ISSN 0852 - 2979
Hasi/ Penelilian dan Kegiatan PTLR Tahzln 2006
PENGKAJIAN
PERHITUNGAN DOSIS RADIASIINTERNA PADA PEKERJA RADIASI BERDASARKAN ICRP 30 DAN ICRP 68
R. Suminar Tedjasari, Ruminta Ginting, Tri Bambang L, Yanni A. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN
ABSTRAK PENGKAJIAN PERHITUNGAN DOSIS RADIASIINTERNA PADA PEKERJA RADIASI BERDASARKAN ICRP 30 DAN 68. Telah dilakukan pengkajian perhitungan dosis radiasi interna dengan mengacu pada rekomendasi ICRP yang lama maupun baru yaitu ICRP 30 dan ICRP 68. Data yang digunakan dalam perhitungan adalah data hasil pemantauan rutin terhadap pekerja radiasi PPTN Serpong.Hasil perhitungan menunjukkan adanya perbedaan yang cukup berarti, yang dipengaruhi oleh beberapa parameter dosimetri antara lain asumsi intake dan jenis kontaminan, fraksi intake, faktor retensi, faktor konversi dosis dan terutama Nilai Batas Dosis (NBD) yang berbeda. Rekomendasi ICRP 30 masih menggunakan NBD 50 mSv/tahun sedangkan ICRP 68 telah menerapkan NBD 20 mSv/tahun. Hasil perhitungan dosis dengan rekomendasi baru rata-rata lebih besar 1,27 kali dibandingkan dengan hasil perhitungan dengan rekomendasi lama. Jika dilihat dari sudut keselamatan, terutama proteksi radiasi, maka besarnya perbedaan ini akan menjadi sangat berarti karena akan mengakibatkan terjadinya kesalahan evaluasi atas keselamatan dan kesehatan, baik pada pekerja masyarakat maupun lingkungan. ABSTRACT INTERNAL DOSE ASSESSMENT OF RADIATION WORKERS BASED ON ICRP PUBLICATION 30 AND 68. Assessment of internal radiation dose calculation using the old recommendation ICRP 30 and the new one ICRP 68 has been carried out. Calculation was done using the results of internal monitoring to radiation workers at PPTN Serpong. The calculation results indicated a significant difference which was affected by some dosimetric parameters, such as time of intake, contaminant, fraction of intake, retention factor, dose conversion factor and especially the dose limit. ICRP 30 is based on the dose limit of 50 mSv/year and the new recommendation has adopted the new limit of 20 mSv/year. The calculation results using new recommendation is 1,27 higher than the results of old recommendation. For radiation protection this difference is quite significant because it could cause a wrong evaluation of safety and health for radiation workers, public and also the environment.
PENDAHULUAN Pemantauan
dosis radiasi interna terhadap pekerja radiasi di kawasan PPTN
Serpong yang dilaksanakan perhitungan
dan evaluasi
oleh Subbidang
dosis berikut perekaman
tentunya sanagt bergantung Selama
ini
dalam
PP-BKL meliputi kegiatan pengukuran, data dosis.
pad a hasil pengukuran,kalibrasi
menghitung
dosis
interna
dilakukan
Ketepatan
evaluasi
dan perhitungan dengan
mengacu
dosis. pad a
rekomendasi ICRP Publikasi 30 dan 54 yang didasarkan pad a nilai batas dosis 50 rnSvl tahun. Sementara
itu ilmu dosimetri terus berkembang,
dosimetri interna. Selain perkembangan dosis (NBD) juga mengalami perubahan.
