BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Radiasi Alam Dikatakan sebagai sumber radiasi alam karena sumber-sumber itu sudah ada sejak alam ini lahir. Secara garis besar, radiasi alam atau sering kali juga disebut sebagai radiasi latar dapat dikelompokkan menjadi dua bergantung pada asal sumbernya, yaitu radiasi teresterial (berasal dari permukaan bumi) dan radiasi ekstra teresterial (berasal dari angkasa luar) (Dewi, 2004). 2.1.1. Radiasi Teresterial Sumber-sumber radiasi alam yang berada di permukaan bumi berasal dari bahan-bahan radioaktif alam yang disebut radionuklida primordial. Radionuklida ini dapat ditemukan dalam lapisan tanah atau batuan, air serta udara (Sofyan, 2004). Radionuklida primordial terbentuk ketika bumi diciptakan. Beberapa radionuklida ini memiliki waktu paruh yang sangat panjang, miliaran tahun, dan masih ada sampai sekarang. Karena radionuklida tidak stabil, maka terjadilah peluruhan, sehingga muncul berbagai jenis atom. Karena sebagian besar radionuklida alam adalah unsur yang berat (yang ditemukan di baris kelima atau lebih tinggi dalam tabel periodik), diperlukan lebih dari satu peluruhan untuk mencapai keadaan yang stabil (Thormod, 2013). Deret peluruhan dari unsur radionuklida alam ini dapat dibagi menjadi 3 kelompok, yaitu : a. Deret Uranium seperti pada Tabel 2.1, dimulai dari 238 U dan berakhir pada timah hitam ( 206 Pb) yang stabil. Deret ini juga disebut deret (4n + 2) karena nomor massa dari unsur-unsur radioaktif yang terdapat dalam deret ini habis dibagi 4 dengan sisa 2 (Sofyan, 2004). 4

5 Tabel 2.1. Radionuklida yang terdapat pada deret Uranium [Sumber : Sofyan, 2004] b. Deret thorium (Th), mulai dari 232 Th dan berakhir pada 208 Pb yang stabil. Disebut juga deret 4n karena nomor massa unsur-unsur radioaktif yang terdapat dalam deret seperti pada Tabel 2.2, selalu habis dibagi 4 (Sofyan, 2004). Tabel 2.2. Radionuklida yang terdapat pada deret Thorium [Sumber : Sofyan, 2004]

6 c. Deret aktinium, mulai dari 235 U dan berakhir pada 207 Pb yang stabil. Deret seperti pada Tabel 2.3 juga disebut deret (4n+3) karena unsur-unsur radioaktif anak luruh yang dihasilkannya bernomor massa habis dibagi 4 dengan sisa 3. Tabel 2.3.Radionuklida yang terdapat pada deret Aktinium [Sumber : Sofyan, 2004] 2.2. Proteksi Radiasi Eksternal Sumber-sumber radiasi yang berpotensi sebagai sumber radiasi eksternal adalah sumber radiasi alam, sumber pemancar sinar-β, pesawat sinar-x, sumber pemancar sinar-γ dan sumber pemancar neutron. Bahaya radiasi dari sumber-sumber eksternal ini dapat dikendalikan dengan menggunakan tiga prinsip dasar proteksi radiasi, yaitu pengaturan waktu, pengaturan jarak, dan penggunaan perisai (Akhadi, 2000). 2.2.1.Pengaturan waktu Seseorang yang berada di dalam medan radiasi akan menerima dosis radiasi yang besarnya sebanding dengan lamanya seseorang tersebut berada di dalam medan radiasi.

