Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan SpektrometerGamma

Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri FosfatMenggunakan Spektrometer Gamma

Margi Puji RahayuPusdiklat - Badan Tenaga Nuklir Nasional

'"

AbstrakTelah dilakukan pengukuran konsentrasi uranium (U-238) pada yellowcakedan pupuk TSP yang berasal dari industri pupuk fosfat PT. PETRO KIMIAGresik menggunakan spektrometer gamma dengan detektor HPGe. Untukdapat melakukan pengukuran ini, maka perlu untuk mengkalibrasi danmenentukan Batas Oeteksi Terendah (BOT) dari detektor HPGe. Lima buahsampel yang mengandung konsentrasi yellowcake yang berbeda-bedaditempatkan dalam wadah dengan diameter 10,2 em dan tinggi 3,3 em.Selanjutnya dilakukan peneaeahan menggunakan spektrometer gamma,dengan waktu peneaeahan masing-rnasing sampel adalah 1800 detik. Sampelpupuk TSP diletakkan pada wadah yang sarna dan dieaeah selama 17 jam.Hasil pengukuran konsentrasi uranium yellowcake dengan metode inimenunjukkan bahwa sampel yellowcake dengan konsentrasi tertinggi yaitu100% mengandung uranium dengan konsentrasi sebesar 59.255,34 Bq/kgdan sampel yellowcake dengan konsentrasi terendah yaitu 38,84% sebesar24.994,78 Bq/kg, Untuk pupuk TSP besarnya konsentrasi uranium adalah27,89 Bq/kg.

Kata kunei: uranium, yellowcake, pupuk TSP, industri pupuk fosfat,spektrometer gamma, detektor HPGe

-r

AbstractThe concentration of uranium (U-238) in yellowcake and TSP fertilizerssample from phosphate fertilizer industry PT. PETRO KlMIA Gresik bygamma spectrometer with HPGe detector has been done. In order to do thismeasurement, it is needed to calibrate and calculate the minimum detectablelimit of detector HPGe. From the five samples that contain differentyellowcake concentration were placed on basin with 10,2-cms of diameterand 3,3-cms of depth. After that, each of samples counted bygammaspectrometer for 1800 second. TSP fertilizers samples is also placed withsimilar basin and counted for 17 hours. The result of this method shows thatsample with highest concentration of yellowcake (J 00%) have uraniumconcentration is 59.255,34 Bqlkg and the sample with lowest concentrationof yellowcake (38,84%) have uranium concentration is 24.994,78 Bqlkg.TSP fertilizer have uranium concentration is 27,89 Bqlkg.

Key word: uranium, yellowcake, TSP fertilizer, phosphate fertilizerindustry, gamma spectrometer, HPGe detector

13

Widyanuklida Vol. 9 No. 1-2, November 2009

1. PendahuluanKandungan radioaktivitas alamseperti U-238, Th-232, Ra-226 danK-40 yang terdapat dalam batuanfosfat pada umumnya lebih tinggidaripada dalam tanah maupunbatuan lainnya. Terjadinyaradioaktivitas alam mt karenapeluruhan uranium dan thoriumyang ada di alam menjadi Pb denganmemancarkan radiasi alpha, beta dangamma.Hasil pengukuran berdasarkanpenelitian yang telah dilakukansebelumnya oleh Annaliah dkk,1994, mengenai pengukuran kadarradioaktivitas alam dari batuanfosfat alam dan hasil pengolahannyamenggunakan spektrofotometer,fluorimeter dan spektrometrigamma, memperlihatkan bahwakadar aktivitas U-238 dalam batuanfosfat, pupuk fosfat dan asam fosfatmencapai 1440,3 Bq/kg, 1052,5Bq/kg dan 1923,1 Bq/kg [1].Adanya radioaktivitas dalam depositfosfat dan hasil pengolahannyadapat mengakibatkan dampakradiologi untuk lingkungan salahsatunya seperti pada lahan pertanian.Oleh karena itu dalam penelitian inidilakukan pengukuran konsentrasiuranium yang terkandung dalampupuk TSP (Triple Super Phospat)yang merupakan salah satu produkdari industri fosfat.Pada industri fosfat terdapat fasilitaspemisahan uranium dari batuanfosfat. Dalam proses pemisahanuranium ini, sekitar 50% uraniumyang terkandung dalam bijih fosfatberubah menjadi konsentrat U308(yellowcake). Sebagian yellowcakeakan tertinggal dan menempel pada

