## ANALISIS DAN PENGUKURAN PARAMETER REAKTOR KARTINI UNTUK
PENERAPAN METODE K 0 -NAA
Sri Murniasih 1) , Roto 2) , Agus Taftazani 1) , Th. Rina M. 3) , Sutisna 3)
1) Pusat Sains dan Teknologi Akselerator – BATAN
2) Jurusan Kimia, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam – UGM
3) Pusat Sains dan Teknologi Bahan Maju – BATAN Email: smurni83@gmail.com
Diterima editor 22 April 2014 Disetujui untuk publikasi 9 Juni 2014

## ABSTRAK
ANALISIS  DAN  PENGUKURAN  PARAMETER  REAKTOR  KARTINI  UNTUK  PENERAPAN METODE K 0 -NAA . Metode k 0 -NAA merupakan metode analisis yang banyak digunakan dengan berbagai keunggulan.  Dalam  penerapan  metode  k 0 - 1$$ GLSHUOXNDQ QLODL SDUDPHWHU UHDNWRU ¦ GDQ Į PDND WXMXDQ SHQHOLWLDQ LQL DGDODK DNDQ GLODNXNDQ SHQJXNXUDQ QLODL SDUDPHWHU ¦ GDQ Į GL IDVLOLWDV Lazy  Susan reaktor Kartini .  Metode  yang  digunakan  meliputi  metode Cd-ratio dan triple  bare .  Telah  diukur  nilai parameter  tersebut  pada  tiga  lubang  iradiasi  di  fasilitas Lazy  Susan .  Diperoleh  perbedaan  hasil pengukuran  nilai  parameter  yang  signifikan  pada  setiap  lubang  iradiasi,  nilai ƒ EHUNLVDUí 22,128  dan Į berkisar  - í  +DVLO SHQJXNXUDQ ¦ GDQ Į GHQJDQ PHWRGH Cd-ratio, memberikan nilai  yang lebih  stabil dibandingkan  metode triple bare . N ilai ¦GDQĮ yang  diperoleh  dapat dijadikan basis data pada penerapan metode k 0 -NAA untuk analisis sampel di laboratorium AAN – PSTA.
Kata kunci: parameter reaktor, reaktor Kartini, k 0 -NAA, fluks neutron

## ABSTRACT
ANALYSIS AND MEASUREMENT OF KARTINI REACTOR PARAMETERS FOR APPLICATION OF K0-NAA METHOD . The k0-NAA method is an analysis method that widely used by many of the advantages. In the application of k0- 1$$PHWKRGQHHGHGYDOXHVRIUHDFWRUSDUDPHWHUVIDQGĮWKHQWKHSXUSRVHRIWKH UHVHDUFK ZRXOG EH FRQGXFWHG PHDVXUHPHQW SDUDPHWHU YDOXHV ¦ DQG Į LQ WKH /D]\ 6XVDQ .DUWLQL UHDFWRU facilities.  The  methods  used  include  Cd-ratio  and  triple  bare  methods.  The parameter  value  has  been measured  in  three  channels  in  the  irradiation  facilities  Lazy  Susan.  Differences  of  measurement  results obtained parameter values are significant in each channel irradiation, the value of ƒ ranged from 13,713 to 22,128 and the val XHRIĮUDQJHGIURP - WR7KHUHVXOWVRIPHDVXUHPHQWVIRUWKHIDQGĮZLWKWKH Cd- UDWLRPHWKRGSURYLGLQJPRUHVWDEOHYDOXHWKDQWKHWULSOHEDUHPHWKRG7KHYDOXHRIIDQGĮREWDLQHGFDQ be used a database for the application of k0-NAA method for sample analysis in the laboratory NAA – CAST.
Keywords: reactor parameter, Kartini reactor , k 0 -NAA, neutron flux

## PENDAHULUAN
Sejak  diluncurkan  pertama  kali  pada  tahun  1975,  metode  standardisasi  k 0 -NAA  terus dikembangkan melalui berbagai riset agar dapat diterapkan menjadi metode analisis absolut. Penelitian berkaitan  dengan  pengembangan  k 0 -NAA  antara  lain  mengenai  berbagai  material  yang  dapat digunakan  untuk  pengukuran  faktor  k 0 ,  pengukuran  efisiensi  detektor,  geometri  dan  matriks  sampel, pengukuran  karakteristik  spektrum  neutron  pada  lubang  iradiasi  dan  keakuratan  skema  peluruhan berbagai radionuklida [1]. Sampai saat ini, banyak laboratorium Analisis Aktivasi Neutron (AAN) di dunia telah menerapkan metode k 0 -NAA untuk analisis kualitatif dan kuantitatif berbagai jenis samples [1,2]. Sementara  itu, di  Indonesia  sendiri  masih sangat  sedikit laboratorium AAN  yang  telah menerapkan metode k 0 -NAA sebagai standar metode yang digunakan dalam pekerjaan sehari-hari. Laboratorium  AAN  di  Pusat  Sains  dan  Teknologi  Akselerator  (PSTA)  – BATAN  merupakan salah  satu  laboratorium  yang  belum  menerapkan  metode  k 0 -NAA.  Laboratorium  ini  didukung  oleh sumber radiasi reaktor Kartini yang merupakan jenis reaktor riset TRIGA MARK II. Reaktor Kartini mempunyai dua fasilitas operasi (fasilitas pneumatic dan Lazy Susan ), beroperasi pada daya 100 kW dan mempunyai fluks neutron berkisar 2×10 11 n.s -1 .cm -1 .
