STUDI RADIASI LA TAR BELAKANG SINAR GAMMA DI LABORA TORIUM SEDIMENTOLOGI, P3TIR, BA TAN DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA

Transkripsi

1 Risalah Pertem/Jan Ilmiah Pene/itian dan Pengembangan AplikasiJsotop dan RadiaSl; 2tXJf STUDI RADIASI LA TAR BELAKANG SINAR GAMMA DI LABORA TORIUM SEDIMENTOLOGI, P3TIR, BA TAN DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA Ali Annan Lubis, Barokah Aliyanta, dan Darntan Puslitbang Teknologi lsotop dan Radiasi, BATAN, Jakarta ABSTRAK STUDI RADIASI LATAR BELAKANG SINAR GAMMA DI LABORATORIUM SEDIMENTOWGJ, P3Tm, BATAN, DENGAN SPEKTROMETRI GAMMA. Telah dilakukan pengukuran mdiasi latar belakang sinal gamma di Laboratorium Sedimentologi, gedung SDAL, P3TIR, BATAN menggunakan spektrometer gamma. Pengukuran dilakukan tanpa shielding dengan rentang energi dati 50 key sarnpai 1500 key. Radiasi yang terukur berasal dari radionuklida alarn dan buatan dengan 32 puncak energi. Radionuklida alarn adalah dari deret Uranium, deret Thorium dan ~ dengan laju dosis masing-masing yaitu 12,510:t0,980, 36,408:t3,243, 9,455:lO,016 nsv/hari sedang radionuklida buatan adalah dati 6OCO dengan laju dosis 0,136:1:0,078 nsv/hari. ABSTRACT me STUDY OF RADIAllON OF GAMMA-RAY BACKGROUND AT SEDIMENTOWGY LABORATORlUM, P3TIR, BATAN, USING GAMMA SPECTROMETRY. The measlu-ement of backgrowld radiation of gamma-ray has been done at Sedimentology Laboratory, SDAL building, P3TIR, BATAN using gamma spectrometer. The measurement was done without shielding with the range of energy between 50 key and 1500 key. The identified radiations are coming from environmental radionuclide and man-made mdionuclide as well with 32 energy peaks. The environmental radionuclides are from Uranium series, Thorium series, and ~ having dose mte of ::tO.980, :t3.243, 9.455::tO.016 nsv/day, respectively, whilst man-made radionuclide is 6OCo having dose mte ofo.136i{).078 nsv/day. PENDAHULUAN Pengukurnn sinar gamma yang dipancarkan oleh suatu mdionuklida memerlukan suatu kondisi tertentu pada laboratorium tempat pengukuran, khususnya untuk mdionuklida alam yang biasanya mempunyai aktivitas yang sangat rendah. Persyamtan kondisi laboratorium untuk pengukurnn radionuklida alam antam lain adalah adanya shielding untuk mengumngi pengamh mdiasi sinar cosmik, dan mdiasi dari mdionuklida alam yang bemsal dari dinding dan lantai; detektor dengan efisiensi dan resolusi tinggi, yang dilengkapi dengan peralatan elektronik yang sesuai; dan laboratorium bebas debu untuk mengurangi kontribusi dari gas mdon. Akan tetapi untuk pengukuran sampel aktif (basil aktivasi) yang biasanya memiliki aktivitas yang cukup tinggi jika dibandingkan dengan aktivitas mdionuklida alam. persyamtan tersebutidak mutlak diperlukan. Spektrometer gamma di Laboratorium Sedimentologi SD AL digunakan secam rutin untuk mengukur kandungan logam-logam dengan metode analisis pengaktifan neutron (Neutron Activation Analysis), disamping itu dilakukan juga pengukuran mdionuklida alam pemancar gamma pada sampel tanah, sedimen clan lingkungan. Pengukuran radiasi latar belakang dilakukan secara rutin setiap sebulan sekali untuk memonitor fluktuasi latar belakang yang terjadi dan untuk pemutakhiran data. Setiap pengukuran sampel yang dilakukan, hasilnya selalu dikurangi dengan besarnya mdiasi latar belakang pengukumd yang terbam pada energi yang salna. Radiasi latar belakang yang acta di lingkungan berasal dari radionuklida alam dan radionuklida buatan. Radiasi latar belakang berasal dari radiasi sinar cosmik dad radiasi dari radionuklida yang terdapat dalam bumi yaitu yang acta di batu-batuan, tanah dan bahan bangunan. Radionuklida alam tersebut adalah berasal dari Uranimn, Thorium. Actinimn dad anak luruhnya, serta ~. Sedangkan radionuklida buatan berasal dari kegiatanjaktivitas manusia yang menghasilkan suatu radionuklida, misalnya pemanfaatan reaktor nuklir. Diperkirakan bahwa sekitar 85 % radiasi latar belakang tersebut berasal dari radionuklida alam, sedangkan sisanya berasal dari radionuklida buatan [1]. Besamya persentase radionuklida alam tersebut sangat mempengarohi dalam pengukuran sampel sehingga perlu dipelajari keberadaan dan kontribusinya terntama untuk mengeliminasi pengaruh latar belakang dalam pengukuran sampel tersebut. Manfaat lain adalah untuk mengetahui kadar dcm paparan radiasi dari masingmasing radionuklida dalam kaitannya terhadap kualitas lingkungan. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui jenis dail besamya radiasi latar belakang sinar ganuna dalam kaitannya terhadap pengukuran smnpel, laju dosis radiasi dad kualitas lingkungan di Laboratorimn Sedimentologi. TATAKERJA Pengukuran sinar gamma lingkungan baik radionuklida alam lnaupun buatan dilaktikan dengan 117

