http://ejournal.upi.edu/index.php/wafi
Studi Pengukuran Koefisien Atenuasi Material Zincalume Sebagai Perisai Radiasi Gamma
Ruly Gumilar 1 * , Annisa Nur Fitriani 1 , Tera Ummutafiqoh 1 , M. Nurul Subkhi 1 , Yudha Satya Perkasa 1
1 Jurusan Fisika Fakultas Sains dan Teknologi UIN Sunan Gunung Djati Bandung , Jl. AH Nasution no. 105 Bandung, Indonesia, 40614
*Ruly Gumilar. E-mail: rulygumilar@gmail.com Telp/hp: 087760949422

## ABSTRAK
Radiasi  merupakan  energi  yang  dipancarkan  dalam  bentuk  partikel  atau gelombang  dari  suatu  sumber  radioaktif.  Partikel  tersebut  tidak  dapat  terlihat secara  kasat  mata  diantaranya  partikel  alfa  (α),  beta  (β)  dan  gamma  (γ). Sedangkan  jika  suatu  partikel  berinteraksi  secara  langsung  dengan  tubuh makhluk  dapat  menyebabkan  terjadinya  ionisasi  bahkan  mutasi  yang  akan berdampak  negatif  terhadap  kesehatan.  Sehingga  dalam    makalah    ini    akan dilakukan  pengukuran  koefisien  atenuasi  material  ( 𝜇𝑚 ) zincalume sebagai perisai radiasi, material tersebut mudah ditemukan karena sudah diproduksi dan digunakan secara luas dalam bidang konstruksi. Pengukuran dilakukan dengan simulasi  menggunakan  program  transfort  monte  carlo  MCNPX,  meliputi detektor  NaI(Tl)  dengan  terlebih  dahulu  diuji  efisiensi  absolutnya  dan dibandingkan  antara  eksperimen  dan  simulasi,  kemudian  material  perisai  di investigasi dengan ketebalan berbeda dari 2 cm – 10 cm menggunakan sumber radioaktif 60 Co.  Hasil  pengukuran      menunjukan      koefisien      attenuasi meningkat   dengan   bertambahnya ketebalan  perisai,  intensitas  radiasi  dapat berkurang  hingga  95.58% dengan ketebalan perisai 5 cm. Material zincalume dapat digunakan sebagai perisai radiasi gamma energi rendah dengan ketebalan
http://ejournal.upi.edu/index.php/wafi
2 cm dengan daya serap radiasi lebih dari setengahnya.
Kata Kunci :  Radiasi; Zincalume;Atenuasi; Perisai;  MCNPX

## ABSTRACT
Radiation is energy that is emitted in the particles or waves of radioactive source. The particles  can  not  be  seen  by  naked  eye  among  the  alpha  particle  (α),  beta  (β)  and gamma  (γ).  Meanwhile,  if a  particle  interacts  directly  with  the  body  also  can  cause ionization  even  mutations  that  will  have  a  negative  impact  on  health.  Thus,  in  this paper will be measured attenuation coefficient material ( 𝜇𝑚 ) zincalume as radiation shields,  the  material  is  easy  to  find  because  it  is  produced  and  used  widely  in  the construction  field.  Measurements  were  performed  by  simulation  using  the  program transfort  monte  carlo  MCNPX,  includes  detectors  NaI(Tl)  to  advance  in  test  the efficiency absolute and comparison between experiment and simulation, then material shield  in  the  investigation  of  varying  thickness  of  2  cm  -  10  cm  using  a  radioactive source 60 Co. The  measurement  results  showed  attenuation coefficient increases  with the  thickness  of the  shield, the  radiation intensity  can  be  reduced  by  95.58%  with  a thickness  of  5  cm  shield.  Zincalume  material  can  be  used  as  low-energy  gamma radiation  shield  with  a  thickness  of  2  cm  with  the  absorption  of  radiation  by  more than half.
Keywords :  Radiation; zincalume; attenuation; Shielding; MCNPX

