Babeh Edi

PANDUAN PROTEKSI RADIASI

PROTEKSI RADIASI EKSTERNA

1.     Pendahuluan

Semua zat radioaktif dan radiasi pengion dapat menimbulkan resiko bahaya radiasi baik untuk kesehatan dan keselamatan manusia dn lingkungannya, jika tidak dikendalikan dengan baik. Proteksi radiasi adalah suatu sistim untuk mengendalikan bahaya tersebut dengan menggunakan peralatan proteksi dan kerekayasaan yang canggih serta mengikuti peraturan proteksi yang sudah dibakukan. Kemungkinan bahaya radiasi itu disebabkan penyinaran tubuh sebelah luar (eksterna), jika sumber radiasi berada di luar tubuh dan mungkin disebabkan penyinaran dalam tubuh jika sumber radiasi berada dalam tubuh.

Pengalaman telah membuktikan bahwa dengan menggunakan sistem pembatasan dosis terhadap penyinaran tubuh baik radiasi yang berasal dari sumber luar tubuh kemungkinan resiko bahaya radiasi dapat diabaikan. Petugas Proteksi Radiasi dengan mengikuti peraturan proteksi radiasi dan menggunakan peralatan proteksi yang canggih dapat menyelamatkan pekerja radiasi dan masyarakat pada umumnya.

Prosedur yang biasa dipakai untuk mencegah dan mengendalikan bahaya radiasi adalah :

a.      Meniadakan bahaya radiasi

b.      Mengisolasi bahaya radiasi dari manusia

c.      Mengisolasi manusia dari bahaya radiasi

Untuk menerapkan tiga prinsip proteksi di atas dilaksanakan oleh  Petugas proteksi. Prinsip pertama cukup jelas dengan mentaati dan melaksanakan peraturan proteksi radiasi; kedua dengan merancang tempat kerja; menggunakan peralatan proteksi yang baik dan penahanan radiasi yang memadai sehingga kondisi kerja dan lingkungannya aman dan selamat; ketiga memerlukan pemonitoran dan pengawasan secara terus-menerus baik pekerja radiasi maupun lingkungannya dengan menggunakan alat pemonitoran perorangan, pemonitoran lingkungan dan survei meter.

2.     Aturan Dasar Proteksi Radiasi

Radiasi eksterna yang berasal dari zat radioaktif atau pesawat sinar-X yang dirancang khusus memeproduksi sinar-X baik untuk keperluan diagnostic maupun terapi dan sumber lainnya. Mengingat disamping manfaat dari radiasi eksterna yang merupakan radiasi pengion potensial menimbulkan bahaya radiasi, sedangkan secara teknik mustahil meniadakan sumber tersebut, maka bahaya penyinaran radiasi eksterna terhadap petugas maupun lingkungannya dapat dikendalikan dengan tiga aturan dasar proteksi radiasi :

a.      Memperkecil waktu penyinaran

b.      Mengusahakan jarak dari sumber radiasi sejauh mungkin

c.      Menggunakan penahan radiasi

A.     Faktor Waktu

Perencanaan dan persiapan harus dilakukan dengan hati-hati agar penyinaran sependek mungkin. Hal ini memerlukan pekerja radiasi harus terlatih dan terdidik dan berpengalaman, sehingga dia terampil dan melaksanakan pekerjaan pada waktu  yang relatif pendekdan tidak tergesa-gesa.

Untuk tujuan proteksi pemanfaatan factor waktu berlaku hubungan :

D = D x t

Dimana D = dosis total, D= laju dosis dan t, waktu penyinaran. Contoh :

1.      NBD = 50 mSv per tahun, satu tahun 50 minggu, NBD dalam seminggu = 1 mSv = 1000 uSv. Berapa lama seorang pekerja radiasi harus bekerja jika lalu dosis 50 uSv/jam.

D =   D x t

1000   =   50 x t

T   =   20 jam

2.    Jika seorang pekerja radiasi katagori A bekerja 40 jam dalam seminggu.

       Berapa laju dosis yang diterima oleh pekerja tersebut,

D         =   D x t

1000   =   50 x t

D         =   1000 uSv/jam

                   40

            =   25 uSv/jam

3. Berapa besar laju dosis yang diterima oleh pekerja radiasi lategori B, bila NBD = 15 mSv per tahun dan lama ia bekerja 40 jam dalam seminggu.
4. Nilai dosis (NBD) untuk anggota masyarakat 5 mSv per tahun. Berapa laju dosis yang diterima oleh anggota masyarakat tersebut, pada daerah yang ditempati terus menerus dalam seminggu (168 jam per minggu) oleh anggota masyarakt tersebut

B.    Jarak

Suatu sumber berbentuk titik akan memancarkan radiasi secara seragam kesegala arah. Fluks radiasi pada jarak r dari sumber mengikuti hukum kebalikan jarak pangkat dua. Oleh karena itu dosis berhubungan langsung dengan fluks, maka laju dosis juga mengikuti hukum kebalikan jarak pangkat dua. Hal ini hanya benar jika sumber titik, dan mengabaikan penyerapan radiasi antara sumber dan detektor.

Dalam pekerjaan radiografi di asumsikan sumber bentuk titik. Hokum kebalikan jarak pangkat dua untuk dosis adalah :

          D~  2    atau D =     k                          (2)

                                     r                            2

dimana K adalah konstanta untuk sumber tertentu. Apabila laju dosis D pada

jarak R dari sumber dan D₂ laju dosis pada jarak r₂ dari sumber, maka  :      D₁ r₁²              = D       r₂²                          (3)

       D₂                          = D         r¹₂

                                           r²                                                        

Contoh : laju dosis pada jarak 2 m dari  sumber gamma adalah 400 uSv / jam.

Hitung jarak pada laju dosis 25 uSv/jam.

                   D_{2 .}        r₁²          = D₂                      r₂²

                          R₂²                        =   U    r₁²

                                                                 D²

                                                          = 400 . 2²                          = 64    m

                   R                     =  u64 m = 8 m

Perhitungan laju dosis untuk sumber–gamma

1.      Perhitungan laju dosis secara aprokrimasi dari sumber gamma dapat digunakan rumus :

D = ME uSv/jam

       6 r²

       Di mana D adalah laju dosis dalam uSv/jam, M adalah aktivitas sumber dalam MBq, E adalah energi perseluruhan dalam Mev dan r adalah jarak pada m. Contoh . hitung laju dosis pada jarak 2 m secara aprokrimasi dari 240 MBq Co-60. Diketahui Co-60 mempunyai energi 1.17 Mev dan 1.33 Mev per Seluruhan.

D = ME uSv/jam

        6 r²

     = 240 : (1,17 + 1,33) uSv/jam

                  6 x 2²

     = 25 uSv/jam

2.      Perhitungan laju dosis untuk sumber gamma menggunakan faktor  K (kekuatan sumber pada jarak 1 m untuk aktivitas 1 Ci dalam satuan R/jam).

       Walaupun faktor k dalam satuan R/jam, dengan pertimbangan proteksi dilapangan maka R/jam disamakan dengan rem/jam atau 10^-2 Sv/jam,maka persamaam laju dosis adalah :

D = K A rem/jam

          r²

atau D = 10-2  K  A Sv/jam

                    r²

       Table 1. kekuatan sumber gamma untuk 1 Ci pada jarak 1 m(faktor k) untuk bermacam-macam isotop

Contoh : hitung laju dosis pada jarak 10 m dari sumber 50 Ci Ir-192, jika factor k : 0,5       

3.     Laju dosis untuk sumber gamma pada jarak 1 m untuk 1 Ci, dapat pula dihitung dengan menggunakan rumus praktis di lapangan.

D = 0,5 Ci  ∑ Ei rem/jam

Contoh : hitung laju dosis pada jarak 10 m dari sumber 10 Ci Co-60 adalah 1,17 mev dan 1,33 mev.

Laju dosis pada jarak 1m

Laju dosis pada jarak 10m

C.    Penahanan Radiasi 

                   Metode ketiga untuk mengendalikan bahaya radiasi eksterna ialah dengan menggunakan penahan radiasi. Metode ini yang biasanya lebih di sukai, oleh karena menciptakan kondisi kerja yang aman. Disamping itu faktor waktu dan jarak dapat dipantau terus-menerus pada waktu pelaksanaan kerja, agar pekerja radiasi dapat terjamin keselamatannya.

                   Jumlah penahan radiasi yang diperlukan bergantung pada macam radiasi macam radiasi aktivitas dan laju dosis.

1.    Penahan radiasi untuk partikel alpha.

Partikel alfa sangat mudah diserap, cukup dengan menggunakan sehelai kertas tipis sudah cukup untuk menahannya. Penahan radiasi untuk alfa tidak ada masalah.

2.    Penahan radiasi untuk partikel bêta.

Partikel beta mempunyai daya tembus yang lebih besar dari alfa. Jangkauan energi partikel beta biasanya terletak antara 1-10 mev yang memerlukan penahan radiasi setebal 10mm Perspex untuk menyerapnya secara sempurna. Kadang-kadang radiasi diperlakukan secara sederhana dengan menganggap bahwa partikel beta bahayanya tidak seperti gamma dan netron. Tetapi harus diingat bahwa sumber beta pada jarak 3 mm dengan aktivitas 1 MBq menghasilkan laju dosis kira-kira 1 Gy/jam.

Satu masalah penting yang harus diperhatikan dalam memilih bahan penahan radiasi, untuk radiasi beta ialah radiasi bremsstrahlung yang dihasilkan pada waktu partikel beta diperlambat dengan cepat oleh atom-atom penahan radiasi. Fraksi partikel beta yang dapat menghasilkan bremsstrahlung diperkirakan ,7 adalah nomor atom penahan radiasi dan E energi partikel beta dalam Mev. Hal ini berarti untuk menahan patikel beta harus digunakan bahan dengan nomor atom yang kecil seperti aluminium dan Perspex untuk mengurangi keluarnya radiasi bremsstrahlung.

3.    Penahan radiasi untuk radiasi gamma dan sinar-X

Apabila radiasi gamma dan sinar-X melalui suatu bahan dan pelemah secara eksponensial. Laju dosis yang disebabkan oleh radiasi gamma dan sinar-X sesudah melalui penahan radiasi adalah :

            D_t = D_o e^-ut

D_o     adalah laju dosis tanpa penahan radiasi

D_i      adalah laju dosis sesudah melalui penahan radiasi dengan ketebalan t dan koefisien ebsorpsi u

a.    Nilai tebal paro

Nilai tebal paro untuk suatu penahan radiasi ialah tebal yang diperlukan untuk mampu mengurangi intensitas atau laju dosis separo dari semula.

Nilai persamaan diatas menjadi.

Gb. 1. Variasi laju dosis terhadapa tebal paro dari penahan radiasi.

Nilai u dan HVT bergantung pada bahan penahan radiasi dan energi radiasi. Kadang-kadang dalam penggunaan penahan radiasi digunakan nilai lain yang dinamakan nilai tebal sepersepuluh TVT (tenth value thickness). Perhitungan dapat dilakukan seperti tebal paro, maka di peroleh :

TVT       =     1u  10

                        u

tvt          =     2,303

                        u

Table 2. nilai HVT dan TVT timah hitam dan beton untuk bermacam-macamenergi radiasi

b.    Geometri berkas radiasi

Penentuan tebal penahan radiasi dengan melakukan pengukuran menggunakan pengukuran detektor dipengaruhi oleh sistem geometri dari pengukuran, ada geometri yang baik dengan berkas radiasi sempti dan geometri yang jelek dengan berkas radiasi lebar.

1)     Kondisi berkas radiasi sempit

Geometri yang baik diperoleh jika menggunakan berkas radiasi yang terkolomasi sehingga berkas radiasi menjadi sempit, dapat dilihat pada Gb. 2. Pada berkas radiasi

Gb. 2. Kondisi berkas radiasi sempit, sempit radiasi hamburan dapat ditiadakan, sehingga yang dicatat pada detektor adalah radiasi primer. Jumlah atenuasi yang dilakukan oleh bahan penahan radiasi dapat diutarakan dengan persamaan.

D_t = D_o e^-ut

D_t adalah lajur dosis sesudah melalui bahan penyerap setebal t_o D_o adalah laju dosis sebelum melalui bahan penyerap setebal t_o u koefisien absorpsi limir untuk bahan penahan radiasi dan t adalah tebal penahan radiasi.

2)     Kondisi berkas radiasi lebar

Geometri yang jelek diperoleh pada berkas radiasi yang lebar tidak terkolimasi, sehingga radiasi yang tercatat oleh detector selain berkas primer tercatat juga radiasi hambur, dapat pada gambar 3.

Gb. 3. Kondisi berkas radiasi lebar.

Persamaan 9 diatas tidak dapat digunakan karena penilai kurang, disebabkan setiap foton yang berinteraksi dengan penahan radiasi tidak semuanya tercatat oleh detektor, yang tercatat hanya berkas primer, sedangkan pada geometri yang jelek dengan berkas lebar selain kerkas primer, berkas hambur juga dicatat oleh detektor. Oleh karena itu persamaan untuk berkas radiasi lebar adalah :

D_t = BD_o e^-ut

B adalah faktor build up. Faktor up nilainyabergantung pada energi dan bahan penahan suatu contoh dapat dilihat pada Gb. 4. Grafik transmisi sinar gamma. Pada grafik garis putus-putus untuk berkas sempit, 10% radiasi gamma dan Co-60 diperlukan tebal beton 7m, sedangkan untuk berkas lebar dengan ketebalan 7 in pada garis tidak terputus-putus factor transmisi 25%. Jika diketahui factor transmisi 10% diperlukan tebal 11 in.

Gb. 4.    Faktor transmisi dan sinar gamma Cs-137, Co-60.

Garfik terputus yang pendek merupakantransmisi sinar gamma Co-60 dengan berkas sempir grafis tidak terputus adalah berkas radiasi lembar.

Contoh: Sumber Cs-137 dengan aktifitas 25 Ci hendak disimpan dalam sebuah kontener Pb. Berapa tebal Pb yang di perlukan agar pada jarak 1 m dari sumber laju dosis tidak melebihi 2,5 mrem/jam diketahui factor K = 0, 33.

4.     Penahan radiasi untuk netron

Netron adalah partikel yang tidak bermuatan, karena itu mempunyai daya tembus yang besar. Penggunaan penahan radiasi ialah memperlemah berkas netron secara langsung mengurangi energi netron sampai batas dengan mudah data diserap oleh penahan radiasi. Pengurangan energi netron terjadi pada proses tumbukkan dengan unsur ringan seperti air, paraffin dan grafit. Netron dengan energi di atas 1 mev penggunaan penahan radiasi dengan unsur agak berat lebih efektif. Oleh karena itu penahan radiasi untuk memilih bahan agak rumit disebabkan jangkauan spectrum energi sangat lebar.

Reaksi yang sangat penting diketahui adalah :

a.     Hamburan elastik, tumbukan netron dengan inti atom sebagai sasaran, menyebabkan netron kehilangan energi dan dipindahkan ke inti atom. Semua energi yang diterima oleh inti aton akan menjadi energi kinetic. Bahan dengan unsur ringan adalah sangat baik sebagai moderator untuk memperlambat energi netron dengan hamburan elastic seperti air, paraffin dan beton.

b.     Hamburan inelastic, dalam proses ini netron memberikan sebagian energinya ke inti bahan yang di tumbuk dan menyebabkan inti tereksitasi kemudian keadaan normal dengan melepaskan energi berbentuk sinar gamma. Proses hamburan in elastik sangat berarti untuk unsur berat seperti Cadmium.

c.      Penangkap netron, dalam reaksi ini netron ditangkap oleh ini menyebabkan inti tereksitasi dan kemudian kembali ke keadaan dasar dengan memancarkan partikel atau foton. Kemungkinan reaksi penangkap netron akan menjadi (n,d), (n,j), dan (n,p) reaksi. Contoh (1)¹⁰ B (n,d)⁷ Li. Reaksi ini menjadi penting dalam proteksi radiasi  karena partikel d yang dipancarkan mudah sekali diserap.

⁵⁸Fe (n,j) ⁵⁹Fe

Radiasi gamma yang dipancarkan diperhitungkan dalam rancangan penahan radiasi. Biasanya digunakan bahan dengan nomor atom yang tinggi untuk menyerap sinar gamma.

¹⁴N (n,p) ¹⁴C

Reaksi ini menjadi penting dalam proteksi radiasi karena melepaskan proton dengan energi 0,62 Mev. Jika suatu penahan radiasi ditempatkan pada berkas netron yang terkolimasi maka berkas netron akan mengalami pengurangan secara eksponensial mengikuti hubungan

I      =     I_o e ^-6Nt

∑    =     6N

I      =     I_o e^-∑t

I      =     Intensitas berkas netron sesudah melalui penahan radiasi dengan tebal t

I      =     intensitas berkas netron semula

∑     =     penampang lintang makroskopik

6     =     penampang lintang mikroskopik

N    =     jumlah atom penahan radiasi per cm³

Tabel 3. Data penampang lintang berbagai unsur

Contoh 1. Berapakah tebal air yang diperlukan untuk mengurangi intensitas netron yang terkolimasi 1 Mev dan 10 Mev dengan faktor 10⁶. Dengan pertanyaan yang sama untuk timah hitam.

Untuk air 1 Mev : t 1 = TVT =  20303

                                  10              ∑_H + ∑_o

                                     =    2,303      =  4,19 cm

                                       0,281+0,268

Untuk mengurangi intensitas 10⁶;t = (6) (4,19) = 25,1 cm

Untuk timah hitam 1 Mev ; t     =   77,6 cm

Untuk air 10 Mev ; t                    =   121 cm

Untuk timah hitam 10 Mev ; t   =   83,7 cm

Contoh 2. Intensitas netron yang terkolimasi 10¹⁵ n/cm – detik dengan energi 1 Mev dan 10⁶ n/cm² detik dengan energi 10 Mev menyinari penahan radiasi air dengan tebal 100 cm. berapa intensitas yang keluar dari penahan radiasi tsb ?

PROTEKSI RADIASI INTERNA

1.     Pendahuluan

            Apabila zat radioaktif diletakkan dalam pembungkus/wadah yang tertutup, maka kemungkinan akan menimbulkan bahaya radiasi eksterna terhadap pekerja radiasi dan lingkungannya, tetapi jika zat radioaktif tidak diletakkan dalam suatu wadah tertutup, maka kemungkinan akan menimbulkan bahaya radiasi interna. Disebabkan oleh kesalahan manusiawi, zat radioaktif bentuk cairan akan tumpah dan bentuk serbuk dalam kapsul pecah akan tersebar sehingga tempat kerja dan lingkungan menjadi kontaminasi.

            Sejumlah kecil zat radioaktif apabila masuk kedalam tubuh manusia dia akan terus-menerus menyinari tubuh sampai terjadi pemisahan dalam tubuh. Laju peluruhan zat radioaktif bergantung pada waktu paronya yang bervariasi dari detik sampai ratusan tahun. Laju pemisahan dalam tubuh bergantung pada sejumlah variabel seperti karakteristik kimia dan lain-lain, yang mungkin waktu beberapa hari dan mungkin beberapa tahun, jadi kalau zat masuk kedalam tubuh mungkin dia akan menyinari tubuh terus-menerus selama periode tertentu bergantung pada macam zat radiosktif.

            Ada empat saluran masuk zat radioaktif ke dalam tubuh manusia yang menimbulkan dan menyebebkan behaya radiasi yaitu :

a.    Kontaminasi udara langsung melalui saluran pernafasan

b.    Melalui pencernaan, masuk melalui mulut

c.    Melalui kulit, atau kena kontaminasi bagian kulit yang luka.

d.    Langsung menempel pada kulit

            Apabila udara kena kontaminasi zat radioaktif, maka udara tersebut akan dihirup masuk ke paru-paru. Ada bagian tertentu akan masuk melalui aliran darah, bagian yang lain diserap dan sisanya dibuang.

            Bagian yang masuk melalui aliran darah, diserap dam dibuang bergantung pada banyak factor seperti sifat kimia dan fisika dati kontaminasi dan fisiologi dari seseorang. Bersamaan halnya, jika kontaminasi melalui pencernaan, sejumlah zat radioaktif melalui dinding saluran pencernaan kedalam cairan tubuh bergantung pada sifat kimia dan fisika zat radioaktif dan kondisi fisiologi dari tubuh seseorang.

            Laju dosis pada suatu organ bergantung pada jumlah radioaktif pada organ tersebut dan akan berkurang sesuai peluruhan dan pemisahan secara biologi yang terjadi papa organ tersebut. Baik peluruhan maupun pemisahan terjadi secara eksponensial. Ini berarti konstanta luruhan efektif dari zat radioaktif tersebut dapat diutarakan dalam persamaan :

2.     MANUSIA ACUAN (REFERENCE MAN)

            Karakteristik fisiologi dari umat manusia mempunyai variasi yang sangat lebar. Komisi Proteksi Radiologi Internasional (ICRP) telah menentukan manusia acuan yang dinamakan Reference Man, sebagian dari karakteristik tersebut diambil dari ICRP publikasi 23, untuk pria dewasa berat badan 70 kg dan wanita dewasa 58 kg. tinggi untuk pria dewasa 170 cm dan wanita dewasa 160 cm. luas permukaan seluruh tubuh untuk pria dewasa 18.000 cm² dan wanita biasa 16.000 cm².

Nilai dari sebagian karakteristik fisiologi untuk dewasa pria dapat dilihat pada tabel 4, tetapi bila ingin mengetahui secara terinci dapat dilihat ICRP publikasi 23.

Tabel 4.     Nilai karakteristik fisiologi manusia acuan tentang organ, timbangan udara dan air.

Dapat dilihat pada tabel 4, bahwa manusia acuan bernafas kira-kira 23 m³ per hari, dan jumlah air yang masuk kedalam tubuh 3 1/hari. Jadi manusia acuan suatu gambaran individu yang dapat mewakili umat manusia yang mempunyai variasi spectrum fisiologi yang sangat lebar.

3.     ORGAN KRITIK

            Organ dan jaringan tubuh menunjukan derajat kepekaan terhadap radiasi berbeda-beda, maka untuk keperluan tujuan proteksi radiasi perlu menentukan kepekaan sebagai fungsi dari besarnya dosis yang diterima. Berdasarkan pertimbangan tersebut maka akan terdapat kemampuan organ dan jaringan menerima dosis berbeda-beda, organ tersebut dinamakan organ kritik.

            Dalam kasus penyinaran seluruh tubuh lebih kurang seragam, dengan dosis tidak boleh lebih dari 100 mrem (1 mSv) per minggu, maka seluruh tubuh, kelenjar kelamin, membentuk darah merah dan lensa mata adalah organ kritik. Penyinaran yang terbatas bagian dari tubuh yang kemungkinan besar menimbulkan kerusakan tetap, maka organ dan jaringan tersebut dinamakan organ kritik seperti 600 mrem (6 mSv) per minggu untuk kelenjar gondok, atau 300 mrem (3 mSv) untuk organ kritik lainnya.

            Dari penjelasan diatas yang diberikan oleh ICRP publikasi 6, bahwa untuk menentukan organ dan jaringan kritik berdasarkan kepekaan dan kemampuannya menerima dosis radiasi yang mengakibatkan merusakkan kesehatan jika nilai tersebut dilampaui. Konsep organ kritik dengan cara ini menurut ICRP publikasi 26 tidak memberikan jumlah kerusakan terhadap kepekaan relative jaringan yang kena radiasi. Oleh karena itu komisi merekomendasikan suatu prosedur dengan memperhitungkan jumlah resiko yang disebabkan oleh penyinaran semua jaringan yang kena radiasi.

            Untuk efek stochastic Komisi merekomendasikan pembatasan berdasarkan prinsip resiko sama dengan apabila seluruh tubuh disinari secaramerata atau tidak. Kondisi tersebut akan memenuhi hubungan.

            ∑_T  ^WT  ^HT  ≤ ^Hwb, L

^WT adalah factor bobot untuk organ jaringan T yang menyajikan perbandingan resiko efek stochastic pada jaringan sebagai hasil penyinaran seluruh tubuh.

^Hwb, L adalah nilai batas dosis tahunan penyinaran merata seluruh tubuh, besarnya 50 mSv.

Tabel 5. Nilai faktor bobot ^WT

Penjelasan jaringan lainnya adalah faktor bobot

^WT = 0,06 adalah wajar untuk masing-masing lima jaringan lainnya (saluran pencernaan makanan, lambung, usus kecil, usus besar sebelah atas, usu besar sebelah bawah) jika menerima dosis ekivalen tinggi. Penyinaran semua jaringan lainnya diabaikan (lensa matan kulit dan tangan, lengan, kaki dan tungkai).

            Kepekaan relatif suatu jaringan terhadap kerusakan yang disebabkan oleh efek stochastic diutarakan dalam resiko per Sv, seperti dapat dilihat pada tabel 5. Jika dosis merata seluruh tubuh maka jumlah faktor resiko adalah 1. Untuk penyinaran tidak merata, seperti penyinaran bagian terhadap medan radiasi eksterna, atau penyinaran interna dari isotope yang terdapat di berbagai organ dalam tubuh dapat digunakan faktor bobot dalam tabel 5 atau 6. Dosis efektif ekivalen dapat dihitung menggunakan rumus :

                ^HE = ∑ ^WT   ^HT

Tabel 6.   Nilai faktor  bobot dan faktor resiko untuk jaringan pada resiko efek stochastic

Contoh : Akibat dari suatu kecelakaan di laboratorium 10 uCi I-131 mengedap pada organ seorang teknisi, 2 uCi dalam kelenjar gondok dan 8 uCi. Terdistribusi secara merata pada organ lain. Berdasarkan data yang diperoleh dari pengukuran bioassay dan perhitungan Ahli Fisika Kesehatan, 123 mGy dosis pada kelenjar gondok dan 0,26 mGy dosis seluruh tubuh.

1)    Berapakah dosis efektif ekivalen yang diterima teknisi

2)    Apakah kasus ini menerima dosis berlebihan menurut kriteria ICRP

a.  HE        =             ∑ WT. HT

            =     0,03 x 123 + 0,97 x 0,26

            =     3,9 mSv

b.  Dosis efektif ekivalen yang diterima jauh lebih kecil dari NBD tahunan 50 mSv dank arena dosis yang diterima oleh kelenjar gondok jauh lebih kecil dari 300 mSv, maka menurut kriteria ICRP dosis yang diterima pada kecelakaan tersebut tidak merupakan dosis berlebihan.

3.    BEBAN TERTINGGI YANG DAPAT DITERIMA TUBUH

            Rekomendasi IRCP suppelmen No.6 1955 menberikan beban tertinggi yang dapat di terima oleh tubuh berdasarkan seorang yang berkerja dengan radium berpuluh tahun. Diketahui bahwa radium sebagai pemancar alfa dan tidak terdistribusi secara merata. Oleh karena itu untuk keperluan perhitungan factor ketidak seragaman distribusi di ambil N= 1 untuk radium dan 5 untuk pemancar alfa dari radioisotope lain. Beban tertinggi dapat diterima oleh tubuh mengikiti persamaan :

F2       =  fraksi organ kritik dari seluruh tubuh

E         = Energi efiktif

RBE     = efek biologi secara relative

N          = factor distribusi tidak seragam

Nilai  lain untuk menghitung beban tertinggi

Yang dapat diterima tubuh dikembangakan berdasar konsabtrasi tertinggi radioisitop yang di izinkan dalam air dan  udara mengendap pada organ kritik, sehingga laju dosis rata –rata yang diterima 0,3 rem/minggu. Oleh karena beban maksimum yang dapat diterima tubuh dapat diturunkan dalam persamaan:

Q

3,7 x10-4            = luruhan/ uCi-detik

1,6 x 10-6           = ug/Mev

6,05x 10-5          = detik/minggu

100                      = erg/g/rad

W                         = 0,3 rem/minggu

M                         = masa organ kritik

F2                        = Farksi organ kritik dari seluruh.

∑ ZE (RBE) N    = bobot energy yang di serap menurut persamaan (14)

4.     KONSENTRASI TERTINGGI YANG DIIZINKAN DIDALAM AIR DAN UDARA

            Konsentrasi tertinggi yang diizinkan dalam periode waktu penyinaran yang lama.

            Konsentrasi maksimum yang diizinkan diperoleh dengan mengintegrasi persamaan (16) dari o sampai t

qf2    =     beban radiosotop pada organ kritik

          =     konstanta luruhan efektif = 0,693

                                                                                  T

P       =     laju pengambilan oleh organ kritik dalam uCi/ hari

          =     MPC. R, R hasil kali laju masukan air atau udara per hari yang mengandung radiosotop dalam uCi yang sampai pada organ kritik atau

2200 fair dan 2. 10⁷ F udara, dan

(MPC) udara   =     3.5 x 10^{-8 qf2}

                          Tf udara (1-e^{-0,693 t/l})

(MPC) air         =     3,1 x 10^{-4 qf2}

                             Tf air (1-e^{-0,693 t/l})

(MPC) udara   =     konsentrasi tertinggi yang diizinkan di udara uCi/cm³

(MPC) air         =     konsentrasi tertinggi yang diizinkan di air uCi/cm³

T                        = waktu pora efetif (hari)

F udara            = fraksi udara yang masuk pada organ kritik

F air                  = fraksi air yang masuk pad organ kritik

T                        = priode penyiaran (hari)

Tabel 7.       Beban tertinggi yang di izinkan yang dapat di terimatubuh. Dan Konsentrasi tertingi yang di izinkan di udara dan air untuk penyinaran terus menerus.

SPM    = seluruh pencernaan makanan

            Pada ketentuan keselamatan kerja dengan nradiasi BATAN, 1983, Kosentrasi tertinggi yang di izinkan berdasarkan pada dosis tertinggi yang di izinkan tidak terlampaui, maka di turunkan untuk pekerja radiasi dan umum nilai konsentrasi tertinggi yang di izinkan, dapat di lihat sebagai contoh pada tabel 8. Kosentrasi radionuklida tertinggi diturunkan dari pemasukan tertinggi yang diizinkan (maximum permissible intake) untuk pekerja radiasi dalam mas kerja 40 jam/minggu dan umum 168 jam/minggu.