7 Dosis radiasi yang diterima oleh seseorang selama berada di dalam medan radiasi dapat dirumuskan (Akhadi, 2000). di mana: =. (2.1) D = dosis akumulasi yang diterima (Sv) = laju dosis serap dalam medan radiasi (Sv/s) t = lamanya seseorang berada di dalam medan radiasi (s) Dengan kata lain, makin lama seseorang berada dalam medan radiasi, makin besar dosis serap yang diterima. Faktor waktu ini memegang peranan dalam hal terjadi kecelakaan atau keadaan darurat di dalam medan radiasi yang kuat. Agar hal tersebut dapat dicegah maka pekerjaan harus dilakukan dengan cepat dan tepat serta cermat sekali (Elisa, 2010). 2.2.2. Pengaturan jarak a) Untuk Sumber Berbentuk Titik Faktor jarak berkaitan erat dengan fluks () radiasi. Fluks radiasi pada suatu titik berbanding terbalik dengan kuadrat jarak antara titik tersebut dengan sumber radiasi. Untuk mengetahui pengaruh jarak terhadap fluks radiasi, diberikan sumber yang memancarkan radiasi dengan jumlah pancaran S (radiasi/s). Fluks radiasi didefinisikan sebagai jumlah radiasi yang menembus luas permukaan (dalam cm 2 ) per satauan waktu (s) (Akhadi, 2000). Hubungan jumlah pancaran (S) dengan fluks radiasi () pada jarak r dituliskan sebagai berikut: = (2.2) Dari persamaan 2.2 terlihat bahwa fluks radiasi pada suatu titik berbanding terbalik dengan kuadrat jarak titik tersebut terhadap sumber radiasi (Akhadi, 2000). Laju dosis radiasi berbanding lurus dengan fluks radiasi, sehingga laju dosis pada suatu titik juga berbanding terbalik dengan kuadrat jarak titik tersebut terhadap sumber. Namun ketentuan ini hanya berlaku apabila sumber radiasi berbentuk titik dan tidak ada absorbsi radiasi oleh medium. Dari persamaan (2.2) laju dosis pada suatu titik dapat dirumuskan dengan (Akhadi, 2000)

8 atau D :D :D = : : D. =D. =D. (2.3) di mana: = laju dosis serap pada suatu titik (Sv/s) R = jarak antara titik dengan sumber radiasi (m) Jika dinyatakan dengan laju dosis ekuivalen ( ), maka persamaan (2.3) dapat diubah H. =H. =H. (2.4) Di mana = laju dosis ekivalen pada suatu titik (Sv/s) R = jarak antara titik dengan sumber radiasi (m) Sedangkan untuk radiasi elektromagnetik (sinar-x dan ) dapat pula dinyatakan dalam laju paparan (), sehingga persamaan (2.5) dapat pula ditulis X. =X. =X. (2.5) = laju dosis serap pada suatu titik (Sv/s) R = jarak antara titik dengan sumber radiasi (m) Dari persamaan (2.3), (2.4) dan (2.5) dapat diambil kesimpulan bahwa jika jarak menjadikan dua kali lebih besar, laju dosis berkurang menjadi 1/(2) 2. Atau 4 kali lebih kecil. Jika jarak diperbesar 3 kali, laju dosis berkurang menjadi 1/(3) 2 atau 9 kali lebih kecil. Sebaliknya bila jarak sumber radiasi diperpendek 1/2 kali, laju dosis radiasi akan menjadi 4 kali lebih besar dan bila jarak diperpendek menjadi 1/3 kali, maka laju dosis menjadi 9 kali lebih besar. Jadi bila terlalu dekat pada sumber, misalnya langsung menyentuh atau memegang sumber radiasi, maka laju dosis pada tangan sangat besar. Oleh karena itu dilarang memegang sumber radiasi langsung dengan tangan. Untuk menangani sumber radiasi diperlukan perlengkapan khusus misalnya tang jepit panjang atau pinset. Walaupun aktivitas sumber radiasi kecil dan merupakan sumber radiasi

9 terbungkus, namun larangan memegang sumber secara langsung tetap berlaku, jadi harus menggunakan peralatan tersebut di atas untuk menghindari penerimaan dosis radiasi yang berlebihan pada tangan (Elisa, 2010). b) Untuk Sumber Berbentuk Garis Dalam kasus radiasi sumber garis, seperti pipa yang membawa limbah yang terkontaminasi bahan radionuklida, variasi dosis radiasi terhadap jarak secara matematika lebih kompek dibandingkan sumber radiasi berbentuk titik (Herman, 1986). Jika konsenterasi aktivitas pada sumber garis adalah C i Currie per unit panjang Gamma emitter, dan kekuatan sumber radiasi Γ, jadi rata-rata dosis radiasi di titik p pada jarak h diberikan oleh Persamaan (2.6). Geometri perhitungan dosis radiasi dengan jarak h dari sumber radiasi berbentuk garis ditunjukkan pada Gambar 2.1 Gambar 2.1.Geometri perhitungan dosis radiasi dengan jarak h dari sumber radiasi berbentuk garis[sumber : Herman, 1986] =!" #$ $ %& (2.6) Sehingga persamaan (2.6) bisa ditulis dengan Persamaan (2.7) = Γ '() - $ * * +, +Γ '() = Γ'( h /tan3* h +tan3* h 4 =!" 5 6 - $ * * +, (2.7)

