ANALISIS PERHITUNGAN BERAT KONTAINER SUMBER Ir-192 AKTIVITAS 10 Ci UNTUK BRAKITERAPI HDR

PROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 27 Juli 2011

ANALISIS PERHITUNGAN BERAT KONTAINER SUMBER Ir-192 AKTIVITAS 10 Ci UNTUK BRAKITERAPI HDR Kristiyanti, Tri Harjanto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN,PUSPIPTEK Serpong, Tangerang Selatan, 15310 Email : [email protected]

ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN BERAT KONTAINER SUMBER Ir-192 AKTIVITAS 10Ci UNTUK BRAKITERAPI HDR. Telah dilakukan perhitungan berat kontainer sumber Ir192 aktivitas 10 Ci untuk Brakiterapi HDR (High Dose Rate). Tujuan dari analisis untuk membandingkan berat kontainer dari bahan Timbal (Pb), Tungsten (W), dan Depleted Uranium (DU) yang berfungsi sebagai perisai radiasi. Perhitungan berat kontainer berdasarkan laju paparan dari sumber gamma (γ) yang diasumsikan berbentuk titik setelah melewati perisai radiasi dengan tebal tertentu sehingga memenuhi ketentuan dari BAPETEN yaitu 0,05 mRem/jam. Dari hasil perhitungan berdasarkan daya serap yang sama dengan kontainer berbentuk silinder yang mempunyai panjang sama dengan diameter, maka berat kontainer dari bahan Pb = 71 kg, W = 39 kg dan DU = 16,8 kg. Bisa disimpulkan bahwa bahan perisai dari Pb mempunyai berat yang lebih besar, sehingga bila dikehendaki lebih ringan bisa dipilih dari bahan W atau DU. Kata kunci : Brakiterapi, Kontainer, perisai radiasi, bahan, daya serap

ABSTRACT A CALCULATION ANALYSIS OF SOURCE CONTAINER WEIGHT FOR Ir-192 HDR BRACHYTHERAPY OF 10Ci ACTIVITY. Analysis calculations has been carried out for the container weight of Ir-192 sourcef 10 Ci of activity for Brachytherapy HDR (High Dose Rate). The purpose of the analysis is to compare the weight of containers among the materials Lead (Pb), Tungsten (W), and Depleted Uranium (DU) that serve as a radiation shield. The container weight calculation is based on the rate of exposure of the source gamma (γ) which is assumed to be a point after passing through the radiation shield with a certain thickness so that it meets the provisions of the Bapeten 0.05 mRem/hour. From the results of the calculations based on absorption with a cylindrical container having a length equal to the diameter, the weight of containers of materials Pb = 71 kg, W = 39 kg and DU = 16.8 kg. It can be concluded that the shielding material of Pb weight is heavier, so if a lighter container is required, W or DU can be selected. Key words : Brachyterapi, Container, shielding, material, absorption.

PENDAHULUAN rakiterapi adalah alat untuk terapi kanker. Salah satu jenis terapi yang dapat dilakukan menggunakan alat ini adalah kanker leher rahim. Alat ini penting untuk dikembangkan di Indonesia, karena penyakit tersebut termasuk penyebab kematian nomor satu bagi wanita Indonesia. Cara kerja alat Brakiterapi adalah mematikan sel-sel kanker dengan cara menyinari langsung sel-sel

B

Buku II hal 180

kanker secara lokal dengan isotop radioaktip yang memancarkan radiasi gamma (γ) dengan aktivitas tertentu. Penggunaan aktivitas sumber radiasi untuk terapi brakiterapi menurut International Commisien on Radiation Unit Measurement (ICRU) terbagi menjadi 3 jenis berdasarkan aktivitasnya yaitu [1] : - Low Dose Rate (LDR) dengan aktivitas 0,4 – 2 Gy h-1.

