PENCACAHAN DAN PENGHITUNGAN KONTAMINASI ALPHA DI UDARA DAN LANTAI MENGGUNAKAN ANTARMUKA DT-51

dokumen-dokumen yang mirip
PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009

PENGUKURAN RADIASI DAN PENGOLAHAN DATA DI INSTALASI NUKLIR

PEMANTAUAN KERADIOAKTIFAN UDARA RUANGAN KERJA INSTALASI RADIOMETALURGI SAAT SUPPLY FAN DIMATIKAN

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

RANCANG BANGUN SISTEM ANTARMUKA RATEMETER DENGAN PRINTER MENGGUNAKAN KOMPUTER DAN MIKROKONTROLER ATMEGA8535

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANG KERJA DI IRM TAHUN 2009

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

METODA DAN PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI NUKLIR

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS DEBU DI UDARA DAERAH KERJA PPGN TAHUN 2011

PENGOLAHAN DATA PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DI UDARA INSTALASI NUKLIR

IMPLEMENTASI SK. BAPETEN NOMOR : 01/KA-BAPETEN/V 1999, TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN KERJA TERHADAP RADIASI DI INSTALASI NUKLIR.

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA RUANGAN KERJA IEBE SAAT SISTEM VENTILASI UDARA TIDAK BEROPERASI

RANCANG BANGUN SIMULASI SISTEM CACAH MONITOR DEBU CEROBONG INDUSTRI BERBASIS PERSONAL COMPUTER

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI DI DALAM HOTCELL 101 INSTALASI RADIOMETALURGI

EVALUASI HASIL PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA DI LINGKUNGAN PUSAT PENGEMBANGAN RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA PERIODE APRIL DESEMBER 2000

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG BATASAN DAN KONDISI OPERASI INSTALASI NUKLIR NONREAKTOR

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

PEMANTAUAN KERADIOAKTIVAN UDARA BUANG DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139

PENGARUH ALIRAN UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS α DI UDARA DALAM LABORATORIUM INSTALASI RADIOMETALURGI

VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA

BAB IV Alat Ukur Radiasi

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

DEKONTAMINASI MESIN BUSUR LISTRIK CENTORR FURNACES DI HR-16 IEBE PTBN

FORMAT DAN ISI LAPORAN SURVEI RADIOLOGI AKHIR

BAB I PENDAHULUAN. Radiasi seringkali dianggap sebagai sesuatu yang berbahaya dan tidak

EVALUASI ASPEK KESELAMATAN KEGIATAN METALOGRAFI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

RANCANG BANGUN TIME-COUNTER SPEKTROMETER NUKLIR BERBASIS MIKROKONTROLER AT89S51

PARAMETER YANG DIPERTIMBANGKAN SEBAGAI KONDISI BATAS UNTUK OPERASI NORMAL

Tabel Informasi. Hal di atas dapat dilakukan dengan menambah dan mengambil atribut identifier yang digunakan pada program, melalui tabel informasi.

RANCANG BANGUN PENGHITUNG DENYUT JANTUNG BERBASIS MIKROKONTROLER AVR ATMEGA 8535 TUGAS AKHIR

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini dilaksanakan mulai pada November 2011 hingga Mei Adapun tempat

EKSPERIMEN HAMBURAN RUTHERFORD

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMAN BAKAR EKSPERIMENTAL TAHUN 2011

PENGARUH PENGOPERASIAN REAKTOR TRIGA 2000 TERHADAP KONTAMINASI PERMUKAAN RUANG REAKTOR MENGGUNAKAN METODE SMEAR TEST

RANCANG BANGUN SISTEM PENAMPIL DIGITAL PENCACAH LUDLUM

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008.