2 ~dimana: ~ Risalah Peltemuan Ilmiah Penelitian dan Pengembangan,i(olikasi Isotop dan Radias~ 200 t menggunakan detektor kemumian tinggi (High Pure Germanium, HPGe). Resolusi detektor adalah 2.1 key pacta energi 6OCO 1332,5 key, volwne aktif57,506 cm3 dan efisiensi 10 % relatif terlmdap Na1(Tl) 3x3". Sebelwn dilakukan pengukuran radiasi lingkungan, terlebih dahulu detektor dikalibrasi terhadap energi dengan menggunakan sumber titik standar 152Eu dengan aktivitas 0,22 j.1ci :!: 2,5 % (17 juni 1994) yang dibuat oleh Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir (p3krbin), BATAN. Selanjutnya dilakukan kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar yang sarna pacta jarak 25 cm diatas detektor. Pemilihan sumber standar 152Eu karena sumber tersebut memiliki 10 puncak energi gamma dengan rentang energi dati 120 key sampai 1408 key. Hal ini sesuai dengan karakteristik detektor yang mempunyai rentang energi dari 50 key sampai 1500 key, sehingga sumber l52eu dapat mewakili seluruh rentang energi yang acta. Ketika dilakukan pengukuran radiasi latar belakang, maka yang terukur adalah radiasi yang berasal dari atas dan sarnping (setengah bola = 27t), sedangkan kalibarasi efisiensi YaIlg dilakukan hanya dati satu arab (tegak lurus detektor), lnaka terlebih dalmlu dilakukail koreksi efisiensi. Koreksi efisiensi dilakukan dengan meletakkan swuber 152Eu pacta posisi 0, 15, 30,..., 180 (27t). Radiasi latar belakang diukur selarna 24 jam tanpa shielding. SUlnber Daya Alam dan Lingkungan menggunakan detektor semikonduktor HPGe di tunjukkan pacta Gambar 2 sampai dengan Gambar 4. Pengukuran dilakukan selama 24 jam dad diperoleh 32 buah puncak spektrum yang terdiri dari 9 radionuklida. Radionuklida tersebut adalah 22~ 228 Ac 212Pb 214Pb Bi,,,,,, 212Bi, 6OCO, dad 4~. Masing-masing puncak spektnun telah diberi label sesuai dengan energinya seperti terlihat pacta Gambar 2 sampai Gambar 4. Berdasarkan sumber radiasi maka radionuklida dapat digolongkan atas radionuklida alam dan radionuklida buatan. Radionuklida alam yang dapat terdeteksi adalah berasal dati deret uraniulll yaitu 22~, 214Pb, 214Bi dan deret thoriulll yaitu 228 Ac, 212Pb, 20811, 212Bi serta ~, sedang radionuklida buat.,l11 yang terdeteksi adalah 60CO. Kemungkinan 60CO berasal dati kegiatan radiografi atau sumber lain yang mungkin berada di sekitar lokasi, sedangkan radionuklida alam yang terukur adalah berasal dari sinar koslnik, tanah dandinding di sekitar. Analisis kuantitatif dilakukan setelah memperoleh jenis radionuklida yang terukur. Faktor koreksi efisiensi diperoleh sebesar 0,89 yaitu rata-rata dari pengukuran efisiensi detektor dengan posisi sumber dari 0,15,..., 180 (2n). Besarnya aktivitas masing-masing radionuklida dapat dihitung dengan menggunakan persarnaan sebagai berikut: BASIL DAN PEMBAHASAN A= N Eff.Fk.Py (4) Hasil kalibrasi energi terhadap nomor salur pacta detektor HPGe adalah : dimana A = aktivit.'ls (Bq). N = cacallan per detik (cps). E = 4,95 + O,36*Ch (r = 1) (1) EfI = efisiensi detektor. Py = probabilitas sinar gamma. dimana, E = Energi (key) Fk = Faktor koreksi efisiensi (=0,89) Ch = Nomor salur. Nilai penyimpangan (deviasi standar) Efisiensi detektor dengan swnber 152Eu dapat dihitung berdasarkan persmnaan; pengukuran dengan tingkat kepercayaan 95 % (10-) dihitung berdasarkan persamaan 5. Sedangkan barns deteksi terendah (Low Level Detection, LLD) dari alat N pada percobaan ini dihitung berdasarkan persamaan 6, E ff = -:;-;;- (2) dengan tingkat kepercayaan 95 %. dimana Eff = efisiensi detektor N = cacalmn per -detik A = Aktivitas sumber pada saat pengukuran Py = Probabilitas sinar gamma. ~N N a = -!!-+~ In Ib (5) Hasil kalibrasi efisiensi detektor ditampilkan pacta Gambar 1 dengan persalnaail regresi eksponensial sebagai berikut; Eff= 15,18*E-1,Oll (r= 0,95) (3) dimana E, = Energi (key) r = koefisien regresi eksponensial Basil pengukuran radiasi latar belakang sinar gamma di Laboratorimn Sedimentologi, gedung bidang LW = 4,66E (6) Eff.Pr NndanNb = laju cacah bersih (cps) dan law tn dan tb belakang (cps) = waktu pencacahan (detik) Hasil perhitungan aktivitas dari lnasing-masingradionuklid dengan penyimpangan (deviasi standar)dan barns deteksi terendah dari alat dicantmnkan padatabell. 118

