Revisi Bab Ii.2.docx

BAB II PEMBAHASAN A. Neutron Penemuan neutron ditandai dengan berbagai penelitian yang dilakukan oleh beberapa ilmuan. Sebelum ditemukan neutron, inti atom dianggap tersusun atas proton dan elektron. Pada tahun 1932, Chadwick mengidentifikasi radiasi yang belum diketahui sebagai partikel netral dengan massa yang hampir sama dengan proton dan Chadwick dikenal sebagai penemu neutron. Kesimpulan yang dibuat oleh Heisenberg pada tahun yang sama bahwa inti atom tersusun atas proton dan neutron telah menolak anggapan elektron dalam inti sekaligus memberikan jawaban pertanyaan tentang strutur inti (Arya:1966). Reaksi yang terjadi antara neutron dengan materi merupakan reaksi inti yang secara umum digambarkan dengan persamaan (Krane:1987) : 𝑎+𝑋 → 𝑌+𝑏

(2.1)

dengan : a

: partikel penumbuk

X

: inti target

Y

: inti hasil

b

: partikel hasil

Biasanya a dam b merupakan nukleon atau nuklida ringan, tetapi terkadang b merupakan sinar gamma dan untuk hal seperti ini reaksinya disebut tangkapan radiatif. Jika a merupakan sinar gamma maka reaksinya disebut efek foto inti. Kekekalan energi relativistik total pada reaksi dasar, menjadikan : 𝑚𝑥 𝑐 2 + 𝑇𝑥 + 𝑚𝑎 𝑐 2 + 𝑇𝑎 = 𝑚𝑦 𝑐 2 + 𝑇𝑦 + 𝑚𝑏 𝑐 2 + 𝑇𝑏

5

(2.2)

6

dengan T merupakan energi kinetik (1/2 mv2, dengan pendekatan nonrelativistik pada energi rendah) dan m adalah massa diam. Nilai Q reaksi didapat menggunakan analogi nilai Q pada peluruhan radioaktif : 𝑄 = (𝑚𝑎𝑤𝑎𝑙 − 𝑚𝑎𝑘ℎ𝑖𝑟 )𝑐 2 = (𝑚𝑥 + 𝑚𝑎 − 𝑚𝑦 − 𝑚𝑏 )𝑐 2

(2.3)

Dengan : mx : massa inti partikel diam sebelum reaksi ma : massa inti partikel bergerak sebelum reaksi my : massa inti partikel diam sesudah reaksi mb : massa inti partikel bergerak sesudah reaksi Hal yang sama berlaku juga untuk energi kinetik : 𝑄 = (𝑇𝑎𝑘ℎ𝑖𝑟 – 𝑇𝑎𝑤𝑎𝑙 )𝑐 2 = (𝑇𝑦 + 𝑇𝑏 − 𝑇𝑥 − 𝑇𝑏 )𝑐 2

(2.4)

Dengan : Ty : energi kinetik partikel diam sesudah reaksi Tb : energi kinetik partikel bergerak sesudah reaksi Tx : energi kinetik partikel diam sebelum reaksi Tb : energi kinetik partikel diam sebelum reaksi

1. Interaksi Neutron dengan Materi Neutron adalah partikel yang tidak memiliki muatan. Netron mempunyai massa sebesar 1,008665 sma sama dengan 1838,5 kali massa

7

elektron atau 1,004 kali massa proton. Sifat neutron yang tidak memiliki muatan menjadikan partikel ini tidak dipengaruhi oleh gaya couloumb dalam interaksinya dengan materi, sehingga neutron dengan energi sangat rendah sekalipun dapat mendekati bahkan menembus inti dan dapat menghasilkan reaksi inti. Ada beberapa jenis reaksi yang dapat terjadi antara neutron dengan materi. a. Hamburan Neutron Dalam peristiwa ini neutron mendekati inti atom dan arah geraknya segera dibelokkan oleh medan inti atau neutron benar-benar memasuki inti atom, namun sebelum terjadi reaksi neutron-inti neutron tersebut lepas lagi dari inti atom, sehingga inti atom dan netron tidak mengalami perubahan bentuk. Hamburan ini dapat berupa hamburan elastis apabila keadaan ini tetap seperti semula, dominan pada energi neutron rendah dari ~0,1 MeV sampai ~10 MeV. Jumlah momentum linier dan jumlah energi neutron datang dan energi inti target sebelum maupun sesudah tumbukan sama besar. Jika keadaan inti berubah menjadi tereksitasi, dominan pada energi neutron di atas 10 MeV, maka hamburan yang terjadi adalah hamburan tak elastis. Sebagian energi neutron datang digunakan untuk mengeksitasi inti target sehingga jumlah momentum linier dan jumlah energi neutron datang dan energi inti target sebelum maupun sesudah tumbukan tidak sama besar. b. Tangkapan Neutron Neutron yang telah masuk ke dalam inti tetap tinggal di dalm inti. Dalam hal ini netron mengalami interaksi yang dikenal sebagai tangkapan neutron (neutron

capture). Interaksi jenis ini dapat mengakibatkan

terpancarnya radiasi sekunder berupa γ, proton, deutron, α atau partikel yang lain. 𝐴 𝑍𝑋

+ 10𝑛 →

𝐴+!∗ 𝑍𝐶

→

Dengan : 𝐴 𝑍𝑋

: inti target

𝐴+1 𝑍𝑌

+ 𝛾

8

1 0𝑛

: neutron penembak

𝐴+!∗ 𝑍𝐶

: inti gabung

𝐴+1 𝑍𝑌

: inti hasil

𝛾

: sinar gamma

Reaksi ini merupakan dasar dari analisis unsur mineral dengan menggunakan metode analisis pengaktifan neutron. c. Pemancaran Partikel Neutron yang ditembakkan pada inti ringan akan mengakibatkan pemancaran partikel seperti (n,p),(n,α),(n,2n). Reaksi ini disebut reaksi pemancaran partikel. d. Reaksi Fisi Beberapa inti berat akan terbelah menjadi dua inti yang lebih ringan saat menembakkan neutron. Reaksi ini dinamakan reaksi fisi. Reaksi fisi 1 0𝑛