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

Tata cara penentuan kadar air batuan dan tanah di tempat dengan metode penduga neutron

RANCANG BANGUN SISTEM KENDALI PEMANTAUAN BATAS PERMUKAAN (LEVEL GAUGING) DINAMIS BERBASIS MIKROKONTROLER

PERANGKAT LUNAK SISTEM PENCACAH RADIASI MENGGUNAKAN VISUAL BASIC

BAB I PENDAHULUAN. Yogyakarta. PSTA memiliki banyak bidang yang termasuk sub bidang

PEMANTAUAN KONTAMINASI DAN DEKONTAMINASI ALAT POTONG ACCUTOM DI LABORATORIUM KENDALI KUALITAS HR-22 IEBE PTBN

RANCANG BANGUN SIMULASI SISTEM LAJU CACAH RADIASI MULTI KANAL BERBASIS PERSONAL KOMPUTER DENGAN VISUAL BASIC 6.0

ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE

PENGUKUR TINGGI BADAN DENGAN DETEKTOR ULTRASONIK

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007

BAB III PERANCANGAN SISTEM

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

PENGEMBANGAN PENGENDALIAN PROTEKSI RADIASI DAERAH KERJA, PERSONIL DAN LINGKUNGAN DI PTLR

PENGENDALIAN DAERAH RADIASI DAN KONTAMINASI IEBE DAN IRM TAHUN 2009

RANCANG BANGUN TEGANGAN TINGGI DC DAN PEMBALIK PULSA PADA SISTEM PENCACAH NUKLIR DELAPAN DETEKTOR

PENGARUH VAC OFF GAS TERHADAP TINGKAT KONTAMINASI UDARA PADA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PTLR BATAN SERPONG

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini dilaksanakan pada bulan Maret 2015 sampai dengan Agustus 2015.

RANCANGAN PERANGKAT PEMANTAU RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN JARAK JAUH

PEMBUATAN COUNTER/TIMER UNTUK SISTEM SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN MIKROKONTROLER AT89C52

PENGUKURAN RADIOAKTIF MENGGUNAKAN DETEKTOR NaI, STUDI KASUS LUMPUR LAPINDO

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 3, Juli 2014 ISSN

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

MONITORING PH AIR DI INSTALASI PENGOLAHAN AIR MENGGUNAKAN MIKROKONTROLER BERBASIS RADIO

PEMBUATAN PROGRAM PENAMPIL NILAI TERUKUR PENCEMARAN UDARA DENGAN PEMROGRAMAN BORLAND DELPHI 7.0. Tugas Akhir

RANCANG BANGUN SISTEM PEMBANGKIT PULSA SIMULASI DETEKTOR NUKLIR

ABSTRAK. Universitas Kristen Maranatha

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

EKSPERIMEN SPEKTROSKOPI RADIASI ALFA

BAB 1 PENDAHULUAN. 2.1 Latar Belakang

INSTRUKSI KERJA PENGAMBILAN SAMPEL UDARA

KOMPARASI HASIL PENGUKURAN WBC ACCUSCAN II DENGAN WBC TIPE BED

BAB IV PENGUJIAN DAN ANALISA DATA

DEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 )

ANALISA TINGKAT KONTAMINASI DOSIS NUKLIR DAN LAJU PAPARAN RADIASI PADA INSTALASI KEDOKTERAN NUKLIR

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

PENGUKURAN TINGKAT KONTAMINASI PERMUKAAN MESIN BUSUR LISTRIK PASCA PELEBURAN LOGAM U-Zr

Jawaban Ujian Tengah Semester EL3096 Sistem Mikroprosesor & Lab

SISTEM PENGENDALIAN SUHU PADA TUNGKU BAKAR MENGGUNAKAN KONTROLER PID

TIPE DATA PADA JAVA. Pertemuan (K-04/L-04)

BAB I PENDAHULUAN. Yogyakarta. PSTA memiliki beberapa bidang dan sub bidang didalamnya. Salah

RANCANG BANGUN DETEKSI ALKOHOL PADA URINE MENGGUNAKAN SENSOR TGS 2620 BERBASIS MIKROKONTROLER AT89S51

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

ANALISIS JAM MAKAN PADA DAUN TANAMAN SAWI HIJAU (Brassica rapa var. parachinensis L.) DENGAN TEKNIK PERUNUT RADIOAKTIF 32 P SKRIPSI

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2014 TENTANG FORMAT DAN ISI

PERHITUNGAN NILAI SETTING ALARM ALPHA BETA AEROSOL MONITOR DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

Transkripsi:

