SEMINAR NASIONAL IISDM TEKNOLOGI NUKLIRYOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006ISSN 1978-0176

ANALISIS KARAKTERISTIK FAKTOR ATENUASIGRAFIT, PARAFIN, DAN BORAL UNTUK BAHAN PERISAI

RADIASI NEUTRON TERMAL

WIDARTO, Y. SARDJONOPustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Jl. BabarsariKotakPos 6101/YKBB

Yogyakarta 55281 Telp. (0274) 488435

Abstrak

ANALISIS KARAKTERISTIK FAKTOR ATENUASI GRAFIT, PARtlFIN DAN BORAL UNTUKPERISAI RADIASI NEUTRON TERMAL. Telah dilakukan analisis karakteristik faktor atenuasi graftt,

paraftn dan boral untuk perisai radiasi neutron termal. Eksperimen dilakukan dengan meletakkan sumberradiasi 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 dan24 em. Hasil analisis menunjukkan bahwa nilai faktor atenuasi mempunyai karekteristik sebagai fungsieksponensial terhadap tebal perisai (x, em) yaitu untuk grafif eO,031X,paraftn eO,019Xdan boral eO.031x.Denganhasil fungsi eksponensial tersebut maka dapat digunakan untuk menentukan tebal perisai radiasi denganbahan yang dimiliki untuk proteksi radiasi neutron.

Kata-kata kunci; graftt, paraftn, boral, perisai radiasi, neutron

Abstract

CHARACTERISTIC ANALYSIS OF ATTENUATION FACTOR FOR GRAPHITE, PARAFFIN ANDBORAL FOR THERMAL NEUTRON RADIATION SHIELDING. Characteristic analysis of attenuation

factor for graphite, paraffin and boral for radiation shielding of thermal neutron has been done. Theexperiment was performed by placing PuBe neutron source in front of shielding with varying thickness: forgraphite 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; forboral8.4 em, 12 em, 16.2 em, 21 em and 24 em. Analysis result indicated that the attenuation factor is asexponential function of thickness (x, em), such as for graphite l·031X,paraffin eO.019Xand for boral eo.031X.Theresult can be used to determine the thickness of shieldingfor neutron radiation protection.

Keywords; graphite, paraffin, boral, radiation shielding, neutron

PENDAHULUAN

Tujuan pemanfaatan teknologi nukliradalah untuk kesejahteraan manusia, denganmengutamakan aspek keselamatan terhadapindividu, masyarakat dan lingkungan daribahaya radiologi. Pekerja radiasi terdiri atasoperator, supervisor, pekerja sistem bantu,petugas proteksi radiasi, maupun pekerja radiasiselain tersebut di atas. Masyarakat (publik)adalah manusia bukan pekerja radiasi yang adadi luar kawasan instalasi nuklir. Lingkungan

Widarto dkk 97

mempakan sistem (habitat) pendukung kehi­dupan air, tanah, tumbuhan, hewan, udara(atmosfer).

Dampak negatif teknologi nuklir berasaldari radiasi yang dipancarkan oleh energinuklir, di antaranya adalah radiasi sinar-a,sinar-~, radiasi elektromagnetik dan radiasineutron. Sinar-a dan ~ memiliki potensi bahayainternal yang lebih dominan, sedang radiasielektromagnetik dan neutron dominan terhadappotensi bahaya radiasi eksternal. Untukmeminimalkan paparan radiasi pada suatu

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN

SEMINAR NASIONAL IISDM TEKNOLOGI NUKLIR

YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006ISSN 1978-0176

(3)

(1)

Interaksi neutron termal dengan bahanperisai mernpakan peristiwa hamburan elastisdan penyerapan neutron, maka tampang lintangmakroskopis :

Tampang lintang mikroskopik total dinyatakandalam persamaan berikut ini:

Apabila dalam bahan terdapat N atompersatuan volume maka kebolehjadian interaksidinyatakan sebagai tampang lintangmakroskopik ( L) adalah:

(2)L = N.cr

terjadi eksitasi ketingkat yang lebih tinggi danbersifat tidak stabil. Pada keadaan ini akan

kembali ke tingkat dasar dengan memancarkan

radiasi-y. Kebolehjadian terjadi hamburan tidakelastis semakin besar jika energi neutronsemakin besar (neutron cepat) dan inti atomnyamakin berat (nomor massa makin besar). [3]

