DAFTAR ISI. BAB I PENDAHULUAN. 01 A. Latar Belakang.. 01 Tujuan Instruksional Umum.. 01 Tujuan Instruksional Khusus. 01

Transkripsi

1 DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN. 01 A. Latar Belakang.. 01 Tujuan Instruksional Umum.. 01 Tujuan Instruksional Khusus. 01 BAB II UNIT DAN SATUAN.. 03 A. Paparan. 03 B. Laju Paparan Pengukuran Paparan Bilik Udara Bebas Pengukuran Bilik Dindin Udara.. 06 C. Dosis Serap Laju Dosis Serap Hubungan Dosis Serap dan Paparan 09 D. Kerma 10 E. Dosis Ekivalen 11 F. Dosis Efektif.. 13 G. Dosis terikat 15 H. Dosis Kolektif 15 BAB. III DOSIMETRI EKSTERNA 18 A. Faktor Gamma.. 18 B. Laju Paparan dari Sumber Gamma Berbentuk Titik. 21 C. Rumus Pendekatan Laju Dosis Ekivalen.. 21 BAB IV. DOSIMETRI INTERNA 23 A. Waktu Paro Efektif 23 B. Radioisotop Pemancar Partikel Alfa dan Beta. 23 C. Radioisotop Pemancar Gamma 24 D. Dosimetri Neutron 25 Daftar Pustaka.. 29

2 DOSIMETRI BAB I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang. Dosimetri radiasi dapat diartikan sebagai ilmu yang mempelajari berbagai besaran dan satuan dosis radiasi, sedangkan pengertian dosis adalah kuantisasi dari proses yang ditinjau sebagai akibat radiasi mengenai materi. Dalam hal ini, berbagai faktor yang perlu diperhatikan antara lain adalah jenis radiasi dan bahan yang dikenainya. Apabila yang terkena radiasi adalah benda hidup, maka perlu juga diperhatikan tingkat kepekaan masing-masing jaringan tubuh terhadap radiasi. Demikian pula apabila zat radioaktif sebagai sumber radiasi masuk ke dalam tubuh, maka pola distribusi dan proses metabolisme yang terjadi di dalam tubuh sangat perlu diperhatikan. Dalam modul ini akan diuraikan pengertian paparan dan satuan paparan, pengertian dan satuan dosis serap, kerma dan faktor kualitas/bobot radiasi, pengertian dan satuan dosis ekivalen dan faktor bobot jaringan, pengertian dan satuan dosis efektif, pengertian dosimetri interna dan dosis kolektif, hubungan aktivitas sumber radiasi gamma dan laju paparan serta konstanta gamma, pengertian dosis serap sumber gamma titik dan diameter besar, waktu paro efektif, laju dosis radioisotop pemancar alfa, beta dan gamma yang terdeposit dalam organ tubuh dan dosimetri neutron. Tujuan Instruksional Umum: Setelah perkuliahan ini diharapkan para siswa mampu memahami satuansatuan dosis radiasi dan menguasai konsep dasar pengukuran dosis. Tujuan Instruksional Khusus: Setelah pekuliahan ini diharapkan para siswa mampu: 1

3 1. Menjelaskan penerapan satuan-satuan dosis radiasi. 2. Menguraikan konsep paparan, dosis serap, kerma, dosis ekivalen dan dosis ekivalen efektif. 3. Memahami konsep dosimetri interna dan dosimetri neutron. 4. Melakukan perhitungan sederhana dosimetri dalam hubungan dengan jarak, aktivitas sumber gamma dsb. 2

4 BAB II. UNIT DAN SATUAN A. Paparan Besaran radiasi yang untuk pertama kali diperhatikan adalah paparan (exposure), dengan simbol X, yang pada kongres Radiologi tahun 1928 didefinisikan sebagai kemampuan radiasi sinar-x atau gamma untuk menimbulkan ionisasi di udara dalam volume tertentu. Satuan paparan merupakan suatu ukuran fluks foton dan bertalian dengan jumlah energi yang dipindahkan dari medan sinar-x pada suatu satuan masa udara. Satu satuan paparan didefinisikan sebagai jumlah radiasi gamma atau X yang di udara menghasilkan ion-ion yang membawa 1 coulomb muatan, dengan tanda apapun, per kilogram udara. 1 satuan X = 1 C/kg udara.. (II-1) Secara matematis paparan dapat dituliskan sebagai: dq X =. (II-2) dm dq adalah jumlah muatan pasangan ion yang terbentuk dalam suatu elemen volume udara bermassa dm. Pada sistem satuan internasional (SI), satuan paparan adalah coulomb/kilogram (C/kg). Pengertian 1 C/kg adalah besar paparan yang dapat menyebabkan terbentuknya muatan listrik sebesar satu coulomb pada suatu elemen volume udara yang mempunyai massa 1 kg. Pada awalnya, dengan sistem CGS digunakan satuan Roentgen (R). Satu roentgen didefinisikan sebagai sebagai intensitas sinar-x yang 3