10 c) Untuk Sumber Berbentuk Luasan Gambar 2.2. Geometri perhitungan dosis radiasi dengan jarak h dari sumber radiasi berbentuk luasan. Jika sebuah sumber radiasi berbentuk luasan memiliki diagonal seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2.2, Aktivitas luasan C a currie per unit luas dan kekuatan sumber radiasi Γ, maka dosis radiasi pada titik p 1 dengan jarak h 1 sepanjang pusat axis ditunjukkan oleh Persamaan (2.8) =4Γ' 8 9:; 6 (y tan3= > + lnh A+B ) (2.8) Perbandingan dosis radiasi pada jarak h 1 dengan jarak yang lain yaitu h 2 ditunjukkan oleh Persamaan (2.9) C = 6 9: ;(; DE:FG H % 9:6 I=%> I) C 6 9:;(; DE: FG H % 9:6 =%> ) (2.9) 2.2.3.Penggunaan perisai. Bila harus bekerja pada jarak yang dekat dengan sumber radiasi dan dalam waktu yang lama, perisai dapat mereduksi pemaparan hingga serendah-rendahnya. Keefektifan perisai ditentukan oleh interaksi radiasi dengan atom-atom perisai yang juga tergantung pada macam energi radiasi dan nomor atom materi perisai (Elisa, 2010). a. Partikel alpha Partikel alpha mudah sekali diserap. Biasanya sehelai kertas tipis saja sudah cukup untuk menahan seluruh pancaran alpha. Dengan demikian partikel alpha tidak

11 merupakan persoalan pelik dalam bidang proteksi terhadap sumber radiasi eksternal (Elisa, 2010). b. Perisai untuk sinar-β Partikel beta mempunyai daya tembus lebih besar daripada partikel alpha. Energinya biasanya antara 1 dan 10 MeV (Elisa, 2010). Perisai yang digunakan untuk radiasi sinar-β adalah aluminium. Tebal perisai dapat ditentukan dengan rumus (Alatas, 2012) # =.J (2.10) di mana: t d = tebal densitas (g/cm 2 ) t 1 = tebal bahan perisai (cm) J = massa jenis bahan perisai (g/cm 3 ) Dengan menggunakan konsep tebal densitas ini, maka dalam setiap perancangan perisai untuk sinar-β hanya diperlukan data mengenai massa jenis bahan parisai. c. Perisai untuk radiasi elektromagnetik Interaksi antara radiasi elektromagnetik dengan materi menyebabkan pengurangan intensitas radiasi elektromagnetik seperti ditunjukkan pada persamaan (2.11) berikut (Alatas, 2012) : K=K L.M 3N= (2.11) Laju dosis radiasi elektromagnetik berbanding lurus dengan intensitas radiasinya, sehingga dalam pembahasan mengenai perisai radiasi elektromagnetik ini berlaku persamaan =L.M 3N= (2.12) di mana: = laju dosis radiasi elektromagnetik setelah melalui bahan perisai (Sv/s) L = laju dosis radiasi elektromagnetik sebelum melalui bahan perisai (Sv/s) O = koefisien absorbs linier bahan perisai (m -1 ) x = tebal perisai (m)

