diklat pmy 2012

Radiologi Kedokteran Nuklir 2012

Politeknik Muhammadiyah Yogyakarta Halaman 1 dari 77

JUDUL MATA KULIAH : RADIOLOGI KEDOKTERAN NUKLIR

KODE MATA KULIAH : TE 404



Materi :

1. Fisika Radiasi

2. Pengenalan Sumber – Sumber Radioaktif

3. Proteksi dan Keselamatan Radiasi

4. Dosimetri

5. Pengelolaan Sumber Radioaktif

6. Pengenalan Peralatan Kedokteran Nuklir

a. Diagnostik

Pesawat Sinar-X

CT Scan

MRI

PET

LINAC

Thyroid Up Take

Renograf

Gamma Kamera

b. Terapi

Brachiterapi

Gamma Knife



BAB I

FISIKA RADIASI

1. STRUKTUR DAN INTI ATOM

Radiasi pada dasarnya adalah suatu cara perambatan energi dari sumber energi ke

lingkungannya tanpa membutuhkan medium. Beberapa contohnya adalah perambatan panas,

perambatan cahaya, dan perambatan gelombang radio. Radiasi yang akan dibahas di sini adalah

radiasi yang berasal dari proses fisika yang terjadi di dalam atom.

Semua bahan (materi) yang ada di alam ini tersusun dari berjuta-juta molekul, sedangkan

molekul itu sendiri terdiri atas beberapa atom. Sebagai contoh, segelas air terdiri atas molekul-

molekul H2O, sedang sebuah molekul H2O terdiri atas dua buah atom hidrogen (dengan lambang

H) dan sebuah atom oksigen (dengan lambang O). Jadi, atom itu sendiri dapat didefinisikan

sebagai bagian terkecil dari suatu materi yang masih memiliki sifat dasar materi tersebut.

Atom mempunyai ukuran sekitar 10-10 m atau 1 angstrom (= 1 Å). Istilah lain yang sering

digunakan untuk menyatakan jenis atom adalah unsur. Sampai saat ini telah diketemukan 107

jenis unsur. Atom terdiri atas inti atom dan elektron. Inti atom yang sering disebut sebagai nuklir

ataupun nuklida merupakan bagian dari atom yang memiliki massa terbesar (masif) dan

berukuran sekitar 10-14 m atau 10-4 Å, sedangkan elektron yang mempunyai massa sangat ringan

bertebaran memenuhi ruangan atom.

Pada perkembangan selanjutnya ditemukan bahwa inti atom terdiri atas dua jenis partikel

yaitu proton dan neutron. Elektron merupakan partikel yang mempunyai muatan listrik negatif

sebesar 1,6 x 10-19 Coulomb dan mempunyai massa sebesar 9,1 x 10-31 kg. Proton mempunyai

muatan listrik positif dan massa 1,67 x 10-27 kg. Sedangkan neutron mempunyai massa 1,675 x

10-27 kg dan tidak bermuatan listrik. Karena berhubungan dengan nilai muatan dan massa yang

sangat kecil, maka diperkenalkan suatu konstanta yang disebut sebagai muatan elementer (e)

sebesar 1,6 x 10-19 Coulomb dan massa elementer yang sering dituliskan sebagai satuan massa

atom (sma) sebesar 1,6 x 10-27 kg.

A. Struktur Atom

Pada prinsipnya struktur atom belum diketahui secara pasti, mengingat sangat

kompleksnya struktur tersebut. Namun demikian, banyak ahli telah membuat model atruktur

atom sesuai dengan pemahaman yang didasarkan pada bukti-bukti pengamatan. Pemodelan

struktur atom, sebenarnya merupakan usaha pendekatan dalam rangka memudahkan

pemahaman.

Model atom bervariasi mulai dari yang sederhana sampai dengan yang kompleks (model

atom Bohr, model atom Rutherford, dsb.). Model atom Bohr merupakan model yang paling sering

digunakan karena sederhana tetapi dapat menjelaskan banyak hal. Model ini menggambarkan

bahwa atom terdiri atas inti atom, dan elektron-elektron yang mengelilingi inti atom dengan

lintasan-lintasan atau kulit-kulit tertentu (lihat Gambar II.1).

Inti atom itu sendiri terdiri atas proton dan neutron. Jenis atom yang sama mempunyai

jumlah proton yang sama, sebaliknya atom yang berbeda memiliki jumlah proton yang berbeda.