+

235 92𝑈

→

236∗ 92𝑈

→

141 56𝐵𝑎

92 + 36 𝐾𝑟 + 3 10𝑛

1 0𝑛

+

235 92𝑈

→

236∗ 92𝑈

→

140 54𝑋𝑒

94 + 38 𝑆𝑟 + 2 10𝑛

Fisi merupakan hasil interaksi inti dengan gaya couloumb dalam inti berat. Inti atom yang menghasilkan gaya tarik listrik yang menghimpun sebuah atom menjadi kesatuan (inti atom dan elektron-elektron yang mengelilinginya). Bila gaya tarik Couloumb oleh inti atom tidak ada, maka gaya tolak menolak antar elektron akan memisahkan kesatuan atom. Energi ikat inti total naik sesuai dengan nomor massa, A, sedangkan energi tolakan couloumb proton naik lebih cepat sesuai nomor atom, Z2. Energitika fisi dapat dipahami dari energi ikat pernukleon. Inti berat dalam Uranium memilii energi sekitar 7,6 MeV/ nukleon. Jika 238U terbelah menjadi dua bagian yang identik dengan A≈119, yang memiliki energi ikat per nukleon 8,5 MeV. (Krane, 1987)

9

2. Produksi Neutron Perkembangan ilmu dan teknologi mendorong majunya penelitian di bidang fisika inti. Produksi neutron merupakan juga salah satu efek kemajuan fisika inti. Saat ini produksi neutron dapat dilakukan dalam reaktor nuklir dan akselerator. a. Reaktor Nuklir Neutron yang dihasilkan dalam reaktor nuklir mempunyai energi yang sangat tinggi. Neutron jenis ini disebut sebagi neutron cepat. Neutron cepat tidak dapat dipakai dengan efektif untuk membelah uranium. Oleh sebab itu di dalam reaktor dilakukan penurunan energi neutron dengan memperlambat gerakannya menggunakan bahan yang mengandung hidrogen dengan maksud terjadinya tumbukan elastis dengan proton dapat memperlambat neutron ke enrgi thermal. Bahan yang dapat digunakan untuk menurunkan energi neutron dan menyerap sedikit neutron yaitu air, air berat (D2O)

dan

grafit.

Berdasarkan

perbedaan

energi

neutron

dapat

diklasifikasikan menjadi 4 daerah energi, yaitu : 1) Neutron Thermal memiliki energi sekitar 0,025 eV 2) Neutron Epithermal memiliki energi sekitar 1 eV 3) Neutron Lambat memiliki energi sekitar 1KeV 4) Beutron Cepat di atas 1KeV b. Akselerator Dalam akselerator neutron diproduksi dengan cara mempercepat partikel bermuatan (contoh : proton dan elektron) dan menumbukkannya pada suatu target. Dalam tumbukan tersebut terjadi reaksi inti yang menghasilkan neutron. Energi neutron cepat yang dihasillan berbeda-beda dan tergantung kepada target, proyektil yang ditembakkan, energi proyektil dan sudut pancaran neutron dari bahan sasaran. Neutron yang dihasilkan oleh akselerator adalah neutron cepat dan dapat dikatakan bertenaga tunggal (monoenergetik). Salah satu reaksi pada akselerator adalah penggabungan nukleus deuterium (D) dan tritium (T). Reaksi D-T memilik peluang bessar dibandingkan dengan reaksi DD. Deuterium dapat diekstraksi dari air melalui

10

metode elektrolisis. Tritium tidak tersedia secara alami, melainkan harus diproduksi (dibiakkan) dalam reaktor litium. Reaksi yang dapat digunakan untuk menghasilkan neutron dari akselerator antara lain : 2 1𝐻

+ 𝑑 → 32𝐻𝑒 + 𝑛 + 3,28 𝑀𝑒𝑉 (reaksi D-D)

3 1𝐻

+ 𝑑 → 42𝐻𝑒 + 𝑛 + 17,6 𝑀𝑒𝑉 (reaksi D-T)

9 4𝐵𝑒

+𝑑 →

10 5𝐵𝑒

+ 𝑛 + 4,38 𝑀𝑒𝑉

3 1𝐻

+ 𝑝 → 32𝐻𝑒 + 𝑛 − 0, 764 𝑀𝑒𝑉

7 3𝐿𝑖

+ 𝑝 → 74𝐵𝑒 + 𝑛 − 1,65 𝑀𝑒𝑉

Reaksi D-D dan D-T lebih sering digunakan dengan mempercepat deutron ke energi 100 keV sampai 200 keV. Energi neutron dari akselerator dapat ditentukan dengan kinematika nonrelativistik dalam persamaan berikut : 𝑄 = 𝑘𝑦 (1 +

𝑚𝑥 𝑀𝑣

) − 𝑘𝑥 (1 −

𝑚𝑥 𝑀𝑣

)−

2 𝑀𝑣

1

(𝑚𝑥 𝑚𝑦 𝑘𝑥 𝑘𝑦 )2 cos 𝜃

dengan : Q : energi hasil reaksi (MeV) mx : massa atom partiel penembak (MeV/c2) my : massa neutron hasil reaksi (MeV/c2) My

: massa atom hasil reaksi (MeV/c2)

kx : energi kinetik partikel penembak (MeV) ky : energi kinetik neutron hasil reaksi (MeV) θ

: sudut pancaran neutron terhadap arah partikel penembak (0)

(2.5)

