fisika==identifikasi kadar unsur yang terkandung dalam hewan

8/18/2019 Fisika==Identifikasi Kadar Unsur yang Terkandung dalam Hewan

1/92

Identifikasi Kadar Unsur yang Terkandung dalam Hewan

di Sungai Gajahwong Yogyakarta dengan

Metode AANC (Analisis Aktivasi Neutron Cepat)

Skripsi disajikan sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana SainsJurusan Fisika

Oleh :Cahaya Rosyidan

4250404010

JURUSAN FISIKAFAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM

UNIVERSITAS NEGERI SEMARANG2009


2/92

PERSETUJUAN PEMBIMBING

Skrisi ini telah disetujui oleh pembimbing untuk diajukan ke sidang panitia ujian

skripsi pada:

Hari :

Tanggal :

Dosen Pembimbing I Dosen Pembimbing II

Dra. Dwi Yulianti, M.Si Sunardi, S.T

NIP.131404299 NIP. 330002260

Mengetahui,

Ketua Jurusan Fisika

Dr. Putut Marwoto, M.S NIP. 131764029


3/92

LEMBAR PENGESAHAN

Skripsi ini telah dipertahankan di hadapan sidang Panitia Ujian Skripsi

Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas

Negeri Semarang pada :

Hari :

Tanggal :

Panitia :Ketua Sekretaris

Drs. Kasmadi Imam S., M.S Dr. Putut Marwoto, M.S NIP. 130781011 NIP. 131764029

Penguji I

Dr. Sulhadi, S.Pd., M.Si. NIP. 132205937

Penguji II/Pembimbing I Penguji III/Pembimbing II

Dra. Dwi Yulianti, M.Si Sunardi, S.T NIP. 131404299 NIP. 330002260


4/92

PERSETUJUAN

Identifikasi Kadar Unsur yang Terkandung dalam Hewan

di Sungai Gajahwong Yogyakarta dengan

Metode AANC (Analisis Aktivasi Neutron Cepat)

Oleh

Cahaya Rosyidan4250404010

Telah disetujui dan disahkan oleh Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan

(PTAPB) Yogyakarta Badan Tenaga Nuklir Nasional

Serta dinyatakan telah memenuhi persyaratan.

Kepala Bidang TAFN Pembimbing di PTAPBPTAPB BATAN BATAN

Ir. Suprapto Sunardi, S.T NIP. 330001511 NIP. 330002260

MengetahuiKepala PTAPB BATAN

Dr. Ir. Widi Setiawan NIP. 330001746


5/92

PERNYATAAN

Saya menyatakan bahwa yang tertulis di dalam skripsi ini benar-benar hasil karya

saya sendiri, bukan jiplakan dari karya tulis orang lain, baik sebagian atau

seluruhnya. Pendapat atau temuan orang lain yang terdapat dalam skripsi ini

dikutip atau dirujuk berdasarkan kode etik ilmiah.

Semarang, Januari 2009

Cahaya Rosyidan4250404010


6/92

MOTTO DAN PERSEMBAHAN

MOTTO

1. Jangan takut jatuh untuk bermimpi tinggi karena suatu saat mimpi itu akan jadi

kenyataann dan kamu akan bahagia bersamanya. (Cahaya Rosyidan)

2. “…Sesungguhnya Allah tidak merubah keadaan suatu kaum sehingga mereka

merubah keaadan yang ada pada diri mereka sendiri…”. (Q.S. AR RA’D : 11)

PERSEMB H N

Skripsi ini saya persembahkan untuk :

1. Allah swt yang telah memberiku kepandaian dan

kecerdasan sehingga aku dapat menyelesaikan studiku.

2. Bapak dan Ibuku tercinta, terimakasih atas semua

bimbingan, kasih sayang, doa, dukungan dan

kepercayaan yang telah diberikan.

3.

Kakak – kakaku (Anisa Ilma dan Keluarga) dan (Bagus Ardian dan Keluarga) yang selalu memotivasi.

4. Bekti Sulistya Utami atas dukungan morilnya.

5. Buat teman-temanku sealmamater Fisika’04 UNNES.


7/92

KATA PENGANTAR

Syukur Alkhamdulillah kepada Allah SWT atas berkat dan rahmatNya

sehingga penulis dapat menyelesaikan penulisan skripsi yang berjudul ”

Identifikasi Kadar Unsur yang Terkandung dalam Hewan di Sungai

Gajahwong Yogyakarta dengan Metode AANC (Analisis Aktivasi Neutron

Cepat) ”.

Skripsi ini disusun sebagai salah satu syarat guna memperoleh gelar

Sarjana Sains di Jurusan Fisika FMIPA Universitas Negeri Semarang.

Dalam penulisan skripsi ini banyak bantuan baik berupa moril maupun

materiil serta dorongan dan pengarahan dari berbagai pihak. Oleh karena itu sudah

sepantasnya penulis mengucapkan terimakasih dan penghargaan kepada :

1. Rektor Universitas Negeri Semarang.

2. Kepala Pusat PTAPB BATAN Yogyakarta beserta staf, yang telah

memberikan ijin kepada penulis untuk melakukan penelitian dan

penggunaan segala sarana yang diperlukan.

3. Dekan FMIPA Universitas Negeri Semarang.

4. Bapak Dr. Putut Marwoto, M.S selaku dosen wali dan Ketua Jurusan

Fisika FMIPA Universitas Negeri Semarang.

5. Ibu Dra. Dwi Yuianti, Msi selaku pembimbing skripsi di Jurusan Fisika

FMIPA Universitas Negeri Semarang yang dengan sabar membimbing

serta meluangkan waktu memberikan masukan untuk skripsi ini.


8/92

6. Bapak Sunardi, ST selaku pembimbing dari bagian Akselerator PTAPB

BATAN Yogyakarta yang telah banyak memberi arahan tentang segala

sesuatu dalam pelaksanaan dan penyusunan skripsi ini.

7. Seluruh karyawan Laboratorium Bidang Teknologi Akselerator dan Fisika

Nuklir yang telah memberi keleluasaan dan dorongan untuk

menyelesaikan skripsi ini antara lain: Pak Raji, Pak Agus, Bu Elin, dan

yang tidak bisa disebutkan satu per satu, terimakasih atas bantuannya.

8. Teman-teman fisika UNNES seangkatan 2004.

9. Orang tuaku dan kakak – kakaku yang selalu memberi dorongan serta doa

agar skripsi ini dapat terselesaikan.

10. Ustad, Windi, dan Amin teman – teman selama penelitian di BATAN.

Dengan segala kerendahan hati, penulis menyadari bahwa dalam penulisan

skripsi ini masih jauh dari sempurna karena keterbatasan pengetahuan. Oleh

karena itu segala kritik dan saran yang membangun sangat penulis harapkan.

Semoga laporan skripsi ini dapat menambah pengetahuan dan bermanfaat

bagi kita semua, Amin.

Semarang,

Penulis


9/92

ABSTRAK

Rosyidan, Cahaya. 2008. Identifikasi Kadar Unsur yang Terkandung dalam

Hewan di Sungai Gajahwong Yogyakarta dengan Metode AANC

(Analisis Aktivasi Neutron Cepat) . Skripsi, Jurusan Fisika, Fakultas

Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Negeri Semarang.

Pembimbing : I. Dra. Dwi Yulianti, M.Si; II. Sunardi, S.T.

Kata kunci : Metode analisis aktivasi neutron cepat, Sampel hewan, Analisis

kualitatif dan kuantitatif, Kadar unsur.

Sungai Gajahwong merupakan salah satu sungai besar yang ada di Yogyakarta.Aliran sungai Gajahwong cukup luas yaitu meliputi daerah Sleman, Yogyakarta

bahkan sampai ke Bantul. Sungai Gajahwong sangat rentan sekali tercemar beberapazat logam berat dikarenakan daerah aliran sungai ini melewati rumah sakit, pabrik-

pabrik, hotel, limbah dosmetik bahkan pabrik pewarnaan kulit hewan yang secarakumulatif berdampak pada lingkungan. Pengawasan atau monitoring terhadapsungai Gajahwong diperlukan untuk mendukung program Prokasih ( Program KaliBersih ) yang telah ditetapkan oleh pemerintah Yogyakarta.

Permasalahan yang dibahas pada penelitian ini adalah unsur apa saja yangdapat dideteksi pada sampel hewan, berapa kadarnya dan apakah ada hubunganantar lokasi pengambilan sampel?. Tujuan penelitian ini untuk mengidentifikasiunsur-unsur yang terkandung pada sampel hewan yang hidup di bantaran sungaiGajahwong kemudian menentukan kadarnya serta menentukan hubungan antarlokasi dengan metode ANOVA. Metode analisis yang digunakan yaitu analisiskualitatif dan kuantitatif. Analisis kualitatif untuk menentukan jenis unsur dananalisis kuantitatif untuk menghitung kadarnya.

Hasil analisis kualitatif berhasil mengidentifikasi 5 unsur pada sampelhewan di sungai Gajahwong Yogyakarta. Kelima unsur tersebut adalah nitrogen(N), ferrum (Fe), magnesium (Mg), phospor (P), dan klorin (Cl). Analisiskuantitatif menunjukkan bahwa kadar N adalah 7166 - 105119 ppm, kadar Fe 58 -301 ppm, kadar Mg 180 - 1209 ppm, kadar P 5293 - 49844 ppm, kadar Cl 772 -4099 ppm. Penentuan hubungan antar lokasi secara statistik menggunakanANOVA menunjukan nilai F hitung sebesar 0,866 dengan nilai signifikansisebesar 0,532.

Penelitian ini perlu dilakukan lebih lanjut dan dilakukan secara rutin agardapat dipantau perkembangan pencemaran di sungai Gajahwong. Pengambilansampel juga diperluas untuk mendapatkan perbandingan agar diperoleh baku mutu

pencemaran.


