1 Dyah Kumala Sari | Teknokimia Nuklir | 010800215

LAPORAN PRAKTIKUM KIMIA RADIASI

“DOSIMETRI CERI-CERO”

ABSTRAK

Dosimetri Ceri-cero pada prinsipnya hampir sama dengan dosimetri Fricke, yaitu suatu bahan yang

dapat memberikan tanggapan yang dapat diukur jika dikenai radiasi. Hanya saja pada dosimetri ceri-cero

ini terjadi berdasarkan reaksi reduksi ion ceri (Ce4+

) menjadi ion cero (Ce3+

). Telah dilakukan percobaan

dosimetri ceri-cero menggunakan mesin berkas elektron milik PTAPB-BATAN dengan dosis 57,7 kGy dan

kecepatan konveyor 0,9 cm/detik. Iradiasi dilakukan kira-kira selama 13,33 detik. Larutan yang digunakan

adalah larutan ceri-cero 5 mM yang dibuat dengan menimbang 0,2082 gram Ce(SO4)2 kemudian

melarutkannya dengan H2SO4 0,8 N. Analisis kuantitatif untuk mengukur beda absorbansi sebelum dan

setelah iradiasi dilakukan dengan menggunakan spektrofotometer uv-vis pada panjang gelombang 294 nm.

Dalam percobaan ini juga dilakukan uji pengaruh efek scavenger terhadap larutan dosimeter ceri-cero

dengan menambahkan kitosan ke dalam larutan ceri-cero. Dari hasil pengukuran dengan menggunakan

spektrofotometer uv-vis dapat diketahui bahwa terjadi penurunan absorbansi larutan ceri-cero setelah

iradiasi. Sedangkan dari hasil perhitungan diperoleh besarnya dosis serap dari larutan Ce(SO4)2 setelah

diiradiasi yaitu untuk larutan Ce(SO4)2 dengan penambahan kitosan sebesar 0,19 kGy, sedangkan untuk

larutan Ce(SO4)2 tanpa kitosan sebesar 1,92 kGy.

TATA KERJA

Alat

Peralatan dan fasilitas yang digunakan dalam percobaan ini diantaranya adalah : Mesin Berkas Elektron

350 keV/10mA, kecepatan konveyor 0,9 cm/detik. Spektrofotometer dengan perangkat lunak Genesys CTA

Reader, spektrofotometer UV-Vis, berbagai piranti gelas, wadah cuplikan dari kaca berbentuk baki, neraca

analitik, dan vial-vial plastik, spatula.

Bahan

Bahan yang digunakan dalam percobaan ini antara lain : Ce(SO4)2.4H2O, H2SO4 0,8 N, aquadest, kitosan.

Cara Kerja

1. Preparasi Sampel

Dibuat larutan dosimeter ceri-cero 5 mM dengan cara melarutkan 0,2082 gram Ce(SO4)2.4H2O ke dalam

H2SO4 0,8 N kemudian ditandabataskan hingga 100mL. Larutan sampel dibagi ke dalam 3 gelas plastik

(sampel tidak diiradiasi, sampel diiradiasi, sampel yang ditambah kitosan dan diiradiasi). Kemudian

ditentukan massa jenisnya.

2. Iradiasi Sampel dan Penentuan Dosis Radiasi

2 Dyah Kumala Sari | Teknokimia Nuklir | 010800215

Larutan sampel disiapkan ke dalam wadah kaca dan diberi label. Sampel diiradiasi dengan dosis iradiasi

sebesar 57,7 kGy dan tegangan 300 kV, arus disesuaikan dengan dosis yang diinginkan dan kecepatan

konveyor 0,9 cm/detik. Waktu iradiasi cuplikan kira-kira 13 detik. Iradiasi film CTA yang telah

diiradiasi didiamkan dalam suhu kamar minimal selama 2 jam, kemudian diukur rapat optiknya

(absorbansinya) menggunakan spektrofotometer pada panjang gelombang 280 nm. Rapat optik CTA

tersebut sebanding dengan dosis serap.

3. Analisis cuplikan hasil degradasi

Analisis kuantitatif dilakukan untuk mengetahui perubahan akibat iradiasi berdasarkan perubahan

intensitas atau pengurangan intensitas warna menggunakan spektrofotometer UV-Vis. Pengukuran

intensitas warna dilakukan pada panjang gelombang tertentu pada kondisi terjadi penyerapan

maksimum.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Dosimetri Ceri-cero pada prinsipnya hampir sama dengan dosimetri Fricke, yaitu suatu bahan yang

dapat memberikan tanggapan yang dapat diukur jika dikenai radiasi. Proses iradiasi dapat mereduksi ion

Ce4+

menjadi ion Ce3+

. Terjadinya peristiwa reduksi ion ceri menjadi ion cero ini akan menyebabkan

terjadinya perubahan rapat optik pada larutan dosimeter sehingga dapat dimanfaatkan untuk pengukuran

dosis radiasi. Jumlah ion cero (Ce3+

)

yang terbentuk sebanding dengan besar perubahan rapat optik dan

dapat diukur secara teliti dengan metode spektrofotometri.