12 2.3. Nilai Batas Dosis Nilai Batas Dosis yang selanjutnya disingkat NBD adalah dosis terbesar yang diizinkan oleh Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) yang dapat diterima oleh pekerja radiasi dan anggota masyarakat dalam jangka waktu tertentu tanpa menimbulkan efek genetik dan somatik yang berarti akibat pemanfaatan tenaga nuklir (Pasal 1 ayat 16 Peraturan Kepala BAPETEN, 2013). Nilai Batas Dosis berlaku untuk (Pasal 14 Peraturan Kepala BAPETEN, 2013): a. Pekerja radiasi. b. Pekerja magang untuk pelatihan kerja, pelajar, atau mahasiswa yang berumur 16 tahun sampai dengan 18 tahun dan c. Anggota masyarakat. Nilai Batas Dosis untuk pekerja radiasi ditetapkan dengan ketentuan (Pasal 15 Peraturan Kepala BAPETEN, 2013) : a. Dosis efektif rata-rata sebesar 20 msv per tahun dalam periode 5 tahun, sehingga dosis yang terakumulasi dalam 5 tahun tidak boleh melebihi 100 msv. b. Dosis efektif sebesar 50 msv dalam 1 tahun. c. Dosis ekivalen untuk lensa mata rata-rata sebesar 20 msvper tahun dalam periode 5 tahun dan 50 msv dalam 1 tahun tertentu. d. Dosis ekivalen untuk kulit sebesar 500 msv per tahun e. Dosis ekivalen untuk tangan atau kaki sebesar 500 msv per tahun. Nilai batas dosis pekerja magang untuk pelatihan kerja, pelajar, atau mahasiswa yang berumur 16 tahun sampai dengan 18 tahun ditetapkan dengan ketentuan (Pasal 16 Peraturan Kepala BAPETEN, 2013) : a. Dosis efektif sebesar 6 msv per tahun. b. Dosis ekivalen untuk lensa mata sebesar 50 msv per tahun. c. Dosis ekivalen untuk kulit sebesar 150 msv per tahun dan d. Dosis ekivalen untuk tangan atau kaki sebesar 150 msv per tahun. Dalam hal pekerja magang untuk pelatihan kerja, pelajar, atau mahasiswa yang berumur di atas 18 tahun, diberlakukan nilai batas dosis sama dengan nilai batas dosis yang ditetapkan untuk pekerja radiasi (Pasal 17 Peraturan Kepala BAPETEN, 2013). Nilai Batas Dosis untuk anggota masyarakat ditetapkan dengan ketentuan (Pasal 23 Peraturan Kepala BAPETEN, 2013) :

13 a. Dosis efektif sebesar 1 msv per tahun. b. Dosis ekivalen untuk lensa mata sebesar 15 msv pertahun. c. Dosis ekivalen untuk kulit sebesar 50 msv pertahun. Dimana dosis ekivalen adalah besaran dosis yang khusus digunakan dalam proteksi radiasi untuk menyatakan besarnya tingkat kerusakan pada jaringan tubuh akibat terserapnya sejumlah energi radiasi dengan memperhatikan faktor bobot radiasi yang mempengaruhinya (Perka BAPETEN pasal 1 ayat 19, 2013). Dosis ekivalen dapat ditentukan melalui persamaan (2.13) (Akhadi, 2000) P. =Q. P. (2.13) di mana: P. = dosis ekivalen (Sv) P. = dosis serap (Sv) Q = faktor bobot radiasi Sedangkan dosis efektif adalah besaran dosis yang khusus digunakan dalam proteksi radiasi untuk mencerminkan risiko terkait dosis, yang nilainya adalah jumlah dosis ekivalen yang diterima jaringan dengan faktor bobot jaringan (Perka BAPETEN pasal 1 ayat 20, 2013). Dosis efektif dapat ditentukan dengan persamaan (2.14) (Akhadi, 2000) R =Q P. P (2.14) di mana: R = dosis efektif (Sv) P = dosis ekivalen (Sv) Q P = faktor bobot organ 2.4. Gipsum Gipsum adalah batu putih yang terbentuk karena pengendapan air laut. Gipsum merupakan mineral terbanyak dalam batuan sedimen dan lunak bila murni. Merupakan bahan baku yang dapat diolah menjadi kapur tulis. Dalam perdagangan biasanya gipsum mengandung 90% CaSO 4.H 2 O (Saragih, 2011). Kata gipsum berasal dari kata kerja dalam bahasa Yunani yang artinya memasak. Gipsum merupakan mineral yang tidak larut dalam air dalam waktu yang lama, sehingga gipsum jarang ditemui dalam bentuk butiran atau pasir (Danial, 2012).

