analisis karakteristik faktor atenuasi grafit, parafin - Digilib

Daftar Isi
SEMINAR NASIONAL II
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006
ISSN 1978-0176
ANALISIS KARAKTERISTIK FAKTOR ATENUASI
GRAFIT, PARAFIN, DAN BORAL UNTUK BAHAN PERISAI
RADIASI NEUTRON TERMAL
WIDARTO,
Y. SARDJONO
Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN
Jl. BabarsariKotakPos
6101/YKBB
Yogyakarta 55281 Telp. (0274) 488435
Abstrak
ANALISIS KARAKTERISTIK
FAKTOR ATENUASI GRAFIT, PARtlFIN DAN BORAL UNTUK
PERISAI RADIASI NEUTRON TERMAL. Telah dilakukan analisis karakteristik faktor atenuasi graftt,
paraftn dan boral untuk perisai radiasi neutron termal. Eksperimen dilakukan dengan meletakkan sumber
radiasi neutron PuBe didepan perisai dengan variasi tebal graftt 8 em, 12 em, 16 em, 20 em dan 24 em;
tebal paraftn 7,5 em, 12 em, 16,5 em, 21 em dan 24 em serta tebal boral8,4 em, 12 em, 16,2 em 21 em dan
24 em. Hasil analisis menunjukkan bahwa nilai faktor atenuasi mempunyai karekteristik sebagai fungsi
eksponensial terhadap tebal perisai (x, em) yaitu untuk grafif eO,031X,
paraftn eO,019X
dan boral eO.031x.
Dengan
hasil fungsi eksponensial tersebut maka dapat digunakan untuk menentukan tebal perisai radiasi dengan
bahan yang dimiliki untuk proteksi radiasi neutron.
Kata-kata kunci; graftt, paraftn, boral, perisai radiasi, neutron
Abstract
CHARACTERISTIC ANALYSIS OF ATTENUATION FACTOR FOR GRAPHITE, PARAFFIN AND
BORAL FOR THERMAL NEUTRON RADIATION SHIELDING. Characteristic analysis of attenuation
factor for graphite, paraffin and boral for radiation shielding of thermal neutron has been done. The
experiment was performed by placing PuBe neutron source in front of shielding with varying thickness: for
graphite 8 em, 12 em, 16 em, 20 em and 24 em; for paraftn 7.5 em, 12 em, 16.5 em, 21 em and 24 em; for
boral8.4 em, 12 em, 16.2 em, 21 em and 24 em. Analysis result indicated that the attenuation factor is as
exponential function of thickness (x, em), such as for graphite l·031X,paraffin eO.019X
and for boral eo.031X.
The
result can be used to determine the thickness of shieldingfor neutron radiation protection.
Keywords; graphite, paraffin, boral, radiation shielding, neutron
PENDAHULUAN
mempakan sistem (habitat) pendukung kehidupan air, tanah, tumbuhan, hewan, udara
(atmosfer).
Dampak negatif teknologi nuklir berasal
dari radiasi yang dipancarkan oleh energi
nuklir, di antaranya adalah radiasi sinar-a,
sinar-~, radiasi elektromagnetik dan radiasi
neutron. Sinar-a dan ~ memiliki potensi bahaya
internal yang lebih dominan, sedang radiasi
elektromagnetik dan neutron dominan terhadap
potensi bahaya radiasi eksternal. Untuk
meminimalkan paparan radiasi pada suatu
Tujuan pemanfaatan teknologi nuklir
adalah untuk kesejahteraan manusia, dengan
mengutamakan aspek keselamatan terhadap
individu, masyarakat dan lingkungan dari
bahaya radiologi. Pekerja radiasi terdiri atas
operator, supervisor, pekerja sistem bantu,
petugas proteksi radiasi, maupun pekerja radiasi
selain tersebut di atas. Masyarakat (publik)
adalah manusia bukan pekerja radiasi yang ada
di luar kawasan instalasi nuklir. Lingkungan
Widarto dkk
97
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN
SEMINAR NASIONAL II
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006
ISSN 1978-0176
lokasi, maka diperlukan
perisai (shielding)
terhadap sumber radiasinya.
