PERTUMBUHAN RADIASI DI DALAM PERISAI UNTUK SUMBER GAMMA ENERGI TINGGI BERAKTIVITAS RENDAH Helfi Yuliati daD Mukhlis Akhadi Puslitbang Keselamatan Radiasi daDBiomedika Nuklir - BATAN
ABSTRAK PERTUMBUHAN RADIASI DI DALAM PERISAI UNTUK SUMBER GAMMA ENERGI 'llNGGI BE~KTIVITAS RENDAH. Telah dilakukan penelitian untuk mengetahui faktor pertumbuhan (b) di dalam "aluminium (AI), besi(Fe) dan timbal (Pb) untuk perisai radiasi gamma energi tinggi dari sumber 137es(Ey : 662 keY) dan !>OCo(Ey : 1332 keY) beraktivitas rendah. Bahan AI Z
= 13
mewakiIi logam bemomor atom rendah, bahan Fe
dengan Z =26 mewakili logam bemomor atom menengah, sedang Pb dengan Z
= 82
mewakili
logam
bernomor
atom
tinggi. Swnber beraktivitas rendah dalam penelitian ini dibatasi pada swnber yang apabila laju dosisnya diturunkan hingga 3 % dari laju dosis mula-mula m~njadi amaH bagi pekeIja. Penelitian dilakukan dengan cara mencacah intensitas radiasi setelah melewati bahan perisai dengan ketebalan bervariasi daTisatu hingga 5 kali nilai tebal paro (HVT). P.::ncacahandilakukan dengan pemantau NaI (Tl) yang dihubungkan dengan penganalisa saluran ganda (MCA). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semua nilai b mendekati 1 (b 1) untuk semua jenis logam. TIdak diperlukan
-
faktor koreksi pertumbuhan dalam menentukan tebal perisai daTi berbagai jenis logam untuk sumber pemancar gamma energi tinggi beraktivitas rendah.
ABSTRACT RADIATION BUILD-UP IN SHIELDING OF LOW ACTIVITY HIGH ENERGI GAMMA SOURCE. Research to observe radiation build-up factor (b) in aluminium (AI), iron (Fe) and lead (Pb) for shielding of low activity of low activity of high energy gamma from I37C..(Ey: 662 keY) and !>OCo (Ey : 1332 keY) sources has been carried out. AI with Z
= 13 represent
metal of low atomic number, Fe with Z = 26 represent metal of medium atomic nwnber, and
Pb with Z = 82 represent metal of high atomic number. Low activity source in this research is source which if its dose rate decrease to 3 % of its initial dose rate became safe for the workers. Research was conducted by counting of radiation intensity behind shielding with its thickness vary from I to 5 times of half value thickness (HVT). NaI(l1) detector which connected to multi channel analyzer (MCA) was used for the counting. Calculation result show that all of b value are close to 1 (b 1) for all kinds of metals. No radiation build-up factor is required in estimating the shielding thickness from several kinds of metals for low activity of high energy gamma source.
-
I. PENDAHULUAN Aplikasi
jenis pengamatan. Dalam setiap kegiatml yang memanfaatkml teknik l1uklir selaIu melibatkan
teknik
nuklir
dalam
berbagai
bidang kegiatan tenJ.s menWljukkan peningkatan dmi waktu ke waktu [I]. Dalam bidang kedokteran, radiasi dapat dimanfaatkal1 Wltuk radiodiagl1osa,
pel1ggunaan swuber radiasi pel1gion, mulai daTi yang beraktivitas sangat rel1dah hingga sangat tinggi bergantWlg pada jenis kegiatannya. Setiap sumber radiasi merniliki potensi untuk
DaIam
memberikan
penyinaran
bidang il1dustri, radiasi dimanfaatkan Wltuk radiografi, proses irradiasi, perunut dalam hidrologi
masyarakat.