PENCACAHAN DAN PENGHITUNGAN KONTAMINASI ALPHA DI UDARA DAN LANTAI MENGGUNAKAN ANTARMUKA DT-51 Sudaryati 1, Nadi Suparno 2 1 Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN 2 Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir - BATAN ABSTRAK PENCACAHAN DAN PENGHITUNGAN KONTAMINASI ALPHA DI UDARA DAN LANTAI MENGGUNAKAN ANTARMUKA DT-51. Pencacahan dan penghitungan kontaminasi alpha di udara dan lantai menggunakan antarmuka DT telah dilakukan. Tujuan dari kegiatan ini untuk menghitung aktivitas zat radioaktif alpha pada uranium yang terjadi pada proses produksi bahan bakar nuklir atau penelitian dengan menggunakan bahan nuklir, dan diharapkan dapat mengganti sistem pengerjaan secara manual. Metode yang dilakukan dengan mencuplik dan mencacah sampel menggunakan antamuka yang telah dirangkai. Pemrograman di komputer menggunakan bahasa program C. Hasil cacahan diolah di komputer, komputer berfungsi untuk untuk memulai dan mematikan program. Pengujian telah dilakukan menggunakan pulser 5 Hz rata-rata cacahan 153,8 per30detik dengan deviasi standar 0,92 dan pulser 1 khz rata-rata cacahan 30194 per30detik dengan deviasi standar 7,15. Hasil penelitian dipakai untuk menghitung aktivitas zat radioaktif alpha pada uranium dengan perbedaan pengukuran 35,20 % untuk kontaminasi udara dan 10,65 % untuk kontaminasi lantai. Kata kunci : DT-51, SAC-4, PC ABSTRACT ENUMERATION AND CALCULATION OF ALPHA CONTAMINATION ON THE AIR AND FLOOR TO USE INTERFACE DT-51. Enumeration and calculation of alpha contamination on the air and floor to use interface DT-51 has been done. Purpose of making the interface is to calculate the activity of the alpha radioactive uranium that occurs in the process of production of nuclear fuel or nuclear material research and is expected to replace the manual processingsystem. The method is done by clipping dan chopping samples using an interface that has been assembled. In computer programming using the C programming language. Results shredded processed on a computer, the computer is used to start and shutdown the program. Test have been conducted using the pulser 5 Hz, the average initial count per30detik 153,8 with a standard deviation of 0,92 and 1 khz pulser average of 30194 per30detik chopped with a standard deviation of 7,15. The result are used to calculate the activity of the alpha radioactive uranium to 35,20 % difference measurement for air contamination and 10,65 % for floor contamination. Key words : DT-51, SAC-4, PC PENDAHULUAN Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) mempunyai tugas melakukan pemanfaatan tenaga nuklir di berbagai bidang kehidupan masyarakat, seperti bidang penelitian, pertanian, kesehatan, industri dan energi. Disamping manfaat yang begitu besar, tenaga nuklir mempunyai potensi bahaya radiasi terhadap pekerja, anggota masyarakat dan lingkungan hidup. Akibat terjadinya ledakan dan kebakaran akibat proses yang menggunakan bahan nuklir, dapat berpotensi menimbulkan kontaminasi uranium di daerah kerja dan lingkungan. Salah satu bahaya yang terjadi adalah tercemarnya lingkungan kerja oleh partikel debu dari zat radioaktif hasil dari proses uranium. Radiasi nuklir diukur untuk berbagai maksud antaran lain untuk menentukan banyaknya radionuklida didalam suatu bahan dengan menentukan aktivitasnya. Pemantauan daerah kerja dilakukan untuk mengetahui tingkat 292

