KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP

Transkripsi

1 KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP Suhaedi Muhammad 1 dan Rr. Djarwanti,RPS 2 1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, BATAN suhaedi.muhammad62@gmail.com 2 Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka ABSTRAK KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA. Instalasi produksi radioisotop dan radiofarmaka (IPRR) sebagai instalasi yang memiliki dampak radiologi tinggi dalam kegiatannya dapat mengakibatkan adanya penerimaan dosis yang siginifikan bagi pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan produksi. Ada beberapa tahapan kegiatan produksi yang memiliki kontribusi yang signifikan bagi penerimaan dosis untuk pekerja radiasi. Tahapan kegiatan tersebut adalah pengambilan sampel untuk memeriksa produk, pemeriksaan produk radioisotop,pengambilan produk radioisotop Molybdenum-99 (Mo-99) untuk, pengambilan produk radioisotop Iodium-131 (I-131) untuk produksi larutan senyawa bertanda, pemeriksaan produk larutan senyawa bertanda dan perbaikan produk Generator Tc-99m. Dari potensi yang ada pada masing-masing tahap kegiatan tersebut telah dilakukan kajian perkiraan besarnya dosis yang signifikan yang diterima oleh pekerja radiasi. Besarnya perkiraan dosis yang diterima oleh operator produksi radioisotop dalam setahun untuk 38 kali proses produksi adalah 2,584 msv ( 12,92% dari NBD tahunan 20 msv ), untuk operator produksi radiofarmaka adalah 6,27 msv ( 31,35% dari NBD tahunan 20 msv ), untuk petugas kendali masing-masing 11,742 msv ( 58,71 % dari NBD tahunan 20 msv ) dan 17,1 msv ( 85,5 % dari NBD tahunan 20 msv ). Perkiraan besarnya nilai dosis yang diterima oleh pekerja radiasi ini masih dibawah batas dosis untuk tahun tertentu sebesar 50 msv sebagaimana yang ditetapkan di dalam Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 16 tahun 2014 pasal 40. Kata Kunci: kajian, dosis radiasi, pekerja radiasi ABSTRACT STUDY OF THE AMOUNT DOSE RECEIVED RADIATION WORKERS IN RADIOISOTOPE AND RADIOPHARMACEUTICAL PRODUCTION PROCESS. Radioisotopes and radiopharmaceutical installation production (IPRR) as an installation that has a high radiological impact in its activities may result in the receipt of significant doses of radiation to workers involved in production activities. There are several stages of production activities that have a significant contribution to the acceptance of the dose for radiation workers. Stages these activities are sampling to check product quality, product quality inspection radioisotopes, making products radioisotope Molybdenum-99 (Mo-99) for the production Generator Tc-99m, making products radioisotope Iodine-131 (I-131) for the production of compound solution marked, product quality inspection and repair compound solution unmarked Tc-99m Generator products. Of the potential that exists in each stage of the activity has been carried out studies estimate the size of the significant dose received by radiation workers. Estimate the magnitude of the dose received by the operator radioisotope production in a year to 38 times the production process is msv (12.92% of the annual NBD 20 msv), for radiopharmaceutical production operators is 6.27 msv (31.35% of the annual NBD 20 msv), for quality control officer respectively msv (58.71% of the annual NBD 20 msv) and 17.1 msv (85.5% of the annual NBD 20 msv). Estimates of the value of the dose received by radiation workers is still well below the dose limit for a given year is 50 msv as defined in Regulation BAPETEN Head No. 16 of 2014 section 40. Keywords: Study, radiation doses, radiation workers PENDAHULUAN I nstalasi produksi radioisotop dan radiofarmaka (IPRR) merupakan instalasi yang memproduksi berbagai jenis produk radioisotop dan produk radiofarmaka. Produk-produk ini digunakan baik untuk keperluan komersial maupun untuk keperluan penelitian dan pengembangan. Untuk menjalankan kegiatannya, IPRR ini telah dilengkapi dengan fasilitas produksi radioisotop, fasilitas produksi radiofarmaka, fasilitas kendali, fasilitas keselamatan dan fasilitas penunjang. Sebagai fasilitas yang memproduksi produk radioisotop dan radiofarmaka sudah barang tentu dalam menjalankan kegiatannya dapat menimbulkan 138 ISSN Suhaedi M dan Rr. Djarwanti