Berbagai
dml sebagainya. DaIam bidang penelitian, radiasi seling dimmlfaatkml Wltuk pel1ll1ut daImu berbagai
yang berlebihal1 [2]. Karena efek negatif yang dapat ditimbulkannya itl!, maka faktor keselamatan
radioterapi
maupul1
kedokteran
Prosieling Seminar Teknologi
nuklir.
kepada efek
pekerja
negatif
maupWl
pWl dapat
mWlcuI apabila radiasi diterima tubuh daIam jwnlah
Keselamat:1I1 R'/cuasi elan Biomecuka Nuklir I
112
manusIa dan lingkungan hams menjadi prioritas utama dalam setiap pemanfaatan teknik nuklir [3]. Salah satu upaya untuk meningkatkan keselamatan radiasi ini adalah dengan menekan serendah mungkin penerimaan dosis radiasi oleh pekelja maupwl masyarakat.
(AI) dengan nomor atom (Z) 13 yang mewakili logam bemomor atom rendah, besi (Fe) dengan Z=26 yang mewakili logam bemomor atom menengah. clan timbal (Pb) dengan Z=82 yang mewakili logam benomor atom tinggi.
Dalam menciptak~- kondisi kelja yang runan hruus mengikuti kaidah-kaidah yang telah digm"iskml. Komisi Intemasional untuk Perlindungml Radiologi (ICRP) menekankan tiga asas dalam pemruuaatan teknik nukIir dalam berbagai bidang kegiatan [4]. Ketiga asas tersebut adalah : jastiflkasi atau pembenaran, optirnisasi clan pembatasrul dosis. Asas optimisasi dimaksudkan agru- kemwlgkinrul penerimaan dosis radiasi oleh pekelja maupun anggota masyarakat dapat ditekan serendah-rendahnya dengan mempertim-bangkan faktor sosial clan ekonomi. Untuk memenuhi azas
ll. DASAR TEORI Radiasi gamma merupakrul salah satu jellis radiasi elektromagnetik dengrul frekwensi paling tinggi diantara jenis gelombang elektromaglletik lainnya [7]. Karena tidak bermuatan listrik, maka radiasi
ini mempwlya
daya tembus yang srulgat
tinggi bergantung pacta energinya. Apabila radiasi elektromagnetik menerobos bahan perisai, maka sebagian dari radiasi terse but akan terse-rap oleh bahan. Sebagai akibatnya, intensitas radiasi setelah melalui
bahan
perisai
menjadi
lebih
kecil
optimisasi ini, diperkenalkan tiga falsafah dasar proteksi radiasi [5], yaitu : pengaturan waktu, pellgaturruljru-akdilllpenggunaan perisai radiasi. Dua falsafah dasar proteksi radiasi yrulg pertama (pengaturan waktu clan jarak dengan sumber) merupakan cara yang paling sederhana untuk mellekan penerimaan dosis clan dapat dilakukrul tanpa memerlukan biaya tambahan. Namwl apabila dua cara tersebut telah ditempuh, clan pekelja diperkirakan masih akan menerima dosis radiasi yang melampaui nilai batas dosis tahWlrul,maka diperlukrul sarana proteksi lainnya berupa penggwIa perisai radiasi. Salah satu jenis radiasi yrulg memiliki potensi bahaya ekstemal bagi mrulUsiadan dalam penggmlaannya seringkali memerlukrul sarana proteksi dalam bentuk perisai radiasi adalall radiasi gamma [6]. Tingkat kebutuhrul pe11sai radiasi disesuaikrul dengrul aktivitas maupun laju doasi radiasi yang diprulCru-krul oleh swnber yang digunakan- Perisai yrulg diperlukrul semakin tebal apabila al.'tivitas swnber semakin tinggi. Dalrun makalah ini akrul dibahas basil
dibandingkrul intensitas semula. Dalam pe11stiwa interaksi ini tidak teljadi penyeraprul energi radiasi,
pellelitirul yang berkaitan denga teknik penetuan tebal pedsai dari tiga jenis bahan untuk mengurangi intensitas radiasi gamma dari swnber pemancar radiasi grunma energi tinggi beraktivitas rendah. Ketiga jenis bahan perisai itu adalah alwniniwn