Reaksi tangkapan terjadi apabila neutronmemberikan seluruh tenaganya sehingganeutron diserap oleh inti atom, danmenyebabkan inti atom tidak stabil. Inti atomyang tidak stabil meluruh menjadi inti atombarn dan bersifat stabil disertai pancaran radiasigamma, alfa atau radiasi lainnya, seperti padareaksi (n,p), (n,a), (n,2n), (n,y) ataupun reaksifisi. [4]

Tampang Lintang Neutron

Tampang lintang (cross section) neutronmernpakan besaran yang menyatakankebolehjadian terjadinya interaksi neutrondengan inti atom, dan disebut koefisien serapanatomik atau tampang lintang mikroskopis cr(barn). Untuk setiap jenis reaksi, tampanglintang mikroskopis dinyatakan sebagaiberikut:[4]

dengan,

crs = Tampang lintang hamburan elastikcrj = Tampang lintang hamburan non elastik

cra = Tampang lintang penyerapan(absorption)

crf = Tampang lintang fisi

lokasi, maka diperlukan perisai (shielding)terhadap sumber radiasinya.

Reaktor riset Kartini yang mempunyaiberbagai macam fasilitas iradiasi neutron antaralain Lazy Susan (LS), Pneumatik dan kolomtermal serta 4 (empat) beamport memilikipotensi sumber radiasi yang cukup besar. Untukpendayagunaan reaktor tersebut, khususnyauntuk pemanfaatan fasilitas beamport dankolom termal, maka perlu dilengkapi denganperisai untuk meminimalkan paparan radiasidemi keselamatan pekerja dan lingkungan.

Ada berbagai jenis bahan yang dapatdigunakan untuk perisai radiasi neutron antaralain boral, grafit dan parafin. [6] Pertimbanganpemilihan bahan biasanya didasarkan atasberbagai aspek antara lain kualitas, biaya dankemudahan untuk memperolehnya. Padamakalah ini dilaporkan hasil penentuantampang lintang makroskopis dan faktoratenuasi sebagai fungsi tebal perisai kualitasboral, grafit dan parafin sebagai bahan perisaineutron termal.

DASAR TEDRI

Neutron (onl) adalah partikel elementerdengan massa 1,007593 amu, tidak bermuatandan bersama proton sebagai penyusun inti atom.Menurut energinya, neutron dibedakan dalam 4(empat) kelompok energi, yaitu neutronrelatifistik mempunyai energi lebih dariIOMeV, neutron cepat mempunyai energiantara 10 KeV hingga 10 MeV, neutronepithermal memiliki energi 0,5 eV<En<1O KeVdan neutron thermal 0,025 eV<En<0,5 eV.[6]

Karena neutron tidak bermuatan maka

lintasan dalam materi tidak dipengarnhi olehmedan coulomb, sehingga dengan mudah dapatmasuk ke inti atom (nucleus). Pada saat neutronmasuk ke dalam inti atom, maka dapatmengalami reaksi hamburan dan atau tangkapan(penyerapan). Pada peristiwa reaksi hamburan,neutron berinteraksi dengan inti atom, namunkedua partikel masih muncul sesudah reaksi,

seperti pada reaksi (n,n).[2]

Ada dua peristiwa hamburan, yaituelastis dan tidak elastis. Pada hamburan elastis

berlaku hukum kekekalan energi bahwa jumlahenergi kinetik neutron dan inti atom sebelumtumbukan sarna dengan sesudah tumbukan.Hamburan tidak elastis, inti atom menerimasebagian energi kinetik dari neutron sehingga

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN 98 Widarto dkk

SEMINAR NASIONAL IISDM TEKNOLOGI NUKLIRYOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006ISSN 1978-0176

1 bam=1O_24 em2 =10 -28m2•

Bila neutron dengan intensitas Imenembus bahan setebal x em, maka akan

terjadi pengurangan neutron sebanyak dl, danditulis dalam persamaan :

-dI = NcrIdx

_ dI = NcrdxI

(4)

(5)

Bila berinteraksi dengan radiasi dan ataukenaikan temperatur yang tinggi sekalipun,tidak bersifat raeun (gas) mempunyai tampanglintang dan koefisien atenuasi gamma yangtinggi, serta produk gamma yang serendah­rendahnya.

Beberapa bahan yang memiliki kriteriatersebut di atas antara lain grafit, parafin danboral.