radiasi dan kontaminasi di daerah kerja secara aktif dan intensif, sehingga daerah kerja tetap terjamin keamanan dan keselamatannya. Radiasi alpha dengan daya tembus rendah yang dipancarkan dari uranium beresiko terhadap bahaya radiasi interna bagi pekerja. Pemonitoran radiasi interna bagi personil diperlukan karena adanya resiko masuknya zat radioaktif melalui pernafasan, mulut dan kulit yang terluka [2]. Kontaminasi zat radioaktif tidak dapat ditangkap oleh pancaindera manusia karena zat tersebut bila telah terhisap hanya dapat dideteksi dengan melakukan cek invivo seperti cek urine, darah, faces dan WBC (Wold Body Counter) sehingga sangat berbahaya bila tanpa disadari telah masuk kedalam organ tubuh kita. Partikel alpha dipancarkan oleh inti yang memiliki nomer atom tinggi misalnya Th, Am dan Pu [3]. Scintillation Alpha Counter ( SAC-4 ) merupakan suatu alat yang digunakan untuk mencacah hasil dari pencuplikan udara menggunakan Air Sampler dan pencuplikan kontaminasi permukaan ( smeartest ). Metode yang dilakukan dengan mencuplik dan mencacah sampel menggunakan antamuka yang telah dirangkai, dengan sistem kerja dari peralatan ini sebelumnya menggunakan cara pencacahan manual. Hal ini membuat pekerjaan menjadi lama dan tidak efisien, untuk mengatasi kesulitan ini maka dibuatlah suatu sistem kendali menggunakan komponen mikrokontroler AT89S51, EEPROM untuk menyimpan program dan data serta peralatan pendukung lainnya yang dapat menghitung besarnya aktivitas radioaktif secara langsung dengan pemrograman menggunakan bahasa C yang dicompile ke hex, sehingga program dapat langsung membaca besarnya cacahan dan aktivitas zat radioaktif alpha dari sample yang akan dihitung [1]. Untuk mengetahui seberapa besar kontaminasi udara dan kontaminasi lantai yang disebabkan oleh partikel yang dihasilkan oleh inti yang memiliki nomer atom tinggi misalnya Th, Am dan Pu maka dilakukan pencuplikan udara buang dan laboratorium selama 30 menit menggunakan Air Sampler dan tes usap (smeartest) menggunakan kertas saring dengan luasan pengusapan 100 mm 2, selanjutnya dilakukan pencacahan dan perhitungan menggunakan rumus untuk aktivitas cuplik udara yaitu : dimana : Ak = Aktivitas zat radioaktif alpha di udara (Bq/m 3 ) N = Laju cacahan (cps) Eff = Efisiensi alat cacah (%) V = Volume udara (m 3 ) Untuk aktivitas kontaminasi lantai yaitu : Ak = N 1 A 1 Eff 1 Bq P cm2... (2) dimana : Ak = Aktivitas zat radioaktif alpha di permukaan (Bq/cm 2 ) N = Laju cacahan (cps) Eff = Efisiensi alat cacah (%) A = Luas permukaan yang diusap (cm 2 ) P = Probabilitas kontaminan yang terangkat. Tujuan dari pembuatan antarmuka diharapkan dapat untuk menghitung aktivitas zat radioaktif alpha pada uranium yang terjadi pada proses produksi bahan bakar nuklir atau penelitian dengan menggunakan bahan nuklir dan dapat menggantikan hasil pencacahan dilakukan secara manual, maka dengan penelitian rancang bangun menggunakan DT-51 dan komputerisasi ini diharapkan hasil yang diperoleh sama atau lebih akurat dari pengerjaan secara manual. METODOLOGI Adapun peralatan dan bahan yang dipakai adalah sebagai berikut : Alat : 1. SAC 4 2. Komputer 3. Rangkaian DT 51 Bahan : 1. Sumber standar Alpha 2. Kertas filter 3. Pinset 4. Petridish Tata Kerja Antarmuka (Interface) dibangun dengan menggunakan DT-51. Pada diagram blok sistem kendali Gambar 1. Ak = N 1 V 1 Eff Bq/m 3... (1) 293