10/92

DAFTAR ISI

HALAMAN JUDUL..................................................................................... i

PERSETUJUAN PEMBIMBING................................................................. ii

PENGESAHAN KELULUSAN................................................................... iii

PERSETUJUAN ........................................................................................... iv

PERNYATAAN............................................................................................ v

MOTTO DAN PERSEMBAHAN................................................................ vi

KATA PENGANTAR .................................................................................. vii

HALAMAN ABSTRAK............................................................................... ix

DAFTAR ISI................................................................................................. x

DAFTAR GAMBAR .................................................................................... xiii

DAFTAR TABEL......................................................................................... xiv

DAFTAR LAMPIRAN................................................................................. xv

BAB I PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang ....................................................................................... 1

1.2 Ruang Lingkup Penelitian ...................................................................... 3

1.3 Tujuan Penelitian .................................................................................... 4

1.4 Permasalahan .......................................................................................... 4

1.5 Manfaat penelitian .................................................................................. 4

1.6 Sistematika Skripsi.................................................................................. 5

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

2.1 Pemantauan Hayati.................................................................................. 7


11/92

2.1.1 Sumber pencemar di lingkungan perairan...................................... 7

2.2 Biota Sebagai Indikator Pencemaran Air................................................ 8

2.3 Kandungan Unsur Nitrogen, Ferrum, Magnesium, Phospos dan Klorin

Dalam Hewan.................................................................................... 9

2.3.1 Nitrogen .......................................................................................... 9

2.3.2 Ferrum............................................................................................. 10

2.3.3 Phospor............................................................................................ 11

2.3.4 Magnesium...................................................................................... 11

2.3.5 Klorin .............................................................................................. 11

2.4 Peluruhan ................................................................................................ 12

2.5 Aktivitas .................................................................................................. 13

2.6 Neutron ................................................................................................... 14

2.6.1 Sumber neutron dari akselerator ..................................................... 15

2.6.2 Interaksi neutron dengan materi...................................................... 16

2.7 Metode Analisis Aktivasi Neutron Cepat .............................................. 20

2.8 Sistem Generator Neutron PTAPB BATAN Yogyakarta ...................... 26

2.9 Spektrometri Gamma ............................................................................. 31

2.9.1 Interaksisinar gamma dengan materi .............................................. 31

2.9.2 Perangkat spektrometri gamma....................................................... 34

BAB III METODE PENELITIAN

3.1 Waktu dan Tempat Penelitian ................................................................. 41

3.2 Bahan dan Alat Penelitian ...................................................................... 41

3.2.1 Bahan Penelitian ............................................................................ 41


12/92

3.2.2 Alat Penelitian ................................................................................ 41

3.3 Desain Penelitian..................................................................................... 43

3.3.1 Skema penelitian ............................................................................ 43

3.3.2 Pengambilan sampel ...................................................................... 44

3.3.3 Penyediaan dan preparasi sampel ................................................... 44

3.3.4 Irradiasi dan pencacahan sampel .................................................... 44

3.3.5 Kalibrasi spektrometer gamma ...................................................... 45

3.3.6 Metode Analisis Data ..................................................................... 47

BAB IV HASIL PENELITIAN

4.1 Hasil Pencacahan .................................................................................... 53

4.2 Hasil analisis ANOVA ........................................................................... 59

4.3 Pembahasan............................................................................................. 60

BAB V KESIMPULAN DAN SARAN

5.1 Kesimpulan ............................................................................................ 67

5.2 Saran ....................................................................................................... 67

DAFTAR PUSTAKA 68

LAMPIRAN 70


13/92

DAFTAR GAMBAR

Gambar 2.1 Diagram Generator Neutron...................................................... 21

Gambar 2.2 Teknik AANC ........................................................................... 22

Gambar 2.3 Diagram waktu pada analisis aktivasi neutron.......................... 24

Gambar 2.4 Skema generator neutron Sames Tipe J-25 150 keV ............... 30

Gambar 2.5 Efek fotolistrik........................................................................... 31

Gambar 2.6 Hamburan Compton.................................................................. 32

Gambar 2.7 Pembentukan pasangan............................................................. 33

Gambar 2.8 FWHM ..................................................................................... 37

Gambar 2.9 Sumber gamma dan perangkat spektrometri gamma ....................... 39

Gambar 3.1 Skema penelitian ....................................................................... 43

Gambar 3.2 Kurva hubungan nomor salur dengan energi gamma................ 46

Gambar 4.1 Kadar Nitrogen ( N ) ................................................................. 57

Gambar 4.2 Kadar Ferrum ( Fe )................................................................... 57

Gambar 4.3 Kadar Magnesium ( Mg ).......................................................... 58

Gambar 4.4 Kadar Phospor ( P )................................................................... 58

Gambar 4.5 Kadar Chlorine ( Cl )................................................................. 59

Gambar 1. Kurva kalibrasi energi ................................................................. 70

Gambar 2. Kurva kalibrasi efisiensi.............................................................. 71

Gambar 3. Peta sungai Gajahwong Yogyakarta ........................................... 75

Gambar 4. Hasil spektrum pada layar komputer........................................... 77


14/92

DAFTAR TABEL

Tabel 4.1 Data aktivasi sampel hewan.......................................................... 53

Tabel 4.2 Data kualitatif unsur-unsur yang terkandung dalam sampel

hewan ............................................................................................ 55

Tabel 4.3 Data kuantitatif unsur-unsur yang terkandung dalam sampel

hewan ............................................................................................ 56

Tabel 4.4 Perhitungan kadar unsur menggunakan metode ANOVA............ 59

Tabel 4.5 Hasil perhitungan dengan metode ANOVA ................................. 60

Tabel 1. Data kalibrasi energi ....................................................................... 70

Tabel 2. Data kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar 152Eu.......... 71

Tabel 3. Konsentrasi unsur hewan................................................................ 76


15/92

DAFTAR LAMPIRAN

Lampiran I Kalibrasi Energi..................................................................... 70

Lampiran II Kalibrasi efisiensi.................................................................. 71

Lampiran III Penentuan fluks Neutron ...................................................... 72

Lampiran IV Perhitungan kadar unsur....................................................... 74

Lampiran V Peta sungai Gajahwong Yogyakarta..................................... 75

Lampiran VI Certified Concentrations of Constituent Elements Table ...... 76

Lampiran VII Hasil spektrum ...................................................................... 77


16/92

BAB I

PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang

Air sungai merupakan sumber daya alam yang sangat penting bagi

kehidupan umat manusia. Air sungai banyak sekali manfaatnya, di antaranya

digunakan air minum, sebagai sumber air pertanian, industri bahkan pariwisata

yang tentunya untuk kesejahteraan umat manusia.

Sungai juga mempunyai manfaat sebagai sarana interaksi antar umat

manusia dan sering juga dijadikan sebagai tempat perdagangan oleh masyarakat

sekitar bantaran sungai. Sering kali masyarakat tidak sadar membuang sampah

maupun limbah ke dalam air sungai yang mengakibatkan sungai menjadi kotor

dan tercemar dan ditambah oleh limbah pabrik yang berada di sekitar sungai yang

dicurigai mengandung logam berat.

Sungai Gajahwong merupakan salah satu sungai besar yang ada di Yogyakarta.

Aliran sungai Gajahwong cukup luas yaitu meliputi daerah Sleman, Yogyakarta

sampai ke Bantul. Sungai Gajahwong juga masih dimanfaatkan oleh masyarakat

sekitar bantaran sungai tersebut. Sungai Gajahwong sangat rentan sekali tercemar

beberapa zat logam berat dikarenakan daerah aliran sungai ini melewati rumah sakit,

pabrik- pabrik, hotel, limbah dosmetik bahkan pabrik pewarnaan kulit hewan yang

secara kumulatif berdampak pada lingkungan. Pengawasan atau monitoring terhadap

sungai Gajahwong diperlukan untuk mendukung program Prokasih ( Program Kali


17/92

2

Bersih ) yang telah ditetapkan oleh pemerintah Yogyakarta. Oleh sebab itu

diperkirakan sungai Gajahwong mengandung logam berat. Sedimen, tanaman dan

biota sepanjang bantaran sungai tersebut dapat digunakan sebagai indikator

pencemaran lingkungan. Dari indikator inilah dapat diketahui kualitas air sungai.

Informasi dari kandungan logam berat ini dapat digunakan untuk evaluasi tinggi

rendahnya pecemaran sungai. Logam – logam berat bisa mengakibatkan keracunan

pada makhluk hidup, jika standar dosisnya melebihi batas yang ditetapkan.

Pembuangan limbah yang di dalamnya terkandung logam – logam berat ke

lingkungan pada akhirnya sampai pada manusia melalui rantai makanan.

Metode AANC telah banyak digunakan secara luas di bidang geologi,

kedokteran, pertanian, metarlugi, lingkungan dan industri. Metode ini memiliki

beberapa keunggulan mampu menganalisa unsur ringan dan medium. Keunggulan

lain adalah merupakan tekhnik analisis multi unsur, cepat, akurat, dan tidak

merusak Salah satu metode untuk menganalisis adanya kandungan logam berat

yang terkandung dalam hewan sungai sepanjang bantaran sungai Gajahwong

adalah menggunakan metode Analisis Aktivasi Neutron Cepat (AANC). Metode

ini merupakan metode analisis unsur dalam suatu sampel dengan diiradiasi

neutron cepat menggunakan akselerator generator neutron. Radiasi neutron

mengakibatkan inti-inti atom dalam sampel akan menangkap neutron sehingga

menjadi radioaktif. Radioisotop yang dihasilkan tergantung pada jenis dan energi

penumbuk (neutron cepat), jenis unsur yang terkandung dalam sampel serta jenis

reaksi inti yang terjadi. Sampel dikeluarkan dari ruang iradiasi generator neutron

setelah paparan radiasi dianggap cukup. Karakteristik tenaga gamma yang


18/92

3

dipancarkan dari berbagai radioisotop dalam sampel dapat dianalisis

menggunakan alat spektrometri gamma, analisis dilakukan secara kualitatif dan

kuantitatif. Analisis kualitatif adalah untuk mengetahui jenis unsur yang

terkandung dalam sampel, sedangkan analisis kuantitatif untuk menentukan kadar

atau konsentrasi unsur yang terkandung dalam sampel.

Dari latar belakang tersebut maka penelitian dengan “ Identifikasi Kadar

Unsur yang Terkandung dalam Hewan di Sungai Gajahwong Yogyakarta

dengan Metode AANC (Analisis Aktivasi Neutron Cepat) “ perlu dilakukan.

1.2 Ruang Lingkup Penelitian

Masalah yang dikaji dalam penelitian ini adalah unsur logam apa saja yang

terkandung dalam cuplikan hewan sungai Gajahwong yang diambil di tujuh titik,

yaitu : jembatan Ringroad utara, jembatan Afandi ( sebelah UIN Sunan Kalijaga ),

dekat SGM, jembatan Rejowinangun, jembatan Winong, pertigaan jl. Pramuka,

jembatan Ringroad selatan dan kadar unsur yang terkandung dalam logam

tersebut.


19/92

4

1.3 Tujuan Penelitian

Tujuan dari penelitian ini adalah :

1. Mengidentifikasi unsur – unsur yang terkandung dalam hewan sungai

Gajahwong Yogyakarta.

2. Mengetahui kadar unsur yang terkandung dalam hewan sungai Gajahwong

dengan metode AANC.

3. Mengetahui ada tidaknya hubungan logam berat di hulu dan hilir sungai

Gajahwong dengan metode ANOVA.

1.4 Permasalahan

Permasalahan dalam penelitian ini adalah :

1. Unsur – unsur apa saja yang dapat dideteksi pada sampel hewan dalam

aliran sungai Gajahwong?

2. Berapakah kadar unsur pada sampel hewan aliran sungai Gajahwong

dengan menggunakan Metode Analisis Neutron Cepat?

3. Apakah ada hubungan logam berat di hulu dan hilir sungai Gajahwong

dengan metode ANOVA?