demikian pula halnya dengan
dalam komponen dosimetri interna, nilai batas Dengan berubahnya NBD, maka banyak pula
143
ISSN 0852 - 2979
Hasil Penelitian dan Kegialan PTLR Tahun 2006
faktor dosimetri lain yang berubah antara lain faktor koefisien dosis, nilai batas masukan tahunan (All), dll. Walaupun NBD yang baru tersebut belum diadopsi di Indonesia, pemahaman mengenai hal tersebut tetap perlu dilakukan agar pada saatnya nanti kita telah siap untuk penerapannya. Dalam hal dosimetri interna, perubahan yang terjadi dari perbedaan NBD akan sangat berpengaruh pada hasil evaluasi dosis. Oleh karenanya pengkajian ini dilakukan dengan maksud agar dapat lebih dipahami sejauh mana perbedaan yang dapat ditimbulkan dari perubahan NBD tersebut. pengkajian
akan
dilakukan
dengan
Untuk memudahkan pemahaman, maka
membandingkan
berdasarkan data hasil pemantauan dosis perorangan
hasil
perhitungan
dosis
rutin pekerja radiasi PPTN
Serpong, yang mengacu pada parameter dosimetri dalam ICRP Publikasi 30 dan ICRP Publikasi 68 (rekomendasi baru). Dalam pengkajian ini akan diuraikan terlebih dahulu mengenai komponen dosimetri yang berperan dalam terjadinya perbedaan perhitungan / evaluasi, antara lain model metabolik saluran pernafasan, apa saja perbedaan yang ada antara model dalam Publikasi 30 dengan model saluran pernafasan dalam Publikasi 66, yang banyak mendasari parameter dosimetri dalam Publikasi 68. Selanjutnya untuk memperjelas perbedaan yang terjadi, akan dilakukan perhitungan dosis dengan menggunakan data hasil pemantauan rutin pekerja radiasi PPTN Serpong. Hasil perhitungan akan dibahas untuk kemudian ditarik kesimpulan yang diharapkan dapat menjadi masukan untuk perbaikan dan pengembangan prosedur pemantauan. Diharapkan dengan diperolehnya hasil pengkajian ini, maka jika suatu saat nanti NBD 20 mSv/tahun diterapkan di Indonesia, kita telah siap dan mampu melakukan perhitungan dan evaluasi dosis sesuai dengan tersebut.
acuan
dalam rekomendasi baru
TAT A KERJA
Model metabolik saluran pernafasan Radionuklida yang masuk ke dalam tubuh akan mengalami metabolisme dan terdistribusi di
dalam organ/jaringan tubuh. Untuk menggambarkan
perjalanan
radionuklida di dalam tubuh, maka dibuatlah suatu model metabolisme atau model metabolik. Dalam dosimetri interna ada beberapa model metabolik, antara lain model metabolik saluran pernafasan, saluran pencernaan, translokasi unsur ke jaringan dan organ, dll. 144
ISSN 0852 - 2979
Hasi/ Penelitian dan Kegialan PTLR Tahun 2006
Salah satu model metabolik yang cukup penting adalah model metabolik saluran pernafasan, terutama untuk penggambaran
radionuklida yang masuk melalui inhalasi.
Beberapa parameter dosimetri interna diturunkan berdasarkan model metabolik ini, dan ICRP telah mengadopsi secara lengkap merupakan
model dosimetri baru untuk saluran pernafasan manusia yang
diuraikan
dalam
pengembangan
ICRP Publikasi 66. Model saluran
pernafasan
ini
dari model yang diadopsi dalam ICRP Publikasi 30, tapi
dengan ruang lingkup yang lebih luas dan beberapa perbedaan lain, yaitu [1,2] : 1. Model saluran pernafasan Publikasi 30 membagi saluran pernafasan bagian utama yaitu naso-pharringeal
(NP), tracheobronchial
ke dalam 3
(TB) dan pulmonary
(P). Deposisi di setiap bagian bergantung pada sifat fisis, kimia serta ukuran partikel yang terhirup. Model
saluran pernafasan Publikasi 66 dibagi dalam 5 daerah yaitu jalur extra-
thoracic (ET) yang dibagi dalam ET1 (anterior nasal passage) dan ET2 (terdiri dari posterior nasal dan oral passages,pharynx
dan larynx), kemudian daerah
thoracic
(bb)
adalah
bronchial
(BB),
bronchiolar
dan
alveolar-interstitial.
Lympatics bergabung dengan jalur extrathoracic dan thoracic ( masing-masing LNET
dan
Deposisi di setiap bagian daerah pernafasan ditentukan juga
LNTH).
dengan memperhitungkan
beberapa kegiatan tubuh yaitu tidur, dud uk, kegiatan
ringan dan kegiatan berat. 2. Ruang lingkup sedangkan
penerapan
model
Publikasi
30 hanya untuk pekerja
Model Publikasi 66 dikembangkan
semua anggota
masyarakat
radiasi
untuk dapat diaplikasikan
dengan dilengkapi
bagi
nilai acuan untuk anak-anak
umur 3 bulan, 1, 5, 10 dan 15 tahun serta dewasa.
