Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium Tjipta BATAN Serpong, Jakarta E-mail: tjipta60@gmail.com Abstract The purpose of this study was to determine the magnitude of the thermal neutron flux in the neutron calibration facility. Determination of the neutron flux in the neutron calibration facility has been carried out by the method of activation puck. In the measurement of thermal neutron flux distribution using Indium-116m puck as much as 17 pieces with the same distance that attaches to the front placed 80 80 cm graphite. Results of the thermal neutron flux measurement has an average of 922.1139179 n/cm 2 s. Thus it can be said that the thermal neutron flux distribution in the neutron calibration facility fairly evenly with a difference of less than 5%. Keywords: Neutron flux, thermal neutron, activation, neutron calibration. Pendahuluan Dalam kehidupan sehari-hari, disadari atau tidak, kita selalu terkena radiasi. Radiasi yang dimaksud di sini adalah radiasi pengion yang berasal dari alam, yaitu dari sinar kosmik dan kerak bumi. Radiasi pengion merupakan suatu radiasi yang menyebabkan terjadinya proses ionisasi apabila menumbuk suatu bahan, misalnya sinar gamma, sinar x, partikel alfa, beta, elektron dan proton. Di samping radiasi alam, ada juga radiasi buatan yang dihasilkan oleh aktivitas manusia. Radiasi tersebut pun menambah kontribusi radiasi latar, namun bersifat insidental, misalnya radiasi medik, radiasi dari kecelakaan nuklir dan jatuhan radioaktif (fall out). Radiasi nuklir tidak dapat dirasakan oleh panca indera manusia oleh karena itu alat ukur radiasi mutlak diperlukan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi nuklir. Oleh karena itu, seiring dengan perkembangan teknologi nuklir dalam berbagai bidang, peranan proteksi radiasi menjadi sangat penting dan harus ditangani secara sungguhsungguh agar paparan radiasi dari kegiatan yang dilakukan serendah mungkin. Berbicara mengenai teknologi nuklir, di PTKMR-BATAN terdapat ruang kalibrasi (Gambar 1). Kalibrasi merupakan proses untuk membandingkan model dengan hasil pengamatan dan pengukuran lapangan. Pada fasilitas kalibrasi neutron PTKMR, terdapat 80 80 105 cm balok grafit dan 35 80 91 cm balok policilin yang terbagi dalam 10 80 91 cm balok pembatas dan 25 80 91 cm balok wadah sumber (Gambar 2). Di dalam balok policilin berisi satu lubang kalibrasi silindris (penempatan sumber) yakni 241 Am-Be (3 Ci) dan 252 Cf (5 Ci) yang memiliki aktivitas 40 µg. Penempatan sumber 241 Am-Be dan 252 Cf dalam wadah tersebut dimungkinkan akan memberikan perubahan nilai laju dosis radiasi di ruang kalibrasi. Untuk mengetahui tingkat laju dosis radiasi di ruang kalibrasi diperlukan pemetaan dosis. Pemetaan dosis radiasi di ruang kalibrasi dilakukan untuk mengetahui nilai laju dosis radiasi di daerah kalibrasi alat. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan fluks neutron termal di dalam fasilitas kalibrasi neutron. Fluks neutron merupakan banyaknya neutron yang bergerak per satuan luas per detik. Berdasarkan energi dan kecepatannya, fluks neutron dibedakan menjadi tiga kategori yaitu: fluks neutron cepat, fluks neutron epithermal dan fluks neutron thermal. Dalam hal ini dibahas fluks neutron termal yang ditentukan dari hasil pengukuran aktivitas jenuh per inti dari keping yang telah diiradiasi. 23
Batasan Masalah Permasalahan dalam penelitian ini dibatasi pada penentuan fluks neutron termal di fasilitas kalibrasi neutron dengan menggunakan bahan keping Indium sebanyak 17 keping yang memiliki massa berbeda-beda sebagai akibat dari pengaruh iradiasi sumber neutron 241 Am-Be dan 252 Cf. Gambar 1 Denah fasilitas kalibrasi neutron PTKMR-BATAN. Gambar 2 Struktur balok pada fasilitas kalibrasi neutron PTKMR-BATAN. Pengukuran fluks neutron dilakukan dengan berbagai metode baik secara langsung maupun tidak langsung. Salah satu cara pengukuran fluks neutron secara langsung adalah metode detektor swadaya. Dan pada penelitian ini akan dilakukan penentuan fluks neutron secara tidak langsung yaitu dengan