ISSN 1410 – 8178

Kristiyanti, dkk

PROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 27 Juli 2011

-

Medium Dose Rate (MDR) dengan aktivitas 2 – 12 Gy h-1. - High Dose Rate (LDR) dengan aktivitas > 12 Gy h-1. Untuk mudahnya biasa dinyatakan : LDR 10 Gy/d ; MDR 10 Gy/h ; HDR 10 Gy/min. Dalam perancangan ini, brakiterapi yang akan dibuat adalah jenis HDR. Jenis radiasi γ yang digunakan berasal dari Iridium-192 (Ir-192) dengan aktivitas 10 Ci. Sumber radiasi disimpan dalam suatu kontainer. Kontainer berfungsi untuk menyerap radiasi sehingga memenuhi ketentuan yang berlaku. Sesuai dengan SK dari BAPETEN No 7 Th 2009 tentang Keselamatan Radiasi dalam Penggunaan Peralatan Radiografi Industri dimana perisai harus bisa menahan radiasi hingga dosis efektif yang diterima oleh pekerja Radiasi tidak melampaui 10 mSv atau 0,05 mRem/jam [2]. Pemilihan bahan kontainer sebagai perisai berdasarkan nilai koefisien serapan liniernya terhadap radiasi sinar γ. Semakin besar koefisien serapan linier, maka bahan itu semakin baik digunakan sebagai perisai radiasi sinar γ. Telah dirancang kontainer Brakiterapi dengan menggunakan bahan Timbal (Pb) tetapi berat sehingga disini perlu dibandingkan dengan bahan lain yang mempunyai koefisien linier tinggi yaitu tangsten (W) dan Depleted Uranium (DU). Dari hasil perhitungan daya serapnya didapatkan bahwa kontainer Brakiterapi dengan mempertimbangkan berat bahan didapatkan tebal kontainer bahan dari Timbal 10 cm dengan berat 71 kg, dari bahan tungsten mempunyai tebal 6,8 cm dan berat 39 kg, sedangkan dari bahan Depleted Uranium tebal 5,6 cm berat 16,8 kg. TEORI. Sistem peralatan Brakiterapi terdiri dari [3]: 1. Aplikator digunakan untuk memasukkan sumber kedalam rahim. 2. Slang pengarah sumber digunakan untuk mengambil sumber radiasi dari kontainer dan untuk memasukkan slang pembawa sumber ke dalam aplikator. 3. Slang pembawa sumber digunakan untuk membawa sumber dari penyimpanan ke dalam aplikator. 4. Sistem kendali digunakan untuk mengendalikan gerak masuk dan keluar sumber baik dari container, penyimpan sumber dan aplikator. 5. Kontainer digunakan sebagai tempat sumber. Kontainer harus memenuhi kriteria keselamatan radiasi. Paparan radiasi yang masih dapat menembus dinding kontainer harus sekecil Kristiyanti, dkk.

mungkin, sehingga operator brakiterapi yang menerima paparan tersebut masih dalam ketentuan yang berlaku.

Shielding

Sumber radias i didalam aplikator

Aplikator Flexible tubing

Motor Penggerak

Gambar 1. Seket mekanisme brakiterapi

Gambar 1. mekanisme Brakiterapi Ir-192 sebagai sumber radiasi mempunyai macam energi yang cukup banyak yaitu ada 13 macam energi radiasi dan prosentase pancaran berbeda untuk tiap energi seperti disajikan pada Tabel 1. Tabel 1. Energi radiasi gamma dari Ir-192 dan prosentasenya [4]. Energi Prosen Energi Prosen (MeV) pancaran (MeV) pancaran (%) (%) 29,5 0,316 0,6 0,885 11,85 0,308 2,8 0,613 10,85 0,296 7,1 0,604 0,6 0,283 2,85 0,588 0,8 0,206 1,2 0,484 0,4 0,201 22,7 0,468 0,136 6,2 0,416 Dalam perhitungan ini energi yang digunakan adalah 0,604 MeV [4], karena energi ini yang berpengaruh pada keselamatan radiasi . Jika energi ini teratasi maka yang lain pun akan teratasi. Perhitungan tebal kontainer berdasarkan laju paparan dari sumber γ yang diasumsikan berbentuk titik dinyatakan dalam persamaan [5]:

D

xA r2

(1)

dengan : D = Laju paparan (R/jam). Г=konstanta γ (Rm2/Ci jam) A= Aktivitas sumber (Ci). r = jarak pengukuran (m)

ISSN 1410 – 8178

Buku II hal 181

PROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 27 Juli 2011

Tabel.2 merupakan daftar harga konstante γ dari beberapa sumber radiasi yang sering digunakan.