3 Risalah Pertemual/ Ilmiah Penelilian dan Pengembangan Aplikasi Isolop dan Radias~ ZOO 1 Laju dosis radiasi dihitung berdasarkan persanlaan (7)(1,3). dosis yang ditetapkan oleh UNSCEAR. Besarnya laju dosis dari UNSCEAR tersebut berdasarkan pengukuran radiasi dengan menggllliakan model Annual Gonadal Dose E~uivalent (AGDE) untuk gedung atau rumah tinggal (. dirnana <\I = densitas fluks (photon/detik.cm2) 0"1 = koefisien absorpsi linier (cm-l) p = densitas media. (gr/cm3) E = Energi dalaill satuan MeV. Densitas media adalall densitas udara yaitu 0,001293gr/cm3 dengan komposisi 78,04 % nitrogen, 21,02 % oksigen dan 0,94 % argon. Fluks radionuklida adalah merupakan jumlah photon (sinar ganuna) perdetik persatuan luas permukaan. Karena pengukuran besamya radiasi latar belakang adalall di sekitar detektor sehingga luas pennukaan adalall besamya permukaan detektor. Dimensi detektor yang berbentuk silinder (coaxial) adalah diameter 4,48 cm dan tinggi 3,65 Cffi, sehingga luas pennukaan detektor dari dua sisi alas dan samping (21t) adalah 67,lcm2. Koefisien absorpsi total didapat dari literatuf3) yaitu merupakan pelljumlallail dari koefisien absorpsi efek fotolistrik, Compton dan produksi pasangan. Koefisien tersebut bergantung pacta besamya energi dan media yang dilalui atau yang digunakan. Dalaln percobaan ini, besamya energi yang digunakall adalall pacta rentang 50 key salnpai 1500 ke V sesuai dengall karakteristik detektor sedangkan media perantara adalah udara. Besamya koefisien absorpsi total sebagai fungsi energi ditunjukkan pacta Gambar 5(3). Hasil dari perhitungan nlasing-masing aktivitas, fluks, koefisien absorpsi dan laju dosis radiasi dari setiap energi (radionuklida) ditampilkan di Tab'el 1. Laju dosis dari masing-masing radionuklida berdasarkan pengelompokan deret uranium, deret thorium, 4~ dan 60CO dad jumlah total dicantumkan di Tabel 2. Radiasi latar belakang yang terukur dari deret thorium adalah 36,408 nsv/hari, radiasi tersebut berasal dari anak luruh thorium yaitu 228 Ac dengan persentase 83 % dari total deret thorium. Seperti terlil1c1t pacta spektrum Gambar 2 sampai Gambar 4, 228 Ac memiliki 10 puncak energi dan masing-masing energi mempunyai aktivitas dan laju dosis yang cukup besar dengan total 6,972 Bq dad 30,31 nsv/hari. Sementara itu besamya