beberapa peralatan fasilitaspemisahan uranium dalam bentukkerak.Apabila fasilitas pemisahan uraniumtersebut telah mencapai akhir masamanfaatnya, maka fasilitas itu tidakakan dioperasikan lagi (shut-down)dan kemudian dilakukandekomisioning (pembongkaran).Bahan bongkaran dari fasilitaspemisahan uranium yang sebagianbesar terkontaminasi olehyellowcake akan diklasifikasikanmenjadi bahan yang dapatdidekontaminasi dan bahan yangharus dilimbahkan sesuai denganketentuan clearance levels, sehinggaperlu diketahui konsentrasiradionuklida yang terkandung didalamnya yang sebagian besaradalah uranium.Untuk menentukan tingkatkonsentrasi uranium pada pupukTSP dan berbagai unit fasilitaspemisahan uranium yangdidekomisioning tersebut, diper-lukan suatu metode pengukuransecara cepat dengan peralatanportabel dan dapat diterapkan untukmengukur jumlah item yang banyak.Metode yang biasa digunakanadalah dengan spektrometri gammain-situ dengan menggunakandetektor germanium kemumiantinggi (HPGe). Keunggulan metodeini adalah dengan cepat dapatmenentukan tingkat radiasi danradionuklida di lingkungan sepertipaparan radiasi gamma,radionuklida alam, radionuklidajatuhan (fallout) dan kontaminasidari fasilitas nuklir[2]. Oleh karenaitu, untuk menentukan konsentrasiuranium dalam pupuk TSP dan

14

Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan SpektrometerGamma

yellowcake dari industri fosfat, dapatdigunakan spektrometri gamma in-situ dengan detektor HPGe.

2. Teori Dasar2.1 Radioaktif Pada Batuan Fosfatdan Prodnk TurunannyaBerdasarkan penelitian olehAnnaliah dkk, 1994 seperti terlihatpada Tabel 2.1 mengenaipengukuran kadar radioaktivitasalam dari deposit fosfat alam danhasil pengolahannya menggunakanspektrofotometer, fluorimeter danspektrometri gamma, memper-lihatkan bahwa kadar aktivitas U-238 total dalam batuan fosfat, pupukfosfat dan asam fosfat mencapai1440,3 Bq/kg, 1052,5 Bq/kg dan1923,1 Bq/kg. Adapun kadar Ra-226dalam batuan fosfat, pupuk fosfatdan gips mencapai 2100 Bq/kg,811,3 Bq/kg dan 1010,3 Bq/kg.Dengan demikian, dapat disim-pulkan bahwa adanya radioaktivitasdalam batuan fosfat dan hasilpengolahannya dapat mengaki-batkan dampak radiologi untuklingkungan.Alasan pentingnya aspek radiologipada industri fosfat adalah karenakeberadaan uranium dan turunannyapada elemen sisa dari bijih fosfat.Jumlah sisa uranium, radium danturunan lainnya dalam bijih fosfatakan terus terbawa dan kadang-kadang terkonsentrasi pada produkfosfat dan produk sampingannya.Proses pengolahan batuan fosfat adadua jenis yaitu proses basah danproses termal. Batuan fosfatdigunakan untuk pembuatan asamfosfat dan pupuk fosfat melaluiproses basah. Dalam proses basah