## 1. Pendahuluan
Radioisotop  merupakan  suatu  inti  yang tidak  stabil,  secara  spontan  akan  berubah menjadi  inti  atom  lain  yang  lebih  stabil
dengan  memancarkan  energi  radiasi. Radiasi yang dipancarkan tersebut dapat
berupa  partikel  alpha (  ) ,  partikel  beta (  ) atau  sinar  gamma
(  ) .  Diantara  ketiga  radiasi  yang dipancarkan  tersebut  sinar-  memiliki energi  paling  tinggi,  didefinisikan  mulai dari  10  keV.  Sehingga  akan  berbahaya  jika radiasi sinar-  terpapar secara langsung pada lingkungan  makhluk  hidup,  khususnya  pada manusia.  [1]Paparan  radiasi  sinar-  secara langsung  dengan  dosis  ekuivalen  lebih  dari 60 mSv terhadap  tubuh  manusia  dapat menyebabkan  terjadinya  seperti  luka  bakar, kanker  dan  mutasi  genetik  bahkan  berujung pada kematian.  [10]  Karakteristik dari  radiasi sinar-  membentuk spektrum elektromagnetik yang paparannya tidak dapat terlihat, sehingga diperlukan  perisai  untuk  memproteksi  radiasi agar tidak terpapar pada lingkungan.
Terdapat  tiga  kemungkinan  kejadian  akibat interaksi radiasi dengan materi yaitu:
 Efek fotolistrik kemungkinan terjadi jika materi bernomor massa tinggi.
 Hamburan compton kemungkinan terjadi jika materi bernomor massa rendah.
 Produksi pasangan kemungkinan terjadi jiak enrgi radiasi lebih dari 1 MeV. [6]
Ketiga  kejadian  tersebut  akan  terjadi  pada material perisai karena energi yang dipancarkan  oleh  sumber  radiasi  bervariasi.
Perisai  untuk  radiasi  sinar-  membutuhkan material  dengan  nomor  atom  dan  densitas yang  tinggi,  timbal  (Pb)  material  yang memiliki kriteria tersebut, namun material ini mahal  dan  penggunaannya  terbatas  atau  sulit didapatkan.[2]  Sehingga  dalam  studi  ini memanfaatkan  material  yang  diproduksi secaara  luas  dan  tidak  terlalu  mahal  yaitu zincalume
sebagai  perisai  radiasi  sinar-  .  Untuk menggunakan  material  periasai  sebelumnya harus diketahui
kemampuan material dalam pelemahan radiasi, dikenal sebagai koefisien attenuasi material (  ) . [9]

## 2. Bahan dan Metode

## 2.1. Validasi Model Detektor  MCNP
Validasi  model  detektor  NaI(Tl)  dilakukan dengan  melakukan  perhitungan  efisiensi absolut detektor.   Model   yang disimulasikan   harus   diketahui   efisiensi absolutnya   terutama   dalam

## Wahana Fisika, 1(1), 2016, 21-31
pengukuran  radioaktivitas.[4]  Efisiensi absolut  dihitung  menggunakan  persamaan (1)  sebagai
berikut:
 abs  Nc Ns (1)
dimana Nc adalah  jumlah  cacah  per  detik yang  terdeteksi  oleh  detektor  (CPS), Ns adalah jumlah jurnlah radiasi yang dipancarkan oleh sumber (Aktivitas). Model detektor  NaI(Tl)  disimulasikan  dengan program transport Monte Carlo
MCNPX.2.6.0,  program  yang  dikhususkan untuk menyimulasikan setiap model interaksi radiasi dengan materi
menggunakan metode Monte Carlo. Geometri  model  detektor  ditunjukan  oleh Gambar 1. Parameter  model detektor  sesuai dengan detektor yang berada di Laboratorium  Nuklir  dan  Energi  Jurusan Fisika  Fakultas  Sains  dan  Teknologi  UIN Sunan Gunung Djati Bandung dari manufaktur Sconix Hollan model 38 B 51/2-
X ditunjukan oleh Tabel 1. Tabel 1. Parameter detektor NaI(Tl) merk Scionix Holland NO Komponen Densitas (g/cc) Dimensi (cm) 1 Kristal NaI(Tl) 3.67 3.8 (diameter) 5.1 (tinggi) 2 Lapisan Al 2 O 3 3.97 0.1 3 Penutup Al 4.45 (diameter) 0.04 (tinggi) 4 Vakum (Kristal-Window) 0.21
Gambar 1. Geometri model detektor NaI(Tl) dengan MCNPX2.6.0