Penerapan  metode  k 0 -NAA  pada  suatu  laboratorium  memerlukan  dua  parameter  utama  yang harus  dilakukan  yaitu  pengukuran  efisiensi  detektor  dan  pengukuran  parameter  reaktor.  Parameter reaktor merupakan salah satu permanent data base yang harus diukur secara akurat agar metode k 0 - NAA  dapat  aplikasikan  dengan  akurat  dan  benar  sehingga  dibutuhkan  suatu  riset  tersendiri  untuk melakukannya.  Parameter  reaktor  ada  dua  yaitu SDUDPHWHU Į \DQJ PHUXSDNDQ SHQ\LPSDQJDQ GDUL distribusi  spektrum  neutron  epitermal 1 / E (menunjukkan  penyimpangan  spektrum  epitermal  dari bentuk ideal 1 / E dengan pendekatan distribusi 1 / E Į ) dan parameter ƒ yaitu ratio fluks neutron termal terhadap  fluks  neutron  epitermal  ( Ԅ th / Ԅ e )  [3].  Dalam  rangka  penerapan  metode  k 0 -NAA  di  PSTA, maka tujuan penelitian LQLDGDODKDNDQGLODNXNDQSHQJXNXUDQĮGDQ¦GLWLJDOXEDQJUDGLDVLSDGD fasilitas  Lazy  Susan  dengan  mempertimbangkan  posisi  bahan dummy pada  konfigurasi  bahan  bakar menggunakan dua metode pengukuran Cd-ratio dan triple bare agar hasil pengukuran yang diperoleh dapat digunakan sebagai data basis pada software k 0 -NAA.

## TEORI
Metode peneliti DQXQWXNSHQHQWXDQIDNWRUĮGDSDWGLNDWDJRULNDQPHQMDGLWLJDNHORPSRN\DLWX metode Cd-ratio , Cd-covered dan triple  bare .  Pada  penelitian  ini  digunakan  metode Cd-ratio multi- monitor dan triple bare XQWXNSHQHQWXDQIDNWRUĮ

## Metode Cd-ratio Multi-monitor
Metoda ini digunakan untuk memonitoring parameter D terutama bila karakteristik fluks neutron selalu  stabil  setiap  saat.  Sejumlah  bahan  monitor  fluks  diiradiasi  bersamaan  dengan  dan  tanpa pembungkus  Cd  kemudian  aktivitasnya  diukur  dengan  fasilitas  spektrometer  yang  terkalibrasi.  Jika semua  bahan  monitor  fluks  memiliki tampang  lintang V ( v )  ~ 1 / v hingga  energi  1,5 eV, parameter D diperoleh dari kemiringan kurva linier [3,4]:
݈݋݃ ( ܧത ݎ , ݅ ) െߙ ( ܨ ܥ݀ , ݅ . ܴ ܥ݀ , ݅ െ 1). ܳ 0, ݅ ( ߙ ). ܩ ݁ , ݅ / ܩ ݐ݄ , ݅ ݒ݁ݎݏݑݏ ݈݋݃ ܧത ݎ , ݅ (1)
dengan R Cd menunjukkan  nisbah  cadmium  atau  perbandingan  nisbah  aktivitas  jenis  keping  terbuka terhadap  tertutup  Cd,  sedang  G e adalah  faktor  koreksi  serapan-diri  untuk  neutron  epitermal,  dan  G th merupakan faktor koreksi serapan-diri untuk neutron termal.