5.     BATAS MASUKAN TAHUNAN

            Sehubungan penyinaran interna ICRP Committee 2 telah menetapkan batas masukan tahunan (BMY) untuk radionuklida dengan jangkauan yang luas, BMT adalah jumlah radionuklida dalam Bq yang menimbulkan kerusakan pada suatu organ tubuh dengan dosis 50 mSv. Contoh; suatu radionuklida dengan aktifitas 1 Bq masuk dalam tubuh dan menyinari organ X, Y dan Z. Dosis ekivalen terikat yang di terima masing-masing organ H_x, H_y, H_z. Jika factor bobot untuk organ X, Y dan Z adalah W_x, W_y, dan W_z, maka dosis ekivalen efektif dari masukan 1 Bq adalah :

            H  = W_x H_x + W_y H_y + W_z H_z                  (19)

DMT adalah suatu besaran yang di berikan oleh ∑ Wt Ht = mSv

            Maka BMT adalah:      (Bq)

Nilai BMT untuk berapa radionuklida yang penting dapat dilihat pada tabel 9 mulai pernafasan dan pencernaan.

Oleh kerena pemindahan bahan dari paru-paru atau dari usus di pengaruhi oleh bentuk kimia, maka perlu menyebutkan nilai bermacam-macam BMT untuk persenyawaan beberapa radionuklida, organ atau jaringan yang mempunyai resiko efek  non stochastic diperlihatkan pada tabel 9. BMT untuk sodium 112 dan cesium-137 ditentukan oleh batas dosis stochastic, sedangkan Iodine-131 dan Plutonium-239 ditentukan oleh batas dosis nonstochastic

            Untuk mengawasi dan menilai jumlah dosis yang diterima seseorang selama setahun, baik yang berasal dosis eksterna maupun interna harus di[erhitungkan. Mengikuti ICRP publikasi 26 rumus berikut dapat digunakan untuk kombinasi pengaruh penyinaran eksterna dan interna yang diterima secara bersamaan, untuk menjamin.

Tabel 9. Beberapa nilai BMT untuk beberapa Nuklida

NBD untuk efek stochastic tidak dilampaui :

Hwb      = dosis ekivalen yang diterima selama setahun dari penyinaran eksterna

Hwb, L =   batas dosis ekivalen tahunan

Jj           =   masukan radionuklida j selama setahun

Jj, L       =   batas masukan tahunan radionuklida j

Contoh : selama setahun diperkirakan seorang pekerja radiasi menerima penyinaran dari masukan 10⁶ Bq plutonium-239 dioxide melalui pernafasan. Berapa dosis ekivalen yang tertinggi yang dapat diterima dari penyinaran eksterna selama setahun jika NBD tidak dilampaui.

Untuk Sodium-22 BMT melalui pencernaan = 10⁷ Bq, maka

Jj   = 106   =  1

JjL     107     10

6.     PENGAWASAN BAHAYA KONTAMINASI

            Pengawasan bahaya kontaminasi ialah melakukan pembatasan kemungkinan dosis yang diterima sampai pada batas yang diperbolehkan. Bahaya dikendalikan dengan membatasi kedar udara dan tingkat kontaminasi permukaan.

a.    Turunan kadar udara (TKU)

Turunan kadar udara ialah radionuklida diudara yang diterima oleh pekerja radiasi 1 BMT selama setahun melalui pernafasan. TKU diperoleh dengan membagi BMT melalui pernafasan dari suatu radionuklida tertentu dengan volume udara yang dihirup selama setahun kerja. Gunakan ICRP “Manusia Acuan” tentang laju pernafasan selama waktu kerja.

Waktu kerja 50 minggu(=2000jam) per tahun, 5 hari kerja (=40 jam) per minggu dan 8 jam per hari.

Laju pernafasan selama kerja manusia acuan 9,6 m3 per 8 jam kerja, maka selama sehari

1,2 adalah volume udara yang dihirup per jam dan selama 1 menit

0,02 adalah volume udara yang dihirup selama 1 menit.

Contoh : hitung TKU selama sehari kerja untuk Plutonium 239 dioxide BMt melalui pernafasan 239 pu o2= 5x10² bq.

b.    Turunan Batas Kontaminasi Permukaan (TBKP)

Untuk mengawasi bahaya kontaminasi permukaan dijabarkan turunan batas kontaminasi permukaan sebagai berikut :

i.      Jumlah melalui pernafasan tidak menyebabkan TKU dilampaui

ii.    Jumlah melalui pencernaan tidak menyababkan BMT dilampaui

iii.   Jika pada kulit (biasanya pada tangan) dosis kulit tidak dilampaui

Turunan batas kontaminasi bergantung pada golonganradioteksisitas radionuklida atau campuran radionuklida. Nilai turunan batas kontaminasi permukaan diberikan pada tabel 10. Untuk jenis pemancar alfa umumnya lebih rendah factor 10 dari pemancar lainnya. Disebabkan oleh pemancar alfa mempunyai toksisitas yang sangat tinggi.

PENGAWASAN DAERAH KERJA DAN LINGKUNGAN

1.     PENDAHULUAN

            Untuk mengetahui dipenuhinya ketentuan keselamatan kerja terhadap radiasi maka perlu dilakukan suvei radiasi baik di daerah kerja maupun di lingkungannya untuk meyakinkan apakah kondisi kerja secara radiologi aman dan tingkat radiasi di daerah kerja dan lingkungannya tidak melampaui NBD yang telah di tetapkan, sehingga kemungkinan bahaya radiasi eksterna dapat dihindarkan.

            Kemungkinan bahaya radiasi interna, baik yang berasal dari sumber radiasi berbentuk cairan dan gas maupun yang berasal dari kontaminasi, maka perlu dilakukan pemonitoran secara priodik atau terus-menerus.

2.     SURVAI DAERAH KERJA

a.    Survai berkas sinar-X dan radiasi gamma

             Survai berkas radiasi di daerah kerja baik di daerah pengawasan maupun di daerah pengendalian harus dilakukan oleh petugas proteksi radiasi. Survai termasuk pengukuran berkas radiasi sesudah selesainya pemasangan pesawat sinar-X dan teleterapi gamma untuk meyakinkan apakah sudah dipenuhi persyaratan proteksi dari gedung instalasi nuklir. Apabila hasil survai memberikan petunjuk bahwa keadaannya dibawah standar, maka tindakan koreksi perlu diambil dan kemudian dilakukan survai isi ulang. Sebagai tambahan, survai ulang harus dilakukan setiap kali ada perubahan dalam peralatan atau letaknya, untuk menjamin bahwa tidak ada pengurangan proteksi radiasi.