## Wahana Fisika, 1(1), 2016, 21-31
http://ejournal.upi.edu/index.php/wafi
Respon dari model detektor yang disimulasikan  ditentukan  dengan  definisi input tally rata-rata  tinggi  pulsa  radiasi sinar-  ari  sumber  terdeteksi    yaitu tally F8:P  [7].  Untuk  mendapatkan  spektrum energi  yang  di  inginkan  memanfaatkan tally khusus Gaussian  Energy  Broading
(GEB) mengikuti persamaan (2) sebagai
berikut: 𝐹𝑊𝐻𝑀 = 𝑎 + 𝑏√𝐸 + 𝑐𝐸 2
(2)  dengan  konstanta a  0 , b  0.05086 , c  0.30486 dan E adalah energi sumber.  [3]  Nilai  cacahan  pada  setiap  bin eneri ditentukan dengan
nilai ketidakpastiannya,  rentang  bin  energi  dari 0-2000
keV.  Model  sumber  radiasi  menggunakan model  sumber  titik  isotropik  dari 60 Co dengan energi emisi  sinar-  1173  keV  dan  1333  keV, banyak  partikel  yang  disimulasikan  yaitu satu  milyar  partikel  (NPS  10E9).  Simulasi dilakukan  menggunakan  PC  (Personal
Computer)  dengan  spesifikasi  prosesor Intel(R)  Core(TM)  i3-3110M  @  2.40 GHz,  RAM  (Random  Array  Memory)  2 GB  dan  sistem  operasi  Windows  7. Efisiensi  absolut  dari  simulasi  model detektor  terhitung  dibandingkan  dengan efisiensi  absolut  hasil  eksperimen,  dimana eksperimen  menggunakan  sumber 60 Co aktivitas  74  kBq  dari  manufaktur  Eckert dan Ziegler.

## 2.2.  Perhitungan  Koefisien  Attenuasi Material
Perhitungan dilakukan dengan simulasi dari detektor NaI(Tl) menggunakan MCNPX2.6.0 yang telah divalidasi.
Performa koefisien attenuasi material zinculame di  investigasi  melauli  perbedaan ketebalan  yang  digunakan  sebagai  perisai radiasi  dari  ketebalan  2-10  cm  dan perubahan  pulsa  cacahan  akibat  perbedaan ketebalan. Struktur  elemen zinculame disajikan pada Tabel 2. Sebagai berikut:
Tabel 2. Parameter material zincalume densitas 8.196 g.cm -3
No Elemen Fraksi Massa (%) 1 Zn 55 2 Al 43 3 Si 2
Model  perisai  berada  pada  jarak  5  cm  dari
depan  detektor  dan  depan  sumber  dengan

## Wahana Fisika, 1(1), 2016, 21-31
http://ejournal.upi.edu/index.php/wafi
diameter  30  cm  agar  menghindari  paparan radiasi  sumber  secara  langsung  pada detektor.  Model  perhitungan  koefisien
attenuasi material zincalume seperti Gambar 2.
Gambar 2. Model geometri dengan MCNPX2.6.0

## Wahana Fisika, 1(1), 2016, 21-31
Pencacahan pulsa radiasi yang diperhitungkan  pada  material  perisai  dan detektor.  Perhitungan  untuk  mendapatkan koefisien  attenuasi  ditentukan  dengan metode  hukum  Beer-Lambers  sebagai berikut.[8] 𝜇. 𝑥 = 𝑙𝑛 ( 𝐼 0 𝐼 ) (3)
dimana  I 0 dan  I    adalah  intensitas  radiasi sumber  dan  intensias  setelah  melalui perisai, μ (cm -1 ) adalah koefisien attenuasi tidak  bergantung  jenis  material  dan    x (cm)  adalah  ketebalan  perisai.  Untuk mendapatkan  koefisien  attenuasi  material menggunakan  persamaan  (4)  sebagai berikut: 𝜇 𝑚 = ( 𝜇 𝜌 ) (4)
dimana ρ (g.cm -3 ) adalah densitas material perisai  dan  material 𝜇 𝑚 (cm 2 g -1 )  adalah koefisien atenuasi material.