2 dampak radiologi baik dalam bentuk paparan radiasi, kontaminasi permukaan, kontaminasi udara dan lepasan ke lingkungan. Dampak radiologi ini berpotensi mengakibatkan adanya penerimaan dosis bagi para pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan di IPRR. Kajian ini dilakukan untuk mengetahui besarnya nilai dosis yang diterima oleh pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan produksi radioisotop dan radiofarmaka. Kajian besarnya dosis yang diterima oleh pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan produksi radioisotop dan radiofarmaka meliputi besarnya nilai dosis yang berasal dari : proses pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk, proses pengambilan produk radioisotop Mo-99 untuk, proses pengambilan produk radioisotop I-131 untuk produksi larutan senyawa bertanda, proses pemeriksaan produk larutan senyawa bertanda dan proses perbaikan produk Generator Tc-99m. Dengan dilakukannya kajian ini diharapkan dapat diketahui berapa besarnya nilai dosis yang diterima oleh para pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan proses produksi radioisotop dan radiofarmaka. Selanjutnya dapat diketahui apakah besarnya nilai dosis tersebut masih di bawah nilai batas dosis (NBD) yang diizinkan atau telah melebihi NBD. TATA KERJA BAHAN DAN METODE Bahan-bahan yang digunakan dalam pembuatan kajian besarnya dosis yang diterima oleh para pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan proses produksi radioisotop dan radiofarmaka ini adalah : dokumen Radioisotope and Radiopharmaceutical Production Intallation yang diterbitkan oleh Medhi Physics tahun 1987, dokumen Health physics yang diterbitkan oleh Medhi Physics tahun 1987, dokumen Peraturan Pemerintah Nomor 33 tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif, dan Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir [1-5]. Sedangkan metode yang digunakan adalah: 1. Kajian penerapatan terhadap dokumendokumen tersebut di atas. 2. Kajian pengalaman terkait dengan pemantauan penerimaabn dosis pekerja radiasi di IPRR. HASIL DAN PEMBAHASAN Pengambilan Sampel Untuk Pemeriksaan Kualitas Produk. Kegiatan pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk baik radioisotop maupun radiofarmaka dari dalam Entry Cell ke ruang kendali memiliki potensi adanya penerimaan dosis baik bagi operator produksi maupun bagi petugas kendali. Meskipun operator produksi maupun petugas kendali telah dilengkapi perlengkapan proteksi radiasi personil namun peluang adanya penerimaan dosis masih tetap ada [1,2]. Potensi adanya penerimaan dosis ini terjadi pada saat: 1. Kontener yang berisi sampel produk Mo- 99 atau produk I-131 oleh operator produksi dikeluarkan dari dalam Entry Cell melalui jendela. Pada saat jendela Entry Cell dibuka selama 1 menit besarnya laju paparan radiasi 100 mr/jam. 2. Pemindahan kontener yang berisi sampel produk Mo-99 atau produk I-131 dengan laju paparan radiasi pada permukaan kontener sebesar 50 mr/jam ke ruang kendali dengan waktu 5 menit [1,2]. Pemeriksaan Kualitas Produk Radioisotop. Kegiatan pemeriksaan produk radioisotop Mo-99 maupun I-131 yang dilakukan oleh petugas kendali di dalam Fume Hood memiliki potensi adanya penerimaan dosis. Potensi adanya penerimaan dosis ini terjadi pada saat pelaksanaan kegiatan pemeriksaan produk baik Mo-99 maupun I-131 yang dilakukan selama 20 menit dengan laju paparan radiasi pada permukaan Fume Hood sebesar 80 mr/jam. Pengambilan Produk Radioisotop Mo- 99 Untuk Produksi Generator Tc-99m. Kegiatan pengambilan produk radioisotop Mo- 99 dari dalam Transfer Hot Cell untuk dibawa ke dalam Hot Cell Generator memiliki potensi adanya penerimaan dosis bagi operator produksi Generator Tc-99m. Peluang adanya penerimaan dosis ini terjadi pada saat: 1. Kontener yang berisi sampel produk Mo-99 dikeluarkan dari dalam Transfer Hot Cell Suhaedi M dan Rr. Djarwanti ISSN

