Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 96
STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH
YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL
Wahyudi, Dadong Iskandar, dan Kusdiana
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – BATAN
ABSTRAK
STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG
DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL. Telah dilakukan standardisasi sumber pemancar gamma
dalam matriks tanah yang ditempatkan dalam wadah vial dengan diameter dalam 57 mm dan tinggi 50 mm.
Bahan yang digunakan adalah sumber pemancar gamma Solution 2908 yang merupakan sampel hasil
interkomparasi dengan IAEA Solution 2908 yang terdiri dari 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd, 133
Ba, 134
Cs, 137
Cs, dan 241
Am. Sumber pemancar gamma tersebut mempunyai rentang energi dari 59 keV sampai 1332,50 keV.
Bahan matriks yang digunakan adalah tanah yang dihaluskan kemudian dikeringkan dalam oven pada suhu
105ºC selama 24 jam dan lolos ayakan 100 mesh ASTM. Tujuan dari penelitian ini adalah standardisasi
sumber pemancar gamma yang berisi campuran 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd, 133
Ba, 134
Cs, 137
Cs, dan 241
Am dalam
matriks tanah yang ditempatkan dalam wadah vial yang akan digunakan di Lab. KKL. Sumber pemancar
gamma dicampur dengan matriks tanah secara basah kemudian didiamkan selama 24 jam supaya terjadi
ikatan yang stabil antara sumber pemancar gamma dengan bahan matriks. Setelah itu, sumber pemancar
gamma dikeringkan dengan menggunakan lampu infra merah yang kemudian dihaluskan kembali supaya
berbentuk butiran. Pada sumber pemancar gamma dalam matriks tanah tersebut dilakukan uji homogenitas
dengan metode t-test dan divalidasi. Hasil pengujian dengan t-test menunjukkan bahwa seluruh radionuklida
yaitu 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd, 133
Ba, 134
Cs, 137
Cs, dan 241
Am terdistribusi merata dalam matriks tanah.
Sementara itu berdasarkan hasil validasi menggunakan CRM Soil 375 diperoleh nilai Zscore
2 ini
menunjukkan nilai yang memuaskan serta berdasarkan analisis sampel uji profisiensi IAEA diperoleh hasil
enam radionuklida memenuhi syarat uji sedangkan satu radionuklida tidak memenuhi syarat uji sehingga
sumber pemancar gamma tersebut dapat digunakan untuk analisis sampel tanah yang ditempatkan dalam
wadah vial dengan hasil yang lebih akurat.
Kata kunci : sumber pemancar gamma, matriks tanah, homogenitas, validasi, vial.
ABSTRACT
STANDARDIZATION OF GAMMA EMITTER SOURCE IN THE SOIL MATRIX PLACED IN
THE VIAL. Standardization of gamma emitter source in the soil matrix placed in the vial of 57 mm inner
diameter and 50 mm height has been carried out. The material used for preparation of the gamma emitter
source was IAEA Solution 2908 containing 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd, 133
Ba, 134
Cs, 137
Cs, and 241
Am. The
purpose of this research was the standardization of gamma emitting source that contains a mixture of 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd, 133
Ba, 134
Cs, 137
Cs, and 241
Am in soil matrix that was placed in a vial container to be used in
the Safety Health and Environment Laboratory. This gamma emitter source has range of energy from 59 to
1332.50 keV. IAEA Solution 2908 was a radioactive solution used in IAEA proficiency test. The material of
the matrix was soil that was grinded and dried in oven at 105ºC for 24 hours and sieved in 100 mesh ASTM
sieves. Gamma emitter source and soil matrix were mixed with wet method and then settled for 24 hours to
get fixed bonding between gamma emitter source and the soil matrix. After that, mixed gamma emitter
source and soil was dried by using infra red lamp and then was crushed to get a fine grains. This soil gamma
emitter source was checked its homogenity by t-test method and was validated by CRM. Result of t-test
indicated that the all radionuclides of 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd, 133
Ba, 134
Cs, 137
Cs, and 241
Am were
homogeneously distributed in the soil matrix. Moreover, the soil gamma emitter source that was validated by
CRM gave the Zscore
2 value and showed satisfied result and based on analyze the proficiency test of IAEA
soil sample it was known that 6 radionuclide were accepted in the proficiency test and one radionuclide was
rejected, so this soil gamma emitter source could be used that more accurate result in the analysis of
radioactivity in the soil samples placed in the vial.