Sebagai contoh, unsur hidrogen (H) mempunyai sebuah proton, sedang unsur emas (Au)

mempunyai 79 buah proton. Sebagai suatu konvensi, setiap jenis atom diberi suatu nomor yang

disebut sebagai nomor atom berdasarkan jumlah proton yang dimilikinya. Sebagai contoh, nomor

atom dari unsur hidrogen adalah 1 sedang nomor atom dari unsur emas adalah 79.

Gambar Model atom

Dipandang dari segi beratnya, massa suatu atom terkonsentrasi pada intinya, karena massa

elektron dapat "diabaikan" bila dibandingkan dengan massa proton maupun neutron. Tetapi bila

dipandang dari segi muatan listriknya, muatan atom ditentukan oleh jumlah proton dan jumlah

elektronnya. Bila jumlah proton dan jumlah elektron di dalam suatu atom sama, maka muatan

atom tersebut nol sehingga dinamakan atom netral, sedangkan bila jumlahnya tidak sama maka

dinamakan atom tidak netral atau ion. Sebagai contoh, unsur emas memiliki 79 buah proton maka

sebuah atom emas yang netral akan mempunyai 79 proton dan 79 elektron.

Setiap lintasan elektron mempunyai tingkat energi tertentu. Semakin luar lintasannya,

tingkat energinya semakin tinggi. Oleh karena itu elektron-elektron di dalam atom selalu berusaha

untuk menempati lintasan elektron yang lebih dalam. Lintasan elektron yang paling dalam

dinamakan lintasan K, lintasan berikutnya L, M, N dan seterusnya. Jumlah elektran yang dapat

menempati setiap lintasan dibatasi oleh suatu aturan tertentu (2 x n2). Lintasan K (n = 1) hanya

dapat ditempati oleh dua buah elektron sedang lintasan L (n = 2) delapan elektron. Atom ada

dalam keadaan stabil bila setiap lintasan yang lebih dalam berisi penuh dengan elektron sesuai

dengan kapasitasnya. Sebaliknya, bila suatu lintasan elektron masih belum penuh tetapi terdapat

elektron di lintasan yang lebih luar, maka atom tersebut dikatakan tidak stabil. Sebagai contoh

suatu atom yang tidak stabil adalah bila lintasan K dari suatu atom hanya berisi sebuah elektron

sedang pada lintasan L - nya berisi enam elektron.

Perpindahan Elektron

Perpindahan elektron dari satu lintasan ke lintasan yang lain disebut sebagai transisi

elektron. Bila transisi tersebut berasal dari lintasan yang lebih luar ke lintasan yang lebih dalam,

maka akan dipancarkan energi, sebaliknya untuk transisi dari lintasan dalam ke lintasan yang lebih



luar dibutuhkan energi. Energi yang dipancarkan oleh proses transisi elektron dari lintasan yang

lebih luar ke lintasan lebih dalam berbentuk radiasi sinar-X karakteristik. Energi radiasi sinar-X (Ex)

yang dipancarkan dalam proses transisi elektron ini adalah sama dengan selisih tingkat energi dari

lintasan asal (Ea) dan lintasan tujuan (Et).

Ex = Ea- Et

Gambar Perpindahan elektron dari lintasan luar ke dalam (kiri) dan dari lintasan

dalam ke luar (kanan)

Sebaliknya, energi yang dibutuhkan untuk berlangsungnya proses transisi elektron dari kulit

yang lebih dalam ke kulit yang lebih luar harus lebih besar dari pada selisih tingkat energi dari

lintasan asal dan lintasan tujuan. Proses ini disebut sebagai proses eksitasi, yang akan dibahas

lebih lanjut.

Proses transisi elektron tidak hanya terjadi pada lintasan-lintasan yang berurutan, mungkin

saja terjadi transisi dari lintasan M ke lintasan K dengan memancarkan radiasi sinar-X. Energi yang

dipancarkan oleh transisi elektron dari lintasan M ke lintasan K lebih besar daripada transisi dari

lintasan L ke lintasan K. Tingkat energi lintasan dari setiap atom tidak sama. Sebagai contoh,

energi sinar-X yang dipancarkan oleh transisi elektron di dalam atom perak (Ag) akan berbeda

dengan energi yang dipancarkan oleh transisi elektron dalam atom tungsten (W).