5 menghasilkan ionisasi di udara sebanyak 1,61 x pasangan ion per kg udara. Karena 1 buah ion bermuatan listrik 1,6 x C maka: 1 R = 1,61 x (kg -1 ) x 1,6 x (C) 1 R = 2,58 x 10-4 C/kg. Pada tahun 1973 satuan ini didefinisikan ulang sehingga berlaku juga untuk sinar-γ. Pengertian baru dari rontgen ini adalah bahwa: 1 R merupakan kuantitas radiasi sinar-x atau sinar-γ yang menghasilkan 1 esu ion positif atau negatif di dalam 1 cm 3 udara normal (NPT). Dari definisi baru tersebut, energi sinar-x atau sinar-γ yang terserap di dalam 1 gram udara dapat menjadi: 1 R = 1 esu/cm 3 udara (NPT) Karena muatan satu pasang ion adalah 4,8 x esu, maka: 1 esu = (1/4,8) x pasang ion, sehingga: 1 R = (1/4,8) x pasang ion/cm 3 -udara (NPT) Untuk menghasilkan satu pasang ion di udara diperlukan energi sekitar 34 ev, sehingga: 1 R = (34/4,8) x ev/cm 3 -udara (NPT) Karena 1 ev=1,6x10-12 erg, dan 1 cm 3 udara beratnya adalah: 0, gr, maka: 1 R = [(34/4,8) x ] [(1,6/0,001293) x ] erg/gr 1 R = 87,7 (erg/gr) = 0,00877 (J/kg) 4

6 B. Laju Paparan Laju paparan adalah besar paparan persatuan waktu, dan diberi simbol X 0. Satuan laju paparan dalam SI adalah C/kg.jam dan satuan lama adalah R/jam. 1. Pengukuran Paparan: Bilik Udara Bebas (Free Air Chamber) Bagaimanakah pada awalnya orang mengukur laju paparan? NBS Handbook No 64 tahun 1957 menggambarkan suatu desain bilik ionisasi udara bebas sebagaimana diperlihatkan dalam Gambar 1. Gambar 1. Diagram skematik bilik ionisasi udara bebas Berkas sinar-x masuk melalui pintu dan berinteraksi dengan gumpalan udara berbentuk silindris yang dibatasi oleh diafragma pintu masuk. Pelat Kolektor C mengumpulkan ion-ion yang dihasilkan dari interaksi antara sinar-x dengan volume udara. Gelang pengaman (guard ring), G dan kawat tangkap (guard wire), W, membantu mempertahankan agar garis-garis medan listrik ini tetap lurus dan tegak lurus pada pelat tersebut. Kawat-kawat tangkap tersebut dihubungkan dengan suatu jaringan pembagi voltase untuk memastikan adanya beda potensial merata pada lempeng/pelat tersebut. 5

7 Jumlah ion yang terkumpul karena interaksi sinar-x dalam volume pengumpul dihitung dari aliran arus, dan kemudian angka dosis dapat dihitung dalam rontgen persatuan waktu. Untuk satuan paparan yang akan diukur dengan cara ini, maka semua energi dari elektron-elektron utama harus tersebar dalam udara yang terdapat dalam alat ukur tersebut. Syarat ini dapat dipenuhi dengan membuat suatu bilik udara yang lebih besar dari jangkauan maksimum elektron-elektron utama. (Untuk sinar-sinar-x 300 kev, jarak antara pelat-pelat pengumpul (kolektor) adalah sekitar 30 cm, dan kotak keseluruhannya merupakan suatu kubus yang bersisi 50 cm). Dengan ukuran yang sebesar itu, maka pengukuran menjadi tidak praktis dari segi proteksi radiasi. Beberapa kelemahan lain juga kemudian terbukti bahwa desain tersebut hanya menjamin pengukuran sinar-x dengan energi di atas 500 kv. 2 Pengukuran Paparan: Bilik Dinding Udara (Air Wall Chamber) Untuk memperbaiki pengukuran laju paparan, dibuat suatu bilik ionisasi dinding udara dalam bentuk kapasitor listrik dengan ukuran sekitar 2 cm 3. Prinsip pengoperasiannya dapat dijelaskan dengan bantuan diagram berikut: Gambar 2. Diagram skematik bilik ionisasi dinding udara Instrumen terdiri atas dinding luar yang berbentuk silindris, dengan tebal sekitar 4,75 mm, yang terbuat dari plastik penghantar listrik. Sebuah kawat pusat, yang koaksial (satu sumbu) dengan dinding luar, 6

8 namun dipisahkan dengan suatu isolator yang bermutu tinggi. Kawat pusat (sentral), atau anoda sentral ini bermuatan positif sehubungan dengan dinding tersebut. Bilamana bilik tersebut disinari dengan radiasi gamma atau sinar-x, maka ionisasi yang dihasilkan dalam rongga pengukuran tersebut, sabagai hasil dari interaksi antara foton dan dinding, akan menghilangkan muatan kondensor tersebut, dan dengan demikian menurunkan potensial anoda. Penurunan voltase anoda ini berbanding lurus dengan paparan radiasi. Penentuan ketebalan optimum dapat diilustrasikan melalui suatu eksperimen yang membuat ionisasi yang dihasilkan dalam rongga suatu bilik ionisasi diukur bersamaan dengan peningkatan ketebalan dinding dari suatu dinding yang sangat tipis hingga mencapai suatu ketebalan yang relatif tebal. Dalam melaksanakan eksperimen ini kita harus mencegah elektron-elektron sekunder yang terbentuk di luar dinding bilik serta sinar-sinar beta yang berasal dari sumber sinar gamma agar tidak mencapai volume sensitif pada bilik tersebut. Bilamana hal ini dilakukan dan ionisasi dalam rongga tersebut diplot terhadap ketebalan dinding, maka akan dihasilkan sebuah kurva yang diperlihatkan dalam gambar 3. Gambar 3. Jumlah pasangan ion per satuan volume sebagai 7

9 fungsi ketebalan dinding. Karena bahan dinding diasumsikan berkaitan dengan ekivalensi udara, maka respon bilik ionisasi menjadi bersifat tergantung pada energi. Dengan memilih bahan dinding dan ketebalan yang sesuai, maka nilai maksimum dalam kurva pada Gambar 3. dapat dibuat cukup lebar, dan bilik ionisasi, sebagai akibatnya, dibuat relatif tidak terikat (independen) pada energi dalam kisaran energi kuantum yang cukup lebar. Hal-hal lebih jauh mengenai metode pengukuran dosis radiasi dan besaran-besaran lainnya akan dibicarakan secara lebih rinci pada modul Alat Ukur Radiasi. C. Dosis Serap Dosis serap (D) adalah energi rata-rata yang diberikan oleh radiasi pengion sebesar de kepada bahan yang dilaluinya dengan massa dm. Satuan yang digunakan sebelumnya adalah rad. Satu rad adalah energi rata-rata sebesar 100 erg yang diserap bahan dengan massa 1 gram. yang didefinisikan sebagai: 1 rad = 100 erg/gr 1 gray (Gy) = 100 rad Satuan dosis serap dalam SI adalah Joule/kg atau sama dengan gray (Gy). Satu gray adalah dosis radiasi yang diserap dalam satu joule per kilogram. 1 gray (Gy) = 1 joule/kg Secara matematis dosis serap dituliskan sebagai berikut: de D =. (II-3) dm 8

10 de adalah energi yang diserap oleh bahan yang mempunyai massa dm. Besaran dosis serap ini berlaku untuk semua jenis radiasi dan semua jenis bahan yang dikenainya, namun bila menyangkut akibat paparan terhadap mahluk hidup, maka informasi yang diperoleh tidak cukup. Jadi diperlukan besaran lain yang sekaligus memperhitungkan efek radasi untuk jenis radiasi yang berbeda. 1. Laju Dosis Serap Laju dosis serap adalah dosis serap per satuan waktu, dan diberi simbol o D. Satuan laju dosis serap dalam SI adalah joule/kg.jam atau gray/jam (Gy/jam) dan dalam satuan lama adalah rad/jam. 2. Hubungan Dosis Serap dan Paparan Hubungan laju dosis serap dengan laju paparan adalah: D = f x X. (II-4) Keterangan: D = dosis serap (Rad) X = paparan (R) f = faktor konversi dari laju paparan ke laju dosis serap (Rad/R) Jadi, bila medium yang digunakan udara, maka f = 0,877 rad/r, sebagaimana dijelaskan pada bagian akhir fasal 2.1. Bila medium yang digunakan bukan udara maka faktor konversi dari laju paparan ke laju dosis serap adalah: f = µ ρ µ ρ m 0,877 (II-5) u 9

11 dengan µ ρ m adalah koefisiens atenuasi massa medium (cm 2 /gr) dan µ ρ u adalah koefisien atenuasi massa udara (cm 2 /gr) Tabel II-1 Konversi dosis serap terhadap paparan pada foton berbagai energi Nilai f dalam Energi Foton Nilai f dalam Nilai f dalam Tulang Keras (MeV) Udara (rad/r) Otot (rad/r) (rad/r) 0,010 0,019 0,925 3,55 0,020 0,879 0,927 4,23 0,040 0,879 0,920 4,14 0,060 0,905 0,929 2,91 0,080 0,932 0,940 1,91 0,10 0,949 0,949 1,46 0,50 0,965 0,957 0,925 1,00 0,965 0,957 0,919 2,00 0,965 0,955 0,912 3,00 0,962 0,955 0,929 Berdasarkan nilai konversi dosis di atas, dalam bidang proteksi radiasi praktis, disepakati (ditetapkan) nilai konversi dosis (f) besarnya = 1 rad/r. 10

12 D. Kerma Dalam hal radiasi ionisasi langsung, seperti misalnya sinar-x dan netron cepat, kadang-kadang kita berkepentingan dengan energi kinetik awal dari partikel-partikel penyebab ionisasi utama (fotoelektron, elektron Compton, atau pasangan positron-negatron dalam kaitannya dengan radiasi foton dan inti yang terhambur sehubungan dengan netron cepat yang dihasilkan melalui interaksi radiasi insiden per satuan massa medium yang berinteraksi. Kuantitas (besaran) ini disebut sebagai kerma, dan dalam satuan SI diukur dalam satuan joule per kilogram, atau gray (atau dalam sistem satuan sebelumnya dalam rad). Kerma menurun secara kontinu bersama dengan bertambahnya kedalaman dalam medium penyerap, karena dosis yang diserap meningkat bersama bertambahnya kedalaman karena densitas partikel-partikel penyebab ionisasi utama dan ionisasi sekunder yang dihasilkan juga meningkat, sehingga dicapai suatu nilai maksimum. Setelah nilai maksimum itu, dosis yang terserap menurun bersama dengan menurunnya kedalaman secara kontinu. Dosis maksimum yang terjadi pada suatu kedalaman hampir sama dengan jangkauan maksimum partikel-partikel penyebab ionisasi utama (primer). Hubungan antara kerma dan dosis radiasi foton atau netron-netron cepat diperlihatkan dalam Gambar 6. Log dosis yang terserap atau Kerma Kerma Dosis Kedalaman pada Medium Penyerap Gambar 6. Hubungan antara Kerma dengan Dosis Radiasi Foton Dan Netron-Netron Cepat 11

13 E. Dosis Ekivalen Dosis Ekivalen (H) dapat didefinisikan sebagai dosis serap yang diterima oleh tubuh manusia secara keseluruhan dengan memperhatikan kualitas radiasi dalam merusak jaringan tubuh dan faktor metode perhitungan di laboratorium. Jadi, H merupakan hasil kali antara dosis serap (D), faktor kualitas (Q), dan perkalian antara seluruh faktor modifikasi lainnya (N). Seperti diketahui, dosis serap yang sama tetapi berasal dari jenis radiasi yang berbeda akan memberikan efek biologi yang berbeda pada sistem tubuh mahluk hidup. Pengaruh interaksi yang terjadi sepanjang lintasan radiasi di dalam jaringan tubuh yang terkena radiasi terutama berasal dari besaran proses yang disebut alih energi linier (LET, linear energy transfer). Yang paling berperan dalam hal ini adalah peristiwa ionisasi yang terjadi sepanjang lintasan radiasi di dalam materi yang dilaluinya. Dengan demikian daya ionisasi masing-masing jenis radiasi berbeda. Makin besar daya ionisasi, makin tinggi tingkat kerusakan biologi yang ditimbulkannya. Besaran yang merupakan kuantisasi dari sifat tersebut dinamakan faktor kualitas Q. Dengan demikian dosis serap H dapat dituliskan sebagai: H = D.Q.N. (II-6) Di sini, digunakan Sievert (Sv) untuk satuan dosis ekivalen dalam SI. 1 Sv = 1 J.kg -1 Dosis ekivalen juga dapat dinyatakan dalam satuan rem. 1 rem = 10-2 Sv 1 Sv = 100 rem Dalam perumusan di atas, digunakan N yang didefiniskan suatu faktor modifikasi, misalnya pengaruh laju dosis, distribusi zat radioaktif dalam tubuh, dsb. Untuk keperluan Proteksi Radiasi, faktor N tersebut selalu dianggap N=1. 12

14 Besaran yang merupakan kuantisasi radiasi untuk menimbulkan kerusakan pada jaringan/organ dinamakan faktor bobot radiasi (W r ). Faktor bobot radiasi sebelumnya juga disebut faktor kualitas (QF),. Sedangkan untuk aplikasi di bidang radiobiologi dinyatakan dengan relative biological effectiviness (RBE). Tabel II-2 menunjukan nilai faktor bobot radiasi berbagai jenis radiasi. Secara matematis dosis ekivalen dituliskan sebagai berikut: H = D x W )... ( r (II-7) Dengan H adalah dosis ekivalen. Satuan dosis ekivalen dalam SI adalah sievert (Sv) dan satuan lama adalah rem. Hubungan antara kedua satuan tersebut adalah: 1. Laju Dosis Ekivalen Laju dosis ekivalen adalah dosis ekivalen per satuan waktu, dan diberi simbol o H. Satuan laju dosis ekivalen dalam SI adalah sievert/jam (Sv/jam) dan satuan lama adalah rem/jam. Tabel II-2 Nilai faktor bobot berbagai jenis radiasi Jenis Radiasi W R (tanpa satuan) 1. Foton, untuk semua energi 1 2. Elektron dan muon, semua energi 1 3. Neutron dengan energi a. < 10 kev 5 b. 10 kev hingga 100 kev 10 c. > 100 kev hingga 2 MeV 20 d. > 2 MeV hingga 20 MeV 10 e. > 20 MeV 5 4. Proton, selain proton rekoil, dengan Energi> 2 MeV 5 5. Partikel alfa, fragmen fisi, inti berat 20 13

15 Catatan: i) semua harga tersebut berlaku untuk radiasi eksterna dan interna. ii) Untuk elektron tidak termasuk elektron Auger yang dipancarkan oleh inti yang terikat pada DNA. iii) Harga W R berdasarkan ICRP No.60 (1990) F. Dosis Efektif Hasil-hasil penelitian menunjukkan bahwa pada paparan radiasi yang mengenai seluruh tubuh dengan setiap organ/jaringan menerima dosis ekivalen yang sama, terbukti bahwa efek biologi terhadap setiap organ/jaringan berbeda-beda. Hal ini disebabkan oleh perbedaan sensitivitas organ/jaringan tersebut terhadap radiasi. (Dalam hal ini efek radiasi yang diperhitungkan adalah efek stokastik, sebab efek deterministik hanya akan terlihat akibatnya bila dosis yang diterima tubuh melebihi ambang batas tertentu. Di bawah ambang batas itu maka efek stokastik harus diperhatikan. Lihat modul Efek Radiasi Terhadap Tuuh Manusia.) Oleh sebab itu diperlukan besaran dosis lain yang disebut dosis efektif, dengan simbol E τ. Tingkat kepekaan organ atau jaringan tubuh terhadap efek stokastik akibat radiasi disebut faktor bobot organ atau faktor bobot jaringan tubuh, dengan simbol faktor bobot berbagai organ tubuh. W T. Tabel II-3 menggambarkan nilai Secara matematis dosis efektif diformulasikan sebagai berikut: atau, E E τ τ = ( WT H ).... (II-8) = ( Wr WT D) (II-9) Satuan dosis efektif ialah rem atau sievert (Sv) 14

16 Tabel II-3 Nilai Faktor Bobot Berbagai Organ Tubuh No Organ atau Jaringan Tubuh W T 1. Gonad 0,20 2. Sumsum Tulang 0,12 3. Colon 0,12 4. Lambung 0,12 5. Paru-paru 0,12 6. Ginjal 0,05 7. Payudara 0,05 8. Liver 0,05 9. Oesophagus 0, Kelenjar Gondok (Tiroid) 0, Kulit 0, Permukaan tulang 0, Organ atau jaringan tubuh lainnya 0,05 Catatan: Harga W T berdasarkan ICRP No. 60 (1990) Laju Dosis Efektif Definisi laju dosis ekivalen adalah dosis efektif per satuan waktu. Dan diberi simbol o E τ. Satuan laju dosis efektif ialah sievert/jam atau rem/jam. G. Dosis Terikat Dosis terikat adalah dosis total yang diterima akibat zat radioaktif masuk ke dalam tubuh atau paparan radiasi eksternal dalam selang waktu tertentu. Dosis terikat merupakan integral waktu dari laju dosis. Secara matematis dosis terikat dituliskan sebagai berikut: 15

17 t 0 D( t) = D dt (II-10) Dengan D(t) menyatakan dosis, D menyatakan dosis terikat dan (0,t) menyatakan selang waktu paparan atau selang waktu zat radioaktif masuk ke dalam tubuh (intake). Jika t tidak diketahui secara khusus, maka diambil harga 50 tahun untuk orang dewasa dan 70 tahun untuk anak-anak. Dosis terikat berlaku untuk dosis eksterna dan interna yang dapat dinyatakan dalam bentuk dosis serap terikat, dosis ekivalen terikat dan dosis efektif terikat. H. Dosis Kolektif Dosis kolektif ialah dosis ekivalen atau dosis efektif yang digunakan apabila terjadi paparan pada sejumlah besar populasi (penduduk). Paparan ini biasanya muncul apabila terjadi kecelakaan radiasi. Dalam hal ini perlu diperhitungkan distribusi dosis radiasinya dan distribusi populasi yang terkena paparan. Simbol untuk besaran dosis kolektif ini adalah S T dengan satuan sievert-man (Sv-man). Secara matematis dituliskan sebagai berikut: Untuk dosis ekivalen kolektif, S T = p H (II-11) Untuk dosis efektif kolektif S T = p E. (II-12) Keterangan: S T = dosis ekivalen kolektif p = jumlah populasi H = dosis ekivalen E = dosis efektif 16

18 Dosis kolektif digunakan untuk memperkirakan beberapa jumlah manusia dalam populasi tersebut yang akan menderita akibat radiasi, yaitu dengan memperhitungkan faktor resiko. Latihan: 1. Energi rata-rata yang diberikan oleh radiasi pengion sebesar de kepada bahan yang dilaluinya dengan massa dm disebut? 2. Desain perlindungan medis sinar-x didasarkan pada paparan mingguan maksimum sebesar 200 mr untuk daerah-daerah yang dikontrol dan 20 mr untuk daerah yang tidak terkontrol. Berapakah paparan yang cocok dinyatakan dalam satuan SI? 3. Berapa besarnya dosis ekivalen yang mengenai suatu organ/tisue, apabila diketahui dosis serap dari radiasi gamma adalah 0,5 Gy dan dosis serap dari radiasi neutron dengan energi 20 kev adalah 100 rad. 4. Berapa dosis efektif yang diterima pekerja secara total jika mendapat dosis serap radiasi sinar-x sebesar 2 gray pada organ gonad; 0,2 gray dari radiasi alfa pada lambung dan ginjal. Bila diketahui bahwa faktor bobot radiasi sinar-x dan alfa adalah 1 dan 20, sedangkan faktor bobot organ gonad, lambung dan ginjal masing-masing adalah 0,20; 0,12 dan 0, Berapa 150 mrad jika dikonversikan ke dalam satuan Gray? Jawaban 1. Dosis Serap 2. Untuk daerah yang dikontrol: 51,6 µc/kg Untuk daerah yang tidak dikontrol: 5,16 µc/kg 3. 10,5 sievert 4. 1,08 sievert 5. 1,5 mgy 17

19 BAB III. DOSIMETRI EKSTERNA Untuk menentukan besarnya paparan suatu sumber radiasi yang terletak di luar suatu medium atau di luar tubuh manusia pada suatu titik di udara diperlukan suatu pengukuran yang dinamakan dosimetri eksterna. Begitu juga untuk menentukan besarnya dosis yang diterima oleh suatu medium atau tubuh manusia dari suatu sumber yang terletak di luarnya, digunakan metode yang juga termasuk dosimetri eksterna. A. Faktor Gamma Persyaratan utama dalam proteksi radiasi apabila seseoang akan bekerja di dalam medan radiasi maka ia harus telah mengetahui laju paparan radiasi agar ia dapat bekerja dengan aman. Untuk sumber radiasi dalam bentuk titik, laju paparan dari sumber dengan aktivitas 1 Ci pada jarak 1 m telah diketahui dan disajikan pada table III.1 berikut. Tabel III.1. Laju Paparan Sinar-γ untuk bermacam-nacam isotop dengan aktivitas 1 Ci pada jarak 1 m Isotop Waktu Paro Energi Sinar-γ Laju Paparan pada (MeV) jarak 1 m (R/Jam) 22 Na 2,6 tahun 2,3 1,32 24 Na 15 jam 1,38 ; 2,76 1,89 42 K 12,4 jam 1,5 0,15 51 Cr 27 hari 0,32 0,02 52 Mn 5,7 hari 0,73 ; 1,46 1, Ir 74 hari 0,13-0,61 0,50 60 Co 5,3 tahun 1,17 ; 1,33 1, Cs 30 tahun 0,66 0,33 Ra(B+C) (utama 0.41) Catatan: 18

20 Filter 0,5 mm Pt (f=1, Q=1) Nilai laju paparan jarak 1 m dari sumber dengan aktivitas 1 Ci sebagaimana tercantum dalam table III.1, dinamakan konstanta gamma, Γ, yang kadang-kadang disebut juga sebagai faktor K. Untuk suatu sumber radiasi dengan energi E MeV, nilai konstanta gamma dapat ditentukan sebagai berikut: Energi radiasi yang dipancarkan oleh titik sumber radiasi energi tunggal dengan aktivitas 37 GBq atau 1 Ci adalah: 3,7 x x E MeV per detik (1 MeV = 1,6 x 10-6 erg) , 7x10 1,6 x10 x3600 µ Γ = x x E x( R / 2 4π x100 x87,7 ρ jam) pada jarak 1 m = 19,388 x [ ρ µ ] x E (R/jam) Untuk sumber radiasi yang memancarkan beberapa macam radiasi dengan energi yang berbeda-beda, nilai konstanta radiasi gamma adalah: Γ = 19,338 f 1 [ ρ µ ]1 x E 1 + f 2 [ ρ µ ]2 x E 2 +.f n [ ρ µ ]n x E n dengan f n = Prosentase radiasi gamma ke-n terhadap jumlah seluruh radiasi yang dipancarkan 19

21 Persamaan sebelumnya masih dapat disederhanakan. Untuk energi kuantum dari 60 kev hingga 2 MeV, koefisien serapan liniernya (µ) bervariasi kecil sekali terhadap energi, yaitu: µ = 3,5 x 10-5 cm -1, dan ρ = 1293 x 10-3 g/cm 3 Sehingga, pada jarak 1 m dari sumber dengan akitivitas 37 GBq atau 1 Ci n Γ = 0,53 fi E i (R/jam) i= 1 n = 0,59 fi E i (rad/jam) i= 1 Dengan demikian, secara umum dapat digunakan perumusan pendekatan sbb: Γ = 0,53 Σ f i E i [R.m2 / Ci.jam]. (III-1) Dengan f i = prosentase radiasi gamma dengan energi E i terhadap jumlah total radiasi yang dipancarkan E i = energi radiasi gamma Dari hasil perhitungan dengan menggunakan perumusan di atas, nilai dan satuan faktor gamma dapat disusun bervariasi, seuai dengan paparan atau besaran dosis yang akan digunakan. Lihat Tabel III.2 dan bandingkan dengan Tabel III.1 yang dibuat berdasarkan hasil pengukuran paparan di lapangan. Tabel III.2 Faktor Gamma Radioisot op Ener gi (MeV Γ (R.m2/Ci.h) Γ k [µgy.m2/mbq.h] Γ 1cm [µsv.m2/mb q.h] 20

22 ) Na-22 1,27 5 Na-24 1,36 9 2,75 4 Co-60 1,17 3 1,33 3 I-131 0,36 4 Cs-137 0,66 2 Ir-192 0,31 7 0,46 8 Au-198 0,41 6 1,19 0,280 0,327 1,82 0,431 0,486 1,30 0,306 0,347 0,22 0,0512 0,0648 0,34 0,0771 0,0910 0,48 0,109 0,138 0,24 0,0545 0,0683 Catatan: menurut JRIA (Japan Radioisotop Association), ICRU 1985 B. Laju Paparan dari Sumber Gamma Berbentuk Titik Nilai laju paparan pada jarak r meter dari sumber radiasi gamma berbentuk titik dengan aktivitas sebesar A curie adalah: o X = ΓA/r 2. (III-2) Dengan: Γ A o X = laju paparan (R/jam) = faktor gamma (R.m2/Ci.jam) = Aktivitas (Ci) 21

23 r = jarak (m) Harus diingat bahwa sumber yang digunakan untuk penerapan rumus di atas adalah bergeometri titik. Artinya, ukurannya dapat diabaikan jika dibandingkan dengan jarak pengamatan. C. Rumus Pendekatan Laju Dosis Ekivalen Hubungan antara laju dosis ekivalen dengan aktivitas dapat ditentukan dengan menggunakan rumus pendekatan sebagai berikut: o H = A.E./6.r 2 (µsv/jam).. (III-3) Dengan: A= aktivitas (MBq) E = energi (MeV) r = jarak (meter) Latihan 1. Sumber radiasi 5 Ci Cs-137 akan digunakan dalam industri. Perlu diketahui laju paparan pada jarak 10 m dari sumber agar selanjutnya dapat diperhitungkan besar dosis serap dan dosis ekivalennya. 2. Hitung laju dosis ekivalen pada jarak 2 m dari 240 Mbq Co-60, Energi Gamma Co-60: 1,17 MeV dan 1,33 MeV per peluruhan 3. Jika diketahui laju paparan radiasi Co-60 pada jarak 5 meter adalah 52 mr/jam dan faktor gamma untuk Co-60 Γ = 1,3 (R.m 2 /Ci.jam) maka berapakah aktivitas sumber Co-60 tersebut? 4. Sumber radiasi Ir-192 dengan aktivitas 2 Ci pada 5 bulan yang lalu akan digunakan di Industri (T 1/2 Ir-192 = 75 hari). Berapa laju paparan pada jarak 10 meter apabila diketahui faktor gamma untuk Ir-192 Γ = 0,5 (R.m 2 /Ci.jam) 5. Pada Jarak berapakah jika diketahui laju dosis ekivalen Co-60 adalah 25 µsv, aktivitas sumber Co-60 adalah 960 MBq, dan energi gamma Co-60 adalah: 1,17 MeV dan 1,33 MeV? 22