             Penguasa instalasi harus juga menetapkan batas-batas daerah yang diawasi, untuk melindungi orang dari penyinaran. Jalan ke daerah yang berbahaya ini dapat diawasi dengan berbagai cara, sekurang-kurangnya dipasangnya tanda peringatan (lampu merah). Penerimaan dosis di daerah yang diawasi oleh pekerja radiasi tidak lebih dari 15 mSv (1500 mrem) dalam setahun.

             Survai berikutnya bagi berkas sinar-X dan radiasi gamma (diagnostic maupun terapi) sekurang-kurangnya sesudah setahun tetapi bila terjadi perubahan pada instalasi survai ulang harus dilakukan. Survai radiasi, mencakup juga pengujian peralatan keselamatan seperti sistim interlock pintu, sakelar pembatas untuk prientasi berkas dan penghenti mekanis. Penguji ini harus dilakukan segera setelah pemasangan selesai, dengan menggunakan perlengkapan radiasi yang sesuai dengan rancangan fasilitas. Alat tersebut harus diperiksa ulang secara berkala.

Yang sangat penting diperiksa :

i.    bila pesawat dijalankan setiap usaha untuk membuka pintu kamar [enyinaran, akan memutuskan hubungan rangkaian interlock dan mengakibatkan pesawat tidak bekerja.

ii.   pesawat akan dapat jalan lagi bila rangkaian interlock dihubungkan kembali, pada kondisi pintu kamar dalam keadaan tertutup.

             Laporan hasil survai harus memberikan petunjuk apakah survai ulang diperlukan setelah modifikasi selesai dan apakah diperlukan pembatasan waktu kerja atau teknik pengoperasian yang sesuai. Laporan harus juga menyebutkan apakah pemonitoran lingkungan yang berulang kali perlu. Hal ini mungkin terjadi, misalnya dalam penggunaan sejumlah besar zat radioaktif. Berbagai pengujian kebocoran, karena mungkin perlu dilakukan secara berkala, misalnya pengambilan cuplikan udara dan test usap.

             Survai sumber terbungkus yang berumur panjang juga harus dilakukan, biasanya disimpan dalam lemari yang diberi penahan yang terletak dekat meja kerja. Pengukuran instensitas radiasi perlu dilakukan dalam keadaan sumber berada dalam kotak tertutup.

b.    Survai pada kedokteran nuklir

             Survai dibagian kedokterannuklir dimaksudkan terutama untuk memeriksa apakah prosedur kerja sudah memadai dari segi keselamatan radiasi. Prosedur yang tak memadai akan terbukti terdapatnya kontaminasi pada system ventilasi, dalam tempat penampung sampah, dibawah bak pencuci, kontaminasitingkat rendah yang terkumpul akan sukar dideteksi. Dengan system penempatan film bagde dibeberapa tempat yang tepat dalam ruangan dapat dilakukan hasilnya akan memberikan informasi tentang radiasi hambur dan kebiasaan yang kurang baik oleh pekerja radiasi. Pelaksanaannya sebaiknya film bagde dibungkus dengan plastic untuk menghindari kontaminasi.

             Setiap usul mengenai prosedur baru yang melibatkan sumber tebuka, terutama bentuk cairan dalam sejumlah millicurie, harus dipelajari segi proteksi radiasinya sebelum diterapkan. Cara kerjanya harus dipraktekan lebih dulu dengan menggunakan cairan berwarna dan tidak aktif untuk mendeteksi kemungkinan kebiciran dan percikan, dan radiasi hambur jika mungkin diperkirakan dengan menggunakan sumber beraktivitas rendah, kemungkinan penyinaran pada tangan harus diperkirakan, misalnya dari tabung penyuntik.

3.     PEMONITORAN DAERAH KERJA

            Sejumlah kecil radioaktif mungkin tidak bermakna untuk bahaya eksterna, tetapi mungkin bermakna untuk bahaya radiasi interna, jika terjadi kontaminasi di meja kerja,  lantai dan peralatan laboratorium. Biasanya intensitas radiasi dari benda yang kena kontaminasi adalah jauh lebih kecil, oleh karena itu diperlukan detector yang lebih peka.

            Untuk memenuhi kebutuhan tersebut untuk menambah kepekaan alat pemonitor kontaminasi diperlukan detector dengan system penguat seperti pencacah instalasi dan Geiger Muller.

            Aktivitas zat radioaktif yang dicatata dalam laju cacahan (cacah per detik atau per menit), alat pemonitor harus dikalibrasi lebih dahulu sebelum dipakai untuk mengukur tingkat kontaminasi :

a.    Pemonitoran kontaminasi permukaan secara langsung

             Alat ukur pemonitoran kontaminasi telah banyak dijual di pasaran yang dapat mengukur permukaan yang kena kontaminasi secara langsung seperti permukaan meja, lantai, pakaian kerja dan lain-lain. Pengukuran secara langsung tingkat kontaminasi permukaan dihitung dalam Mbq/m² atau dapat dihubungakan dengan turunan batas kontaminasi permukaan. Jenis pemonitoran kontaminasi permukaan menggunakan batterai atau sumber listrik PLN, beroperasi dengan ratemeter yang mempunyai bermacam-macam tipe detector yang dapat dihubungkan.

             Kontaminasi alfa dapat diukur dengan dintilator ZnS (zine sulphide) disambung dengan tabung dengan “melinex” suatu bahan plastic yang sangat tipis, ditutup dengan aluminium agar kedap cahaya. Tutupan ini harus cukup tipis agar partikel dapat tembus melalui lapisan ZnS. Harus diperhatikan pelaksanaan pemonitoran kontaminasi permukaan secara langsung partikel alpa diusahakan detector sedekat mungkin dengan permukaan agar diperoleh hasil pencatatan aktivitas yang sebenarnya.