Reaktor riset Kartini yang mempunyai
berbagai macam fasilitas iradiasi neutron antara
lain Lazy Susan (LS), Pneumatik dan kolom
termal serta 4 (empat) beamport memiliki
potensi sumber radiasi yang cukup besar. Untuk
pendayagunaan
reaktor tersebut, khususnya
untuk pemanfaatan
fasilitas beamport dan
kolom termal, maka perlu dilengkapi dengan
perisai untuk meminimalkan
paparan radiasi
demi keselamatan pekerja dan lingkungan.
Ada berbagai jenis bahan yang dapat
digunakan untuk perisai radiasi neutron antara
lain boral, grafit dan parafin. [6] Pertimbangan
pemilihan
bahan biasanya
didasarkan
atas
berbagai aspek antara lain kualitas, biaya dan
kemudahan
untuk
memperolehnya.
Pada
makalah
ini dilaporkan
hasil
penentuan
tampang
lintang
makroskopis
dan faktor
atenuasi sebagai fungsi tebal perisai kualitas
boral, grafit dan parafin sebagai bahan perisai
neutron termal.
DASAR TEDRI
Neutron (onl) adalah partikel elementer
dengan massa 1,007593 amu, tidak bermuatan
dan bersama proton sebagai penyusun inti atom.
Menurut energinya, neutron dibedakan dalam 4
(empat)
kelompok
energi,
yaitu
neutron
relatifistik
mempunyai
energi
lebih
dari
IOMeV, neutron cepat mempunyai
energi
antara 10 KeV hingga 10 MeV, neutron
epithermal memiliki energi 0,5 eV<En<1O KeV
dan neutron thermal 0,025 eV<En<0,5 eV.[6]
Karena neutron tidak bermuatan maka
Tampang Lintang Neutron
Tampang lintang (cross section) neutron
mernpakan
besaran
yang
menyatakan
kebolehjadian
terjadinya
interaksi
neutron
dengan inti atom, dan disebut koefisien serapan
atomik atau tampang lintang mikroskopis cr
(barn). Untuk setiap jenis reaksi, tampang
lintang
mikroskopis
dinyatakan
sebagai
berikut:[4]
(1)
dengan,
= Tampang lintang hamburan elastik
= Tampang lintang hamburan non elastik
cra = Tampang
lintang
penyerapan
crs
crj
(absorption)
crf
lintasan dalam materi tidak dipengarnhi oleh
medan coulomb, sehingga dengan mudah dapat
masuk ke inti atom (nucleus). Pada saat neutron
masuk ke dalam inti atom, maka dapat
mengalami reaksi hamburan dan atau tangkapan
(penyerapan). Pada peristiwa reaksi hamburan,
neutron berinteraksi dengan inti atom, namun
kedua partikel masih muncul sesudah reaksi,
seperti pada reaksi (n,n).[2]
Ada dua peristiwa
hamburan,
yaitu
elastis dan tidak elastis. Pada hamburan elastis
berlaku hukum kekekalan energi bahwa jumlah
energi kinetik neutron dan inti atom sebelum
tumbukan sarna dengan sesudah tumbukan.