menggunakan metode aktivasi neutron keping (foil detector). Bahan yang digunakan adalah keping Indium (In). Prinsip dari metode tersebut cukup sederhana yaitu dengan mengaktifkan suatu material (foil) yang telah diketahui kadar dan karakteristiknya bila bereaksi dengan neutron, kemudian material (foil) tersebut diukur aktivitasnya dengan sistem peralatan Spektrometri Gamma. Seperti yang telah dijelaskan di atas, pada kesempatan ini penulis akan meneliti dalam sebuah penelitian kolokium yang berjudul: Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium. Rumusan Masalah Untuk memperjelas arah dan tujuan penelitian ini, masalah yang dirumuskan dan akan dicarikan penyelesaiannya melalui penelitian ini adalah Berapakah besarnya fluks neutron termal di fasilitas kalibrasi neutron yang ditentukan dari hasil pengukuran aktivitas keping yang telah diiradiasi selama waktu tertentu?. Kajian Teori Neutron Atom tersusun dari proton, neutron dan elektron. Proton dan neutron sebagai penyusun inti atom, sedangkan elektron bergerak mengelilingi inti atom. Neutron dalam inti seperti sinar gamma dapat menembus suatu bahan dengan mudah. Interaksi neutron dengan inti atom berbeda dengan interaksi partikel radioaktif. Neutron merupakan zarah elementer penyusun inti atom yang tidak mempunyai muatan listrik. Energi diam sebuah neutron hampir sama dengan massa sebuah proton, yaitu sebesar 1, 67492 10 24 gram atau 939, 6 MeV/c 2. Neutron dilambangkan dengan 1 0n, sedangkan cacah neutron dalam inti atom biasa dilambangkan dalam huruf N. Metode Pengukuran Fluks Fluks neutron adalah banyaknya neutron yang lewat pada tiap satuan luas per sekon. Secara matematis dapat ditulis φ = nv (1) Dengan φ menyatakan fluks neutron (n/cm 2 s), n adalah banyaknya neutron (n/cm 3 ), v kecepatan neutron (cm/s). Pada penelitian ini pengukuran fluks neutron termal di fasilitas kalibrasi neutron dilakukan untuk mengetahui seberapa besar fluks neutron termal dan bagaimana karakteristik distribusi fluks neutron termal di fasilitas kalibrasi neutron dengan metode aktivasi. a. Aktivasi Foil Metode aktivasi keping merupakan suatu produksi isotop radioaktif melalui penyerapan neutron. Metode ini dilakukan dengan cara meletakkan cuplikan di dalam medan neutron. Inti-inti atom yang berada dalam cuplikan akan menyerap neutron dan berubah menjadi isotop radioaktif yang mampu memancarkan sinar gamma. Energi sinar gamma yang dipancarkan bersifat sangat spesifik untuk setiap unsur cuplikan. Energi sinar gamma ini dapat diidentifikasi dengan spektrometer gamma. Adapun analisis spektrum energi sinar gamma bertujuan untuk menentukan jenis radioisotop dalam cuplikan. Sedang hasil pencacahan (counting) untuk perhitungan fluks neutron serta analisis 24
pencocokan kurva (curve fitting) untuk menentukan fungsi distribusi fluks neutron pada fasilitas kalibrasi neutron tersebut. b. Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN) AAN adalah suatu metode analisis unsur berdasarkan radioaktivitas imbas jika suatu cuplikan diiradiasi dengan menggunakan neutron. Teknik AAN mampu mengidentifikasi unsur kelumit (trace element yaitu unsur dalam kadar yang sangat rendah) dalam orde bagian per juta (ppm), bahkan untuk beberapa kasus mampu hingga orde bagian per milyar (ppb). Di samping itu, teknik AAN tidak terpengaruh oleh perlakuan kimia dan tidak merusak terhadap bahan yang dianalisis. Dengan teknik AAN dimungkinkan analisis terhadap sekitar 50 jenis unsur yang berbeda dalam satu cuplikan secara simultan. c. Sistem Pencacah Suatu gejala radiokaktivitas tidak dapat langsung diamati dengan panca indra manusia. Oleh karena itu untuk dapat melakukan pengukuran radioaktivitas maka diperlukan suatu detektor yang dapat berinteraksi secara efisien dengan sinar radioaktif yang diselidiki. Ada bermacam-macam detektor radiasi yang dapat dibagi menurut 3 golongan yaitu detektor isian gas, detektor sintilasi dan detektor semikonduktor. Pada bab ini ditekankan pada detektor yang digunakan untuk pengukuran fluks neutron, yaitu detektor