Detektor Pre Amplifier Amplifier Diskriminator PC DT 51 Antarmuka (Interface) DT-51 berada ditengah menghubungkan peralatan Scintillation Alpha Counter (SAC-4) dengan komputer. DT-51 sebagai antarmuka berfungsi untuk mencacah dan menghitung hasil cacahan dari sampel kontaminasi udara dan kontaminasi permukaan. Komputer sebagai pengendali sistem menggunakan bahasa program C yang mengolah data hasil analisa dengan memasukan parameter yang kita inginkan. Pada rangkaian DT-51 kita menggunakan mikrokontroler AT89S51 yang dipakai Pin Port T0, T1, RXD dan TXD. Fungsi dari Port T0, T1 untuk counter hasil Gbr 1. Blok Diagram Rangkaian SAC 4 dengan Antarmuka Tabel 1. Daftar Variabel cacahan dan Port RXD dan TXD sebagai komunikasi serial antara DT-51 dan PC [4]. Sebelum rangkaian masuk ke DT-51 dipakai Buffer sebagai penyangga agar cacahan yang dihasilkan stabil tidak terpengaruh oleh alat SAC-4. Counter pada alat SAC-4 sengaja dihilangkan diganti oleh counter dari DT-51 agar rancang bangun dapat dioperasikan langsung dari PC. Pada komputer telah dibuat program sistem rancang bangun dengan mempergunakan pemrograman bahasa C dengan variabel seperti Tabel 1 berikut ini [4] : Nama Ukuran Jangkauan Bilangan Keterangan Memori Char (charakter) 1 byte -128 s/d 127 Karakter Int (integer) 2 byte -32768 s/d 32767 Integer /bilangan bulat Float (floating interger) 4 byte 3.4E-38 s/d 3.4E+38 Float / bilangan pecahan Double 8 byte 1.7E-308 s/d 1.7E+308 Pecahan presisi ganda Void 0 Tidak bernilai Tidak bertipe Untuk mencoba apakah sistem rancang bangun berfungsi atau tidak dipergunakan sistem simulasi untuk mulai mengcounting hasil cacahan, dengan cara mengetik angka 1 untuk memulai dan menghentikan cacahan ketik angka 2 maka hasil cacahan mulai terbaca. Pada pemrograman di komputer ditulis dengan bahasa C, agar dapat dijalankan di komputer atau didownload ke mikrokontroler dan bahasa C terlebih dahulu dicompile (diterjemahkan) kedalam Hex agar dapat langsung dibaca oleh mikrokontroler. Setelah dibuat parameter yang kita inginkan seperti mengeset lamanya pencacahan, rumus untuk menghitung aktivitas maka komputer akan mulai bekerja menggerakkan alat SAC-4 dan menghasilkan data seperti yang kita inginkan dengan menampilkannya pada komputer selanjutnya data tersebut dicetak dan diarsipkan sebagai laporan untuk diaudit oleh Bapeten. 294

HASIL DAN PEMBAHASAN Pengujian dilakukan untuk mengetahui dan memastikan apakah sistem yang telah dirancang dapat bekerja sesuai dengan yang kita inginkan. Adapun pengujian yang dilaksanakan meliputi : 1. Pengujian akurasi waktu pencacahan. 2. Pengujian sistem cacah dengan menggunakan sumber radiasi alpha Am 241. 3. Pengujian sampel kontaminasi udara. 4. Pengujian sampel kontaminasi permukaan 1. Pengujian Akurasi Waktu Pencacahan Pengujian ini dilakukan dengan mencacah pulsa listrik yang dihasilkan oleh pembangkit pulsa presisi (precision pulser) dengan frekuensi 1 khz dan 5 Hz. berulang dilakukan untuk menguji akurasi waktu pencacahan. Data hasil pencacahan ditampilkan pada Tabel 2 dibawah ini. Tabel 2. Data Hasil Pencacahan Pulsa Dengan Frekuensi 1 khz dan 5 Hz No. Waktu Fre Kuensi Perbedaan (detik) 5 Hz 1 khz (%) 1 30 155 30182 2,7 2 30 155 30185 2,7 3 30 154 30189 2,0 4 30 155 30191 2,7 5 30 154 30194 2,0 6 30 153 30196 1,3 7 30 153 30198 1,3 8 30 153 30200 1,3 9 30 153 30202 1,3 10 30 153 30203 1,3 Rata-rata 30 153,8 30194 1,86 Deviasi Standar 0,92 7,15 Dari data pengujian di atas terlihat bahwa akurasi waktu pencacahan sistem pencacah cukup baik dan dapat digunakan dalam aplikasi pencacahan radiasi nuklir (1). Pembahasan Akurasi Waktu Pencacahan Pengujian ini dilakukan untuk melihat unjuk kerja dari sistem cacah berbasis komputer. Waktu yang diperlukan selama 30 detik untuk pencacahan pulsa dengan frekuensi 5 Hz dan 1kHz. Disini dipergunakan 2 frekuensi dengan tujuan untuk melihat kestabilan dari sistem pencacahan. Dari hasil pengukuran berulang dengan frekuensi 5 Hz dengan rata-rata cacahan 153,8 dan 1kHz dengan rata-rata cacahan 30194 seperti tabel di atas dapat dilihat bahwa sistem antarmuka menunjukkan hasil yang diinginkan sehingga sistem antarmuka dapat dipakai untuk keperluan pengukuran sumber radiasi nuklir. 2. Pengujian Sistem Cacah Dengan Menggunakan Sumber Radiasi Alpha Am 241 Dalam pengujian sistem cacah, pengukuran dilakukan dengan menggunakan sumber radiasi alpha Ameresium (Am 241 ) diukur secara berulang dengan kondisi tidak berubah. Jumlah pengulangan 10 kali, masing-masing diukur selama 5 menit. Data pencacahan berulang untuk mengetahui kestabilan dari sistem pencacah. Data hasil pencacahan disajikan pada Tabel 3 berikut ini. 295

