/SINAR GAMMA DAN BERKAS NEUTRON ULFA DWI PRASTIWI DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR BOGOR 2017

2

3 PERNYATAAN MENGENAI SKRIPSI DAN SUMBER INFORMASI SERTA PELIMPAHAN HAK CIPTA* Dengan ini saya menyatakan bahwa skripsi berjudul Sintesis dan Simulasi Kinerja Perisai Radiasi Nuklir Terhadap Paparan Sinar-x/Sinar Gamma dan Berkas Neutron adalah benar karya saya dengan arahan dari komisi pembimbing dan belum diajukan dalam bentuk apa pun kepada perguruan tinggi mana pun. Sumber informasi yang berasal atau dikutip dari karya yang diterbitkan maupun tidak diterbitkan dari penulis lain telah disebutkan dalam teks dan dicantumkan dalam Daftar Pustaka di bagian akhir skripsi ini. Dengan ini saya melimpahkan hak cipta dari karya tulis saya kepada Institut Pertanian Bogor. Bogor, Juni 2017 Ulfa Dwi Prastiwi NIM G

4 ABSTRAK ULFA DWI PRASTIWI. Sintesis dan Simulasi Kinerja Perisai Radiasi Nuklir Terhadap Paparan Sinar-x/Sinar Gamma dan Berkas Neutron. Dibimbing oleh TONY IBNU SUMARYADA dan MARDIYANTO. Telah dilakukan sintesis dan simulasi komposit beton sebagai perisai sinarx/sinar gamma dan neutron. Sampel yang digunakan sebagai perisai sinarx/gamma yaitu Beton+Baja Paduan, Beton+Co, Beton+Mn, Beton+Cr, dan Beton kontrol tanpa filler dengan variasi ketebalan masing-masing 2 mm, 4 mm, 6 mm, 8 mm, 10 mm, dan 12 mm. Hasil uji eksperimen dan simulasi perisai sinar-x/sinar gamma menunjukkan bahwa Beton+Baja Paduan memiliki kinerja paling baik dalam menahan radiasi. Koefisien atenuasi linier Beton+Baja Paduan hasil simulasi menggunakan energi foton MeV yaitu cm -1, menggunakan energi foton MeV yaitu cm -1, dan eksperimen yaitu cm -1. Sampel perisai neutron terdiri dari Beton+B 4 C 6%, Beton+B 4 C 12%, Beton+B 4 C 18%, dan Beton kontrol tanpa filler dengan variasi ketebalan masingmasing 3 mm, 5 mm, dan 7 mm. Koefisien atenuasi linier yang didapatkan berturut-turut yaitu cm -1, cm -1, cm -1, cm -1. Beton+B 4 C 18% memiliki kemampuan terbaik dalam menahan radiasi neutron termal. Kata kunci: Beton, Neutron, Perisai radiasi, Sinar Gamma, Sinar-X ABSTRACT ULFA DWI PRASTIWI. Synthesis and Simulation of Nuclear Radiation Shield Performance Toward X-Rays/Gamma Rays and Neutron Exposure. Supervised by TONY IBNU SUMARYADA and MARDIYANTO. Synthesis and simulation of concrete composites as x-ray/gamma ray and neutron shield has been done. Samples of x-ray/gamma ray shield are Concrete+Alloy Steel, Concrete+Co, Concrete+Mn, Concrete+Cr, and Concrete without filler with variation of thickness are 2 mm, 4 mm, 6 mm, 8 mm, 10 mm, and 12 mm. Experiment and simulation result shows that Concrete+Alloy Steel has the best performance. Linear attenuation coefficient of Concrete+Alloy Steel as the result of simulation with photon energy MeV is cm -1, when using photon energy MeV is cm -1, and experiment is 2,3884 cm -1. The neutron shield sample consisted of Concrete+B4C 6%, Concrete+B4C 12%, Concrete+B4C 18%, and Concrete without filler with variation of thickness respectively 3 mm, 5 mm, and 7 mm. The linear attenuation coefficients were cm -1, cm -1, cm -1, cm -1, respectively. Concrete+B4C 18% has the best ability to resist thermal neutron radiation. Keywords: Concrete, Neutron, Radiation Shielding, Gamma Ray, X-ray

5 SINTESIS DAN SIMULASI KINERJA PERISAI RADIASI NUKLIR BERBASIS KOMPOSIT BETON TERHADAP PAPARAN SINAR-X/SINAR GAMMA DAN BERKAS NEUTRON ULFA DWI PRASTIWI Skripsi sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Sains pada Departemen Fisika DEPARTEMEN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR BOGOR 2017

6

7

8 PRAKATA Puji dan syukur penulis panjatkan kepada Allah subhanahu wa ta ala atas segala karunia-nya sehingga karya ilmiah ini berhasil diselesaikan. Tema yang dipilih dalam penelitian yang dilaksanakan sejak bulan November 2016 ini ialah perisai radiasi, dengan judul Sintesis dan Simulasi Kinerja Perisai Radiasi Nuklir Berbasis Komposit Beton Terhadap Paparan Sinar-x/Sinar Gamma dan Berkas Neutron. Terima kasih penulis ucapkan kepada Bapak Dr Tony Ibnu Sumaryada MSi selaku pembimbing utama, Bapak Dr Mardiyanto, MSc selaku pembimbing kedua, serta Bapak Dr Sulistioso Giat yang telah banyak memberi saran. Di samping itu, penghargaan penulis sampaikan kepada Bapak Mul dari Klinik Batan serta Ibu Juliyani dan Bapak Fahrurrozi Akbar dari Bidang Teknologi Berkas Neutron (BTBN) Batan, yang telah membantu selama pengumpulan data. Ungkapan terima kasih juga disampaikan kepada ayah, ibu, serta seluruh keluarga, sahabat, dan teman-teman atas segala doa dan kasih sayangnya. Semoga karya ilmiah ini bermanfaat. Bogor, Juni 2017 Ulfa Dwi Prastiwi

9 DAFTAR ISI DAFTAR GAMBAR vi DAFTAR LAMPIRAN vi PENDAHULUAN 1 Latar Belakang 1 Perumusan Masalah 1 Tujuan Penelitian 2 Manfaat Penelitian 2 TINJAUAN PUSTAKA 2 Sinar Gamma 2 Sinar-X 3 Radiasi Neutron 4 Perisai Radiasi 4 Koefisien Atenuasi 4 Beton 5 Interaksi Sinar-X, Sinar Gamma, dan Neutron dengan Materi 6 Monte Carlo N-Particle (MCNP) 7 Radiografi 7 METODE 8 Waktu dan Tempat 8 Bahan 8 Alat 8 Prosedur Penelitian 9 HASIL DAN PEMBAHASAN 13 Perisai Sinar-x/Gamma Eksperimen 13 Perisai Sinar-x/Gamma Komputasi 18 Perbandingan Kebutuhan Ketebalan Perisai Sinar-X/Gamma 22 Perisai Neutron 23 Perbandingan Kebutuhan Ketebalan Perisai Neutron 26 SIMPULAN DAN SARAN 27 Simpulan 27 Saran 27 DAFTAR PUSTAKA 27 LAMPIRAN 34

10 DAFTAR TABEL 1 Massa Jenis Sampel Perisai Sinar-x/Gamma Pada Tiap Ketebalan 14 2 Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Perisai Sinar-x/Gamma Eksperimen 15 3 Koefisien Atenuasi Linier Perisai Sinar-x/Gamma Eksperimen 18 4 Urutan Sampel dengan Koefisien Atenuasi Terbesar 18 5 Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Perisai Sinar-x/Gamma Komputasi dengan Energi MeV 19 6 Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Perisai Sinar-x/Gamma Komputasi dengan Energi MeV 19 7 Koefisien Atenuasi Linier Perisai Sinar-x/Gamma Komputasi dengan Energi Foton MeV 20 8 Koefisien Atenuasi Linier Perisai Sinar-x/Gamma Komputasi dengan Energi Foton MeV 21 9 Ketebalan Perisai Sinar-x/Gamma yang Dibutuhkan untuk I/Io = Massa Jenis Sampel Perisai Neutron Pada Tiap Ketebalan Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Perisai Netron Koefisien Atenuasi Linier Perisai Neutron Urutan Koefisien Atenuasi Linier Terbesar Perisai Neutron Ketebalan Perisai Neutron yang Dibutuhkan untuk I/Io = DAFTAR GAMBAR 1 Tumpang Tindih Spektrum Sinar-x dan Sinar Gamma 2 2 Spektrum Gelombang Elektromagnetik 3 3 Skema Produksi Sinar-x 3 4 Koefisien Atenuasi Massa Neutron, Sinar-X, dan Sinar Gamma 5 5 Interaksi Foton dengan Materi 7 6 Pengambilan Gambar Radiografi Neutron 8 7 Perbandingan Massa Jenis Tiap Sampel Perisai Sinar-x/Gamma 14 8 Perbandingan Rasio Intensitas Akhir dan Awal Beton dan Beton+Co 16 9 Perbandingan Rasio Intensitas Akhir dan Awal Beton dan Beton+Cr Perbandingan Rasio Intensitas Akhir dan Awal Beton dan Beton+Mn Perbandingan Rasio Intensitas Akhir dan Awal Beton dan Beton+Baja Paduan Perbandingan I/Io Perisai Sinar-x/Gamma dengan Variasi Energi Perbandingan Koefisien Atenuasi Eksperimen dan Komputasi Urutan Massa Jenis Sampel Perisai Neutron Perbandingan Rasio Intensitas Akhir dan Awal (a) Beton dan Beton+B 4 C 6%, (b) Beton dan Beton+B 4 C 12%, (c) Beton dan Beton+B 4 C 6% 25