Model ini juga menyediakan
nilai parameter yang berbeda untuk laki-Iaki dan perempuan. 3. Model Publikasi 30 hanya menghitung dosis rerata pada paru-paru, sedangkan model
Publikasi
janngan,
66 memperhitungkan
rentang
pula perbedaan
dosis yang dapat diterima
radiosensitivitas
serta menghitung
dari
dosis pada
jaringan tertentu. 4.
Untuk penentuan papa ran radiasi akibat bekerja, jika tidak ada informasi, maka pada
Publikasi
Aerodynamic
baru
Diameter
digunakan
ukuran
partikel
/aerosol
Activity
Median
(AMAD) sebesar 5 IJm, yang dianggap lebih mewakili
kondisi aerosol daerah kerja dibandingkan dalam Publikasi 30.
145
dengan AMAD 1 IJm yang diadopsi
ISSN 0852 - 2979
Hasi/ Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
5. Laju penyerapan atau retensi unsur radioaktif dalam paru-paru diklasifikasikan dalam 3 rentang waktu, yang dalam Publikasi 30 disebut sebagai W (week) dan Y (year) F (fast) , M (moderate) Klas
0:
< 10 hari;
Type F:
ke
0 (day),
kelas
sedangkan dalam Publikasi 66 dinyatakan sebagai type dan S (slow), masing-masing dengan rentang waktu :
klas W: 10 -100
hari dan klas Y: > 100 hari
10 menit (100 %) : Type M : 10 menit (10%) - 140 hari (90%) dan
Type S : 10 menit (0,1 %) - 7000 hari (99,9 % ) Adanya perbedaan dosimetri,
tersebut
mengakibatkan
misalnya dalam penentuan
dengan model baru memberikan
perbedaan
pula pada parameter
koefisien dosis. Koefisien
dosis yang dihitung
hasil yang lebih rendah dibandingkan
dengan bila
dihitung dengan model publikasi 30, terutama untuk tipe F dan tipe S, dengan faktor perbedaan
kurang dari 3. Hal ini disebabkan oleh deposisi yang lebih rendah di model
baru ini, khususnya di bagian AI untuk aerosol dengan AMAD 1 \.1m,yang menghasilkan dosis paru-paru ekivalen yang lebih rendah. [2] Secara
ringkas
dapat
dikatakan
bahwa model
pernafasan
baru jauh
lebih
komprehensif dari pad a model Publikasi 30 karena : 1.
Memungkinkan
dosis per satuan paparan dihitung,
demikian
juga dosis per
satuan intake 2. Dapat diterapkan pad a seluruh anggota masyarakat, semua umur dan berbagai aktivitas tubuh 3. Dapat diterapkan untuk penilaian intake individual dari bioassay 4.
Dapat dimodifikasi untuk memperoleh informasi khusus mengenai paparan
5. Model
ini
juga
memperhitungkan
radiosensitivitas
bagian-bagian
saluran
pernafasan. Dalam pengkajian
kali ini, data dosimetri yang digunakan
akan didasarkan
pad a model metabolik ini dengan pertimbangan
yang
dalam
terdeteksi
pemantauan
rutin merupakan
unsur
dalam perhitungan bahwa radionuklida
yang
masuk
melalui
pernafasan (inhalasi). Prosedur perhitungan dosis Sebagaimana telah diuraikan di pendahuluan, untuk lebih memahami perbedaan yang terdapat antara rekomendasi dalam ICRP 68, akan dilakukan
dalam publikasi lama ICRP 30 dengan yang baru melalui perhitungan
146
dosis menggunakan
data hasil
lSSN
Hasi/ Pene/ilian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
0852 - 2979
pemantauan rutin dosis interna terhadap pekerja radiasi.. Data yang digunakan adalah data hasil pemantauan
dengan alat cacah WBC terhadap
produksi radioisotop. Untuk lebih menyederhanakan radionuklida
yang terdeteksi
hanya
diambil
pekerja radiasi di bagian
permasalahan,
3 (tiga) jenis
maka dari beberapa
nuklida
sebagai
contoh
perhitungan, yaitu 1-131, Cs-137 dan Zr-95. Pemilihan ini dilakukan dengan beberapa pertimbangan
yaitu data dosimetri
yang tersedia
cukup lengkap,
terdeteksi
pada
beberapa pekerja produksi yang dipantau, dan 1-131 adalah unsur yang juga digunakan dalam program beberapa
interkomparasi
waktu
perhitungan
yang lalu, sehingga
dosis dibawah
hasil perhitungan
dikoordinasi
inipun dapat
IAEA pada dibandingkan
langsung dengan hasil interkomparasi tersebut. Dalam melakukan perhitungan dosis internal, ada beberapa tahapan yang harus dilakukan agar hasil perhitungan dan analisis tepat dan dapat dipertanggung jawabkan. Perhitungan
dosis
diawali
dengan
pengumpulan
informasi
mengenai
berbagai
parameter dosimetri yang dibutuhkan untuk perhitungan antara lain kondisi daerah kerja, karakteristik
/ jenis
radionuklida
yang ditangani
terdeteksi,
tindak
pemantauan
yang
dilakukan
Ianjut yang telah dilakukan
Tahap
, jenis
dan yang terdeteksi,
ulang berikut hasilnya,
bersangkutan. radionuklida,
kegiatan
jumlah
atau
adalah
radionuklida
aktivitas
sifat fisis dan kimia radionuklida
atas hasil yang terdeteksi,
dan tak lupa pula data identitas
selanjutnya
yaitu banyaknya
dan
perhitungan
intake
pekerja yang
atau
yang masuk ke dalam tubuh,
dengan menghitung dosis interna yang didasarkan dosimetri tersebut diatas.