3 melalui plug door. Pada saat plug door dibuka selama 1 menit untuk mengeluarkan kontener besarnya laju paparan radiasi 100 mr/jam. 2. Pemindahan kontener yang berisi sampel produk Mo-99 dengan laju paparan radiasi pada permukaan kontener sebesar 60 mr/jam ke Hot Cell Generator dengan waktu 2 menit. Pengambilan Produk Radioisotop I-131 Untuk Produksi Larutan Senyawa Bertanda. Kegiatan pengambilan produk radioisotop I- 131 bulk dari dalam Transfer Hot Cell untuk dibawa ke dalam Glove box yang ada di ruangan produksi larutan senyawa bertanda memiliki potensi adanya penerimaan dosis bagi operator produksi larutan senyawa bertanda I-131. Peluang adanya penerimaan dosis ini terjadi pada saat: 1. Kontener yang berisi sampel produk I-131 dikeluarkan dari dalam Transfer Hot Cell melalui plug door. Pada saat plug door dibuka selama 1 menit untuk mengeluarkan kontener besarnya laju paparan radiasi 100 mr/jam. 2. Pemindahan kontener yang berisi sampel produk I-131 dengan laju paparan radiasi pada permukaan kontener sebesar 60 mr/jam ke ruang produksi senyawa bertanda dengan waktu 2 menit. Pemeriksaan Kualitas Produk Larutan Senyawa Bertanda. Kegiatan pemeriksaan produk larutan senyawa bertanda yang dilakukan di dalam Fume Hood juga merupakan salah satu potensi yang turut memberikan kontribusi adanya penerimaan dosis bagi petugas kendali. Potensi adanya penerimaan dosis ini terjadi pada saat pelaksanaan kegiatan pemeriksaan produk larutan NaI-131 Oral, larutan NaI- 131 Injeksi dan larutan Hippuran I-131 yang dilakukan masing-masing selama 30 menit dengan laju paparan radiasi pada permukaan Fume Hood sebesar 30 mr/jam [1,2]. Perbaikan Produk Generator Tc-99m Perbaikan produk Generator Tc-99m dilakukan apabila aliran aqua bides pada fluit path terjadi kemacetan tidak mengalir). Guna memperbaikinya dilakukan penggantian fluid path yang baru. Pada saat pembongkaran dan penggantian fluid path ini ada potensinya penerimkaan dosis yang cukup signifikan. Nilai laju paparan radiasi pada permukaan dinding leadglass pada tempat penggantian fluid path paling besar 50 mr/jam dengan waktu penggantian selama 15 menit. Kajian Perkiraan Besarnya Nilai Dosis oleh pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan produksi radioisotop dan radiofarmaka secara teoritis dapat dihitung dengan menggunakan persamaan [1]: Waktu Kerja x Paparan Radiasi Dosis = (1) 6000 dimana dosis dalam satuan msv, paparan radiasi dalam satuan mr/jam, waktu kerja dalam satuan menit serta 6000 merupakan faktor konversi dari mr ke msv dan dari jam ke menit. Berdasarkan uraian kegiatan di atas, potensi penerimaan dosis secara lengkap diberikan pada Tabel 1. Selanjutnya dengan menggunakan persamaan di atas, maka perkiraan besarnya nilai dosis yang diterima oleh oleh pekerja radiasi yang terlibat dalam kegiatan produksi radioisotop dan radiofarmaka untuk sekali proses secara lengkap diberikan pada Tabel 2. Jika kegiatan produksi radioisotop dan radiofarmaka dalam setahun masing-masing dilakukan sebanyak 38 kali, maka besarnya dosis yang diterima oleh pekerja radiasi dalam setahun dan prosentasenya terhadap NBD tahunan sebagaimana yang ditetapkan di dalam Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 4 Tahun 2013 pasal 15 secara lengkap diberikan pada Tabel 3. Sedangkan total dosis dalam setahun yang diterima oleh pekerja radiasi secara lengkap diberikan pada Tabel 4. Dari Tabel 4 dapat dilihat bahwa perkiraan besarnya dosis yang diterima oleh: 1. si radioisotop yang menangani kegiatan pengambilan sampel produk Mo-99, pengambilan sampel produk I-131, pengambilan produk Mo-99 untuk produksi Generator Tc- 99m dan pengambilan produk I-131 bulk untuk produksi senyawa bertanda dalam setahun adalah 2,584 msv (12,92% dari NBD tahunan). 2. si radiofarmaka dalam setahun adalah 6,27 msv ( 31,35% dari NBD tahunan ). 3. yang menangani kegiatan pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk Mo-99 dan I-131 dan kegiatan pemeriksaan produk Mo- 99 dan I-131 perkiraan besarnya dosis yang diterima dalam setahun masing-masing adalah 11,742 msv ( 58,71 % dari NBD tahunan ). yang melakukan kegiatan pemeriksaan produk larutan NaI- 131 Ora, larutan NaI-131 Injeksi dan larutan 140 ISSN Suhaedi M dan Rr. Djarwanti