24 Jawaban 1. Dari table data dilihat: T untuk Cs-137 = 0,33 2. o 0,33 x5 X 10 m = 2 10 = 0,0165 R/jam = 16,5 mr/jam Faktor konversi f berdasarkan pertimbangan praktis proteksi radiasi dianggap mendekati satu (f 1) D 10m = 1 x 16,5 mr/jam = 16,5 mrem/jam H 10m = D 10m Q = 16,5 x 1 = 16,5 mrem/jam o H = A.E./6.r 2 (µsv/jam) = 240 (1,17 + 1,33) / (6 x 2 2 ) = 25 µsv/jam mci 4. 2,5 mr/jam 5. 4 meter 23

25 BAB IV. DOSIMETRI INTERNA A. Waktu Paro Efektif Apabila terjadi masukan zat radioaktif, maka informasi lamanya zat radioaktif tinggal di dalam tubuh menjadi sangat penting. Dalam proteksi radiasi, konstanta peluruhan efektif (λ eff ) digunakan untuk menggambarkan laju peluruhan radiasi dan laju pengeluaran zat radioaktif dari dalam tubuh yang secara matematika dirumuskan sebagai berikut: λ eff = λ f + λ b (IV.1) dengan, λ eff = Konstanta peluruhan efektif λ f = Konstanta peluruhan fisik radionuklida λ b = Konstanta peluruhan biologi ln 2 Oleh karena λ = T berikut:, maka waktu paro effektif dapat dituliskan sebagai 1/T eff = 1/T f + 1/T b. (IV.2) dengan, T eff = waktu paro efektif radionuklida T f = waktu paro fisik radionuklida T b = waktu paro biologi radionuklida di dalam tubuh Waktu paro fisik radionuklida hanya bergantung kepada jenis radionuklida. Waktu paro biologi dan waktu paro efektif tergantung pada sifat kimia dan sifat fisika kontaminan radioaktif serta karakteristik anatomi, karakteristik fisiologi dan karakteristik metabolisme seseorang. 24

26 B. Radioistop Pemancar Partikel alfa dan Beta Perhitungan dosis serap dari radioisotop yang terdeposit dalam tubuh mengacu pada definisi gray. Bila radioisotop pemancar partikel alfa dan beta terdistribusi secara merata di dalam tubuh, maka energi yang diserap sama dengan energi yang dipancarkan. Energi yang diserap per satuan massa per peluruhan disebut Energi Efektif Spesifik (Specific Effective Energy/SEE). Untuk radioisotop pemancar partikel, SEE adalah energi rata-rata dibagi dengan massa jaringan tubuh dimana radioisotop terdeposit. SEE (α atau β) = Eα atau β m MeV dis Kg (IV.3) laju dosis dari radioisotop tersebut dihitung dengan menggunakan rumus sbb: = D A Bq x 1 dis Bq.det ik x SEE MeV dis. kg 1 x J kg. Gy 1,6 x10 13 J MeV x 8,64x10 4 det k hari Atau, D = 8 1,3824 x 10 x A x SEE (IV.4) Gy hari C. Radioisotop Pemancar Gamma Bila diasumsikan bahwa radioisotop pemancar gamma yang terdeposit dalam organ tubuh berbentuk bola, maka laju dosis pada pusat bola D = C Γ g (IV.5) Dengan: C = Konsentrasi isotop (aktivitas per satuan volume) Γ = faktor gamma 25

27 g = faktor geometri g = v r e µ 2 0 r dv untuk keperluan proteksi radiasi, umumnya digunakan faktor geometri ratarata. Untuk geometri bola harga g rata-rata dinyatakan dengan g = 3 4 g pusat 4 µ R π g pusat = (1 e µ Dengan µ = koefisien serapan linier dan R = jari-jari bola. ) D. Dosimetri Neutron Dosis yang diserap dari suatu berkas neutron dapat dihitung dengan mempertimbangkan energi yang terserap oleh masing-masing jaringan yang bereaksi dengan neutron-neutron tersebut. Tipe reaksi, tentu saja tergantung pada energi neutron. Untuk neutron-neutron cepat, hingga sekitar 20 MeV, mekanisme perpindahan energi yang utama adalah tumbukan elastik sempurna, sedang neutron-neutron termal mungkin akan tertangkap oleh inti jaringan dan memulai reaksi inti. Sehubungan dengan penghamburan elastik, inti-inti yang terhambur melepaskan energinya di sekitar interaksi neutron primer. Dosis radiasi yang terserap secara lokal dengan cara ini disebut sebagai dosis tumbukan yang pertama, dan keseluruhannya ditentukan oleh fluks neutron primer; setelah interaksi utama ini, neutron yang terhambur tidak lagi dipertimbangkan. Untuk neutron-neutron cepat, angka dosis tumbukan pertama dari neutron yang berenergi E adalah: 26