B. Inti Atom

Sebagaimana telah dibahas sebelumnya, inti atom atau nuklir terdiri alas proton dan

neutron yang disebut sebagai nukleon (partikel penyusun inti atom). Jumlah proton dan jumlah

neutron di dalam inti atom tidak selalu sama, oleh karena itu suatu unsur (jenis atom) yang sama

mungkin saja terdiri alas inti atom yang berbeda, yaitu bila jumlah protonnya sama tetapi jumlah

neutronnya berbeda.

1. Identifikasi Inti Atom (Nuklida)

Nuklida adalah istilah lain yang digunakan untuk menyatakan suatu jenis inti atom. Nuklida

atau jenis inti atom yang ada di alam ini jauh lebih banyak daripada unsur karena unsur yang sama



mungkin saja terdiri atas nuklida yang berbeda. Unsur dituliskan dengan lambang atomnya,

misalnya unsur emas adalah Au dan unsur besi adalah Fe. Sedangkan penulisan suatu nuklida atau

jenis inti atom harus diikuti dengan jumlah neutronnya sebagaimana konvensi penulisan sebagai

berikut.

zXA

X adalah simbol atom, Z adalah nomor atom yang menunjukkan jumlah proton di dalam inti atom,

sedang A adalah nomor massa yang menunjukkan jumlah nukleon (jumlah proton + jumlah

neutron). Meskipun tidak dituliskan pada simbol nuklida, jumlah neutron dapat dituliskan sebagai

N dengan hubungan

N = A - Z

Sebagai contoh nuklida 2He4 inti atom helium (He) yang mempunyai dua buah proton (Z =

2) dan dua buah neutron (N = A – Z = 2). Cara penulisan nuklida tersebut di atas merupakan

konvensi atau kesepakatan saja dan bukan suatu ketentuan sehingga masih terdapat beberapa

cara penulisan yang berbeda. Salah satu cara penulisan lain yang paling sering dijumpai adalah

tanpa menuliskan nomor atomnya seperti berikut ini.

XA atau X-A

Contoh: nuklida He4 atau He-4 dan Co60 atau Co-60. Nomor atom tidak dituliskan karena dapat

diketahui dari jenis atomnya. Setiap atom yang berbeda akan memiliki jumlah proton yang

berbeda sehingga nomor atomnya pun berbeda.

Berkaitan dengan komposisi jumlah proton dan jumlah neutron di dalam inti atom,

terdapat beberapa istilah yang yaitu: isotop, isobar, isoton dan isomer.

Isotop adalah nuklida-nuklida yang mempunyai nomor atom (jumlah proton) sama, tetapi

mempunyai nomor massa (jumlah neutron) berbeda. Jadi, setiap unsur mungkin saja terdiri atas

beberapa jenis nuklida yang sama. Sebagai contoh adalah isotop hidrogen sebagai berikut: 1H1 ,

1H2 , 1H3.

Isobar adalah nuklida-nuklida yang mempunyai nomor massa (jumlah proton + jumlah neutron)

sama, tetapi mempunyai nomor atom (jumlah proton) berbeda.

Isoton adalah nuklida-nuklida yang mempunyai jumlah neutron sama, tetapi mempunyai nomor

atom dan jumlah proton berbeda. Contoh: 6C14 ; 7N

15 dan 8O16

Isomer adalah nuklida-nuklida yang mempunyai nomor atom maupun nomor massa sama, tetapi

mempunyai tingkat energi yang berbeda. Inti atom yang memiliki tingkat energi lebih tinggi

daripada tingkat energi dasamya biasanya diberi tanda asterisk (*) atau m. 28Ni60 dan 28Ni60* atau

28Ni60m . Kedua nuklida tersebut di atas mempunyai jumlah proton dan jumlah neutron yang sama

tetapi tingkat energinya berbeda. Tingkat energi Ni60 berada pada keadaan dasarnya sedang Ni60*

tidak pada keadaan dasarnya atau pada keadaan tereksitasi (excited-state).

2. Kestabilan Inti Atom

Komposisi jumlah proton dan neutron di dalam inti atom sangatmempengaruhi kestabilan

inti atom tersebut. Inti atom dikatakan stabil bila komposisi jumlah proton dan neutronnya sudah

"seimbang" serta tingkat energinya sudah berada pada keadaan dasar. Sedangkan inti atom



dikatakan tidak stabil bila komposisi jumlah proton dan neutronnya "tidak seimbang" atau tingkat

energinya tidak berada pada keadaan dasar.