## 3. Hasil dan Pembahasan
Hasil  simulasi  untuk  pengukuran  efesiensi absolut  model  detektor  dan  eksperimen masing-masing  9.9131E-2  %  0.02  %  dan 1.796E-2%.  Efisiensi  absolut  detektor  dari hasil eksperimen lebih kecil daripada simulasi dengan  rasio  sebesar  4.52  %,  rasio  tersebut dapat  disebabkan  karena  beberapa  faktor seperti  tidak  sesuainya  spesifikasi  geometri detektor  yang  disumulasikan  dengan  detektor ril  karena  bagian  dalam  detektor  tidak  dapat dibuka  sehingga  tidak  dapat  melihat  lebih detail bagian dalam detektor, kemudian ketika eksperimen  dilakukan  sumber  yang  gunakan
dengan  jarak  5  cm  dari  detektor,  paparan radiasi akan tersebar kesegala arah (isotropik) tidak  fokus  pada  detektor  sehingga  intensitas radiasi terdeteksi lebih kecil daripada intensitas terpancar, sesuai dengan persamaan (1)  tentu  akan  mengurangi  efisiensi  detektor, selanjutnya  faktor  penurunan  efisiensi  dari detektor  NaI(Tl)  mengingat  karakteristik  dari krsital  NaI(Tl)  yang  sensitif  terhadap  cahaya, sedangkan  keadaan  ruangan  laboratorium sangat terang tidak ada filter cahaya.
Validasi  model  detektor  jika  dilihat  dari spektrum  energi  terdeteksi  seperti  pada Gambar  3.  Radiasi  yang  dipancarkan  oleh sumber 60 Co diserap seluruhnya oleh elektron-elektron pada kristal detektor NaI(Tl)  maka  terjadi  interaksi  foton  dengan material  yang  disebut  efek  fotolistrik.  Efek fotolistrik menghasilkan puncak energi (photopeak)  pada  daerah  energi  1173  keV. Apabila  sinar-γ  berinteraksi  dengan  sebuah elektron bebas atau yang terikat lemah, maka sebagian  energi  sinar-γ  akan  diserap  oleh elektron dan terjadi hamburan Compton. Titik batas  antara  hamburan  Compton  dan  efek fotolistrik menghasilkan puncak energi disebut  Compton  Edge  terjadi  pada  daerah energi  800  keV.  Kemudian  pada  daerah energi  240  keV  terjadi  Backscatter  dimana foton  dihamburkan  keluar  dikembalikan oleh reflektor  kedalam  detektor  .  Selain  itu interaksi  sinar-γ  menyebabkan  terjadinya
produksi  pasangan  pada  daerah    energi  1350 keV melalui inti atom sehingga terbentuknya pasangan  positron  dan  elektron.  Karena interaksi  tersebut  maka  jumlah  sinar-γ  yang
berhasil  mengenai  kristal  detektor  akan berkurang.
Gambar 3. Spektrum deteksi radiasi terhadap energi
Validasi model
detektor dengan MCNPX2.6.0  meskipun  menunjukan  hasil yang  berbeda  dengan  eksperimen,  model detektor  dapat  digunakan  untuk  studi
perhitungan  koefisien  attenuasi  material karena  niali  relatif error sangat  kecil  atau kurang dari 1%.
Perhitungan    koefisien    attenuasi    material terhadap    radiasi    sinar-γ      telah    dilakukan dengan menggunakan ketebalan yang berbeda hasil  dari  setiap  pengukuran  masing-masing disajikan pada Tabel 3.
No x (cm) 2     -1 Relatif error  (%) 1 2 4.16E-01 0.03 2 4 5.17E-01 0.04 3 6 6.22E-01 0.06 4 8 7.29E-01 0.09 5 10 8.36E-01 0.14 Rata-rata 6.24E-01 0.072
Tabel 3. Koefisien attenuasi material zincalume terhadap radiasi
 . m ( cm  .g  )
Hasil  pengukuran  menunjukan  koefisien attenuasi semakin meningkat dengan bertambahnya ketebalan sesuai dengan intensitas radiasi yang terdeteksi oleh detektor semakin menurun, hal tersebut terjadi  karena radiasi  yang  dipancarkan  sumber  tertahan dan  tidak  dapat  menebus  material  perisai dengan  densitas  cukup  tinggi  8.196  g.cm-3. Dari  rata-rata  koefisien  attenuasi  material terhitung  dapat  diketahui  dengan  ketebalan
perisai  2  cm  intensitas  radiasi  sumber  yang lolos  hanya  28  %.  Intensitas  pulsa  radiasi terdeteksi semikin tinggi dengan miningkatnya  koefisien  attenuasi  material ditunjukan  pada  Gambar  4.  Pada  titik terendah material mampu melemahkan intensitas radiasi lebih dari 83% dapat dilihat dari  intensitas  pulsa  sumber  yang  datang sebesar 0.45 cps
.
Gambar 4. Penurunan intensitas pulsa terdeteksi terhadap koefisien attenuasi material
Wahana Fisika, 1(1), 2016, 21-31
Gambar 5. Penurunan spektrum pulsa radiasi terhadap energi
Dapat  terlihat  pada  Gambar  5.  spektrum  pulsa gejala  fisis  yang  terjadi  persis  seperti  spektrum pada  pengukuran  efisiensi  absolut  detektor, hanya Gambar 5. menunjukan pelemahan hingga pada ketebalan 10 cm dari energi 250 keV pulsa terdeteksi  mendekati  nol  yaitu  1E-9  cps  hingga 9E-9  cps.  Hal  tersebut  menunjukan  material zincalume layak untuk digunakan sebagai perisai radiasi.