dari intensitas semula [10]. Nilai HVT bahan perisai
melainkan teljadi penyerapan sebagian intellsitas radiasi saja [8]. Intensitas radisi gamma dapat berkurang melalui
tiga macam
peristiwa
interaksi
rulW-a
radiasi dengan mated [9], yaitu : efek fotolistrik, hamburrul Compton clan produksi pasrulgan- Dalam proteksi radiasi, pedstiwa dimanfaatkan untuk menurwlkan menggunakan bahan penyerapan sebagian intensitas
ini biasanya intensitas radiasi
pedsai. Karena intensitas radiasi,
teljadi maka
radiasi yang keluar dru1 bahan pedsai
melljadi lebih rendah dibandingkrul intellsitas mulamula. Tebal bahrul pedsai sangat berpengaruh terhadap tingkat pengurangan intensitas. Semakin tebal perisai akan semakin kecil radiasi yang lolos dari perisai terse but. Untuk mempermudah
dalam
menentukan
tebal pel1sai, sedngkali digmlakrul konsep nilai tebal para atau half value thicJ(J]ess (HVT), yaitu tebal bahan pedsai yrulg diperlukan untuk mengm-rulgi intensitas radiasi gamma hingga menjadi setengah radiasi garnma dapat dihitung melalui penUfWlan persamaan
dasar
pengurangan
intensitas
radiasi
sebagai bedk.'Ut[11] :
Prosiding Seminar Teknologi Kesel:/m://:m R.'lcli:/sid:m Biomedik:/ Nuklir J
113
It
= 10 exp HVT
( .. 0,693 t / HVT ) atau
= (0,693t)
/ (In Iollt)
(I a)
Dalam
(1 b)
harns mendapatkan perhatian dalmn menentukan ketebalan perisai yang diperlukan. Semakin tebal perisai akan semakin besar
Dengau It adalah intensitas radiasi sete1ahmelalui bahan penyerap dengan ketebalan t, daD 10 adalah intensitas radiasi mula-mula. Namwl untuk mdiasi gmnma dengml bentuk berkas y.Ul/:!eukup lebar. seringkali mwlcul masalah Lul"na mdia,j yang dihmnhurkan hahom perisai ada LII.UI~;I/IIc"nl!.ll.uni
hambmml balik. daD kemb3ui bergabung dcngml berkas utmmi,sehingga radiasi ,ymlg temkur lcbih bcsar dibandingkml dengml mdiasi yang terhitung. Teljadinya peristiwa ymlg dist.:but pel1LulIhuhml radiasi [13], ymlg didetinisikml st.:bagai perbmldingml mltm-a intensitas radiasi temkm dengan intesitas radiasi terhitung sctclah mclewati perisai. [13]. Nilai penumbuhan yang tl"ljadi di dahun bahml pcrisai sangat bcrgantung pad" tehal 1J\:lisai. jenis hahml pelisai daB cncrgi nulia,i II..tI. Ibdiasi gamma yang bercnt.:rgi0,5 MeV abn mcngalami pertumbulHUIradia,j seksar 1,3 kaIJ lchih Lingg,idi dalam perisai Ph deng,UI ketebalan 1.7 cm (:t3 HVT). Peltmnbuhml radiasinya mencapai 2 kali apabila ketebalan Pb mencapai 12 em (20 HVT). Radiasi gmnma berenergi 1 MeV akan mengalami pertumbuhml radiasi sebesar 1,5 sampai 3,5 kali di dalam perisai Pb dengan ketebalan 3 hingga 20 HVT. Sedmlg radiasi gmnma berenergi 2 MeV mengalami pertmnbuhml radiasi sebcsar 2 hingga 5 kali di dalmn pelisai Pb dengml ketebalml 3 hingga 20 HVT. Kasus pertmnbuhan radiasi wnmnnya dijumpai pacta perisai radiasi dengml bentuk geometri ymlg eukup tebal, misal pacta perisai radiasi ymlg dipakai untuk mengungkung radiasi dengml intensitas radiasi yang sangat tinggi. Pemmlfaatan teknik nuklir dalam bidang kedokterml mltuk radioterapi dml bidang industri untuk proses radiasi misalnya, me1ibatkan penggWtamlsumber radiasi gmnma berenergi tinggi dengml aktivitas yang sangat tinggi pula [14]. Agar keselamatml pekelja dan lingkungml telaI' teIjaga, maka diperlukml perisai radiasi yang sangat tebal dengml orde hingga puluhan kali nulai HVTnya.
kasus ini, masalah
pertumbuhan
radiasinya.