14 Komposisi kimia bahan gipsum adalah (Saragih, 2011) : 1. Calcium (Ca) : 23,28 % 2. Hidrogen (H) : 2,34 % 3. Calcium Oksida (CaO) : 32,57 % 4. Air (H 2 O) : 20,93 % 5. Sulfur (S) : 18,62 % Adapun sifat Fisis Gipsum adalah (Saragih, 2011) : 1. Warna : putih, kuning, abu-abu, merah, jingga, hitam bila tak murni 2. Massa Jenis : 2,31-2,35 3. Keras seperti mutiara terutama permukaan 4. Bentuk mineral : Kristalin, serabut Bebrapa penelitian menunjukkan gipsum memiliki kandungan yang radionuklida yang cukup tinggi. Berdasarkan data BATAN pada tahun 2005 gipsum memiliki kandungan radionuklida cukup tinggi yang ditunjukkan pada Tabel 2.4 Tabel 2.4. Konsenterasai radionklida pada beberapa bahan bangunan (BATAN, 2005) Jenis bahan bangunan Aktivitas (ppm) Thorium Kalium Granit 2 4 Batu pasir 1.7 1.4 Semen 5.1 0.8 Batako Kapur 2.1 0.3 Batako semen 2.1 1.3 Gipsum 16.1 0.02 Kayu - 11.3

15 Konsenterasi radionuklida gipsum di berbagai belahan dunia lain bisa dilihat dalam Tabel 2.5. Tabel 2.5. Perbandingan konsentrasi radionuklida (Bq.kg-1)dalam sampel gipsum yang diperoleh dari data penelitian berbagai belahan dunia (Ahmed, 2014) 40 K 232 Th Country Cina 35 35 Nordic Countries 40 49 West Germany 14 18,5 Finlandia 37 43 Bangladesh 88,1 68,2 Spain 14,1 17,39 Turki 44,5 3,6 USSR 14,8 140,8 India 22 9,3 2.5. Surveymeter Surveymeter harus dapat memberikan informasi laju dosis radiasi pada suatu area secara langsung. Jadi, seorang pekerja radiasi dapat memperkirakan jumlah radiasi yang akan diterimanya bila akan bekerja di suatu lokasi selama waktu tertentu. Dengan informasi yang ditunjukkan surveymeter ini, setiap pekerja dapat menjaga diri agar tidak terkena paparan radiasi yang melebihi batas ambang yang diizinkan. Sebagaimana fungsinya, suatu surveymeter harus bersifat portable meskipun tidak perlu sekecil sebuah dosimeter personal. Konstruksi surveymeter terdiri atas detektor dan peralatan penunjang seperti terlihat Gambar 2.3. Cara pengukuran yang diterapkan adalah cara arus (current mode) sehingga nilai yang ditampilkan merupakan nilai intensitas radiasi. Secara elektronik, nilai intensitas tersebut dikonversikan menjadi skala dosis, misalnya dengan satuan roentgent/jam. (BATAN, 2013)