I  e  x I0

Tabel 2. Konstanta γ spesifik sumber radiasi yang sering digunakan [4]. Isotop Kγ (R/Ci.jam) 3,3 Cs-137 13,2 Co-60 4,8 Ir-192 6,8 Ta-182 18,4 Na-22 0,04 Kr-85 9,8 Sb-124 8,25 Ra-226

I I  X 100% DS   0  I0 

Besar kecilnya paparan radiasi yang keluar dari kontainer, tergantung pada koefisien serapan linier bahan (μ) pada energi tersebut dan ketebalannya. Pengurangan paparan atau intensitas radiasi setelah melewati kontainer dapat dinyatakan : I = I0 e -μx.

(2)

I I  DS   0   X 100%  I0 I0 





DS  1 e  x X 100%

(5)

dengan : DS = daya serap μ = koefisien serapan linier bahan cm-1. x = tebal dinding kontainer cm. Daya serap kontainer dari bahan timbal dan tungsten direncanakan sama sehingga dari persamaan (5) dapat dirumuskan :

μtimbal. xtimbal = μtungten.xtungsten

(6)

dengan : I = Intensitas radiasi setelah melewati kontainer. I0 = Intensitas radiasi sebelum melewati kontainer μ = koefisien serapan linier bahan cm-1. x = tebal dinding kontainer cm.

dengan : μtimbal = koefisien serapan linier timbal cm-1. xtimbal = tebal dinding kontainer timbal cm. μtungten= koefisien serapan linier tungsten cm-1. xtungsten= tebal dinding kontainer tungsten cm.

Jika I diinginkan menjadi separonya maka persamaan menjadi :

HASIL DAN PEMBAHASAN

I/I0 = e -μx. 0,5 = e -μx. x = 0,693/ μ

(3)

Nilai ketebalan yang diperoleh dari perhitungan dengan menggunakan metode tersebut masih harus ditambah dengan nilai tebal paro (HVL), agar memenuhi kriteria keselamatan radiasi Dengan mempertimbangkan Build-Up faktor (B) dimana nilainya tergantung pada energi radiasi [7] I = I0 x Be -μx.

(4)

Untuk membandingkan penggunaan bahan kontainer sebagai perisai radiasi antara bahan timbal dan tungsten maka digunakan prinsip daya serap (DS) berdasarkan persamaan 2.

Perhitungan tebal kontainer dari bahan Pb jika diasumsikan sumber Ir-192 berbentuk titik dengan dengan Aktivitas 10 Ci konstanta ketetapan γ 0,48 R m2/jam Ci maka paparan pada jarak 1 meter dengan menggunakan persamaan (1) didapatkan laju paparan 4,8 R/jam atau 4.800 mRem/jam. Jika dikehendaki setelah melalui perisai paparannya tinggal 0,05 mRem/jam dengan koefisien serapan linier (μ) diambil 1,356 cm -1 maka dengan menggunakan persamaan (2) didapatkan tebal :

0,05 m Re m / jam  e 1, 356 t 4 .800 m Re m / jam t = 8,46 cm Tebal yang didapat masih harus ditambah 0,5 dari HVL dengan persamaan (3) HVL = 0,693/μ = 0,693/1,356 = 0,51 cm. Tebal menjadi x1 = 8,46 + (0,5 x 0,51) = 8,715 cm μ x1=(1,356)(8,715) = 11,817 cm

Buku II hal 182

ISSN 1410 – 8178

Kristiyanti, dkk

PROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 27 Juli 2011

Dengan menggunakan grafik antara energi dan μ x1 didapatkan nilai B sama dengan 2,5 cm, sehingga dengan menggunakan persamaan (4) besarnya paparan : X = 4.800 x 2,5 e –11,817. mRem/jam = 0,09 mRem/jam. Dengan ketebalan 8,715 cm belum cukup karena paparan yang didapat yaitu 0,09 mRem/jam masih lebih besar dari 0,05 mRem/jam, sehingga ketebalan perlu ditambah lagi dengan menambahkan 2 HVL : 11