radiasi yang terukur dari deret uranium llallya sekitar 34 % dari deret thorium. Selanjutnya, radionuklida buatan 60CO hanya melniliki aktivitas sebesar 0,02 Bq dan laju dosis 0,136 nsv/hari. Aktivitas dad laju dosis tersebut merupakan yang terkecil dari radionuklida laimlya yang terukur dengan spektrometri ga1ll1na. Dari tabel tersebut dapat dilihat ballwa sekitar 99 % radiasi latar belakang yang terukur adalall berasal dari radionuklida alamo Laju dosis total radiasi latar belakang di laboratorium Sedimentologi P3TIR Batan masih jaull lebih kecil jika dibandingkan dengan laju KESIMPULAN Pengukurnn radiasi latar belakang sinar gamma di gedung bidang Sumber Daya Alarn dan Lingkungan P3TIR Batan dilakukan tanpa shielding dengan spektrometri gainnla diperoleh 9 jenis radionuklida yaitu 226Ra, 228 Ac, 2J2Pb, 214Pb, 2o~1, 214Bi, 212Bi, 60CO, dail 4~. 6OCO tennasuk jenis radionuklida buatan sedangkan yang lainnya adalah radionuklida alarn dari deret uranium, thorium dan ~. Dalarn analisis kuantitatif yaitu besarnya aktivitas setiap radionuklida, nilainya dikalikan dengan faktor koreksi 0,89. Laju dosis radiasi dari masing-masing deret uranium, deret 1l10riwn, ~ dan 6OCO adalah 12,510:tO,980, 36,408:t3,243, 9,455:tO,016, 0,136:tO,078 nsv/hari, sedangkan total laju dosis adalah 58,509:t4,317 nsv/llari. Total laju dosis tersebut lnasih jauh dibawah batas yang ditentukail oleh UNSCEAR yaitu 816,44 nsv/llari. DAFTARPUSTAKA 1. United National Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, Source and effects and risks ofionising radiation, 1988, UN, New York 2. EL-KAMEESY, S.U., ABDEL-W ARAB, M.S., EL- FARAMAWY, N., Nature of Gamma Background Radiation and Dose-Rate in Ain Shams University, Applied Radiation and Isotopes, vol 43, no 10, URQUHART, D.F., The Gamma Ray Spectra of Uranium and Thorium Ores by High Resolution (Ge(Li)) Spectrometry, ANSTO, Januarl EVANS, RD., The Atomic Nucleus, halaman , McGraw-Hill Book Company, New York, FOLDIAK, G., Industrial Application Radioisotopes, Elsevier, ZAIDI, l.r., ARIF, M., AHAMD, S., FATIMA, I., QURESffi, I.R., Determination of Natural Radioactivity in Building Materials Used in The Rawalpindi/Islamabad Area by Gamma Ray Spectrometry and Instrumental Activation Analysis, Applied Radiation and Isotopes 51 (1999) of 119