## Metode Bare-irradiation
Metoda  ini  banyak  digunakan  dalam  penentuan  parameter D pada  suatu  reaktor  karena  lebih sederhana.  Sejumlah  bahan  monitor  fluks bersamaan  dengan  bahan  monitor  acuan  yang  diiradiasi bersamaan tanpa pembungkus Cd. Jika semua bahan monitor fluks tersebut memiliki tampang lintang
Nomor : 402/AU2/P2MI-LIPI/04/2012 (Masa berlaku Akreditasi s/d April 2015)
V ( v )  ~ 1 / v hingga  energi  1,5  eV;  parameter D diperoleh  dari  kemiringan  dari  garis  lurus ݈݋݃ቄ൫ܧത ݎ , ݅ ൯ െߙ ܣ ݅ ቅ versus ܧത ݎ , ݅ [1,2,3,5,6,7 ] :
ܣ ݅ = ܣ ݏ݌ , ݅ ݇ 0, ܣݑ ( ݅ ) . ߝ ݌ , ݅ െ ܣ ݏ݌ , ݎ݂݁ ݇ 0, ܣݑ ( ݎ݂݁ ) . ߝ ݌ , ݎ݂݁ ܳ 0, ݅ ( ߙ ) ܩ ݁ , ݅ ܩ ݐ݄ , ݅ െ ܳ 0, ݎ݂݁ ( ߙ ) . ܩ ݁ , ݎ݂݁ ܩ ݐ݄ , ݎ݂݁ (2)
dengan k 0 merupakan tetapan k 0 , H p adalah efisisensi deteksi dari puncak energi utuh, termasuk koreksi untuk attenuasi J , indeks ” ref” menyatakan acuan dan tidak diikutkan dalam seri- i . Untuk dua bahan monitor  fluks  dan  satu  bahan  monitor  acuan  maka  menjadi  metoda triple  bare-monitor sehingga perhitungan parameter D dapat diperoleh dari persamaan [5,8]:
( ܽ െ ܾ ). ܳ 0,1 ( ߙ ). ܩ ݁ ,1 ܩ ݐ݄ ,1 െ ߙ . ܳ 0,2 ( ߙ ). ܩ ݁ ,2 ܩ ݁ ,2 + ܾ . ܳ 0,3 . ܩ ݁ ,3 ܩ ݁ ,3 = 0 (3)
dengan,
ܽ = ቊ 1 െ ܣ ݏ݌ ,2 ܣ ݏ݌ ,1 . ݇ 0, ܣݑ (1) ݇ 0, ܣݑ (2) . ߝ ݌ ,1 ߝ ݌ ,2 ቋ െ 1 dan ܾ = ቊ 1 െ ܣ ݏ݌ ,3 ܣ ݏ݌ ,1 . ݇ 0, ܣݑ (1) ݇ 0, ܣݑ (3) . ߝ ݌ ,1 ߝ ݌ ,3 ቋ െ 1 (4)
Į DGDODK SDUDPHWHU XQWXN GLVWULEXVL IOXNV QHXWURQ M e ’  ~  1/E 1+ D ,  sedang  indeks  1,2  dan  3 menunjukkan isotop ke-1, ke-2 dan ke-3.
Pengukuran f Dengan Metode Cd-ratio Parameter  ƒ  adalah ratio fluks  neutron   termal   terhadap epitermal dapat  ditentukan  dengan metode Cd-ratio [9]. ƒ = ( ܨ ܥ݀ ܴ ܥ݀ െ 1). ܩ ݁ . ܳ 0 ( ߙ )/ ܩ ݐ݄ (5)
dengan Q 0 ( Į ) merupakan nisbah integal resonansi terhadap tampang lintang termal dengan distribusi fluks: Ԅ e ~1 / E Į , sedangkan ƒ adalah ratio fluks neutron termal terhadap fluks neutron epitermal.
Tabel 1.Nilai Q 0 dan ܧ ݎ തതത beberapa isotop bahan monitor fluks ( F Cd =1, kecuali Au) [10]
Bahan monitor fluks E r , eV Q 0 T½ 197 $XQȖ 198 Au 5,65 ± 0,400 15,710 ± 0,280 F Cd =0,991 2,695 hari
238 8QȖ 239 U / 239 Np 16,9 ± 0,200 103,400 ± 1,300 23,505 menit / 2,355 hari 94 =UQȖ 95 Zr 6260 ± 2,000 5,050 ± 0,420 64,030 hari 59 &RQȖ 60 Co 136 ± 7,000 1,990 ± 0,054 5,271 tahun 96 =UQȖ 97 Zr 338 ± 2,100 248,000 ± 1,500 16,740 jam 64 =QQȖ 65 Zn 2560 ± 260 1,908 ± 0,094 244,000 hari
Pada persamaan (5), bahan monitor fluks yang digunakan telah diketahui nilai Q 0 dan ܧത ݎ seperti yang  tercantum  pada  Tabel  1,  dengan  bahan  monitor  fluks  akan  diiradiasi  dengan  dan  tanpa pembungkus  Cd.  Nilai  G e dan  G th berturut-turut  menunjukkan  faktor  koreksi self-shielding neutron epitermal  dan  termal.  Bahan  monitor  fluks  Au  sering  digunakan  karena  sesuai  persyaratan  untuk mengetahui  faktor  koreksi self-shielding neutron.  Secara  praktis  faktor  transmisi  Cd  ( F Cd,r ) didefinisikan seperti pada persamaan (6) [ 11 ].