misalnya
masukan dan diikuti
pada data pengukuran
dan info
Perhitungan Intake Informasi yang diperlukan dalam penentuan prakiraan
waktu
terjadinya
intake,
jenis
intake radionuklida terutama adalah
dan sifat fisis/
kimia
radionuklida,
jenis
penyerapan radionuklida dalam saluran pernafasan, serta parameter dosimetri lainnya antara lain fraksi intake radionuklida
berdasarkan
fungsi retensi dan ekskresi,
dan
ukuran partikel radionuklida ( AMAD 1 IJm atau 5 IJm ). Berdasarkan
parameter
diatas,
perhitungan
intake dapat
dilakukan
melalui
persamaan [1] : l(t) = M(t) met)
................................................................
147
(1)
fSSN 0852 - 2979
Hasi/ Penelitian dan Kegialan PTLR Tahun 2006
dim ana : I(t)
: intake radionuklida (Bq)
M(t)
: aktivitas radionuklida yang terdeteksi dalam tubuh atau contoh urin pad a waktu t setelah intake
m(t)
: fraksi intake atau retensi radionuklida dalam tubuh pad a waktu t setelah intake [ 1, 3 ]
Perhitungan dosis Setelah diperoleh nilai intake selanjutnya dosis dihitung dengan menggunakan rumus [1] : .............................................................................
(2)
dimana : dosis terikat efektif (Sv)
HE
:
I(t)
: intake radionuklida (Bq)
e(g)
: faktor konversi dosis
HE
perasatuan intake (Sv/Bq) [1, 3]
Perhitungan dosis dari multiple data Jika data pengukuran terhadap satu pekerja emepunyai satu data atau lebih dari satu data, misalnya dari hasil pengukuran atau kontaminasi
berulang dalam hal terjadinya
berlebih, maka perhitungan
Misalnya data hasil pengukuran
adalah
kecelakaan
intake dan dosis agak sedikit berbeda.
M1, M2,
Mn, maka perhitungan
intake
dilakukan dengan prosedur distribusi log-normal data pengukuran. Jika telah terjadi satu kali intake Ii, yang mengakibatkan
retensi atau ekskresi
sebesar mi, maka intake adalah [1]: .........................................................................................
(3)
dim ana : Ri
: fraksi retensi atau ekskresi per satuan intake pada pengukuran ke i
Selanjutnya estimasi intake dari n pengukuran adalah rata-rata geometrik dari beberapa prakiraan intake terse but, yaitu :
148
ISSN 0852 - 2979
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
i=) I = ~iIIi
n = exp (~LInI;)
(4)
dim ana : n = jumlah pengukuran
Selanjutnya dosis diperoleh melalui persamaan seperti diatas yaitu H
Ii
= I x e(g)
(5)
Data hasil pemantauan rutin Sebagaimana
telah diuraikan dalam pendahuluan,
digunakan data hasil pemantauan
dalam pengkajian
ini akan
rutin terhadap pekerja radiasi, khususnya pekerja di
bagian produksi radioisotop, yang dipantau dengan alat cacah WBC ACCUSCAN-II. Alat ini dilengkapi dengan detektor HpGe dan mampu mendeteksi gamma
yang terdeposit
dalam tubuh.