Keywords : gamma emitter source, soil matrix, homogeneity, validation, vial.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 97
I. PENDAHULUAN
Meningkatnya kepedulian masyarakat
akan keselamatan lingkungan khususnya
terhadap pencemaran radiasi menyebabkan
meningkatnya permintaan analisis terhadap
cemaran zat radioaktif kepada Laboratorim
Keselamatan Kesehatan dan Lingkungan
(Lab. KKL) pada Pusat Teknologi
Keselamatan dan Metrologi Radiasi –
BATAN. Parameter analisis yang diminta
pelanggan sebagian besar berupa penentuan
konsentrasi radionuklida pemancar radiasi
gamma di antaranya adalah 137
Cs, 134
Cs, 131
I,
60Co,
192Ir,
226Ra,
228Ra,
238U,
232Th, dan
40K.
Sebagai laboratorium penguji yang telah
menerapkan sistim mutu ISO 17025 : 2005,
Lab. KKL harus memberi pelayanan terbaik
berupa penyajian data hasil pengujian dengan
cepat dan akurat.
Pada analisis zat radioaktif dengan
spektrometer gamma, hasil yang terbaik
adalah dengan metode relatif. Metode
tersebut dapat dilakukan apabila faktor
geometri sampel sama dengan sumber
standar. Sumber standar yang dimiliki Lab.
KKL baru tersedia dalam bentuk cair, gel,
titik, dan dalam matriks rumput sedangkan
sumber standar dalam matriks tanah belum
ada.
Tujuan dari penelitian ini adalah
standarisasi sumber pemancar gamma yang
berisi campuran 54
Mn, 60
Co, 65
Zn, 109
Cd,
133Ba,
134Cs,
137Cs, dan
241Am dalam matriks
tanah yang ditempatkan dalam wadah vial
yang akan digunakan di Lab. KKL. Sumber
pemancar gamma akan ditempatkan dalam
wadah vial dengan diamater dalam 57 mm
dan tinggi sumber 50 mm. Sumber pemancar
gamma yang dibuat akan digunakan untuk
analisis sampel tanah yang terkontaminasi zat
radioaktif khususnya pemancar radiasi
gamma yang dilakukan di Lab. KKL.
Untuk mengetahui keakuratan sumber
pemancar gamma yang dibuat, dilakukan
validasi dengan menggunakan Certificate
Rreference Material (CRM) dari
International Atomic Energy Agency (IAEA)
yaitu Soil-375 yang di dalamnya terdapat
radionuklida 40
K, 234
Cs dan 137
Cs. Sedangkan
validasi yang lain yaitu dengan melakukan
analisis radioaktivitas pada sampel tanah uji
profisiensi oleh IAEA dengan menggunakan
hasil kalibrasi efisiensi dari sumber pemancar
gamma yang dibuat.
II. TEORI
Spektrometer gamma adalah suatu alat
yang dapat digunakan untuk melakukan
analisis zat radioaktif yang memancarkan
radiasi gamma. Setiap radionuklida
mempunyai energi gamma yang berbeda dan
tertentu dan bersifat spesifik, sehingga dapat
digunakan sebagai dasar dalam analisis
secara kualitatif. Analisis secara kuantitatif
dilakukan berdasarkan nilai cacahan dari
spektrum yang dipancarkan. Untuk keperluan
analisis kualitatif maupun kuantitatif
diperlukan CRM yang merupakan bahan
acuan bersertifikat sehingga hasil pengujian
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 98
tertelusur ke standar nasional maupun
internasional 1, 2
.