pertumbuhan
radiasi
Demikian -pula semakin
tinggi energi mdiasi akan semakin besar pula nilai pertumbuhml radiasinya. Sebaliknya, semakin tipis pcrisai radiasi. akan semakin keeil nilai pcrtumhuh,m radjasinya. Kasus sepeni ini biasmlya Jlk'lllUi dal.un pcrisai y,Ulg digunak
tidaknya
pcrtumbuhml
penyeltaan
dalam
koreksi
menentukan
tebal
faktor perisai
dengml h.man dasalllya logmn AI, Fe dml Pb mltuk slImher radiasi gamma energi tinggi \Jeraktivitas rcndal1- Pcncliti.Ul dibatasi pacta smnber gmnma hcraktivitas rendah. dimana laju dosis mnan bagi pckclja dapat dicapai setelah intensitas radiasinya di,erap
oleh
ba.b,UI pelisai
dengml
ketebalml
llIaksimwn 5 kali nilai HVT. Pelisai dengml ketebal
PERALA TAN DAN TATA KERJA PeraJatan daD Bahan
1. Lempengan AI, Fe, daD Pb berbagai ketebalan. 2. Sumber gamma energi tinggi I37CsdaD 6OCO. 3. Pemmltau NaI(Tl) yang dihubungkml dengan MCA.
Pengukuran HVT 1. Dilakuk
dipancarkan
oleh
smnber
I37Cs.
Pencacahan dilakukan dengan pemantau NaI(Tl) yang dihubungkan dengan penganalisa salman ganda (MCA). Hasil cacahan radiasi ymlg terbaca pacta layar MCA setara dengml intensitas radiasi mula-mula (10)' Hasil cacahan
Prosiding .,,'emiwlr Teknologi Keselmnaf:ln Racliasiclan Biomeclika Nuklir I
114
radiasi ini oleh layar MCA ditampilkan dalam bentuk total cacahan area. Pencacahan
2.
dilakukan selama satu menit, sehingga intensitas radiasi dapat ditampilkan dalam bentuk cacahan per satuan waktu (cps). Pengukuran yang sarna dilakukan setelah menambahkan lempeng Al antara sumber radiasi dan alai cacah. Hasil cacahan radiasi
(2)
11I1l:nsilasradi;\si dihilllng mcn~gunakan pcrsamaan ( 1.1)~.Ul~ Jilllll1n.disil lcrlladap pClisai paling tipis.
IlIdewati
hahcm pclisai
(I.). Tehal
Dahun
hal ini data
HVT Yatlg diperoleh
dari
pacta pencacahan
pengul..'lnm meng-gunakan filter paling tipis dipakai untuk mcnghitung nilai lh' Dari pengamatan data
tmlpa pelisai. Data basil pencacahan dipakai untuk mt:nghitlmg HVT AI WHuk radiasi
HYT daB Illh ini dapat ditentukan perlu-tidaknya penyertaan koreksi faktor pertumbuhan dalam
sarna
seperti
gaImna herenergi 662 keY. Illenetukml tebal perisai. Mt:ngganti sumht:r 137CSdengan sumher 6OCO III. HASH. DAN I'El\lBAHASAN dim mt:ngulmlg Icmgkah (1) dan (2). Data basil l:aeahan dipakai
untuk menghitung
HYT Al
untuk radiasi gmnma berenergi 1332 keY. Mt:nguhmg langkah (1) sampai dcngim (3) u11luk hallaH perisai Fe dengcm variasi kt:tebal<m Illulai dari 11,66; 23,32; 3.llJ8;
5.
= IJ Ih
yan~ lerhal:a setm-a dengcm intensitas radiasi
pencacahan
4.
h
sddah
perisai Al dialur hervariasi mulai dati 37,66; 75,49; 1O3,l)I; 150,7 dml 188,6 mID. Lama
3.
Dilakukan pula perhitungan nilai faktor pertumbuhml radiasi (b) yang merupakan perbandingpn antara intensitas radiasi terukur (IJ dengan intensitas radiasi terhitung (Ih) setelah melewati bahan filter.