Perangkat
radionuklida
lunak ABACOS
pemancar
digunakan
untuk
analisis jenis dan jumlah radionuklida yang terdeteksi. Radionuklida 3 jenis radionuklida
yang digunakan sebagai sam pel perhitungan dibatasi hanya pada yaitu 1-131, Cs-137 dan Zr-95, dengan pertimbangan
yang telah
dijelaskan dimuka. Dari setiap radionuklida akan diambil 3 (tiga) hasil pengukuran yang cukup
besar
agar
perbedaan
hasil
perhitungan
dapat
pengukuran untuk setiap nuklida disajikan dalam Tabel 1.
Tabel 1. Data hasil pemantauan rutin [4 ] No 1934,49 11067,00 (Bq)
Radionuklida 1-131 Cs-137 8,04 649,58 11012,05 1587,00 Aktivitas TY2 (hari) M(t)
8702,00 19965,00
149
jelas
terlihat.
Data
hasil
ISSN 0852 - 2979
Hasi/ Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahlln 2006
Parameter
dosimetri
yang digunakan
dengan data yang diperoleh
sebagai
data perhitungan
dari informasi daerah kerja & kegiatan
dipantau. Parameter terse but adalah jenis/ukuran
intake
fraksi intake dan retensi
(mSv/Bq).
Untuk
waktu
berbeda,
Batas Masukan
radionuklida, faktor konversi dosis per satuan
terjadinya
intake
(sebelum
divariasikan dan disini akan digunakan t = 7 dan 30 hari. setiap radionuklida
pekerja yang
partikel (AMAD), fraksi penyerapan
radionuklida ke dalam darah (f1) , jenis intake dan tipe penyerapan, Tahunan (All),
disesuaikan
pemantauan),
dapat
Parameter dosimetri untuk
akan berbeda nilainya, demikian pula jika acuan yang digunakan
ICRP Publikasi
terse but akan ditampilkan
30 atau Publikasi 68. Oleh karena
itu, semua parameter
dalam bentuk tabel sehingga dapat terlihat perbedaan
nya
dengan jelas. Parameter dosimetri ditampilkan dalam Tabel 2. Tabel 2. Parameter dosimetri [1,3, 6] 2
1 AMAD Parameter ICRP 1 ICRP ICRP 30 30 168 Zr-951-131 Fraksi Jenis Inhalasi Inhalasi Inhalasi kls Inhalasi/ Inhalasil /10-6 //0-2 / Cs-137 Faktor kls 0x10° 010-1 68 All (Bq) 1ICRP 8 X 1,0 f1 0,002 6 1,0 xtipe 1,0 110r 1,1x10-1 6 168 1,05 x1 tipe 8,8x F06 06 10-6 F 3,Ox10-1 2,6x 4,2 4,8x 5,1xlO-1 5,4x 8,7x 2,5x 9,2x 6,2 2,6x10° 7,6x 10-1 10-6 10-2 10-6 10° x10-3 10-2 3,4x10-1 1,7x10-1 5,4x 5,2x ICRP 30 konversi intake = 30 hari t(mSv/Bq)
Perhitungan intake dan dosis Perhitungan intake dan dosis didasarkan pada data dalam Tabel 1 dan 2 serta rumus perhitungan
(1) dan
(2), dan hasil nya disajikan
perhitungan dengan waktu intake t = 7 hari
dalam
Tabel
3 untuk
dan Tabel 4 untuk perhitungan dengan t =
30 hari
150
ISSN 0852 - 2979
Hasi/ Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
Tabel 3. Hasil perhitungan intake dan dosis dengan asumsi waktu intake ICRP 30 Radionuklid (Bq) 1-131 Zr-95 Cs-137 120297,71 60148,85 0,31 161148,15 35823,89 36890,00 18421,35 12029,26 17586,28 79109,10 5905,27 9210,68 2938,89 36972,22 20494,44 0,05 0,03 0,09 0,16 0,27 0,32 0,18 0,70 1,22 3131,63 1587,00 649,58 0,30 66550,000,32 5290,00 0,05 Aktivitas M(t)ICRP 68 HE (mSv) Intake (Bq) Intake (Bq) No
t = 7 hari
Tabel 4. Hasil perhitungan intake dan dosis dengan asumsi waktu intake ICRP 3068 Zr-95 1-131 Cs-137 Radionuklid (Bq) ICRP 1403548,39 312014,52 104770,97 184237,14 61864,76 0,03 7,29 222289,24 34039,46 12526,52 81802,44 0,09 0,07 0,43 3131,63 42565,39 76788,46 6103,85 828761,90 39147,06 21700,00 3111 0,03 0,37 0,21 00,56 2,37 10,67 0,34 0,54 0,19 ,80 1,62 ,77 1587,00 649,58 Aktivitas M(t) Intake HE (mSv) (Bq) Intake (Bq) No (mSv)
t = 30
hari
HASIL DAN PEMBAHASAN Berdasarkan data hasil perhitungan dalam Tabel 3 dan 4 tersebut dapat terlihat jelas perbedaan yang terjadi ketika perhitungan
menggunakan
Akan lebih jelas terlihat jika data tersebut disatukan
acuan yang berbeda.
dalam satu tabel.yaitu
Tabel 5.
Oalam tabel ini juga disajikan faktor perbedaan yang terjadi dari kedua acuan tersebut, dari hasil perhitungan pada Tabel 4.
151
ISSN 0852 - 2979
Nasi! Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006
Tabel 5. Perbandingan hasil perhitungan berdasarkan t = 30 hari 1-131 Zr Cs-137 -95 ICRP ICRP FK 30 (CRP FK 68 68Intake (Bq)Oosis HE (mSv) Radio 0,54 0,03 1,46 1,11 1,00 1,30 1,29 1,48 1,09 10,67 1,46 7,29 0,19 0,34 1,62 0,07 2,37 0,43 0,80 0,21 0,03 0,56 0,37 0,09 61864,76 12526,52 1,96 3111 222289,24 1403548,39 104770,97 2,72 1,96 312014,52 42565,39 6103,85 34039,46 76788,46 1,69 2,72 1,69 ,77 ICRP 30 No
Catatan : FK = faktor koreksi = hasillCRP
68 / hasil ICRP 30
Oari Tabel 5 dapat jelas dilihat bahwa perhitungan intake maupun dosis dengan acuan
(CRP
menggunakan
68
memberikan
hasil
yang
lebih
besar
dibandingkan
nilai acuan dari ICRP 30 dengan faktor perbandingan
untuk intake dan 1,27 ± 0,18 untuk dosis Adanya perbedaan
dengan
2,05 ± 0,40
rerata
HE.
ini dapat disebabkan
oleh beberapa
kemungkinan,
antara
(ain Nilai Batas Oosis yang diadopsi dalam (CRP 68 adalah 20 mSv/tahun dan ICRP 30 masih menerapkan
50 mSv/tahun
. Sedangkan
nilai parameter
NBO
dosimetri,
terutama nilai batas masukan tahunan All dan faktor konversi dosis sangat ditentukan oleh NBO. Faktor lain yang mempengaruhi didasarkan
pada model metabolik
ICRP
didasarkan
68
dikembangkan
pad a
adalah fraksi intake dan retensi, yang nilainya
saluran pernafasan.
model
dan lebih komprehensif
metabolik
Nilai parameter
saluran
pernafasan
fraksi dalam yang
telah
dibandingkan dengan (CRP 30. Oari data dalam
Tabel 2 dapat dilihat bahwa fraksi intake untuk nuklida tertentu dalam ICRP 68 lebih kecil dibandingkan
dengan (CRP 30, misalnya untuk 1-131 pad a t = 7 hari, fraksi intake
pad a ICRP 68 adalah 5,4x10-2 sedangkan melihat rumus perhitungan
intake (1), hal ini mengakibatkan
menjadi lebih besar dibandingkan Perbedaan perhitungan
hasil
dalam ICRP 30 sebesar 1,1x1 0-1
.