11

B. Analisis Pengaktifan Neutron Teknik analisis pengaktifan neutron ditemukan pada tahun 1936 oleh George Hevesy yang berkebangsaan yang berkebangsaan Hongaria, ketika ia mencoba menentukan impuritas disporsium dalam cuplikan dengan cara menembaki cuplikan tersebut dengan neutron. Dalam teknik APN, cuplikan yang dianalisis diiradiasi dengan menggunakan suatu sumber neutron. Inti atom unsurunsur yang berada dalam cuplikan tersebut akan menangkap neutron dan berubah menjadi radioaktif. Setelah paparan radiasi neutron cukup, cuplikan dikeluarkan dari sumber neutron. Sinar- γ yang dipancarkan oleh berbagai unsur dalam cuplikan dapat dianalisis dengan spektrometri- γ. (Wisnu Susetyo,1988) 1. Prinsip Dasar Pengaktifan Neutron Prinsip dasar dari metode pengaktifan neutron adalah cuplikan yang akan dianalisis diradiasi dengan suatu sumber neutron. Inti atom unsur-unsur yang terdapat di cuplikan akan menangkap neutron sehingga berubah sifat menjadi radioaktif. Unsur-unsur radioaktif tersebut selanjutnya akan meluruh disertai dengan pemancaran sinar-sinar radioaktif. Sinar-γ yang dpancarkan oleh berbagai unsur dalam cuplikan dapat dianalisis secara spektrometri-γ karena setiap unsur dalam cuplikan memancarkan sinar-γ dengan karakteristik tersendidri. Salah satu reaksi inti yang terjadi dalam teknik ini adalah : Reaksi Merkuri

196 80𝐻𝑔

+ 10𝑛 →

197(𝐻𝑔∗ ) 80

→

197 80𝐻𝑔

Gambar 2.1 Prinsip Dasar APN

+ 𝛾

12

(a) Sampel terdiri atas bahan dasar (

),(

), dan unsur kelumit (

)

(b) Sampel diradiasi dengan neutron dan membuat beberapa atom menjadi radioaktif dasar (

),(

), (

)

(c) Sinar Gamma yang dipancarkan oleh sampel menghasilkan data kualitatif dan kuantitatif unsur-unsur dalam sampel. 2. Interaksi Sinar-γ dengan Materi Interaksi sinar-γ dengan materi dapat terjadi bermacam-macam proses. Dari bermacam-macam proses tersebut hanya ada 3 macam proses yang penting untuk spektrometer-γ, yaitu efek fotolistrik, efek compton dan produksi pasangan. a) Efek Fotolistrik Efek fotolistrik adalah interaksi antara sinar-γ dengan elektron dalam atom yaitu elektron pada kulit bagian dalam atom, biasanya kulit K dan L, sehingga menyebabkan elektron terpancar keluar dari atom. Pada peristiwa ini energi sinar-γ diberikan kepada elektron atom yang ditumbuk, sebagian dari energi sinar-γ tersebut digunakan untuk melepaskan ikatan elektron dengan inti atom dan sistemnya diubah menjadi energi kinetik elektron tersebut yang besarnya dinyatakan oleh persamaan (Arthur Beiser, 1999) : 𝐸𝑘 = ℎ𝑣 − ℎ𝑣0

(2.6)

Dengan Ek = energi kinetik elektron, hv = energi sinar –γ yang menumbuk elektron dan hv0 = energi minimum yang diperlukan untuk melepaskan lektron dari inti (energi ikat elektron). Efek fotolistrik penting pada daerah tenaga sinar-γ di bawah 1 MeV. Secara skematis dapat dilihat pada gambar 2.2 .

Gambar 2.2 Efek Fotolistrik

13

Sumber : (Wisnu Susetyo, 1988) b) Efek Compton Efek Compton terjadi antar sinar-γ dengan elektron yang terikat lemah. Dalam tumbukan elastis ini, sinar-γ hanya memberikan sebagian energinya pada elektron yang ditumbuknya. Akibat dari tumbukan tersebut, elektron terpental dari orbit dengan energi kinetik tertentu, sedangkan sinar – γ terhambur dengan sudut θ. Sinar –γ terhambur ini mempunyai energi yang lebih kecil dari keadaan sebelum tumbukan. Elektron Compton yang terlepas dalam proes ini memiliki energi sebesar selisih antara energi sinar-γ mulamula dengan energi sinar –γ terhambur (Wisnu Susetyo, 1988) 𝐸𝑘 = ℎ𝑣 − ℎ𝑣′

(2.7)

Di mana, Ek = energi kinetik elektron compton, hv = energi sinar-γ menumbuk elektron, hv’ = energi sinar terhambur. Efek compton (gambar 2.3) penting untuk daerah jangkau tenaga yang sangat lebar.

Gambar 2.3 Efek Compton Sumber : (Wisnu Susetyo, 1988) c) Produksi Pasangan (pair production) Produksi pasangan adalah peristiwa terbentuknya pasangan elektron positron sebagai akibat adanya interaksi sinar –γ yang berenergi tinggi dengan medan listrik inti atom yang bermassa besar. Dalam keadaan diam elektron dan positron memiliki energi sebesar 0,511 MeV, oleh karena itu syarat terjadinya produksi pasangan adalah hv ≥ 1,022 MeV. Jika hv ≥ 1,022 MeV,

14

maka energi sisanya akan berubah menjadi energi kinetik pasangan elektron dan positron yang terbentuk (Wisnu Susetyo, 1988). Pembentukan pasangan hanya penting untuk tenaga sinar –γ > 1,022 MeV. Skema peristiwa terjadinya produksi pasangan dapat dilihat pada gambar 2. 4.