4 Hippuran I-131 perkiraan besarnya dosis yang diterima dalam setahun adalah 17,1 msv (85,5 % dari NBD tahunan). KESIMPULAN Sumber potensi yang memberikan kontribusi penerimaan dosis bagi pekerja radiasi di IPRR adalah kegiatan pengambilan sampel untuk pemeriksaaan produk Mo-99 dan I-131, kegiatan pemeriksaan produk Mo-99 dan I- 131, kegiatan pengambilan produk Mo-99 untuk, kegiatan pengambilan produk I-131 bulk untuk produksi larutan senyawa bertanda, kegiatan pemeriksaan produk larutan senyawa bertanda (NaI-131 Oral, NaI-131 Injeksi dan Hippuran I-131). oleh operator produksi radioisotop selama setahun adalah 2,584 msv (12,92% dari NBD tahunan 20 msv). Nilai ini masih jauh dibawah batas dosis untuk tahun tertentu sebesar 50 msv. oleh operator produksi radiofarmaka selama setahun adalah 6,27 msv (31,35% dari NBD tahunan 20 msv). oleh petugas kendali yang menangani kegiatan pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk Mo-99 dan I-131 dan kegiatan pemeriksaan produk Mo-99 dan I-131 selama setahun adalah 11,742 msv (58,71 % dari NBD tahunan 20 msv). oleh petugas kendali yang melakukan kegiatan pemeriksaan produk larutan NaI- 131 Ora, larutan NaI-131 Injeksi dan larutan Hippuran I-131 selama setahun adalah 17,1 msv (85,5 % dari NBD tahunan 20 msv). Nilai ini masih jauh dibawah batas dosis untuk tahun tertentu sebesar 50 msv. Sebagai upaya pencegahan, untuk pekerja radiasi yang menerima dosis melebihi 3/10 NBD, PI harus menerapkan sistem manajemen penerimaan dosis. DAFTAR PUSTAKA 1. Medhi Physics, Health Physics, Medhi Physics, Batan Teknologi (Persero), PT, Laporan Operasi IPRR Tahun 2007 sampai 2011, Serpong, Tahun Sekretariat Negara, Peraturan Pemerintah No. 33 Tahun 2007 Tentang Keselamatan Radiasi Pengion Dan Keamanan Sumber Radioaktif, Jakarta, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 04 Tahun 2013 tentang Proteksi Dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir, Jakarta, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 16 tahun 2014 tentang Surat Izin Bekerja Petugas Tertentu yang Bekerja Di Instalasi Yang Memanfaatkan Sumber Radiasi Pengion, Jakarta, Suhaedi M dan Rr. Djarwanti ISSN

5 LAMPIRAN Tabel 1. Potensi Penerimaan Dosis Pada Proses Produksi Radioisotop dan Radiofarmaka 02. Pengambilan produk I-131 untuk produksi larutan senyawa bertanda. 03. Pemeriksaan produk larutan NaI-131 Oral 04. Pemeriksaan produk larutan NaI-131Injeksi 05. Pemeriksaan produk larutan Hippuran I Perbaikan Produk Generator Tc-99m si radiofarmaka Waktu Kerja ( Menit ) Keterangan si radioisotop orang orang si radioisotop orang orang orang orang si radioisotop orang NO. Jenis Kegiatan Penerima Dosis Laju Paparan ( mr/j) 01. Proses Produksi Radioisotop 01. Pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk Mo Pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk I Pemeriksaan produk radioisotop Mo Pemeriksaan produk radioisotop I Pengambilan produk Mo-99 untuk 02. Proses Produksi Radiofarmaka 01. Pengambilan produk Mo-99 untuk si radiofar orang maka Operator produksi orang radiofarmaka orang orang orang orang orang 142 ISSN Suhaedi M dan Rr. Djarwanti