Sebelum digunakan dalam
pengukuran, sistem spektrometer gamma
terlebih dahulu perlu dikalibrasi efisiensi
dengan sumber standar yang telah diketahui
jenis radionuklida dan aktivitasnya. Efisiensi
setiap energi gamma mempunyai nilai
tertentu dan untuk menghitung efisiensi
setiap energi digunakan persamaan sebagai
berikut. 2-6
pA
NN
t
BGS
)( ………..…….. (1)
dimana :
adalah efisiensi pada energi gamma
teramati (%)
Ns adalah laju cacah standar (cps)
NBG adalah laju cacah latar (cps)
At adalah aktivitas pada saat pengukuran
(Bq)
p adalah yield dari energi gamma (%)
Faktor yang mempengaruhi
pengukuran pada sistem spektrometer gamma
adalah fakktor geometri yang meliputi bentuk
sumber, wadah sumber, jarak antara detektor
dan sumber, dan jenis matriks. Hasil
pengukuran yang baik pada pengukuran
menggunakan spektrometer gamma untuk
sampel lingkungan adalah apabila geometri
sampel mendekati geometri standar atau
sebaliknya 2,7,8
. Pengaruh bentuk sumber,
wadah sumber, dan jarak antara sumber
standar dan detektor dapat diminimalisasi,
sedangkan komposisi matriks sulit untuk
disamakan sehingga teknik yang digunakan
adalah pendekatan sampel dengan matriks
sumber standar 9. Pada pencacahan
menggunakan sistem spektrometer gamma
dengan faktor geometri sumber standar yang
sama atau mendekati dengan geometri
sampel, penentuan konsentrasi radionuklida
dalam sampel pada kondisi ini ditentukan
dengan persamaan sebagai berikut. 6, 7, 8, 10
TavgSp UCC …….………….. ( 2 )
dengan :
CSp adalah konsentrasi radionuklida dalam
sampel (Bq/kg)
Cavg adalah konsentrasi radionuklida dalam
sampel rata-rata (Bq/kg)
UT adalah ketidakpastian terentang dari
pengukuran (Bq/kg).
Sp
BGSp
avgwp
NNC
......................... (3)
dengan :
NSp adalah laju cacah sampel (cps)
NBG adalah laju cacah latar (cps)
adalah efisiensi deteksi (%)
p adalah yield dari energi gamma (%)
wSp adalah berat sampel (kg)
222
Sp
WPE
sp
sp
avgTw
u
p
uu
N
uxCU
…….................…. (4)
dengan :
uSp adalah ketidakpastian pencacahan
sampel (%)
uE adalah ketidakpastian dari efisiensi
deteksi (%)
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 99
uP adalah ketidakpastian dari yield (%)
uW adalah ketidakpastian dari berat sampel
(%).
Validasi suatu sumber pemancar
gamma dilakukan dengan mengukur CRM
atau melakukan antarbanding pengukuran
dengan laboratorium yang mempunyai
tingkat ketelitian yang lebih tinggi atau setara
1. Teknik lain yaitu dengan mengikuti
kegiatan uji profisiensi yang diadakan suatu
laboratorium. Uji profisiensi biasanya
dikoordinasi oleh suatu laboratorium standar
Nasional atau Internasional. Dari hasil uji
profisiensi akan diketahui kemampuan suatu
laboratorium dalam melakukan analisis
sampel yang dikirim oleh koordinator.
Laporan yang diterbitkan suatu koordinator
mempunyai kriteria hasil pengujian suatu
laboratorium peserta diterima atau ditolak.
Faktor yang menentukan kriteria hasil
pengujian yaitu perbedaan terhadap nilai
benar (true value) yang dalam kegiatan ini
sebagai acuan adalah CRM dari IAEA.
Perbedaan nilai hasil uji dapat ditulis dengan
persamaan sebagai berikut. 11
%100% xC
CCBias
IAEA
IAEAKKL …. (5)
dengan :
%Bias adalah perbedaan nilai hasil uji
laboratorium peserta dengan nilai
yang ditentukan oleh IAEA (%).
IAEAC adalah nilai aktivitas dari CRM
(Bq/kg).
KKLC adalah hasil pengujian sampel yang
dilakukan laboratorium ( Bq/kg).
Untuk dapat diterima dalam uji
profisiensi ini maka hasil evaluasi pada
penentuan radionuklida dalam sampel harus
memenuhi kriteria nilai benar (trueness)
maupun nilai presisi (P). Besarnya nilai
benar 1A 2A , dengan nilai 1A adalah nilai
mutlak perbedaan pengukuran antara Lab.
KKL dengan IAEA, sedangkan nilai 2A
adalah akar jumlah kuadrat dari nilai
ketidakpasian Lab. KKL dan IAEA dikalikan
dengan suatu koefisien nilai U-test untuk uji
profisiensi ini nilai U-test ditentukan IAEA
sebesar 2,58. Secara matematis penentuan
nilai benar dapat ditulis menggunakan
persamaan sebagai berikut 7 :
................. (6)
Hasil dari pengujian dievaluasi untuk
menentukan kriteria yang diterima
berdasarkan nilai presisi (P). Nilai presisi
untuk dapat memenuhi kriteria berbeda-beda
sesuai dengan radionuklida yang dianalisis.