No Tabel 3. Data hasil pengukuran sumber radiasi alpha Am 241 Waktu (menit) Dengan Antarmuka Dengan Manual Perbedaan (%) 1 5 3500 3466 1 2 5 3504 3744 6,4 3 5 3509 3560 1,4 4 5 3515 3708 5,2 5 5 3517 3664 4 6 5 3525 3585 1,7 7 5 3501 3562 1,7 8 5 3508 3586 2 9 5 3511 3668 4,3 10 5 3515 3632 3,2 Rata-rata 5 3510,5 3617,5 3,09 Dari data pengujian diatas terlihat bahwa sistem pencacah pada rancang bangun bekerja cukup baik dan hasil pengukuran dapat digunakan dalam aplikasi pencacahan radiasi nuklir. Data pencacahan berulang tersebut di atas dapat digunakan untuk mengamati kestabilan selama kurun waktu tertentu. cacah (cpm) 3800 3750 3700 3650 3600 3550 3500 3450 3400 3350 3300 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 no. pengukuran Dengan Antarmuka Dengan Manual Gambar 2. Kurva perbandingan hasil cacahan secara antarmuka dan manual dengan sumber radiasi alpha Am 241 Dari gambar grafik diatas membuktikan bahwa pencacahan dengan menggunakan sistem rancang bangun hasil pengukurannya lebih stabil dibandingkan dengan pengukuran secara manual. Pembahasan Hasil Sumber Radiasi Alpha Am 241 Untuk menguji respon sistem terhadap uranium dipakai sumber radiasi alpha Am 241 dari hasil pencacahan selama 5 menit dapat disimpulkan bahwa sistem rancang bangun dapat merespon sumber radiasi alpha Am 241 dengan hasil cacahan 3500, 3504, 3509, 3515, 3517, 3525,3 501, 3508, 3511, 3515 dengan nilai rata-rata 3510,5 count/5 menit. Dari hasil cacahan ini dapat menunjukkan bahwa sistem rancang bangun dapat dipakai untuk mencacah dan menghitung sumber radiasi alpha dan kontaminasi sumber radiasi alpha yang terjadi pada proses produksi dan penelitian di dalam suatu instalasi nuklir. 3. Pengujian Sample Kontaminasi Udara. Dilakukan dengan menggunakan sample cuplik udara yang dicuplik selama 30 menit dengan diameter kertas cuplik 56 mm, flow udara alat air sampler 74 l/menit. Dengan menggunakan rancang bangun sistem ini didapatkan hasil analisa seperti ditunjukkan pada Tabel 4 sebagai berikut : 296