semikonduktor. Apabila sinar gamma mengenai detektor semikonduktor maka terjadi interaksi yang membentuk pasangan elektron-hole, pada daerah intrinsik dalam detektor. Oleh karena pengaruh medan listrik yang dikenakan, elektron akan bergerak menuju lapisan-n dan hole akan bergerak menuju lapisan-p. Pada ujung-ujung elektroda, elektron dan hole akan mengakibatkan perubahan beda potensial yang menimbulkan pulsa. Tinggi pulsa akan sebanding dengan tenaga gamma yang berinteraksi dengan detektor. Sinyal pulsa yang dihasilkan langsung diterima oleh penguat awal yang peka terhadap muatan. Karena kesenjangan energi dalam Kristal Germanium sangat kecil ( E = 0, 7 ev) maka untuk mengatasi arus bocor balik, detektor HPGe (High Pure Germanium) harus dioperasikan pada suhu yang sangat rendah. Apabila hal ini tidak dilakukan, arus akan bocor maka akan menimbulkan derau yang akan merusak daya pisah (resolusi) detektor. Nitrogen cair yang mempunyai suhu 77 K ( 196 C) adalah medium pendingin yang biasa dipakai untuk mendinginkan detektor HPGe. Oleh sebab itu detektor HPGe biasanya ditempatkan dalam suatu wadah hampa yang dimasukkan dalam dawar nitrogen cair. Sistem ini disebut sebagi cryostat. Sedangkan perangkat sistem pencacah dapat dilihat pada Gambar 3 di bawah ini. Gambar 3 Perangkat sistem pencacah. Keterangan: (1) HV, (2) Detektor HPGe, (3) Pre-amp, (4) Amplifier, (5) ADC, (6) Komputer, (7) Printer, dan (8) Cryostat. Spektrometer Gamma Sinar-γ merupakan bagian dari gelombang elektromagnetik yang memiliki kisaran energi antara 50 kev hingga 4 MeV. Sinar-γ dapat dihasilkan dari proses aktivasi suatu unsur dan bersifat diskrit untuk setiap unsur tertentu. Dalam metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN), sinar-γ yang dihasilkan dari proses aktivasi kemudian dianalisis menggunakan spektrometer-γ. Menurut Parry (1991), komponen spektrometerγ dapat dibagi menjadi 5 bagian, yaitu detektor, catu daya tegangan tinggi, rangkaian pembentuk pulsa, Multi Channel Analyszer (MCA), dan penampil spektrum. Gambar 4 Spektrometer sinar-γ di laboratorium cacah PTKMR. Detektor merupakan komponen yang berfungsi mengubah energi radiasi yang mengenai detektor menjadi pulsa listrik. Catu daya tegangan tinggi merupakan komponen yang berfungsi menyediakan tegangan listrik untuk detektor. Rangkaian pembetuk pulsa berfungsi untuk mengubah pulsa listrik keluaran detektor menjadi bentuk spektrum melalui 25
komponen preamplifier dan amplifier. MCA merupakan komponen yang berfungsi menampilkan distribusi intensitas iradiasi terhadap energi. Penampil spektrum berfungsi untuk menampilkan spektrum hasil analisis spektrometer-γ. Hasil keluaran suatu pencacahan oleh detektor dalam sistem spektrometer-γ adalah distribusi tinggi pulsa yang memberikan gambaran dari spektrum energi yang terserap oleh detektor. Dengan melakukan analisis terhadap spektrum tersebut maka dapat diketahui masing-masing energi yang terserap dan besar aktivitas sumbernya. Adapun hasil keluaran tadi, sebenarnya merupakan akibat dari interaksi sinar-γ dengan detektor yang diolah pada perangkat elektronik sehingga terjadi pulsapulsa cacahan. Metodologi Penelitian Penelitian ini dilaksanakan di PTKMR (Pusat Teknologi Keselamatan Meterologi Radiasi) BATAN (Badan Tenaga Nuklir Nasional) Jl. Cinere Raya, Lebak Bulus, Jakarta Selatan. Adapun metode dalam penelitian ini terdiri atas 2 metode, yaitu: a. Metode Eksperimen Peneliti menggunakan metode eksperimen dalam penelitian ini karena untuk memperoleh banyaknya konsentrasi radon pada kelembaban udara dan gas LPG harus melakukan pengamatan langsung di BATAN. b. Metode Literatur Selain menggunakan metode eksperimen, peneliti juga menggunakan metode literatur dalam penyusunan laporan akhir kolokium ini, karena dalam penyusunan laporan membutuhkan literatur buku-buku yang relevan untuk menunjang hasil pengamatan di BATAN. Hasil dan Pembahasan Deskripsi Hasil Penelitian Berdasarkan hasil penelitian yang dilakukan di PTKMR BATAN, didapatkan hasil seperti ditunjukkan dalam Tabel 1. Pembahasan Hasil Penelitian