11 DAFTAR LAMPIRAN 1 Diagram alir penelitian 30 2 Hasil Analisis SEM EDS 31

12

13 PENDAHULUAN Latar Belakang Berdasarkan kemampuan ionisasinya radiasi dibagi menjadi dua tipe, yaitu radiasi pengion dan radiasi non-pengion. Radiasi pengion adalah radiasi yang dapat menyebabkan proses ionisasi (terbentuknya ion positif dan ion negatif) apabila berinteraksi dengan materi. Termasuk ke dalam radiasi pengion adalah partikel alpha, beta, sinar gamma, sinar-x, dan neutron. 1 Radiasi non-pengion adalah radiasi yang tidak dapat menimbulkan ionsasi. Termasuk ke dalam radiasi non-pengion adalah gelombang radio, gelombang mikro, inframerah, cahaya tampak, dan ultraviolet. 2 Sinar-X/gamma dan neutron memiliki energi yang sangat besar dan dapat dimanfaatkan di berbagai bidang seperti kedokteran, pertanian, teknologi, dsb. Namun perlu diwaspadai bahwa ketiga radiasi pengion tersebut dapat menimbulkan dampak negatif yang berasal dari kemampuannya menembus bahan dan mengionisasi. Radiasi ini dapat merusak sel-sel tubuh manusia dan menyebabkan berbagai penyakit seperti leukimia, kanker, mutasi genetik, dan sebagainya. 3 Keselamatan kerja radiasi adalah upaya yang dilakukan untuk menciptakan kondisi agar intensitas radiasi yang mengenai manusia, peralatan elektronik, dan lingkungan hidup sekitar tidak melampaui nilai batas yang ditentukan. 4 Intensitas radiasi pengion dapat ditekan dengan membuat suatu perisai (shielding) yang memisahkan area sumber radiasi dengan lingkungan luar. Salah satu perisai radiasi yang cukup banyak digunakan adalah beton. Material penyusun beton banyak tersedia di alam, dapat dibentuk sesuai kebutuhan, dan relatif lebih murah jika dibandingkan dengan bahan lainnya. Akan tetapi, sebagai contoh, penggunaan beton sebagai perisai pada reaktor nuklir selama ini masih memiliki ketebalan yang besar (±1 m) sehingga bangunan reaktor menjadi boros dalam penggunaan ruang, material, serta biaya yang harus dikeluarkan untuk pembangunan gedung reaktor. 3 Penggunaan beton dengan filler unsur bernomor atom besar (Co, Cr, Mn, dan baja paduan) diharapkan dapat mengurangi kebutuhan tebal beton sebagai perisai paparan radiasi sinar-x/gamma, sedangkan penggunaan beton dengan filler unsur ringan (B 4 C) diharapkan dapat mengurangi kebutuhan tebal beton sebagai perisai paparan radiasi neutron. Perumusan Masalah 1. Berapa koefisien atenuasi perisai beton dengan filler Co, Cr, Mn, dan Baja Paduan terhadap paparan sinar-x/gamma? 2. Berapa koefisien atenuasi perisai beton dengan filler B 4 C komposisi 6%, 12% dan 18% terhadap paparan neutron? 3. Bagaimana perbandingan I/Io serta koefisien atenuasi perisai sinar-x/gamma hasil uji eksperimen dan perhitungan komputasi? 4. Bagaimana pengaruh energi foton terhadap I/Io dan koefisien atenuasi perisai sinar-x/gamma?

14 2 Tujuan Penelitian Penelitian ini bertujuan untuk menentukan perbandingan intensitas akhir dan awal (I/Io) dan koefisien atenuasi beton dengan filler Co, Cr, Mn, dan baja paduan sebagai perisai sinar-x/gamma, serta beton dengan filler B 4 C 6%, 12%, dan 18% sebagai perisai neutron. Manfaat Penelitian Penelitian ini diharapkan dapat digunakan sebagai salah satu referensi dalam pembuatan perisai radiasi sinar-x/gamma dan neutron serta untuk penelitian lebih lanjut. TINJAUAN PUSTAKA Sinar Gamma Sinar gamma adalah gelombang elektromagnetik dengan panjang gelombang paling kecil (mulai dari m) dan memiliki kemampuan menembus bahan. Sinar gamma dapat membunuh sel hidup, sehingga banyak digunakan untuk membunuh sel kanker. 5 Sinar gamma merupakan radiasi elektromagnetik yang diemisikan inti atom, baik dari proses peluruhan nuklir secara alami maupun terkontrol seperti pada reaktor. Sinar gamma berfrekuensi rendah memiliki rentang yang overlaps (tumpang tinding) dengan sinar-x, meskipun frekuensi sinar gamma merupakan frekuensi terkecil dari rentang spektrum gelombang elektromagnetik. Pada frekuensi yang sama, sinar gamma memiliki karakteristik yang identik dengan sinar-x, hanya berbeda pada sumbernya radiasinya. Keduanya memiliki banyak fungsi yang sama, contohnya pada proses terapi kanker. 6 Gambar 1 Tumpang tindih spektrum sinar-x dan sinar gamma 7

15

16 4 Radiasi Neutron Neutron adalah sebuah partikel tak bermuatan yang mampu mengionisasi material yang dilaluinya secara langsung. Berdasarkan level energinya, neutron diklasifikasikan menjadi beberapa jenis, yaitu neutron termal, lambat, cepat, dan sangat cepat. Neutron termal memiliki energi paling kecil dibandingkan jenis neutron lainnya. Meski begitu, energi yang dimiliki neutron merupakan salah satu yang terbesar, seperti yang dimiliki sinar gamma. 13 Radiasi neutron biasanya dihasilkan dari reaksi fisi, baik secara alami maupun terkontrol seperti pada reaktor nuklir. Dalam skala komersial, reaktor nuklir dikategorikan menjadi dua jenis yaitu reaktor termal dan reaktor cepat. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy masuk dalam kategori reaktor termal. Reaktor termal adalah reaktor yang menggunakan neutron termal dalam proses reaksinya. Reaktor thermal membutuhkan moderator untuk mengurangi energi neutron cepat menjadi neutron thermal. Neutron termal adalah neutron bebas dengan level energi kinetik sekitar ev. 14,15 Perisai Radiasi Prinsip proteksi radiasi yaitu mengurangi bahaya radiasi serendahrendahnya, sehingga tingkat radiasinya sudah cukup aman atau tidak melebihi dosis yang diijinkan. Faktor-faktor yang mempengaruhi tingkat radiasi diantaranya jarak sumber, lamanya waktu penyinaran radiasi, dan faktor perisai radiasi. 3 Perisai yang diperlukan tergantung pada tipe radiasi, aktivitas sumber dan berapa laju dosis yang diinginkan di luar perisai. Ada beberapa macam material yang dapat digunakan sebagai perisai radiasi, contohnya adalah Timbal (Pb) yang sering digunakan di rumah sakit untuk perisai sinar X (Rontgen), paduan aluminium (alloy) untuk kelongsong (cladding) bahan bakar reaktor dan beton untuk perisai akselerator generator neutron. Selama ini beton lebih banyak dipilih dan digunakan untuk perisai reaktor nuklir, karena mudah dibuat dan cukup kuat. 3 Koefisien Atenuasi Jika radiasi gamma, sinar-x, atau neutron menembus suatu bahan, maka akan terjadi interaksi dengan materi dan mengalami pengurangan energi. Atenuasi karena interaksi adalah proses pengurangan energi foton atau perubahan arah foton. Rasio atenuasi foton dalam materi yang tebalnya 1 cm disebut koefisien atenuasi (µ). 16 Koefisien atenuasi linier menguraikan pecahan suatu berkas radiasi yang diserap atau menyebar setiap ketebalan unit dari material penyerap. Koefisien atenuasi linier dapat dihitung melalui persamaan 17 : Keterangan: koefisien atenuasi massa (cm 2 /g) koefisien atenuasi linier(cm -1 ) intensitas akhir (1)