Gambar 2.4 Produksi Pasangan Sumber : (Wisnu Susetyo, 1988)

Peluruhan radioaktif merupakan peristiwa random murni yang dapat ditunjukkan secara statistik, karena dalam setiap sampel bahan radioaktif memiliki peluang untuk meluruh dalam suatu selang waktu tertentu. Agar gejala radioaktivitas dapat dinyatakan secara kuantitatif, ditinjau suatu peluruhan radioaktif sederhana sebagai berikut: 𝑋 (𝑟𝑎𝑑𝑖𝑜𝑎𝑘𝑡𝑖𝑓) → 𝑌 (𝑠𝑡𝑎𝑏𝑖𝑙)

(2.8)

Dalam hal ini, X disebut induk dan Y adalah anak luruhnya. Peristiwa peluruhan semacam ini dapat disamakan dengan reaksi monomolekuler dalam kinetika kimia. Laju reaksi peluruhan radioaktif atau perubahan inti atom induk persatuan waktu sebanding dengan cacah atom induk pada saat t adalah Nt, maka dapat ditulis : 𝑑𝑁

= −𝛾𝑁𝑡

(2.9)

𝑑𝑁𝑡 = −𝑁𝑡 𝜆𝑑𝑡

(2.10)

𝑑𝑡

15

dengan λdt = peluang setiap inti untuk meluruh dalam selang waktu dt, N adalah jumlah inti atom yang tidak meluruh, dan dN adalah banyaknya inti atom yang meluruh dalam selang waktu dt. Jika persamaan (2.10) diintegrasikan: 𝑁𝑡 𝑑𝑁𝑡

∫𝑁

𝑜

𝑁𝑡

𝑡

= −𝜆 ∫0 𝑑𝑡

(2.11)

ln 𝑁𝑡 − ln 𝑁0 = −𝜆𝑡

(2.12)

𝑁𝑡 = 𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡

(2.13)

terbentuk meluruh, sehingga laju pembentukan radionuklida merupakan selisih antara laju produksi inti radioaktif dan laju perubahannya. Secara matematis dapat dinyatakan melalui persamaan: 𝑑𝑁 𝑑𝑡

𝑑𝑁

𝑑𝑁

= [[ 𝑑𝑡 ] 𝑝𝑟𝑜𝑑𝑢𝑘𝑠𝑖 − [ 𝑑𝑡 ] 𝑝𝑒𝑙𝑢𝑟𝑢ℎ𝑎𝑛]

(2.14)

Jika pada saat t0 terdapat sejumlah N0 inti yang tidak stabil maka pada saat t1 terdapat inti yang tidak stabil sejumlah: 𝑁𝑡 = 𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡

(2.15)

Dengan t = t1-t0 berdasarkan hal inilah maka laju peluruhan dapat dinyatakan sebagai berikutL

𝑑𝑁 𝑑𝑡

=

𝑑𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡 𝑑𝑡

= −𝜆𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡

(2.16)

Bila dianggap bahwa aktifitas sebelum aktivasi 0, maka aktivitas setelah aktivasi dapat dinyatakan: 𝐴0 = 𝜆𝑁 = 𝑅 (1 − 𝑒 −𝜆𝑡 )

(2.17)

Dengan 𝑑𝑁

𝑅 = [ 𝑑𝑡 ] 𝑝𝑟𝑜𝑑𝑢𝑠𝑘𝑖

(2.18)

Laju produksi inti radioaktif (R) sebanding dengan fluks neutron dan tampang lintang reaksi neutron, dinyatakan dalam persamaan:

16

𝑅 = 𝑁 ∫ 𝜏(𝐸)𝜑(𝐸)𝑑𝐸

(2.19)

Dengan, N = jumlah inti target, τ(E) = tampang lintang, φ(E) = fluks lintang. Analisis pengaktifan neutron menggunakan reaktor atom sebagai sumber neutron tidak dapat dipakai untuk menganalisis unsur dengan nomor atom berat seperti nitrogen, oksigen dan sebagainya. Dalam teknik APN, neutron yang dipancarkan dari proses fisi bahan bakar nuklir akan diserap dan masuk ke dalam inti suatu atom sehingga kestabilan inti atom tersebut terganggu. Inti yang tidak stabil ini selanjutnya dapat meluruh menuju ke keadaan inti yang stabil disertai dengan pemancaran radiasi jenis tertentu, yang paling umum adalah radiasi gamma (g). Reaksi pengaktifan jenis ini juga sering disebut sebagai reaksi neutron-gamma (n,g), karena penyerapan neutron oleh unsur akan diikuti oleh pemancaran radiasi-g dari unsur tersebut Unsur kelumit biasanya terdapat dalam jumlah yang sangat kecil sehingga sulit untuk diidentifikasi dengan cara pemisahan kimia biasa. Teknik APN mampu mengidentifikasi unsur kelumit dalam orde bagian perjuta (part permilion, ppm), bahkan untuk beberapa kasus mampu hingga orde bagian per milyar (part per billion, ppb). Di samping itu, teknik APN teidak terpengaruh oleh perlakuan kimia dan tidak merusak terhadap bahan yang dianalisa. Dalam bidang kedokteran, teknik APN dapat dimanfaatkan untuk menentukan kandungan mineral-mineral dalam tubuh, terutama terhadap unsurunsur yang kadarnya dalam plasma darah maupun jaringan sangat rendah. Dengan teknik APN dapat diperoleh informasi yang akurat mengenai distribusi unsur-unsur kelumit dalam berbagai organ. Dengan teknik APN dimungkinkan analisa terhadap sekitar 50 jenis unsur yang berbeda dalam satu sampel yang dianalisa. Demikian tinggi kepekaannya sehingga teknik APN mampu menganalisa 76 jenis unsur dengan berat 6 – 10 gram, 53 jenis unsur dengan berat 9 – 10 gram dari 11 jenis unsur dengan berat 10 – 12 gram. C. Teknik Propt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA)