Untuk radionuklida dengan energi di atas 200
keV nilai P adalah 15%. Nilai P ditentukan
dengan persamaan sebagai berikut. 11
%100
22
xC
U
C
UP
KKL
KKL
IAEA
IAEA
………. (7)
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 100
Dari perbedaan hasil pengujian yang
dilakukan oleh kedua laboratorium tersebut
dapat ditentukan kinerja suatu laboratorium
peserta secara kuantitatif ( scoreZ atau Z).
Nilai Z ditentukan dengan persamaan berikut.
11,12
)(
%
22
IAEAKKL UU
BiasZ
…..…….. (8)
dengan :
Z adalah nilai kuantitatif hasil uji
profisiensi.
KKLU adalah nilai ketidakpastian hasil
pengukuran oleh peserta (%)
IAEAU adalah nilai ketidakpastian dari
IAEA (%).
Jika nilai Z 2 maka hasil uji
profisiensi memuaskan, 2< Z <3
dipertimbangkan, sedangkan jika nilai Z 3
hasil uji profisiensi tidak memuaskan.
III. TATA KERJA
Bahan dan Peralatan
Bahan yang digunakan adalah larutan
kode Solution 2908 yang dipakai untuk uji
profisiensi oleh IAEA pada tahun 2004.13
Larutan tersebut berisi campuran radionulida
54Mn,
60Co,
65Zn,
109Cd,
133Ba,
134Cs,
137Cs,
dan 241
Am. Sebagai pelarut digunakan HCl
0,1-0,5 N supaya zat radioaktif bercampur
secara homogen dalam larutan dan tidak
menempel pada dinding wadah sebelum
dicampur dengan matriks14
. Matriks yang
digunakan sebagai pengikat sumber
pemancar gamma adalah tanah yang
dikeringkan di dalam oven pada suhu 105 ºC
selama 24 jam kemudian dihaluskan lolos
100 mesh ASTM. Bahan lain adalah CRM
Soil-375 dari AQCS-IAEA, dan sampel tanah
uji profisiensi yang dilakukan IAEA pada
program IAEA-CU-2006-04 (Gambar 1).
Gambar 1. Bahan yang digunakan untuk pembuatan sumber pemancar gamma.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 101
Alat utama pada penelitian ini adalah
spektrometer gamma yang dilengkapi dengan
detektor HPGe jenis koaksial tipe GC-2020
(Gambar 2). Detektor HPGe didinginkan
dengan nitrogen cair dan dioperasikan
dengan tegangan kerja 3000 volt positif. Alat
tersebut mempunyai efisiensi relatif 24,6 %
dengan resolusi 1,8 keV FWHM pada energi
gamma 1332,5 keV.15
Detektor diletakkan
dalam sistem shielding dengan bahan Pb
setebal 10 cm serta dilapisi lempeng Cu
setebal 3 mm. Sistem spektrometer gamma
tersebut ditempatkan di ruang bawah tanah
yang bertujuan untuk mengurangi pengaruh
radiasi lingkungan. Alat lain yang digunakan
berupa neraca analitis (Shimadzu), oven
(Memmert), ayakan 100 mesh (MBT yang
memenuhi standar ASTM-USA), lampu
pemanas, dan alat laboratorium lainnya.
Sarana lain yang digunakan adalah
laboratorium radiokimia untuk bekerja
dengan zat radioaktif, dan ruang pengukuran
di bawah tanah.
Gambar 2. Sistem spektrometer gamma
dengan detektor HPGe model
GC-2020 (Camberra-USA ).
Metodologi
Larutan pemancar gamma yang telah
diketahui aktivitasnya dicampur dengan
matriks tanah secara basah, lalu didiamkan
selama 24 jam. Campuran sumber pemancar
gamma dan matriks tanah kemudian
dikeringkan di bawah pemanasan lampu infra
merah sampai kering. Setelah kering, sumber
pemancar gamma digerus sehingga berbentuk
butiran. Sumber pemancar gamma yang
telah dibuat diuji homogenitasnya dengan
cara dibagi menjadi 3 bagian yang hampir
sama kemudian dicacah setiap bagian
sebanyak 3 kali ulangan. Untuk mengetahui
distribusi radionuklida dalam matriks
ditentukan dengan metode t-test. Untuk
menghitung besarnya nilai t-test digunakan
persamaan berikut. 16
)1(
2
nn
Xxt
i ............... ( 8 )
dengan :
t adalah nilai t-test.
ix adalah pencacahan ke-i
X adalah pencacahan rata-rata.