## 4. Simpulan
Efisiensi  absolut  model  detektor  dipengaruhi oleh  ketidak  akuratan  geometri  model  namun tidak  menjadi  kendala  selama  nilai  relatif  error kurang  dari  1%.  Material  zincalume  dapat digunakan  sebagai  perisai  dengan  ketebalan minimal  5  cm  yang  kemampuan  pelemahan radiasi    sinar-sebesar  95.58%  untuk  sumber radioaktif 60 Co dengan aktivitas 74 kBq.

## 5 Ucapan Terima Kasih
Terima    kasih    kepada    laboran    yang    selalu memberikan    bantuan    dalam    akses    dan kebutuhan  laboratorium,  sehingga  dapat diselesaikannya studi ini.

## 5. Referensi
[1] Lamarsh,  J.R.,  Baratta,  J.A.  eds.  (1982). Introduction  to  Nuclear  Enginnering . Reading, Mass.: Addison- Wesley.
[2]              Shirmadi,  S.P.,  Shamsae.,  M, Naserepour.,  M  (2013).   Comparison  of  Photon Attenuation
Coefficients  of  Various  Barite  Concretes and  Lead  by  MCNP  Code,  XCOM  and Experimental
DataNew  Ways  to  Make  Microcircuits Smaller. Annals  of  Nuclear  Energy ,  55: 288-291.
[3] Salgado,  C.M., at  all. (2012).  Validation of  a  NaI(Tl)  Detector’s  Model  Developed with
MCNP-X  Code. Progress  in  Nuclear Energy , 59: 19-25.
[4]          Tekin.,  H.O.  (2016).  MCNP-X  Monte
Carlo  Code  Application  for  Mass Attenuation  Coefficients  of  Concrete  at Different Energies by Modeling 3x3 Inch NaI(Tl)  Detector  and  Comparison  with XCOM  and  Monte  Carlo  Data. Tscience and  Technology  of  Nuclear  Istallation , 2016: 1-7.
[5]              Schwarz,  A.,  Schwarz,  R.,  Carter,  L. (2008). MCNP/MCNPX  Visual  Editor Computer  Code  Manual,  this  manual applies  to  MCNPX  version  2.6.0 .  New
Mexico: Los Almos National
Laboratory.
[6] Alatas,  Z., dkk .  eds.  (2013). Buku  Pintar Nuklir .  JKT: BATAN.
[7]              Fitriani,  A.N.  (2016).  :  Penentuan Efisiensi  Detektor  NaI(Tl)  Menggunakan Metode  Monte  Carlo Software MCNPX,
Skripsi ,  Dept.  Fisika,  Universitas  Islam Negeri Sunan Gunung Djati Bandung.
[8]            Ummuttaufiqoh,  T.  (2016).  :  Desain Ketebalan  Perisai  untuk  Sumber  Radiasi Gamma  pada  Detektor  Sintilasi  dengan Menggunakan  MCNPX, Skripsi ,  Dept. Fisika,  Universitas  Islam  Negeri  Sunan Gunung Djati Bandung.
[9]              Pleitt,  J.J.  (2012).  Determination  of Linear Attenuation Coefficients of Chemically  Bonded Phosphate Ceramics. Meng  Thesis ,  Department  of  Mining  and Nuclear Engineering, Missouri University of Science and Technology.
[10] BATAN.(8 Desember 2016). sumber URL http://www.batan.go.id/ensiklopedi/08/01/ 02/03/08-01-02-03.html.