4

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 238U dan berakhir pada timah

hitam (206Pb) 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).

5

Tabel 2.1. Radionuklida yang terdapat pada deret Uranium [Sumber : Sofyan, 2004]

b. Deret thorium (Th), mulai dari 232Th dan berakhir pada 208Pb 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 235U dan berakhir pada 207Pb 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).

� = �� . � (2.1)

di mana:

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 cm2) 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

D � : D�� : D�� = �� :

�� :

��

atau

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 Ci 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)

�� = à '( ) �**� + ,�

$�

-+ Γ '( ) �*

*� + ,�$�

-

= Γ'(h /tan3 * h + tan3�* h4

�� = � !" 56 (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 Ca currie per unit luas dan kekuatan

sumber radiasi Γ, maka dosis radiasi pada titik p1 dengan jarak h1 sepanjang pusat axis

ditunjukkan oleh Persamaan (2.8)

� = 4Γ'8 9: ;6 (ytan3 => +

� ln h|A + B�|) (2.8)

Perbandingan dosis radiasi pada jarak h1 dengan jarak yang lain yaitu h2 ditunjukkan

oleh Persamaan (2.9)

C�C� =

6�9:; (;DE:F�GH%�� 9: 6�I=%>�I)

6� 9: ;(;DE:F�GH%�� 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:

td = tebal densitas (g/cm2)

t1 = tebal bahan perisai (cm)

J = massa jenis bahan perisai (g/cm3)

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 = KL . M3N= (2.11)

Laju dosis radiasi elektromagnetik berbanding lurus dengan intensitas radiasinya,

sehingga dalam pembahasan mengenai perisai radiasi elektromagnetik ini berlaku

persamaan

�� = ��L . M3N= (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 = QP . �P (2.14)

di mana:

�R = dosis efektif (Sv)

�P = dosis ekivalen (Sv)

QP = 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% CaSO4.H2O (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 (H2O) : 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)

Country 40K 232Th 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 (BF3) 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 multi-

guna (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)

Ds = Du . Fk (2.15)

di mana

Fk = faktor kalibrasi

Ds = nilai dosis sebenarnya (Sv)

Du = 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

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

Tombol kontrol satuan

Lampu

Kontrol penyesuaian titik nol

Kontrol nilai skala pengali

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.

Gambar 2.7. Rangkaian skematik LIBS [Sumber : Wahyuliati, 2014]

laser

Lensa fokus

Plasma spark Broadbandspectrometer

detector

Control computer