Tabel 4. Data hasil pengukuran sample cuplik udara SEMINAR NASIONAL IX No. Waktu (menit) Hasil Dengan Antarmuka Hasil Secara Manual Perbedaan (%) (cp5m) Aktivitas (Bq/m 3 ) (cp5m) Aktivitas (Bq/m 3 ) 1 5 4 0,020336 7 0,035630 42,9 2 5 4 0,020336 6 0,030540 33 3 5 5 0,025450 7 0,025450 29 4 5 4 0,020336 6 0,030540 33 5 5 4 0,020336 8 0,040720 50 6 5 5 0,025450 7 0,035630 29 7 5 5 0,025450 4 0,025450 25 8 5 4 0,020336 3 0,020336 33 9 5 4 0,020336 6 0,030540 33 10 5 5 0,025450 9 0,045810 44 Rata-rata 5 4,4 6,3 35,20 Dari tabel diatas dapat dibuat bentuk grafik menjadi kurva. Pada tabel dapat dilihat bahwa hasil pencacahan dengan menggunakan antarmuka hasil pencacahannya lebih stabil daripada yang dilakukan secara manual. cacah (cpm) 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 no. pengukuran Dengan Antarmuka Dengan Manual Gambar 3. Kurva perbandingan hasil cacahan secara antarmuka dan manual pada udara. sample cuplik Pada grafik di atas dapat dilihat bahwa hasil pencacahan dengan menggunakan antarmuka hasil pencacahannya lebih stabil daripada yang dilakukan secara manual. Untuk kontaminasi udara kita berpacu dengan waktu paruh dari radon dan turunannya maka pemakaian sistem rancang bangun ini sangat dibutuhkan. Pembahasan hasil cacahan sample kontaminasi udara Untuk pembahasan selanjutnya dilakukan terhadap sample cuplik kontaminasi udara dengan lamanya pencuplikan 30 menit dengan luasan filter 56 mm, flow udara alat air sampler 74 l/menit lamanya pencacahan 5 menit dengan sistem rancang bangun didapatkan hasil sebesar cacahan 4, 4, 5, 4, 4, 5, 5, 4, 4, 5 dengan rata-rata sebesar 4,4 count/5 menit. Dengan sistem manual didapatkan hasil cacahan 7, 6, 7, 6, 8, 7, 4, 3, 6, 9 dengan rata-rata sebesar 6,3 count/5 menit. Dari hasil perbedaan tersebut diatas menunjukkan bahwa pencacahan dengan sistem rancang bangun 297

lebih stabil dibandingkan dengan secara manual terhadap sample kontaminasi udara. 4. Pengujian Sample Kontaminasi Permukaan. Dilakukan dengan menggunakan sample cuplik kontaminasi permukaan dengan diameter No. kertas 56 mm dan luasan yang diusap seluas 100 mm 2. Dengan menggunakan rancang bangun sistem ini didapatkan hasil analisa seperti ditunjukkan pada Tabel 5 sebagai berikut : Tabel 5. Data hasil pengukuran sample kontaminasi permukaan Waktu (menit) Hasil Dengan Antarmuka Hasil Secara Manual Perbedaan (%) (cp5m) Aktivitas (Bq/m 3 ) (cp5m) Aktivitas (Bq/m 3 ) 1 5 75 0,084750 72 0,081360 4,2 2 5 72 0,081360 63 0,071190 14 3 5 78 0,088140 74 0,083620 5 4 5 70 0,079100 83 0,093790 15,7 5 5 71 0,080230 64 0,072320 10,9 6 5 74 0,083620 60 0,067800 23 7 5 77 0,087010 71 0,080230 8,5 8 5 71 0,080230 65 0,073450 9,2 9 5 73 0,082490 67 0,075710 9 10 5 75 0,084750 70 0,079100 7 Rata-rata 5 73,6 68,9 10,65 Dari tabel diatas dapat dibuat bentuk grafik menjadi kurva. Pada grafik ini dapat dilihat bahwa hasil pencacahan dengan menggunakan antarmuka hasil pencacahannya lebih stabil daripada yang dilakukan secara manual. 85 80 cacah (cpm) 75 70 65 60 Dengan Antarmuka Dengan Manual 55 50 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 no. pengukuran Gambar 4. Kurva perbandingan hasil cacahan secara antarmuka dan manual pada sample kontaminasi permukaan Untuk pencacahan pada sample kontaminasi permukaan dapat kita lihat hasil pencacahan yang dilakukan dengan sistem antarmuka hasilnya lebih stabil dibandingkan dengan manual. Pembahasan hasil cacahan sampel kontaminasi permukaan Dari hasil pengujian dengan sistem antarmuka terhadap sample kontaminasi permukaan dengan luasan filter 56 mm dan luasan yang diusap seluas 100 mm 2 didapatkan hasil cacahan sebesar 75, 72, 78, 70, 71, 74, 77, 71, 73, 75 dengan rata- 298