Gambar grafik pita kestabilan, posisi dari jumlah proton dan jumlah neutron

Pada grafik di atas menunjukkan posisi (koordinat dari jumlah proton dan jumlah neutron)

dari nuklida yang stabil. Bila posisi suatu nuklida tidak berada pada posisi sebagaimana kurva

kestabilan maka nuklida tersebut tidak stabil. Secara umum, kestabilan inti-inti ringan terjadi bila

jumlah protonnya sama dengan jumlah neutronnya, terlihat bahwa posisi nuklida berhimpit

dengan garis N = Z, sedang kestabilan inti-inti berat terjadi bila jumlah neutron mendekati 1,5 kali

jumlah protonnya.

Isotop yang tidak stabil disebut sebagai radioisotop. Radioisotop dan radionuklida adalah

istilah yang sama, yaitu menunjukkan inti-inti atom yang tidak stabil. Sedangkan bahan yang

terdiri atas radionuklida dengan jumlah cukup banyak disebut bahan radioaktif. Proses perubahan

atau transformasi inti atom yang tidak stabil menjadi atom yang stabil tersebut dinamakan

peluruhan radioaktif. Proses peluruhan radioaktif seringkali harus melalui beberapa tingkatan

intermediet (antara) sebelum menjadi inti atom yang stabil. Peluruhan seperti ini dinamakan

peluruhan berantai.

2. PELURUHAN RADIOAKTIF

Inti atom yang tidak stabil secara spontan akan berubah menjadi inti atom yang lebih stabil.

Proses perubahan tersebut dinamakan peluruhan radioaktif (radioactive decay). Dalam setiap

proses peluruhan akan dipancarkan radiasi. Bila ketidakstabilan inti disebabkan karena komposisi

jumlah proton dan neutronnya yang tidak seimbang, maka inti tersebut akan berubah dengan

memancarkan radiasi alfa (a) atau radiasi beta (b). Sedangkan bila ketidakstabilannya disebabkan

karena tingkat energinya yang tidak berada pada keadaan dasar, maka akan berubah dengan

memancarkan radiasi gamma (γ).

A. Jenis Peluruhan

Terdapat tiga jenis peluruhan radioaktif secara spontan yaitu peluruhan alfa (α), peluruhan

beta (β), dan peluruhan gamma (γ). Jenis peluruhan atau jenis radiasi yang dipancarkan dari suatu

proses peluruhan ditentukan dari posisi inti atom yang tidak stabil tersebut dalam diagram N-Z.



1. Peluruhan Alfa (a)

Peluruhan alfa dominan terjadi pada inti-inti tidak stabil yang relatif berat (nomor atom

lebih besar dari 80). Dalam peluruhan ini akan dipancarkan partikel alfa (α) yaitu suatu partikel

yang terdiri atas dua proton dan dua neutron, yang berarti mempunyai massa 4 sma dan muatan

2 muatan elementer positif. Partikel a secara simbolik dinyatakan dengan simbol 2He4.

Radionuklida yang mengalami peluruhan akan kehilangan dua proton dan dua neutron

serta membentuk nuklida baru. Peristiwa peluruhan a ini dapat dituliskan secara simbolik melalui

reaksi inti sebagai berikut:

ZXA � Z-2Y

A-4 + α

Contoh peluruhan partikel Alfa yang terjadi di alam adalah: 92U238 � 90 Th234+ α

Sifat Radiasi Alfa

a. Daya ionisasi partikel alfa sangat besar, kurang lebih 100 kali daya ionisasi partikel b dan

10.000 kali daya ionisasi sinar γ.

b. Jarak jangkauan (tembus) nya sangat pendek, hanya beberapa mm udara, bergantung

pada energinya.

c. Partikel a akan dibelokkan jika melewati medan magnet atau medan listrik.

d. Kecepatan partikel a bervariasi antara 1/100 hingga 1/10 kecepatan cahaya.

2. Peluruhan Beta (β)

Peluruhan beta terjadi pada inti tidak stabil yang relatif ringan. Dalam peluruhan ini akan

dipancarkan partikel beta yang mungkin bermuatan negatif (β-) atau bermuatan positif (β+).

Partikel β- identik dengan elektron sedangkan partikel β+ identik dengan elektron yang

bermuatan positif (positron). Pada diagram N-Z, peluruhan b- terjadi bila nuklida tidak stabil

berada di atas kurva kestabilan sedangkan peluruhan b+ terjadi bila nuklidanya berada di bawah

kurva kestabilan.