4 Risalah Perlemuan Ilmiah Penelilian dan Pengembangan Aplikasi IsOlop dan Radiasi, ~ 0.08 (/) c.~ 0.06 (/) ffi Energi (kev) Gambar 1. Kurva kalibrasi efisiensi detektor HPGe menggunakan sumber standar 152Eu. Energi (kev) ~ uambar 2. Spektnun radiasi latar belakang sinai gamma dengan energi dari 50 key sampai 400 key

5 Risalah Pel1emuan Ilmiah Penelitian dan Pengembangan,4;)likasi lsotop dan Radias~ 2{XJ ; 2000.c (Q ~ Energi (kev) Gambar 3. Spektrum radiasi Jatar belakang sinar gamma dengan energi dari 400 key sampai 900 key ~ 2000.c II! Energi (kev) Gambar 4. Spektrum radiasi latar belakang sinar gamma dengan energi dari 900 key sampai 1500 key. 121

6 Risalah Pertemuan Ilmiah Penelitian dan Pengembangan Aplikasi Isotop dan Radiasi,

7 Risalah Per/emuan Ilmiah Penelilian dan Pengembangan Aplikasi IsOlop dan Radiasi, 2tXJ I Tabell. Aktivitas, limit deteksi dan laju dosis radiasi latar belakang di Laboratorium Sedimentologi, P3TIR, BAT AN. Energi RadioNuklidaAktivitas Batas Fluks Koefisien (key) (Bq) deteksi (l/s.cm2) Absorpsi Laju Dosis xlq~3 (cm2/gr)xl ,14 209,40 22~-O,296:t:0, Ac 0,509:t: 0,043 0,063 0,192 4,41 7,58 2,70 2,72 0,306:t:0,021 0,596 :t: 0, ,71 212Pb 0,150:t:0,001 0,005 2,24 2,74 0,202:t:0, ,27 270,37 214Pb 228 Ac 0,162::!: 0,007 0,254:t: 0,017 0,029 0,074 2,41 3,78 2,74 2,76 0,221 ::!: 0,014 0,390 :t: 0, ,50 2~1 0,176:t:0,018 0,079 2,62 2,76 0,278:t:0,O44 295,25 214Pb 0,164 :t: 0,003 0,012 2,44 2,77 0,276 :t: 0, ,23 212Pb 0,199:t: 0,015 0,064 2,97 2,78 0,342 :t: 0, ,06 338,35 228Ac 228 Ac 0,155:t:0,011 0,199:t: 0,005 0,048 0,018 2,31 2,96 2,79 2,79 0,292:t:0,015 0,387:t: 0, ,84 214Pb 0,169:t: 0,002 0,006 2,52 2,80 0,344:t: 0, ,90 228Ac 0,319:t:0,017 0,069 4,75 2,83 0,860:t:0,O68 510,61 2 ~1 0,386:t: 0,009 0,033 5,75 2,83 1,149:t: 0, ,06 2~1 0,235 :to,003 0,008 3,50 2,83 0,799 :t: 0, ,18 214Bi 0,199 :to,002 0,006 2,97 2,83 0,708:t: 0, ,58 214Bi 0,411 :to,027 0,109 6,13 2,82 1,582 :t:0, ,19 212Bi 0,269:t:0,010 0,035 4,00 2,81 1,132:t:0,O62 768,35 214Bi 0,196:t: 0,012 0,046 2,92 2,81 0,870:t: 0, ,96 835,63 228Ac 228 Ac 0,247:t:0,016 2,347 :t: 0,330 0,059 1,405 3,68 35,0 2,80 2,79 1,131:t:0,089 11,272 :t: 2, ,45 2O8TI 0,317:t:0,017 0,063 4,73 2,78 1,566:t:0, ,12 228Ac 2,622 :t:0,036 0,088 39,1 2,77 13,626 :t:0, ,94 964,61 214Bi 228 Ac 0,180:t:0,018 0,081 :t: 0,004 0,072 0,013 2,69 1,20 2,76 2,75 0,959:t:0,124 0,441 :t: 0, , Ac 0,239 :t 0,005 0,013 3,57 2,75 1,315 :t: 0, ,29 214Bi 0,252:t: 0,006 0,020 3,75 2,70 1,567 :t: 0, ,26 6OCO 0,011 :t:0,001 0,003 0,17 2,68 0,074 :t:0, ,98 214Bi 0,313 :t:0,015 0,055 4,67 2,65 2,121 :t:0, ,51 6OCO 0,009:t: 0,001 0,003 0,13 2,62 0,062:t: 0, ,70 214Bi 0,253:t:0,012 0,054 3,76 2,60 1,864:t:0, ,92 214Bi 0,225 :t 0,015 0,060 3,36 2,59 1,692:t 0, ,81-4~ 1,224 :t: 0,()Q9-0,029 18,2 2,57 _2,455 :t: 0,078 Tabel 2. Laju dosis dan totallaju dosis rndiasi dalam (nsv/hari) Radionuklida Laju dosis (nsv/hari) Deret Uranium 12,510 :t: 0,980 Deret Thorium 36,408 :t: 3,243 4~ 9,455 :t: 0,016 6OCo 0,136 :t: 0,078 Total 58,509 :t: 4,317 UNSCEAR, 1988l~} 816,44 123

8 Risalah Pertemuan Ilmiah Penelilian dan Pengembangan Jp/ikasi /solop dan Radias~ 2lXJI 124