Sumber pemancar gamma dalam
matriks tanah dianggap homogen bila nilai t-
test untuk 3 kali data pengukuran diperoleh
nilai t-test 4,303 untuk tingkat kepercayaan
95%. 16
Besarnya nilai t-test untuk beberapa
data pemancar gamma dimasukkan ke dalam
vial, untuk mengetahui keakuratan sumber
pemancar gamma yang dibuat dilakukan
validasi dengan menggunakan CRM dan
digunakan analisis sampel uji profisiensi
yang dikoordinasi oleh IAEA.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 102
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN
Sumber pemancar gamma yang telah
dibuat dalam matriks tanah mempunyai
aktivitas seperti yang diperlihatkan pada
Tabel 1. Sumber pemancar gamma pada
awalnya dibuat dalam matriks larutan HCl
0,1 N, kemudian dicampur dengan matriks
tanah secara basah. Pencampuran secara
basah dipilih karena dari beberapa peneliti
sebelumnya, pencampuran cara ini
mempunyai homogenitas yang lebih baik
dibandingkan dengan pencampuran secara
kering 17
.
Untuk mengetahui homogenitas
sumber pemancar gamma yang dibuat perlu
dilakukan uji homogenitas. Hasil uji
homogenitas dengan metode t-test
diperlihatkan pada Tabel 2. Berdasarkan
Tabel 2 dapat diketahui bahwa seluruh
radionuklida yaitu 54
Mn, 60
Co, 133
Ba, 134
Cs,
137Cs, dan
241Am terdistribusi merata dalam
matriks tanah, ini berarti bahwa seluruh
radionuklida dinyatakan homogen.
Tabel 1. Data aktivitas radionuklida pada sumber pemancar gamma dalam matriks tanah dan
yield untuk beberapa energi gamma.
Nuklida Waktu paro
Aktivitas per 1 Okt 2004 Energi
(keV)
Yield
(%) Aktivitas
( Bq )
Ketidakpastian
( Bq )
Mn-54 312,3 hari 121,02 0,74 834,843 99,976
Co-60 5,2719 tahun 165,75 1,44 1173,238 99,89
1332,502 99,983
Zn-65 244,26 hari 285,36 2,89 511,00 2,92
1115,546 50,75
Cd-109 462,60 hari 242,12 1,50 88,0341 3,65
Ba-133 10,57 tahun 137,14 0,66 79,6127 2,63
80,9975 34,1
276,4000 7,17
302,8527 18,32
356,0146 62,0
383,8505 8,93
Cs-134 754,28 hari 41,23 0,35 569,32 15,39
604,69 97,63
795,840 85,52
Cs-137 30,25 tahun 42,87 0,23 661,660 85,20
Am-241 432,7 tahun 174,61 1,20 59,54 35,9
Catatan : - Data aktivitas radionuklida standar solution 2908 11
- Data waktu paro, energi gamma, dan yield 3
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 103
Tabel 2. Hasil pengujian homogenitas sumber standar dalam matriks tanah.
No Nuklida E-
(keV)
Tanah-1 33,68 gram
Tanah-2 33,85 gram
Tanah-3 33,78 gram
Rerata Nilai t-test
( Tk. 95% ) Ket.
C1rerata C1/g C2rerata C2/g C3rerata C3/g C/g
1 Am-241 59,54 160,7 4,77 164,3 4,85 155,7 4,85 4,74 0,125 H
2 Cd-109 88,03 45,0 1,34 42,0 1,24 41,7 1,23 1,27 0,001 H
3 Ba-133 356,01 729,7 21,66 706,3 20,87 712,7 20,87 21,21 0,411 H
4 Cs-134 604,69 120,0 3,56 117,7 3,48 118,7 3,48 3,52 0,044 H
5 Cs-137 661,66 232,3 6,90 225,0 6,65 227,7 6,65 6,76 0,127 H
6 Mn-54 834,84 86,0 2,55 87,7 2,59 89,3 2,59 2,60 0,046 H
7 Zn-65 1115,54 56,3 1,67 49,0 1,45 67,0 1,98 1,70 0,024 H
8 Co-60 1332,50 438,0 13,00 450,3 13,30 437,0 13,30 13,08 0,195 H
Keterangan : H adalah homogen.