Dala hasil perhillln~an
HYT datI Illh AI
unlllk radiasi gmnma bclencrgi 662 kcY dis~ikan pada label I. HYT 1\1 rat\-rata untuk radiasi gamma
46.64 dml 58,30 lmn, Data basil pencaeahan
bcrenergi 6h2 keY adalah : (36,23 :t 0.94) nUll dcngml stcmdm'deviasinya 2,6 %. Dati data tersebut
dipakai
terlihat
wltuk
menghitung
HVT Fe wltuk
radiasi gatmna berenergi 662 clan 1332 keV Mengulang langkah (1) sampai dengatl (3) untuk bahan perisai Pb dengan vmiasi ketebalatl mulai dmi 6,04; 12,06; 18,08; 24,10 dan 30,00 mill. Data basil pencacahatl dipakai untUk menghitung
HVT
Pb untuk
radiasi
gmruna berenergi 662 clan 1332 keY
Mengalllati Pertumbuhan Radiasi Pertwnbuhan radiasi yang teIjadi di dalam ketiga jenis bahan pelisai yang diteliti diamati melalui kestabilan nilai HVT yang diperoleh melalui perhitwlgan menggunakatl persatnaan (1b) dm'i masing-masing filter untuk masing-masing . energi. Km'ena HVT tadi diukur menggunakml filter dengml ketebalan bervariasi dmi sekitar 1 hingga 5 kali nilai HVT, maka kestabilannya dapat dilihat dari besar-kecilnya nilai standar deviasi data.
Prosiding ,c,'emin:lr Teknologi
bahwa nilai HVT cul..llP konstan wltuk
pengukuran baik yang dilakukan dengan perisai setebal 37,66 mID (di alas IHVT) maupun dengan perisai setebal 188,6 mID (di alas 5 kali HVT). Dari perhitungan diperoleh nilai 11Thtidak acta yang lebili besar dmi 1 wHuk semua data, yang herat.ti tidak acta peltumbuhan radiasi di dalam fIlter AI. Untuk radiasi gatrulla herenergi 1332 keY, nilai HVT Al rata-rata adalah : (48,35:tO,39) mID dengaIl standar deviasinya sebesar 0,81 %. Data basil perhitungan
HVT clan I/lh disajikan pacta
Tahel 2. Data ini juga menunjukkatl
bahwa nilai
HVT cukup konstml baik diukur menggunakatl perisai tipis (lmrang dari 1 HVT) maupun tebal (sekitara 4 kali HVT). Mengingat statldar deviasi basil pengulnlfan
HVT Satlgat rendah (hanya 2,6
clan 0,81 %), maka kedua data HYT tadi dapat dipakai sebagai indikator tidak adanya pertumbuhan radiasi di dalam perisai Al untuk radiasi gat1lma berenergi tinggi dari sumber heraktivitas rendah.
Keselam:ll:m Rac!i:/si dan Biomec!ik:l Nuklir I
115
Tabel 1 Data basil perhitungan HVT clanI/lbdalam perisai Al untuk radiasi gamma berenergi 662 keV No
T (mm)
1 2 3 4 5
37,66 75,40 113,01 150,70 188,60
HVT
Ib
I/Ib reI. thd.
(rnrn) 37,84 36,68 35,89 35,43 35,29 36,23 :t 0,94
(eps) 9122 4570 2295 1151 575
37,66 nun 1,00 0,96 0,89 0,R3 0,78
Intensitas mdiasi (eps) In
I.
18183 18183 18183 18183 18183
9122 4375 2051 954 448
HVL >1rata-rata
Tabel 2 Data basil perhitungan HVT clanI/lbdalarn perisai Al untuk radiasi gamma Berenergi 1332 keY T (mm) 1 2 3 4 5
37,66 75,40 113,01 150,70 188,60
Intensitas radiasi (ens) I In 2438 1427 2438 835 2438 482 2438 278 2438 158 HVL A' rata-rata
Data basil perhitWlganHVT clanI/IhFe untuk radiasi gamma berenergi 662 keV clan 1332 keY disajikan masing-masing pactaTarel 3 dan Tabel 4. HVT rata-rata Fe untuk radiasi gamma berenergi 662 keY adalah : 12,94:t 0,03) nUll dengan standeU"deviasinya heUlya0,2 %.
HVT (mm) 48,73 48,82 48,31 48,10 47,77 48,35 :t 0,39
Ib (cps) 1427 834 489 286 167
IIIbreI. thd. 37,66 nun 1,00 1,00 0,99 0,97 0,95
Dati data tersebut terlihat bahwa nilai HVT eukup konstan untuk pengukuran baik yatlg dilakukan dengan perisai setebal 11,66 nun (kurang dati 1HVT) maupun dengan perisai setebal 58,30 mm (hampir 5 kali HVT).