17

Prompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA) merupakan salah satu metode analisis aktivasi neutron untuk menetukan kandungan suatu unsur yang didasarkan pada terjadinya sinar gamma serentak yang dihasilkan dari inti tereksitasi setelah menyerap neutron. Oleh karena itu, unsur yang tidak dapat ditentukan oleh analisis aktivasi neutron konvensional karena tidak ada produksinya nuklida radioaktif yang akan digunakan, seperti H, B, N, Si, dan Cd, dapat ditentukan dengan PGNAA. Belakangan ini, PGNAA sudah dikaji lebih luas dengan intalasi tabung pengarah neutron hasil rekayasa ada berbagai jenis reaktor. PGNAA menggunakan berkas neutron yang diteruskan dari reaktor menenmbus tabung pengarah yang memberikan keuntungan dapat diterapkan pada berbagai jenis dan ukuran sampel karaena iradiasinya dilakukan di luar reaktor. (Nair, K. Sudarsan dkk, 2003) Prompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA) merupakan suatu metode untuk menentukan konsentrasi unsur pada berbagai jenis sample yang didasarkan pada pengukuran karakteristik dan instensitas sinar gamma serentak yang dipancarkan akibat proses tangkapan neutron oleh unsur-unsur pada sample tersebut. Energi sinar gamma yang khas untuk masing-masing unsur digunakan untuk menentukan jenis unsur yang terkandung di dalam sampel ditentukan dengan mengukur intensitas dari sinar gamma pada masing masing energi, karena intensitas sinar gamma yang dipancarkan sebanding dengan kadar unsur pada sampel tersebut. Metode PGNAA secara ideal cocok untuk menentukan banyak unsur yang termasuk dalam unsur dengan nomor atom rendah seperti H, B, Si, P, S dan Ti. Unsur dengan nomor atom rendah ini sulit dideteksi atau sensitivitasnya kecil jika dideteksi dengan menggunakan analisis aktivasi neutron konvensional. Meskipun demikan, analisis aktivasi neutron konvensional baik untuk diterapkan pada unsurunsur yang mempunyai nomor atom tinggi. Analisis sampel yang besar dengan berbagai geometri, menunjukkan kelebihan dari penerapan metode PGNAA pada berbagai jenis sampel arkeologi dan sampel geologi. Salah satu kelemahan utama dari metode PGNAA adalah sensitivitasnya yang rendah karena rendahnya

18

intensitas berkas neutron yang digunakan biasanya ~ 106 – 108 n/cm2/s. (Choi, et all, 2004) Maka dari pemaparan di atas Prompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA) adalah metode analisis menggunakan neutron yang ditembakkan ke suatu unsur sehingga unsur tersebut menjadi radioaktif dan memancarkan radiasi. Radiasi tersebut kemudian diamati menggunakan detektor untuk menentukan jenis unsur maupun banyaknya unsur tersebut. PGNAA mengatasi keterbatasan reaksi tertentu yang mengandalkan sinar gamma tertunda, termasuk: 1.

produk memiliki paruh yang sangat pendek atau panjang; sebagai contoh 10

2.

Ba(n,α)7 Li dengan t1/2 < 10-14 atau 9Be(n,γ)10 dengan t1/2 = 1,6 x 106 tahun.

nuklida produk dalam konfigurasi dasar-stet stabil, misalnya, 1H(n,γ)114Cd dan 157

3.

Gd(n,γ)158Gd.

nuklida produk diproduksi dengan sedikit atau tidak ada sinar gamma, misalnya 30Si(n,γ)31Si, 31P(n,γ)32P dan 44Ca(n,γ)45Ca. (Z.B Alfassi:1998).

Neutron yang dihasilkan dari reaktor nuklir melalui beamport belum homogen dan menyebar, untuk mendapatkan berkas neutron yang dapat dipergunakan pada prompt gamma-ray neutron activation analysis, maka berkas neutron harus difokuskan atau disejajarkan agar neuton tepat mengenai sampel yang akan diradiasi, untuk itu diperlukan alat yang disebut kolimator. Dinding kolimator dilapisi suatu material yang dapat mencegah masuknya neutron ke dalam sistem melalui dinding kolimatorserta mengurangi sudut hamburan yang kecil dalam sistem. Material pelapi mempunyai tampang lintang hamburan neutron yang tinggi dan serapan terhadap neutronnya rendah. Bahan yang biasa digunakan sebagai penapis adalah boron, cadmium, dysprosium, europium, gadolinium, dan indium. Sebaran anguler berkas neutron akan dibatasi oleh perbandingan L/D yaitu perbandingan panjang dengan diameter lubang kolimator. Semakin tinggi perbandingan L/D maka semakin sempit sebaran berkas neutron (narrow beam spreed) sebuah kolimator. (Pujo Priyantono, 2006). Untuk

keperluan

dalam

bidang

kedokteran,

dewasa

dikembangkan teknik Analisis Pengaktifan Neutron (APN)

ini

telah

secara in-vivo

(pengukuran langsung di dalam tubuh). Kandungan mineral di dalam tubuh dapat

19

diperiksa secara langsung dengan pertolongan instrumentasi PGNAA. Alat ini mampu mendeteksi radiasi gamma yang dipancarkan oleh suatu atom langsung dalam selang 10-15 detik. Dalam bidang kedokteran, teknik PGNAA dipakai untuk menganalisa seluruh tubuh secara in-vivo dalam memperkirakan kandungan kalsium (Ca) dalam tulang serta kandungan iodin (I) dalam kelenjar gondok. Unsur-unsur vital lainnya dalam tubuh seprti hidrogen (H), karbon (C), nitrogen (N), kalium (K) dan besi (Fe) juga dapat diukur dengan menggunakan metode ini. Metode ini juga dapat dipakai untuk menentukan kandungan cadnium (Cd) dalam hati dan ginjal. Untuk keperluan irrradiasi tubuh pasien dengan neutron, pada alat ini dilengkapi dengan dua buah sumber neutron energi rendah 238Pu (+Be), Sumber neutron dipasang di bagian atas dan bawah tubuh pasien sehingga terjadi proses aktivasi dari dua arah, Penyerapan neutron oleh unsur-unsur di dalam tubuh akan disertai dengan pemancaran radiasi gamma oleh unsur tersebut. Pada instrumen PGNAA juga dilengkapi dengan pasangan detektor radiasi gamma NAI (Tl) yang dipasang di sebelah kiri dan kanan tubuh pasien. Setiap radiasi gamma yang dipancarkan oleh unsur-unsur teraktivasi di dalam tubuh langsung dideteksi oleh kesua detektor tersebut. Detektor radiasi NaI yang daiktivasi dengan 0,1 – 0,2 persen thallium (Tl) merupakan jenis detektor yang hingga kini digunakan secara luas untuk pemantauan sinar gamma. Kerapatan NaI yang tinggi (3,7 gram/cm3) dan nomor atom (Z) yang tinggi dari iodine (I) menjadikan interaksinya dengan radiasi gamma cukup baik.