Dalam penentuan fluks neutron ini dilakukan secara tidak langsung yakni dengan menggunakan metode analisis pengaktifan neutron dengan menggunakan bahan cuplikan yakni indium (In-116m). Alasan penggunaan indium pada penelitian ini dikarenakan indium merupakan bahan yang cocok dengan memiliki cross section yang tinggi untuk pengukuran neutron termal (162 barn) dan waktu paruhnya yang cocok yaitu 54,1 menit. Untuk mengukur fluks neutron termal pada fasilitas kalibrasi neutron yakni berdasarkan radioaktivitas yang terinduksi pada indium. Dan adanya pelepasan partikel gamma tersebut maka dapat dimanfaat untuk menentukan nilai aktivitas indium menggunakan spektrometer gamma. Tabel 1 Data Geometri dan Massa Keping. Jenis Keping In-116m, Tebal 0,5 mm, dan Diameter 1,4 cm. Massa (mg) Kemurnian (%) 1483,7 99,993 1450,7 99,993 1484,8 99,993 1463,7 99,993 1484,4 99,993 1467,0 99,993 1500,5 99,993 1495,0 99,993 1455,7 99,993 1453,7 99,993 1473,2 99,993 1486,1 99,993 1443,1 99,993 1480,4 99,993 1473,3 99,993 1491,5 99,993 1513,9 99,993 Spektrometer gamma yang digunakan pada penelitian ini adalah spektrometer gamma dengan detektor High Purity Germanium (HPGe) tipe GEM60 buatan ORTEC. Adapun penggunaan spektrometer gamma ini yaitu untuk menentukan nilai counting dari proses selama iradiasi tersebut. Setelah didapat nilai counting tersebut, maka bisa ditentukan nilai fluks neutron termal tersebut. Akan tetapi dalam penentuan fluks neutron termal tersebut perlu diperhatikan faktor absorpsi diri foil indium. Hal ini dikarenakan dalam penentuan fluks neutron termal tersebut menggunakan foil indium yang cukup tebal. Selain itu indium memiliki daya serap yang kuat terhadap neutron termal. Sehingga hasil dari perhitungan fluks neutron ini nantinya akan dikalikan dengan faktor absorpsi diri foil indium ( 1 G th ) yaitu sebesar 1,38. Hasil yang didapat untuk keping indium bermassa 1483,7 mg memiliki fluks neutron termal sebesar 1274,493403, sedangkan untuk keping indium bermassa 1513,9 mg memiliki fluks neutron termal sebesar 628,8454117. Dan dari ke 17 keping indium dengan massa foil yang bervariasi tersebut 26
memiliki nilai fluks neutron termal yang berbedabeda dengan rata-rata 922,1139179. Adapun perbedaan tersebut terlihat bahwa massa foil tidak mempengaruhi nilai fluks neutron termal tetapi jarak antar masing-masing keping terhadap sumber neutron ( 241 AmBe dan 252 Cf) itulah yang mempengaruhi besar kecilnya nilai fluks tersebut. Dimana semakin dekat jarak keping terhadap sumber neutron maka semakin besar nilai fluks neutron termalnya, seperti yang terlihat pada Gambar 5. posisi iradiasi pada jarak aksial teratas yakni pada massa indium 1453,7 mg mempunyai fluks neutron lebih kecil yaitu 593,7710240 n/cm 2 s, dibandingkan pada jarak aksial terbawah yakni pada massa indium 1450,7 mg mempunyai fluks neutron lebih besar yaitu 1317,129828 n/cm 2 s. Hal ini dikarenakan, posisi keping terbawah mendapat interaksi neutron lebih besar. Untuk mendapatkan hasil yang baik dalam proses reaksi aktivasi neutron termal dengan penyerapan di posisi terdekat sumber neutron. Dengan demikian, semakin dekat jarak keping terhadap sumber neutron, maka semakin besar nilai fluks neutron termalnya. Gambar 5 Grafik hubungan fluks neutron termal dengan massa foil In-116m. Kesimpulan Dari hasil pengukuran fluks neutron termal di fasilitas kalibrasi neutron dengan menggunakan keping indium di atas dapat disimpulkan bahwa Referensi [a] L.Y. Suparman, Widarto, Y. Wiyatmo, dalam Prosiding Seminar Nasional ke-17 dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir (2011). [b] Syarip, GANENDRA V (1). [c] I. Jaka, A. Sufmawan, K. Mustofa, dalam Seminar Nasional VI SDM Teknologi Nuklir, (Yogyakarta, 2010). [d] L. Risalatul, Bunawas, Teknik Aktivasi Foil Indium untuk Menentukan Distribusi Neutron Termal Dalam Fantom Padat di Bawah Iradiasi LINAC 15MV, (2013). [e] Affandy, Pengukuran Radionuklida Alam Pada Bahan Bangunan Plasterboard Fosfogipsum dengan menggunakan Spektrometer GAMMA, (Fisika UI, Tidak Diterbitkan). 27