Spektrum hasil pencacahan dengan
spektrometer gamma yang dilengkapi dengan
detektor HPGe pada sumber pemancar
gamma GM-013V dapat dilihat pada Gambar
3. Beberapa perangkat lunak dalam analisis
radionuklida dengan spektrometer gamma
telah dilengkapi dengan library radionuklida
berdasarkan energinya, sehingga setiap
puncak yang muncul akan diinformasikan
sesuai dengan library-nya. Untuk lebih teliti
dalam melakukan analisis, penggunaan tabel
energi akan banyak membantu. Pada tabel
energi akan terlihat jenis radionuklida yang
mungkin ada dalam sampel dan
kemungkinan energi lain yang berdekatan
dengan energi radionuklida yang dianalisis.
Gambar 3. Spektrum dari sumber pemancar gamma dicacah menggunakan spektrometer
gamma dengan detektor HPGe.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 104
Kalibrasi efisiensi spektrometer
gamma yang dilengkapi dengan detektor
HPGe mempunyai karakteristik tersediri.
Pada energi rendah 59 keV efisiensinya
rendah lalu naik dengan tajam bersamaan
dengan naiknya energi gamma, kemudian
turun secara eksponensial. Efisiensi tertinggi
dari detektor HPGe diperkirakan pada energi
sekitar 140 keV, sehingga energi ini disebut
sebagai knee.
Kurva kalibrasi efisiensi akan lebih
baik jika sumber pemancar gamma yang
digunakan mempunyai energi dengan sebaran
yang lengkap, sehingga titik-titik pada kurva
kalibrasi dapat dibuat dengan sempurna. Pada
kurva ini terdapat kekosongan pada energi
125 sampai 250 keV, padahal pada daerah
tersebut kelengkungan kurva cukup kritis dan
sulit untuk diprediksi. Kurva kalibrasi ini
akan lebih baik jika pada rentang energi 125
keV sampai 250 keV terdapat data efisiensi
secara eksperimen untuk menghubungkan
kurva efisiensi. Pada Gambar 4 disajikan
kurva efisiensi deteksi antara energi gamma
(keV) versus efisiensi dalam matriks tanah
dalam wadah vial. Kurva tersebut dapat
digunakan untuk analisis sampel dengan
kondisi mendekati komposisi matriks standar
seperti tanah, sedimen atau sampel padatan
yang lain.
Untuk mengetahui validitas sumber
pemancar gamma yang dibuat, maka perlu
dilakukan pengujian keakuratannya 1, 12
.
Sumber pemancar gamma yang digunakan
untuk validasi yaitu CRM dari IAEA berupa
137Cs dalam matriks tanah. Radionuklida
137Cs mempunyai waktu paro yang cukup
panjang yaitu 30 tahun, sehingga
radionuklida tersebut sering digunakan
sebagai acuan.
.
Gambar 4. Kurva kalibrasi efisiensi detektor HPGe dengan sumber pemancar gamma dalam
matriks tanah dalam wadah vial.
Detektor Canberra GC-2020,
Sumber GM-013V Matrik Tanah
Vial ID 57mm H 50mm,
Tanggal : 29 Sep. 2006
y = 0,0372Ln(x) - 0,1458
R2 = 0,9624
y = 1,9915x-0,8128
R2 = 0,9738
0,000
0,005
0,010
0,015
0,020
0,025
0,030
0,035
0,040
0,045
0,050
0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800
Energi (keV)
Efisie
nsi
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 105
Radionuklida 137
Cs juga digunakan
sebagai sumber standar dalam melakukan
pengecekan respon detektor pada sistem
spektrometer gamma secara berkala. Pada
validasi menggunakan CRM Soil-375 dari
IAEA diperoleh nilai perbedaan sebesar +
2,40%, dan nilai Zscore sebesar 0,88; hal ini
menunjukkan nilai Zscore ≤ 2 yang berarti
hasil validasi memuaskan. Nilai perbedaan
tersebut kemungkinan disebabkan oleh sifat
random dari sistem pencacahan dan tingkat
keterampilan dalam melakukan preparasi.