16 Gambar 2.3 Skema Surveymeter[Sumber: BATAN, 2013] 2.5.1. Jenis-Jenis Surveymeter Surveymeter yang digunakan dalam proteksi radiasi terdapat beberapa jenis diantaranya: surveymeter gamma, surveymeter beta gamma, surveymeter alfa, surveymeter neutron, dan surveymeter multi-guna. Surveymeter gamma merupakan surveymeter yang sering digunakan dan pada prinsipnya dapat digunakan untuk mengukur radiasi sinar-x. Detektor yang digunakan adalah detektor isian gas proporsional, Geiger Mullard (GM), dan detektor sintilasi NaI (TI). Berbeda dengan surveymeter gamma biasa, surveymeter beta gamma mempunyai detektor di luar badan surveymeter dan dilengkapi dengan sistem slide. Jika digunakan untuk mengukur radiasi beta, maka slide harus dibuka. Sebaliknya untuk mengukur radiasi gamma, slide ditutup. Detektor yang digunakan yaitu detektor isian gas proporsional dan GM. Surveymeter alfa mempunyai detektor yang terletak di luar badan surveymeter dan terdapat satu permukaan detektor yang terbuat dari lapisan film yang sangat tipis, biasanya terbuat dari berrilium sehingga mudah sobek bila tersentuh atau tergores benda tajam. Surveymeter alfa menggunakan detektor isian gas proporsional dan detektor sintilasi ZnS(Ag) (Wahyulianti, 2014). Surveymeter neutron biasanya menggunakan detektor proporsional yang diisi dengan gas boron triflorida (BF 3 ) atau gas helium (He). Karena yang dapat berinteraksi dengan unsur boron atau helium adalah neutron termal saja, maka surveymeter neutron dilengkapi dengan moderator yang terbuat dari parafin atau polietilen yang berfungsi untuk menurunkan energi neutron cepat menjadi neutron termal. Moderator ini hanya digunakan bila radiasi neutron yang diukur adalah neutron cepat. Surveymeter multiguna (multipurpose) dapat mengukur intensitas radiasi secara langsung dan dapat

17 mengukur intensitas radiasi selama selang waktu tertentu, serta dapat diatur seperti sistem pencacah dan bahkan bisa menghasilkan spektrum distribusi energi radiasi seperti sistem spektroskopi (Wahyulianti, 2014). 2.5.2. Prosedur Menggunakan Surveymeter Tiga langkah penting yang perlu diperhatikan sebelum menggunakan surveymeter adalah: 1) Memeriksa baterai Hal ini dilakukan untuk menguji kondisi catu daya tegangan tinggi detektor. Bila tegangan tinggi detektor tidak sesuai dengan yang dibutuhkan, maka detektor tidak peka atau tidak sensitif terhadap radiasi yang mengenainya, akibatnya surveymeterakan menunjukkan nilai yang salah (BATAN, 2013). 2) Memeriksa sertifikat kalibrasi Pemeriksaan sertifikat kalibrasi harus memperhatikan faktor kalibrasi alat dan memeriksa tanggal validasi sertifikat. Faktor kalibrasi merupakan suatu parameter yang membandingkan nilai yang ditunjukkan oleh alat ukur dan nilai dosis sebenarnya (BATAN, 2013). Untuk mengukur nilai dosis sebenarnya menggunakan persamaan (2.15) (Wahyulianti, 2014) D s = D u. F k (2.15) di mana F k = faktor kalibrasi D s = nilai dosis sebenarnya (Sv) D u = nilai yang ditampilkan alat ukur. (Sv) 3) Mempelajari pengoperasian dan pembacaan Langkah ini perlu dilakukan, khususnya bila akan menggunakan surveymeter baru. Setiap surveymeter mempunyai tombol-tombol dan saklar-saklar yang berbeda-beda, biasanya terdapat beberapa faktor pengalian misalnya x1; x10; x100 dan sebagainya. Sedang display-nya juga berbeda-beda, ada yang berskala roentgent / jam ; rad / jam ; Sievert /jam atau msievert / jam atau bahkan masih dalam cpm (counts per minutes) (BATAN, 2013).

18 2.5.3. Bagian-Bagian Surveymeter RGD 27091 (Rontgen-Gamma-Dosimeter 27091) RGD 27091 merupakan jenis surveymeter yang dioperasikan oleh baterai dan dilengkapi dengan ionization chamber (ruang ionisasi). Alat ini biasa digunakan untuk mengukur sinar Rontgen dan juga mengukur laju dosis. Sensivitas pengukuran perangkat ini cukup tinggi. Bagian-bagian RGD 27091 dijelaskan pada Gambar 2.4 Probe pengukur dengan dilengkapi pelindung Display unit bagian atas Display unit bagian bawah Pegangan BNC Koneksi perekam Layar LCD Tingkat peringatan yang dipilih Pembaca laju dosis digital Satuan yang dipilih Nilai akhir atau nilai maksimal yang dipilih Horn symbol (akan berkedip jika level yang diukur melebihi batas yang sudah ditentukan) Penunjuk tingkat radiasi Simbol baterai