Dalam proses peluruhan b- terjadi perubahan neutron menjadi proton di dalam inti atom

sehingga proses peluruhan ini dapat dituliskan sebagaipersamaan inti berikut.

ZXA � Z+1Y

A + β- + n

Contoh:

15P32 � 16S

32 + β- + n

Sedangkan dalam proses peluruhan b+ terjadi perubahan proton menjadi neutron di dalam inti

atom sehingga proses peluruhan ini dapat dituliskan sebagai persamaan inti berikut.

ZXA � Z-1Y

A + β+ + n-

Contoh:

8O15 � 7N

15 + β+ + n-

Neutrino (n+) dan antineutrino (n-) adalah partikel yg tidak bermassa tetapi berenergi yg selalu

mengiringi peluruhan β.

Politeknik Muhammadiyah Yogyakarta

Sifat Radiasi Beta

a. Daya ionisasinya di udara 1/100 kali dari partikel

b. Jarak jangkauannya lebih jauh daripada partikel

c. Kecepatan partikel b

d. Karena sangat ringan, maka partikel

e. Partikel β akan dibelokkan jika melewati medan magnet atau medan listrik.

3. Peluruhan Gamma (γγγγ)

Berbeda dengan dua jenis peluruhan sebelumnya, peluruhan gamma

perubahan nomor atom maupun nomor massa, karena

ini berupa gelombang elektromagnetik (foton). Peluruhap ini dapat terjadi bila energi inti atom

tidak berada pada keadaan dasar (

atom yang isomer. Peluruhan ini dapat

bawah kurva kestabilan. Biasanya, peluruhan

Peluruhan g dapat dituliskan sebagai

Salah satu contoh peluruhan gamma yang mengikuti peluruhan

� 28Ni60 + γ

Radiologi Kedokteran Nuklir

Gambar Skema peluruhan ββββ

Daya ionisasinya di udara 1/100 kali dari partikel α

Jarak jangkauannya lebih jauh daripada partikel α, di udara dapat beberapa cm.

b berkisar antara 1/100 hingga 99/100 kecepatan

Karena sangat ringan, maka partikel β mudah sekali dihamburkan jika melewati medium.

akan dibelokkan jika melewati medan magnet atau medan listrik.

Berbeda dengan dua jenis peluruhan sebelumnya, peluruhan gamma

perubahan nomor atom maupun nomor massa, karena radiasi yang dipancarkan dalam peluruhan

elektromagnetik (foton). Peluruhap ini dapat terjadi bila energi inti atom

tidak berada pada keadaan dasar (ground state), atau pada bab sebelumnya dikatakan sebagai inti

atom yang isomer. Peluruhan ini dapat terjadi pada inti berat maupun ringan, di atas maupun di

kestabilan. Biasanya, peluruhan g ini mengikuti peluruhan α atau

dapat dituliskan sebagai berikut.

ZXA* � ZX

A + γ

Salah satu contoh peluruhan gamma yang mengikuti peluruhan β, 27Co60 � 28

Gambar Skema peluruhan γγγγ


Halaman 9 dari 77

, di udara dapat beberapa cm.

berkisar antara 1/100 hingga 99/100 kecepatan cahaya.

mudah sekali dihamburkan jika melewati medium.

akan dibelokkan jika melewati medan magnet atau medan listrik.

Berbeda dengan dua jenis peluruhan sebelumnya, peluruhan gamma tidak menyebabkan

radiasi yang dipancarkan dalam peluruhan

elektromagnetik (foton). Peluruhap ini dapat terjadi bila energi inti atom

sebelumnya dikatakan sebagai inti

terjadi pada inti berat maupun ringan, di atas maupun di

atau β.

28Ni60* + β- dan 28Ni60*



Sifat Radiasi Gamma

a. Sinar γ dipancarkan oleh nuklida tereksitasi (isomer) dengan panjang gelombang antara

0,005 A hingga 0,5 A

b. Daya ionisasinya di dalam medium sangat kecil sehingga daya tembusnya sangat besar

bila dibandingkan dengan daya tembus partikel α atau β.

c. Karena tidak bermuatan, sinar γ tidak dibelokkan oleh medan listrik maupun medan

magnit

B. Aktivitas Radiasi

Sebagaimana telah dibahas pada bab sebelumnya bahwa inti yang tidak stabil akan berubah

menjadi stabil dengan memancarkan radiasi (proses peluruhan). Laju peluruhan - jumlah proses

peluruhan per satuan waktu (D N/Dt) - sebanding dengan jumlah inti yang tidak stabil (N) dan

suatu konstanta yang disebut sebagai konstanta peluruhan (γ).