Pada percobaan ini larutan induk yang mengandung ion ceri (Ce4+

) dibuat dengan konsentrasi

sebesar 5 mM dan menggunakan pelarut H2SO4 0,8 N. Larutan ini kemudian dibagi menjadi tiga bagian.

Pertama tidak diiradiasi, kedua diiradiasi tanpa kitosan, dan yang ketiga diiradiasi menggunakan kitosan.

Kitosan disini berfungsi sebagai scavenger atau pemangsa radikal.

Proses iradiasi dengan MBE ini menghasilkan elektron cepat yang kemudian dapat mengionisasi

atau mengeksitasi sistem di sekitarnya. Akibat terjadinya ionisasi primer, sekunder, dan ionisasi lanjutan

yang mungkin terjadi, maka akan menyebabkan kerusakan molekul air yang terjadi dalam waktu yang

sangat singkat. Ion-ion yang terbentuk akan bereaksi dengan molekul-molekul air lain yang belum

terionisasikan dan menghasilkan ion-ion baru serta dapat terbentuk spesi reaktif yang dapat menimbulkan

reaksi reduksi ion. Spesi reaktif yang dapat menimbulkan reaksi reduksi diantaranya adalah e-aq dan H

•

.

Dalam air, e-aq dan H

•

akan mengubah ion ceri menjadi ion cero seperti reaksi sebagai berikut :

H•

+ Ce4+

H+ + Ce

3+

e-aq + Ce

4+ Ce

3+ + H2O

Cerium (IV) sulfat merupakan zat pengoksid yang sangat kuat dan larutan cerium hanya dapat digunakan

dalam larutan asam, yang paling baik adalah dalam konsentrasi 0,5 N atau lebih tinggi. Oleh karena itu,

dalam percobaan ini digunakan larutan asam (H2SO4) dengan konsentrasi 0,8 N. Pada pelaksanaannya,

3 Dyah Kumala Sari | Teknokimia Nuklir | 010800215

larutan dosimeter ceri-cero tersebut diiradiasi dengan MBE milik PTAPB-BATAN dengan dosis sebesar

57,7 kGy.

Analisis Kuantitatif

Analisis kuantitatif dilakukan untuk mengetahui perubahan densitas optik, dalam hal ini absorbansi

dari larutan dosimeter ceri-cero sebelum dan setelah diiradiasi dilakukan dengan menggunakan

spektrofotometer uv-vis pada panjang gelombang 294 nm.

Dari hasil analisis dapat diketahui bahwa terjadi perbedaan absorbansi sebelum dan setelah iradiasi.

Absorbansi larutan dosimeter ceri-cero mengalami penurunan setelah diiradiasi. Hal tersebut menunjukkan

bahwa terjadi penurunan jumlah ion ceri (Ce4+

). Penurunan tersebut dikarenakan ion ceri tereduksi menjadi

ion cero (Ce3+

) sehingga absorbansinya menurun. Dari perhitungan diperoleh hasil sebagai berikut.

Dosis serap untuk larutan Ce(SO4)2 setelah iradiasi sebesar 1,92 kGy.

Dosis serap untuk larutan Ce(SO4)2 + kitosan setelah iradiasi sebesar 0,19 kGy.

Pada percobaan ini dilakukan perlakuan yang berbeda pada larutan Ce(SO4)2 yang diiradiasi yaitu larutan

Ce(SO4)2 yang ditambah dengan kitosan dan larutan Ce(SO4)2 tanpa penambahan kitosan, dimana kedua

larutan tersebut memberikan hasil atau dosis serap yang berbeda. Berdasarkan perhitungan yang telah

dilakukan, diperoleh bahwa dosis serap dari larutan Ce(SO4)2 dengan penambahan kitosan lebih kecil dari

pada larutan Ce(SO4)2 tanpa penambahan kitosan. Hal ini dikarenakan kitosan tersebut berfungsi sebagai

scavenger atau pemangsa radikal yang dihasilkan dari interaksi radiasi MBE dengan larutan Ce(SO4)2.