Tabel 3 Data basil perhitungan HVT clanIA dalam perisai Fe untuk radiasi gamma berenergi 662 keV No
T (nun)
1 2 3 4 5
11,66 23,32 34,98 46,64 58,30
Intensitas radiasi (eps) I, In 18183 9983 18183 5317 18183 2750 1423 18183 18183 730 HVL F.rata-rata
HVT (mm) 13,48 13,14 12,83 12,69 12,57 12,94 :t 0,03
Ih (eps) 9683 5167 2758 1472 795
Prosiding Selllln:lr TeknoJogi Keseklmat:m Racliasi clan Biomedik:l Nuklir I
I/lh reI. thd. 11,66 mm 1,00 0,94 0,89 0,83 0,78
116
Tabel4 Data basil perhitungan HVT clan IlIh dalam perisai Fe untuk radiasi gamma berenergi 1332 ke V
No
T (nun)
1 2 3 4 5
11,66 23,32 34,98 46,64 5H,30
Intensitas radiasi (cps) I In 2433 1532 2433 953 2433 605 2433 378 2433 232 HVL 1'.rata-rata
Untuk radiasi gamma berenergi 1332 keY, nilai HVT Fe adalah: (17,33:t 0,01) nun dengan standar deviasinya sebesar 0,06 %. Data ini juga menunjukkan bahwa nilai HVT cukup konsran baik diukm menggwlakan perisai tipis (kmang dari 1 HVT) maupwl tebal (sekitar 4 kali HVT). Dari perhitwlgall juga diketahui bahwa nilai I/Ih tidak
HVT
Ih
(nun) 17,46 17,25 17,72 17,37 17,18 17,33 :t 0,0l
(cps) 1532 964 607 382 240
IlIhreI. thd. 11,66 nun 1,00 0,99 0,99 0,99 0,96
ada yang lebili besar dari 1 untuk semua data. yang berarti tidak ada pertumbuhan radiasi di dalam filter Fe. Kedua basil pengamatan itu dapat dipakai sebagai indikator tidak adanya pertumbuhan radiasi di dalam perisai Fe untuk radiasi gamma berenergi tinggi dari sumber beraktivitas rendah.
Tabel 5 Data basil perhitungall HVT clanI/Ihdalam perisai Pb ulltuk radiasi gamma berenergi 662 keY No 1 2 3 4 5
T (nun) 6,04 12,06 18,08 24,10 30,00
Illtellsitas radiasi (cps) I In 18183 9683 18183 4867 18183 2450 18183 1216 18183 617 HVL Ph rata-rata
Data basil perhitungan HVT Pb untuk radiasi gmmna berellergi 662 dml 1332 keV disajikcUlraJa label 5 clan 6. HVT rata-rata PB ulltuk radiasi gmmna berellergi 662 keV adalah (6,31 :t 0,03) Imn dellgan standar deviasillya 0,48 %. HVT diukmmellggunakan perisai dengan variasi ketebalml mulai dari 6,04 nun (kmang dari 1 HVT) hingga 30,00 nun (hampir 5 kali HVT). HVT rata-rata Pb untuk radiasi gamma berellergi 1332 keY adalall (11,86 :t 0,03) nun dengan stmldar deviasillya 0,25 %. Pengm..tlfandilal--ukan
Prosiding
,
HVT
Ih (cps) 9683 5167 2758 1472 795
(nun) 6,64 6,36 6,25 6,18 6,14 6,31 :t 0,03
I/lh reI. tbd. 6,04 nun 1,00 0,94 0,89 0,83 0,78
mellggullakan perisai dellgan ketebalan bervariasi mulai dari kmang dari 1 HVT hillgga sekitar 3 kali HVT. Seperti hal11yadata HVT untuk Al clan Fe, data HVT WltukPb ill juga menwljukkmlllilai yang cukup kollstan untuk berbagai vmiasi ketebalan perisai. Karena nilai IlIh tidak ada yang lebih besar dari 1 untuk semua data pengukman, maka kedua data pengamatan tersebut juga mengindikasikan tidak adanya pertumbuhan radiasi di dalam perisai Pb Wltuk radiasi gamma berellergi tinggi dari sumber beraktivitas relldah.