             Kontaminasi beta biasanya diukur menggunakan detector pencacah Geiger Muller dalam satu wadah yang sesuai (probe). Wadah mempunyai jendela yang dapat dibuka dan ditutup dengan penutup (shuthr). Dibuka apabila melakukan pemonitoran. Jika beta kecil digunakan pencacah Geiger Muller dengan jendela ujung (end window) yang tipis. Tipe detector beta yang lain menggunakan plastic fosfor.

b.    Fosfor Usap

             Survai usap adalah suatu metode pengukuran kontaminasi permukaan. Metode digunakan tidak hanya untuk mencatat kontaminasi yang sangat rendah, tetapi juga untuk memonitor kontaminasi didaerah kerja yang mempunyai latar belakang radiasi yang tinggi. Suatu kertas tipis diusapkan pada permukaan kontaminasi yang diketahui luasnya, basanya 0,1 m² dan kemudian kertas tersebut dimasukan kedalam kantong plastic untuk mencegah penyebaran kontaminasi dan dilanjutkan pada daerah yang mempunyai latar belakang yang rendah. Dicacah dengan suatu alat ukur pemonitoran kontaminasi yang diketahui effisiensinya, besaran kontaminasi dapat dihitung menggunakan formula kontaminasi

Ce   =   laju pencacahan yang sudah dikoreksi dengan latar belakang

E_e    =   persentase effesiansi dati system pencacahan

A      =   luas resapan dalam m2

E_f     =   persentase effesiensi kertas tipis

             Besaran Ef sangat sukar ditentukan dan tidak kedapat ulang. Bergantung pada bermacam-macam parameter seperti sifat fisika dan kimia kontaminasi, kondisi dari permukaan dan lain-lain. Dalam beberapa kasus besar Ef diambil 100%, bila kontaminasi dapat dihilangkan dan ditentukan. Lebih umum biasanya diperkirakan 10%. Suatu tekhnik yang biasanya digunakan dan bermanfaat menggunakan kertas untuk WC (damp paper towel) dan memonitor dengan mengusapkan pada tempat kontaminasi. Tekhnik ini menguntungkan dan sekaligus melakukan dekontaminasi permukaan

c.    Pemonitoran Udara

               Pemonitoran udara dilakukan, apabila diperkirakan pada suatu daerah mungkin terjadi kontaminasi udara. Ada tiga kemungkinan kontaminasi terjadi di udara :

i.         Disebabkan gangguan kontaminasi permukaan pada permukaan didaerah aktif.

ii.       Disebabkan pengeringan kontaminasi cairan.

iii.      Disebabkan pengeringan, pekerjaan berdebu seperti pemotongan yang menyebutkan terjadi pelepasan partikel aktif

               Partikel aktif di udara dengan mengisap udara dengan pompa yang diketahui volumenya melalui kertas tapisan. Kertas tapisan dicacah dengan koreksi latar belakang sama dengan perlakuan survai usap. Aktivitas udara dihitung dari laju cacahan pada kertas tapisan dengan menggunakan formula.

Besaran kontaminasi udara

Ce   =     laju pencacahan yang sudah dikoreksi dengan latar belakang

Ee   =     persentase efisien dari system pencacahan

V      =     volume cuplikan udara lam m³

               Aktivitas udara biasanya diukur dengan memompa udara yang tertentu melalui kertas tipis yang terdapat pada alat pemonitor udara didalam ruangan cuplikan, yang kemudian ditutup. Kertas tapis menghilangkan aktivitas partikel, sehingga ektivitas dalam ruangan cuplikan hanya disebabkan oleh radioaktivitas dalam gas. Tuang cuplikan dicacah pada latar belakang daerah yang rendah dan besar aktivitas gas dapat dihitung.

d.    Pemonitoran Biologi

             Biasanya kontaminasi udara dan permukaan yang kemungkinan dapat masuk kedalam tubuh pekerja radiasi perlu dilakukan pemonitoran biologi untuk meyakinkan bahwa jumlah kontaminasi tersebut tidak berarti, ada beberapa contoh kejadian sebagai berikut :

i.         Untuk mengetahui batas masukkan tahunan yang sangat rendah dari plutonium.

ii.       Untuk mencatat aktivitas radiosotop secara normal sangat sukar.

iii.      Bila terjadi kecelakaan.

             Tipe pemonitoran yang akan digunakan bergantung pada tipe radiosotop dalam tubuh. Isotope pemancar gamma dapat diukur dengan pencacah seluruh tubuh (whole body counter), dengan meletakkan penderita dalam ruangan latar belakang yang rendah dengan fasilitas yang tertutup dan radiasi gamma yang diukur dengan pencacah sintilasi NaI (T1) dengan volume yang besar.

             Isotope pemancar alfa dan beta diukur dengan pemonitoran ekskreta umpama tinja (falcaes), urine. Pemonitoran pernafasan dapat dilakukan dengan mencatat radium dan turunannya yang menghasilkan gas radon dengan cara menghembuskan nafas suatu detector alfa.

e.    Pemonitoran Lingkungan

Pemonitoran effluen

             Pelepasan limbah zat radioaktif dari instalasi nuklir kelingkungan pada dasarnya tidak ada (zero release), sehingga limbah zat radioaktif yang lepas ke lingkungan kecil dari konsentrasi tertinggi yang diizinkan. Sebelum limbah zat radioaktif lepas kelingkungan harus dilakukan :

i.         Pemanpatan sehingga volume menjadi kecil dan pemadatan sehingga ektivitasnya dilokalisasi.

ii.       Pengeceran dan disperse

Limbah zat radioaktif yang lepas kelingkungan tidak boleh dilakukan secara langsung, tetapi harus dilakukan pengolahan dan penyimpanan pada tahap permulaan. Selanjutnya harus dimonitor secara priodik dan terus-menerus, sehingga limbah zat radioaktif yang lepas dapat terjamin dan tidak menimbulkan keselamatan lingkungan.

f.     Pemonitoran diluar kawasan nuklir

            Suatu  sistem pemonitoran yang canggih diluar kawasan nuklir, diperlukan pengukuran cuplikan urada terus-menerus (contieus air samplers) dan pengukuran cuplikan air (water samplers) dipasang sedemikian rupa sehingga dapat dikendalikan pada jarak jauh dan dapat dibaca pada kantor pengawasan di pusat. Tetapi peralatan tersebut mahal dan rumit, maka sistem tersebut bergantung pada besarnya instalasi nuklir dan distribusi penduduk disekitarnya. Oleh karena itu alat pemonitoran yang dapat diangkat dengan mobil unit sudah memadai untuk pengambil cuplikan udara dan air. Pengambil cuplikan sayur-sayuran, tanah dan indicator biologi lainnya dilingkungan instalasi nuklir adalah sangat berguna untuk memonitor lepasnya zat radioaktif ke lingkungan.