Aktivitas radiasi didefinisikan sebagai jumlah peluruhan yang terjadi dalam satu detik, atau

dengan kata lain adalah laju peluruhan itu sendiri.

Dari dua persamaan di atas, secara matematis akan diperoleh persamaan yang disebut sebagai

hukum peluruhan yaitu:

N adalah jumlah inti atom yang tidak stabil saat ini, N0 adalah jumlah inti

atom yang tidak stabil saat mula-mula, l adalah konstanta peluruhan sedangkan t adalah selang

waktu antara saat mula-mula sampai saat ini.

Persamaan di atas dapat diubah menjadi bentuk aktivitas sebagai berikut.

di mana A adalah aktivitas pada saat t, sedangkan A0 adalah aktivitas mulamula. Persamaan di

atas dapat digambarkan dalam grafik eksponensial yang menunjukkan hubungan antara aktivitas

radioaktif terhadap waktu.

Gambar Aktivitas radioaktif sebagai fungsi waktu

Grafik Peluruhan Cs 137

0.0000

5.0000

10.0000

15.0000

20.0000

25.0000

30.0000

35.0000

40.0000

1 8 15 22 29 36 43 50 57 64 71 78 85 92 99

Waktu (Tahun)

Ak

tiv

ita

s (

mC

i)



Satuan Aktivitas

Sejak tahun 1976 dalam sistem satuan intemasional (SI) aktivitas radiasi dinyatakan dalam satuan

Beqcuerel (Bq) yang didefinisikan sebagai:

1 Bq = 1 peluruhan per detik

Sebelum itu digunakan satuan Curie (Ci) untuk menyatakan aktivitas radiasi yang didefinisikan

sebagai:

1 Ci = 3,7 x 1010 peluruhan per detik

dan satuan-satuan berkaitan yang lebih kecil yaitu mili Curie (mCi) dan micro Curie (mCi),

1 mCi = 10-3 Ci

1 uCi = 10-6 Ci

C. Waktu Paro

Waktu paro (T1/2) didefinisikan sebagai selang waktu yang dibutuhkan agar aktivitas suatu

radioaktif menjadi separuhnya setiap radionuklida mempunyai waktu paro yang unik dan tetap.

Sebagai contoh, Co-60 mempunyai waktu paro 5,27 tahun dan Ir-192 adalah 74 hari.

Gambar Hubungan antara aktivitas radioaktif dan waktu paro

Nilai waktu paro suatu radionuklida dapat ditentukan dengan persamaan berikut ini.

t

teAA

λ−= .0

T1/2=ln2/λ

Konsep waktu paro ini sangat bermanfaat untuk menghitung aktivitas suatu radionuklida

dibandingkan bila harus menggunakan persamaan matematis Bila selang waktunya sama dengan

satu kali T1/2 maka aktivitasnya tinggal 0,5 nya, sedang kalau dua kali T1/2 , maka aktivitasnya

tinggal 0,25 nya, dan seterusnya. Dapat juga menggunakan hubungan berikut ini.

t adalah selang waktu antara saat mula-mula sampai saat pengukuran, sedangkan T1/2 adalah

waktu paro radionuklida.

3. INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI

Pada bagian ini akan dibahas interaksi yang terjadi antara radiasi dengan materi yang

dilaluinya. Secara umum interaksi radiasi dapat dibedakan atas tiga jenis radiasi yaitu radiasi



partikel bermuatan, seperti radiasi a dan b radiasi partikel tidak bermuatan yaitu radiasi neutron;

dan radiasi gelombang elektromagnetik, seperti radiasi g dan sinar-X.

A. Interaksi Partikel Alfa

Dibandingkan dengan radiasi yang lain, partikel a secara fisik maupun elektrik relatif besar.

Selama melintas di dalam bahan penyerap, partikel α ini sangat mempengaruhi elektron-elektron

orbit dari atom-atom bahan penyerap karena, adanya gaya Coulomb. Oleh karena itu, radiasi α

sangat mudah diserap di dalam materi atau daya tembusnya sangat pendek. Radiasi α yang

mempunyai energi 3,5 MeV hanya dapat menembus 20 mm udara atau hanya dapat menembus

0,03 mm jaringan tubuh.

lnteraksi radiasi α dengan materi yang dominan adalah proses ionisasi dan eksitasi.

lnteraksi lainnya dengan probabilitas jauh lebih kecil adalah reaksi inti, yaitu perubahan inti atom

materi yang dilaluinya menjadi inti atom yang lain, biasanya berubah menjadi inti atom yang tidak

stabil.