28 φ( E) E N i σ i ( E) = n 1J / kg Gy D f i Dengan: φ (E) = fluks neutron yang energinya sebesar E, [neutron/cm2- det] E = energi neutron, dalam joule N i = atom per kilogram pada unsure ke-i σ I = sayatan melinting penghamburan dari unsure ke-i untuk neutron yang berenergi E, dalam satuan barn x cm2 f = fraksi energi rata-rata yang dipindahkan dari neutron ke atom yang terhambur pada saat bertumbukan dengan neutron untuk penghambur isotropis, fraksi rata-rata energi neutron yang dipindahkan dalam suatu tumbukan dengan sebuah inti yang bernomor massa atom M adalah: 2M f = ( M + 1) 2 Komposisi jaringan lunak, untuk maksud dosimetri radiasi, diberikan dalam tabel IV.1. Tabel tersebut juga mencantumkan fraksi rata-rata dari energi neutron yang dipindahkan ke masing-masing unsur penyusun jaringan. Tabel IV. Komposisi Jaringan Buatan Unsur % Massa N, atom/kg f Oksigen ,69 x ,111 Karbon 14,89 6,41 x ,142 Hidrogen 10,00 5,98 x ,500 Nitrogen 3,47 1,49 x ,124 Sodium 0,15 3,93 x ,080 Khlor 0,10 1,70 x ,053 Untuk energi neutron-neutron thermal, terdapat dua reaksi yang dipertimbangan, yakni, reaksi 14 N(n,p) 14 C dan kreaksi 1 H(n, γ) 2 H Untuk reaksi yang disebut pertama, angka dosis bisa dihitung dari persamaan 27

29 D np φ = N σ 13 Q x1.6 x10 J / MeV 1 J / kg Gy Dengan: φ = fluks termal, neutron per cm 2 tiap detik N = jumlah atom nitrogen per kg jaringan 1,49 x σ = sayatan melintang penyerapan nitrogen, 1,75 x cm 2 Q = energi yang dibebaskan oleh reaksi = 0,63 MeV Reaksi berikutnya, 1 H(n, γ) 2 H setara dengan memiliki isotop yang memancarkan gamma yang tersebar secara merata di seluruh tubuh, dan menimbulkan suatu dosis sinar gamma otointegral. Aktivitas jenis (spesifik) dari pemancar gamma yang tersebar ini, jumlah reaksi tiap detik per gram, ditentukan oleh fluks neutron, dan disajikan oleh persamaan: Dengan: A= φ Nσ Bq /kg φ = fluks thermal, neutron per cm 2 tiap detik N = jumlah atom hidrogen per kg jaringan = 5,98 x σ = sayatan melintang penyerapan hidrogen = 0,33 x cm 2 Dalam hal ini, kita tidak dapat menambahkan dosis sinar gamma otointegral ke dalam dosis yang didapat dari reaksi n,p karena dosis serapan sebesar 1 Gy radiasi gamma secara biologis tidak setara dengan 1 Gy radiasi foton. Latihan 1. Diketahui laju dosis per hari dari radioisotop S-35 adalah 3, Gy/hari dengan maksimum energi 0,1674 MeV yang terdistribusi merata pada testis, berapa aktivitas S-35 jika berat testis 18 gram? 2. Radioisotop pemancar alfa dengan aktivitas 30 MBq terhisap dalam paru-paru. Jika energi rerata partikel alfa itu adalah 5 MeV dan terserap 28

30 seluruhnya dalam jaringan paru-paru, berapa laju dosis serap dalam paru-paru? Massa paru-paru = 1000 g. 3. Volume bilik = 2 cm3 Bilik diisi dengan udara pada S.T.P Kapasitas listrik = 5 µµf Voltase pada bilik sebelum diadakan paparan = 180 V Voltase pada bilik setelah diadakan paparan = 160 V Waktu paparan = 0,5 jam Hitunglah angka paparan radiasi dan angka paparan? 4. Berapakah angka dosis yang terserap oleh suatu jaringan lunak dalam suatu berkas neutron 5-MeV yang intensitasnya adalah 2000 neutron per cm2 tiap detik? Sayatan melintang penghamburan dari masing-masing unsur pada jaringan tersebut untuk neutron 5 MeV, dicantumkan sebagai berikut: Unsur σ, cm 2 N i σ i f i O 1,55 X ,628 X 10 0 C 1,65 X ,502 X 10 0 H 1,50 X ,485 X 10 1 N 1,00 X ,848 X 10-1 Na 2,3 X ,231 X 10-3 Cl 2,8 X ,523 X 10-3 Σ N i σ i f i = 5,117 x 10 1 cm 2 /kg 5. Berapakah angka dosis yang terserap oleh orang yang memiliki berat 70 kg dari suatu paparan keseluruhan tubuh dengan fluks thermal rata-rata sebesar neutron per cm 2 tiap detik? 29

31 30

32 Daftar Pustaka 1. Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-1999 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi. 2. Herman Cember, Introduction to Health Physics, Pergamon Press, John Lilley, Nuclear Physics: Principles and Applications, John Wiley & Sons, Glenn F. Knoll, Radiation Detection and Measurement, John Wiley & Sons, Nicholas Tsoulfanidis, Measurement and Detection of Radiation, Hemisphere Publishing Corp., J.U. Burnham, Radiation Protection, New Brunswick Power Corp.,