Kitosan ini memiliki sifat yang lebih reaktif daripada ion ceri, sehingga ketika ada spesi aktif (radikal

bebas) hasil interaksi antara radiasi dengan molekul air, maka spesi aktif tersebut dengan cepat akan

bereaksi terlebih dahulu dengan kitosan. Dengan semakin berkurangnya radikal karena dimangsa (ditarik)

oleh kitosan tersebut, maka akan menyebabkan berkurangnya ion Ce4+

yang tereduksi menjadi ion Ce3+

karena radikal tersebut yang menyebabkan ion ceri tereduksi menjadi ion cero. Semakin berkurangnya ion

ceri yang tereduksi menunjukan dosis radiasi yang diserap oleh larutan Ce(SO4)2 tersebut akan semakin

kecil.

Dari hasil pengukuran absorbansi menggunakan spektrofotometer uv-vis diketahui bahwa

absorbansi larutan Ce(SO4)2 sebelum iradiasi justru lebih kecil apabila dibandingkan dengan absorbansi

larutan Ce(SO4)2 setelah iradiasi. Padahal seharusnya absorbansinya justru semakin kecil karena terjadi

pengurangan jumlah ion ceri karena tereduksi menjadi ion cero. Hal tersebut dapat disebabkan karena

kurang tepat dalam pemilihan panjang gelombang yang digunakan untuk pengukuran. Seperti yang telah

dijelaskan sebelumnya, pada saat pengukuran absorbansi digunakan panjang gelombang 294 nm. Padahal

pengukuran perubahan kerapatan optik (absorbansi) ceri-cero akan optimum ketika dilakukan pada panjang

gelombang 320 nm. Hal ini juga mengakibatkan ketidaksesuaian antara dosis yang terukur pada dosimeter

CTA dengan dosis yang diperoleh dari hasil perhitungan. Selain itu, adanya ketidaksesuaian antara hasil

4 Dyah Kumala Sari | Teknokimia Nuklir | 010800215

pembacaan CTA dengan hasil perhitungan dapat dikarenakan kurang bersih dalam membersihkan kuvet

yang digunakan pada saat analisis menggunakan spektofotometer uv-vis sehingga dapat mempengaruhi

absorbansinya serta ketidakseragaman dosis yang dihasilkan MBE dan hal ini berhubungan dengan

peletakan larutan ketika dilakukan iradiasi.

KESIMPULAN

1. Larutan Ceri-cero dapat digunakan sebagai salah satu dosimeter berdasarkan perubahan absorbansi

larutan sebelum dan sesudah iradiasi akibat terjadinya reduksi ion Ce4+

menjadi ion Ce3+

.

2. Proses yang terjadi saat larutan Ceri diiradiasi adalah terbentuknya spesi aktif yang sebagian bersifat

reduktor kuat yang kemudian akan mereduksi ion Ce4+

menjadi Ce3+

dan pada akhirnya menyebabkan

penurunan absorbansi larutan setelah diirradiasi.

3. Dosis serap untuk larutan Ce(SO4)2 setelah iradiasi sebesar 1,92 kGy.

4. Dosis serap untuk larutan Ce(SO4)2 + kitosan setelah iradiasi sebesar 0,19 kGy.

5. Terdapat perbedaan antara dosis serap CTA (57,7 kGy) dengan dosis serap dosimeter ceri-cero

(3,97.103 kGy) karena adanya ketidakseragaman dosis yang dihasilkan MBE serta ketidaktepatan

dalam pemilihan panjang gelombang pada saat pengukuran menggunakan spektrofotometer uv-vis.

6. Kitosan dapat berperan sebagai scavenger atau pemangsa radikal ketika ditambahkan ke dalam larutan

Ce(SO4)2 dan kemudian diiradiasi.

DAFTAR PUSTAKA

Christina P,Maria dan Megasari,Kartini.2007.Dasar-Dasar Kimia Radiasi, Percobaan-Percobaan dan

Contoh Aplikasinya.Yogyakarta : STTN-BATAN

Tarwito.2010.Diktat Kuliah Kimia Radiasi.Yogyakarta : STTN-BATAN.

Thamrin, M. Thoyib dkk.2004.Buletin ALARA Volume 5 No. 2 & 3 Halaman 89-96 “Pengukuran Dosis

Serap Dengan Dosimeter Kimia”.Jakarta : Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir –

BATAN

Thamrin, M. Thoyib dan Mukhlis Akhadi.1997. Buletin ALARA 1 (2), 27-33 (1997) “Dosimetri Gamma

Dosis Tinggi Dalam Kegiatan Industri”(pdf).Jakarta : Pusat Standardisasi dan Penelitian

Keselamatan Radiasi – BATAN

Asisten,

Maria Christina P, S.ST

Yogyakarta, 19 Januari 2011

Praktikan,

Dyah Kumala Sari