D. Spektrometer Gamma Spektrometri-γ dapat didefinisikan sebagai suatu cara pengukuran dan identifiasi zat-zat radioaktif dengan cara mengamati spektrum karakteristik yang ditimbulkan oleh interaksi foton gamma yang dipancarkan oleh zat-zat radioaktif tersebut dengan materi detektor. Untuk memahami prinsip kerja spektrometri gamma diperlukan pengertian dasar tentang struktur atom, gejala radioaktivitas, interaksi gelombang elektromagnetik dengan materi, detektor, dan perangkat elektronik spektrometer-γ. (Wisnu Susetyo:1988)

20

Teknik APN memanfaatkan reaksi neuton-gamma, di mana setelah diiradiasi dengan sumber neutron sampel yang akan dianalisa berubah menjadi zat zadioaktif yang memancarkan radiasi sinar gamma. Untuk keperluan analisa sampel digunakan peralatan spektrometer gamma yang terdiri dari detektor dan seperangkat alat elektronik spektrometer gamma. Detektor

Pre Amplifier

High Voltage

Amplifier

Power supply

MCA

Display

Gambar 2.5 Skema Perangkat Spektrometer Gamma 1. Detektor Sinar Gamma Pada instrumen PGNAA yang tersedia untuk mendeteksi sinar gamma adalah detektor sintilator (NaI(Tl)). Detektor merupakan macam detektor tipe inorganik. Detektor sintilasi mampu mencacah jumlah partikel radioaktif dan energinya. Dua bagian detektor sintilator NaI(Tl) yaitu bagian sintilator NaI(Tl), dimana partikel yang terdeteksi akan menimbulkan kelipan cahaya dan yang kedua adalah tabung pengubah pancaran cahaya menjadi elektron mengalami proses penggandaan dalam Photo Multiplier Tube (PMT).

Gambar 2.6 Bagian Sintilator dan Photo Multiplier Sumber : (http://ceeraia.blog.uns.ac.id/files/2010/05/nai.jpg) a. Bahan Sintilator NaI(Tl) Di dalam kristal bahan sintilator terdapat pita-pita atau daerah yang dinamakan sebagai pita valensi dan pita konduksi yang dipisahkan dengan

21

tingkat energi tertentu. Pada keadaan dasar (ground state) seluruh elektron berada di pita valensi sedangkan di pita konduksi kosong. Ketika terdapat radiasi yang memasuki kristal, terdapat kemungkinan bahwa energinya akan terserap oleh beberapa elektron di pita valensi, sehingga dapat meloncat ke pita konduksi. Beberapa saat kemudian elektron-elektron tersebut akan kembali ke pita valensi melalui pita energo bahan aktivator sambil memancarkan percikan cahaya. Jumlah percikan cahaya sebanding dengan energi radiasi diserp dan dipengaruhi oleh jenis bahan sintilatornya. Detektor kelipan inorganik

yang sering digunakan untuk

spektroskopi g adalah kristal tunggal alkali halida seperti NaI (Natrium Iodida). Karena NaI merupakan material isolator, maka pita valensi biasanya penuh sedangkan pita konduksi dalam keadaan kosong. Sedangkan radiasi dapat mengeksitasi sebuah elektron menyeberangi celah pita dari pita valensi ke pita konduksi. Tetapi elektron ini akan kehilangan energinya dengan memancarkan sebuah photon dan kembali ke pita valensi, Untuk meningkatkan kebolehjadian emisi photon dan mengurangi serapan cahaya oleh kristal, sejumlah kecil material yang dinamakan aktivator ditambahkan ke dalam NaI. Aktivator yang banyak digunakan adalah thalium sehingga detektornya dinamakan NaI(Tl). (Suharyana:2010). Thalium merupakan penngotor yang mempermudah terjadinya proses ionisasi. Hal ini karena Thalium mempunyai nomor atom besar (81), lebih besar nomor atom maka jauh elektron terluarnya dari inti atom dan lebih lemah gaya yang mengikatnya dari inti atom sehingga mudah mengalami ionisasi (Utari:2004). Apabila radiasi gamma memasuki tabung detektor, maka akan terjadi interaksi antara radiasi gamma dengan bahan NaI(Tl). Interakasi itu dapat menghasilkan efek foto listrik, hamburan Compton dan produksi pasangan. Karena interaksi ini maka elektron-elektron atom bahan detektor akan terpental keluar sehingga atom-atom itu berada dalam keadaan tereksitasi. Atom-atom yang tereksitasi akan kembali ke keadaan dasarnya sambil memancarkan kerlipan cahaya. Cahaya yang dipancarkan itu

22

selanjutnya diarahkan ke foto katoda sensitif. Apabila foto katoda terkena kerlipan cahaya, maka dari permukaan foto katoda itu akan dilepaskan elektron. Antara foto katoda dan anoda terdapat dinoda-dinoda yang diberi tegangan tinggi dan diatur sedemikian rupa sehingga tegangan dinoda yang dibelakangnya selalu lebih tinggi dari pada tegangan dinoda di depannya. Perbedaan tegangan antar dinoda kira-kira 100 Volt. Elektron yang dilepaskan oleh foto katoda akan dipercepat oleh medan listrik dalam tabung pelipat ganda elektron menuju dinoda pertama. Dalam proses tumbukan antara elektron dan dinoda akan dilepaskan elektron-elektron lain yang kemudian dipercepat menunju dinoda kedua dan seterusnya. Dinoda terakhir yang terdapat dalam tabung pengganda elektron berperan sebagai anoda.