METODE PENELITIAN

dengan eara integrasi Persamaan (5)menjadi :

(6)

dengan:10 - Intensitas neutron sebelum menembus

bahanIx = Intensitas neutron setelah menembus

bahan setebal x (em)

Dengan Ix=l, persamaan (6) dapat ditulisdalam bentuk persamaan :

Dalam penelitian ini digunakan grafit,parafin dan boral yang berbentuk plat, masing­masing tebalnya 2 em, l,5 em, dan 0,6 em.Variasi tebal perisai dilakukan denganmenambahkan plat bahan sejenis pada masing­masing perisai.

Skema Perala tan Eksperimen

Unit peralatan eksperimen radiasi denganvariasi tebal perisai untuk penentuan tampanglintang makroskopis dan faktor atenuasidisajikan pada Gambar 1.

1.= eI,xI (7)

Dengan penyelesaian logaritma,

konstanta Lt dapat diubah dalam persamaan

linear sebagai berikut :

In I = In 10 +( - Lt)x In e

In I = In 10 + (-Lt ).x

Y = a + bx

(8)

(9)

(10) k

Seeara umum, kriteria bahan perisairadiasi neutron adalah sebagai berikut. [5]

Kandungan hidrogen besar dan tidakmudah mengalami korosi, ataupunmenyebabkan korosi terhadap struktur, sistemdan komponen (SSK) reaktor.

I

x

intensitas neutron akhir, setelah

melewati perisai (eaeah/sekon)Intensitas neutron awal (eaeah/sekon)

Faktor atenuasi neutron

Tampang lintang makroskopik total(em-I)Tebal bahan (em)

Gambar I. Skema Pengujian Tebal Perisai

Keterangan Gambar 1:a. Sumber radiasi neutron (PuBe)b. Kolimator grafite. 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 tinggih. Penguat (Amplifier)i. MCA (multy ehanel analyser)j. Monitork. Keyboard

Widarto dkk 99 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN

SEMINAR NASIONAL IISDM TEKNOLOGI NUKLIR

YOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006ISSN 1978-0176

(12)

Tabel2. Hasil Cacah Neutron Terhadap PerisaiParafin

Tabel3. Hasil Cacah Neutron Terhadap PerisaiBoral

Tabell. Hasil Cacah Neutron Terhadap PerisaiGrafit

Intensitas rerata neutron

I (eps)30,88 ± 0,30

19,69 ± 0,02

17,52 ± 0,01

17,08 ± 0,01

16,32 ± 0,12

13,36 ± 0,23

Intensitas rerata neutron Im30,88 ± 0,30

17,96 ± 0,26

17,80 ± 0,15

16,92 ± 0,05

14,39 ± 0,12

13,18 ± 0,12

No Tebal Xi

(em)1 °2 8

3 12

4 16

5 20

6 24

No Tebal Xi

~1 °2 8,4

3 12

4 16,2

5 21

6 24

No Tebal XiIntensitas rerata

(em)neutron 1 (eps )

10 30,88 ± 0,30

27,5 20,74 ± 0,02

312 18,57 ± 0,02

416,5 17,15±0,18

521 15,05 ± 0,01

624 14,66 ± 0,06

Hasil peneaeahan tersebut di atas,kemudian digunakan untuk perhitunganpenentuan tampang lintang makroskopis danfaktor atenuasi dengan substitusi Persamaan (9)dan (10) sehingga diperoleh persamaan regresilinier, dengan nilai a dan b sebagai berikut :[1]

a=(LXj2DnI;-LX;Lx;lnI;} (11)nIX/ -(IXJ

Pelaksanaan Kerja

Pelaksanaan pengujian perisai dilakukandalam dua tahap, yaitu :a. Pertama pengukuran intensitas neutron

awal 10 yaitu sebelum dipasang perisai.b. Dipasang sumber neutron PuBe dengan

detektor BF3 padajarak 50 eme. Dilakukan peneaeahan selama 5 memt,

sebagai intensitas neutron awal 10

d. Kedua penentuan intensitas neutron akhir I,setelah melewati perisai

Di antara sumber neutron dengandetektor yang betjarak 50 em tersebut

diletakkan bahan perisai dengan berbagaivariasi ketebalan seeara bertahap. Kemudiandilakukan peneaeahan intensitas neutron 1selama 5 menit, Selanjutnya tahapanpeneaeahan 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 ditempatkandi antara sumber neutron PuBe dengandetector BF3 .Melakukan peneaeahan untuk3 kali ulangan masing-masing selama 5menit. Dengan eara yang sarna dilakukanuntuk tebal grafit 12 em, 16 em, 20 em dan24 em.

b. Untuk bahan parafin dilakukan dengan earayang sarna dengan eksperimen untuk bahanperisai parafin dengan variasi tebal 7,5 em,12 em, 16,5 em, 21 em dan 24 em.

e. Untuk bahan boral dilakukan dengan earayang sarna dengan eksperimen untuk tebalboral 8,4em, 12 em, 16,2 em 21 em dan24em.