Hamburan tidak elastis, inti atom menerima
sebagian energi kinetik dari neutron sehingga
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN
terjadi eksitasi ketingkat yang lebih tinggi dan
bersifat tidak stabil. Pada keadaan ini akan
kembali ke tingkat dasar dengan memancarkan
radiasi-y. Kebolehjadian terjadi hamburan tidak
elastis semakin besar jika energi neutron
semakin besar (neutron cepat) dan inti atomnya
makin berat (nomor massa makin besar). [3]
Reaksi tangkapan terjadi apabila neutron
memberikan
seluruh
tenaganya
sehingga
neutron
diserap
oleh
inti
atom,
dan
menyebabkan inti atom tidak stabil. Inti atom
yang tidak stabil meluruh menjadi inti atom
barn dan bersifat stabil disertai pancaran radiasi
gamma, alfa atau radiasi lainnya, seperti pada
reaksi (n,p), (n,a), (n,2n), (n,y) ataupun reaksi
fisi. [4]
= Tampang lintang fisi
Tampang lintang mikroskopik total dinyatakan
dalam persamaan berikut ini:
Apabila dalam bahan terdapat N atom
persatuan volume maka kebolehjadian interaksi
dinyatakan
sebagai
tampang
lintang
makroskopik ( L) adalah:
L = N.cr
(2)
Interaksi neutron termal dengan bahan
perisai mernpakan peristiwa hamburan elastis
dan penyerapan neutron, maka tampang lintang
makroskopis :
(3)
98
Widarto dkk
SEMINAR NASIONAL II
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006
ISSN 1978-0176
1 bam=1O_24 em2 =10
Bila berinteraksi dengan radiasi dan atau
kenaikan temperatur yang tinggi sekalipun,
tidak bersifat raeun (gas) mempunyai tampang
lintang dan koefisien atenuasi gamma yang
tinggi, serta produk gamma yang serendahrendahnya.
Beberapa bahan yang memiliki kriteria
tersebut di atas antara lain grafit, parafin dan
boral.
-28m2•
Bila
neutron
dengan
intensitas
I
menembus bahan setebal x em, maka akan
terjadi pengurangan neutron sebanyak dl, dan
ditulis dalam persamaan :
-dI = NcrIdx
(4)
_ dI = Ncrdx
(5)
I
METODE PENELITIAN
dengan
menjadi :
eara
integrasi
Persamaan
(5)
Dalam penelitian ini digunakan
parafin dan boral yang berbentuk plat,
masing tebalnya 2 em, l,5 em, dan
Variasi
tebal
perisai
dilakukan
menambahkan plat bahan sejenis pada
masing perisai.
(6)
dengan:
10
Ix
Intensitas neutron sebelum
bahan
= Intensitas
neutron setelah
bahan setebal x (em)
-
Dengan Ix=l, persamaan
dalam bentuk persamaan :
menembus
Unit peralatan eksperimen radiasi dengan
variasi tebal perisai untuk penentuan tampang
lintang
makroskopis
dan faktor
atenuasi
disajikan pada Gambar 1.
(6) dapat ditulis
I
Dengan
Skema Perala tan Eksperimen
menembus
1. = eI,x
grafit,
masing0,6 em.
dengan
masing-
(7)
penyelesaian
logaritma,
Lt dapat diubah dalam persamaan
konstanta
linear sebagai berikut :
In I = In 10 +( - Lt)x In e
In I = In
Y
I
x
10
+ (- Lt ).x
= a + bx
(8)
(9)
k
(10)
intensitas
neutron
akhir,
setelah
melewati perisai (eaeah/sekon)
Intensitas neutron awal (eaeah/sekon)
Faktor atenuasi neutron
Tampang lintang makroskopik
(em-I)
Tebal bahan (em)
Gambar I. Skema Pengujian Tebal Perisai
Keterangan Gambar 1:
a. Sumber radiasi neutron (PuBe)
b. Kolimator grafit
e. Perisai beton yang dilapisi timbal (Pb).
d. Bahan perisai diletakan antara deteetor BF3
dengan sumber neutron PuBe.
e. Detektor BF 3
f. Penguat awal (Preamplifier)
g. Sumber tegangan tinggi
h. Penguat (Amplifier)
i. MCA (multy ehanel analyser)
j. Monitor
k. Keyboard
total
Seeara umum, kriteria bahan perisai
radiasi neutron adalah sebagai berikut. [5]
Kandungan
hidrogen besar dan tidak
mudah
mengalami
korosi,
ataupun
menyebabkan korosi terhadap struktur, sistem
dan komponen (SSK) reaktor.