1.5 Manfaat Penelitian

Dengan penelitian ini diharapkan dapat memberikan informasi kepada

masyarakat Yogyakarta secara khusus mengenai kandungan unsur yang

terkandung dalam aliran sungai Gajahwong dan diharapkan masyarakat semakin

sadar untuk menjaga lingkungan di sekitar sungai.


20/92

5

1.6 Sistematika Skripsi

Sistematika dalam penelitian ini disusun dengan tujuan agar pokok-pokok

masalah yang dibahas dapat secara urut dan terarah serta jelas. Sistematika skripsi

terdiri dari tiga bagian yaitu : bagian awal, bagian isi dan bagian akhir.

1. Bagian awal skripsi

Bagian ini berisi halaman judul, halaman persetujuan pembimbing,

halaman pengesahan, pernyataan, motto dan persembahan, kata pengantar,

abstrak, daftar isi, daftar gambar, daftar tabel, dan daftar lampiran.

2. Bagian isi skripsi

Bagian isi skripsi di bagi menjadi 5 (lima) bab yaitu :

1. Bab I. Pendahuluan

Bab ini memuat alasan pemilihan judul yang melatarbelakangi

masalah, perumusan masalah, tujuan penelitian, manfaat penelitian,

pembatasan masalah, dan sistematika skripsi.

2. Bab II. Kajian Pustaka

Bagian ini terdiri dari kajian pustaka yang membahas teori yang

melandasi permasalahan skripsi serta penjelasan yang merupakan

landasan teoritis yang diterapkan dalam skripsi dan pokok-pokok

bahasan yang terkait dalam pelaksanaan penelitian.

3. Bab III. Metode Penelitian

Bab ini menguraikan metode penelitian yang digunakan dalam

penyusunan skripsi. Metode penelitian ini meliputi : penentuan


21/92

6

objek penelitian, variabel penelitian, alat dan bahan, prosedur

penelitian, waktu dan tempat penelitian, dan metode analisis data.

4. Bab IV. Hasil Penelitian dan Pembahasan

Bab ini berisi tentang pelaksanaan penelitian, semua hasil

penelitian yang dilakukan, dan pembahasan terhadap hasil

penelitian.

5. Bab V. Penutup

Bab ini berisi tentang kesimpulan hasil penelitian dan saran-saran

sebagai implikasi dari hasil penelitian.

3. Bagian akhir skripsi

Bab ini berisi daftar pustaka dan lampiran-lampiran yang melengkapi

uraian pada bagian isi skripsi.


22/92

BAB II

TINJAUAN PUSTAKA

2.1 Pemantauan Hayati

Pemantauan hayati biasanya didasarkan pada ada tidaknya pengelompokan

indikator atau pada kompleksitas yang dinyatakan sebagai indeks – indeks

struktur komunitas. Sebenarnya pemantauan hayati (biota dan struktur komunitas)

tidak langsung mengukur dampak hayati suatu pencemar, karena perubahan yang

teramati mungkin saja berasal dari sebab lain baik antropogenik maupun alamiah.

Namun demikian, data runtun waktu pemantaun hayati terhadap komunitas yang

sama mungkin memperlihatkan modifikasi bahwa komponen hayati, dan

kemudian komponen fisika, telah mengalami tekanan. Maka pemantaun hayati

berguna sebagai penanda kualitas lingkungan. Tekanan lain juga berasal dari

perubahan kualitas kimia lingkungan. Oleh karena itu kombinasi pemantauan

kimia dan hayati harus setara, karena keduanya tidak dapat saling menggantikan

fungsi masing – masing.

2.1.1 Sumber pencemar di lingkungan perairan

Sumber utama pencemaran lingkungan perairan antara lain dari kegiatan

trasnportasi ( udara, darat, air ), aliran dari sungai ( pertanian, peternakan,

kegiatan domestik kota, pembukaan hutan/lahan, limbah industri, pembangkit

listrik, medis laboratoris, sarana prasarana militer, dan lain - lain ). Dampaknya

terhadap lingkungan perairan dapat dibedakan menjadi:


23/92

8

1. Masuknya sedimen, kalor panas, limbah kaya hara, berbagai toksikan

termasuk radionuklida yang akhirnya mencapai laut.

2. Perubahan struktur dasar perairan karena berubahnya paras pantai/tepi

sungai – danau ( gelombang, arus, erosi, abrasi, akresi dan transgresi ).

3. Perubahan sruktur komunitas hayati di badan air tersebut.

2.2 Biota Sebagai Indikator Pencemaran Air

Biota baik flora maupun fauna sangat baik digunakan sebagai indikator

pencemaran air karena biota tersebut hidup dalam jangka waktu lama di tempat

tersebut. Spesies yang tahan hidup pada lingkungan yang terpopulasi akan

menderita stress fisiologis yang dapat digunakan sebagai indikator biologis.

Indikator biologis merupakan petunjuk yang mudah untuk memantau

terjadinya pencemaran. Adanya pencemaran lingkungan keanekaragaman spesies

akan menurun ( Afiati, 1:2007 ).

Air sungai sering tercemar oleh berbagai komponen anorganik, di antaranya

berbagai jenis logam berat yang berbahaya, yang beberapa di antaranya banyak

digunakan dalam berbagai keperluan sehingga diproduksi secara kontinyu dalam

skala industri. Logam berat yang berbahaya dan sering mencemari lingkungan,

terutama adalah merkuri ( Hg ), timbal ( Pb ), arsenik ( As), kadmium ( Cd ), kromium

(Cr ), dan nikel ( Ni). Logam-logam tersebut diketahui dapat mengumpul di dalam

tubuh suatu organisme dan tetap tinggal di dalam tubuh dalam jangka waktu yang

lama sebagai racun yang terakumulasi.


24/92

9

Hewan yang hidup di sungai di curigai juga mengandung logam berat karena

hidup dan makan makanan yang berasal dari sungai tersebut. Bila dikonsumsi

oleh manusia secara kontinyu akan mengendap didalam tubuh yang bisa menjadi

racun. Unsur - unsur yang biasa dijumpai dalam tubuh hewan yang hidup di

sungai adalah klorin (Cl), phosphorus (P), ferrum (Fe), nitrogen (N) dan

magnesium (Mg).

2.3 Kandungan Unsur Nitrogen, Ferrum, Phospor, Magnesium dan Klorin

Dalam Hewan

2.3.1 Nitrogen

Nitrogen atau zat lemas merupakan sebuah unsur kimia dalam tabel periodik

yang memiliki lambang N dan nomor atom 7. Biasanya ditemukan sebagai gas

tanpa warna, tanpa bau dan merupakan gas diatomik bukan logam yang stabil,

sangat sulit bereaksi dengan unsur lain maupun senyawa lain. Dinamakan zat

lemas karena zat ini berisifat malas, tidak aktif dengan unsur lain. Nitrogen adalah

78,08% dari atmosfir bumi dan banyak terdapat di jaringan hidup. Zat lemas

membentuk senyawa penting seperti asam amino, asam nitrat, amoniak, dan

sianida.

1.Amonia

Hidrida utama nitrogen adalah amonia (NH 3) walaupun hidrazina N 2H4 juga

banyak ditemukan. Amonia bersifat basa dan larut sebagian dalam air membentuk

ion ammonia (NH +4). Amonia cair sebenarnya bersifat amfiprotik dan membentuk

ammonium dan amida (NH 2-) keduanya dikenal sebagai garam amida dan nitrida


25/92

10

(N 3-), tetapi terurai dalam air. Gugus bebas amonia dengan atom hidrogen tunggal

atau ganda dinamakn amina. Rantai, cincin, atau struktur hidrida nitrogen yang

lebih besar juga diketahui tapi tak stabil.

2.Peranan asam amino dan asam nukleat

Nitrogen merupakan unsur kunci dalam amino dan asam nukleat, dan ini

manjadikan nitrogen penting bagi semua kehidupan. Protein disusun dari asam –

asam amino, sementara asam nukleat menjadi salah satu pembentuk DNA dan

RNA.

3. Bahaya limbah baja nitrat

Limbah baja nitrat penyebab utama pencemaran air sungai dan air bawah

tanah. Senyawa yang mengandung siano (-CN) menghasilkan garam yang sangat

beracun dan bisa membawa kematian pada hewan dan manusia (Wikipedia, 2008)

2.3.2 Ferrum

Besi merupakan mineral mikro yang paling banyak terdapat di dalam tubuh

manusia dan hewan, yaitu sebanyak 3-5 gram di dalam tubuh manusia dewasa.

Besi mempunyai beberapa fungsi esensial di dalam tubuh: sebagai alat angkut

oksigen dari paru – paru ke jaringan tubuh, sebagai alat angkut elektron di dalam

sel, dan sebagai bagian terpadu berbagai reaksi enzim di dalam jaringan tubuh.

Kekurangan besi sejak tiga puluh tahun terkhir diakui berpengaruh terhadap

produktivitas kerja, penampilan kognitif, dan sistem kekebalan (Sunita, 2003

:247).


26/92

11

2.3.3 Phospor

Phospor merupakan mineral kedua terbanyak di dalam tubuh, yaitu 1% dari

berat badan. Phospor merupakan bagian dari asam nukleat DNA dan RNA yang

terdapat dalam tiap inti sel dan sitoplasma tiap sel hidup. Sebagai fosfat organik,

phospor memegang peranan penting dalam reaksi yang berkaitan dengan

penyimpangan atau pelepasan energi dalam bentuk Adenin Trifosfat (Sunita, 2003

:243).

2.4.4 Magnesium

Zat magnesium merupakan unsur esensial bagi tubuh dan tubuh kita

mengandung unsur ini sebanyak 25 gram. Pada binatang percobaan fungsi Mg

telah banyak dipelajari dan diketahui banyak jenis enzim memerlukan unsur ini

untuk melakukan fungsinya (Achmad, 1987 :176).

Magnesium berfungsi sebagai katalisator dalam reaksi – reaksi biologik

termasuk reaksi – reaksi yang berkaitan dengan metabolisme energi, degradasi,

dan stabilitas bahan gen DNA. Sebagian besar reaksi ini terjadi dalam

mitokondria sel (Sunita, 2003 :247).

2.5.5 Klorin

Klorin adalah zat kimia yang lazim digunakan dalam industri kertas.

Fungsinya, disinfektan kertas, sehingga kertas bebas dari bakteri pembusuk dan

tahan lama. Unsur ini membuat kertas tampak lebih bersih. Karena bersifat

disinfektan, klorin dalam jumlah besar tentu berbahaya hal ini tak jauh beda

dengan racun serangga. Banyak penelitian mencurigai adanya asupan klorin


27/92

12

dalam tubuh dengan kemandulan pada pria, bayi lahir cacat, mental terbelakang

dan kanker (Rad, 2007).

2.4 Peluruhan

Radioaktivitas adalah gejala perubahan keadaan inti atom secara spontan

yang disertai radiasi berupa zarah dan atau gelombang elektromagnetik.

Perubahan dalam inti atom tentu membawa perubahan dari satu nuklida menjadi

nuklida yang lain atau dari satu unsur menjadi unsur yang lain. Peristiwa

perubahan inti menjadi inti atom yang lain ini disebut disintegrasi inti atau

peluruhan radioaktif (Susetyo, 1988:19).

Gejala radioaktivitas semata-mata ditentukan oleh inti atom yang

bersangkutan dan tidak pernah terpengaruh oleh kondisi di luar inti atom seperti

tekanan, bentuk senyawa kimia dan sebagainya.

Laju reaksi peluruhan atau perubahan cacah inti atom induk per satuan

waktu sebanding dengan cacah inti atom induk yang ada pada saat itu.

Apabila cacah atom induk pada saat t adalah N t maka dapat ditulis:

t t N

dt dN

λ −= (2.1)

Dengan λ adalah tetapan radioaktif dan biasanya dinyatakan dalam dimensi

T-1 (per satuan waktu).

Apabila persamaan (2.1) diintegralkan terhadap waktu (t) maka akan

didapatkan :

t t e N N

λ −=0 (2.2)

N 0 adalah cacah inti induk pada saat t = 0


28/92

13

Laju perubahan suatu radionuklida biasanya dinyakan secara karakteristik

dengan suatu tetapan yang disebut waktu paro dan biasa diberi lambang t ½ atau T.

Waktu paro suatu radionuklida adalah waktu yang diperlukan agar cacah atom

radionuklida tersebut menjadi setengah cacah semula :

λ λ 693,02ln ==T (2.3)

2.5 Aktivitas

Aktivitas suatu radionuklida pada saat t adalah cacah disintegrasi per satuan

waktu yang terjadi pada saat t tersebut. Aktivitas pada saat t biasanya

dilambangkan dengan At yang merupakan laju peluruhan radioaktif dN/dt .

Sehingga persamaan (2.1) dapat ditulis sebagai :

t t N A λ −= (2.4)

Dengan cara yang sama untuk menurunkan persamaan (2.2) bisa diperoleh :

t t e A A

λ −=0 (2.5)

Dimana A0 adalah aktivitas pada saat t=0,dan jika nilai λ disubstitusikan

dengan persamaan (2.3) maka :

T t t e A A

693,00

−= (2.6)

Secara internasional telah disepakati suatu satuan aktivitas yang disebut

Becquerel ( Bq). Selain satuan Bq , masih pula digunakan satuan lama yang disebut

satuan Curie (Ci ). Konversinya yaitu 1 Ci = 3,7 x 10 10 Bq dan 1 Bq =1

disintegrasi per sekon ( dps ).


29/92

14

Gejala radioaktivitas pada dasarnya menunjukkan ketidakstabilan inti atom.

Salah satu sifat unik dari beberapa inti atom adalah kemampuannya untuk

bertransformasi sendiri secara spontan dari suatu inti dengan nilai Z (nomor atom)

dan A (nomor massa) tertentu ke inti lainnya. Inti-inti ringan cenderung memiliki

proton dan neutron yang sama untuk menjaga kestabilannya. Inti-inti berat

cenderung memiliki neutron lebih banyak daripada proton.

Kestabilan inti ditentukan oleh jumlah proton dan neutronnya. Inti dikatakan

stabil jika A/Z berkisar antara 1 hingga 1,5. Inti-inti yang tidak stabil mempunyai

kelebihan proton dan neutron, dan berusaha untuk menuju ke keadaan stabil

dengan memancarkan tenaga radiasi (Susetyo, 1988:23).

2.6 Neutron

Dalam tahun 1932 James Chadwick, rekan Rutherford mengusulkan

hipotesis alternatif untuk radiasi misterius yang dipancarkan oleh berilium jika

ditembaki partikel alfa, yang sebelumnya dilakukan penelitian oleh fisikawan

Jerman W. Bothe dan H. Becker pada tahun 1930 serta Irene Curie dan F. Joliot.

Ia menganggap radiasi itu terdiri dari partikel netral yang massanya hampir sama

dengan proton. Kenetralan partikel inilah yang menyebabkan namanya menjadi

neutron dan memberi kemampuan untuk menembus bahan-bahan dengan mudah.

( Arthur, 1990 : 410 )

Segera setelah penemuanya, neutron dikenali orang sebagai penyusun

yang diperlukan dari inti atomik. Massanya m n = 1,0086654 u = 1,6748 x 10 -27 kg

yang sedikit lebih dari massa proton, kenetralan listriknya dan spin2

1semuanya


30/92

15

cocok dengan sifat inti yang teramati jika kita anggap inti terdiri dari neutron dan

proton saja. ( Arthur, 1990 : 412 )

2.6.1 Sumber neutron dari akselerator

Suatu alat yang dapat menghasilkan neutron cepat dengan fluks cukup

tinggi dan berenergi relatif tunggal adalah akselerator. Akselerator tegangan

rendah disebut generator neutron dan menggunakan reaksi inti (d,n)

yang menghasilkan neutron dengan energi 2 MeV – 3 MeV atau (d,n)

yang menghasilkan neutron dengan energi 13,4 MeV – 14,7 MeV (Darsono, 1998

: 5).

H 21 He32

H 31 He42

Pada reaksi (d,n) dan (d,n) , nilai tenaga ambang

adalah nol, sehingga untuk menghasilkan neutron dapat digunakan akselerator

tenaga rendah. Reaksi tersebut akan menghasilkan neutron cepat dengan tenaga

relatif tunggal. Persamaan reaksinya dapat ditulis (Nargolwalla, 1973:16):

H 21 He32 H

31 He

42

H 21 + + + 17,586 MeV (2.7) H 31 He

42 n

10

H 21 + + + 3,266 MeV (2.8) H 21 He

32 n

10

dalam hal ini reaksi (2.4) disebut reaksi D-T, (deutrium – tritium). Sedangkan

reaksi (2.5) disebut reaksi D-D, (deutrium – deutrium). Generator neutron yang

digunakan di PTAPB Yogyakarta menggunakan reaksi (d,n) karena

reaksi ini lebih menguntungkan, yaitu pada energi deutron sampai beberapa ratus

keV, energi neutronnya lebih besar daripada reaksi (d,n) , yaitu sebesar

14 MeV yang kemudian dimanfaatkan untuk iradiasi bahan atau cuplikan.

H 31 He42

H 21 He32


31/92

16

2.6.2 Interaksi neutron dengan materi

Interaksi neutron dengan materi adalah salah satu dari sekian banyak

interaksi antara inti atom dengan nukleon. Karena neutron tidak bermuatan listrik

(netral), maka interaksi neutron dengan materi tidak melalui interaksi Coulomb

seperti dialami oleh partikel lain yang bermuatan (misalnya proton, elektron).

Interaksi neutron dengan elektron di dalam materi dapat diabaikan, dengan

demikian neutron dapat mendekati bahkan masuk ke dalam daerah inti atom.

Neutron yang dapat masuk ke dalam daerah inti dan ternyata dapat keluar

lagi, interaksi yang terjadi hanya berupa hamburan ( scattering ). Hamburan ini

dapat berupa hamburan elastis, apabila keadaan inti tetap seperti semula

(unexcited ). Sedang apabila keadaan inti berubah menjadi tereksitasi ( excited ),

maka hamburan berupa hamburan tak elastis.

Jenis interaksi yang dapat terjadi antara neutron dengan inti atom materi

banyak ditentukan oleh energi neutron yang datang. Berdasarkan energi yang

dimilikinya, neutron dapat digolongkan menjadi 4 kelompok yaitu: (1) neutron

thermal yang energinya 0,025 eV; (2) neutron lambat yang energinya 1 keV; (3)

neutron epithermal yang energinya 1 eV; (4) neutron cepat yang energinya lebih

dari 100 keV (Darsono, 1998 : 7).

Proses yang terjadi akibat adanya perbedaan energi ini mengakibatkan

timbulnya berbagai bentuk interaksi antara neutron dengan materi. Di antaranya

adalah peristiwa hamburan, yaitu neutron hanya dibelokkan arahnya saja.

Peristiwa kedua yang tergolong reaksi hamburan adalah neutron memasuki inti

atomnya, tetapi sebelum terjadi peristiwa yang lain neutron tadi telah terlepas dari


32/92

17

inti atom. Peristiwa yang ke tiga adalah neutron benar-benar masuk ke dalam inti,

sehingga terjadi inti majemuk. Inti majemuk ini dalam keadaan tereksitasi akan

memancarkan partikel-partikel radioaktif.

Darsono menyatakan bahwa neutron-neutron diklasifikasi sesuai dengan

energi yang dimilikinya, karena tipe reaksi ayang dialami oleh neutron sangat

tergantung pada energinya. Bentuk-bentuk kemungkinan interaksi neutron dengan

materi adalah:

1. Hamburan neutron

Zarah Proyektil neutron memasuki inti tetapi belum terjadi peristiwa yang

lain. Neutron dilepas lagi dari inti sasaran, maka reaksi semacam ini disebut reaksi

hamburan. Reaksi hamburan dapat digolongkan menjadi hamburan elastis (n,n)

dan hamburan tak elastis (n,n’).

Pada peristiwa hamburan elastis (n,n) ini jumlah energi gerak sebelum dan

sesudah tumbukan tidak berubah, tetapi hanya akan terjadi perubahan arah

momentumnya saja. Energi kinetik neutron awal diserahkan sebagian atau

seluruhnya kepada inti atom materi. Pemindahan energi ini tidak menyebabkan

inti menjadi tereksitasi. Jadi inti tetap pada kedudukan semula dan bergerak

dengan energi kinetik sebesar yang diterima. Pemindahan energi neutron untuk

hamburan elastis akan efektif jika massa inti atom materi hampir sama dengan

massa neutron, contoh reaksinya adalah :

U 23592 + + (2.9) n10 U

23692 U

23592 n

10


33/92

18

Pada peristiwa hamburan tak elastis (n,n’) terjadi hal yang berbeda, jumlah

energi dari sistem tumbukan tidak berubah, tetapi jumlah enegi kinetik sesudah

terjadinya peristiwa tumbukan lebih kecil dari jumlah energi kinetik sebelum

peristiwa tumbukan. Sehingga energi kinetik ini dapat dipakai untuk merangsang

inti atom yang ditumbuk ke tingkat energi yang lebih tinggi.

Pada tingkat energi yang lebih tinggi ini, inti atom dalam keadaan tidak

stabil (tereksitasi) dan akan kembali ke tingkat dasar dengan memancarkan tenaga

radiasi. Contoh reaksinya adalah:

Al2713 + + + (2.10) n10 Al

2813 Al

2613 n

10 n

10

2. Serapan neutron

Apabila neutron dengan tenaga tertentu memasuki daerah inti sasaran dan

berinteraksi secara langsung dengan inti tersebut, maka tenaga neutron yang

dimiliki akan terdistribusi. Tenaga ini akan trdistribusi ke seluruh permukaan

nukleon, sehingga akan terbentuk inti majemuk yang tereksitasi. Apabila tenaga

yang diterima oleh nukleon ini melebihi tenaga eksitasinya, maka nukleon dalam

inti akan dipancarkan keluar dengan menggunakan tenaga sisa eksitasi yang

dimilikinya. Peristiwa yang terjadi setelah serapan neutron antara lain : (1)

tangkapan radiatif neutron (n, γ ); (2) reaksi pembentukan proton; (3) reaksi

pembentukan neutron; serta (4) reaksi pembelahan.

Peristiwa tangkapan radiatif neutron (n, γ ) ini terjadi hampir untuk semua

reaksi, bila neutron benar-benar masuk ke dalam inti atom. Inti yang baru

terbentuk biasanya tidak stabil dan akan mengalami proses peluruhan radioaktif.


34/92

19

Kebolehjadian terbesar reaksi ini untuk neutron thermal. Inti majemuk

akan bertransisi ke keadaan tingkat tenaga yang lebih stabil dengan memancarkan

tenaga γ . Contoh reaksi ini adalah Al(n, γ ).

Pada peristiwa reaksi pembentukan proton ini secara umum dituliskan

dalam bentuk (Darsono, 1998, hal:10):

(A,Z) + (A,Z-1) + p1n10 1 + + Q (2.11)γ 00

dengan contoh reaksinya yaitu :

U 23593 + + + + Q (2.12)n10 U

23592 p

11 γ

00

Reaksi pembentukan partikel alpha (Darsono, 1998 :10):

(A,Z) + (A-3,Z-2) + α 42 + + Q (2.13)n10 γ

00


Th228

90 + + + + Q (2.14)n10 Ra

22588 α

42 γ

00

Hampir semua reaksi (n, α ) dapat digolongkan ke dalam reaksi

pembentukan proton karena harga Q > 0.

Pada reaksi pembentukan neutron dari jenis reaksi serapan neutron

diperlukan tenaga neutron yang tinggi (En > 10 MeV), sehingga untuk terjadinya

reaksi pembentukan neutron diperlukan tenaga neutron minimum sama dengan

tenaga ikat neutron dalam inti, agar neutron dalam inti dapat terlepas. Reaksi (n,n)

secara umum dituliskan (Darsono, 1998 :10):

(A,Z) + (A,Z-1) +2 + γ 0n10 n10 0 + Q (2.15)


U 23592 + + 2 + + Q (2.16)n10 U

23492 n

10 γ

00


35/92

20

Reaksi pembelahan, yaitu reaksi yang timbul akibat penyinaran neutron

pada inti-inti berat, akibat penyinaran tersebut akan terjadi reaksi pembelahan inti

menjadi dua inti sebagai belahan-belahan yang biasanya tidak stabil dan akan

mengalami proses peluruhan radioaktif. Atom yang dapat berfisi dengan neutron

antara lain , , danU 23592 U 23392 U

23892

239Pu.

Reaksi ini secara umum dapat dituliskan (Darsono, 1998:10):

(A,Z) + (An1

0 1,Z1) + (A 2,Z2) + b + + Q (2.17)n1

0 γ 0

0

dengan b adalah jumlah neutron baru yang dihasilkan.

Contoh reaksinya adalah :

nU 1023592

+ (2.18)Qn XeSr ++++ γ 0010

14054

9438 2

dengan Q merupakan energi reaksi.

2.7 Metode Analisis Aktivasi Neutron Cepat

Akselator generator neutron adalah suatu alat yang dapat memproduksi

neutron cepat melalui reaksi fusi deutron (D) dengan tritium (T) atau reaksi

. Energi neutron yang dibangkitkan dari akselerator generator

neutron berenergi tunggal dengan E =14,5 MeV. Diagram generator neutron secara

lengkap ditunjukan pada Gambar 2.1.

Hend H 43 ),(

n


36/92

21

D 1 2 3 4

n n

Gambar 2.1. Diagram Generator Neutron

Keterangan :

1 = Sumber Ion

2 = Tabung Akselerator

3 = Lensa Kuadrupol

4 = Target tritium

D = Deutrium

Gas deutrium dialirkan ke sumber ion untuk diionisasi dengan medan RF,

ion-ion yang dibangkitkan didorong keluar dengan tenaga pendorong dan

tegangan ekstraktor keluar menuju tabung akselerator untuk dipercepat dengan

tegangan tinggi pemercepat 110 KeV. Dalam perjalanannya berkas ion cenderung

menyebar yang akibatnya akan terjadi kehilangan berkas ( beam loss ), ini tidak

diinginkan maka berkas ion tersebut difokuskan dengan lensa kuadrupol listrik,

yang kemudian menumbukkan berkas ion deuteron kepada suatu target tritium.

Sehingga terjadi interaksi antara D dan T yang menghasilkan neutron cepat

melalui reaksi atau . Neutron yang dihasilkan

dari reaksi tersebut dimanfaatkan untuk iradiasi bahan atau cuplikan.

Hend T 4),( n He H H +→+ 423


37/92

22

1. Prinsip Dasar AANC

Teknik AANC didasarkan pada reaksi neutron cepat dengan inti, cuplikan

yang akan dianalisis, diiradiasi dengan neutron cepat 14 MeV menggunakan

generator neutron. Inti atom unsur yang berada dalam cuplikan akan menangkap

neutron dan berubah menjadi radioaktif dengan memancarkan sinar γ . Sinar γ

yang dipancarkan umumnya memiliki energi yang karakteristik untuk setiap

unsur/radionuklida, sehingga dapat diidentifikasi dengan menggunakan teknik

spektrometri gamma.

γ Detektor Spektrometrigamma

β

α

Gambar 2.2. Teknik AANC

= Cuplikan atau sampel

= Radionuklida

Akibat iradiasi neutron pada cuplikan, sebagian unsur dalam cuplikan

menjadi radioaktif, tetapi pada saat yang sama radionuklida yang terbentuk

tersebut meluruh, maka laju bersih pembentukan radionuklida merupakan selisih

antara laju cacah produksi total dengan laju peluruhannya. Secara matematis dapat

dituliskan sebagai berikut :


38/92

23

nT peluruhan produksi

N dt dn

dt dn

dt dn

λ φσ −=⎟ ⎠ ⎞

⎜⎝ ⎛ −⎟

⎠ ⎞

⎜⎝ ⎛ = (2.19)

dengan :

n = jumlah inti radioaktif yang terbentuk

σ = tampang lintang aktivasi (cm ) 2

λ = tetapan peluruhan rdionuklida yang terbentuk

φ = fluks neutron (neutron per cm detik)2

T N = jumlah nuklida sasaran

Persamaan di atas merupakan persamaan diferensial orde 1. Untuk waktu

iradiasi dan sebelum iradiasi inti cuplikan stabil (n = 0 pada saat t = 0), maka

penyelesain persamaan (2.1) adalah sebagai berikut :

ir t

( ir t T e N n λ λ

σ φ −−= 1 ) (2.20)

sehingga aktivasinya ialah

( )ir t T ir e N n A λ σ φ λ −−== 1 (2.21)

Harga dalam persamaan di atas adalah aktivasi pada saat berakhirnya

iradiasi, tetapi dalam kenyataan untuk melakukan pencacahan tepat pada saat

berakhirnya iradiasi tidak mungkin. Untuk melakukan pencacahan cuplikan harus

dipindahkan dari ruang iradiasi ke ruang pencacahan. Waktu pemindahan ini

dikenal dengan waktu transit dan harus diketahui secara cermat, khususnya

ir A


39/92

24

analisis unsur dengan waktu paro pendek, sedang unsur dengan waktu paro

panjang kadang diberi waktu tunda sebelum dilakukan pencacahan. Waktu tunda

ini lazim disebut sebagai waktu pendinginan ( cooling time ). Berikut ini

merupakan diagram waktu analisis aktivasi neutron :

Waktu iradiasi (t ir ) Waktu pencacahan

Waktu transit Waktuendin inan

Waktu tunda (t d )

Gambar 2.3. Diagram waktu pada analisis aktivasi neutron

Aktivasi radionuklida pada saat setelah berakhirnya iradiasi adalah :d t

( ) d ir d t t T t ir d ee N e A A λ λ λ σ φ −−− −== 1 (2.22)

Jumlah cacah kejadian peluruhan selama waktu untuk pencacahan

isotop ialah :)( ct

∫=

−=ct

t

t d dt e Ak C

0

λ

( ) ( )cd a t t t eee N k C λ λ λ λ

σ φ −−− −−= 11 (2.23)

air t t =

dengan Y k ε = dimana ε = efiensi pencacahan

Y = prosentasi peluruhan gamma ( gamma yield )

Jumlah nuklida sasaran dapat dihitung dengan kesetaraan nol :

a BA

N m N AT = (2.24)


40/92

25

dengan : = massa cuplikanm

= bilangan avogadro A N

BA = berat atom unsur cuplikan

= kelimpahan relatif radionuklidaa

Dengan demikian persamaan (2.23) menjadi :

( ) ( cd a t t t A eeeY a BA

N mC λ λ λ

λ ε σ φ −−− −−= 11 ) (2.25)

dengan : φ = fluks nutron dari generator neutron

σ = tampang lintang aktivasi

λ = tetapan peluruhan

ε = efisiensi deteksi

at = waktu iradiasi

d t = waktu tunda

ct = waktu cacah

Persamaan (2.25) tersebut dapat dipandang sebagai dasar dan persamaan

akhir analisis aktivasi.

2. Analisis kualitatif

Analisis kualitatif adalah untuk mengetahui unsur-unsur yang terkandung

dalam cuplikan dari jenis reaksi inti yang terjadi. Hal ini dapat dilakukan karena

untuk setiap isotop hasil reaksi inti akan memancarkan radisai gamma

karakteristik yang berbeda-beda.


41/92

26

3. Analisis kuantitatif

Untuk menghitung kadar cuplikan digunakan metode absolut atau metode

komparasi atau metode relatif. Metode absolut menggunakan persamaan (2.25),

sedangkan untuk metode relatif diperlukan standar yang mengandung unsur yang

akan ditentukan, yang jumlahnya diketahui pasti. Cuplikan standar tersebut

dipersiapkan tepat seperti cuplikan yang diselidiki dan diiradiasi bersama-sama,

sehingga mengalami paparan neutron yang sama besarnya. Dengan

membandingkan laju cacah cuplikan dengan cuplikan standar, maka akan dapat

dihitung kadar unsur dalam cuplikan. Untuk menghitung kadar cuplikan yang

diselidiki dapat dihitung dengan rumus :

( )( ) dar sdar s

cuplikan W cps

cpsW tan

tan

= (2.26)

Dengan : W = kadar unsur yang diselidiki

= kadar unsur standardar saW tan

2.8 Sistem Generator Neutron PTAPB BATAN Yogyakarta

Proses iradiasi cuplikan dilakukan dengan menggunakan seperangkat alat

generator neutron. Generator neutron adalah perangkat akselerator yang berfungsisebagai penghasil neutron cepat. Neutron cepat 14,5 MeV pada generator neutron

dihasilkan melalui reaksi antara deutron dengan tritium atau lebih dikenal dengan

reaksi D-T. Menurut Djoko (1994 : 14), Pada prinsipnya generator neutron terdiri

dari bagian-bagian pokok yaitu :


42/92

27

1. Sumber ion

Sumber ion adalah bagian yang menghasilkan ion-ion deutron dari gas

deuterium yang ada didalam sumber ion. Sumber ion yang dipakai adalah tipe RF

( Radio Frequency ) yang bekerja dengan menghasilkan ion-ion. Gas deuterium

didalam sumber ion di ionisasi sehingga menjadi ion-ion positif dan negatif oleh

osilator. Ion-ion positif (deutron) selanjutnya dikeluarkan dari tabung sumber ion

menggunakan probe anode yang berfungsi sebagai ekstraktor. Ion-ion yang telah

keluar dari tabung ionisasi perlu difokuskan dengan lensa pemfokus untuk

mendapatkan berkas ion yang sejajar, mengingat sifat ion yang sejenis akan saling

tolak-menolak sehingga jika tidak difokuskan maka berkas ion akan menyebar.

Untuk memperbesar efisiensi ionisasi gas deuterium di dalam tabung ionisasi,

sumber ion dilengkapi dengan kumparan magnet yang menghasilkan medan

magnet aksial sehingga lintasan ion-ion positif berbentuk spiral.

2.Sumber tegangan tinggi Cockcroft-Walton

Sumber tegangan tinggi ini berfungsi untuk menghasilkan tegangan tinggi

(DC). Untuk itu digunakan transformator bertegangan tinggi 30 kV serta diode

dan kapasitor untuk menghasilkan penguatan bertingkat sampai tegangan tinggi

yang diinginkan tercapai. Generator tegangan tinggi Cockcroft-Walton memberi

tegangan keluaran 150 kV dengan arus diatas 2 mA.

3. Tabung pemercepat

Tabung Pemercepat merupakan bagian yang berfungsi untuk mempercepat

ion-ion deutron yang keluar dari sumber ion hingga mencapai tenaga diatas 100

keV. Tabung pemercepat terdiri dari beberapa elektrode yang diberi tegangan


43/92

28

tinggi Cockcroft-Walton melalui pembagi tegangan sedemikian sehingga antara

elektrode-elektrode tersebut terjadi gradien potensial yang memberikan

percepatan pada ion-ion deutron.

4. Lensa kuadrupol

Lensa Kuadrupol terletak pada bagian belakang tabung pemercepat yang

berfungsi untuk memfokuskan ion-ion deutron yang keluar dari tabung

pemercepat. Lensa ini terdiri dari 2 elemen yang masing-masing berupa susunan 4

buah elektrode hiperbola yang saling berhadapan membentuk kuadrupol. Masing-

masing elemen mempunyai sumber daya sendiri yang dapat divariasi secara

terpisah dari 0 hingga 2 kV.

5. Target

Target adalah bahan yang diharapkan dapat menghasilkan neutron dengan

fluks tinggi ketika berintraksi dengan deutron. Target juga harus mempunyai

waktu paro yang panjang, kelimpahan neutron yang tinggi, tidak banyak

menyerap neutron, serta mempunyai bentuk matriks yang dapat meminimalkan

atenuasi neutron. Pada generator neutron SAMES J-25 dipakai bahan tritium (T)

sebagai target utama yang diendapkan pada titanium (Ti) sebagai target perantara.

6. Sistem hampa

Sistem hampa pada generator neutron mutlak diperlukan, yaitu untuk

mencegah atau paling tidak memperkecil terjadinya tumbukan antara ion-ion

positif yang dihasilkan sumber ion dengan atom-atom gas sisa. Jika terjadi

tumbukan antar ion-ion deutron dengan atom-atom gas sisa dapat terjadi ionisasi

gas, dimana ion-ion negatif hasil ionisasi tersebut akan bergerak berlawanan arah


44/92

29

dengan deutron, dan bila mengenai terminal akan menimbulkan sinar X yang

tidak diharapkan. Kehampaan yang diperlukan pada generator neutron minimal

10 -6 torr.

7. Sistem kendali

Sistem kendali berupa panel yang berfungsi untuk memantau dan

mengendalikan kerja neutron sesuai dengan kondisi operasi yang diinginkan. Agar

operator neutron aman dari kemungkinan radiasi neutron, sistem kendali

diletakkan pada ruang terpisah dari generator neutron. Sistem kendali juga

dilengkapi dengan monitor TV, sehinga operator dapat mengawasi keadaan

generator neutron selama operasi. Skema generator neutron Sames Type J-25 150

keV secara lengkap ditunjukan pada Gambar 2.4.


45/92

30

Gambar 2.4. Skema Generator Neutron Sames Type J-25 150 keV

(Sunardi, 2004 : 6)

Keterangan Gambar:

1. Sumber tegangan tinggi 8. Landasan

2. Sumber tegangan pemfokus 9. Pegangan terisolasi

3.Sumber tegangan ekstraktor 10.Sumber tegangan terisolasi

4. Sumber tegangan RF 11. Pompa Difusi

5. Sumber tegangan magnet 12. Pompa Rotari

6. Sumber ion tipe RF 13. Lensa kuadrupol

7. Tabung akselerator 14. Target Tritium


46/92

31

2.9 Spektrometri Gamma

2.9.1 Interaksi sinar gamma dengan materi

Interaksi sinar γ − dengan materi terjadi melalui bermacam – macam proses.

Ada tiga proses yang sangat penting untuk diperhatikan dalam spektrometri

gamma, yaitu :

a. Efek fotolistrik

Efek fotolistrik adalah interaksi antara foton- γ dengan sebuah elektron yang

terikat kuat dalam atom yaitu elektron pada kulit bagian dalam suatu atom,

biasanya kulit K atau L. Foton- γ akan menumbuk elektron tersebut dan karena

elektron terikat kuat maka elektron akan menyerap seluruh tenaga dari foton- γ ,

sebagian tenaga digunakan untuk melepaskan elektron dari ikatan atom. Elektron

ini yang menyebabkan terjadinya ionisasi atom dalam bahan. Efek fotolistrik

sebagian besar terjadi pada interaksi foton dengan tenaga lebih kecil dari 1 MeV.

Elektron yang dipancarkan itu disebut fotoelektron. Efek fotolistrik secara

skematis ditunjukan Gambar 2.5 :

Gambar 2.5 Efek fotolistrik ( Susetyo, 1988 )


47/92

32

b. Hamburan Compton

Hamburan Compton terjadi antara foton- γ dan sebuah elektron bebas atau

yang terikat lemah. Elektron-elektron yang dapat dikategorikan sebagai elektron

yang terikat lemah adalah elektron yang berada pada kulit terluar suatu atom.

Pada tumbukan foton dengan elektron sebagian tenaga foton diserap elektron.

Foton dengan tenaga lebih rendah akan dihamburkan dengan sudut yang sama

dengan elektron yang ditumbuk. Elektron yang ditumbuk ini yang menyebabkan

terjadinya ionisasi atom dalam bahan. Efek Compton banyak terjadi untuk tenaga

foton antara 200 keV – 5 MeV.

Elektron yang dilepaskan ini disebut sebagai elektron Compton . Hamburan

Compton dapat dijelaskan pada Gambar 2.6 :

Gambar 2.6 Hamburan Compton (Susetyo, 1998 )


48/92

33

c. Pembentukan pasangan

Suatu foton- γ yang bertenaga cukup tinggi melalui medan listrik yang sangat

kuat di sekitar inti atom (medan coulomb inti) maka foton- γ tersebut akan lenyap

dan sebagai gantinya muncul pasangan elektron dan positron. Peristiwa ini disebut

efek pembentukan pasangan seperti terlihat pada Gambar 2.7 :

Gambar 2.7 Pembentukan pasangan ( Susetyo, 1998 )Pembentukan anti-materi positron dapat dipandang sebagai pemancaran

sebuah elektron dari suatu tingkat tenaga negatif menuju tingkat tenaga positif

dengan meninggalkan suatu lowongan (positron) dalam daerah yang biasanya diisi

oleh tingkat tenaga negatif. Dalam proses ini foton berinteraksi dengan inti,

menyerahkan semua tenaganya dan membentuk dua partikel elektron dan

positron. Proses pembentukan pasangan terjadi di dekat inti atom, dengan tenaga

foton lebih besar dari 1,02 MeV.

Peristiwa pembentukan pasangan ini harus memenuhi ketiga hukum

kekekalan, yaitu: hukum kekekalan massa dan tenaga, hukum kekekalan muatan

listrik dan hukum kekekalan momentum.


49/92

34

2.9.2 Perangkat spektrometri gamma

Spektrometri gamma diartikan sebagai suatu metode pengukuran dan

identifikasi unsur-unsur radioaktif di dalam suatu sampel dengan jalan mengamati

spektrum karakterisitik yang ditimbulkan oleh interaksi sinar- γ yang dipancarkan

zat radioaktif tersebut dengan detektor Susetyo (1988). Interaksi sinar- γ dengan

detektor bersesuaian dengan tenaga foton- γ yang mengenai gas isian detektor.

Mula-mula pulsa yang dihasilkan detektor akan diperkuat dan dibentuk dalam

penguat awal ( PreAmp ) kemudian dalam penguat ( Amp ). Selanjutnya, pulsa yang

sudah dibentuk dan diperkuat itu dikirim menuju penganalisis saluran ganda

( Multi Channel Analyzer ) yang dapat memilah pulsa menurut tingginya.

Penganalisis saluran ganda mempunyai banyak memori, yang dinyatakan dalam

cacah saluran ( channel ). Pulsa dengan tinggi tertentu akan dicatat cacahnya dalam

saluran dengan nomor salur tertentu. Data numerik hasil pencacahan tersebut

setiap saat diakumulasikan dalam salur itu sampai waktu pencacahan selesai.

Detektor yang lazim digunakan pada spektrometri gamma adalah detektor sintilasi

NaI(Tl) dan detektor semikonduktor Ge(Li) atau germanium kemurnian tinggi

(HPGe). Detektor HPGe lebih sering digunakan karena daya pisahnya lebih tinggi

bila dibandingkan dengan detektor NaI(Tl) (Susetyo, 1988). Perangkat yang

digunakan dalam spektrometri gamma adalah :

1. Detektor

Gejala radioaktifitas tidak dapat langsung di amati denagn panca indera

manusia. Untuk dapat mengadakan pengukuran radioaktifitas diperlukan detektor

yang dapat berinteraksi secara cukup efisien dengan sinar radioaktif yang


50/92

35

diselidiki. Ada bermacam-macam detektor yang dipakai untuk mendeteksi sinar

gamma. Umumnya detektor radiasi dapat dibagi menurut tiga golongan yaitu

(Susetyo, 1988: 49):

a. detektor isi gas ( gas filled detector )

b. detektor sintilator

c. detektor semikonduktor

Syarat yang harus dipenuhi dalam pemilihan detektor adalah bahwa pulsa

yang dihasilkan sebanding secara linier dengan energi radiasi dan memiliki

resolusi (daya pisah) yang tinggi pada seluruh tingkat energi. Detektor yang

digunakan di Batan dalam spektrometri gamma adalah detektor sintinlasi NaI(Tl)

dan detektor semikonduktor HPGe. Pada penelitian ini detektor yang digunakan

adalah detektor sintilator NaI(Tl). Detektor ini terbuat dari kristal tunggal natrium

iodida yang telah ’dikotori’ dengan sedikit talium.