1. Proses Ionisasi

Ketika radiasi α (bermuatan positif) melalui materi maka terdapat beberapa elektron

(bermuatan negatif) yang akan terlepas dari orbitnya karena adanya gaya tarik Coulomb. Proses

terlepasnya elektron dari suatu atom dinamakan sebagai proses ionisasi.

Gambar Proses ionisasi

Energi radiasi setelah melakukan sebuah proses ionisasi (E0) akan lebih kecil dibandingkan

dengan energi mula-mula (Ei), berkurang sebesar energi yang dibutuhkan untuk melangsungkan

proses ionisasi. Setelah terjadi ionisasi maka atomnya akan bermuatan positif dan disebut sebagai

ion positif. Setelah melalui beberapa kali (beribu-ribu) proses ionisasi, maka energi radiasinya

akan habis.

2. Proses Eksitasi

Proses ini mirip dengan proses ionisasi, perbedaannya dalam proses eksitasi, elektron tidak

sampai lepas dari atomnya hanya berpindah ke lintasan yang lebih luar. Sebagaimana proses

ionisasi, energi radiasi setelah melakukan proses eksitasi (E0) juga berkurang sebesar energi yang

dibutuhkan untuk melangsungkan proses eksitasi. Energi yang dibutuhkan untuk melakukan

eksitasi tidak sebesar energi yang dibutuhkan untuk mengionisasi. Setelah melakukan beberapa

kali (beribu-ribu) proses eksitasi, maka energi radiasinya akan habis. Proses eksitasi ini selalu

diikuti oleh proses de-eksitasi yaitu proses transisi elektron dari kulit yang lebih luar ke kulit yang

lebih dalam dengan memancarkan radiasi sinar-X karakteristik.



Gambar Proses eksitasi

B. Interaksi Partikel Beta

Dibandingkan dengan partikel alfa, massa dan muatan partikel beta lebih kecil sehingga

kurang diserap oleh materi atau daya tembusnya lebih besar. Partikel beta dengan energi sebesar

3,5 MeV dapat melintas di udara sejauh 11 meter atau dapat mencapai jarak sekitar 15 mm) di

dalam jaringan tubuh. Interaksi radiasi b dengan materi adalah proses ionisasi dan eksitasi

Gambar Proses terbentuknya Sinar-X bremstrahlung

sebagaimana radiasi α, serta proses bremstrahlung, yaitu pemancaran radiasi gelombang

elektromagnetik (sinar-X kontinyu) ketika radiasi β, dibelokkan atau diperlambat oleh inti atom

yang bermuatan positif. Ukuran partikel β jauh lebih kecil dan kecepatannya jauh lebih tinggi

dibandingkan dengan partikel α sehingga partikel β dapat "masuk" mendekati inti atom.

Fraksi energi (f) dari sinar-X bremstrahlung yang dihasilkan dapat ditentukan menggunakan

persamaan empiris berikut ini.

f = X × Z × Emaks x 3,5x10-4

dengan Z adalah nomor atom bahan penyerap sedangkan Emaks adalah energi maksimum dari

partikel beta (dalam Me V).

Dari persamaan di atas dapat disimpulkan bahwa:

1. Energi partikel b yang lebih besar akan menghasilkan radiasi bremstrahlung yang lebih

besar.

2. Semakin besar nomor atom bahan penyerap (semakin berat) akan menghasilkan radiasi

sinar-X yang lebih besar pula.



C. Interaksi Sinar Gamma dan Sinar-X

Sinar g dan sinar-X merupakan radiasi gelombang elektromagnetik yang berarti tidak

mempunyai massa maupun muatan listrik. Oleh karena itu, sinar g dan sinar-X sangat sulit untuk

diserap oleh materi, atau daya tembusnya sangat besar. Proses interaksi antara sinar g dan sinar-X

dengan materi adalah efek fotolistrik, efek Compton dan produksi pasangan. Probabilitas

terjadinya antara tiga proses tersebut sangat ditentukan oleh energi radiasi dan jenis materi

(nomor atom) penyerapnya.