19 Tombol kontrol satuan Lampu Kontrol penyesuaian titik nol Kontrol nilai skala pengali Gambar 2.4. Bagian RGD 27091 2.5.4. Kalibrasi Alat Definisi kalibrasi menurut ISO/IEC Guide17025:2005 dan Vocabulary of International Metrology (VIM) adalah serangkaian kegiatan yang membentuk hubungan antara nilai yang ditunjukkan oleh instrumen ukur atau sistem pengukuran, atau nilai yang diwakili oleh bahan ukur, dengan nilai-nilai yang sudah diketahui yang berkaitan dari besaran yang diukur dalam kondisi tertentu atau kegiatan untuk menentukan kebenaran konvensional nilai penunjukkan alat ukur dan bahan ukur dengan cara membandingkan terhadap standar ukur yang mamputelusur (traceable) ke standar nasional untuk satuan ukuran dan/atau internasional (BATAN, 2013). Sudah merupakan suatu ketentuan bahwa setiap alat ukur proteksi radiasi harus di kalibrasi secara periodik oleh instansi yang berwenang.hal ini dilakukan untuk menguji ketepatan nilai yang ditampilkan alat terhadap nilai sebenarnya. Perbedaan nilai antara yang ditampilkan dan yang sebenarnya harus dikoreksi dengan suatu parameter

20 yang disebut sebagai faktor kalibrasi ( Fk ). Dalam melakukan pengukuran, nilai yang ditampilkan alat harus dikalikan dengan faktor kalibrasinya. Secara ideal, faktor kalibrasi ini bernilai satu, akan tetapi pada kenyataannya tidak banyak alat ukur yang mempunyai faktor kalibrasi sama dengan satu. Nilai yang masih dapat 'diterima' berkisar antara 0,8 sampai dengan 1,2. Faktor Kalibrasi dapat dihitung dengan persamaan (2.12) (BATAN, 2013). Faktor kalibrasi biasanya sudah tertera pada label yang tertempel di alat ukur. Untuk lebih jelasnya bisa dilihat di Gambar 2.5 dan 2.6 Gambar 2.5 Label kalibrasi yang ada di dalam garis merah. Untuk lebih jelas isi dari label kalibrasi ditunjukkan pada Gambar 2.11 Gambar 2.6 Label kalibrasi.

21 2.6. Laser Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS) Laser Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS) merupakan teknik baru untuk menganalisis unsur berdasarkan plasma yang dihasilkan setelah ditembak oleh laser. Dalam teknik ini pulsa laser digunakan untuk ablasi sampel, sehingga penguapan dan ionisasi sampel dalam plasma yang panas yang kemudian dianalisis dengan menggunakan spectrometer (Hussain, 2013). Proses fisik utama yang merupakan inti dari teknologi LIBS adalah pembentukan suhu tinggi plasma, yang disebabkan oleh pulsa laser. Ketika pulsa sinar laser difokuskan ke permukaan sampel, massa sampel mengalami ablasi. Massa yang terablasi ini berinteraksi dengan bagian pulsa laser untuk membentuk plasma yang sangat aktif yang berisi elektron bebas, atom yang tereksitasi dan ion. Banyak proyek penelitian fundamental telah menunjukkan bahwa suhu plasma dapat melebihi 30,000K (Russo, 1999). Ketika pulsa laser berakhir, plasma mulai dingin. Selama proses pendinginan plasma, elektron dari atom dan ion pada elektron yang tereksitasi kembali kekeadaan dasar, menyebabkan plasma memancarkan cahaya dengan puncak spektrum diskrit. Cahaya yang dipancarkan dari plasma dikumpulkan dan disatukan dengan ICCD atau modul detektor spektograf untuk analisis spektral pada LIBS. Setiap elemen dalam tabel periodik mempunyai puncak spectrum yang unik dan berbeda-beda. Dengan mengidentifikasi puncak yang berbeda untuk sampel yang dianalisis, komposisi kimianya dapat dengan cepat ditentukan (Russo, 1999). Rangkaian LIBS ditunjukkan pada Gambar 2.7. laser Control computer Broadbandspectrometer Lensa fokus Plasma spark detector Gambar 2.7. Rangkaian skematik LIBS [Sumber : Wahyuliati, 2014]