Oleh karena kristal NaI bersifat higroskopis (mudah menyerap air) maka

kristal tersebut ditutup rapat-rapat dalam wadah aluminium yang biasanya dilapisi

dengan kromium. Dalam wadah itu kristal NaI(Tl) dibungkus dengan reflektor

(biasanya serbuk mangan oksida atau aluminium trioksida) dan kemudian

direkatkan dengan perekat bening dari silikon pada sebuah tabung pelipatganda

foton. Ini dimaksudkan agar kelipan cahaya yang dihasilkan sintilator dapat

masuk secara efektif ke dalam tabung pelipatganda foton tersebut. Ujung tabung

tersebut terdapat elektroda yang peka terhadap cahaya (fotokatoda) yang terbuat

dari bahan yang mempunyai potensial ionisasi rendah sedemikian hingga apabila

permukaannya terkena tumbukan foton- γ maka akan dilepaskan elektron. Cacah


51/92

36

dan tenaga gerak elektron yang dilepaskan ini bergantung pada intensitas dan

tenaga sinar gamma yang mengenai sintilator. Makin tinggi tenaga sinar gamma

yang mengenai sintilator, makin tinggi tenaga foton kelipan yang dihasilkan dan

makin tinggi pula tenaga gerak elektron yang dilepas dari fotokatoda. Hal ini

dicerminkan dalam tinggi pulsa yang dihasilkan. Sinar gamma yang mempunyai

tenaga tinggi akan menghasilkan pulsa yang tinggi, sedangkan sinar gamma yang

rendah akan menghasilkan pulsa yang rendah pula. Di lain pihak intensitas sinar

gamma yang dideteksi mempengaruhi cacah elektron yang dibebaskan dan makin

banyak pula pulsa yang dihasilkan detektor (Susetyo, 1988: 53).

Antara fotokatoda dan anoda terdapat dinoda-dinoda yang mempunyai

tegangan tinggi. Tegangan dinoda yang di belakang lebih tinggi daripada dinoda

yang didepannya. Elektron yang dilepaskan oleh tabung fotokatoda akan

dipercepat oleh medan listrik dalam tabung pelipatganda foton menuju dinoda

pertama. Dalam proses tumbukan akan dilepaskan elektron-elektron lain yang

kemudian dipercepat menuju dinoda kedua dan demikian seterusnya. Anoda

adalah dinoda terakhir.

Tabung pelipatganda elektron biasanya mempunyai 10 tingkat dinoda atau

lebih dan pada anoda bisa didapatkan faktor penggandaan antara 107

-108

kali.

Dengan demikian sinar gamma yang dideteksi akan menghasilkan pulsa listrik

sebagai keluaran detektor NaI(Tl). Pulsa ini akan diproses lebih lanjut oleh

penguat awal dan peralatan elektronik lainnya untuk dapat dipakai dalam analisa

spektrometri gamma (Susetyo, 1988:55).


52/92

37

Ukuran daya pisah detektor dinyatakan dengan lebar setengah tinggi

maksimum atau lebih dikenal FWHM ( Full Width Half Maximum ).

Gambar 2.8. FWHM (Susetyo, 1988: 72)

Gambar 2.8 di atas menunjukkan FWHM sebuah spektrum gamma. Menurut

Susetyo, apabila dalam sebuah puncak spektrum gamma ditarik garis vertikal pada

ujung puncak (C) memotong garis yang menghubungkan kedua kakinya (AB),

maka panjang garis mendatar (FG) yang memotong pertengahan garis tegak (CD)

dinamakan FWHM. FWHM biasanya dinyatakan dalam satuan keV atau dapat

juga dalam persen terhadap energi puncak gamma tersebut.

Daya pisah atau resolusi detektor adalah kemampuan detektor untuk

memisahkan dua puncak spektrum gamma yang mempunyai energi berdekatan.

Nilai FWHM yang kecil menunjukkan daya pisah detektor yang tinggi dan nilai

FWHM yang besar menunjukkan daya pisah detektor yang rendah.

Efisiensi detektor adalah ukuran yang menghubungkan antara pulsa yang

dihasilkan detektor dengan aktifitas sumber foton gamma yang dicacah. Ada

bermacam-macam definisi efisiensi detektor, di antaranya adalah (Susetyo, 1988:

73):


53/92

38

1. efisiensi mutlak adalah nisbah atau rasio cacah sinyal pulsa yang

diberikan detektor terhadap aktvitas sumber gamma, yaitu cacah sinar

gamma yang dihasilkan oleh sumber gamma kesegala arah. Dengan

demikian harga efisiensi mutlak bergantung pada jarak detektor ke

sumber.

2. efisiensi instrinsik adalah nisbah cacah pulsa yang dihasilkan detektor

terhadap cacah sinar gamma yang mengenai detektor.

3. efisiensi nisbi adalah efisiensi suatu detektor relatif terhadap detektor

yang lain.

4. efisiensi photopeak adalah efisiensi untik pembentukan pulsa-pulsa

photopeak saja dan bukan pulsa dari seluruh sinar gamma.

Dalam penelitian ini yang digunakan adalah efisiensi mutlak. Efisiensi

mutlak dinyatakan dengan lambang E dan besarnya adalah (Susetyo, 1988:

73):

E( ε ) =dpscps

Y (2.27)

Dengan :

E( ε ) = efisiensi mutlak pada energi E

cps = cacah per sekon (cacah sinyal dari foton gamma yang

masuk ke detektor per sekon)

dps = disintegrasi per sekon (cacah foton gamma yang

dipancarkan oleh sumber gamma ke segala arah per

sekon)

Y = intensitas mutlak foton gamma.


54/92

39

2. Penguat awal

Penguat awal ada dua jenis, yaitu penguat awal peka tegangan dan penguat

awal peka muatan. Pada spektrometri gamma lebih sering digunakan penguat awal

peka muatan, ini dikarenakan penguat awal peka muatan mempunyai kestabilan

yang lebih baik dibandingkan dengan penguat awal peka tegangan.

3. Penguat akhir

Fungsi utama penguat adalah mempertinggi sinyal dan memberi bentuk

pulsa. Pulsa dipertinggi sampai mencapai amplitudo yang dapat dianalisis dengan

alat penganalisis tinggi pulsa. Pulsa yang keluar dari penguat awal dibentuk untuk

mendapatkan pulsa yang jauh lebih sempit dengan waktu jatuh lebih cepat.

4. MCA (Multy Channel Analyzer)

MCA atau disebut juga penganalisis penyalur ganda adalah peralatan

elektronik yang berfungsi untuk mengklarifikasikan pulsa-pulsa yang masuk ke

dalam saluran sesuai dengan tinggi pulsa, sehingga menghasilkan kurva spektrum

tinggi pulsa.

Secara skematis sumber gamma dan perangkat spektrometri gamma seperti

dintujukkan Gambar 2.9 :

AB C

EF

Gambar 2.9. Sumber gamma dan perangkat spektrometri gamma (Susetyo, 1988)


55/92

40

Keterangan :

A = Detektor

B = Penguat Awal

C = Penguat

D = MCA

E = Power Suplai

F = HV

G = Sumber Gamma

Prinsip kerja dari spektrometri gamma adalah sebagai berikut :

a. Mula-mula foton gamma masuk ke detektor dan berinteraksi dengan

gas isian detektor

b. Interaksi ini akan menghasilkan pulsa listrik, pulsa ini selanjutnya

masuk dalam penguat awal untuk pembentukan dan penguatan awal.

c. Selanjutnya pulsa masuk ke penguat utama untuk pembentukan dan

penguatan lebih lanjut.

d. Pulsa diperkuat hingga amplitudonya mencapai tinggi tertentu agar

dapat dianalisis oleh alat penganalisis tinggi pulsa

e.

Pulsa yang telah mengalami pembentukan dan penguatan akan

dikirim ke alat penganalisis salur ganda (MCA).

f. Dalam MCA pulsa-pulsa tersebut dipilah-pilah sesuai tinggi pulsa

yang dimilikinya. Pulsa dengan tinggi tertentu akan dicatat cacahnya

dalam nomor salur tertentu dan hasil pencacahan terbaca pada layar

MCA (Susetyo, 1988: 76).


56/92

BAB III

METODE PENELITIAN

3.1 Waktu dan Tempat Penelitian

Penelitian dilakukan di Laboratorium Bidang Teknologi Akselerator dan

Fisika Nuklir, Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB) BATAN

Yogyakarta. Waktu penelitian dilaksanakan dari bulan Mei – Juli 2008.

3.2 Bahan dan Alat Penelitian

3.2.1 Bahan penelitian

Bahan yang digunakan dalam penelitian antara lain :

a. Cuplikan penelitian, berupa sampel hewan ( keong, kepiting dan

ikan ).

b. Sumber standar Eu-152, untuk kalibrasi efisiensi.

c. Unsur standar foil, untuk menentukan fluks neutron dari

Generator Neutron.

d. Sumber standar Co-60, Ba-133, Cs-137 untuk kalibrasi energi.

e. Standar SRM 1577b ( Bovine Liver ) untuk menghitung kadar

cuplikan.

3.2.2 Alat penelitian

Alat yang akan digunakan :

a. Alat pengambilan sampel yang terdiri atas : plastik, gayung dan

baskom.


57/92

42

b. Alat preparasi sampel terdiri dari : timbangan digital dan vial

polyetiene .

c. Alat iradiasi sampel, menggunakan Generator Sames J-25.

d. Alat pencacah menggunakan seperangkat spektometri gamma

dengan spesifikasi sebagai berikut : detektor NaI(Tl), sumber

tegangan tinggi (HV) Ortec model 659, preamplifier produksi

Canbera Industries Inc, amplifier produksi Ortec Industries Inc,

MCA model accuspec A with ADC on board , komputer dengan

sistem operasi DOS.

e. Stopwatch .

Skema penelitian secara lengkap ditunjukan oleh Gambar 3.1 :


58/92

43

3.3 Desain Penelitian

3.3.1 Skema penelitianPengambilan sampel

Preparasi cuplikan

Iradiasi

Kalibrasi spektrometrigamma

KalibrasiefisiensiKalibrasiener i amma Pencacahan

Analisis data hasil pencacahan

Analisakuantitatif

Analisakualitatif

Hasil

kesimpulan

Gambar 3.1. Skema penelitian


59/92

44

3.3.2 Pengambilan sampel

Pengambilan sampel dilakukan pada bulan Juni 2008. Pengambilan

cuplikan dilakukan dengan cara menyisir dan menentukan titik – titik lokasi

sungai Gajahwong, cuplikan berupa hewan yang hidup di dalam sungai dengan

cara diambil langsung dari dalam sungai. Pengambilan sampel dilakukan di 7

lokasi berbeda. Adapun 7 lokasi tersebut dari hulu (jembatan Ringroad utara)

sampai hilir (jembatan Ringroad selatan) sungai Gajahwong Yogyakarta adalah

sebagai berikut: jembatan Ringroad utara, jembatan Afandi ( sebelah UIN Sunan

Kalijaga ), dekat SGM, jembatan Rejowinangun, jembatan Winong, pertigaan jl.