17 5 = intensitas awal = ketebalan bahan (cm) Koefisien atenuasi untuk neutron termal pada berbagai bahan tidak memiliki keteraturan terhadap nomor atom (Gambar 5). Tidak seperti halnya dengan koefisien atenuasi sinar-x yang meningkat secara linier dengan meningkatnya nomor atom bahan. Unsur-unsur seperti hidrogen dan boron dengan nomor atom rendah memiliki koefisien atenuasi massa yang tinggi. Tampak juga bahwa besar koefisien atenuasi bervariasi dengan besarnya energi dari berkas yang digunakan. 18 Gambar 4 Koefisien atenuasi massa neutron, sinar-x, dan sinar gamma 19 Beton Beton adalah suatu campuran yang umumnya tersusun dari tiga bahan penyusun utama yaitu semen, agregat dan air. 20 Terkadang, satu atau lebih bahan ditambahkan untuk menghasilkan beton dengan karakteristik tertentu, seperti kemudahan pengerjaan (workability), durabilitas, dan waktu pengerasan. 21 Jenisjenis beton diantaranya: 1. Beton berat Beton berat adalah beton yang dihasilkan dari agregat yang mempunyai berat isi lebih besar dari beton normal atau lebih dari kg/m Beton ini dikembangkan untuk membuat struktur yang menuntut tingkat kepentingan yang tinggi misalnya bangunan dengan tingkat keamanan tinggi seperti jembatan, gedung tinggi, reaktor nuklir dan lain-lain Beton ringan Beton ringan struktural adalah beton yang memakai agregat ringan atau campuran agregat kasar ringan dan pasir alam sebagai pengganti agregat halus ringan dengan ketentuan tidak boleh melampaui berat isi maksimum beton 1850 kg/m 3 dan harus memenuhi ketentuan kuat tekan dan kuat tarik belah

18 6 beton ringan untuk tujuan struktural. 24 Beton ringan dapat dibagi dalam tiga kelompok 25 yaitu : a. Beton dengan berat jenis rendah, yang terutama dipakai sebagai isolasi dengan berat isi kurang dari 50 pcf (800 kg/m 3 ). b. Beton berkekuatan menegah, dengan berat isi berkisar antara pcf ( kg/m 3 ) dan berkekuatan tekan antara psi ( MPa). c. Beton struktur, dengan berat isi berkisar antara pcf ( kg/m 3 ) dan kekuatan tekan yang sama besarnya dengan kekuatan beton biasa. Interaksi Sinar-X, Sinar Gamma, dan Neutron dengan Materi Interaksi Sinar-X dan Sinar Gamma oleh materi yang dilaluinya terjadi di kulit atom melalui proses photoelectric effect, compton scattering, dan pair production. Pada photoelectric effect atau efek fotolistrik, foton berinteraksi dengan elektron pada kulit atom. Elektron menerima seluruh energi foton yang lebih besar dari energi ikatnya, kemudian terlepas sehingga energi yang dimilikinya merupakan selisih dari energi foton dan energi ikat atomnya. Hal ini memungkinkan terjadinya ionisasi kedua. Probabilitas terjadinya efek fotolistrik berbanding lurus pada nomor atom (Z) elemen atau materi penyerap dan berbanding terbalik dengan energi foton yang menumbuknya. Compton scattering atau biasa disebut efek Compton mirip dengan efek fotolistrik, dimana foton berinteraksi langsung dengan elektron pada atom. Namun pada efek Compton tidak semua energi foton diberikan pada elektron, pengurangan energi bergantung kepada sudut hamburannya. Sama seperti efek fotolistrik, probabilitas terjadinya efek Compton berbanding lurus pada nomor atom (Z) elemen atau materi penyerap dan berbanding terbalik dengan energi foton yang menumbuknya. Efek Compton biasanya terjadi pada foton yang memiliki energi KeV. Pair production atau produksi pasangan lebih jarang terjadi dibandingkan efek fotolistrik dan efek Compton. Produksi pasangan hanya terjadi untuk foton dengan energi yang seangat besar (>1022 KeV). Pada produksi pasangan, interaksi terjadi di dekat inti atom dari sebuah materi, menghasilkan pasangan elektron-positron. Energi yang dimiliki foton ditransfer menjadi energi kinetik pasangan elektron-positron. 11 Berbeda dengan sinar-x dan sinar gamma, neutron berinteraksi langsung dengan inti atom sebuah materi. Karena interaksinya dengan inti atom maka ia tidak bergantung pada kerapatan elektron sehingga bahan dengan nomor atom tinggi seperti logam pada umumnya dapat dengan mudah ditembus. 18 Interaksi neutron dengan bahan ditentukan oleh tampang lintang makroskopik (macroscopic cross-section) 24 dari inti atom yang hubungannya tidak bebanding lurus dengan nomor atom. Tampang lintang isotop dari unsur yang sama dapat berbeda beberapa besaran. Sehingga apabila benda uji terdiri dari campuran beberapa isotop maka tampang lintang makroskopik totalnya adalah jumlah dari isotop-isotopnya dikalikan dengan fraksi beratnya. Dilihat dari sisi teknis, besaran tampang lintang ini sering dinyatakan dengan koefisien atenuasi massa. 27 Neutron

19 mempunyai tampang lintang yang besar terhadap bahan-bahan seperti hidrogen, boron, dan logam-logam tanah jarang seperti gadolinium dan disporsium Gambar 5 Interaksi foton dengan materi 26 Monte Carlo N-Particle (MCNP) Monte Carlo N-Particle (MCNP) adalah program komputer yang dikembangkan sejak tahun 1963 di Los Alamos National Laboratory (LANL), Amerika Serikat. 28 Sampai saat ini program masih terus dikembangkan dan disempurnakan. Program yang digunakan dalam penelitian ini adalah versi 5 yang dikeluarkan pada tahun Program MCNP menerapkan metode Monte Carlo dalam menyelesaikan berbagai macam persoalan transport partikel, antara lain neutron, foton, elektron, gabungan neutron/foton, neutron/foton/elektron maupun foton/elektron. MCNP dapat digunakan untuk memecahkan persoalan transport partikel di dalam bahan berbentuk tiga dimensi sembarang. 29 Radiografi Teknik radiografi adalah suatu metoda untuk menguji bahan secara tak merusak (Non Destructive Test). Sejauh ini teknik radiografi yang banyak dikenal adalah teknik radiografi sinar-x yang sering digunakan oleh pihak industri untuk mengetahui kualitas produk dan mengamati cacat (defect) yang ada dalam produk industri. Radiografi sinar-x banyak digunakan karena peralatannya praktis mudah dibawa ke tempat pengujian. 18 Teknik radiografi neutron adalah teknik radiografi yang menggunakan berkas neutron sebagai pengukurnya. Seperti halnya radiografi sinar-x dan gamma, prinsip kerja radiografi neutron menggunakan kaidah atenuasi berkas oleh obyek yang diamati. Neutron berinteraksi dengan inti atom sedangkan sinar-x berinteraksi dengan awan elektron. 19 Prinsip kerja radiografi neutron sama dengan radiografi sinar-x maupun sinar gamma, dimana variasi atenuasi sampel atau benda uji merupakan hal utamanya. Berkas yang melewati benda uji akan teratenuasi yang besarnya sesuai dengan koefisien bahan itu sendiri. Berkas yang lolos dari benda uji akan dilewatkan melalui konverter dan diubah menjadi radiasi yang dapat

20 8 menghitamkan film dengan tingkat kehitaman yang sebanding dengan berkas yang lolos. 19 Gambar 6 Pengambilan gambar radiografi neutron 18 METODE Waktu dan Tempat Penelitian dilakukan pada bulan November 2016 hingga Mei 2017 di Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Serpong, Tangerang Selatan. Pembuatan sampel dan karakterisasi Scanning Electron Microscope (SEM) Energy Dispersive Spectrometry (EDS) dilakukan di Pusat Sains dan Teknologi Bahan Maju (PSTBM), pengujian Sinar-x/Gamma dilakukan di Klinik, dan pengujian Neutron dilakukan di Reaktor Nuklir RSG-GAS Siwabessy. Analisis data hasil dan penyusunan laporan penelitian dilakukan di BATAN dan Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Institut Pertanian Bogor. Bahan Bahan yang digunakan dalam penelitian ini berupa pasir, semen, air, plastisin, serbuk Co, Cr, Mn, Baja Paduan, dan B 4 C. Alat Penelitian ini menggunakan peralatan berupa Radiografi Neutron, film, densitometer, viewer, alat Roentgen sebagai sumber sinar-x/gamma, SEM EDS, timbangan, gelas ukur, dan alat cetak beton. Simulasi penelitian ini menggunakan peralatan berupa alat tulis, perangkat keras, dan perangkat lunak. Perangkat keras yang digunakan terdiri atas laptop dengan spesifikasi prosesor AMD A8 dengan sistem operasi Windows 7, sedangkan perangkat lunak yang digunakan adalah Monte Carlo N-Particle Version 5 (MCNP5).