Validasi yang lain yaitu penggunaan
kalibrasi efisiensi untuk evaluasi sampel
tanah dalam uji profisiensi yang dilakukan
oleh IAEA 11
. Berdasarkan evaluasi yang
dilakukan oleh IAEA diperoleh hasil nilai
presisi ≤ 15% untuk radionuklida dengan
energi gamma di atas 200 keV yaitu 54
Mn,
60Co,
65Zn,
133Ba,
134Cs, dan
137Cs, sedangkan
untuk energi di bawah 150 keV yaitu 109
Cd
dan 241
Am yaitu ≤ 20.11
Berdasarkan nilai presisi menurut
IAEA memenuhi syarat keberterimaan untuk
pengukuran sampel sedangkan berdasarkan
nilai benar seluruh sampel diperolah nilai A1
< A2 kecuali untuk 60
Co sehingga hasil
pengukuran 60
Co tidak memenuhi syarat
keberterimaan.
Berdasarkan nilai Zscore seluruh sampel
mempunyai nilai Zscore < 2 kecuali untuk
109Cd, namun nilai ini oleh IAEA tidak
digunakan sebagai syarat keberterimaan,
sehingga walaupun besarnya nilai Zscore > 3
maka hasil pengukuran 109
Cd tetap diterima
dalam uji profisiensi (Tabel 4)11
. Berdasarkan
hasil validasi tersebut berarti bahwa sumber
pemancar gamma yang dibuat dalam matriks
tanah dapat digunakan untuk analisis sampel
tanah yang ditempatkan dalam wadah vial
(Gambar 5).
Tabel 4. Hasil validasi dengan sampel uji profisiensi radionuklida pemacar radiasi gamma dalam
sampel tanah dari IAEA.
Nuklida
Aktivitas (Bq/kg) Rel.Bias
(%) Zscore
Nilai benar Presisi Hasil akhir IAEA Lab. KKL A1 A2 Nilai P Nilai
54Mn 48 0.98 53,104 1,950 10,63 1,06 5,10 5,63 A 4,20 A A
60Co 56,1 1,37 64,951 2,444 15,78 1,58 8,85 7,23 N 4,49 A N
65Zn 77,6 2,54 79,474 4,106 2,41 0,24 1,87 12,46 A 6,12 A A
109Cd 177,6 8,4 238,870 25,347 34,50 3,45 61,27 68,89 A 11,62 A A
134Cs 64,2 1,87 71,447 2,287 11,29 1,13 7,25 7,62 A 4,33 A A
137Cs 52,6 1,08 57,751 2,069 9,79 0,95 5,15 6,02 A 4,13 A A
241Am 96,6 2,78 111,254 11,877 15,17 1,52 14,65 31,47 A 11,06 A A
Catatan : A = Accepted (memenuhi syarat), N = Non-Accepted (tidak memenuhi syarat), Tanggal aktivitas = 1 Juli 2006.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 106
Gambar 5. Sumber pemancar gamma dalam matriks tanah yang ditempatkan dalam vial.
V. KESIMPULAN
Telah dilakukan standardisasi sumber
pemancar gamma yang dibuat dalam matriks
tanah yang ditempatkan dalam wadah vial.
Berdasarkan validasi menggunakan CRM
dari IAEA dan penggunaan kurva kalibrasi
efisiensi untuk analisis sampel uji profisiensi
yang diadakan oleh IAEA diperoleh hasil
yang memuaskan sehingga sumber pemancar
gamma yang dibuat dapat digunakan untuk
analisis sampel tanah atau sampel padatan
yang mempunyai densitas yang mendekati
matriks tanah yang ditempatkan dalam
wadah vial dengan hasil yang lebih akurat.
Mengingat pada kegiatan ini baru
dibuat sumber pemancar gamma dalam
matriks tanah yang ditempatkan dalam
wadah vial, maka pada kegiatan yang akan
datang perlu dikembangkan untuk pembuatan
sumber pemancar gamma dengan matriks
lain. Hal tersebut perlu dilakukaan sebab
sumber pemancar gamma bentuk volume
yang ada sebagian besar dalam matriks air
sedangkan sumber pemancar gamma dalam
matriks tanah baru dibuat dalam wadah vial.
DAFTAR PUSTAKA
1. BADAN STANDARDISASI
NASIONAL, ISO-17025-2005 : Edisi
Bahasa Indonesia tentang Persyaratan
umum kompetensi laboratorium
pengujian dan laboratorium kalibrasi,
BSN, 2005.
2. LABORATORIUM KESELAMATAN,
KESEHATAN dan LINGKUNGAN, IK
No. 5.5-01-03-05/LKKL/IK tentang
Kalibrasi alat spektrometer gamma
dengan detektor HPGe, Lab. KKL –
PTKMR, Rev. 3, 2007.