b. Photo Multiplier Tube (PMT)

Gambar 2.4 Skema Photomultiplier Tube (PMT) Sumber : (http://www.batan.go.id) Prinsip kerja detektor kelipan ditunjukkan pada gambar 2.4. Radiasi memasuki detektor sehingga mengakibatkan elektron atom-atom penyusun material detektor tereksitasi. Ketika kembali ke keadaan dasarnya, elektron orbit memancarkan cahaya. Cahaya ini akan menumbuk katoda yang permukaannya dilapisi photosensitive yang biasanya terbuat dari antimony

23

dan cesium. Akibatnya katoda akan menghasilkan paling sedikit sebuah elektron tiap photon yang mengenainya melalui mekanisme efek photolistrik, Di belakang katoda terdapat tabung pengganda elektron yang dinamakan photomultiplier tube (PMT) yang terdiri atas beberapa elktroda yang dinamakan dynode yang masing-masing dihubungkan dengan tegangan listriksearah yang secar progresif bertambah besar. Karena antara dynode pertama dengan photocathode terdapat medan listrik, maka photoelectron akan dipercepat geraknya oleh medan listrik menuju dynode pertama. Elektron yang dipercepat ini memiliki enenrgi yang cukup untuk mengekuarkan elektron-elektron dari dynode pertama. Untuk sebuah photoelectron yang mengenai dynode, bergantung pada efisiensi PMT, akan menghasilkan sekitar 10 buah elektron sekunder. Elektron sekunder ini diarahkan geraknya sehingga dipercepat oleh medan listrik antara dynode kedua dengan pertama sehingga dari dynode kedua dihasilkan elektron tersier yang jumlahnya berlipat. Proses seperti ini diulang – ulang sampai akhirnya elektron yang keluar dari dynode terakhir mampu menghasilkan arus keluaran yang besarnya lebih dari sejuta kali dibandingkan arus yang keluar dari katoda. Arus ini masih berupa pulsa muatan sehingga belum dapat dianalisa. Pulsa keluaran PMT dimasukkan ke penguat muka preamplifier dan sinyal yang keluar dari penguat muka sudah dalam bentuk pulsa tegangan dalam orde milivolt (Suharyana, 2010). Hasil akhir jumlah pelipat gandaan elektron bergantung pada jumlah dinoda. Tabung pelipat ganda elektron yang mempunyai 10 tingkat dinoda misalnya, pada anoda (dinoda terakhir yang sekaligus berperan sebagai pelat pengumpul elektron) bisa didapatkan faktor penggandaan elektron antara 107 - 108. Dengan demikian, sinar gamma yang dipantau akan menghasilkan pulsa listrik sebagai keluaran dari detektor NaI(Tl). Tenaga elektron yang dilepaskan ini bergantung pada intensitas sinar gamma yang mengenai detektor. Makin tinggi energi elektron, makin tinggi pula pulsa listrik yang dihasilkannya, sedang makin banyak elektron yang dilepaskan makin banyak pula cacahan pulsanya.

24

2. Penguat Awal (Pre Amplifier) Tujuan utama digunakan penguat awal (preamplifier) adalah untuk menurunkan amplifikasi awal terhadap pulsa keluaran detektor, untuk melakukan pembentukan pulsa pendahuluan, untuk mencocokkan impedansi keluaran detektor dengan kabel signal masuk ke penguat, untuk mengadakan perubahan muatan menjadi tegangan pada keluaran detektor. Selain itu, penguat awal juga memegang peran penting untuk mengurangi derau (noise). Penguat awal dipisahkan dari sumber tegangan tinggi oleh sebuah kapasitor. Waktu timbul pulsa tergantung dari waktu pengumpulan muatan, waktu jatuh pulsa merupakan tetapan waktu RC yang merupakan sifat karakteristik penguat awal. Waktu timbul berkisar dari beberapa nano sekon sampai beberapa mikro sekon, sementara waktu jatuh sekitar 50 mikro sekon. Ada dua macam penguat awal yaitu penguat awal peka muatan dan peka tegangan. Detektor zat padat menggunakan penguat awal peka muatan. Keluaran dari penguat awal jenis ini merupakan pulsa tegangan yang sebanding dengan muatan yang masuk.

3. Penguat (Amplifier) Pulsa keluaran detektor telah diubah dari pulsa muatan ke pulsa tegangan oleh penguat awal. Selanjutnya pulsa tersebut dikirim sebagi masukan dari penguat. Penguat yang dipakai adalah jenis penguat peka tegangan atau penguat linier. Pulsa dipertinggi sampai mencapai amlitudo yang dapat dianalisis dengan alat penganalisis tinggi pulsa. Penguat berfungsi untuk mempertinggi pulsa selain itu berfungsi untuk memberi bentuk pulsa. 4. Multichannel Analyzer (MCA) Penganalisis saluran ganda boleh dianggap gabungan dari banyak penganalisis saluran tunggal dan dapat membuat spektrum-γ secara sekaligus. Fungsi utama MCA adalah mengolah dan membuat kurva grafik spektrum tinggi pulsa yang masuk sehingga diperoleh hubungan antara tinggi pulsa yang ditunjukkan oleh nomor salur dengan jumlah cacah tiap salur.

25

E. Mineral 1. Pengertian Mineral Mineral merupakan sinyatakan Silva Thesia (2012) bahwa komponen inorganik yang terdapat dalam tubuh manusia Mineral adalah zat organik yang diperlukan tubuh walau dalam jumlah yang tidak banyak namun diperlukan dalam proses metabolisme manusia. Mineral adalah unsur kimia yang dibutuhkan tubuh untuk menjaga kesehatan. Mineral membantu tubuh mencernakan makanan, menyerap nutrien, dan menjaga keseimbangan pH lebih alkali, dari pada asam. Mineral digolongkan kedalam mineral makro dan mineral mikro. Mineral makro adalah mineral yang dibutuhkan tubuh dalam jumlah lebih dari 100 mg sehari, sedangkan mineral mikro dibutuhkan kurang dari 100 mg sehari. Jumlah mienaral mikro kurang dari 15 mg.