Widarto dkk
99
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN
SEMINAR NASIONAL II
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006
ISSN 1978-0176
Pelaksanaan Kerja
Pelaksanaan pengujian perisai dilakukan
dalam dua tahap, yaitu :
a. Pertama
pengukuran
intensitas
neutron
awal 10 yaitu sebelum dipasang perisai.
b. Dipasang sumber neutron PuBe dengan
detektor BF3 padajarak 50 em
e. Dilakukan peneaeahan
selama 5 memt,
sebagai intensitas neutron awal 10
d. Kedua penentuan intensitas neutron akhir I,
setelah melewati perisai
Di antara
sumber
neutron
dengan
detektor
yang
betjarak
50 em tersebut
diletakkan
bahan perisai dengan berbagai
variasi ketebalan seeara bertahap. Kemudian
dilakukan
peneaeahan
intensitas
neutron 1
65423 1
(em)
selama
5
menit,
Selanjutnya
tahapan
peneaeahan dilakukan sebagai berikut.
a. Untuk bahan grafit dengan variasi tebal 8
em, 12 em 16 em, 20 em dan 24, em. Mulamula grafit dengan tebal 8 em ditempatkan
di antara sumber neutron PuBe dengan
detector BF3 .Melakukan peneaeahan untuk
3 kali ulangan masing-masing
selama 5
menit. Dengan eara yang sarna dilakukan
untuk tebal grafit 12 em, 16 em, 20 em dan
24 em.
Tabell. Hasil Cacah Neutron Terhadap Perisai
Grafit
No
e.
Untuk bahan parafin dilakukan dengan eara
yang sarna dengan eksperimen untuk bahan
perisai parafin dengan variasi tebal 7,5 em,
12 em, 16,5 em, 21 em dan 24 em.
Untuk bahan boral dilakukan dengan eara
yang sarna dengan eksperimen untuk tebal
boral 8,4em, 12 em, 16,2 em 21 em dan
24em.
terkeeil (least
data dianalisis
untuk
penentuan
nilai
tampang
lintang
makroskopis
dan faktor
atenuasi
sebagai
parameter
kemampuan
penyerapan
radiasi
neutron termal. [I]
Dengan
metode
kuadrat
square method), selanjutnya
HASIL DAN PEMBAHASAN
°
I (eps)
30,88 ± 0,30
2
8
19,69
3
12
17,52
4
5
16
20
16,32
± 0,01
± 0,12
6
24
13,36
± 0,23
17,08
± 0,02
± 0,01
Tabel2. Hasil Cacah Neutron Terhadap Perisai
Parafin
No
24
21
12
0 XiIntensitas
rerata
Tebal
14,66
0,06
16,5
7,5
18,57
0,02
15,05
30,88
20,74
17,15±0,18
±±±±0,30
0,02
neutron
10,01
(eps
)
Tabel3. Hasil Cacah Neutron Terhadap Perisai
Boral
Tebal Xi
Intensitas rerata neutron I
~
m
1
°
30,88
2
8,4
17,96
3
12
17,80
4
16,2
16,92
5
21
14,39
6
24
13,18
± 0,30
± 0,26
± 0,15
± 0,05
± 0,12
± 0,12
Hasil
peneaeahan
tersebut
di atas,
kemudian
digunakan
untuk
perhitungan
penentuan tampang lintang makroskopis
dan
faktor atenuasi dengan substitusi Persamaan (9)
dan (10) sehingga diperoleh persamaan regresi
linier, dengan nilai a dan b sebagai berikut :[1]
a=(LXj2DnI;-LX;Lx;lnI;}
nIX/ -(IXJ
Data hasil pencacahan
dengan bahan
perisai grafit, parafin dan boral masing-masing
ditunjukan pada Tabell, 2, dan 3.
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BA TAN
Intensitas rerata neutron
(em)
1
No
b.