ܨ ܥ݀ = ൫ܣ ݏ݌ ൯ ܥ݀ ൫ܣ ݏ݌ ൯ ݁ atau ܨ ܥ݀ = ƒ.( ܩ ݐ݄ ܩ ݁ Τ ) ܳ 0( ߙ ) . ܴ ܥ݀ + 1 ܴ ܥ݀ (6)
dengan F Cd merupakan faktor transmisi Cd untuk neutron epithermal
Pengukuran f dengan Metoda Bare bi-isotop Pada  metoda bi-isotop  terbuka,  parameter f ditentukan  dengan  mengiradiasi secara  bersamaan dua buah  isotop  dan  sebuah  komparator tanpa  pembungkus  Cd.  Dengan demikian  parameter f dapat ditentukan dengan persamaan [8,11]:
ƒ = ܩ ݁ ,1 . ݇ 0, ܿ (1) ݇ 0, ܿ (2) . ߝ ݌ ,1 ߝ ݌ ,2 . ܳ 0,1 െ ܩ ݁ ,2 . ܣ ݏ݌ ,1 ܣ ݏ݌ ,2 . ܳ 0,2 ܩ ݐ݄ ,2 . ܣ ݏ݌ ,1 ܣ ݏ݌ ,2 െ ܩ ݐ݄ ,1 . ݇ 0, ܿ (1) ݇ 0, ܿ (2) . ߝ ݌ ,1 ߝ ݌ ,2 (7)
bahan komparator ( c ) yang sering digunakan adalah 198 Au ( Q 0, 197 Au =15,71), sedangkan bahan monitor fluks  lainnya  digunakan  adalah  isotop 95 Zr  ( Q 0, 94 Zr =5,05, ܧത ݎ =6260  eV)  dan  isotop 97 Zr  atau 97m Nb ( Q 0, 96 Z r =248, ܧത ݎ =338 eV). Untuk kawat Au-Al yang mengandung ~ 0,1% Au diketahui mempunyai nilai G th § G e §

## METODOLOGI
3HQJXNXUDQSDUDPHWHUUHDNWRU¦GDQĮSDGDSHQHOLWLDQLQLGLODNXNDQGHQJDQGXDPHWRGH\DLWX metoda triple bare dan Cd-ratio guna mendapatkan nilai yang stabil yang dapat dijadikan basis data pada software k 0 -NAA.
Prosedur Pengukuran Į dan ƒ Dengan metoda Triple Bare Penentuan parameter Į dan ƒ menggunakan metoda triple bare dilakukan dengan memasukkan keping Al-Au (0,1003±0,0012% Au IRMM-530R) dan Zr (99,8+%, ketebalan 0,125mm, GoodFellow ) tanpa  pembungkus  Cd  ke  dalam  kelongsong,  kemudian  diiradiasi  pada Lazy  Susan selama  6  jam. Pendinginan dilakukan 1 jam untuk isotop 97 Zr (T½ = 16,740±0,100 jam), 5-10 hari untuk isotop 95 Zr (T½ = 64,030±0,010 hari) dan 1-3 hari untuk 198 Au (T½ = 2,695±0,100 hari). Perhitungan parameter Į diperoleh dengan persamaan (3) sedangkan perhitungan f ditentukan dengan persamaan (7).
Prosedur Pengukuran Į dan ƒ Dengan Metoda Cd-ratio Penentuan  parameter Į dan  ƒ  menggunakan  metoda Cd-ratio dilakukan  dengan  memasukkan keping Al-Au (0,1003±0,0012% Au IRMM-530R); kepingan Zr (99,8+%, ketebalan 0,125mm, Good Fellow );  kepingan  Al-U  (0,2%U  dengan  99,9520% 238 U  IRMM-NS00017);  kawat  Al-Co (0,1043±0,0014%  Co)  dan  kepingan  Zn  (99,980%,  ketebalan  0,254  mm, Reactor  Experiment Inc.) tanpa pembungkus  Cd  dan  dengan  pembungkus  Cd  (ketebalan  1,1  mm)  yang  dimasukkan  dalam kelongsong dengan jarak > 6 cm. Keping bahan monitor fluks tersebut diiradiasi selama 6 jam pada fasilitas Lazy  Susan .  Pendinginan  dilakukan  sesuai  dengan  waktu  paruh  isotop  yang  akan  diukur. Pengukuran aktivitas spesifik fluks monitor terbungkus maupun tidak terbungkus Cd dilakukan dengan spektrometer gamma dan dihitung menggunakan persamaan (1), sedangkan perhitungan f ditentukan dengan persamaan (5).