21 9 Prosedur Penelitian 1. Eksperimen Preparasi Sampel Beberapa tahapan preparasi yang dilakukan dalam penelitian ini diantaranya; 1. Menyiapkan semen, pasir, air, Co, Cr, Mn, dan B 4 C 2. Menyerbukkan batangan Baja Paduan dengan bor mekanik 3. Cetakan berupa gelas plastik berdiameter 4.2 cm yang dilapis plastisin pada bagian alasnya Karakterisasi bahan dasar Bahan dasar (semen, pasir, Co, Cr, Mn, B 4 C) di karakterisasi menggunakan SEM EDS untuk mengetahui komponen materialnya secara kualitatif dan kuantitatif. Data hasil karakterisasi digunakan sebagai salah satu input program MCNP5. Pembuatan Sampel Sampel terdiri dari dua jenis yaitu beton sebagai perisai sinar-x/gamma dan sebagai perisai neutron. Masing-masing diisi filler dengan variasi ketebalan. 1. Perisai sinar-x/gamma Sampel terdiri dari lima variasi filler yaitu Beton+Co, Beton+Cr, Beton+Mn, Beton+Baja Paduan, dan Beton tanpa filler. Masing-masing sampel dibuat sebanyak 3 buah dengan variasi ketebalan 2 mm, 4 mm, dan 8 mm. Dari ketiga ketebalan tersebut didapatkan tiga ketebalan lain yaitu 6 mm, 10 mm, dan 12 mm dengan cara membelah dan menumpuknya dengan ketebalan yang berbeda. Sampel dibuat dengan perbandingan massa semen:pasir:air:filler sebanyak 1:1.5:0.6:0.2. Semen, pasir, dan filler ditimbang lalu dimasukkan dalam wadah dan diaduk hingga merata. Kemudian diberi air sedikit demi sedikit sambil diaduk kembali. Pindahkan ke cetakan kemudian diratakan. Keringkan dalam suhu kamar hingga mengeras, ±24 jam. 2. Perisai Neutron Sampel dibuat dengan filler B 4 C. Perbandingan volume semen:pasir:air sebanyak 1:1.5:0.6 dengan variasi komposisi B 4 C 6%, 12% dan 18% dan variasi ketebalan 3 mm, 5mm, dan 7 mm. Semen, pasir, dan filler diukur volumenya menggunakan gelas ukur lalu dimasukkan dalam wadah dan diaduk hingga merata. Kemudian diberi air sedikit demi sedikit sambil diaduk kembali. Pindahkan ke cetakan kemudian diratakan. Keringkan dalam suhu kamar hingga mengeras, ±24 jam. Pengukuran Massa Jenis Sampel perisai sinar-x/gamma dan neutron dengan masing-masing filler diukur volume, massa, dan massa jenisnya. Nilai massa jenis diperoleh dengan menggunakan persamaan (2)

22 10 Keterangan: = massa jenis (g cm -3 ) m = massa (g) v = volume (cm 3 ) Pengujian Serapan 1. Sinar-x/Gamma Sampel diuji kemampuan serapan sinar-x/gamma-nya menggunakan fasilitas Rontgen. Pengujian serapan sinar-x/gamma dilaksanakan dua kali, pertama yaitu untuk ketebalan 2 mm, 4 mm, dan 8 mm. Sedangkan pengujian kedua untuk ketebalan 6 mm, 10 mm, dan 12 mm. Film yang akan digunakan untuk pengujian dimasukkan dalam kaset (cassette) berukuran 35cm x 35cm di kamar gelap. Setelah selesai, kaset diletakkan di bawah sumber sinar-x/gamma dengan jarak 1 m. Sampel lalu diletakkan di atas kaset dan ditembakkan sinar-x/gamma. Setelah selesai, film dikeluarkan dari kaset besar dan dipindahkan dalam kaset yang lebih kecil di dalam kamar gelap. 2. Neutron Sampel diuji kemampuan serapan neutron menggunakan fasilitas radiografi neutron. Pengujian serapan neutron dilaksanakan untuk ketebalan 3 mm, 5 mm, dan 7 mm. Film yang akan digunakan untuk pengujian dimasukkan dalam kaset (cassette) berukuran 35 cm x 35 cm di kamar gelap. Sampel diletakkan di atas kaset dan direkatkan menggunakan selotip di bagian atas dan bawahnya. Kaset di letakkan di ruang radiografi dengan posisi tegak lurus (vertikal) terhadap tabung neutron yang horizontal. Setelah selesai, film dikeluarkan dari kaset besar dan dipindahkan dalam kaset yang lebih kecil di dalam kamar gelap. Pencucian Film Film yang telah digunakan pada proses pengujian, dicuci di kamar gelap dengan prosedur sebagai berikut: 1. Pembangkitan (Developing) Film dijepit dan dimasukkan dalam cairan developer selama 3 menit untuk membangkitkan Ag halida pada film yang telah terpapar sinar-x/gamma menjadi Ag metalik yang memberikan warna hitam sesuai dengan intensitas yang diterimanya. Bagian yang tidak terpapar sinar tidak mengalami perubahan. 2. Pembilasan (Rinsing) Pembilasan pada air mengalir selama detik untuk membersihkan film dari larutan developer agar tidak terbawa ke proses selanjutnya. 3. Penetapan (Fixing) Film dimasukkan dalam larutan fixer selama 5 menit untuk menghilangkan Ag halida yang tidak terpapar sinar-x/gamma. 4. Pencucian (Washing) Pencucian menggunakan sabun untuk menghilangkan sisa bahan kimia yang terdapat pada larutan fixer.

23 5. Pembilasan akhir (Final rinsing) Pembilasan pada air mengalir selama detik untuk menghilangkan sisa sabun pada film. Pengukuran Intensitas Akhir Plat film hasil penembakan neutron dan sinar-x/gamma diukur intensitas awal dan akhirnya di lebih dari lima titik sampel dengan menggunakan densitometer. Perhitungan Koefisien Atenuasi Koefisien atenuasi massa dan linier untuk masing-masing ukuran dari tiap sampel dihitung menggunakan Microsoft Excel Komputasi Menentukan Geometri Geometri dibutuhkan untuk menggambarkan jarak dan bentuk sistem yang akan diamati serta lingkungan di sekitarnya. Geometri dalam program MCNP5 dibangun dalam sistem koordinat kartesian 3 dimensi (x,y,z). Geometri secara keseluruhan tersusun dari cell cards dan surface cards. 1. Surface Cards Geometri surface berisi koordinat bidang dan/atau ruang yang menjadi bagian dari sistem dan lingkungan. Surface cards terdiri dari mnemonic (berupa singkatan dari bentuk dan sumbu acuan) serta informasi angka koordinat, jari-jari, dan sebagainya sesuai dengan mnemonic yang digunakan. Berikut contoh surfaces yang digunakan dalam input MCNP5 beton kontrol (tanpa filler) dengan ketebalan 2 mm: 1 cy 2.1 $silinder di sumbu y dengan jari-jari 2.1cm 2 py $bidang di sumbu y=100.0 (dalam satuan cm) 3 py $bidang di sumbu y=100.2 (ketebalan sampel 2 mm) 4 so 180 $sphere/bola dengan jari2 180 cm sebagai batas pengukuran 2. Cell Cards Geometri cell mengandung informasi nomor material yang digunakan, massa jenis (bernilai positif dalam satuan atom/cm 3 dan negatif dalam satuan gr/cm 3 ), serta perpotongan ataupun penggabungan beberapa surface untuk mendeskripsikan bentuk sistem serta lingkungan. Cara yang dapat digunakan untuk menggabungkan surface yaitu dengan intersection (AND) dan union (OR). Penelitian ini menggunakan intersection dalam mengolah surfaces dalam cells. Tanda negatif pada surface menunjukkan bahwa bidang yang digunakan adalah bidang yang menghadap ke arah sumbu negatif, atau ruang yang digunakan adalah ruang bagian dalam. Berikut contoh cells yang digunakan dalam input MCNP5 beton kontrol (tanpa filler) dengan ketebalan 2 mm: $lempeng beton #1-4 $udara 11