Pramuka, dan jembatan Ringroad selatan

3.3.3 Penyediaan dan preparasi sampel

Preparasi sampel dilakukan dengan cara membersihkan cuplikan dari

kotoran seperti pasir, lumpur, dan lain – lain menggunakan air bersih yang

mengalir. Kemudian dijemur sampai kering, ditumbuk hingga sampel berupa

serbuk, kemudian dimasukkan dalam vial polyethylene yang telah diberi kode lalu

ditimbang.

3.3.4 Iradiasi dan pencacahan sampel

Sampel hewan yang telah di masukan dalam ampule diiradiasi dengan

neutron cepat 14 MeV menggunakan generator neutron SAMES J-25, selanjutnya

dilakukan pencacahan dengan spektrometer gamma. Operasi iradiasi

menggunakan tegangan operasi generator neutron 110 kV dengan arus deutron

800 A selama 30 menit.


60/92

45

Sampel hewan yang telah diiradiasi kemudian dicacah menggunakan

detektor NaI(Tl), yang hasilnya dapat dilihat pada layar komputer berupa puncak

– puncak spektrum gamma. Dari puncak – puncak ini secara kualitatif unsur –

unsur yang terkandung dalam sampel hewan dapat diidentifikasi. Besarnya energi

yang dihasilkan dicocokan dengan tabel aktivasi neutron atau software NAA

sehingga dapat diketahui unsur – unsur apa saja yang terkandung di dalam

cuplikan.

3.3.5 Kalibrasi spektrometer gamma

Spektometer γ adalah suatu metoda pengukuran yang bersifat nisbi( relative ),

sehingga sebelum suatu perangkat spektrometer γ dapat dipakai untuk melakukan

analisis, alat tersebut perlu dikalibrasi lebih dahulu secara cermat dan teliti. Ada

dua macam kalibrasi yang perlu dilakukan, yaitu kalibrasi energi dan kalibrasi

efisiensi (Susetyo, 1988 : 109).

1. Kalibrasi energi

Kalibrasi energi bertujuan untuk membentuk garis lurus antara besar energi

dan nomor salur. Hal ini dilakukan dengan cara mencacah beberapa sumber

radioaktiv standar yang telah diketahui tenaganya dengan tepat. Untuk

menghitung kalibrasi energi digunakan metode kuadrat terkecil (regresi linier)

yaitu:

Y=aX+b (3.1)

Dengan :

Y = Energi a = Slope

X = Nomor salur b = intersep


61/92

46

Gambar 3.2 Kurva hubungan nomor salur dengan energi gamma

2. Kalibrasi efisiensi

Dalam setiap pencacahan, sumber radioaktif selalu memancarkan sinar

radioaktif kesegala arah(4 π ). Biasanya cuplikan radioaktif diukur pada jarak

tertentu terhadap detektor, sehingga sebenarnya hanya sebagian saja dari sinar

gamma yang di pancarkan oleh cuplikan dapat di tangkap detektor. Maka dari itu

dibutuhkan kalibrasi efisiensi mutlak dari puncak serapan total yang secara

matematis dapat dituliskan sebagai berikut:

% %100)(

)( ×= E dpsY

cps E ε (3.2)

dengan:

)( E ε = efisiensi mutlak detektor pada energi

cps = cacah persecon(laju cacah)

dps = disintegrasi persecon /aktivitas sumber pada saat pengukuran

Y(E) = yield / gamma


62/92

47

Harga laju cacah (cps) didapatkan dengan menghitung luas puncak serapan

total dibagi waktu pencacahan (dalam secon) sehingga:

cps=)(sec on pencacahanwaktu

totalserapan puncak luas (3.3)

Dalam penelitian ini untuk menentukan kalibrasi efisiensi digunakan sumber

standar multi energi Eu- 152 (waktu paro 13,33 tahun dan aktivitas 3,9228.10 4dps

pada tanggal 5 Juni 2008). Menurut Susetyo (1998:118), Data kalibrasi dapat

diolah dengan menggunakan teknik regresi linier, Y adalah log )(Εε dan X adalah

log E sehingga diperoleh persamaan baru.

Y=aX +b

Log )(Εε = aLog E+ b

)log(10)( b E a +=Εε (3.4)

3.3.6 Metode analisis data

3.3.6.1 Analisis kualitatif

Analisis kualitatif adalah untuk mengetahui unsur-unsur yang terkandung

dalam cuplikan dari jenis reaksi inti yang terjadi. Hal ini dapat dilakukan karena

untuk setiap isotop memancarkan radisai gamma karakteristik yang berbeda-beda.

Analisis pada cuplikan dapat dilakukan setelah alat dalam kondisi terkalibrasi,

sehingga diperoleh hasil yang baik dan ketelitian yang baik pula. Nomor salur

puncak-puncak spektrum gamma cuplikan dipakai untuk menghitung energi sinar

gamma puncak-puncak tersebut dengan menggunakan persamaan kalibrasi tenaga.

Energi gamma yang dipancarkan oleh radioisotop yang terbentuk mempunyai

spektrum energi karakteristik dari nuklida tertentu, sehingga mengacu pada


63/92

48

Neutron Activation Analysis atau Neutron Activation Tables dengan

mempertimbangkan tampang lintang reaksi, waktu paro isotop, kelimpahan maka

pada tiap-tiap puncak energi tersebut dapat ditentukan unsurnya.

Dari neutron activation table dan activation analysis dengan pertimbangan

waktu paro, tampang lintang, dan kelimpahan isotop, maka untuk energi 511 keV

berasal dari radionuklida N13 hasil reaksi antara neutron cepat N14 dengan reaksi

N14 (n,2n) N13, kelimpahan isotop 99,635% dan waktu paro 9,96 menit sehingga

dapat diduga energi 511 keV berasal dari unsur N14. Energi 846 keV berasal dari

Mn56 hasil reaksi antara neutron cepat Fe56 dengan reaksi Fe56 (n,p) Mn56,

waktu paro 2,582 jam, dan kelimpahan isotop 91,7% sehingga energi 846 keV

dapat diduga berasal dari unsur Fe56.

3.3.6.2 Analisis kuantitatif

Analisis kuantitatif dapat dilakukan setelah mengidentifikasi puncak –

puncak spektrum gamma. Analisis kuantitatif adalah analisis untuk mengetahui

besarnya kadar unsur yang terkandung dalam sampel hewan sungai Gajahwong.

Analisis ini dapat dilakukan dengan dua cara, yaitu :

1 Penentuan secara nisbi

Penentuan kuantitatif secara nisbi dilakukan dengan menggunakan suatu

sampel standar yang telah diketahui secara pasti konsentrasinya dan matrik isotop

penyusunnya. Sampel standar tersebut diradiasi bersama dengan sampel hewan,

sehingga memperoleh paparan radiasi neutron yang sama banyaknya. Dengan

perbandingan cps sampel (cuplikan) dengan cps sampel (standar), didapatkan

persamaan sebagai berikut :


64/92

49

M (spl) =( )

( )

( )( )std

spl

td

std

td spl

ecps

ecpsλ

λ

−

−

m(std) (Susetyo, 1988 :171)

dengan :

m(spl) = massa sampel (gram)

cps (spl) = cacah per sekon awal sampel (sekon)

cps (std) = cacah per sekon awal standar (sekon)

td(spl) = waktu tunda sampel (sekon)

td(std) = waktu tunda standar (sekon)

λ = tetapan peluruhan (sekon ) 1−

2 Penentuan secara mutlak

Analisis data secara mutlak dapat diperoleh dengan melakukan tahapan –

tahapan perhitungan seperti berikut ini :

a. Menentukan efisiensi detektor dengan persamaan :

)()(

E Y dpscps

E =ε (Susetyo, 1988:119)

dengan:

)( E ε = efisiensi mutlak detektor pada energi

cps = cacah persekon (laju cacah)

dps = disintegrasi persekon / aktivitas sumber pada saat

pengukuran

Y(E) = yield / gamma

b. Menentukan fluks neutron dengan persamaan:


65/92

50

=Φ)1()1(

2ln

2/1

cd ir t t t

A

A

eeeaYT N m

Bcpsλ λ λ σε −−− −−

(Susetyo, 1988:171)

c. Menentukan cps o dari cps t hasi pencacahan terhadap koreksi waktu

tunda (t d ). Nilai cps o dihitung dengan persamaan:

cps o = cps t.e (Susetyo 1988:171)d t λ

dengan:

cps o = cacah per sekon awal (sekon)

cps t = cacah persekon pencacahan (sekon)

λ = tetapan peluruhan (sekon ) 1−

td = waktu tunda (sekon)

d. Menentukan masa unsur – unsur dalam sampel hewan :

Aktivitas yang didapatkan adalah aktivitas pada saat pengukuran

dilakukan. Penentuan secara mutlak dapat ditentukan jika parameter-

parameter pada persamaan ( ) ( cd ir t t t A

A eeeY

a B

N mC λ λ λ

λ ε σ ϕ −−− −−= 11 )

sudah diketahui. Perhitungan dapat dihitung dengan rumus :

( ) ( )cd ir t t t A A

eeeT Y a N Bcps

m λ λ λ ε σ φ −−− −−⋅=

1112ln

(Susetyo, 1988:171)

dengan

cps = cacah per sekon awal (sekon)

m = massa (gram)

A N = bilangan avogadro (6,02.1023 atom/mol)

ϕ = fluks netron (neutron/cm 2. sekon)


66/92

51

σ = tampang lintang (cm 2)

ε = efisiensi

a = kelimpahan

Y = yield

A B = massa atom relatif (g/mol)

λ = tetapan peluruhan radionulkida (sekon -1)

ir t = waktu radiasi (sekon)

d t = waktu tunda (sekon)

ct = waktu cacah (sekon)

Perambatan ralat untuk persamaan di atas adalah :

( )( )( ) ( )

( )( )( ) ( )

( )( )2

2

2

2

2

2

std std

splstd std

std

splspl

std

std c wcps

cpscpsw

cps

cpscps

cpsw

w Δ⎟⎟

⎠

⎞⎜⎜

⎝

⎛ +Δ

⎟⎟

⎠

⎞⎜⎜

⎝

⎛ +Δ

⎟⎟

⎠

⎞⎜⎜

⎝

⎛ =Δ

(Permatasari, 2004: 28)

dengan

cwΔ = ralat massa

= massa standarstd w

= cacah awal sampel standarstd cps

std cpsΔ = ralat cacah awal standar

= cacah awal sampelsamplecps

8/18/2019 Fisi

fisika==identifikasi kadar unsur yang terkandung dalam hewan

Documents