Pengukuran  dilakukan  pada  spektrometer  gamma  terkalibasi  menggunakan  detektor ORTEC GEM35P4-83 dan multi  channel    analyzer 4096    pada  posisi  jarak  10  cm  dari end-cap detektor  dimana  efek true-coincidence dapat  diabaikan.  Bahan  monitor  fluks  diukur  dengan ZDNWXSHQJXNXUDQEHUYDULDVLíGHWLN

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Setiap posisi iradiasi pada reaktor riset Kartini pada kondisi normal mempunyai jumlah neutron termal lebih besar dibandingkan neutron epitermal [1,12]. Hal ini sangat mempengaruhi jumlah atom yang  dapat  teraktivasi  akibat  reaksi  dengan  neutron  termal  dan  epitermal  sehingga  fluktuasi  statistik pembentukan isotop yang diinduksi oleh neutron termal akan overlapping dengan yang terinduksi oleh neutron epitermal, untuk itulah diperlukan kalibrasi parameter reaktor diantaranya ƒ dan Į [3]. Metode penentuan ƒ dan Į dapat diklasifikasikan menjadi tiga kelompok yaitu metode Cd-ratio , bare bi-isotop dan triple bare monitor [13]. Pada penelitian ini, penentuan ƒ dan Į menggunakan metode Cd-ratio
dan triple  bare  monitor yang  dilakukan  pada    posisi  5,  15  dan  30 Lazy  Susan dengan mempertimbangkan  posisi  bahan dummy pada  konfigurasi  bahan  bakar.  Konfigurasi  bahan  bakar reaktor  dan  posisi  iradiasi  pada  saat  dilakukan  pengukuran  parameter  reaktor  ditampilkan  pada Gambar 1. Posisi iradiasi untuk analisis unsur umur pendek dilakukan pada fasilitas pneumatik yang berada  di  dalam  teras  reaktor  sedangkan  iradiasi  sampel  umur  sedang  dan  panjang  dilakukan  pada fasilitas Lazy Susan yang terletak di luar teras reaktor. Lazy Susan merupakan rak putar pada reflektor grafit dengan 40 lubang iradiasi yang dioperasikan pada daya 100 kW.
Gambar 1. Konfigurasi bahan bakar dan posisi iradiasi pada fasilitas reaktor riset Kartini
Pengukuran fluks neutron termal, fluks epitermal, parameter Į dan ƒ digunakan beberapa bahan monitor  fluks  berupa  kepingan  atau  kawat  paduan  logam  dengan ܧത ݎ bervariasi  yang  mewakili jangkauan ener JLUHQGDKVDPSDLWLQJJLXQWXNPHQJHWDKXLNHVWDELODQQLODLĮSDGDVHOXUXKGDHUDKHQHUJL neutron  epitermal  pada  suatu  posisi  iradiasi  [13,14].  Tabel  1  menampilkan  daftar  monitor  fluks  dan data nuklir yang relevant yang digunakan pada penelitian ini. Posisi 5 pada Lazy Susan berada jauh dari bahan dummy dengan posisi grafit terdekat ada pada )*(*DPEDU3HQJXNXUDQ¦GDQĮSDGDSRVLVLGLODNXNDQGHQJDQPHWRGH triple bare dan metode Cd - ratio  multi  monitor untuk  memperoleh  nilai  yang  stabil.  Isotop  yang  digunakan  saat pengukuran dengan metode triple bare adalah 198 Au, 97 Zr dan 95 Zr, sedangkan untuk metode Cd-rasio digunakan  isotop 198 Au, 239 Np, 95 Zr, 65 Zn  dan 60 Co.  Hasil  pengukuran  dengan  metode triple  bare diperoleh nilai ƒ = 13,669 ± 0,087 da QĮ VHGDQJNDQSHQJXNXUDQGHQJDQPHWRGH Cd- ratio  multi  monitor diperoleh  nilai ƒ =  13,713  ±  0,066  dan Į =  0,053±0,010  sebagaimana  disajikan pada Gambar 2. Ketidakpastian hasil pengukuran ƒ dengan metode triple bare mencapai 0,64% lebih besar dibandingkan ketidakpastian yang diperoleh dari metode Cd-ratio multi monitor yaitu 0,478% . Hal  ini  sesuai  dengan  penelitian  Khoo  (2007)  dimana  pengukuran  paremeter  reaktor  menggunakan metode Cd-ratio multi monitor memberikan nilai yang lebih stabil [5].