6 Tabel 2. Perkiraan Besarnya Nilai Dosis Untuk Satu Kali Proses Produksi NO. Jenis Kegiatan Penerima Dosis Laju Paparan ( mr/j) Waktu Kerja ( Menit ) Perkiraan Dosis ( msv) 01. Proses Produksi Radioisotop 01. Pengambilan sampel untuk pemeriksaan si ,017 produk Mo-99. radioisotop , Pengambilan sampel untuk pemeriksaan si ,017 produk I-131 radioisotop , Pemeriksaan produk radioisotop ,267 Mo Pemeriksaan produk radioisotop ,267 I Pengambilan produk Mo-99 untuk si ,017 radioisotop 02. Proses Produksi Radiofarmaka 01. Pengambilan produk Mo-99 untuk si ,02 radiofarmaka Pengambilan produk I-131 untuk si , produksi larutan senyawa bertanda. radiofarmaka , Pemeriksaan produk larutan NaI-131 Oral 04. Pemeriksaan produk larutan NaI-131Injeksi 05. Pemeriksaan produk larutan Hippuran I Perbaikan Produk Generator Tc-99m si radiofarmaka , , , ,125 Suhaedi M dan Rr. Djarwanti ISSN

7 Tabel 3. Perkiraan Besarnya Nilai Dosis Yang Diterima Pekerja Radiai Dalam Setahun NO. Jenis Kegiatan Penerima Dosis 01. Pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk Mo Pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk I Pemeriksaan produk radioisotop Mo Pemeriksaan produk radioisotop I Pengambilan produk Mo-99 untuk produksi Generator Tc-99m 06. Pengambilan produk I-131 untuk produksi larutan senyawa bertanda. 07. Pemeriksaan produk larutan NaI- 131 Oral 08. Pemeriksaan produk larutan NaI- 131Injeksi 09. Pemeriksaan produk laruitan Hippuran I Perbaikan Produk Generator Tc-99m si radioisotop si radioisotop si radioisotop si radiofarmaka si radioisotop si radiofarmaka si radiofarmaka Dosis Yang Diterima Perproses Jumlah Proses Dalam Setahun Dosis Yang Diterima Dalam Setahun Prosentase Terhadap NBD Tahunan (%) 0, ,646 3,23 0, ,596 7,98 0, ,646 3,23 0, ,596 7,98 0, ,146 50,73 0, ,146 50,73 0, ,646 3,23 0, ,76 3,80 0, ,646 3,23 0, ,76 3,8 0, ,7 28,5 0, ,7 28,5 0, ,7 28,5 0, ,75 23,75 Keterangan 144 ISSN Suhaedi M dan Rr. Djarwanti

8 No. Tabel 4. Total Dosis Yang Diterima Masing Masing Pekerja Radiasi Dalam Setahun Jenis Kegiatan Jumlah Proses Dalam Setahun Dosis Yang Diterima ( msv) Prosentase Perproses Produksi Pertahun Terhadap NBD Tahunan (%) Keterangan 01. Operator Produksi Radioisotop 01. Pengambilan sampel untuk 38 0,017 0,646 3,23 1 orang operator pemeriksaan produk Mo-99. produk 02. Pengambilan sampel untuk 38 0,017 0,646 3,23 si radioisotop pemeriksaan produk I Pengambilan produk Mo-99 untuk 38 0,017 0,646 3, Pengambilan produk I-131 untuk 38 0,017 0,646 3,23 produksi larutan senyawa bertanda Total dosis yang diterima dalam setahun 2,584 12, Operator Produksi Radiofarmaka 01. Pengambilan produk Mo-99 untuk 38 0,02 0,76 3,80 1 orang operator produk 02. Pengambilan produk I-131 untuk 38 0,02 0,76 3,80 si radiofarmaka produksi larutan senyawa bertanda 03. Perbaikan Produk Generator Tc-99m 38 0,125 4,75 23,75 Total dosis yang diterima dalam setahun 6,27 31, Petugas Kendali Kualitas 01. Pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk Mo Pemeriksaan produk radioisotop Mo ,042 1,596 7,98 1 orang petu gas kendali 38 0,267 10,146 50,73 Total dosis yang diterima dalam setahun 11,742 58, Pengambilan sampel untuk pemeriksaan produk I ,042 1,596 7, Pemeriksaan produk radioisotop I ,267 10,146 50,73 Total dosis yang diterima dalam setahun 11,742 58, Pemeriksaan produk larutan NaI-131 Oral 38 0,15 5,7 28,5 02. Pemeriksaan produk larutan NaI-131Injeksi 38 0,15 5,7 28,5 03. Pemeriksaan produk larutan Hippuran I ,15 5,7 28,5 Total dosis yang diterima dalam setahun 17,1 85,5 1 orang petu gas kendali 1 orang petu gas kendali Suhaedi M dan Rr. Djarwanti ISSN