rata sebesar 73,6 count/5 menit. Sedangkan pencacahan dengan manual didapatkan hasil cacahan 72, 63, 74, 83, 64, 60, 71, 65, 67, 70 dengan rata-rata sebesar 68,9 count/5 menit. Dengan hasil cacahan kontaminasi permukaan tersebut menunjukkan bahwa sistem rancang bangun dapat dipakai untuk menghitung sampel kontaminasi Pembahasan dari hasil pengujian terhadap sumber standar Am 241, sampel kontaminasi udara dan pengujian kontaminasi lantai yang telah dilakukan menunjukkan hasil bahwa rangkaian antarmuka respon terhadap adanya sumber radiasi, maka rangkaian antarmuka ini dapat dipakai sebagai alat cacah untuk sampel-sampel selanjutnya. KESIMPULAN Berdasarkan hasil pengujian penentuan aktivitas zat radioaktif alpha pada uranium menggunakan antarmuka DT-51 ini dapat disimpulkan : 1. Setelah dilakukan pengujian terhadap sampel standar dan beberapa sampel uji, maka sistem pengujian menggunakan antarmuka DT-51 dapat bekerja dengan baik dan lebih cepat untuk mencacah dan menghitung sumber uranium dan kontaminasi radiasi alpha yang terjadi pada proses produksi, sehingga dapat digunakan untuk menggantikan sistem pengerjaan secara manual yang membutuhkan waktu yang lama. Waktu yang dibutuhkan untuk analisa secara manual membutuhkan waktu 1 hari sedangkan secara rancang bangun dibutuhkan waktu 3 jam untuk menganalisa sebanyak 30 sample uji (cuplik). 2. Dapat menghitung hasil cacahan kontaminasi udara dan kontaminasi lantai beserta aktivitasnya secara langsung dengan mengendalikan perintah dari komputer, untuk setiap sample uji (cuplik). Dalam beberapa pengujian yang dilakukan, kelebihan dari sistem antarmuka dapat dipakai untuk menghitung aktivitas seperti yang diinginkan dan hasilnya langsung dapat dibaca (diketahui). 3. Dari hasil pengujian terhadap sistem rancang bangun yang dilakukan sebanyak sepuluh kali pengukuran untuk beberapa sample uji menunjukkan hasil pencacahan yang stabil dengan jangkauan ukur (range) untuk sampel kontaminasi udara berkisar antara 4-5 cacah per 5 menit untuk pengukuran dengan antarmuka, dan 3-9 cacah per 5 menit untuk pengukuran secara manual. Dan perbedaan pengukuran secara manual dengan sistem rancang bangun sebesar 35,20% untuk kontaminasi udara dan 10,65% untuk kontaminasi permukaan. DAFTAR PUSTAKA 1. HENDRIYANTO HADI T, 2006, Sistem Pencacah Berbasis Komputer, Widyanuklida, Jakarta. 2. RIIL ISARIS, 1986, Dasar-Dasar Instrumentasi Nuklir, Yogyakarta. 3. SUDARTI, 1986, Sistem Spektroskopi Nuklir, 1986, Yogjakarta. 4. ANDI, Tim, 2006, Lab. Mikroprosesor, Pemrograman Mikrokontroler AT89S52 dengan C/C++ dan Asembler, Yogyakarta. TANYA DAN JAWAB Pertanyaan 1. Bagaimana mengetahui bahwa hasil pencacahan valid? ( Djiwo Harsono) 2. Apa keistimewaan sistem kendali DT-51 dalam perhitungan kontaminasi Alpha di udara dan lantai? (aulia Istiqomah) 3. Mengapa pengujian sampel kontaminasi udara pada nomor pengukuran 6 hingga 10 mengalami perubahan yang fluktuatif? 4. Mengapa pencacahan antar muka lebih stabil dibanding pencacahan manual? (Refa Martatiana) Jawaban 1. Dari hasil beberapa pengujian menggunakan antar muka hasil yang di tampilkan menunjukkan terdeteksi pada sumber uranium walaupun dengan sampel yang kemungkinan keberadaan uraniumnya kecil. 2. Keistimewaannya dapat menghitung keberadaan sumber atau lebih tepat kontaminasi pada benda dengan lebih cepat dan stabil. 3. Kelemahan dari peralatan yang dipakai yaitu SAC 4 yang menyebabkan pengukuran tidak stabil, untuk pekerjaan sehari hari kita mempergunakan pengukuran sampai dengan 5x. 4. Karena hasil pengukuran untuk 1 sampai dengan 5 kali pengukuran relatif lebih stabil dibandingkan dengan pengukuran secara manual, untuk pekerjaan sehari hari 5x pengukuran sudah mencukupi untuk mengetahui keberadaan sumber (uranium) pada suatu benda. 299