rotary rack (Lazy Susan)
graphite sistem pneumatic batang kendali
Gambar 2. Pengukuran ƒ dan Į pada posisi 5 Lazy Susan menggunakan metode Cd-ratio multi monitor
Posisi iradiasi 15 pada fasilitas Lazy Susan sangat dekat dengan bahan dummy (Gambar 1), hal ini akan  mempengaruhi nilai ƒ dan Į berkaitan  dengan distribusi  neutron  termal dan  epitermal  yang diterima  bahan  monitor  fluks  pada  posisi  tersebut.  Pengukuran ƒ dan Į pada  posisi  15  dilakukan dengan metode triple bare memberikan nilai ƒ = 17,818 ± 0,881 dan Į = -0,061 ± 0,021, sedangkan metode Cd-ratio  multi  monitor memberikan  nilai  ƒ  =  22,128  ±  0,812  dan Į = -0,060  ±  0,013 sebagaimana disajikan pada Gambar 3. Nilai ƒ pada posisi iradiasi 15 lebih tinggi dibandingkan pada posisi  5.  Berdasarkan  nilai  ƒ  diketahui  bahwa  pada  posisi  15,  kelimpahan  neutron  epitermal  yang terjadi  lebih  besar  dibandingkan  neutron  termal  dan  berpengaruh  pada  nilai Į cenderung  negatif. Proses  termalisasi  yang  besar  akan  membuat  nilai Į semakin  positif  dan  jika  proses  termalisasi semakin kecil, maka nilai Į semakin negatif [12,14]. Keberadaan bahan dummy juga mempengaruhi nilai ƒ dan Į pada posisi iradiasi, dimana bahan dummy terbuat dari grafit yang berfungsi sebagai reflektor yang mempunyai sifat dapat memantulkan neutron. Apabila neutron berinteraksi dengan bahan grafit, maka neutron tersebut akan dipantulkan ke daerah tengah  bahan bakar aktif [15]. Hal ini  menyebabkan  pada daerah  yang  terdapat bahan  grafit, harga fluks termal neutron kecil artinya proses terjadinya termalisasi relatif lebih kecil dibandingkan posisi iradiasi yang berada jauh dari bahan dummy .
Gambar 3.Pengukuran ƒ dan Į pada posisi 15 Lazy Susan menggunakan metode Cd-ratio multi monitor
65 Zn 198 Au 60 Co 95 Zr 239 Np -1,40 -1,35 -1,30 -1,25 -1,20 -1,15 -1,10 -1,05 -1,00 0,5 1 1,5 2 2,5 3 3,5 4 lo g { ( E r ex p (- Į )] / [ (F C d * R C d -1 )* Q o ( Į )* G ep i ] } log Er (eV) Į = 0,053 ± 0,010 ƒ = 13,713 ± 0,066 60 Co 198 Au 65 Zn 239 Np 97 Zr 95 Zr -1,80 -1,60 -1,40 -1,20 -1,00 -0,80 -0,60 0 0,5 1 1,5 2 2,5 3 3,5 4 4,5 lo g { ( E r e x p (- Į )] / [ (F C d * R C d -1 )* Q o( Į ) * G e p i ] } Log Er (eV) Į = - 0,006 ± 0,013 ƒ = 22,128 ± 0,812
Posisi iradiasi 30 pada fasilitas Lazy Susan dekat dengan bahan dummy (Gambar 1). Pengukuran ƒ dan Į pada posisi 30 dengan metode triple bare memberikan nilai ƒ = 15,803 ± 0,198 dan Į = 0,066 ± 0,018 sedangkan metode Cd-ratio multi monitor memberikan ƒ = 15,031 ± 0,146 dan Į = 0,068 ± 0,014 sebagaimana disajikan pada Gambar 4. Dibandingkan dengan posisi 15, posisi 30 mempunyai ketidakpastian  pengukuran  relatif  lebih  kecil.  Ketidakpastian  pengukuran  ƒ  sebesar  0,97%.  Proses penangkapan  neutron  termal  dan  epitermal  mirip  dengan  posisi  5  dimana  proses  termalisasi  lebih dominan sehingga menyebabkan nilai Į lebih positif.
Gambar 4. Pengukuran ƒ dan Į pada posisi 30 Lazy Susan menggunakan metode Cd-ratio multi monitor
Pengukuran  ƒ  dan Į pada  posisi  fasilitas Lazy  Susan memberikan  nilai  ketidakpastian dikarenakan  penerimaan  neutron  oleh  bahan  monitor  fluks  sangat  fluktuatif.  Selain  itu,  penggunaan kombinasi  bahan  monitor  fluks  Au  dan  Zr  yang  menghasilkan  isotop 198 Au  dan 97+95 Zr  sangat menguntungkan untuk pengukuran fluks neutron dengan waktu iradiasi yang lama, tetapi tidak efisien untuk  pengukuran  dengan  waktu  iradiasi  yang  singkat.  Ketidakefisienan  tersebut  karena  aktivitas rendah  dari  isotop 95 Zr  yang  terbentuk  pada  waktu iradiasi  yang  singkat  [9], sehingga  memperbesar faktor ketidakpastian pengukuran.