Dengan metode kuadrat terkeeil (leastsquare method), selanjutnya data dianalisisuntuk penentuan nilai tampang lintangmakroskopis dan faktor atenuasi sebagaiparameter kemampuan penyerapan radiasineutron termal. [I]

HASIL DAN PEMBAHASAN

Data hasil pencacahan dengan bahanperisai grafit, parafin dan boral masing-masingditunjukan pada Tabell, 2, dan 3.

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BA TAN 100 Widarto dkk

SEMINAR NASIONAL II

SDM TEKNOLOGI NUKLIR

YOGY AKARTA, 21-22 DESEMBER 2006ISSN 1978-0176

y= 3,340--<>,032 X

Tabel 8. Tampang Lintang Makroskopisdan Faktor Atenuasi

Tabel 7. Fungsi Linear Intensitas NeutronVersus Tebal Bahan

Diperoleh fungsi linier intensitas neutron versus

tebal perisai untuk masing-masing bahan, yaitu

grafit, parafin, dan boral, seperti pada Tabel 7berikut.

30

R2 = 0.909

20

Fungsi linierY= 3,330 - 0,031 X

Y= 3,340 - 0,029 X

Y=3,340 - 0,032 X

10

Bahan Perisai

Grafit

Parafin

Boral

•

Tebal (Cm)

Gambar 2. Grafik Hubungan In Iterhadap Tebal Grafit

No BahanLr (em'1)Faktor Atenuasi

1

Grafit 0,031eO,031X

2

Parafin 0,029eO,029X

3

Boral 0,032eO,032X

No

1

2

3

3

2.5

0.5

o

o

E 2

1.5

Dari fungsi linier pada Tabel 7 dapat

ditentukan nilai tampang lintang makroskopis

Lt, selanjutnya digunakan untuk menghitungfaktor atenuasi dari masing-masing bahan

perisai yaitu grafit, parafm maupun boral,

seperti ditunjukkan pada Tabel 8.

Grafik hubungan antara In I dengan tebal

perisai disajikan pada Gambar 2 sid 4 masing­

masing untuk bahan grafit, parafin dan bora!.

4

3.5

Perhitungan Untuk Bahan Perisai Grafit

Tabel4. Cacah Neutron Terhadap GrafitNo

Xi(em)Ii(eps)Yi=

XiYiXi2

Lnh1

030,883,4300,000,0002

819,692,98023,8464,00

3

1217,522,86334,36144,0

4

1617,082,83845,41256,0

5

2016,322,79255,84400

6

2413,362,59262,22576,0Jumlah

80114,8717,49221,61440

Dari hasil perhitungan diperoleh per-samaan regresi linier untuk bahan grath:

y= 3,330--<>,031XPerhitungan Untuk Bahan Perisai ParafinTabel5. Cacah Neutron Terhadap ParafinNo

Xi(em)Ii(eps)Yi=XiYiXi2

Lnli1

0,00030,883,4300,0000,0002

7,50020,743,03222,7456,253

12,00018,572,92235,06144,04

16,50017,152,84246,89272,25

21,00015,052,71156,94441,06

24,00014,662,68564,44576,0Jumlah

81,000117,117,62226,11489

Dari hasil perhitungan diperoleh per-samaan regresi linier untuk bahan parafin:

y= 3,340--<>,029XPerhitungan Untuk Bahan Perisai BoralTabel 6. Cacah Neutron Terhadap BoralNo

Xi(em)Ii(eps)Yi=XiYiXi2Lnli1

0,00030,883,4300,0000,0002

8,40017,962,88824,2670,563

12,00017,802,87934,55144,04

16,20016,922,82845,82262,4

5

21,00014,392,66655,99441,06

24,00013,182,57961,90576,0Jumlah

81,600111,117,27222,51494

Dari hasil perhitungan diperoleh per-samaan regresi linier untuk bahan boral:

Widarto dkk 101 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN

SEMINARNASIONALIISDMTEKNOLOGINUKLIR

YOGYAKARTA,21-22DESEMBER2006ISSN 1978-0176

Dengan intensitas sumber neutron awal(10) selama peneaeahan dianggap tetap, makagrafik In 1 versus tebal perisai X (em)dinyatakan sebagai kemampuan bahanberfungsi sebagai perisai radiasi neutron.