24 12 Menentukan Data Cards Data yang diperlukan berupa spesifikasi sumber, tally, dan material sampel yang akan diuji. 1. Spesifikasi Sumber Sumber yang digunakan dalam penelitian ini yaitu foton terkolimasi berbentuk disk yang mengarah ke sumbu y dengan jari-jari sama dengan jarijari sampel beton (2.1 cm) pada koordinat pusat x,y,z=(0,0,0). Foton yang digunakan berenergi MeV dan MeV. Berikut salah satu contoh input sumber yang digunakan: mode p $sumber photon imp:p $proses berhenti pada cell ketiga (imp=0 -- dunia luar) sdef POS=0 0 0 AXS=0 1 0 RAD=d1 PAR=2 ERG= VEC=0 1 0 DIR=1 ARA SI SP $sumber terkolimasi dengan PAR 2 = foton, energi MeV, dan jari-jari disk 2.1cm nps $banyaknya iterasi yang disimulasikan 2. Spesifikasi Tally Data yang akan dicari dipaparkan pada tally specifications. Mnemonic pada tally specifications terdiri dari F1 s/d F8. Tally yang digunakan pada penelitian ini yaitu F2:P yang berarti rata-rata flux foton di permukaan, dengan satuan cm -2. Rata-rata flux foton diukur di permukaan bagian depan dan belakang sampel. f2:p 2 3 $ fluks rata-rata di permukaan depan (2) dan belakang (3) 3. Spesifikasi Material Material yang digunakan pada perhitungan komputasi disesuaikan dengan material yang digunakan pada eksperimen. Bentuk masukan material pada MCNP5 terdiri dari nomor material, nomor ZAID (Z A IDentification) dari unsur-unsur penyusunnya, dan kelimpahan atom. Selain itu dapat pula berbentuk nomor material, nomor ZAID, dan fraksi massa. Penelitian ini menggunakan masukan spesifikasi material dengan bentuk fraksi massa, dimana persentasi massa harus bernilai negatif. Data unsur-unsur penyusun serta persentase massa didapatkan dari hasil karakterisasi SEM EDS bahan dasar (Lampiran 2 s.d. 7), sedangkan ZAID didapatkan dari data libraries pada buku manual program MCNP5 Vol 1. Berikut contoh masukan spesifikasi material beton kontrol (tanpa filler): c m1 c m2 Beton,m p -6.61e p -4.71e p -8.76e p -4.79e p -2.00e p -1.87e p -1.63e p -1.8e p -4.12e p -2.20e-3 udara,m p 9.74e p 3.64e-5

25 Membuat Input Program Satu sampel uji memiliki satu bentuk input program. Hal ini tidak bisa disamakan karena tiap sampel memiliki karakteristik data material, ketebalan, dan massa jenis yang berbeda-beda. Input program MCNP5 disusun dengan urutan: Title Cards Cell Cards [Block 1] blank line delimiter Surface Cards [Block 2] blank line delimiter Data Cards [Block 3] blank line terminator {optional} Memproses Input dan Membaca Output Input diproses dan menghasilkan output. Output yang didapat berupa data intensitas/flux foton di permukaan depan dan belakang sampel. Data dikumpulkan berdasarkan filler dan ketebalan masing-masing. Menentukan Koefisien Atenuasi Data diolah menggunakan Microsoft Excel untuk dicari perbandingan intensitas akhir dan awal (I/Io) serta koefisien atenuasi massa dan linier bahan. 13 HASIL DAN PEMBAHASAN Perisai Sinar-x/Gamma Eksperimen Sampel perisai sinar-x/gamma terdiri dari 6 buah Beton+Co, 6 buah Beton+Cr, 6 buah Beton+Mg, 6 buah Beton+Baja Paduan, serta 6 buah Beton kontrol tanpa filler sebagai referensi. Massa Jenis Massa jenis mempengaruhi besar koefisien atenuasi massa. Semakin besar nilai massa jenis, maka kemampuan bahan dalam meyerap radiasi akan semakin baik. Pengukuran massa jenis hanya dilakukan pada tiga variasi ketebalan di tiap variasi filler, yaitu pada ketebalan 2 mm, 4 mm, dan 8 mm. Massa jenis pada ketebalan 6 mm, 10 mm, dan 12 mm dihitung berdasarkan persamaan: Keterangan: = massa jenis (g/cm 3 ) m = massa (g) v = volume (cm 3 ) (3) Hasil pengukuran dan perhitungan massa jenis tiap sampel ditunjukkan pada Tabel 1. Data pengukuran dan perhitungan menunjukkan bahwa massa jenis terbesar dimiliki oleh sampel Beton+Mg dengan nilai gr/cm 3. Selanjutnya

26 14 yaitu Beton+Cr dengan gr/cm 3, Beton+Co gr/cm 3, Beton+Baja Paduan gr/cm 3, dan beton kontrol tanpa filler gr/cm 3. Nilai massa jenis yang didapatkan tidak sesuai dengan urutan nomor atom maupun nomor massa filler yang digunakan (Gambar 7), hal ini diduga karena tidak meratanya campuran beton saat diletakkan kecetakan sehingga terdapat rongga-rongga kosong, ataupun terbuang saat proses pengadukan. Meskipun tidak berurutan secara teori, kelima sampel tersebut termasuk dalam kelas beton berat (massa jenis >2500 kg/m 3 ) yang biasa digunakan untuk menahan radiasi 30 meski dalam pembuatannya tidak menggunakan agregat kasar. Sebagai contoh, shielding beton yang digunakan untuk dinding ruang radiodiagnostik harus memiliki kerapatan minimum 2.2 gr/cm 3 dengan tebal 20 cm. 31 Tabel 1 Massa jenis sampel perisai sinar-x/gamma pada tiap ketebalan Massa Jenis (gr/cm 3 ) Ketebalan Beton+Baja (cm) Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mg Paduan Rata-rata (gr/cm3) Massa Jenis Beton Beton+Baja Paduan Beton+Co Beton+Cr Beton+Mg Gambar 7 Perbandingan massa jenis tiap sampel perisai sinar-x/gamma Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Berdasarkan Tabel 2 dapat dilihat bahwa semakin tebal sampel semakin kecil perbandingan I/Io, apapun filler yang digunakan. Hal ini menjelaskan bahwa besar ketebalan berbanding terbalik dengan perbandingan I/Io. Semakin tebal bahan, semakin kecil intensitas radiasi yang mampu melewati bahan karena energi foton telah terserap seiring dengan bertambahnya ketebalan.

27 15 Tabel 2 Perbandingan intensitas akhir dan awal perisai sinar-x/gamma eksperimen I/Io Ketebalan Beton+Baja (mm) Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mg Paduan Perbandingan I/Io sampel Beton+Co dengan Beton kontrol tanpa filler dapat dilihat pada Gambar 8. Kedua sampel menunjukkan bentuk eksponensial negatif dari pengaruh ketebalan terhadap perbandingan I/Io. Pada ketebalan 6 mm, I/Io Beton kontrol memiliki nilai yang sedikit lebih tinggi dari yang seharusnya, jika dibandingkan dengan ketebalan 2 mm dan 4 mm. Perbedaan ini menyebabkan bentuk grafik pengaruh ketebalan terhadap I/Io Beton kontrol tidak berbentuk eksponensial menurun sempurna. Beton+Co memiliki rasio I/Io lebih rendah dibandingkan dengan Beton kontrol. Hal ini menunjukkan bahwa cobalt dapat membantu penyerapan foton lebih baik jika dibandingkan dengan Beton kontrol tanpa tambahan filler. Grafik pengaruh ketebalan terhadap perbandingan I/Io Beton+Cr menunjukkan bentuk eksponensial menurun yang kurang sempurna (Gambar 9). Pada ketebalan 8 mm nilai I/Io Beton+Cr memiliki nilai yang lebih tinggi dibandingkan nilai yang seharusnya, jika dilihat dari nilai I/Io pada ketebalan 6 mm. Perbedaan ini dapat terjadi karena chromium yang digunakan tidak berbentuk serbuk halus, melainkan butiran-butiran kecil. Hal ini dapat menyebabkan kurang akuratnya pengukuran intensitas menggunakan densitometer, karena pada film hasil penembakan terlihat titik-titik putih (chromium) yang tidak merata pada sampel. Meski begitu, Beton+Cr memiliki nilai rasio I/Io yang lebih rendah dibandingkan Beton kontrol pada tiap variasi ketebalan. Hal ini menunjukkan bahwa pencampuran chromium pada beton dapat membantu penyerapan radiasi lebih banyak dibandingkan beton kontrol tanpa filler. Gambar 10 menunjukkan perbandingan rasio I/Io Beton kontrol tanpa filler dan Beton+Mn. Sama seperti sampel sebelumnya, grafik pengaruh ketebalan terhadap rasio intensitas akhir dan awal (I/Io) kedua sampel tidak berbentuk kurva eksponensial negatif secara sempurna. Meski nilai I/Io Beton+Mn dengan ketebalan 4 mm lebih rendah dibandingkan nilai I/Io Beton+Mn ketebalan 2 mm, Beton+Mn pada ketebalan 4 mm masih terlihat terlalu tinggi jika dibandingkan dengan nilai I/Io dari ketebalan 2 mm. Nilai I/Io yang lebih tinggi menunjukkan bahwa nilai intensitas radiasi yang dapat melewati Beton+Mn ketebalan 4 mm lebih banyak dibandingkan yang seharusnya. Secara keseluruhan, pada tiap ketebalan, rasio I/Io Beton+Mn lebih kecil dibanding rasio I/Io Beton kontrol

