FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR

dokumen-dokumen yang mirip
PENENTUAN CALIBRATION SETTING DOSE CALIBRATOR CAPINTEC CRC-7BT UNTUK Ce-139

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

ANTARBANDING PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 57 Co DAN 131 I (II)

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK

PENENTUAN CALIBRATOR SETTING CAPINTEC CRC-7BT UNTUK SAMARIUM-153

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

Pemanfaatan Alat Standar Primer untuk Peningkatan Kualitas Nilai Kalibrasi Alat Ukur Radioaktivitas di Bidang Kedokteran Nuklir

DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,

PENENTUAN KARAKTERISTIK SERAPAN DAN KOEFISIEN ATENUASI LINIER PENYANGGA MYLAR TERHADAP RADIASI UNTUK SUMBER STANDAR Sr-90

Pengembangan Metode Pengukuran Aktivitas 226 Ra, 137 Cs dan 60 Co menggunakan Pencacah Kamar Pengion Detektor Merlin Gerin CPGB 1

STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR

PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

STANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) BIDANG NUKLIR

KAJIAN WAKTU PARO 90 Sr MENGGUNAKAN ALAT UKUR STANDAR DOSIMETER FARMER NE 2570/B DAN NE2570/A

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

EVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP

Penentuan Efisiensi Beta Terhadap Gamma Pada Detektor Geiger Muller

KALffiRASI ALA T UKUR AKTIVITAS DOSE CALIBRA TOR SECARA SIMUL TAN.

Penentuan Aktivitas Radionuklida 60 Co Dengan Metode Ekstrapolasi Effisiensi

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA

Unnes Physics Journal

VERIFIKASI PENENTUAN LAJU DOSIS SERAP DI AIR BERKAS FOTON 6 MV DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100 C MILIK RUMAH SAKIT

FISIKA ATOM & RADIASI

ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo

ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF

OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT RADIOTERAPI

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS KUALITAS RADIASI DAN KALIBRASI LUARAN BERKAS FOTON 6 DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK VARIAN CLINAC CX 4566 ABSTRAK

HUBUNGAN ANTARA LAJU DOSIS SERAP AIR DENGAN LAPANGAN RADIASI BERKAS ELEKTRON PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK ELEKTA

PENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Novita Rosyida

PENGUKURAN DOSIS RADIASI RUANGAN RADIOLOGI II RUMAH SAKIT GIGI DAN MULUT (RSGM) BAITURRAHMAH PADANG MENGGUNAKAN SURVEYMETER UNFORS-XI

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

EVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP

PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK

PENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Diterima: 6 Juni 2016 Layak Terbit: 25 Juli 2016

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

EVALUASI HASIL PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA DI LINGKUNGAN PUSAT PENGEMBANGAN RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA PERIODE APRIL DESEMBER 2000

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

TEORI DASAR RADIOTERAPI

Widyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: ISSN

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

OXEA - Alat Analisis Unsur Online

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

Analisis tingkat kontaminasi permukaan daerah kerja dan laju paparan radiasi pada Instalasi Kedokteran Nuklir

VII. PELURUHAN GAMMA. Sub-pokok Bahasan Meliputi: Peluruhan Gamma Absorbsi Sinar Gamma Interaksi Sinar Gamma dengan Materi

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

STANDARDISASI 1251 DAN PENENTUAN WAKTU PARO SERTA RESPON KAMAR PENGION

ANALISIS UPTAKE TIROID MENGGUNAKAN TEKNIK ROI (REGION OF INTEREST) PADA PASIEN HIPERTIROID

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

KAnANPERANANSUMBERSTANDAR RADIONUKLIDA DI RUMAH SAKIT

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PENGARUH SUDUT GANTRI TERHADAP KONSTANSI DOSIS SERAP DI AIR PESAWAT TELETERAPI Co-60 XINHUA MILIK RUMAH SAKIT dr. SARJITO YOGYAKARTA

AUDIT MUTU PENGUKURAN DOSIS SERAP DARI SUMBER TELETERAPI Co-60 CIRUS 90131

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

PENGARUH DIAMETER PHANTOM DAN TEBAL SLICE TERHADAP NILAI CTDI PADA PEMERIKSAAN MENGGUNAKAN CT-SCAN

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 2, April 2014 ISSN

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN PLANAR (STATIK) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY RADIUM-226 (Ra 226 )

Jurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 3, Juli 2014 ISSN

KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP

PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

Pengaruh Ketidakhomogenan Medium pada Radioterapi

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

RADIOAKTIVITAS IODIUM-126 SEBAGAI RADIONUKLIDA PENGOTOR DI KAMAR IRADIASI PADA PRODUKSI IODIUM-125. Rohadi Awaludin

ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

EVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

OPTIMASI ASPEK KESELAMATAN PADA KALIBRASI PESAWAT TERAPI 60 Co atau 137 Cs

adukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang

Prinsip Dasar Pengukuran Radiasi

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.

METODE PeNGUKURAN AKTIVITAS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA 14 C, 36 Cl DAN 90 Sr BERBENTUK LUASAN DENGAN PENCACAH PROPORSIONAL 2π

Penentuan Fluks Neutron Termal di Fasilitas Kalibrasi Neutron dengan Menggunakan Keping Indium

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

Transkripsi:

78 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR Pujadi 1, Gatot Wurdiyanto 1 dan Hermawan Candra 1 Email : pujadi@batan.go.id 1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jl. Cinere Ps. Jum at Jakarta Selatan 12070 ABSTRAK FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL GELAS PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR. Telah dilakukan penelitian untuk menentukan faktor koreksi pengukuran radiofarmaka I-131 pada wadah vial gelas menggunakan dose calibrator. Pengukuran dilakukan menggunakan dua buah dose calibrator yaitu CAPINTEC CRC-7BT dan VICTOREEN. Sumber radiofarmaka I-131 yang digunakan dibuat di RSG GAS Serpong. Cuplikan sumber I-131 disiapkan dengan wadah vial gelas produsen volume 20 cc, vial gelas PTKMR volume 20 cc dan sebagai standar dibuat pada wadah ampul gelas standar PTKMR BATAN volume 5 cc. Pengukuran terhadap cuplikan menggunakan dose calibrator VICTOREEN dilakukan pada posisi sumber di dasar kamar ionisasi. Sedangkan pengukuran terhadap cuplikan menggunakan dose calibrator yaitu CAPINTEC CRC-7BT dilakukan pada posisi ketinggian 7 cm dari dasar kamar ionisasi. Hasil menunjukkan bahwa pengukuran sumber radiofarmaka Iodium-131 pada wadah vial gelas produsen 20 cc menggunakan CAPINTEC CRC-7BT memerlukan faktor koreksi 1,65 % terhadap ampul gelas standar dan dengan VICTOREEN memerlukan faktor koreksi 4,6%. Sedangkan untuk vial PTKMR volume 20 cc menggunakan CAPINTEC CRC-7BT memerlukan faktor koreksi 0,37 % terhadap ampul gelas standar dan dengan VICTOREEN memerlukan faktor koreksi 2,58%. Kata Kunci :Radiofarmaka I-131,faktor koreksi, vial gelas, ampul gelas dan dose calibrator. ABSTRACT CORRECTION FACTOR OF I-131 RADIPHARMACEUTICAL ACTIVITY MEASUREMENT IN THE GLASS VIALS COMPARED TO GLASS AMPOULE PTKMR BATAN USING DOSE CALIBRATOR. The research to determination of correction factor measurement of I-131 radiopharmaceuteal in glass vial have been carried out using dose calibrator. Measurement were done using two dose calibrator ie CAPINTEC CRC-7BT and VICTOREEN. The radiopharmaceutical of I-131 was produced in RSG-GAS Serpong. The I-131 sample were prepared in glass vial 20 cc volume of produsen, glass glass vial 20 cc volume of PTKMR and as standard sources was prepared in glass ampoule 5 cc volume of PTKMR. The measurement source using VICTOREEN dose calibrator was measured on the botom of ionization chamber. The sample sources was measured using CAPINTEC CRC-7BT dose calibrator with position 7 cm height from botom of ionization chamber. The result showed that the measurement of I-131 radiopharmaceuteal in glass vial of manufacturers using CAPINTEC CRC-7BT dose calibrator, require a correction factor of 1,65% and measurement using VICTOREEN dose calibrator require a correction factor 4,6 % of glass ampoule standard. For glass vial of PTKMR 20cc volume, using CAPINTEC CRC-7BT calibrator require a correction factor of 0,37 % and using VICTOREEN dose calibrator require a correction factor 2,58 %. Keywords : I-131 radiopharmaceuteal, correction factor, glass vials, glass ampoule and dose calibrator. PENDAHULUAN T eknologi dan ilmu pengetahuan khususnya dalam bidang nuklir telah berkembang dan menyebar ke berbagai bidang kegiatan. Oleh karena itu agar pemanfaatan radiasi pengion dapat memberikan manfaat sebesar-besarnya dengan resiko bahaya radiasi sekecil-kecilnya maka pengukuran radiasi secara tepat dan akurat merupakan suatu hal yang harus benar-benar menjadi prioritas utama. Radiofarmaka I-131

Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 79 banyak digunakan di bidang kedokteran nuklir untuk diagnosis pada ginjal dan thyroid serta terapi thyroid. Oleh karena itu agar dosis yang diterima pasien sesuai dengan yang dibutuhkan, maka pengukuran aktivitas menjadi bagian yang penting. Pengukuran aktivitas radiofarmaka di bidang kedokteran nuklir rumah sakit hampir sebagian besar menggunakan dose calibrator VICTOREEN. Biasanya pengukuran dilakukan secara langsung pada wadah vial gelas dari produsen sebelum digunakan. Sedangkan dose calibrator di rumah sakit dikalibrasi oleh Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi Badan Tenaga Atom Nasional (PTKMR-BATAN) menggunakan sumber standar I-131 dengan wadah ampul gelas standard PTKMR-BATAN yang mempunyai tebal dinding 0,5 mm, dengan diameter 10 mm. Vial gelas produsen mempunyai spesifikasi ketebalan vial 0,7 mm diameter, dengan perbedaan ini dapat dipastikan akan terjadi perbedaan proses serapan pada wadah, sehingga dapat terjadi kurang akuratnya hasil pengukuran, oleh karena itu diperlukan faktor koreksi agar tidak merugikan pasien. Radionuklida I-131 meluruh melalui pancaran zarah beta dan kemudian disusul pancaran sinar gamma, dengan intensitas terbesar 81,2% pada energi 364,48 kev. Radionuklida ini banyak digunakan untuk diagnosis ginjal, thyroid dan terapi pada kanker thyroid [3]. Radionuklida I-131 ini dalam bentuk radiofarmaka biasanya dalam bentuk cair dengan wadah vial gelas, dengan berbagai bentuk wadah, dimensi maupun jumlah massanya yang berbeda. Pada distribusi radiofarmaka ke rumah sakit biasanya digunakan wadah vial dengan berbagai bentuk sesuai produsen. Vial ini biasanya terbuat dari gelas atau plastik. Menurut H. SCHRADER pada bukunya Monografi BIPM-4 (1997) menyatakan bahwa pada prinsipnya vial yang digunakan untuk pengukuran radioaktivitas harus memenuhi standar IEC-583 (1977), dengan suplemen IEC-583A (1981), tetapi vial dengan standar ini mempunyai dimensi yang terlalu besar untuk pengukuran pada bilik dose calibrator. Standar yang lebih baru untuk ampul gelas yang diberikan dalam DIN (1992), dan dalam standar ISO yang sesuai dengan nomor yang sama dan judul, lebih cocok untuk tujuan metrologi. Pada bidang metrologi radionuklida vial plastik dan gelas yang mempunyai ketebalan dinding melebihi 1 mm atau lebih, tidak cocok atau tidak memenuhi syarat untuk pengukuran radioaktivitas. Menurut beberapa pakar jika vial, ampul dari laboratorium standar tidak dapat digunakan untuk pengukuran atau kalibrasi, maka sebaiknya digunakan botol atau vial standar P6 dari katalog Amersham (1994). Ampul ini terbuat dari gelas, memiliki bentuk silinder dengan diameter luar (20 ± 0,25)mm, tinggi (54,4 ± 0,5) mm dan dengan nominal volume 10 ml. Vial atau ampul ini dapat digunakan untuk pengukuran rutin dalam pengawasan mutu radiopharmaka, pengukuran dengan dose calibrator dan distribusi radiopharmaka. Jadi pada prinsipnya ketebalan dinding gelas dan bahan material mempengaruhi besarnya proses serapan pada waktu pengukuran aktivitas menggunakan dose calibrator. Menurut RYTZ (1978) yang dikutip oleh H.SCHRADER (1997) pada Monographi BIPM-4, dikatakan bahwa adalah sangat penting diperhatikan bahan wadah zat radioaktif dan geometri pada pengukuran aktivitas radionuklida menggunakan dose calibrator, bahan wadah zat radioaktif dan geometri diusahakan sama dengan pada waktu kalibrasi. Berdasarkan penelitian pada ampul gelas Bureau International des Poids et Measures (BIPM), yang merupakan acuan pengukuran, proses serapan pada dinding adalah 1%, beberapa prosen didasar silinder dan 0,7 % karena bentuk geometri silinder. Menurut DALMAZZONE dan GUIHO (1968) yang dikutip oleh oleh H.SCHRADER (1997), bahwa untuk wadah zat radioaktif yang terbuat dari bahan gelas dengan ketebalan melebihi 2 mm, pada pengukuran radionuklida yang memancarkan foton gamma diatas 100 kev,, mempunyai faktor koreksi serapan antara 2 5 %, radionuklida I-131 memancarkan foton gamma pada energi 364,48 kev. Sedangkan untuk pemancar gamma energi rendah seperti I-125 dan I-123 koreksinya relatif besar sampai 25%. Koreksi geometri sumber tergantung pada bentuk wadah sumber dan jumlah massa cairan, biasanya massa cairan berkisar antara 1-5 gram setiap wadah. Apabila jumlah massa terlalu kecil maka ketidakpastian pengukuran semakin besar, karena ada kontribusi dari penimbangan dan bacaan pada dose calibrator. Sebaliknya bila jumlah massa terlalu besar menimbulkan masalah pada ketersediaan material radioaktif dan biaya. H.SCRADER (1997) mengungkapkan untuk menanggulangi hal tersebut Physikalische Technische Bundesanstalt (PTB) Jerman, menggunakan standar ampul gelas diameter 15,2 mm, ketebalan dinding ampul 0,47 mm, dengan jumlah massa radioaktif 2 gram pada pengukuran dengan dose calibrator. Pada makalah ini akan dibahas koreksi pengukuran aktivitas radiofarmaka khususnya terhadap radiofarmaka Iodium-131, dengan wadah vial gelas produsen, vial gelas PTKMR dan ampul gelas standar PTKMR. TATA KERJA Bahan dan Peralatan Zat radioaktif I-131, Vial gelas RSG GAS Serpong dan PTKMR, Ampul gelas standar

80 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. PTKMR- BATAN, Timbangan semi mikro Metler H5R, Dose calibrator 4πγ Capintec, Dose calibrator Victoreen, Kamar pengionan 4πγ IG 11, Centronic. Pembuatan dan pengukuran cuplikan Cuplikan radiofarmaka Iodium -131 dalam bentuk cair dipreparasi pada wadah vial gelas RSG-GAS Serpong volume 20 ml, vial gelas PTKMR volume 20 ml dan ampul gelas standar PTKMR volume 5 cc, masing-masing sebanyak 2 gram ± 0,1%. Berat pada vial gelas RSG-GAS Serpong 2,0094 gram, vial gelas PTKMR 2,0018 gram dan ampul standar PTKMR 2,0067 gram. Kemudian masing-masing sumber ditutup rapat, untuk menghindari penguapan. Standardisasi untuk menentukan nilai aktivitas (Ao) setiap cuplikan dilakukan menggunakan kamar pengionan 4πγ IG- 11 yang telah dikalibrasi menggunakan seri sumber standar dari Physikalische Technische Bundesanstalt (PTB) Jerman. Setelah itu cuplikan siap untuk di ukur menggunakan dose calibrator Capintec CRC- 7BT dan dose calibrator Victoreen milik PTKMR. Posisi sumber radiofarmaka I-131 pada pengukuran menggunakan dose calibrator Capintec CRC-7BT di letakkan pada ketinggian 7 cm dari dasar lubuk kamar pengion. Sedangkan pengukuran menggunakan dose calibrator Victoreen posisi sumber berada didasar lubuk kamar pengion. Pengambilan data dilakukan masing-masing sebanyak 25 kali. HASIL DAN PEMBAHASAN Pada Tabel 1. disajikan data hasil pengukuran I-131 pada wadah vial gelas produsen, vial gelas PTKMR dan ampul standar PTKMR menggunakan dose calibrator Capintec CRC-7BT. Tabel 2. disajikan data hasil pengukuran I-131 pada wadah vial gelas produsen, vial gelas PTKMR dan ampul standar PTKMR menggunakan dose calibrator Victoreen milik PTKMR. Aktivitas radiofarmaka I-131 dengan wadah ampul gelas PTKMR didapatkan aktivitas sebesar 546,02 µci/ gram, pada wadah vial gelas produsen didapatkan 537,15 µci/gram dan vial gelas PTKMR 544,01 µci/gram. Rasio aktivitas terhadap hasil pengukuran dengan wadah ampul gelas PTKMR masing-masing untuk vial produsen dan vial PTKMR adalah 1,0165 dan 1,0037. Sedangkan pengukuran menggunakan VICTOREEN, dengan wadah ampul gelas sebagai standar didapatkan aktivitas 542,03 µci/ gram, sedangkan pada wadah vial gelas produsen didapatkan 518,16 µci/gram dan vial gelas PTKMR 528,41 µci/gram. Rasio aktivitas terhadap hasil pengukuran dengan wadah ampul gelas PTKMR masing-masing untuk vial produsen dan vial PTKMR adalah 1,0461 dan 1,0258. Sehingga pengukuran pada wadah vial gelas produsen 20 cc menggunakan CAPINTEC CRC-7BT memerlukan faktor koreksi 1,65 % terhadap ampul gelas standar dan dengan VICTOREEN memerlukan faktor koreksi 4,6%. Sedangkan untuk vial PTKMR volume 20 cc menggunakan CAPINTEC CRC- 7BT memerlukan faktor koreksi 0,37 % terhadap ampul gelas standar dan dengan VICTOREEN memerlukan faktor koreksi 2,58%. Tabel 1. Hasil pengukuran menggunakan dose calibrator CAPINTEC CRC-7BT Nama Wadah Aktivitas (µci/gram) Rasio terhadap Ampul standar PTKMR Ampul PTKMR 546,02 - Vial PRSG GAS 537,15 1,0165 Serpong Vial PTKMR 544,01 1,0037 Tabel 2. Hasil pengukuran menggunakan dose calibrator VICTOREEN Nama Wadah Aktivitas ((µci/gram ) Rasio terhadap Ampul standar PTKMR Ampul PTKMR 542,03 - Vial PRSG GAS 518,16 1,0461 Serpong Vial PTKMR 528,41 1,0258 Gambar 1. Faktor koreksi volume I-131 ampul 5 ml menggunakan dose calibrator CAPINTEC CRC-7BT. Gambar 1. menyajikan hasil pengukuran I- 131 dengan wadah ampul standar PTKMR 5 ml, perbedaan volume zat radioaktif dari 1 sampai 4,5 ml. Apabila standar volume zat radioaktif untuk ampul 5ml digunakan 3 ml, maka terlihat untuk

Pujadi, dkk. ISSN 0216-3128 81 volume yang lebih kecil dari 3 ml faktor koreksinya lebih kecil dari satu, untuk volume 1-2,5 ml memerlukan faktor koreksi antara 0,2 1 %, sedangkan pada volume yang lebih besar dari 3 ml faktor koreksinya lebih besar dari satu, untuk volume 3,5 4,5 ml faktor koreksinya adalah 0,2 0,4%. Dengan faktor koreksi ini maka perbedaan volume/massa pada wadah ampul tidak menunjukkan pengaruh yang signifikan terhadap hasil pengukuran, untuk keperluan aplikasi di bidang kedokteran nuklir. Gambar 2. Kurva hasil pengukuran I-131 variasi jarak dari dasar dose calibrator CAPINTEC CRC-7BT Pengukuran sumber I-131 dengan variasi jarak sumber dari lubuk dose calibrator secara vertikal dengan rentang jarak 1 cm, bertujuan untuk mendapatkan posisi respon yang paling optimal, yaitu pada harga aktivitas yang paling mendekati aktivitas sebenarnya ( Ao = An), harga An/Ao mendekati 1. Kurva hasil pengukuran variasi jarak dari dasar dose calibrator versus An/Ao disajikan pada Gambar 2. Dari Gambar 2. harga An/Ao yang paling mendekati harga1 ( satu ) terletak pada posisi 6-8 cm dari dasar dose calibrator. Pada jarak 7-8 cm dari dasar dose calibrator respon An/Ao berkisar antara 0,9960 0,9998, artinya apabila dilakukan pengukuran pada daerah ini diperlukan koreksi berkisar antara 0,02 0,4 %. Pada jarak dari dasar dose calibrator yang lain tidak menunjukkan pengaruh yang signifikan terhadap hasil pengukuran, untuk keperluan aplikasi di bidang kedokteran nuklir. Maksimum hanya diperlukan koreksi sebesar 0,5%, yaitu pada dasar dose calibrator. KESIMPULAN Hasil menunjukkan bahwa pengukuran sumber radiofarmaka Iodium-131 pada wadah vial gelas produsen 20 cc menggunakan CAPINTEC CRC-7BT memerlukan faktor koreksi 1,65 % terhadap ampul gelas standar dan dengan VICTOREEN memerlukan faktor koreksi 4,6%. Sedangkan untuk vial PTKMR volume 20 cc menggunakan CAPINTEC CRC-7BT memerlukan faktor koreksi 0,37 % terhadap ampul gelas standar dan pengukuran dengan VICTOREEN memerlukan faktor koreksi 2,58%. Faktor koreksi ini diperlukan untuk mendapatkan hasil pengukuran radiofarmaka yang akurat agar keselamatan, kesehatan pasien dan lingkungan terjamin sesuai dengan prinsip proteksi radiasi. DAFTAR PUSTAKA 1. NCRP REPORT No. 58, A Hand Book of Radioactivity Measurement Procedures (1978). 2. JOHAN S.MANSJUR, Pengobatan dengan Iodium Radioaktif, Harian Pikiran Rakyat,11/3/ 2004. 3. H. SCHRADER, Activity Measurement with Ionization Chamber, BIPM, Sevres (1997) 4. H.M.WEISS, 4πγ-Ionization Chamber Measurement, Nuclear Instrumens & Method in Physics Research 112, (1973) 5. A.RYTZ, The International reference System For Activity of- Ray Emitting Nuclides, Int.J.Appl.Radiat.Isot. ( 1983) 6. G. RATEL & JW MULLER Int.J.Appl.Radiat.Isot, vol 64 ( 1988) 7. RADIOISOTOPE CALIBRATOR MANUAL, CRC - 7BT, (1992) TANYA JAWAB Adang H.G. Bagaimana cara pengukuran aktivitas radionuklida dengan dose calibrator bila dalam setting alat tidak ada, karena kadang-kadang cara pengukuran dari rumah sakit tidak tepat? Pujadi Dose calibrator adalah alat ukur relatif sehingga harus di kalibrasi. Biasanya kalau tidak ada setting di alat, maka pakai Dial Number dan ini harus dikalibrasi dengan sumber standar. PTKMR mempunyai kemampuan untuk ini. Hidayati Berapa sebetulnya dosis maupun konsentrasi I- 131 yang disuntikkan/diberikan kepada pasien, dan berapa kesalahan yang diperbolehkan?

82 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. Pujadi I-131 yang diberikan ke pasien tergantung dari kebutuhan (Barangkali Bidang Kedokteran yang mempunyai ukurannya), kesalahan untuk dibidang kedokteran dapat mencapai 20 %. Tapi untuk bidang metrologi (1-5 %).