Sari, Opi Vita Mayang_G2007.pdf

download Sari, Opi Vita Mayang_G2007.pdf

of 27

Embed Size (px)

Transcript of Sari, Opi Vita Mayang_G2007.pdf

  • 1

    PENENTUAN KONSENTRASI URANIUM DALAM AIR MINUM KEMASAN DENGAN METODE JEJAK FISI

    Oleh: OPI VITA MAYANG SARI

    G74102002

    DEPARTEMEN FISIKA

    FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR

    2007

  • 2

    PENENTUAN KONSENTRASI URANIUM DALAM AIR MINUM KEMASAN DENGAN METODE JEJAK FISI

    Skripsi sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Sains

    pada Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor

    Oleh : OPI VITA MAYANG SARI

    G74102002

    DEPARTEMEN FISIKA

    FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM INSTITUT PERTANIAN BOGOR

    2007

  • 3

    ABSTRAK

    OPI VITA MAYANG SARI. Penentuan Konsentrasi Uranium dalam Air Minum Kemasan dengan Metode Jejak Fisi. Dibimbing oleh KIAGUS DAHLAN dan A. BUNAWAS Telah dilakukan pengembangan metode analisis uranium yang terkandung di dalam air dengan metode jejak fisi menggunakan detektor Iupilon. Optimasi dari metode ini diperoleh kondisi optimum untuk waktu iradiasi adalah 200 detik, dan waktu etsa adalah 60 menit pada suhu 50oC. Hasil dari penelitian menunjukkan bahwa konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan berkisar antara 0.48-20.61 g/L (12.01-519.37 mBq/L), terendah untuk sampel dari Medan dan tertinggi untuk sampel dari Kepulauan Karimun. Hasil ini menunjukkan bahwa hampir semua sampel air minum dalam kemasan yang diteliti, kecuali sampel G, masih berada pada level aman berdasarkan baku mutu untuk uranium dalam air minum di beberapa negara, yaitu untuk Kanada-20 g/L, USA-30 g/L, Rusia-1700 g/L, Australia-20 g/L, Jepang 2 g/L dan WHO-15 g/L. Sedangkan berdasarkan baku mutu untuk uranium dalam air minum yang berlaku di Indonesia, yaitu 40000 g/L, semua sampel air minum dalam kemasan pada penelitian ini masih aman untuk dikonsumsi. Dosis interna akibat mengkonsumsi air minum dalam kemasan yang mengandung uranium berkisar antara 0,19-22,64 Sv/tahun. Penentuan dosis ini bergantung pada usia.

  • 4

    RIWAYAT HIDUP Penulis dilahirkan di Serang pada tanggal 13 Agustus 1984 sebagai anak tunggal dari pasangan Mahmud dan Elis Suheryati. Penulis menyelesaikan pendidikan Taman Kanak-kanak Bina Sejahtera pada tahun 1990 kemudian melanjutkan pendidikan di SD Negeri Taman Sari II Kota Cilegon sampai tahun 1996. Pada tahun yang sama penulis melanjutkan pendidikan di SLTP Negeri 6 Kota Cilegon sampai tahun 1999, kemudian penulis melanjutkan pendidikan di SMU Negeri 1 Kota Cilegon sampai tahun 2002. Pada tahun 2002, penulis berhasil diterima di Institut Pertanian Bogor melalui jalur Undangan Seleksi Masuk IPB (USMI) sebagai mahasiswa di Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam. Selama menjalani perkuliahan penulis pernah menjadi Asisten Praktikum mata kuliah Fisika Dasar dan Fisika Umum pada tahun 2003-2006. Penulis juga aktif mengikuti seminar baik yang intra maupun ekstra jurusan. Selain itu penulis juga aktif sebagai pengajar bimbingan belajar secara independen di Bogor pada tahun 2003-2004.

  • 5

    Judul : Penentuan Konsentrasi Uranium dalam Air Minum Kemasan dengan Metode Jejak Fisi

    Nama Mahasiswa : OPI VITA MAYANG SARI Nomor Pokok : G74102002

    Menyetujui :

    Pembimbing I Pembimbing II Dr. Kiagus Dahlan Drs. A.Bunawas, APU NIP. 131 663 021 NIP. 330 003 249

    Mengetahui :

    Dekan Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Institut Pertanian Bogor

    Prof. Dr. Ir. Yonny Koesmaryono, M.S NIP. 131 473 999

    Tanggal Lulus :

  • 6

    PRAKATA

    Alhamdulillahirobbilalamin, segala puji dan syukur kehadiran Allah SWT atas segala kemurahan dan anugerahNya. Sholawat serta salam semoga tetap tercurah kepada junjungan kita Rasulullah Muhammad SAW. Dengan rahmat-Nya penulis dapat menyelesaikan skripsi yang berjudul Penentuan Konsentrasi Uranium dalam Air Minum Kemasan dengan Metode Jejak Fisi sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Sains (S.Si) pada Departemen Fisika. Suatu kebahagiaan yang sangat besar, karya ini akhirnya dapat diselesaikan dengan penuh perjuangan dan kesabaran untuk melaluinya.

    Pada kesempatan ini penulis mengucapkan terima kasih kepada pihak-pihak yang banyak membantu penulis dalam penyelesaian skripsi ini, diantaranya: 1. Dr. Kiagus Dahlan selaku pembimbing I yang telah membimbing penulis dengan penuh

    motivasi, petunjuk, dan kesabaran. 2. Drs. A. Bunawas APU selaku pembimbing II yang telah membimbing penulis dengan penuh

    kesabaran, keramahan, dan motivasi ditengah-tengah kesibukan beliau. 3. Drs. M. Nur Indro M.Sc dan Dr. Akhiruddin Maddu sebagai dosen penguji atas segala

    masukan dan motivasinya yang telah diberikan. 4. Para pegawai PTKMR-BATAN di Pasar Jumat atas segala bantuan dan bimbingannya. Pak

    Asep Setiawan, ibu Leli, ibu Yurfida, pak Muji, dan lain-lain di laboratorium analisis lingkungan PTKMR-BATAN.

    5. Para pegawai PRSG Siwabessy-BATAN di Serpong atas segala bantuannya. Pak Saleh, pak Rohidi, dan lain-lain di bagian iradiasi.

    6. Seluruh Dosen Fisika atas ilmu yang telah diberikan dan karyawan Departemen Fisika khususnya Bapak Firman atas bantuannya selama ini.

    7. Mama dan Bapak yang senantiasa mendoakanku, mendidikku dan memberikan kasih sayang yang tidak pernah berhenti mengalir untukku. Semoga Allah SWT membalasnya dengan balasan yang lebih baik.

    8. Keluarga Besarku di Cilegon dan di Bogor atas segala dukungan semangat dan bantuannya selama ini.

    9. A Mpi dan putri kecilku Nabilah Khairunnisa, terimakasih dukungan dan doanya. 10. Teman-teman terbaikku di Cilegon, Rita, Dian, dlan lain-lain, atas semangat dan motivasinya. 11. My BRAVO ( Idonk, DewieS, tEnda, Melly, Eti, tAde, Ima), terimakasih dah jadi keluarga

    keduaku. 12. Teman-teman fisika 39 (Reni, Wahyu, Fera, Leta, Laina, Rahma, Eka, Sonny, Nono, Anam,

    Niko, Kofir, Ekojambi, Arif, Luthfan, Erus, Marwan, Tedi, Rian, Budi, Teguh, Didit, Ananto, Ihsan, Tyo, Tika, Siro dan Anto), terima kasih kebersamaannya

    13. Rekan-rekan FISIKA 37, FISIKA 38, FISIKA 40 dan FISIKA 41 atas kerjasamanya. Serta semua pihak yang telah membantu penelitian ini, yang tidak bisa penulis sebutkan satu

    persatu. Penulis menyadari bahwa dalam penyusunan skripsi ini masih jauh dari kesempurnaan. Oleh karena itu penulis mengharapkan masukan baik kritikan, saran maupun koreksi yang sifatnya membangun. Semoga skripsi ini dapat bermanfaat.

    Bogor, April 2007 Opi Vita Mayang Sari

  • 7

    DAFTAR ISI

    Halaman PRAKATA........................................................................................................................... i DAFTAR ISI........................................................................................................................ ii DAFTAR GAMBAR........................................................................................................... iii DAFTAR TABEL................................................................................................................ iii DAFTAR LAMPIRAN........................................................................................................ iii PENDAHULUAN

    Latar Belakang...................................................................................................... 1 Tujuan Penelitian................................................................................................... 1 Hipotesis................................................................................................................ 1

    TINJAUAN PUSTAKA Uranium................................................................................................................ 1 Uranium dalam Air Minum.................................................................................. 2 Dosis Efektif Uranium per Tahun......................................................................... 3 Metode Jejak Fisi.................................................................................................. 4

    BAHAN DAN METODE Tempat dan Waktu Penelitian............................................................................... 4 Bahan dan Alat......................................................................................... ............ 4 Metode Penelitian

    Prinsip Kerja............................................................................................. 4 Persiapan Sampel..................................................................................... 4 Proses Iradiasi Neutron Termal............................................................... 5 Proses Etsa Kimia.................................................................................... 5

    Analisis Jejak Fisi ................................................................................................. 5 Analisis Data........................................................................................................ 6 Dosis Efektif Uranium per Tahun dari Air Minum untuk Usia Tertentu............. 6 Diagram Alir Penelitian ........................................................................................ 6

    HASIL DAN PEMBAHASAN Optimasi Waktu Iradiasi dan Waktu Etsa............................................................ 7 Penentuan Konsentrasi Uranium.......................................................................... 7 Dosis Efektif Uranium per Tahun dari Air Minum untuk Usia tertentu.............. 8

    SIMPULAN DAN SARAN................................................................................................ 9 DAFTAR PUSTAKA......................................................................................................... 9 LAMPIRAN........................................................................................................................ 11

  • 8

    DAFTAR GAMBAR

    Halaman Gambar 1 Peluruhan 238U ................................................................................................... 2 Gambar 2 Skema jalan masuk uranium ke tubuh ............................................................... 2 Gambar 3 Ilustrasi model pola etsa kimia sederhana ......................................................... 4 Gambar 4 Skema yang menunjukkan metode jejak fisi yang digunakan untuk penentuan uranium dalam air mineral................................................... 5 Gambar 5 Rencana percobaan dari pengemasan sampel, standar, dan background untuk iradiasi dalam reaktor...................................................................... 5 Gambar 6 Ilustrasi penempatan sampel dalam tabung aktivasi........................................ 6 Gambar 7 Diagram alir penelitian .................................................................................... 7 Gambar 8 Konsentrasi uranium dalam sampel air minum dalam kemasan dari beberapa lokasi.............................................................................................. 8 Gambar 9 Hubungan antara dosis efektif uranium rata-rata per tahun dari air minum terhadap usia tertentu........................................................................ 8

    DAFTAR TABEL

    Halaman Tabel 1. Baku mutu uranium dalam air minum di beberapa negara.................................. 2 Tabel 2. Konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan dibeberapa negara........ 2 Tabel 3. Pemasukan air per hari tergantung usia............................................................... 3 Tabel 4. Optimasi iradiasi................................................................................................. 7 Tabel 5. Optimasi etsa........................................................................................................ 7

    DAFTAR LAMPIRAN

    Halaman Konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan.................................................... 12 Dosis efektif uranium per tahun (Sv) untuk usia tertentu................................................ 12 Gambar jejak fisi hasil optimasi waktu iradiasi dan waktu etsa........................................ 13 Gambar jejak fisi sampel air minum dalam kemasan dan standar..................................... 14 Gambar alat........................................................................................................................ 16 Hubungan antara dosis efektif uranium per tahun dari .......................................... ........... 17 air minum terhadap usia tertentu

  • 9

    PENDAHULUAN

    Latar Belakang Bisnis Air Minum Dalam Kemasan

    (AMDK) semakin menggiurkan, karena kebutuhan akan air minum terus meningkat seiring dengan pertumbuhan penduduk. Perusahaan yang menggarap bisnis AMDK pun semakin banyak dan terus melakukan ekspansi untuk memperluas jaringan pasar produk-produknya. Kebutuhan masyarakat akan air minum sangat tinggi padahal ketersediaan air yang layak minum dalam arti berkualitas dan terjamin dari segi kesehatan semakin sulit diperoleh. Saat ini masyarakat, terutama di kota-kota besar tidak bisa lagi lepas dari AMDK. Dari segi penjualan industri ini mengalami pertumbuhan dari tahun ke tahun. Pada 2002, terjadi kenaikan 30 persen dibandingkan tahun 2001 dari 5, 4 miliar liter menjadi 7,1 miliar liter. Tahun 2003, ditargetkan peningkatan hingga 20 persen menjadi 8,5 miliar liter (Anonim 2003b).

    Sejak banyaknya perusahaan maupun distributor yang menyatakan bahwa produk air minum mereka berasal dari sumber air alami, maka terdapat kemungkinan bahwa beberapa dari air minum tersebut dapat mengandung uranium dalam jumlah yang dapat dihitung.

    Uranium adalah suatu unsur radioaktif alami yang penting dan banyak terdapat pada lapisan kulit bumi dan hampir semua sumber air, khususnya air tanah dan air mineral. Pengukuran radioaktivitas dalam air sangatlah penting untuk berbagai tujuan, terutama untuk menjamin bahwa tingkat radioaktivitas tersebut masih berada di bawah batas yang sudah ditentukan, karena air minum mungkin adalah suatu faktor yang signifikan dalam meningkatkan paparan radiasi pada populasi.

    Kadar uranium dapat diukur dengan menggunakan beberapa metode, yaitu metode analisis aktivasi, spektrometri massa, fluorometri, dan pencacah alpha (Fleischer et al. 1975). Penelitian ini menggunakan metode jejak fisi, karena metode ini lebih mudah, tidak terlalu mahal dan memberikan keakuratan yang sama bila dibandingkan dengan metode-metode yang lain. Tujuan Penelitian

    Tujuan penelitian ini adalah untuk menentukan konsentrasi uranium dalam

    beberapa jenis air minum dalam kemasan dengan menggunakan metode jejak fisi .

    Hipotesis

    Hampir semua air sumber, khususnya air tanah dan air minum dalam kemasan mengandung unsur radionuklida uranium.

    TINJAUAN PUSTAKA Uranium Uranium adalah suatu unsur radioaktif dengan nomor atom 92. Secara umum, uranium banyak ditemukan dalam jumlah yang sangat sedikit dalam batu-batuan, tanah, air, tumbuh-tumbuhan, dan binatang serta manusia. Uranium merupakan radioaktif yang lemah dan memberikan kontribusi yang sangat sedikit terhadap paparan radiasi alami dalam lingkungan. Dalam bentuk murninya, uranium adalah logam berat berwarna perak dengan kerapatan hampir dua kali dari kerapatan timah hitam. Dalam alam, uranium terdapat dalam beberapa isotop, yaitu 238U, 235U, dan 234U dengan berat proporsi masing-masing adalah 99,274%, 0,72% dan 0,006%. 1 g uranium alami memiliki aktivitas 25,2 mBq (Anonim 2001a). Uranium dapat berada dalam 4 keadaan valensi, yaitu : U3+ (III), U4+ (IV), UO2+ (V), dan UO22+ (VI). Keadaan valensi yang paling dominan dalam lingkungan adalah U (IV) dan U (VI) (Fellow 1998). Jumlah valensi yang berbeda ini merupakan salah satu penjelasan untuk potensial beracun dari uranium dalam perbandingan dengan logam berat lainnya.

    Semua isotop uranium bersifat radioaktif. Tiga isotop alami yang ditemukan di lingkungan, 234U, 235U, dan 238U, mengalami peluruhan radioaktif dengan memancarkan partikel alpha yang disertai dengan radiasi gamma yang lemah. Waktu paruh 238U adalah 4,5 milyar tahun, yang berarti uranium ini tidak terlalu bersifat radioaktif. Waktu paruh uranium yang sangat panjang inilah yang menyebabkan uranium masih tetap ada di bumi ini. Tiga isotop tambahan, yaitu 232U, 233U, dan 236U tidak terdapat secara alami di bumi ini melainkan dapat dihasilkan melalui transformasi nuklir. Ketiga isotop ini juga meluruh dengan memancarkan partikel alpha.

  • Gambar 1 Peluruhan 238U (Anonim 2001b)

    Isotop yang dominan, 238U, membentuk rantai peluruhan yang panjang dan hasil peluruhannya mengandung radionuklida kunci radium-226 dan radon-222. Proses peluruhan akan terus berlangsung sampai mencapai kestabilan, yaitu sampai hasil peluruhan yang tidak radioaktif terbentuk (lihat gambar 1, seri peluruhan uranium). Salah satu hasil peluruhan 238U adalah 226Ra yang diketahui sebagai salah satu radionuklida yang paling beracun. Hal ini disebabkan radium mirip dengan kalsium, karena berada pada grup yang sama pada sistem periodik, keberadaannya dalam tulang akan bertahan lama dan itu dapat menyebabkan paparan radiasi yang berbahaya bagi jaringan.

    Massa air adalah vektor yang paling penting dalam proses pengangkutan uranium, baik dalam larutan maupun oleh erosi dalam lingkungan. Proses pengangkutan uranium ke air alami dapat terjadi melalui difusi atau aliran massa. Dalam lingkungan yang akuatik, uranium terdapat dalam konsentrasi 0,1 - 10 g/L (Brits dan Smith 1997), terutama sebagai uranil karbonat kompleks.

    Uranium dalam Air Minum Adalah sangat penting untuk menyadari bahwa semua unsur kimia yang terdapat secara alami akan ditemukan dalam air tanah melalui interaksi air tanah dengan batu-batuan dan bahan sedimen. Air tanah yang telah melalui proses penyulingan dengan tujuan untuk air minum dapat memiliki konsentrasi unsur-unsur yang tidak

    diinginkan berasal dari kontaminasi akibat interaksi manusia. Efek utama yang ditimbulkan secara kimia dari uranium pada manusia adalah peradangan ginjal. Sedangkan untuk kasus karsinogenetik dari uranium datanya masih jarang ditemukan. Nilai pedoman sementara yang ditentukan oleh WHO didasarkan pada perhitungan dari tes dengan menggunakan binatang sampai manusia. Walaupun efek kesehatan dari pengambilan uranium sudah diketahui selama beberapa waktu, sekarang ini belum ada baku mutu yang berlaku secara universal untuk uranium dalam air minum. Berikut ini adalah baku mutu untuk uranium dalam air minum dibeberapa negara yang telah diketahui : Kanada-20 g/L (Health Canada 2002), USA-30 g/L (EPA 2002), Rusia-1700 g/L (NGU 2005), dan pada tahun 2004 WHO menentukan nilai pedoman sementara 15 g/L (WHO 2004) dan berdasarkan SK. Kepala BAPETEN No. 02/ka-BAPETEN/V-99 tentang Baku Tingkat Radioaktivitas di Lingkungan di Indonesia baku mutu untuk uranium dalam air minum adalah 4 x 104 g/L. Tabel 1. Baku mutu uranium dalam air minum di beberapa negara

    Negara Baku mutu uranium (g/L)

    Baku mutu uranium (mBq/L)

    Kanada 20 504 USA 30 756 Rusia 1700 42840

    Jepang 2 50.4 Australia 20 504

    WHO 15 378 Indonesia 40000 106

    Tabel 2. Konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan dibeberapa negara

    Konsentrasi uranium (g/L) No. Negara

    Min. Maks. Rata-rata 1 Jerman 0.10 187.78 14.63

    2 Jepang (domestik) 1.07 x 10-3 0.34 0.0.7

    3 Jepang (impor) 0 7.48 1.53

    4 Cina - - 9.20

  • 11

    Uranium dapat masuk ke dalam tubuh manusia melalui makanan, air minum, atau udara. Secara umum, penyerapan uranium yang paling dominan adalah melalui makanan dan air minum, hal ini dikarenakan jumlah uranium dalam udara adalah sangat kecil. Rata-rata pengambilan uranium yang berasal dari makanan adalah sekitar 0,07 - 1,1 g/hari ( Anonim 2003a).

    Berikut ini adalah gambar skema jalan masuk uranium ke dalam tubuh manusia.

    Gambar 2 Skema jalan masuk uranium ke

    tubuh (Anonim 1999) Sekitar 99 % uranium yang masuk

    melalui makanan dan air minum akan meninggalkan tubuh manusia melalui jalur urin, dan sisanya akan memasuki aliran darah. Semua uranium yang telah dis erap akan dipindahkan oleh ginjal dan dieksresi dalam urine dalam beberapa hari. Sejumlah kecil uranium dalam aliran darah akan tersimpan dalam tulang manusia dan akan bertahan selama beberapa tahun.

    Uranium akan berbahaya bagi kesehatan hanya jika telah masuk ke dalam tubuh. Resiko yang paling besar dari penyerapan uranium dalam jumlah yang besar adalah kerusakan ginjal, karena walaupun uranium adalah radioaktif lemah tapi dia bersifat sebagai logam beracun. Paparan uranium juga dapat meningkatkan resiko untuk terkena kanker. Berdasarkan sifat uranium yang cenderung untuk terkonsentrasi pada tempat-tempat tertentu dalam tubuh, maka resiko untuk terkena kanker tulang, kanker hati, dan penyakit darah (seperti leukimia) akan meningkat. Penghirupan uranium juga dapat meningkatkan resiko terkena kanker paru-paru.

    Dosis Efektif Uranium per Tahun

    Pemasukan air minum ke dalam tubuh manusia per hari dalam jumlah yang cukup adalah bertujuan untuk memelihara keseimbangan kebutuhan air dalam tubuh. Pemasukan air dalam tubuh tergantung pada beberapa faktor seperti berat badan, aktivitas tubuh, dan keadaan lingkungan. Berdasarkan Sichert-Hellert dkk., keseluruhan total pengambilan air per berat badan dan per luas permukaan tubuh menurun dengan usia (Sichert-Hellert et al. 2001). Berikut ini adalah data pemasukan air minum ke dalam tubuh manusia per hari ter gantung usia : Tabel 3. Pemasukan air per hari tergantung usia

    Sumber : Scoot 2003 Tinggi rendahnya paparan radiasi alami tergantung pada keadaan geografi lokasi dan pada aktivitas manusia. Dosis efektif uranium per tahun untuk usia tertentu dapat dihitung dengan menggunakan persamaan sebagai berikut :

    C x DCF x DWI x 365 D = (1)

    D = Dosis efektif uranium per tahun untuk kelompok usia tertentu dari pemasukan uranium dalam air (Sv);

    C = Nilai rata-rata dari konsentrasi uranium dalam air (Bq/L);

    DWI = Pemasukan air per hari untuk kelompok usia tertentu (L);

    Umur Berat badan normal (Kg) DWI (L)

    1 10 1.00 2 13 1.17 3 15 1.26 4 17 1.33 5 19 1.35 6 21 1.37 7 23 1.50 8 25 1.55 9 28 1.62 10 31 1.71 11 35 1.75 12 40 1.96 13 45 2.12 14 51 2.35 15 57 2.51 16 62 2.67 17 66 2.71 18 70 2.00

  • 12

    DCF = Faktor konversi dosis untuk uranium untuk kelompok usia tertentu (Sv/Bq).

    Berdasarkan IAEA, International Basic Safety Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, faktor konversi dosis untuk 238Uadalah 4.41 x 10-8 Sv/Bq, untuk 235U adalah 4.60 x 10-8 Sv/Bq, dan untuk 234Uadalah 4.90 x 10-8 Sv/Bq. Metode Jejak Fisi

    Kadar uranium dapat diukur dengan menggunakan beberapa metode, yaitu metode analisis aktivasi, spektrometri massa, fluorometri, pencacah alpha, dan metode jejak fisi (Fleischer et al. 1975). Metode jejak fisi sudah banyak digunakan oleh berbagai penulis untuk menentukan kadar uranium dalam air, susu bubuk, darah manusia, daun teh, semikonduktor, batu bara, baja dan lain sebagainya (Singh et al. 1984; Cheng et al. 1988).

    Secara umum adalah sangat sulit untuk menentukan kadar uranium dalam air secara langsung dengan menggunakan metode kimia biasa. Bagaimanapun, metode jejak fisi adalah metode yang lebih mudah, lebih murah dan memiliki tingkat keakuratan yang sama jika dibandingkan dengan metode metode yang lain (Fisher 1975). Metode jejak fisi tidak membutuhkan sampel dalam jumlah yang banyak, hanya satu atau dua tetes air sudah cukup untuk menganalisa kadar uranium. Jadi, metode ini sangat berguna untuk sampel dengan jumlah yang sedikit dan memiliki konsentrasi uranium yang rendah. Pada metode jejak fisi, jejak fisi 235U yang telah diinduksi oleh neutron termal dideteksi dengan menggunakan detektor jejak nuklir. Jejak fisi tersebut kemudian diperjelas dengan proses etsa kimia. Jumlah jejak per satuan luas dihitung dengan menggunakan mikroskop optik. Proses Etsa Partikel yang telah terionisasi penuh lewat melalui bahan detektor seperti polikarbonat, mika, gelas, dan lain sebagainya meninggalkan sedikit jejak kerusakan pada rantai molekul. Larutan kimia untuk etsa, seperti KOH, NaOH, HF, dan lain sebagainya dapat melarutkan jejak ini pada kecepatan etsa jejak konstan, VT (m/jam) yang jauh lebih tinggi dari kecepatan etsa bulk, VG (m/jam), contohnya adalah kecepatan pengurangan permukaan bahan. Hasil dari proses etsa

    kimia ini kemudian dapat dilihat dibawah mikroskop optik. Model bentuk pola etsa kimia yang sederhana dapat dilihat pada gambar berikut ini.

    Gambar 3 Ilustrasi model pola etsa kimia

    sederhana : L (m), panjang pola etsa kimia yang dihasilkan oleh larutan etsa; v (m),

    ketebalan permukaan yang dipindahkan oleh larutan etsa; Le (m), panjang kerucut pola etsa; d (m), diameter pembukaan pola etsa

    BAHAN DAN METODE

    Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan pada bulan Oktober 2005 sampai Mei 2006, dan bertempat di PTKMR-BATAN, Pasar Jumat, Jakarta Selatan dan di reaktor GA Siwabessy, Serpong, Tanggerang. Bahan dan Alat Bahan :

    Larutan kimia : - 3 M HNO3 kualitas Pa - 6.5 M NaOH, dan - larutan uranium standar,

    dari UO2(NO3)2.6H2O buatan KPA-USA

    Air demineralized (aquabidestilata) Sampel air minum kemasan yang di

    ambil dari beberapa produk air minum kemasan yang ada di Indonesia..

    Alat :

    Detektor Jejak Fisi Polikarbonat-Iupilon (Mitsubishi Gas Chemical Company, Inc., Jepang),

    Mikropipet buatan Iupendorf, Selotip, Lampu inframerah, Inkubator buatan Memmert-

    Jerman, Tempat etsa,

  • 13

    Pinset, Klem SS, Mikroskop opthipot buatan Nikon-

    Jepang, dan Reaktor GA Siwabessy-Serpong.

    Metode Penelitian Prinsip Kerja Prinsip dari metode jejak fisi untuk penentuan uranium ditunjukkan secara skematik dalam gambar 4.

    Gambar 4 Skema yang menunjukan metode jejak fisi yang digunakan untuk penentuan

    uranium dalam air minum Setelah tetesan sampel air pada permukaan detektor dikeringkan (dievaporasi), 235U dalam endapan yang tertinggal dapat diinduksi dengan neutron termal dan mengalami reaksi fisi, pecahan fisi masuk menembus ke dalam detektor dan menyebabkan kerusakan radiasi di sepanjang lintasannya. Proses etsa kimia dengan menggunakan larutan kimia yang cocok dapat mengembangkan bekas tersebut menjadi jejak yang dapat dilihat di bawah mikroskop optik. Persiapan Sampel Karena jumlah produk air minum dalam kemasan terlalu banyak untuk dianalisa semua, maka pada penelitian ini hanya menggunakan sampel air minum dalam kemasan yang dikumpulkan dari dua belas produk air minum kemasan yang ada di Indonesia. Sampel - sampel air tersebut dikonsentrasikan sampai 100 kali dengan cara memanaskannya secara kontinu di atas pemanas. Dengan cara yang sama larutan uranium standar yang telah diketahui konsentrasinya (100 mL larutan mengandung 50 g/L uranium) disiapkan dari UO2(NO3)2.6H2O. Detektor yang digunakan adalah detektor plastik polikarbonat dengan merek dagang Iupilon (Mitsubishi Gas Chemical Company, Inc.,

    Jepang) dengan rumus kimia -[-O-C6H4C-(CH3)2C6H4OCO-]n- yang memiliki densitas 1,2 g cm-3 dan ketebalan 300 m.

    Larutan standar sampel

    Strip mika background

    selotip

    Larutan standar sampel

    Strip mika background

    selotip

    Gambar 5 Pengemasan sampel, standar dan

    background untuk iradiasi dalam reaktor Ambil 25 L dari setiap sampel maupun larutan standar dengan menggunakan mikropipet dan kemudian teteskan diatas permukaan detektor lalu dikeringkan dibawah lampu inframerah. Sampel air maupun larutan standar yang telah dikeringkan tersebut akan meninggalkan residu yang bersifat non-volatil pada permukaan detektor.

    Detektor polikarbonat Iupilon lain yang bersih kemudian diletakkan di atas setiap detektor yang mengandung residu non-volatil tersebut, sehingga membentuk seperti roti lapis kemudian rekatkan dengan menggunakan selotip. Detektor detektor yang sudah siap tersebut kemudian dipasang pada strip mika untuk menjaga kontak antara sampel dan detektor. Satu detektor Iupilon yang kosong dipasang bersama detektor yang berisi sampel sebagai latar belakang. Proses Iradiasi Neutron Termal Setelah semua sampel siap kemudian semua sampel tersebut dikemas di dalam sebuah tabung polietilen yang mempunyai panjang 7 cm dan diameter 2.5 cm.

    Semua sampel, larutan standar dan background diiradiasi dengan fluks neutron termal sekitar 1013 n/cm2 di PRSG Siwabessy-Serpong dalam tabung transfer sistem pneumatic rabbit dengan waktu bervariasi (100, 150, 200, dan 250 detik) untuk mencari waktu iradiasi yang optimal. Dari penelitian ini didapatkan waktu iradiasi yang optimal adalah 200 detik. Setelah didinginkan, detektor dicuci dengan larutan 3 M HNO3 dan air demi (aquabidestilata) dengan tujuan untuk memindahkan bahan

  • 14

    terendap kemudian keringkan dan lakukan proses etsa.

    Ilustrasi cara penempatan detektor dalam tabung polietilen adalah sebagai berikut:

    Gambar 6 Ilustrasi penempatan detektor

    dalam tabung aktivasi Proses Etsa Kimia Setelah diiradiasi detektor Iupilon kemudian dietsa di dalam larutan kimia 6.5 M NaOH pada suhu 50oC dalam inkubator dengan waktu bervariasi (40 ,50 ,60 dan 70 menit). Dari penelitian ini didapatkan waktu etsa yang optimal untuk jenis detektor Iupilon adalah 60 menit. Proses etsa ini dapat memperjelas jejak yang tadinya belum terlihat menjadi jejak yang dapat dilihat dalam mikroskop optik. Proses etsa tersebut diikuti dengan membersihkan detektor polikarbonat - Iupilon dengan air demineralized (aquabidestilata) lalu dikeringkan. Analisis Jejak Fisi

    Area tetesan pada permukaan detektor diteliti dengan menggunakan mikroskop optik pada pembesaran 400x untuk mengamati jumlah total jejak fisi terinduksi. Sangat penting untuk menghitung semua jejak dengan tujuan untuk menghindari kesalahan yang disebabkan oleh ketidakseragaman endapan uranium pada detektor. Untuk mendapatkan nilai statistik yang layak dan bagus dari penghitungan jejak, 10 field-of-view dipilih pada setiap permukaan detektor yang memiliki kontak dengan residu sampel pada waktu iradiasi. Satu field-of-view mewakili daerah dengan luas 1,96 x 10-3 cm2, oleh karena itu, daerah yang dihitung hanya merupakan bagian kecil dari ukuran sampel (~0,3 cm2). Idealnya dilakukan penghitungan jejak berdasarkan ukuran sampel, tapi dalam pekerjaan yang dilakukan secara manual, pilihan ini merupakan hal yang sulit dan memakan banyak waktu. Analisis Data

    Untuk menentukan konsentrasi uranium relatif terhadap konsentrasi larutan uranium standar 5 x 103 g/L dihitung dengan menggunakan persamaan berikut (Fleischer dan Lovett 1968; Fleischer et al. 1975; Akram et al. 1999; Qureshi et al. 2001):

    SBS

    BX CC

    =

    X (2)

    dimana subskript X dan S menyatakan sampel yang belum diketahui dan standar. C adalah konsentrasi uranium, adalah densitas jejak, dan B adalah densitas jejak fisi pada latar belakang (detektor kosong).. Untuk mendapatkan hasil yang akurat, adalah penting untuk mengurangkan densitas jejak latar belakang yang dihasilkan dari fisi uranium yang ada sebagai unsur pokok dari detektor dari total densitas jejak. Untuk tujuan ini detektor kosong diiradiasi bersama dengan sampel.

    Karena jumlah jejak fisi pada latar belakang adalah nol maka untuk percobaan ini kita tidak memasukkan densitas jejak latar belakang pada perhitungan, maka persamaan (2) menjadi :

    SS

    X CC =

    X (3)

    Perambatan kesalahan ( menyatakan 1 standar deviasi) dalam densitas jejak dihitung dengan mengalikan densitas jejak dengan (1/N)1/2, dimana N adalah jumlah total dari jejak yang dihitung dalam sampel. Konsentrasi uranium ditentukan dengan 1 standar deviasi. Dosis Efektif Uranium per Tahun dari Air Minum untuk Usia Tertentu Diasumsikan bahwa air minum yang dikonsumsi oleh manusia adalah air minum dalam kemasan. Dosis efektif uranium per tahun dari air minum untuk usia tertentu dapat dihitung dengan menggunakan persamaan (1) dengan menggunakan DCF rata-rata 4.41x 10-8 Sv/Bq dan data dari tabel 1.

  • 15

    Gambar 7 Diagram alir penelitian

    HASIL DAN PEMBAHASAN Optimasi Waktu Iradiasi dan Waktu Etsa Penentuan waktu iradiasi dan waktu etsa yang optimal dapat dilihat dari banyaknya jumlah jejak yang dihasilkan, kualitas jejak yang dihasilkan, jumlah jejak pada latar belakang yang kecil, dan kualitas latar belakang yang bagus. Berikut ini adalah tabel pembacaan jejak untuk mencari waktu iradiasi dan waktu etsa yang optimal dengan menggunakan sampel yang sama, yaitu larutan uranium standar dengan konsentrasi yang sama (5000 g/L).

    Tabel 4. Optimasi iradiasi

    No. Film

    Waktu iradiasi (detik)

    Jumlah jejak

    Latar belakang

    1 100 9008 0 7 150 10460 0 13 200 13848 0 43 250 10480 0

    Dari data di atas dapat diketahui waktu

    iradiasi yang optimal adalah 200 detik, karena waktu iradiasi ini menghasilkan jejak dengan jumlah yang paling banyak, kualitas jejak dan kualitas latar belakang yang paling bagus, dan latar belakang tidak terdapat jejak. Oleh karena itu, berdasarkan hasil di atas pada penelitian ini waktu iradiasi yang digunakan adalah 200 detik.

    Tabel 5. Optimasi Etsa

    No. Film

    Waktu etsa

    (menit)

    Jumlah jejak

    Latar belakang

    1 40 19244 0 2 50 18704 0 3 60 20576 0 4 70 16752 0

    Dari data di atas dapat diketahui waktu

    etsa yang optimal adalah 60 menit karena waktu etsa 60 menit ini dapat menghasilkan jejak dengan jumlah yang paling banyak, kualitas jejak dan kualitas latar belakang yang paling bagus, dan latar belakang tidak terdapat jejak.. Oleh karena itu, berdasarkan hasil di atas pada penelitian ini waktu etsa yang digunakan adalah 60 menit.

    Gambar jejak dari hasil optimasi waktu iradiasi dan waktu etsa ini dapat dilihat pada lampiran 2.

    Penelusuran literatur dan penyusunan proposal

    Persiapan sample dan standar

    Proses iradiasi

    Proses etsa

    Pembacaan dan penghitungan jejak

    Pengolahan data

    Penentuan konsentrasi

    uranium

    Penentuan dosis efektif

    uranium

    Analisis data

    Penyusunan laporan

  • 16

    Penentuan Konsentrasi Uranium Konsentrasi uranium dalam semua

    sampel air minum dalam kemasan pada penelitian ini dapat dilihat pada lampiran. Masing-masing sampel air dikonsentrasikan sampai 100x, oleh karena itu konsentrasi uranium pada kolom terakhir dibagi dengan 100.

    Konsentrasi uranium dalam air kemasan pada penelitian ini bervariasi dari 0.48 0.33 g/L sampai 20.61 2.22 g/L dengan nilai rata-rata 3.77 0.83 g/L atau dari 12.01 8.32 mBq/L sampai 519.37 55.94 mBq/L dengan nilai rata-rata 95.07 21.00 mBq/L.

    Nilai konsentrasi uranium yang tinggi ditemukan pada sampel air minum dalam kemasan dengan kode sampel G, yaitu produk air minum dalam kemasan yang berasal dari Tanjung Balai, Kepulauan Karimun. Tingginya konsentrasi uranium dalam sampel air ini berkaitan dengan lokasi sumber air yang dekat dengan daerah aktivitas penambangan, yaitu penambangan granit di Kepulauan Karimun. Sebagaimana telah kita ketahui bahwa granit ini memiliki kandungan uranium yang tinggi, oleh karena itu, sampel air minum dalam kemasan yang berasal dari lokasi ini memiliki konsentrasi uranium yang tinggi.

    Hasil dari penelitian ini dapat dibandingkan dengan konsentrasi uranium dalam sampel air dari tempat lain berdasarkan literatur. Konsentrasi uranium dalam air minum kemasan di Jerman berkisar antara 0.10 g/L sampai 187.78 g/L (Sparovek et al. 2000). Konsentrasi uranium dalam air minum kemasan domestik di Jepang berkisar dari 1.07 x 10-3 g/L sampai 344 x 10-3 g/L (Shiraishi et al. 2003). Rata-rata nilai konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan di Cina adalah 9.20 g/L. Konsentrasi uranium dalam sampel air minum di Pakistan adalah 0.03-6.67 g/L (Akram 2003). Dengan demikian nilai konsentrasi yang ditemukan dalam sampel air minum dalam kemasan pada penelitian ini masih berada tidak terlalu jauh jika dibandingkan dengan hasil pengukuran konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan dari penelitian di tempat lain.

    117.9

    454

    .4342

    .3436

    .5446.8767.79

    519.3

    718

    .6447.8860.7311

    6.17

    12.1

    0

    100

    200

    300

    400500

    600

    A B C D E F G H I J K L

    Kode sampel

    Kon

    sent

    rasi

    ura

    nium

    (mB

    q/L)

    Gambar 8 Konsentrasi uranium dalam sampel air minum dalam kemasan dari

    beberapa lokasi

    Konsentrasi uranium dalam sampel air pada penelitian ini, kecuali sampel dengan kode G masih berada pada level aman berdasarkan baku mutu untuk kandungan uranium dalam air minum dibeberapa negara selain negara jepang. Sedangkan berdasarkan baku mutu untuk kandungan uranium dalam air minum di Indonesia, semua sampel air minum dalam kemasan yang diteliti pada penelitian ini masih berada jauh di bawah baku mutu yang telah ditetapkan. Oleh karena itu, air minum kemasan pada penelitian ini masih aman untuk dikonsumsi. Dosis Efektif Uranium per Tahun dari Air Minum untuk Usia tertentu

    Hasil perhitungan dosis efektif uranium per tahun dari air minum untuk usia tertentu dapat dilihat pada lampiran 1. Hasilnya bervariasi dari 0.19 sampai 22,64 Sv/tahun.

    Hubungan antara dosis efektif uranium rata-rata per tahun dari air minum terhadap usia tertentu dapat dilihat pada gambar 9.

    Sampel A

    0,001,002,003,004,005,006,00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n(

    Sv)

    Gambar 9 Hubungan antara dosis efektif

    uranium per tahun dari air minum terhadap usia tertentu untuk sampel

  • 17

    Berdasarkan gambar 9, yaitu hubungan antara dosis efektif uranium per tahun dari air minum untuk sampel A, yaitu sampel air minum dalam kemasan yang banyak dikonsumsi masyarakat, terhadap usia tertentu, perkiraan dosis efektif per tahun meningkat secara positif dari usia balita dan mencapai puncaknya pada usia remaja, kemudian menurun secara drastis pada usia dewasa. Uranium tidak hanya bersifat beracun secara radioaktif tetapi juga bersifat beracun secara kimia. Efek yang paling umum dapat terjadi akibat sifat beracun dari uranium jika masuk ke dalam tubuh manusia adalah kerusakan ginjal. Oleh karena itu, dibuatlah baku mutu untuk uranium baik oleh negara-negara lain maupun oleh Indonesia.

    SIMPULAN DAN SARAN

    Simpulan Kondisi yang optimum untuk analisis uranium dengan menggunakan metode jejak fisi adalah iradiasi untuk sampel 200 detik, dan etsa selama 60 menit pada suhu 50oC. Konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan berkisar antara 0.48-20.61 g/L (12.01-519.37 mBq/L), terendah untuk sampel dari Medan dan tertinggi untuk sampel dari Kepulauan Karimun. Konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan pada penelitian ini masih berada di bawah nilai baku mutu untuk BAPETEN-Indonesia, namun ada satu yang sudah berada di atas nilai baku mutu WHO. Dosis interna akibat mengkonsumsi air minum dalam kemasan yang mengandung uranium berkisar antara 0,19-22,64 Sv/tahun. Hubungan antara dosis efektif uranium rata-rata per tahun dari air minum terhadap usia tertentu menunjukkan perkiraan dosis efektif per tahun meningkat secara positif dari usia balita dan mencapai puncaknya pada usia remaja, kemudian menurun secara drastis pada usia dewasa.

    Saran Pada penelitian ini hanya menggunakan dua belas buah produk air minum dalam kemasan yang berbeda-beda, untuk memperoleh informasi yang lebih akurat mengenai konsentrasi uranium dalam air minum yang ada di Indonesia diperlukan lebih banyak produk air minum dalam kemasan dengan sumber air yang lebih

    bervariasi. Dalam perhitungan dosis efektif per tahun untuk usia tertentu masih menggunakan data pemasukan air per hari untuk kelompok usia tertentu yang berasal dari luar negeri, hal ini kurang sesuai bila diterapkan untuk kondisi rata-rata orang Indonesia. Untuk perhitungan dosis efektif uranium per tahun untuk usia tertentu yang lebih mendekati kebenaran, sebaiknya menggunakan data pemasukan air per hari untuk kelompok usia tertentu yang berasal dari Indonesia.

    DAFTAR PUSTAKA Anonim. 1999. How DU might Enter The

    Body. CADU project. http://www.cadu.org.uk/images/

    du.body.html Anonim. 2001a. Uranium Radiation

    Properties. WISE Uranium project.

    http://www.antenna.nl/wise/uranium/rup.html

    Anonim. 2001b. Uranium A Radioactive Clock.

    http://www.atral.com/u238.html Anonim. 2003a. Uranium. http://www.ead.anl.gov/pub/doc/

    uranium.pdf Anonim. 2003b. Bisnis Air Minum dalam

    Kemasan Terus Meningkat http://www.sinarharapan.co.id/ekonomi/promarketing/.html

    Anonim. 2005. Mineral Water http://www.mineral-water.org Beiser, Arthur. 1995. Konsep Fisika

    Modern. Edisi keempat. Erlangga: Jakarta

    Bronzovic, M. dan G. Marovic.2005. Age Dependent Dose Assessment of Ra-226 from Bottled Water Intake. Health Phys.88(5):480-485

    Cheng, Y. L. Et al. 1993. Trace Uranium Determination in Beverages and Mineral Water Using fission Track Techniques. Nucl. Tracks Radiat. Meas. 22: 1 4, pp: 853 -855

    Chung, Young Sam, Jong Hwa Moon et al. 2001. Determination of Trace Uranium in Human hair by Nuclear Track Detection Technique. Journal of the Korean Nuclear Society.33(2) :225-230

  • 18

    EPA. 2000. U.S.A. EPA Standard for Uranium in Drinking Water. 65 FR 76707, 7 Desember 2000

    Fisher,D.E.1975. Geoanalytic Applications of Particle Tracks. Earth Sci. Rev.11.291-335

    Fleischer, R.L. dan D.B. Lovett. 1968. U and B Content of Water by Particle Track Etching. Geochimica et Cosmochimica Acta.32. 1126-1128

    Fleischer, R.L., R.B. Price dan R.M. Walker.1975. Nuclear Track in Solids:Principle and Applications. University of California Press : Berkeley

    Hamilton, E.I. 1970. The Concentration of Uranium in Air from Constrasted Natural Environments. Phys Pergamon Press 19: 511 -520

    Marovi, Gordana et al. 1997. Radioactive Radium in Tap and Mineral Water in The Republic of Croatia. Env Mon and Assesment 46: 233 239

    McCurdy, David E. dan Russel A. Mellor. 1981. The Concentration of Ra-226 and Ra-228 in Domestic and Impported Bottled Waters. Health Phys 40: 250 253

    NGU. 2005. Uranium in Drinking Water [online]. http://www.ngu.no/ngu-fokus/uranium.pdf

    Scoot, M. 2003. Family Practise notebook. http://www.fpnotebook.com Sichert-Hellert, W., Kersting M., Mqnz

    F.2001. Fifteen Years Trends in Water Intake in German children and Adolescents : result of the DONALD study. Acta Paediatr 90: 732-737

    Singh, S dan H.S. Virk.1984. U Estimation in Tooth Pastes and Fruit Juices using SSTNDs. Nuclear Track.8.419-422

    Singh, Padam et al. 1996. Levels of Uranium in waters from Some ndian Cities Determined by Fission track Analysis. Radiaton meas. Vol 26. No. 5 pp : 683 687

    Sparovek, R.B.M., J Fleckenstein dan E. Schnug. 2000. Issues of Uranium and Radioactivity in Mineral Waters. Landbauforschung Volkentrode 4 (51): 149 157

    Shiraishi, K. et al. 2004. Dose Effect for Japanese Due to TH-232 and U-238 in Imported Drinking Water. Health Phys. 86(4) :365-373

    UNSCEAR. 1993. Sources and Effects of Ionizing Radiation. New York : United Nations; Report to the General Assembly with scientific Annexes

    WHO. 1993. Radiological Aspect. In: Guidelines for Drinking-Water Quality. WHO: Geneva

    WHO. 1998. WHO Guidelines for uranium in Drinking Water. WHO: Geneva

  • 11

    LAMPIRAN

  • 20

    Lampiran 1

    Tabel konsentrasi uranium dalam air minum dalam kemasan Tabel dosis efektif uranium per tahun (Sv) untuk usia tertentu

    Kode sampel Usia A B C D E F G H I J K L

    1 1.90 0.87 0.68 0.58 0.76 1.09 8.35 0.31 0.77 0.98 1.87 0.192 2.22 1.02 0.79 0.68 0.89 1.28 9.77 0.36 0.90 1.15 2.18 0.233 2.39 1.10 0.85 0.73 0.95 1.38 10.53 0.39 0.97 1.24 2.35 0.244 2.53 1.16 0.90 0.77 1.01 1.46 11.11 0.41 1.03 1.31 2.48 0.265 2.56 1.17 0.91 0.78 1.02 1.48 11.28 0.41 1.04 1.33 2.52 0.266 2.60 1.19 0.93 0.79 1.04 1.50 11.45 0.42 1.06 1.35 2.56 0.267 2.85 1.30 1.01 0.87 1.13 1.64 12.53 0.46 1.16 1.47 2.80 0.298 2.94 1.35 1.05 0.90 1.17 1.70 12.95 0.47 1.20 1.52 2.89 0.309 3.08 1.41 1.10 0.94 1.23 1.77 13.53 0.50 1.25 1.59 3.02 0.31

    10 3.25 1.49 1.16 0.99 1.29 1.87 14.29 0.52 1.32 1.68 3.19 0.3311 3.32 1.52 1.18 1.01 1.32 1.92 14.62 0.54 1.35 1.72 3.27 0.3412 3.72 1.70 1.33 1.14 1.48 2.15 16.37 0.60 1.51 1.92 3.66 0.3813 4.01 1.83 1.43 1.22 1.60 2.31 17.63 0.65 1.63 2.07 3.94 0.4114 4.46 2.04 1.59 1.36 1.78 2.57 19.63 0.72 1.82 2.31 4.39 0.4515 4.77 2.18 1.70 1.45 1.90 2.75 20.97 0.77 1.94 2.46 4.69 0.4816 5.07 2.32 1.81 1.55 2.02 2.92 22.31 0.82 2.06 2.62 4.99 0.5217 5.15 2.36 1.83 1.57 2.05 2.97 22.64 0.83 2.09 2.66 5.06 0.5218 3.80 1.74 1.35 1.16 1.51 2.19 16.71 0.61 1.55 1.96 3.73 0.39

    Kode sampel

    Jumlah jejak

    sampel

    Jumlah jejak

    standar

    Lokasi sumber air

    Field-of-

    viewa

    X (cm-2) x

    103

    S (cm-2) x 103

    CX (g/L)

    CX (mBq/L)

    A 20 21352 Sukabumi 1 10 1.020.23 10.890.07 4.681.06 117.9426.71 B 9 21355 Sukabumi 2 10 0.470.16 10.900.07 2.160.73 54.4318.40 C 7 21002 Bogor 10 0.360.14 10.720.07 1.680.65 42.3416.38 D 6 20998 Cibinong 1 10 0.310.13 10.710.07 1.450.61 36.5415.37 E 8 21543 Cibinong 2 10 0.410.15 10.990.07 1.860.68 46.8717.14 F 11 20769 Bekasi 10 0.570.17 10.600.07 2.690.80 67.7920.16

    G 86 21208 Kep Karimun 10 4.460.48 10.820.07 20.612.22 519.3755.94

    H 3 21187 Palembang 10 0.160.09 10.810.07 0.740.42 18.6410.58 I 8 21109 Bandung 10 0.410.15 10.770.07 1.900.70 47.8817.64 J 10 21115 Jambi 10 0.520.16 10.770.07 2.410.75 60.7318.90 K 19 20844 Padang 10 0.980.22 10.630.07 4.611.05 116.1726.46 L 2 20587 Medan 10 0.100.07 10.500.007 0.480.33 12.108.32

    Rata-rata = 3.770.83 95.0721,00 Nilai minimum = 0.480.33 12.108.32

    Nilai maksimum = 20.612.22 519.3755.94

  • 21

    Lampiran 2 Gambar jejak fisi hasil optimasi waktu iradiasi dan waktu etsa

    Optimasi waktu iradiasi Gambar jejak keterangan

    100 detik

    150 detik

    200 detik

    250 detik

    Optimasi waktu etsa

    Gambar jejak keterangan

    40 menit

    50 menit

    60 menit

    70 menit

  • 22

    Lampiran 3 Gambar jejak fisi sampel air minum dalam kemasan dan standar

    Kode sampel Jejak fisi pada sampel

    Kode sampel Jejak fisi pada sampel

    A

    F

    B

    G

    C

    H

    D

    I

    E

    J

  • 23

    Kode sampel Jejak fisi pada sampel

    Kode sampel Jejak fisi pada sampel

    K

    L

    Jejak fisi pada standar

  • 24

    Lampiran 4 Gambar alat

    Tabung aktivasi polietilen Tempat etsa Inkubator Preparat detektor yang berisi sampel Mikroskop optik

  • 25

    Lampiran 5 Hubungan antara dosis efektif uranium per tahun dari air minum terhadap usia tertentu Sampel A

    0,001,002,003,004,005,006,00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel D

    0.00

    0.50

    1.00

    1.50

    2.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel B

    0,000,501,001,502,002,50

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel E

    0.000.501.001.502.002.50

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m

    per t

    ahun

    (Sv

    )

    Sampel C

    0.00

    0.50

    1.00

    1.50

    2.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel F

    0.00

    1.00

    2.00

    3.00

    4.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

  • 26

    Sampel G

    0.005.00

    10.0015.0020.0025.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m

    per t

    ahun

    (Sv

    )

    Sampel J

    0.000.501.001.502.002.503.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel H

    0.00

    0.20

    0.40

    0.60

    0.80

    1.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel K

    0.001.002.003.004.005.006.00

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel I

    0.00

    0.50

    1.00

    1.50

    2.00

    2.50

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

    Sampel L

    0.00

    0.100.20

    0.30

    0.400.50

    0.60

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

    Usia

    Dos

    is e

    fekt

    if ur

    aniu

    m p

    er

    tahu

    n (

    Sv)

  • 27