28 16 tanpa filler. Hal ini menunjukkan bahwa campuran mangan pada beton dapat membantu penyerapan foton sinar-x/gamma. Jika dilihat dari perbandingan rasio I/Io (Gambar 11), grafik Beton+Baja Paduan memiliki jarak yang paling jauh dengan Beton kontrol dibandingkan dengan beton ber-filler lainnya. Nilai I/Io Beton+Baja paduan juga memiliki grafik yang tidak berbentuk eksponensial menurun secara sempurna namun berada di bawan nilai I/Io Beton kontrol tanpa filler. Secara umum, berdasarkan perbandingan grafik I/Io, dapat dikatakan bahwa Beton+Baja paduan memiliki kemampuan tertinggi dalam menyerap radiasi sinar-x/gamma. I/Io Beton+Co Ketebalan (cm) Beton Beton+Co Gambar 8 Perbandingan rasio intensitas akhir dan awal beton dan Beton+Co Beton+Cr I/Io Ketebalan (cm) Beton Beton+Cr Gambar 9 Perbandingan rasio intensitas akhir dan awal beton dan Beton+Cr

29 17 I/Io Beton+Mn Ketebalan (cm) Beton Beton+Mn Gambar 10 Perbandingan rasio intensitas akhir dan awal Beton dan Beton+Mn Beton+Baja Paduan I/Io Ketebalan (cm) Beton Beton+Baja Paduan Gambar 11 Perbandingan rasio intensitas akhir dan awal Beton dan Beton+ Baja Paduan Koefisien Atenuasi Nilai koefisien atenuasi linier yang didapat masing-masing filler tidak konstan pada tiap ketebalan (Tabel 3). Perbedaan massa jenis menjadi salah satu penyebab perbedaan nilai koefisien atenuasi. Nilai rata-rata terbesar dimiliki oleh sampel Beton+Baja Paduan dengan nilai cm -1, selanjutnya Beton+Co dengan cm -1, Beton+Mn cm -1, Beton+Cr cm -1, dan terakhir beton kontrol tanpa filler dengan nilai cm -1. Urutan koefisien atenuasi yang didapat (Tabel 4) sesuai dengan urutan nomor atom, dimana nomor atom Co = 27 > Mn = 25 > Cr = 24. Komposisi baja paduan pun terdiri dari campuran unsur dengan nomor atom besar diantaranya Fe = 26, Ni = 28, Cr = 24, Mn = 25, Nb = 41. Beton kontrol memiliki koefisien

30 18 atenuasi linier terendah karena tidak memiliki campuran unsur tambahan dengan nomor atom besar. Semakin besar nomor atom menunjukkan bahwa semakin banyak elektron dalam unsur tersebut, sehingga semakin banyak pula interaksi antara sinar-x/gamma dengan materi (elektron). Semakin banyak interaksi yang terjadi, energi foton dari radiasi sinar-x/gamma akan semakin melemah sehingga sampel memiliki kemampuan yang baik dalam menyerap radiasi. Mengacu pada data perbandingan I/Io eksperimen (Tabel 2) dapat dilihat bahwa pada ketebalan yang sama, sampel dengan nilai I/Io terkecil memiliki koefisien atenuasi terbesar (Tabel 3). Hal ini menjelaskan kembali bahwa koefisien atenuasi mengacu pada kemampuan bahan dalam menahan radiasi. Semakin kecil intensitas akhir yang melewati sampel, semakin kecil nilai I/Io dan semakin besar koefisien atenuasi sampel tersebut. Tabel 3 Koefisien atenuasi linier perisai sinar-x/gamma eksperimen Koefisien Atenuasi linier ( (cm -1 )) Ketebalan (cm) Beton+Baja Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mn Paduan Rata-rata Tabel 4 Urutan sampel dengan koefisien atenuasi linier terbesar Sampel Koef. Atenuasi Linier (cm -1 ) Beton+Baja Paduan Beton+Co Beton+Mn Beton+Cr Beton Perisai Sinar-x/Gamma Komputasi Sampel perisai sinar-x/gamma komputasi terdiri dari 6 buah Beton+Co, 6 buah Beton+Cr, 6 buah Beton+Mg, 6 buah Beton+Baja Paduan, serta 6 buah Beton kontrol tanpa filler sebagai referensi. Data massa jenis dan material bahan didapatkan dari hasil pengukuran dan karakterisasi SEM EDS. Energi foton yang digunakan dalam perhitungan komputasi yaitu MeV dan MeV.

31 19 Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Tabel 5 Perbandingan intensitas akhir dan awal perisai sinar-x/gamma komputasi dengan energi MeV I/Io Ketebalan (cm) Beton+Baja Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mn Paduan Tabel 6 Perbandingan intensitas akhir dan awal perisai sinar-x/gamma komputasi dengan energi MeV I/Io Ketebalan (cm) Beton+Baja Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mn Paduan Intensitas foton sinar-x/gamma yang mengenai sampel bergantung pada panjang gelombang atau energi yang digunakan. Pada pengujian secara eksperimen, panjang gelombang foton tidak diketahui. Maka pada perhitungan komputasi dilakukan dua kali pengujian dengan energi yang berbeda untuk dapat mengetahui rentang panjang gelombang serta perbandingan intensitas dan koefisien atenuasi setelah melewati sampel. Data perbandingan I/Io dengan energi dapat dilihat pada Tabel 5. Jika dibandingkan dengan data I/Io eksperimen (Tabel 2), sebagian besar data I/Io komputasi dengan energi foton MeV memiliki nilai yang lebih kecil. Nilai I/Io yang lebih kecil menjelaskan bahwa intensitas radiasi yang mampu diserap bahan lebih banyak dibandingkan dengan data eksperimen. Maka dapat dikatakan bahwa sampel dapat menahan radiasi dengan lebih baik jika energi foton yang digunakan MeV. Jika dilihat dari variasi ketebalan, semakin tebal sampel semakin kecil perbandingan I/Io nya karena energi foton telah terserap seiring dengan bertambahnya ketebalan. Berbeda dengan data pada Tabel 5, perbandingan I/Io sampel dengan energi MeV (Tabel 6) memiliki nilai yang lebih besar dari data I/Io eksperimen (Tabel 2). Hal ini menunjukkan bahwa intensitas radiasi yang mampu

32 20 menembus bahan lebih banyak dibandingkan dengan hasil uji eksperimen. Sampel menunjukkan kinerja yang kurang baik jika menggunakan energi foton MeV dibandingkan energi foton yang digunakan saat eksperimen. Perbandingan masing-masing I/Io tiap sampel saat diuji dengan energi yang berbeda dapat dilihat pada Gambar 12. Data I/Io eksperimen maupun komputasi memiliki bentuk eksponensial negatif meskipun tidak sempurna, sesuai dengan literatur. Kelima sampel menunjukkan urutan grafik yang sama. Data I/Io tertinggi dimiliki oleh energi foton MeV, kemudian data eksperimen, dan terakhir data I/Io dengan energi foton MeV. Gambar 12 Perbandingan I/Io perisai sinar-x/gamma dengan variasi energi Koefisien Atenuasi Tabel 7 Koefisien atenuasi linier perisai sinar-x/gamma komputasi dengan energi foton MeV Koefisien Atenuasi linier (µ (cm -1 )) Ketebalan (cm) Beton+Baja Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mn Paduan Rata-rata

33 Tabel 8 Koefisien atenuasi linier perisai sinar-x/gamma komputasi dengan energi foton MeV Koefisien Atenuasi linier (µ (cm -1 )) Ketebalan (cm) Beton+Baja Beton Beton+Co Beton+Cr Beton+Mn Paduan Rata-rata cm -1 Perbandingan Koefisien Atenuasi Linier Eksperimen dan Komputasi Beton Beton+Mn Beton+Cr Beton+Co Beton+B. Paduan Energi MeV Eksperimen Energi MeV Gambar 13 Perbandingan Koefisien Atenuasi Eksperimen dan Komputasi Data koefisien atenuasi linier hasil komputasi dengan energi MeV dapat dilihat pada Tabel 7. Jika dibandingkan dengan data eksperimen, sampel yang diuji dengan energi foton MeV memiliki koefisien atenuasi linier yang lebih besar. Hal ini menunjukkan kembali bahwa sampel lebih mampu menahan radiasi dengan energi foton MeV dibandingkan dengan energi yang diberikan pada saat uji eksperimen. Maka dari itu dapat disimpulkan bahwa energi foton yang digunakan saat eksperimen lebih besar dari MeV. Berbeda dengan data komputasi sebelumnya, sampel yang diuji dengan energi foton MeV memiliki koefisien atenuasi linier yang lebih kecil (Tabel 8). Hal ini menunjukkan bahwa sampel tidak mampu menahan radiasi sebaik saat pengujian eksperimen. Maka dari itu dapat disimpulkan bahwa energi foton yang digunakan saat eksperimen lebih rendah dari MeV.