3. LABORATORIUM KESELAMATAN,
KESEHATAN dan LINGKUNGAN, IK
No. 5.5-01-03-04/LKKL/IK tentang
Pengoperasian dan perawatan alat
spektrometer gamma In-Situ dengan
detektor HPGe Canberra GC-2020, Lab.
KKL – PTKMR, Rev. 3, 2007.
4. SUSETYO, W., Spektrometer Gamma
dan Penerapannya Dalam Analisis
Pengaktifan Neutron, Gajah Mada
University Press, Yogyakarta, 1988.
5. DEBERTIN, K., and HELMER, R.G.,
Gamma and X-ray Spectrometry with
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional Pengembangan Teknologi Nuklir V
Jakarta, 14 Desember 2010 ISSN : 1978-9971
Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi – Badan Tenaga Nuklir Nasional 107
Semiconductor Detectors, North-
Holland, 1988.
6. BADAN TENAGA NUKLIR
NASIONAL, Prosedur Analisis Sampel
Radioaktivitas Lingkungan, BATAN,
Jakarta, 1998.
7. LABORATORIUM KESELAMATAN,
KESEHATAN dan LINGKUNGAN, IK
No. 5.4-05-06/LKKL/IK tentang
Analisis 137
Cs, 134
Cs, dan 60
Co pada
sampel tanah dan tanaman, Lab. KKL –
PTKMR, Rev. 3, 2007.
8. LABORATORIUM KESELAMATAN,
KESEHATAN dan LINGKUNGAN, IK
No. 5.4-05-11/LKKL/IK tentang
Analisis 228
Th, 226
Ra, 228
Ra dan 40
K pada
sampel tanah dan biota, Lab. KKL –
PTKMR, Rev. 2, 2007.
9. PARK, T.S., KIM, T.Y., HWANG,
H.Y., and LEE, Y.S., Radioactivity
measurement of cylindrical sources by
gamma-ray spectrometry, J. Radioanal.
and Nuc. Chem., Vol. 215, No.2, 1997,
pp. 305-309.
10. MARTIN, J.E., Physics for Radiation
Protection, John Wiley & Sons, Inc.,
New York, 2000.
11. INTERNATIONAL ATOMIC
ENERGY AGENCY, Final Report
Proficiency Test on the Determination
of , and -emitting Radionuclides, TC
Project RAS/9/2004, Environmental
Radiation Monitoring and Regional
Data Base, IAEA, Seibersdorf, June
2005.
12. INTERNATIONAL STANDARD
ORGANIZATION, ISO/IEC GUIDE
43-1, Proficiency testing by
interlaboratory comparisons, Part 1:
Development and operation of
proficiency testing schemes, Second
Edition, Geneva, 1997.
13. WAHYUDI, SETIAWAN, A., dan
YURFIDA, Uji profisiensi penentuan
radionuklida pemancar gamma dalam
sampel cairan dari IAEA tahun 2004,
Prosiding PPIFTNP, PTKMR-BATAN,
Jakarta 17 Juli 2007.
14. NATIONAL COUNCIL ON
RADIATION PROTECTION &
MEASUREMENTS, A Handbook of
Radioactivity Measurements
Procedures, NCRP Report No.58,
Bethesda Maryland, 1978.
15. CANBERRA, Detector specification
and performance data : Detector model
GC-2020, Canberra, 800 Research
Parkway, Meriden-USA, 1996.
16. WIDODO, S., Pernyataan tentang
keakuratan hasil pengukuran aktivitas
zat radioaktif, Buletin ALARA, Vol.1
No.2, Desember 1997, hal. 41-48.
17. WAHYUDI, KUSDIANA, dan
SUTARMAN, Penentuan radionuklida
pemancar gamma dalam sampel tanah
pada uji profisiensi IAEA tahun 2006,
Prosiding PPIFPTN-I, PTKMR-
BATAN, Jakarta 12 Des. 2007
TANYA JAWAB
1. Penanya : Ngatino – PPGN
- Dapatkah kami menstandarisasi
sumber pemancar gamma yang tidak
diketahui nama nuklidanya?
Jawaban : Wahyudi
- Dapat, dengan spektrometer gamma
akan dapat diketahui jenis
radionuklidanya berdasarkan energi
gammanya, sedangkan untuk
menentukan aktivitasnya dapat
ditentukan dengan menggunakan
sumber standar yang faktor
geometrinya mendekati sampel.