Ketidakpastian pengukuran Į pada posisi iradiasi 5, 15 dan 30 di fasilitas Lazy Susan berturut- turut  adalah  20,012%;  22,647%  dan  20,038%  dengan  nilai Į ~  0,01.  Dari  hasil  perhitungan ketidakpastian pengukuran ƒ dan Į , dapat dikatakan bahwa data yang dihasilkan dapat diterima karena suatu  hasil  pengukuran  parameter  reaktor  dapat  diterima  atau  valid  jika  ketidakpastian  berkisar  5  – 10%  untuk Į ~  0,1  dan  ketidakpastian  >  50%  untuk Į ~  0,01  [10,12,16].  Nilai  ketidakpastian  yang tinggi  ini  dikarenakan  bahan  monitor  fluks  sangat  sensitif  terhadap  perbedaan  fluks  termal  dan perbedaan daya reaktor yang fluktuatif tiap waktu, hal ini sesuai dengan penelitian [5].
Setiap  posisi  iradiasi  mempunyai  nilai Į dan ƒ yang  signifikan.  Hal  ini  dipengaruhi fluktuasi  distribusi  neutron yang  disebabkan  oleh  elemen  bahan  bakar  dan  konfigurasi core central , fasilitas operasi, burn-up dari perangkat bahan bakar, posisi batang kendali dan faktor lain seperti penurunan tekanan pada tiap lubang iradiasi.
Hasil perhitungan nilai Į pada posisi 5, 15 dan 30 Lazy Susan mempunyai rentang nilai negatif  sampai  positif.  Nilai Į berhubungan  dengan ĭ e yang  sangat  tergantung  pada konfigurasi reaktor dan nilainya akan meningkat dengan bertambahnya jarak dari teras reaktor [5,16,17].  Menurut  De  Corte  (1987),  terjadinya  termalisasi  yang  lebih  tinggi  menyebabkan QLODL Į PHQMDGL OHELK SRVLWLI GDQ VHEDOLNQ ya,  semakin  kecil  terjadinya  termalisasi  akan menyebabkan nilai Į menjadi negatif [13]. Dalam penelitian ini, nilai Į yang diperoleh dalam kisaran  -0,061  sampai  0,066.  Hal  ini  menunjukkan  bahwa  proses  termalisasi  dalam  reaktor Kartini berbeda secara signifikan untuk ketiga lubang iradiasi yang diamati.
60 Co 198 Au 65 Zn 95 Zr 239 Np Į = 0,068 ± 0,014 f = 15,031 ± 0,146 -1,50 -1,40 -1,30 -1,20 -1,10 0,5 1 1,5 2 2,5 3 3,5 4 lo g { ( E r e x p (- ɲ )] / [ (F C d * R C d -1 )* Q o ( ɲ ) * G e p i ] }
Log Er (eV)
Dari  penjelasan  di  atas,  dapat  diketahui  bahwa  pada  posisi  iradiasi  yang  tidak berdekatan  dengan  elemen  atau  bahan  yang  mampu  menyerap  neutron,  maka  nilai ƒ lebih kecil  dan  nilai Į cenderung  positif  disebabkan  proses  terjadinya  termalisasi  berkurang  dan kerapatan neutron epitermal semakin menurun. Untuk posisi iradiasi yang berdekatan dengan elemen  yang  mampu  menyerap  neutron,  maka  nilai  ƒ  lebih  besar  dan  nilai Į cenderung negatif  dikarenakan  proses  termalisasi  berjalan  lebih  dominan  dan  kerapatan  neutron epitermal semakin meningkat.

## KESIMPULAN
Dari hasil penelitian yang telah dilakukan dapat diperoleh beberapa kesimpulan sebagai berikut: 'LSHUROHK QLODL SDUDPHWHU UHDNWRU ¦ GDQ Į GL fasilitas  Lazy  Susan  reaktor  Kartini,  yang  sangat dipengaruhi oleh posisi iradiasi karena keberadaan elemen bahan bakar dan atau bahan yang mampu menyerap neutron  ( dummy )  pada  konfigurasi bahan bakar. Setiap  lubang iradiasi mempunyai nilai ƒ GDQ Į \DQJ EHUEHGD .  Hasil  pengukuran  nilai  parameter  reaktor Į dan f berbeda  pada  posisi iradiasi 5, 15 dan 30 di fasilitas Lazy Susan, baik yang menggunakan metode Cd-ratio maupun triple bare. +DVLOSHQJXNXUDQ¦GDQĮGHQJDQPHWRGH Cd-ratio, memberikan nilai yang lebih stabil dibandingkan  metode triple  bare . +DVLO SHQJXNXUDQ ¦ GDQ Į \DQJ GLSHUROHK GDSDW GLJXQDNDQ untuk iradiasi sampel yang akan datang maupun dapat  dijadikan basis data untuk mendukung diterapkannya metode k 0 -NAA di laboratorium AAN - PSTA.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis mengucapkan terima kasih atas bantuan dan kerjasamanya kepada seluruh staf bidang reaktor PSTA pada saat iradiasi sampel serta Sutanto W.W. dan seluruh staf laboratorium AAN PSTA yang banyak membantu pada pekerjaan preparasi pra dan pasca iradiasi sampel.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Jong-Hwa  Moon,  S.  Kim,  Y.  Chung,  Y.  Kim. Application  of  the  k0  -NAA  method at  the HANARO research reactor.  J. Radioanal. Chem. 2007; 217: 289–295.