x = 8,46 + (2 x 0,51) =9,48 cm. μ x11=(1,356)(9,48) = 12,854 cm. Dengan menggunakan grafik antara energi dan μ x1 didapatkan nilai B sama dengan 2,8 sehingga : X = 4.800 x 2,8 e –12,854. mRem/jam = 0,035 mRem/jam. Besar paparan 0,035 mRem/jam sudah lebih kecil dari 0,05 mRem/jam sehingga tebal 9,48 cm sudah bisa memenuhi. Untuk mudahnya diambil tebal Pb 10 cm. Akan dibandingkan kebutuhan tebal kontainer bila menggunakan bahan dari : - Timbal (Pb) - Tungsten (W) - Depleted Uranium (DU). Dengan asumsi daya serap dari bahan tersebut sama, bisa dihitung tebal untuk W dan DU berdasarkan harga koefisien serapan liniernya pada energi 0,6 Mev seperti disajikan pada Tabel 3: Tabel 3. Koefisien serapan linier Pb, W dan DU pada energi 0,6 Mev [6]. Jenis Pb W DU

μ/ρ (cm2/gr) 0,120 0,103 0,140

ρ (gr/cm3) 11,34 19,3 19,1

μ (cm-1) 1,3608 1,9879 2,618

Kontainer diasumsikan berbentuk silinder pejal dengan tinggi silinder sama dengan diameter sehingga tebal atau jari-jari silinder bisa dihitung. Untuk tebal Pb sama dengan 10 cm maka tebal kontainer dari W bisa dihitung dengan menggunakan persamaan (6). μ Pb X Pb = μ W X W . (1,3608)(10) = (1,9879) X W . X W = 6,8454

Kristiyanti, dkk.

Jadi untuk tebal Pb (X Pb) = 10 cm maka didapatkan tebal W (X W ) = 6,8454 cm . Begitu seterusnya untuk mencari tebal DU (X DU). Dengan diketahui tebal kontainer maka bisa dihitung volume kontainer sehingga berat masing-masing kontainer bisa dihitung. Hasil perhitungan berat kontainer seperti disajikan pada Tabel 4. Tabel 4. Perhitungan berat kontainer dengan daya serap yang sama. Jenis μ/ρ (cm2/gr) ρ (gr/cm3) μ (cm-1) Pb

0,120

11,34

1,3608

W

0,103

19,3

1,9879

DU

0,140

19,1

2,618

Untuk keperluan preparasi dimana sumber akan dimasukkan dalam kontainer didalam main hole, maka jika ukuran kontainer besar dan berat akan mengalami kesulitan. Sehingga perlu dipertimbangkan kontainer dari bahan Tungsten atau Depleted Uranium. KESIMPULAN Kontainer Pb mempunyai berat yang lebih besar yaitu 71 kg, sehingga akan sulit dalam preparasi sumber. Jika digunakan kontainer dari Depleted Uranium ada kendala pengadaan bahan bakunya. Pemilihan bahan dari Tungsten diperkirakan akan lebih menguntungkan karena mempunyai berat yang lebih ringan dan mudah dalam pengadaan bahannya. DAFTAR PUSTAKA 1. ALAIN GERBAUTLED.CS ”THE GEC ESTRO Handbook of Brachytherapy” ESTRO course, Paris, 2002. 2. Keputusan Kepala Bapeten No 7 Th 2009 tentang Keselamatan Radiasi dalam penggunaan peralatan Radiografi Industri. 3. TRI HARJANTO, “ Prototipe system mekanik Brakiterapi LDR serviks”, PRPN, BATAN, 2010. 4. S.RUMYANTSEV “Industrial Radiology” MIR.Publisher, Moscow, 5. Pelatihan Proteksi Radiasi – BATAN “Dosimetri”, Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN, Jakarta, 2008. 6. R.G.JEAGER CS, Engineering Compendium on Radiation Shielding” Volume 1, Shielding Fundamentals and methods, Springer-Verlag, BerlinHeidelberg New York, 1968 7. Data on Shielding from ionizing Radiation, ‘Shielding from gamma radiation”, British Standards Instituation, London, 1996.

ISSN 1410 – 8178

Buku II hal 183

PROSIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, 27 Juli 2011

TANYA JAWAB Suyatno  Tebal 10 cm apakah sudah cukup aman? Kristiyanti  Sesuai dengan ketentuan keselamatan kerja dari BAPETEN sudah aman, jad laju paparan setelah melewati kontainer sudah kurang dari o,o5 mRem/jam.

Buku II hal 184

ISSN 1410 – 8178

Kristiyanti, dkk