Tebal Xi
(11)
(12)
100
Widarto dkk
SEMINAR NASIONAL II
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGY AKARTA, 21-22 DESEMBER
ISSN 1978-0176
2006
y= 3,340--<>,032 X
Yi=
Yi=
03,430
400
1494
20
12
16
835,06
Xi2
XiYi
1489
1440
24
80 Untuk Bahan Perisai Grafit
Xi2
Yi=
30,88
0,000
0,00
19,69
17,08
17,52
16,32
64,00
256,0
144,0
45,41
55,84
23,84
34,36
2,980
2,863
12,000
16,500
0,000
7,500
2,922
2,842
3,032
20,74
30,88
0,000
56,25
22,74
144,0
272,2
46,89
18,57
12,000
8,400
70,56
0,000
24,26
0,000
2,879
3,430
17,96
17,80
576,0
62,22
2,592
24,000
2,685
2,711
17,62
226,1
441,0
576,0
64,44
56,94
81,000
117,1
15,05
24,000
114,87
441,0
262,4
222,5
45,82
55,99
61,90
221,6
2,828
2,579
17,27
17,49
81,600
16,92
14,39
2,792
2,838
17,15
34,55
2,888
13,36
21,000
14,66
16,200
2,666
13,18
111,1
Ii(eps)
Xi(em)
Xi(em)
Ii(eps)
Perhitungan
XiYi
Lnli
XiYi
Lnh
Lnli
111
parafin:
samaan
linier untuk bahan boral:
grath:
No regresi
Tabel4.
Cacah
Neutron
Terhadap
Grafit
perhitungan
diperoleh
perperhitungan
diperoleh
per-Tabel5.
No
y=
3,330--<>,031X
No
Tabel
6. Cacah
Cacah
Neutron
Terhadap
Boral
Neutron
Terhadap
y=
3,340--<>,029X
Perhitungan
Untuk
Bahan
Perisai
Parafin
Perhitungan
Untuk
Bahan
Perisai
Boral Parafin
Diperoleh
fungsi linier intensitas neutron versus
tebal perisai untuk masing-masing
bahan, yaitu
grafit, parafin, dan boral, seperti pada Tabel 7
berikut.
Tabel 7. Fungsi Linear Intensitas Neutron
Versus Tebal Bahan
2
Bahan Perisai
Grafit
Parafin
Fungsi linier
Y= 3,330 - 0,031 X
Y= 3,340 - 0,029 X
3
Boral
Y=3,340 - 0,032 X
No
1
Dari fungsi linier pada Tabel 7 dapat
ditentukan
nilai tampang
lintang makroskopis
Lt, selanjutnya
digunakan
untuk
menghitung
faktor
atenuasi
dari
masing-masing
bahan
perisai
yaitu
grafit,
parafm
maupun
boral,
seperti ditunjukkan
pada Tabel 8.
Tabel 8. Tampang Lintang Makroskopis
dan Faktor Atenuasi
Boral
eO,031X
eeO,029X
O,032X
Parafin
Grafit
Bahan
0,029
0,031
Lr0,032
Faktor
(em'1)
Atenuasi
No
23
1
perisai
masing
Grafik hubungan
antara In I dengan tebal
disajikan pada Gambar 2 sid 4 masinguntuk bahan grafit, parafin dan bora!.
4
3.5
3
•
2.5
E
2
1.5
R2 = 0.909
0.5
o
o
10
20
30
Tebal (Cm)
Gambar 2. Grafik Hubungan In I
terhadap Tebal Grafit
Widarto dkk
101
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN
SEMINARNASIONALII
SDMTEKNOLOGINUKLIR
YOGYAKARTA,21-22 DESEMBER2006
ISSN 1978-0176
4
parafin lebih mudah dibentuk (dieetak) untuk
disesuaikan dengan lokasi sumber neutron.
3.5
3
2.5
KESIMPULAN DAN SARAN
.E 2
1.5
1
R' = 0.9399
0.5
o
o
5
10
15
20
25
30
Tebal (Cm)
Gambar3. GrafikHubunganIn I
terhadapTebalParafin
4
3.5
3
2.5
Ei
2
1.5
1
0.5
o
o
5
10
15
20
25
30
Berdasar atas hasil analisis yang telah
dilakukan maka dapat disimpulkan bahwa:
I. Grafit, parafin, dan boral mempunyai nilai
tampang lintang makroskopis yang tidak
jauh berbeda.