2. Torres  B.,  E.  Montoya,  P. Mendoza,  P.  Bedregal, M. Ubillus, P.  Olivera,  Determination of gold  and  silver  in  copper  concentrate  using  k0  based  Neutron  Activation  Analysis.  J. Radioanal. Nucl. Chem. 2003; 257: 597- 601.
3. Dung H. M And Sasajima F. Determination of Į and f for k 0 -NAA in irradiation sites with high termalized neutrons. J Radioanal and Nucl Chem. 2003; 257(3): 509–512.
4. Sadiq  U,  Jonah  S.A.,  Nasiru  R.  and  Zakari  Y.I. Neutron  spectrum  parameters  in  two irradiation  channels  of  the  Nigeria  Research  Reactor-1  (NIRR-1)  for  use  in  K0-NAA. Bayero Journal of Pure and Applied Sciences. 2010; 3(1): 220 – 223.
5. Khoo  K.S.,  Sarmani  S.  B.,  Abugassa  I.  O. Determination  of  thermal to  epitermal neutron flux ratio (f), epitermal neutron flux shape factor (a) and comparator factor (F c ) in the Triga Mark II Reactor, Malaysia. J Radioanal and Nucl Chem. 2007; 271(2): 419–424.
6. De  Wispelaere  A.,  De  Corte  F.,  Bossus  D.A.W.,  Swagten  J.L.M.G.  and  Vermaercke.  Re- determination and Re-evaluatio QRIWKH¦DQGĮ3DUDPHWHUVLQ&KDQQHOV<DQG6RIWKH BRI Reactor for use in k 0 -NAA at DSM research. Nucl. Instrum. Methods.  2006; 564: 636– 640.
7. Alnour  I.  A.,  H.  Wagiran,  N.  Ibrahim,  S.  Hamzah,  B.  S.  Wee,  M.  S.  Elias,  J.  A.  Karim. Determination  of  neu WURQÀX[SDUDPHWHUVLQ3863$7,75,*$0DUN,,5HVHDUFK5HDFWRU Malaysia. J Radioanal Nucl Chem. 2013; 296: 1231–1237.
(Masa berlaku Akreditasi s/d April 2015)
8. Kubešova  M. k 0 standardization  in  neutron  activation  analysis  at  LVR-15 r HDFWRU LQ ěH] . dissertation,  Faculty  of  Nuclear  Sciences  and  Physical  Engineering,  Czech  Technical University, Prague; 2012.
9. Jac´Imovic´  R.,  V.  Stibilj. Determination  of  Q 0 and  k 0 factors  for 75 Se  and  their  validation using  a  known  mass  of  Se  on  cellulose. Nuclear  Instruments  and  Methods  in  Physics Research. 2010; A 622: 415–418.
10. De  Corte  F. The  k0-NAA  standardization  method  a  move  to  the  optimization  of  NAA, Rijksuniversiteit Gent; 1987.
11. Vermaercke  P.,  Sneyers  L.,  Bruggeman  M.,  De  Wispelaere  A.  and De  Corte  F.  Neutron spectrum  calibration  using  the  Cd-ratio  for  multi-monitor  method  with  a  Synthetic  Multi- element Standard. J Radioanal and Nucl Chem. 2008; 278(3): 631–636.
12. Sri  Murniasih. Optimasi  Metode  Kayzero  dalam  Analisis  Aktivasi  Neutron  di  Reaktor Kartini, FMIPA – UGM; 2013.
13. Hung T. V. Modified method of a determination in the 1/E1+a epitermal neutron spectrum of reactor. J Radioanal and Nucl Chem. 2010; 285: 331–336.
14. Lin X., Henkelmann R., Türler A., Gerstenberg H. and De Corte F. Neutron flux parameter at irradiation posisition in the new research reactor FRM-II. Nucl.  Instrum Methods. 2006; 564: 641–644.
15. Mubarika S., Munir M., Sofjan Firdausi K. Dan Widarto. Analisis dan penentuan distribusi fluks  neutron  termal arah  aksial  dan  radial  teras  reaktor  Kartini  dengan  detektor  swadaya. JSM. 2006; 14(4): 155 – 159.
16. Kubešova  M.  dan Ku þ era  J. How  to  calculate  uncertainties  of  neutron  flux  parameters  and uncertainties of analysis results in k 0 -NAA. J Radioanal and Nucl Chem. 2012; 293: 87–94.
17. Smodiš  B.  Dan %XþDU T, Overall  measurement  uncertainty  of  k 0 -based  neutron  activation analysis. J Radioanal and Nucl Chem. 2006; 269(2): 311–316.