tersebut, Ra-226 akan terkonsentrasidi dalam gypsum sedang uraniumakan terkonsentrasi di dalam asamfosfat. Perlu diketahui bahwakombinasi antara asam fosfat danbatuan fosfat untuk pembuatanpupuk fosfat akan mengakibatkanpenambahan kadar uranium didalam pupuk fosfat, sedangkan Ra-226 hanya berasal dari batuan fosfat.Produk komersial yang dihasilkandari proses basah adalah asam fosfatdan berbagai jenis pupuk. Radioaktifmemasuki rantai makanan melaluipenggunaan produk tersebut padamakanan atau pemupukan tanamanyang selanjutnya akan dikonsumsimanusia. Produk utama lainnya yangdihasilkan pada proses basah adalahgypsum yang mengandung radiumyang merupakan sumber radiasigamma dan potensial dapatmengkontaminasi permukaan air [3].Pada proses termal, elemen fosforkeluar dari proses pembakaran danmerupakan produk komersial dariproses pengolahan termal. Produkturunan lainnya adalah slag, fluidbed dan lapisan logam padat hasildari pembakaran yang disebut FEP.Selanjutnya slag tersebut akandiolah menjadi aspal, beton,bantalan kereta api, dan lain-lain.Konsentrat bijih uranium disebutjuga dengan "Yellowcake"dihasilkan dari proses pengolahanbijih fosfat dengan kandunganuranium sebesar 50% darikandungan uranium dalam batuanfosfat yang selanjutnya berikatandengan oksida yang biasanyaditunjukkan sebagai U30g (U02.2U03). Dari 1000 ton bijih rata-ratadapat dihasilkan 1,5 ton yellowcake.

15

Widyanuklida Vol. 9 No. 1-2, November 2009

1 ton U308 sama dengan 0,848 tonuranium.Yellowcake dengan densitas sebesar8,38 g/em3, dihasilkan di fasilitaspemisahan uranium pada industrifosfat, dengan demikian dapatdipastikan sebagian yellowcakemasih tertinggal di beberapaperalatan pada fasilitas pemisahanuranium tersebut [4].

2.2 Spektrometer Gamma denganDetektor HPGePengukuran uranium menggunakanspektrometer gamma telah dilakukansebelumnya oleh Uyttenhove et al.2002 pada sampel tanah di Kosovo.Metode spektrometri gamma dipilihdalam penelitian 101 untukmembedakan antara uranium alamdan isotop alam lainnya. Denganspektrometri gamma resolusi tinggisesuai untuk melakukan pengukurantersebut. Hasil penelitian me-nunjukkan bahwa limit deteksiuranium dari spektrometer gammaadalah 20 Bq untuk 11 jam waktupengukuran dan 15 Bq untuk 18 jamwaktu pengukuran dengan variasiketebalan sampel antara 100-150 gram[5].Tingkat konsentrasi U-238 dapatdiketahui melalui analisis sinar-ydari peluruhan utamanya yaitu Th-234 (waktu paro 24,1 hari) dan Pa-234m (waktu paro 1,17 menit). Duanuklida ini seeara urnurn dapatdiasumsikan meneapai kesetim-bangan sekuler dengan U-238dengan kenyataan bahwa keduanyaakan terbentuk dalam peri ode hanyadalam beberapa bulan. Meskipunkedua nuklida tersebut intensitasnyarendah dan akan eukup sulit untuk

16

dideteksi, tetapi kesulitan ini akandapat diatasi dengan tersedianyaefisiensi detektor germanium yanglebih tinggi[6].Berdasarkan bentuk fisiknyaspektrometer gamma dapatdibedakan atas dua maeam yaituspektrometer gamma terpasang tetap(non portable) dan spektrometergamma tak tetap atau mudah dibawa(portable).Dalam spektrometer gamma jenisnon portable, kornponen-kornponenseperti detektor, sistem penguatpulsa, tegangan tinggi, sistempengolah pulsa dan penyimpan datadirangkai seeara terpisah satu sarnalain. Adapun pada spektrometergamma portable, semua komponenkeeuali detektor sudah tersusunseeara kompak berupa satu kesatuansehingga dapat digunakan untukpengukuran seeara in-situ dan biasadisebut spektrometer gamma in-situ.

2.3 Kalibrasi Detektora. Kalibrasi EnergiSpektrometri gamma in-situ setaradengan energi sinar gamma yangmengenai detektor. Caeah pulsayang mempunyai tinggi dieatatdalam suatu salur dengan nomorsalur tertentu. Dengan demikiannomor salur penganalisis salurganda juga sebanding dengan energisinar-y.Untuk suatu perangkat spektrometergamma dan satu setting kondisikerja, perlu diketahui korelasi antaranomor salur dan tingkat energinya.Hal ini dapat dilakukan denganmeneaeah beberapa maeam sumberradioaktif standar. Bila dibuat plottingkat energi sinar-y versus nomor

Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan SpektrometerGamma

salur maka didapatkan satu garislurus. Plot ini dinamakan kalibrasienergi. Korelasi Iinier ini dapatdinyatakan dengan persamaan:E(x) = alX + a2 (1)dengan E(x) menyatakan tingkatenergi sinar-y, X menyatakan nomorsalur, sedangkan a, dan a2 masing-masing menyatakan konstantaregresi.

b. Kalibrasi EfisiensiEfisiensi dalam fisika eksperimendidefinisikan sebagai nisbah antararespon suatu instrumen pengukuran(misalnya pembaca skala, aruslistrik, jumlah cacah) dengan nilaibesaran fisika yang diukur. Dalamspektrometri, besaran fisika yangdiukur adalah laju cacah total ataucacah puncak fotolistrik dan tingkatenergi sinar-y. Dalam pencacahansecara spektrometri, pencacahanditujukan pada salah satu energi darisekian banyak energi dan modepeluruhan yang ada dalam cuplikan,maka efisiensi pencacahandidasarkan pada nisbah antara lajucacah, aktivitas, dan nilai intensitasmutlak. Secara matematis dapatditulis dalam bentuk persamaan:

NseE) = xlOO% (2)

dpsPyCE)dengan geE) menyatakan efisiensipencacahan sebagai fungsi energisinar-y, N menyatakan laju cacah(cps), dps menyatakan peluruhan perdetik (I dps = IBq), dan Pymenyatakan kelimpahan energigamma (%).Nilai efisiensi detektor dapatdiperoleh dengan dua cara, yaitumelalui perhitungan geometri dan

koefisien interaksi sinar-y denganmateri detektor, atau melaluipencacahan suatu sumber standaryang telah diketahui aktivitasnya.Tetapi cara yang terakhir lebihakurat sehingga lebih banyakdigunakan [7].Untuk menghitung aktivitas sumberstandar pada saat digunakan dalampengukuran digunakan persamaan

_ 0.693(

A( = Aoe TI/2 (3)

dengan At menyatakan aktivitaspada saat pengukuran (Bq), Aomenyatakan aktivitas mula-mula(Bq), T 112 menyatakan waktu paroradionuklida (tahun), sedangkan tmenyatakan waktu antara mula-mulasampai waktu pengukuran (tahun).

3. Alat dan BahanI. Spektrometer gamma terdiri dari:

a. Sumber teganganb. Detektor HPGe Portabelc. Penganalisis Salur Ganda

(MeA) In- Spectord. Komputer laptop pentium IVe. Software Genie 2000

2. Timbangan digital3. Neraca Ohaus4. Lampu Inframerah5. Gelas kimia 100 ml, 250 ml, dan

500 ml6. Grinder (mesin penghalus)7. Batang pengaduk8. Penggerus9. Ayakan 100 mesh10.Mistarl l.Botol minum12.Sarung tangan karet13.Masker penutup hidung dan

mulut

17

Widyanuklida Vol. 9 No, 1-2, November 2009

4. ProsedurUntuk melakukan kalibrasi detektorHPGe, menentukan Batas DeteksiTerendah (BOT) dan menentukankonsentrasi uranium yellowcake danpupuk TSP, analisis data yangdigunakan sebagai berikut:

4.1 Kalibrasi Efisiensi-KetebalanAnalisis data bertujuan untuk rneng-hitung besamya nilai efisiensi padatingkat energi gamma 1001 keV.Besaran-besaran yang diperoleh daripencacahan pada kalibrasi efisiensi-ketebalan adalah cacah per sekon(cps) dan energi puncak gammayaitu pada 1001 keV. Besamya nilaicacah per sekon (cps) pada tingkatenergi 1001 keY (nuklida Pa-234m)diperoleh dari pencacahan sumberstandar selama 1jam. Nilai cps inidikonversi terhadap nilai cacah latar.Nilai kelimpahan mutlak (yield)untuk Pa-234m pada energi 1001keY diperoleh dari tabel padalampiran. Masing-rnasing ketebalansumber standar mempunyai nilaiaktivitas radioisotop U-238 yangsarna. Nilai aktivitas radioisotop U-238 dihitung berdasarkan persamaan(6), sedangkan efisiensi pencacahansumber standar pada energi gamma1001 keV dihitung denganpersamaan (5)Perbedaan ketebalan sumber standardimaksudkan untuk menyelidikipengaruh ketebalan terhadapefisiensi pencacahan. Selanjutnyadibuat grafik kalibrasi efisiensiversus ketebalan sampel. Grafikkalibrasi efisiensi-ketebalan meru-pakan persamaan garis linier yangdibuat dengan mengeplot nilaiefisiensi pada energi 1001 keV

18

untuk tiap ketebalan terhadap variasiketebalan.

4.2 Penentuan Batas DeteksiTerendah (BDT)Pengukuran BOT dilakukan untukmengetahui kemampuan deteksidetektor HPGe. Besaran-besaranyang diperlukan untuk perhitunganBOT adalah nilai cacah per sekon(cps) dari latar, waktu pencacahanlatar, efisiensi pencacahan dankelimpahan gamma pada energi1001 keY. Selanjutnya, nilai BOTdengan tingkat kepercayaan 67%dihitung menu rut persamaan:

2,33~Nb 1TbBOT = (4)

SPydengan N, menyatakan laju cacahlatar (cps), Tb menyatakan waktucacah latar (sekon), e menyatakanefisiensi detektor (%), dan Pymenyatakan kelimpahan energi sinargamma (pada 1001 keV).

4.3 Pengukuran KonsentrasiRadionuklidaBesaran-besaran yang diperoleh daripencacahan sampel radioaktif adalahcacah per sekon (cps) sampel, cacahlatar sampel dan puncak energigamma yaitu 1001 keV. Perhitungankonsentrasi radionuklida di dalamsampel dapat dihitung menggunakanpersamaan sebagai berikut:

C = (Nt - N b) ± (j

sPyFkW(5)

dengan C adalah konsentrasi radio-nuklida (Bq/kg), N, adalah lajucacah sampel (cps), Nb adalah lajucacah latar (cps), e adalah efisiensipencacahan (%) yang ditentukan

Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan SpeictrometerGamma

dari kurva efisiensi-ketebalandetektor HPGe, Py adalahkelimpahan energi gamma (%), Wadalah massa sampel (kg), Fk adalahfaktor koreksi serapan diri dan oadalah deviasi standar.Deviasi standar dihitung denganpersamaan:

''=IN,+N.7; ~dengan N, menyatakan laju cacahsampel (cps), N, menyatakan lajucacah latar (cps), T, menyatakanwaktu cacah sampel (detik), dan T,menyatakan waktu cacah latar.

5. Hasil dan Pembahasan5.1. Uji HomogenitasHasil uji homogenitas sumberstandar diperlihatkan pada Tabel I.

Tabel1. Hasil uji homogenitas sumberstanda.r

Titik Sumber cps Sirnpanqan (%)1 0,0289 1.94

2 0.0306 7.943 0.0261 7.944 0,0278 1.94

Uji homogenitas sumber standardilakukan pada ketebalan sumberstandar yang paling besar yaitu 2,5cm. Dengan asumsi jika ketebalan2,5 em sebagai ketebalan palingbesar terbukti homogen, makaketebalan lainnya yang lebih tipisjuga homogen karen a cara preparasisumber standar yang dipakai untuksemua variasi ketebalan sarna. Uj ihomogenitas dilakukan dengan caramengambil sumber standar padaempat titik yang berbeda dari

(6)

wadahnya dengan massa yang sarna.Selanjutnya keempat titik sumberstandar tersebut dicacahmenggunakan spektrometer gammaselama 30 menitBerdasarkan data yang diperolehpada Tabel 1 di atas, diketahuibahwa jumlah cacah per sekon tiaptitik sumber berkisar antara 0,0261sampai 0,0306. Adapun simpanganhasil pengukuran berkisar antara1,94% sampai 7,94%. Perbedaantersebut relatif kecil, dengandemikian dapat dikatakan bahwasumber stan dar relatif homogenmeskipun tidak 100%.

5.2. Kalibrasi Efisiensi- TebalEfisiensi pencacahan pada penelitianini ditentukan pada energi-y 1001keY, dimana nuklida induknyaadalah U-238 sedangkan nuklidaanak yang berada padakesetimbangan dengan U-238 adalahPa-234m. Dengan adanya variasiketebalan sumber standar, makatiap-tiap ketebalan dicacahkemudian ditentukan efisiensipencacahannya masing-masing.Nilai efisiensi dihitung meng-gunakan persamaan (5), selanjutnyadiplot dalam grafik kalibrasiketebalan-efisiensi seperti padaGambar 1. Tujuan dibuat grafikkalibrasi ketebalan-efisiensi di-maksudkan untuk menyelidikipengaruh ketebalan terhadap efi-siensi pencacahan.

19

Widyanuklida Vol. 9 No. 1-2, November 2009

antara tebal dengan efisiensipeneaeahan sumber standar adalahlinier. Semakin besar tebal danmassa sumber stan dar, efisiensipeneaeahan semakin kecil, ataudengan kata lain penambahan tebaldan massa sumber standar sebandingdengan penurunan nilai efisiensipeneaeahan.Efisiensi peneaeahan didefinisikansebagai nisbah antara jumlah pulsadengan hasil kali antara nilaikelimpahan mutlak (yield) danaktivitas sumber sinar-ypemaneamya. Jika material yangdicaeah berupa matrik, makaketebalan dan jenis material tersebutakan mempengaruhi nilai efisiensipeneaeahan akibat adanya efekserapan diri. Besar-keeilnya efekserapan diri terhadap nilai efisiensipeneaeahan ini tergantung padaketebalan (penambahan massa) danjenis material yang dieaeah.

C.! H 2 2.5 :J;T~baltc.m}

Gambar 1. Grafik hubungan tebalversus efisiensi

Grafik hubungan antara tebal danefisiensi tersebut memilikipersamaan garis yaitu E = -O,24x +1,31; dengan E menyatakan efisiensipeneaeahan (%) dan x menyatakantebal sumber standar (em).Penambahan tebal sumber standarsebanding dengan penambahanmassa sumber standar, sehinggadapat dibuat juga grafik kalibrasiefisiensi-massa yang terlihat pad aGambar2.

o tOO m••b.ssa (graroj

5.3. Batas Deteksi Terendah(BDT)Hasil pengukuran BDT diperli-hatkan pada Tabel2.

Tabel2. Data perhitungan BOTseeara teoritik dan eksperimen

Gambar 2. Grafik hubungan massaversus efisiensi

Grafik hubungan antara massa danefisiensi tersebut memilikipersamaan garis yaitu E == -O,24m +1,31; dengan E menyatakan efisiensipeneaeahan (%) dan m menyatakanmassa sumber standar (gram). Darikedua grafik kalibrasi ketebalan-efisiensi dan massa-efisiensi di atasmenunjukkan bahwa hubungan

20

Tebal Massa BOT Eksperimen

(em) (gram) Bql(71.266) gram

0.5 70.84 2,99

1 117,51 2,99

1,5 168.33 3,41

2 216,2 3,89

2,5 265.85 5,13

Berdasarkan nilai perhitungan BDTpada Tabel 2 terlihat bahwa semakintebal material, nilai batas Deteksi

Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan SpektrometerGamma

Terendah detektor HPGe semakinbesar. Artinya semakin tebalmaterial kemampuan detektor HPGeuntuk mendeteksi sinar-y yangdipancarkan radioaktif dari materialtersebut semakin keci!. Hal inidisebabkan karena semakin tebalmaterial, energi sinar-y yangdipancarkan oleh materi semakinkecil karen a efek serapan dirisehingga sinar-y yang terdeteksioleh detektor HPGe juga semakinkeci!. Dengan demikian kemampuandetektor HPGe untuk mendeteksikonsentrasi radioaktif dari sumbersemakin rendah, ditunjukkan dengansemakin besamya aktivitas sumberyang terdeteksi (Bq). Faktor lainyang menyebabkan nilai BDTsemakin tinggi untuk ketebalansumber yang semakin tinggi pulayaitu adanya pengaruh efekhamburan balik.Sumber yang dicacah menggunakanspektrometri gamma berlaku sebagaisumber sinar-y dan selalu diukurpada jarak tertentu dari detektor.Padahal cacah sinar-y dari sumberyang diukur selalu menyebar kesegala arah (41t rad), sehinggadetektor hanya menerima cacahsinar-y dari salah satu sisi darisumber. Dengan demikian tidakseluruh cacah sinar-y yangdipancarkan oleh sumber dapatdideteksi oleh detektor. Selainberinteraksi dengan detektor, sinar-yyang dideteksi juga berinteraksidengan materi disekitamya, yangpaling sering terjadi adalah interaksisinar-y dengan bahan pensaidetektor yaitu timbal (Pb). Fotonterhambur yang dihasilkan olehinteraksi sinar-y dengan timbal dapat

masuk ke dalam detektor dandideteksi. Efek ini disebut denganefek hamburan balik. Semakin tebalsuatu materi maka semakin besarpula efek hamburan balik, sehinggacacah sinar-y dari material yangdideteksi oleh detektor semakinkecil yang ditunjukkan dengansemakin besamya nilai BDT padaketebalan lebih tinggi.

5.4 Pengukuran KonsentrasiUranium Sampel Yellowcake danPupuk TSPHasil pengukuran lima macamsampel yang terdiri dari yellowcakemumi dan yellowcake yangdicampur dengan tanah sertadiperlihatkan pada TabeI 3. Kelimasampel tersebut diukur pada puncakenergi gamma yang sarna yaitu 1001keY dengan kelimpahan gammasebesar 0,845 %.Berdasarkan hasil perhitungan yangdiperoleh diketahui bahwakonsentrasi yellowcake dalamsampel berkisar antara (38,84-100)%, sedangkan konsentrasiuranium dalam sampel berkisarantara (24.994,78-59.255,34) Bq/kg.Konsentrasi uranium padayellowcake ini tinggi karena telahmelebihi clearance levels yaitu 1000Bq/kg. Jika dibandingkan dengankonsentrasi uranium dalam sampelyellowcake, konsentrasi uraniumdalam pupuk TSP lebih rendah yaitusebesar 27,89 Bq/kg. Besamyakonsentrasi uranium dalam sampeltersebut dapat dideteksi karenaberada di atas Batas DeteksiTerendah (BDT) dari detektor yaitusebesar 5,13 Bq/(71-266) gramsampe!.

21

Widyanuklida Vol. 9 No. 1-2, November 2009

Tabell Hasil pengukuran konsentrasi uranium dalamyellowcake

Mauaaampel Konsentrasl yellowcake Konsentrasi uranium

(gr.ml 1"1 IBq/kgl

83.59 100 5925534

1~6.74 56.96 31658.~

118.3 45.88 2565939

186.21 44.89 25244.34

215,22 33,84 24994.78

Hubungan antara konsentrasiyellowcake dalam sampel dengankonsentrasi uranium diperlihatkanpada Gambar 3.

dimiliki oleh konsentrasi yellowcake100%.

~ • • ~ a ~~:)f;s.~~ita-SI.r~!J~-::I'-"a('t4

Gambar 3. Grafik hubungan antarakonsentrasi yellowcake dan kon-sentrasi uranium'

Berdasarkan grafik tersebut dapatdiketahui bahwa hubungan antarakonsentrasi uranium dalam sampel(Bq/kg) dengan konsentrasiyellowcake dalam sampel (%)adalah linier, yaitu semakin besarkonsentrasi yellowcake dalamsampel maka semakin besar pulakonsentrasi uranium. Hal mtdisebabkan karena semakin tinggikonsentrasi yellowcake, makasemakin besar jumlah cacah foton-yisotop uranium yang diterima olehdetektor, dengan demikiankonsentrasi uranium tertinggi

6. KesimpulanSetelah dilakukan analisis pengaruhketebalan sumber dengan efisiensipeneaeahan, pengukuran BOT(Batas Deteksi Terendah) danpengukuran konsentrasi uraniumsampel yellowcake dan pupuk TSP,maka dapat ditarik kesimpulansebagai berikut:1. Telah berhasil dibuat sumber

standar uranium dengan matrikAh03 yang relatif homogendengan besar simpangan masing-masing titik sumber terhadaprata-ratanya berkisar antara(1,94-7,94) %.

2. Efisiensi deteksi spektrometrigamma tergantung pada tebalatau massa sampel denganrentang nilai efisiensi antara(0,6592-1,1277) %, denganvariasi tebal antara 0,5-2 em danvariasi massa antara 71-266gram.

3. Batas Deteksi Terendah (BOT)rata-rata untuk peneaeahanselama 17 jam adalah 4 Bq/(71-266) gram sampel.

4. Besamya konsentrasi uraniumdalam sampel dengan konsentrasiyellowcake antara (38,84-100)%berkisar antara (24.994,78-59.255,34) Bq/kg, sedangkankonsentrasi uranium pada pup ukTSP adalah 27,89 Bq/kg.

22

Margi Puji Rahayu - Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan SpektrometerGamma

Daftar PustakaAnnaliah, I., Surtipanti, Bunawas, Minami. 1994. Pengukuran Kadar

Radioaktivitas Alam Dari Deposit Fosfat Alam dan PenelitianKeselamatan Radiasi. Jakarta. Puslitbang Keselamatan Radiasi danBiomedika Nuklir-BATAN.

Bunawas, Wahyudi, Syarbaini, Untara. 2000. Penentuan 228Th, 226 Ra, dan40K Dalam Tanah Menggunakan Spektrometer Gamma In-Situ. Jakarta.Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir-BA TAN.

Boothe, G. F., 1976. The Need For Radiation Controls in the Phosphate andRelated Industries. Health Physics. Volume 32. Hal 285-290.

Akhadi, M., 2000. Daur Bahan Bakar Nuklir. http://www.elektroindo.com/elektrol ener33. html

Haditjahyono, H., 1992. Sistem Pengukuran Radiasi. Jakarta. Badan TenagaNuklir Nasional.

Uyttenhove, J., M. Lemmens, M. Zizi. 2002. Depleted Uranium in Kosovo:Results of A Survey by Gamma Spectrometry on Soil Samples. HealthPhysics. Volume 83. No.4. Hal 543-547.

Legrand, J., 1973. Calibration of y-spectrometers. North-Holland PublishingCo.

23