2. Klasifikasi Mineral a. Mineral Makro Mineral makro adalah mineral yang dibutuhkan tubuh dalam jumlah lebih dari 100 mg sehari. Contohnya : kalsium, fosfor, magnesium, natrium, klorida, kalium. b. Mineral Mikro Mineral makro adalah mineral yang dibutuhkan kurang dari 100 mg sehari. Jumlah mienaral mikro kurang dari 15 mg. Contohnya : besi, seng, iodium, selenium, tembaga, mangan, kromium, molibden, fluor, dan kobalt.

F. Bahaya Penggunaan Teknik APN Penggunaan radiasi ionisasi yang paling luas dalam dunia kedokteran adalah sinar-X dan sinar gamma. Pada pembahasan di atas, untuk mengetahui unsur

26

kelumit dalam tubuh dapat memanfaatkan menggunakan teknik APN dengan menggunakan radiasi gamma, karena penyerapan neutron oleh unsur akan diikuti oleh pemancaran radiasi gamma dari unsur tersebut. Hubungan antara sinar gamma dengan mineral biologis sangat kuat, sehingga mampu memukul elektron pada kulit atom yang akan menghasilkan pasangan ion. Cairan tubuh intraselular maupun ekstaseluler akan terionisasi yang menyebabkan kerusakan dan kematian pada mikroorganisme. Radiasi sinar gamma yang berasal dari energi atom cobalt dapat membunuh semua bentuk kehidupan mikroorganisme. Sinar gamma mempunyai potensi bahaya yang lebih besar dari radiasi lain. Pengaruh sinar kosmik hampir dapat diabaikan karena radiasi yang berasal dari luar tata surya ini sebelum mencapai tubuh manusia berinteraksi dengan atmosfer bumi. Begitu juga ultraviolet hanya sebagian yang diteruskan ke lapisan permukaan bumi karena sebelumnya telah berinteraksi dengan ozon pada lapisan stratosfer. Radiasi beta hanya dapat menembus kertas tipis dan tidak dapat menembus tubuh manusia. Demikian juga radiasi alfa hanya dapat menembus beberapa milimeter udara. Sinar-X adalah yang paling banyak ditemukan dalam kegiatan sehari-hari dan hampir semuanya dibuat oleh manusia dengan membuat peralatan tegangan tinggi dalam suatu tabung gelas. G. Perlindungan Radiasi Penggunaan Teknik APN Perlindungan radiasi adalah perlindungan masyarakat dan lingkungan dari efek berbahaya dari radiasi pengion, yang meliputi radiasi partikel energi tinggi dan radiasi elektromagnet. (Badunggawa,Sandi & Merta, 2009) proteksi radiasi adalah tindakan yang dilakukan untuk mengurangi pengaruh radiasi yang merusak akibat paparan radiasi. Salah satu bahaya dari radiasi adalah menyebabkan kanker, karena radiasi yang diberikan tidak sesuai dengan aturan. Radiasi ini dapat mengaktifkan sel kanker (karsinogen). Kanker merupakan suatu penyakit di mana terjadi pertumbuhan sel-sel jaringan tubuh yang tidak normal, cepat, dan tidak terkendali. Berdasarkan segi ilmiah dan teknik, ruang lingkup perlindungan radiasi terutama meliputi :

27

1. pengukuran fisika berbagai jenis radiasi dan zat radioaktif 2. menentukan hubungan antara tingkat kerusakan biologi dengan dosis radiasi tang diterima organ/ jaringan 3. penelaahan transportasi radionuklida di lingkungan 4. melakukan desain terhadap perlindungan kerja, proses dan sebagainya untuk mengupayakan keselamatan radiasi baik di tempat kerja maupun lingkungan. Perlindungan radiasi dapat dibagi menjadi beberapa macam yaitu : 1. perlindungan radiasi kerja merupakan perlindungan pekerja 2. perlindungan radiasi medis merupakan perlindungan pasien dan pekerja medis 3. perlindungan radiasi masyarakat merupakan perlindungan individu, anggota masyarakat, dan penduduk secara keseluruhan. Jenis-jenis eksposur, serta peraturan pemerintah dan batas paparan hukum yang berbeda untuk masing-masing kelompok, sehingga masing-masing kelompok, sehingga masing-masing harus dipertimbangkan secara terpisah. Prosedur yang biasa dipakai untuk mencegah dan mengendalikan bahaya radiasi adalah : 1. meniadakan bahaya radiasi 2. mengisolasi bahaya radiasi dari manusia 3. mengisolasi manusia dari bahaya radiasi Sievert (Sv) menurut Indah Permatasari (2013) menunjukkan berapa besar dosis paparan radiasi sumber radioaktif yang diserap oleh tubuh persatuan massa (berat), yang mengakibatkan kerusakan biologis pada sel/ jaringan. Menurut rekomendasi International Commission on Radiological Protection (ICRP), petugas yang berada di tempat kejanya terkena radiasi gamma tidak boleh menerima dosis radiasi lebih dari 50 mSv per tahun dan rata-rata pertahun selama 5 tahun tidak boleh lebih dari 20 mSv. Jika wanita dalam keadaan hamil yang di tempat kerjanya terkena radiasi, diterapkan batas radiasi yang lebih ketat. Dosis radiasi paling tinggi diizinkan selama kehamilan adala 3 mSv. Mayarakat umum dilindungi radiasi dengan menetapkan tidak ada satu kegiatanpun yang boleh mengenai masyarakat dengan dosis melebihi rata-rata 1 mSv per tahun dan tidak boleh ada satupun kejadian yang boleh mengakibatkan masyarakat menerima lebih dari 5 mSv.

28