34 22 Energi foton mempengaruhi kemampuan bahan dalam menahan radiasi. Semakin besar energi yang dimiliki semakin kuat foton dalam menembus bahan, sehingga koefisien atenuasi bahan menjadi kecil. Perbandingan koefisien atenuasi sampel saat pengujian eksperimen dan komputasi dapat dilihat pada Gambar 13. Koefisien atenuasi linier eksperimen berada di antara kedua data komputasi. Berdasarkan pengujian komputasi dapat diprediksi bahwa energi foton yang digunakan saat eksperimen berada pada rentang MeV MeV. Jika dikonversikan dalam panjang gelombang, foton berada pada rentang 3.751x10-11 m 2.877x10-11 m yang termasuk pada spektrum panjang gelombang sinar-x sekaligus gamma. Perbandingan Kebutuhan Ketebalan Perisai Sinar-X/Gamma Berdasarkan nilai koefisien atenuasi yang telah didapatkan, dapat dihitung ketebalan perisai berdasarkan perbandingan I/Io yang diinginkan. Ketebalan perisai dapat dihitung melalui persamaan 18 : (3) Keterangan: koefisien atenuasi linier(cm -1 ) = intensitas akhir = intensitas awal ketebalan bahan (cm) Sehingga (4) Tabel 9 Ketebalan perisai sinar-x/gamma yang dibutuhkan untuk I/Io = Ketebalan yang dibutuhkan (cm) Sampel Energi MeV Energi saat eksperimen Energi MeV Beton Beton+Mn Beton+Cr Beton+Co Beton+B. Paduan Berdasarkan Tabel 9, untuk perbandingan I/Io = 10-10, dengan energi dan panjang gelombang yang digunakan saat eksperimen, kebutuhan tebal beton dapat diperkecil dengan menambahkan filler pada proses pembuatan beton. Bila Beton kontrol membutuhkan tebal ± cm, Beton+Baja Paduan hanya membutuhkan tebal ± cm, Beton+Co ± cm, Beton+Mn ± cm, dan Beton+Cr ± cm. Jika energi foton yang digunakan MeV, untuk mendapatkan rasio I/Io = 10-10, dibutuhkan tebal beton normal ± cm. Apabila menggunakan

35 campuran filler dengan komposisi yang sama saat eksperimen, maka tebal Beton+Baja Paduan, Beton+Co, Beton+Cr, Beton+Mn berturut-turut adalah ± cm, ± cm, ± cm, dan ± cm. Tebal beton normal dapat diperkecil hingga ±5 cm. Dibutuhkan beton normal dengan ketebalan ± cm untuk menghasilkan rasio I/Io = untuk radiasi sinar-x/gamma dengan energi foton MeV. Namun apabila menggunakan campuran filler dengan komposisi yang sama saat eksperimen, Beton+Baja Paduan memerlukan tebal ± cm, Beton+Co ± cm, Beton+Cr ± cm, dan Beton+Mn ± cm. Perisai Neutron Sampel perisai neutron terdiri dari 3 buah Beton+B 4 C 18%, 3 buah Beton+B 4 C 12%, 3 buah Beton+B 4 C 6%, serta 3 buah Beton kontrol tanpa filler sebagai referensi. Massa Jenis 23 Tabel 10 Massa jenis sampel perisai neutron pada tiap ketebalan Ketebalan Massa Jenis (gr/cm 3 ) (cm) Beton Beton+B 4 C 6% Beton+B 4 C 12% Beton+B 4 C 18% Rata-rata (gr/cm3) Massa Jenis Beton Beton+B4C 6% Beton+B4C 12% Beton+B4C 18% Gambar 14 Urutan Massa Jenis Sampel Perisai Neutron Massa jenis sampel perisai neutron di tiap ketebalan dapat dilihat pada Tabel 10. Sama seperti nilai massa jenis sampel perisai sinar-x/gamma, nilai massa jenis yang didapat tidak konstan di tiap ketebalan meski berasal dari komposisi filler yang sama. Namun, rata-rata massa jenis meningkat seiring

36 24 dengan bertambahnya komposisi filler pada campuran beton. Massa jenis terbesar dimiliki oleh sampel Beton+B 4 C 18% dengan nilai gr/cm 3, selanjutnya Beton+B 4 C 12 % dengan nilai gr/cm 3, Beton kontrol gr/cm 3, dan Beton+B 4 C 6% gr/cm 3 (Gambar 14). Perbandingan Intensitas Akhir dan Awal Perbandingan intensitas akhir dan awal perisai neutron dapat dilihat pada Tabel 11. Beton kontrol tanpa filler memiliki rasio I/Io yang besar, dengan ratarata sekitar 0.9. Hal ini menjelaskan bahwa sampel tidak cukup kuat untuk menahan paparan berkas neutron, dimana intensitas akhir neutron pada sampel hampir sama besar dengan intensitas awal yang diterimanya. Berbeda dengan sampel kontrol, beton yang diberi filler B 4 C memiliki rasio I/Io yang jauh lebih kecil. Beton+B 4 C 18% memiliki I/Io yang paling kecil di tiap variasi ketebalan, selanjutnya Beton+B 4 C 12%, lalu Beton+B 4 C 6%. Perbandingan sampel Beton kontrol dengan Beton+B 4 C dapat dilihat pada Gambar 15. Ketiga beton dengan komposisi filler B 4 C yang berbeda memiliki rasio I/Io jauh di bawah Beton kontrol. Semakin besar persentase penambahan B 4 C, semakin kecil rasio I/Io sampel. Hal ini menunjukkan bahwa penambahan B 4 C pada campuran Beton mampu mengurangi intensitas akhir radiasi pada sampel. Tabel 11 Perbandingan intensitas akhir dan awal perisai neutron I/Io Ketebalan (cm) Beton+B Beton 4 C Beton+B 4 C Beton+B 4 C 6% 12% 18% Beton+B4C 6% I/Io Ketebalan (cm) Beton Beton+B4C 6% (a)

37 25 I/Io Beton+B4C 12% Beton Beton+B4C 12% Ketebalan (cm) (b) I/Io Beton+B4C 18% Beton Beton+B4C 18% Ketebalan (cm) (c) Gambar 15 Perbandingan rasio intensitas akhir dan awal (a) Beton dan Beton+B 4 C 6%, (b) Beton dan Beton+B 4 C 12%, (c) Beton dan Beton+B 4 C 6%. Koefisien Atenuasi Tabel 12 menampilkan data koefisien atenuasi linier sampel perisai neutron. Sama seperti sebelumnya, data koefisien atenuasi yang didapat tidak konstan pada tiap variasi ketebalan. Hal ini terjadi karena perbedaan massa jenis yang dimiliki sampel. Koefisien atenuasi linier terbesar dimiliki oleh sampel Beton+B 4 C 18% dengan nilai cm -1, selanjutnya Beton+B 4 C 12% dengan nilai cm -1,

38 26 Beton+B 4 C 6% dengan nilai cm -1, dan terakhir Beton kontrol tanpa filler dengan nilai cm -1. Besarnya perbedaan koefisien atenuasi antara Beton kontrol dengan Beton+B 4 C menunjukkan bahwa B 4 C sangat berpengaruh terhadap penyerapan berkas neutron. Tabel 12 Koefisien atenuasi linier perisai neutron Koefisien Atenuasi linier (µ (cm -1 )) Ketebalan (mm) Beton+B Beton 4 C Beton+B 4 C Beton+B 4 C 6% 12% 18% Rata-rata Tabel 13 Urutan koefisien atenuasi linier terbesar perisai neutron Sampel Koefisien Atenuasi Linier (cm -1 ) Beton+B 4 C 18% Beton+B 4 C 12% Beton+B 4 C 6% Beton Perbandingan Kebutuhan Ketebalan Perisai Neutron Tabel 14 Ketebalan perisai neutron yang dibutuhkan untuk I/Io = Sampel Ketebalan (cm) Beton Beton+B 4 C 6% Beton+B 4 C 12% Beton+B 4 C 18% Melalui persamaan yang telah dijelaskan sebelumnya, kebutuhan tebal perisai radiasi dapat dihitung berdasarkan nilai koefisien atenuasi yang telah diketahui sebelumnya. Tabel 14 menunjukkan perbandingan kebutuhan tebal perisai dari masing-masing sampel perisai neutron untuk memenuhi rasio I/Io = Apabila intensitas akhir yang diinginkan adalah dari intensitas awal, dengan energi neutron yang sama saat eksperimen, maka Beton kontrol tanpa filler membutuhkan tebal sekitar 200 cm atau 2 m. Bila beton yang digunakan dicampur dengan B 4 C 6%, maka ketebalan yang dibutuhkan ± cm. jika komposisi B 4 C ditambah menfjadi 12% maka tebal yang dibutuhkan ± cm dan jika B 4 C 18% tebal beton yang dibutuhkan ± cm. Komposisi B 4 C