2. Dari 3 bahan yang diteliti, yang mempunyai
kemampuan paling besar untuk perisai
neutron adalah boral, kedua grafit, dan
paling kecil adalah parafin, seperti
ditunjukkan pada Tabel 8.
3. Walaupun bahan parafin mempunYaI
kemampuan atenuasi yang relatif kecil,
namun lebih mudah dibentuk untuk dibuat
perisai disesuaikan dengan lokasi sumber
radiasi.
4. Mengingat sumber neutron yang digunakan
ini adalah sumber neutron termal, perlu
dilakukan pengkajian lebih lanjut dengan
menggunakan neutron eepat.
Tebal (Cm)
DAFTAR PUSTAKA.
Gambar4. GrafikHubunganIn I
terhadapTebalBoral
Dengan intensitas sumber neutron awal
(10) selama peneaeahan dianggap tetap, maka
grafik In 1 versus tebal perisai X (em)
dinyatakan
sebagai
kemampuan
bahan
berfungsi sebagai perisai radiasi neutron.
Dari grafik tersebut diketahui bahwa
sernakin tebal perisai maka intensitas eaeah
neutron keluar semakin keeil, sehingga nilai In 1
juga semakin keci!. Berdasarkan persamaan
regresi linear (Tabel 7) diperoleh nilai tampang
lintang makroskopis ~t dan selanjutnya untuk
penentuan faktor atenuasi, yang hasilnya
tereantum pada Tabel8.
Dari tiga bahan perisai tersebut di atas,
nilai faktor atenuasi yang paling besar adalah
boral, kedua adalah grafit dan yang paling kecil
adalah parafin. Namun demikian perbedaannya
relatif kecil, hal ini menunjukkan bahwa untuk
perisai neutron, boral relatif paling baik, kedua
grafit, dan yang paling keeil adalah para fin.
Pada dasamya dari ketiga bahan tersebut dapat
digunakan untuk perisai neutron dengan
kualitas faktor atenuasi yang tidak jauh
berbeda. Walaupun relatif paling kecil, bahan
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN
102
1. BUNTARTO, 1982, "Deteksi Neutron", Badan
TenagaAtom Nasional.
2. HERMAN CEMBER, 1983, Pengantar Fisika
Kesehatan, PergamonPress. Edisi II,
3. JAEGER R. G.,
1975, "Engineering
Compendium On Radiation Shielding
MaterialVol. II", IAEA,Viena.
4. MUKHLIS AHKADI, 2000, Dasar-dasar
Proteksi Radiasi, RinekaCiptaPress,Jakarta.
5. TJIPTA SUHAEMI, 1982, "Perisai Radiasi",
PPBMI-BATAN,Yogyakarta.
6. SURATMAN, 1996, lntroduksi Proteksi Radiasi
Bagi Siswa/Mahasiswa Praktek, PPNYBATAN, Yogyakarta.
TANYAJAWAB
Pertanyaan
:
1. Bagaimana jika digunakan variasi kombinasi grafit, parafin, dan boral sebagai
perisai, kombinasi bagaimana yang paling
baik untuk perisai radiasi neutron? (Suryo
Raneono)
Widarto dkk
SEMINAR NASIONAL II
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006
ISSN 1978-0176
2. Pada pemanfaatan bahan nuklir, dihasilkan
limbah.
Bagaimana
pengelolaannya?
(Heinz Frick)
Jawaban:
1. Akan dilakukan penelitian lanjutan.
2. Makalah ini tidak mengkaji pengelolaan
limbah radioaktif, melainkan membandingkan tiga bahan yang dapat digunakan
sebagai bahan perisai radiasi neutron.
Daftar Isi
Widarto dkk
103
Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN