Dosimetri - ANSN

DAFTAR ISI
BAB I
BAB II
PENDAHULUAN ……………………………………………….
01
A.
Latar Belakang ……………………………………………..
01
Tujuan Instruksional Umum ………………………………..
01
Tujuan Instruksional Khusus ……………………………….
01
UNIT DAN SATUAN …………………………………………..
03
A.
Paparan …………………………………………………….
03
B.
Laju Paparan ……………………………………………….
04
1. Pengukuran Paparan Bilik Udara Bebas ………………..
05
2. Pengukuran Bilik Dindin Udara ………………………..
06
Dosis Serap ………………………………………………..
08
1. Laju Dosis Serap ……………………………………….
09
2. 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
C.
BAB. III
BAB IV.
DOSIMETRI EKSTERNA ……………………………………
18
A.
Faktor Gamma ……………………………………………..
18
B.
Laju Paparan dari Sumber Gamma Berbentuk Titik ……….
21
C.
Rumus Pendekatan Laju Dosis Ekivalen …………………..
21
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
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
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
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:
X =
dQ
dm
………………………………….
(II-2)
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
menghasilkan ionisasi di udara sebanyak 1,61 x 1015 pasangan ion per kg
udara. Karena 1 buah ion bermuatan listrik 1,6 x 10-19 C maka:
1 R = 1,61 x 1015 (kg-1) x 1,6 x 10-19 (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 cm3 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/cm3 udara (NPT)
Karena muatan satu pasang ion adalah 4,8 x 10-10 esu, maka: 1 esu = (1/4,8)
x 1010 pasang ion, sehingga:
1 R = (1/4,8) x 1010 pasang ion/cm3-udara (NPT)
Untuk menghasilkan satu pasang ion di udara diperlukan energi sekitar 34
eV, sehingga:
1 R = (34/4,8) x 1010 eV/cm3-udara (NPT)
Karena 1 eV=1,6x10-12 erg, dan 1 cm3 udara beratnya adalah: 0,001293 gr,
maka:
1 R = [(34/4,8) x 1010] [(1,6/0,001293) x 10-12] erg/gr
1 R = 87,7 (erg/gr) = 0,00877 (J/kg)
4
B. Laju Paparan
0
Laju paparan adalah besar paparan persatuan waktu, dan diberi simbol X .
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
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 cm3. 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
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
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:
D=
dE
dm
……………………………….
(II-3)
8
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
o
simbol 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:
⎡µ ⎤
⎢ρ⎥
⎣ ⎦m
f = 0,877
……………………………
⎡µ ⎤
⎢ρ⎥
⎣ ⎦u
(II-5)
9
⎡µ ⎤
dengan ⎢ ⎥ adalah koefisiens atenuasi massa medium (cm2/gr) dan
⎣ ρ ⎦m
⎡µ ⎤
2
⎢ ρ ⎥ adalah koefisien atenuasi massa udara (cm /gr)
⎣ ⎦u
Tabel II-1 Konversi dosis serap terhadap paparan pada foton berbagai energi
Nilai f dalam
Energi Foton
Nilai f dalam
Nilai f dalam
(MeV)
Udara (rad/R)
Otot (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
Tulang Keras
(rad/R)
Berdasarkan nilai konversi dosis di atas, dalam bidang proteksi radiasi
praktis, disepakati (ditetapkan) nilai konversi dosis (f) besarnya = 1
rad/R.
10
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
Log dosis yang terserap atau Kerma
cepat diperlihatkan dalam Gambar 6.
Dosis
Kerma
Kedalaman pada Medium Penyerap
Gambar 6. Hubungan antara Kerma dengan Dosis Radiasi Foton
Dan Netron-Netron Cepat
11
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
Besaran yang merupakan kuantisasi radiasi untuk menimbulkan kerusakan
pada jaringan/organ dinamakan faktor bobot radiasi (Wr). 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 Wr ) ……………………………...
(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
o
diberi simbol 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
WR (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
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 WR 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 Eτ. Tingkat kepekaan organ atau jaringan tubuh terhadap
efek stokastik akibat radiasi disebut faktor bobot organ atau faktor bobot
jaringan tubuh, dengan simbol WT . Tabel II-3 menggambarkan nilai
faktor bobot berbagai organ tubuh.
Secara matematis dosis efektif diformulasikan sebagai berikut:
Eτ = ∑ (WT H ) …………..…………..
(II-8)
atau,
Eτ = ∑ (Wr WT D) ………………………(II-9)
Satuan dosis efektif ialah rem atau sievert (Sv)
14
Tabel II-3 Nilai Faktor Bobot Berbagai Organ Tubuh
No
Organ atau Jaringan Tubuh
WT
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
0,05
10.
Kelenjar Gondok (Tiroid)
0,05
11.
Kulit
0,01
12.
Permukaan tulang
0,01
13.
Organ atau jaringan tubuh lainnya
0,05
Catatan: Harga WT berdasarkan ICRP No. 60 (1990)
Laju Dosis Efektif
Definisi laju dosis ekivalen adalah dosis efektif per satuan waktu. Dan
o
diberi simbol Eτ . 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
t •
D(t ) = ∫ D dt ………………………………
(II-10)
0
•
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 ST dengan
satuan sievert-man (Sv-man). Secara matematis dituliskan sebagai berikut:
Untuk dosis ekivalen kolektif,
ST = p H ………………………………………
(II-11)
Untuk dosis efektif kolektif
ST = p E ……………………………………….
(II-12)
Keterangan:
ST = dosis ekivalen kolektif
p = jumlah populasi
H = dosis ekivalen
E = dosis efektif
16
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
0,05.
5. 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
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
2,6 tahun
2,3
1,32
24
15 jam
1,38 ; 2,76
1,89
K
12,4 jam
1,5
0,15
Cr
27 hari
0,32
0,02
Mn
5,7 hari
0,73 ; 1,46
1,93
Ir
74 hari
0,13-0,61
0,50
60
Co
5,3 tahun
1,17 ; 1,33
1,30
137
Cs
30 tahun
0,66
0,33
(utama 0.41)
Catatan:
Na
Na
42
51
52
192
Ra(B+C)
18
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 1010 x E MeV per detik (1 MeV = 1,6 x 10-6 erg)
Γ=
3,7 x1010 1,6 x10 −6 x 3600 µ
x ⟨ ⟩ x E x ( R / jam) pada jarak 1 m
4π x100 2 x 87,7
ρ
= 19,388 x [
µ
ρ
] 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 f1 [
µ
µ
µ
]1 x E1 + f2 [ ]2 x E2 + ….fn [ ]n x En
ρ
ρ
ρ
dengan fn = Prosentase radiasi gamma ke-n terhadap jumlah seluruh radiasi
yang dipancarkan
19
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/cm3
Sehingga, pada jarak 1 m dari sumber dengan akitivitas 37 GBq atau 1 Ci
Γ = 0,53
n
∑ fi Ei (R/jam)
i=1
n
= 0,59
∑ fi Ei (rad/jam)
i=1
Dengan demikian, secara umum dapat digunakan perumusan pendekatan
sbb:
Γ = 0,53 Σ fi Ei [R.m2 / Ci.jam] ……………….
(III-1)
Dengan
fi = prosentase radiasi gamma dengan energi Ei terhadap jumlah total
radiasi yang dipancarkan
Ei = 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
Γ
Γk
Γ 1cm
gi
(R.m2/Ci
[µGy.m2/MBq
[µSv.m2/MB
(MeV
.h)
.h]
q.h]
20
)
Na-22
1,27
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
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
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/r2 …………………………………….
(III-2)
o
Dengan: X = laju paparan (R/jam)
Γ
= faktor gamma (R.m2/Ci.jam)
A
= Aktivitas (Ci)
21
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.r2 (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.m2/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 (T1/2 Ir-192 = 75 hari). Berapa laju paparan
pada jarak 10 meter apabila diketahui faktor gamma untuk Ir-192 Γ =
0,5 (R.m2/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
Jawaban
1. Dari table data dilihat:T untuk Cs-137 = 0,33
o
X
10 m
=
0,33 x 5
10 2
= 0,0165 R/jam = 16,5 mR/jam
Faktor konversi f berdasarkan pertimbangan praktis proteksi radiasi
dianggap mendekati satu (f ≈ 1)
D10m = 1 x 16,5 mR/jam = 16,5 mrem/jam
H10m = D10m Q = 16,5 x 1 = 16,5 mrem/jam
o
2. H = A.E./6.r2 (µSv/jam)
= 240 (1,17 + 1,33) / (6 x 22)
= 25 µSv/jam
3. 1000 mCi
4. 2,5 mR/jam
5. 4 meter
23
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 (λeff) digunakan untuk menggambarkan
laju peluruhan radiasi dan laju pengeluaran zat radioaktif dari dalam tubuh
yang secara matematika dirumuskan sebagai berikut:
λeff = λ f + λ b …………………………………
dengan,
(IV.1)
λeff = Konstanta peluruhan efektif
λf = Konstanta peluruhan fisik radionuklida
λb = Konstanta peluruhan biologi
Oleh karena λ =
ln 2
, maka waktu paro effektif dapat dituliskan sebagai
T
berikut:
1/Teff = 1/Tf + 1/Tb …………………………….
dengan,
(IV.2)
Teff = waktu paro efektif radionuklida
Tf = waktu paro fisik radionuklida
Tb = 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
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=
MeV
A Bq x 1 Bq.dis
x SEE dis
x 1,6 x10 −13
det ik
.kg
J
MeV
x 8,64 x10 4
det k
hari
1 kgJ.Gy
Atau,
•
D = 1,3824 x 10 −8 x A x SEE
Gy
hari
…………… (IV.4)
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
g = faktor geometri
e − µr
∫0 r 2 dV
v
g =
untuk keperluan proteksi radiasi, umumnya digunakan faktor geometri ratarata.
Untuk geometri bola harga g rata-rata dinyatakan dengan
−
g=
3
g pusat
4
g pusat =
4π
µ
(1 − e − µR )
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
•
D (E) =
φ (E)E∑ N i σ i f i
n
1 J / kg − Gy
Dengan: φ (E) = fluks neutron yang energinya sebesar E, [neutron/cm2det]
E = energi neutron, dalam joule
Ni = atom per kilogram pada unsure ke-i
σI = sayatan melinting penghamburan dari unsure ke-i untuk neutron
yang berenergi E, dalam satuan barn x 10-24 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:
f =
2M
( 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
71.39
2,69 x 1025
0,111
Karbon
14,89
6,41 x 1024
0,142
Hidrogen
10,00
5,98 x 1025
0,500
Nitrogen
3,47
1,49 x 1024
0,124
Sodium
0,15
3,93 x 1022
0,080
Khlor
0,10
1,70 x 1022
0,053
Untuk energi neutron-neutron thermal, terdapat dua reaksi yang
dipertimbangan, yakni, reaksi
14
N(n,p)14C dan kreaksi 1H(n, γ)2H Untuk
reaksi yang disebut pertama, angka dosis bisa dihitung dari persamaan
27
•
D np =
φ N σ Q x 1.6 x 10 −13 J / MeV
1 J / kg − Gy
Dengan:
φ = fluks termal, neutron per cm2 tiap detik
N = jumlah atom nitrogen per kg jaringan 1,49 x 1024
σ = sayatan melintang penyerapan nitrogen, 1,75 x 10-24 cm2
Q = energi yang dibebaskan oleh reaksi = 0,63 MeV
Reaksi berikutnya,
1
H(n, γ)2H 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:
A= φ Nσ ”Bq”/kg
Dengan:
φ = fluks thermal, neutron per cm2 tiap detik
N = jumlah atom hidrogen per kg jaringan = 5,98 x 1025
σ = sayatan melintang penyerapan hidrogen = 0,33 x 10-24 cm2
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 3,39.10-4
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
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, cm2
Ni σi fi
O
1,55 X 10-24
4,628 X 100
C
1,65 X 10-24
1,502 X 100
H
1,50 X 10-24
4,485 X 101
N
1,00 X 10-24
1,848 X 10-1
Na
2,3 X 10-24
7,231 X 10-3
Cl
2,8 X 10-24
2,523 X 10-3
Σ Niσifi = 5,117 x 101 cm2/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 10000 neutron per cm2 tiap detik?
29
30
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,
1983.
3.
John Lilley, “Nuclear Physics: Principles and Applications”, John Wiley
& Sons, 2001.
4.
Glenn F. Knoll, “Radiation Detection and Measurement”, John Wiley &
Sons, 1989.
5.
Nicholas Tsoulfanidis, “Measurement and Detection of Radiation”,
Hemisphere Publishing Corp., 1983.
6.
J.U. Burnham, “Radiation Protection”, New Brunswick Power Corp.,
1992.
31