Kese1:1J1J;lt:1I1R:ldi;lSi d;lI1 BiomedikJ
Nuklir
I
117
Tabel 6 Data basil perhitungan HVT clanIlIbdalam perisai Pb untuk radiasi gamma berenergi 1332 keV No
T (mm)
1 2 :I 4 5
6,04 12,06 18.0X 24.10
I
Intensitas radiasi (cps) In It 2433 1733 2433 120R 2..B3 X3X
-
2..1\.\
24..U :lO,(JO i HVL Ph rata-rata
HVT
Ib
(mm) 12,34 1l,94 11.76
IlIbreI. thd. 6,04 mm 1,00 0,98 0,95 0.92 0,90
-.-
57X
11.02
(cps) 1733 1236 882 628
i
..tO7
1l,62
451
11,86:t 0,03
KESIMPULAN
3.
INTERNATIONAL RADIOLOGICAL
Konsep nilai tebal para (HVT) dapat dipakai secm"a langsung unmk memperkirak;m secara tepat tebal berbag.ai jcllis bahan log.am yang dipcduk;m
4.
bemomor
atom
rendah
(AI),
menengah
6.
AGENCY, Mallual oj" DosinIetry in Radiotherapy, Tech11icalRepoIt Sedes No. 11D, IAEA, Vienna (1970). INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR
7.
STANDARIZATION, X alld r Reference Radiation Jar CalibratingDosemeters alld Dose Ratemeters alld Jar detennining TheirResponse as a Function of Photon Energy, Intematiolla1 StalldardISO 4037-1, Switzerland (1996). TAYLOR, J.R and ZAFIRATOS, CD.,
nilai HVT -nya.
2.
IlltroductiOll
to
Radiatioll
ProtectiOll
r-r
Edition), Chapman and Hall, London (1986).
Prosiding Sel11imlr Teknologi
SafiHy
INTERNATIONAL
atom tinggi dengan ketebalan bingga pulullml kali
Code of Practice, Tech11icalReports Series No. 277. IAEA, Vienna (1987). MARTIN, A. and HARBINSON, SA, An
Basic
5.
beraktivitas tinggi yang untuk menmunkan intensitas radiasinya memerlukan bahan bemomor
1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Absorbed Dose Detenmllatioll in PhOtOIland E1ectrollBeams - all hJlematiolIal
Illtematiolla1
S(}/J[(:C:s,Salc:ty Sen'es No. 115, IAEA, Vielma (1')%).
(Fc),
DAFTAR PUSTAKA
ICRP
Sfil/Jdtlrds oj" Protectioll Againts Iomzing Radiatioll mId Jar the Safety oj" Radiatioll
maupwl tinggi (Pb). Satu bal yang perlu ditekankan di sini adalall bahwa data basil pengmnatan ini hanya berlaku untuk swnber gamma beraktivitas rendah saja, clan tidak untuk surnber gamma
PROTECTION,
ON
Publicarioll No. 60, Bethesda, USA (1991). INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY.
dalam mendisain pcrisai radiasi g.amma cncrgi tinggi dari sumhcr bcraktivitas rcmlah. Hal ini dapat ditemhuh karen;, tidak teramatiny;' IJl:rtumhuhan rad iasi g..ullma di dalam 1,,-"h,,:!;,i jenis IOg.;Ullyang ditditi. haik untuk jcnis log.:un
COMMISSION
ATOMIC
ENERGY
Modem Physics Jar Scientist alld Engineers, Prentice Hall, Engelwood Clifts, New Jersey 07632 (1991). 8. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, ProtectiOll Againts Ionizing Radiaton jj-om Extemal Sources Used in MedicilIe, ICRP Publication 33, Pergmnon Press, Oxford (1981). 9. KRANE, K., Fisika Modem (teJjemahan oleb Hans. J. Wospaktik clan Sofia Niksolihin), Penerbit Universitas Indonesia, Salemba 4, Jakarta 10430 (1992).
Keselam:lt.111 Racli:lsi clall Biol11edik:l Nuklir I
118
10. KAPLAN,
I., Nuclear Physics (2nd edition),
Addison-Wesley London (1979).