Dari grafik tersebut diketahui bahwasernakin tebal perisai maka intensitas eaeahneutron keluar semakin keeil, sehingga nilai In 1juga semakin keci!. Berdasarkan persamaanregresi linear (Tabel 7) diperoleh nilai tampanglintang makroskopis ~t dan selanjutnya untukpenentuan faktor atenuasi, yang hasilnyatereantum pada Tabel8.

Dari tiga bahan perisai tersebut di atas,nilai faktor atenuasi yang paling besar adalahboral, kedua adalah grafit dan yang paling keciladalah parafin. Namun demikian perbedaannyarelatif kecil, hal ini menunjukkan bahwa untukperisai neutron, boral relatif paling baik, keduagrafit, dan yang paling keeil adalah parafin.Pada dasamya dari ketiga bahan tersebut dapatdigunakan untuk perisai neutron dengankualitas faktor atenuasi yang tidak jauhberbeda. Walaupun relatif paling kecil, bahan

R' = 0.9399

10 15 20

Tebal (Cm)

Gambar3. GrafikHubunganIn IterhadapTebalParafin

5

KESIMPULAN DAN SARAN

parafin lebih mudah dibentuk (dieetak) untukdisesuaikan dengan lokasi sumber neutron.

1. BUNTARTO, 1982, "Deteksi Neutron", BadanTenagaAtomNasional.

2. HERMAN CEMBER, 1983, Pengantar FisikaKesehatan, PergamonPress. Edisi II,

Berdasar atas hasil analisis yang telahdilakukan maka dapat disimpulkan bahwa:I. Grafit, parafin, dan boral mempunyai nilai

tampang lintang makroskopis yang tidakjauh berbeda.

2. Dari 3 bahan yang diteliti, yang mempunyaikemampuan paling besar untuk perisaineutron adalah boral, kedua grafit, danpaling kecil adalah parafin, sepertiditunjukkan pada Tabel 8.

3. Walaupun bahan parafin mempunYaIkemampuan atenuasi yang relatif kecil,namun lebih mudah dibentuk untuk dibuatperisai disesuaikan dengan lokasi sumberradiasi.

4. Mengingat sumber neutron yang digunakanini adalah sumber neutron termal, perludilakukan pengkajian lebih lanjut denganmenggunakan neutron eepat.

DAFTAR PUSTAKA.

3. JAEGER R. G., 1975, "EngineeringCompendium On Radiation ShieldingMaterialVol. II", IAEA,Viena.

4. MUKHLIS AHKADI, 2000, Dasar-dasarProteksi Radiasi, RinekaCiptaPress,Jakarta.

5. TJIPTA SUHAEMI, 1982, "Perisai Radiasi",PPBMI-BATAN,Yogyakarta.

6. SURATMAN, 1996,lntroduksi Proteksi RadiasiBagi Siswa/Mahasiswa Praktek, PPNY­BATAN, Yogyakarta.

TANYAJAWAB

Pertanyaan :

1. Bagaimana jika digunakan variasi kom­binasi grafit, parafin, dan boral sebagaiperisai, kombinasi bagaimana yang palingbaik untuk perisai radiasi neutron? (SuryoRaneono)

30

30

25

25

5

10 15 20

Tebal (Cm)

Gambar4. GrafikHubunganIn IterhadapTebalBoral

4

3.5

3

2.5

.E 21.5

1

0.5

o

o

4

3.5

32.5

Ei 2

1.5

1

0.5

o

o

Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN 102 Widarto dkk

SEMINAR NASIONAL IISDM TEKNOLOGI NUKLIRYOGYAKARTA, 21-22 DESEMBER 2006ISSN 1978-0176

2. Pada pemanfaatan bahan nuklir, dihasilkanlimbah. Bagaimana pengelolaannya?(Heinz Frick)

Jawaban:

1. Akan dilakukan penelitian lanjutan.2. Makalah ini tidak mengkaji pengelolaan

limbah radioaktif, melainkan membanding­kan tiga bahan yang dapat digunakansebagai bahan perisai radiasi neutron.

Widarto dkk 103 Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir - BATAN