39 dalam campuran beton sangan berpengaruh pada kebutuhan tebal beton dalam menahan radiasi. 27 SIMPULAN DAN SARAN Simpulan Beton yang dicampur dengan filler Co, Cr, Mn, dan Baja Paduan memiliki kinerja yang lebih baik dalam menahan radiasi sinar-x/gamma dibandingkan dengan beton kontrol tanpa filler, ditunjukkan dari perbandingan I/Io yang lebih kecil serta koefisien atenuasi linier yang lebih besar. Kemampuan perisai berbanding terbalik dengan energi foton yang digunakan. Semakin besar energi foton yang digunakan, semakin besar perbandingan I/Io sampel dan lebih kecil koefisien atenuasinya. Beton yang dicampur dengan B 4 C memiliki kinerja yang lebih baik dibandingkan dengan beton kontrol tanpa filler, hal ini juga ditunjukkan dari perbandingan I/Io yang lebih kecil serta koefisien atenuasi linier yang lebih besar. Semakin besar persentase B 4 C dalam komposit beton, semakin baik kemampuan sampel dalam menahan radiasi neutron. Saran Perlu dilakukan perawatan beton pasca pembuatan, pengujian dalam waktu berdekatan, dan penggunaan bahan dasar dengan bentuk yang seragam untuk mendapatkan hasil yang lebih baik, serta diperlukan perhitungan lebih lanjut untuk mengetahui dosis yang dapat mengenai objek dibalik perisai. DAFTAR PUSTAKA 1. Fauziah F F, Juswono U P, Herwiningsih S Pengaruh Pemberian Buah Manggis, Buah Sirsak, dan Kunyit Terhadap Kandungan Radikal Bebas pada Daging Sapi yang Diradiasi dengan Sinar Gamma. Physics Student Journal. 1(1): Putra H, Satyarno I, Wijatna A B Penggunaan Pasir Besi Dari Kulon Progo Dengan Berat Jenis 4,311 Untuk Mortar Perisai Radiasi Sinar Gamma. Forum Teknik Sipil. 18(3): Safitri E Beton Sebagai Perisai Radiasi Neutron Cepat. Media Teknik Sipil. 6(1): Peraturan Pemerintah Republik Indonesia No. 63 Tahun 2000 tentang Keselamatan dan Kesehatan Terhadap Pemanfaatan Radiasi Pengion. 5. Netting Ruth The Electromagnetic Spectrum: Gamma Ray. NASA [Internet]. [diunduh 2016 Nov 22]. Tersedia pada 6. Openstax College College Physics Textbook Equity Edition Volume 2 of 3: Chapter Rice University: Houston. 7. Mayo B The Everyday Physics of Hearing and Vision [Internet]. [diunduh 2016 Nov 28]. Tersedia pada

40 28 8. Halmshaw Industrial radiology: Theory and Practice 2 nd Edition. Chapman & Hall: London. 9. Bushong C S Radiologic Science for Technologists: Physics, Biology, and Protection. Elsevier: St. Louis. 10. Flickenger Rob Channels used in b/g [Internet]. [diunduh 2016 Nov 28]. Tersedia pada Demtroder W Atoms, Molecules, and Photons. Springer: Berlin 12. [Arpansa] Australian Radiation Protection and Nuclear Safety Agency Radiation Protection: X-rays [Internet]. [diunduh pada 2016 Nov 28]. Tersedia pada [CMNA] Canada Metal North America A Guide to The Use of Lead For Radiation Shielding [Internet]. [diunduh 2016 Nov 7]. Tersedia pada Permana Sidik Energi Nuklir dan Kebutuhan Energi Masa Depan [internet]. [diunduh pada 2017 Jun 6]. Tersedia pada: ansn.bapeten.go.id/ 15. Yazid Pyrwanto Ilham Perhitungan Spektrum Energi Fluks Neutron Reaktor TRIGA 2000 Bandung. Jurnal Sains dan teknologi Nuklir Indonesia. 4(3): [BATAN] Batan Teknologi Nuklir Nasional. Interaksi Radiasi dengan Materi (Proses Dasar) [Internet]. [diunduh 24 Mei 2017]. Tersedia pada http Rahmawati Atika Pengkajian Koefisien Atenuasi Massa Material Pada Proses Hamburan Compton dengan Menggunakan Simulasi yang Berbasis Bahasa Pemrograman Delphi 7.0. [skripsi]. Surakarta (ID): Universitas Sebelas Maret. 18. Sutiarso, Setiawan, Suyatno Radiografi neutron: Teknik Komplementer dari Radiografi Sinar-X Untuk Uji Tak Rusak Produk Industri [internet] Nov 4; Serpong, Indonesia. Tangerang Selatan (ID): Batan; hlm 31-35; [diunduh 2017 Jun 6]. Tersedia pada: M Fadila, Sutiarso, Juliyani Pemanfaatan Teknik Radiografi Neutron Untuk Uji Tak Rusak Komponen-komponen Elektrik [Internet] Okt 31; Yogyakarta, Indonesia. Yogyakarta (ID): STTN-BATAN & PTAPB-BATAN ; [diunduh 2017 Jun 6]. Tersedia pada: Mulyono T Teknologi Beton. Penerbit Andi: Yogyakarta. 21. Mc Cormac J C Desain Beton Bertulang Edisi Kelima Jilid Pertama. Penerbit Erlangga: Jakarta. 22. Siregar S M Pemanfaatan Kulit Kerang dan Resin Epoksi Terhadap Karakteristik Beton Polimer [Tesis]. Medan (ID): Universitas Sumatera Utara. 23. Aryandi Sanjaya Pemanfaatan Abu Batu Stone Crusher Terhadap Karakteristik Beton Polimer dengan Bahan Resin Epoksi. Digital Repository Unila [Internet]. [diunduh 2016 Nov 22]. Tersedia pada: [PUPR] Kementrian Pekerjaan Umum dan Perumahan Rakyat Republik Indonesia Spesifikasi Agregat Ringan Untuk Beton Ringan Struktural. Badan Standar Nasional Indonesia [Internet]. [diunduh 2016 Nov 22]. Tersedia pada:

41 25. Suarnita I W Karakteristik Beton Ringan dengan Menggunakan Tempurung Kelapa sebagai Bahan Pengganti Agregat Kasar. SMARTek. 8(1): Anonim Interaction of Gamma with Matter [Internet]. [diunduh pada 2016 Nov 28]. Tersedia pada Domanus J.C Pratical Neutron Radiography. Dordrecht/Boston/London: Kluwer Academic Publisher. 28. X-5 Monte Carlo Team MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code Version 5 Volume I: Overview and Theory. National Laboratory: Los Angeles. 29. Rohman B Koefisien Reaktivitas Temperatur Bahan Bakar Reaktor Kartini. Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia. 10(2): Bahar Suardi, Al Fata Nur, Suhada Rahman, Kurniawati Enny Pedoman Pekerjaan Beton. Jakarta: Biro Enjiniring PT. Wijaya Karya. 31. BAPETEN Pedoman Layanan Perizinan Radiodiagnostik dan Intervensional. Direktorat Perizinan Fasilitas Kesehatan dan Zat Radioaktif [Internet]. [diunduh 2017 Mei 24]. Tersedia pada: 29

42 30 Lampiran 1 Diagram Alir Penelitian Mulai Karakterisasi bahan dasar menggunakan SEM-EDS Pembuatan Beton Input MCNP5 Penembakan Sinar Gamma/Sinar-x dan Neutron Pencucian Film Proses Pengukuran Intensitas Perhitungan Koefisien Atenuasi Output Analisa Hasil Eksperimen dan Simulasi Selesai

43 31 Lampiran 2 Hasil Analisis SEM EDS Semen

44 32 Pasir

45 Chromium 33

46 34 Cobalt

47 Mangan 35