Publishing
Company,
11. COHEN, B.L., Concept of Nuclear Physics, Tata McGraw-Hill Publishing Company Ltd., New Delhi (1982). 12. YULIATI, H.. clan AKHADI, M., PellgukuI
,SiujilO, P/VsiJillg
13. YULIA TI, H. clan AKHADI, Semi/lar'
Teknofogi, P3IkN-BATAN, Juli :2000), Hal 600-606. 14. CHEMUER,
H.,
Ht'rmawJln Candra Illpy:2
I:nl:rgi YiUlg I:ukup besar
l.ilJ.1S
( 1173.2 k..:V J;U\ 1.\.\2.5k..:Y), kI:Ju
yang besar. Mengapa ymlg digwlakan pada energi 13325 keY saja ?
M., Korchi Sc1in
10
Ht'Jfj YuIiati Energi
J;1I1
Bandllng (11-12
hwoJUClioll
Co.60
Yogyakm1a
f'f'f
F-1klor Pe/tlUllbuhau da/am Pe/JglJkUrarlHVL P/Vsiding
Penumbuhan radiasi dalarn judul yang dimaksud ~dalah (b) perbandingan intensitas radiasi yang terukur dengan intensitas radiasi yang terhitung (sesuai persamaan Ia) nilainya lebili beSar dari 1.
Folo ThOl~H JI /{u/l/;lll
lplek' Nukl1i; P3TMcBATAN, (14-15 Juli 1999). Hal. 299-303.
.!:,i/l;lr-x,
Helli YuIiati
1332.5 keY sudah Illewakili untuk
cllt:rgi tinggi, disamping I..:roalas.
waktu
penelitian
yang
Ikillill
Physics, I)ergamon Press, Nl:w York ( 1<)'/\71.
I,t'li NirU'ani Bala~all aktivilas salllpai o..:ra",I"
renJah
anlara
berapa
Bagaim;U\a kalau yang digwlakan
'1IIIIh..:rp,'m.IIIl',lr gamma cnergi tinggi beraktivitas
DISKUSI
linggi
(>111<1. Apakah
dipt:rIukiUl faktor
koreksi
pl:rtumbllhan dalam menentukan tebal perisai ?
Gatot Wurdiyanto 1. Tolong jelaskan definisi faktor penumbuhan radiasi clanteljadinya bagaimana ? 2. Interaksi yang teljadi antara radiasi dari sumber clan pelisai yang saudara gunakan sehingga teljadi pe11umbuhanradiasi ?
Helli Yuliati Aktivitas
rendah adalah dengan ketebalan
perisai 5 kali HVT dapat menwllnkan intensitas radiasi hingga 1/32 alan sekitar 3 %. Hasil percobaan ini hanya berlaku untuk sumber gamma energi tinggi beraktivitas
rendah
saja sedangkan
Helli YuIiati
untuk energi tinggi aktivitas tinggi perIn dilak.llkan
1. Definisi faktor pertumbuhan (b) perbandingan intensitas radiasi yang terulllr dengan intensitas radiasi tel'hitung (melalui perhitungan) 2. Pertumbuhan radiasi teljadi akibat interaksi antara radiasi dengan bahan perisai dimana teljadinya hamburan batik clan kembali ke berkas utama. Disamping itu dapat pula berasal dari proses anhilasi positron, radiasi flouresensi clanbrems-strahlwlg.
penelitian lebih lanjut. Sri Eko - Depkes 1. Dari ketiga bahan perisai (AI, Fe, Ph) mana yang direkomendasikan Rumah sakit '?
paling
baik
digunakan
di
2. Dari ketiga bahan perisai tersebut, mana yang paling efisien clan arnan ?
Helli Yu/iati lwiq I/ldrawati Apa yang dimaksud dengan "Perlllmbuhau romas/' dalam judul makalah anda. Mohon diterangkan juga prosesnya ?
1. Yang paling baik digunakan di Rumah sakit adalah Ph. 2. Yang paling efisien clanaman dari ketiga bahan perisai adalah Ph.
Prosiding .,>'emin:lrTeknoJogi KeseJ:IIJ1:Il:1flR:lCli:1Sid:1I1Biomedik:l NlIkJir I
119