Oengan
intake pada ICRP 68
dengan ICRP 30
perhitungan
ini juga
dosis interna yang dikoodinir
terjadi
pada
hasil
interkomparasi
oleh IAEA beberapa waktu lalu. Indonesia
adalah satu-satunya negara yang masih menggunakan ICRP 30 dan NBO 50 mSv/tahun
152
ISSN 0852 - 2979
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahlln 2006
sebagai acuan perhitungannya. hasil
perhitungan
rekomendasi
ICRP
30
Hasilnya pun sam a dengan hasil pengkajian ini, yaitu lebih
kecil
dibandingkan
baru, dan faktor perbedaannya
hasil
perhitungan
mencapai 2,3 untuk perhitungan
sedangkan untuk perhitungan intake hanya 1,05. pad a interkomparasi
dengan
dosis,
Perbedaan nilai faktor perbandingan
dengan hasil kajian kali ini adalah karena pad a interkomparasi
terse but ada perbedaan asumsi yang digunakan oleh panitia dalam penentuan jenis dan ukuran partikel kontaminan. KESIMPULAN Berdasarkan
hasil
perhitungan
dan
pembahasan
diatas
dapat
disimpulkan
bahwa untuk perhitungan dosis interna, acuan yang digunakan sangat menentukan hasil perhitungan tersebut. Jika
acuan yang digunakan masih menggunakan
ICRP Publikasi 30 dengan parameter dosimetri nya mengacu lama dan NBD 50 mSv/tahun, dibandingkan dengan
maka hasil perhitungan
dengan hasil perhitungan
parameter
dosimetri
mengacu
berdasarkan
rekomendasi
pada model metabolik
akan
menjadi
lebih kecil
rekomendasi
ICRP Publikasi 68
metabolik
baru dan NBD 20
pada model
mSv/tahun. Faktor perbedaan yang terjadi dapat bervariasi,
dan dalam pengkajian ini
faktor perbedaan dosis mencapai 1,27 ± 0,18 untuk dosis HE dan 2,05 ± 0,40
untuk
intake yang dihitung berdasarkan asumsi waktu intake 30 hari. Mengingat sampai saat ini Indonesia belum menerapkan
NBD 20 mSv/tahun,
maka sebagai tindakan persiapan ada baiknya jika dilakukan strategi perhitungan dosis yang dapat
mengakomodasi
rekomendasi
baru. Ada
beberapa
cara yang dapat
dilakukan antara lain: 1. Perhitungan
intake dilakukan
dengan mengacu
pada rekomendasi
baru tapi
perhitungan dosis tetap dilakukan dengan didasarkan pad a NBD 50 mSv/tahun. Kemungkinan dibandingkan
yang
terjadi,
dosis
yang
dihasilkan
dengan perhitungan menggunakan
dan untuk contoh dalam pengkajian ini
akan
jauh
lebih
besar
rekomendasi beru seluruhnya,
faktor perbandingan
mencapai 1,66 ±
0,37 untuk perhitungan dosis. 2.
Perhitungan intake dan dosis tetap mengacu pada diperlukan,
dapat dikoreksi
terse but diatas. Kemungkinan bergantung
dengan faktor
rekomendasi lama dan jika
perbandingan
atau faktor koreksi
yang terjadi : faktor koreksi dapat berubah-ubah
pada jenis radionuklida,
153
waktu intake serta jumlah
sam pel yang
ISSN 0852 - 2979
Hasil Penelitian dan Kegialal1 PTLR Tahun 2006
digunakan
dalam perhitungan
tersebut. Hal ini mungkin dapat diatasi dengan
penentuan faktor koreksi untuk berbagai radionuklida. Diharapkan
dengan
adanya pengkajian
internal yang mungkin
terjadi
dipahami
Hal ini terutama
dan diatasi.
ini maka masalah
akibat dari penerapan
kegiatan pemantauan dan evaluasi
ditujukan
rekomendasi
bagi mereka
penentuan
dosis
baru dapat
lebih
yang terkait dengan
dosis perorangan, khususnya dosis radiasi internal,
sehingga tujuan proteksi radiasi dapat tercapai dengan optimal.
DAFTAR PUSTAKA : 1.
ICRP, Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers, Replacement of ICRP Publication 61, ICRP Publication 68, ICRP, Pergammon, 1995.
2.
ICRP, Limits for Intake of Radionuclides by Workers, ICRP Publication 30, Oxford, 1978.
3.
IAEA, Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides, Safety Report Series No. 37, IAEA, Vienna, 2004.
4.
PTLR, Data Pemantauan Dosis Personil, Laporan Periodik Pemanatauan dengan Whole Body Counter, BKL-PTLR, Serpong, 2004.
5.
IAEA, Occupational Radiation Protection, Safety Guide No. RS-G-1.1, IAEA Safety Standard Series, Vienna, 1999.
6.
IAEA, Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides, Safety Guide No. RS-G-1.2, Vienna, 1995.
7.
IAEA, Internal Dose Assessment, IAEA Interregional Post Graduate Education Course on Radiation Protection, Argone National Laboratory, USA, November, 1995
154
Dosis