Gambar Probabilitas interaksi atom dengan materi

1. Efek Fotolistrik

Pada efek fotolistrik, enegi foton diserap oleh elektron orbit, sehingga elektron tersebut

terlepas dari atom. Elektron yang dilepaskan dalam proses ini, disebut foto elektron, mempunyai

energi sebesar energi foton yang mengenainya. Efek fotolistrik sangat dominan terjadi bila foton

berenergi rendah di bawah 0,5 Me V dan lebih banyak terjadi pada material dengan Z yang besar.

Sebagai contoh efek fotolistrik lebih banyak terjadi pada timahhitam (Z=82) daripada tembaga

(Z=29).

Gambar Proses Efek fotolistrik

2. Hamburan Compton

Pada hamburan Compton, foton dengan energi hνi bertumbukan dengan elektron terluar

dari atom, selanjutnya foton dengan energi hν0 dihamburkan dan sebuah fotoelektron lepas dari

ikatannya. Energi kinetik elektron (Ee) sebesar selisih energi foton masuk dan foton keluar.

Hamburan Compton sangat dominan terjadi bila foton berenergi sedang (di atas 0,5 MeV) dan

lebih banyak terjadi pada material dengan Z yang rendah.



Gambar Proses Hamburan Compton

3. Produksi Pasangan

Proses produksi pasangan hanya terjadi bila energi foton datang hνi lebih besar dari 1,02

MeV. Ketika foton "sampai" ke dekat inti atom maka foton tersebut akan lenyap dan berubah

menjadi sepasang elektronpositron. Positron adalah partikel yang identik dengan elektron tetapi

bermuatan positif. Energi kinetik total dari dua partikel tersebut sama dengan energi foton yang

datang dikurangi 1,02 MeV.

Ee +Ee- = hv1 - 1.02 MeV

Ee+ adalah energi kinetik positron dan Ee- energi kinetik elektron.

Gambar Proses Produksi Pasangan

4. Ionisasi Tidak Langsung

Dari tiga interaksi gelombang elektromagnetik tersebut diatas terlihat bahwa semua

interaksi menghasilkan partikel bermuatan (elektron atau positron) yang berenergi. Elektron atau

positron yang berenergi tersebut dalam pergerakannya akan mengionisasi atom-atom bahan yang

dilaluinya sehingga dengan kata lain, gelombang elektromagnetik juga dapat mengionisasi bahan

tetapi secara tidak langsung.



D. Interaksi Radiasi Neutron

Berbeda dengan radiasi a, b dan g, radiasi neutron memang tidak dihasilkan dari proses

peluruhan spontan. Radiasi neutron dihasilkan dari proses reaksi fisi, misalnya di reaktor nuklir,

atau dari neutron generator (akselerator ataupun zat radioaktif). Neutron merupakan partikel

yang mempunyai massa tetapi tidak bermuatan listrik sehingga interaksinya dengan materi lebih

banyak bersifat mekanik, yaitu tumbukan antara neutron dengan atom (inti atom) bahan

penyerap, baik secara elastik maupun tak elastik. Setiap tumbukan dengan materi akan menyerap

energi neutron sehingga setelah beberapa kali tumbukan maka energi neutron akan "habis".

lnteraksi lain yang mungkin muncul --- bila energi neutron sudah sangat rendah --- adalah reaksi

inti atau penangkapan neutron oleh inti atom bahan penyerap.

1. Tumbukan Elastik

Tumbukan elastik adalah tumbukan di mana total energi kinetik partikelpartikel sebelum

dan sesudah tumbukan tidak berubah. Dalam tumbukan elastik antara neutron dan atom bahan

penyerap, sebagian energi neutron diberikan ke inti atom yang ditumbuknya sehingga atom

tersebut terpental sedangkan neutronnya dibelokkan atau dihamburkan. Tumbukan elastik terjadi

bila atom yang ditumbuk neutron mempunyai massa yang sama, atau hampir sama dengan massa

neutron (misalnya atom Hidrogen), sehingga fraksi energi neutron yang terserap oleh atom

tersebut cukup besar.

Gambar Peristiwa Tumbukan Elastik

2. Tumbukan Tak Elastik

Proses tumbukan tak elastik sebenamya sama saja dengan tumbukan elastik, tetapi energi

kinetik sebelum dan sesudah tumbukan berbeda. Lni terjadi bila massa atom yang ditumbuk

neutron jauh lebih besar dari massa neutron. Setelah tumbukan, atom tersebut tidak terpental,

hanya bergetar, sedang neutronnya terhamburkan. Dalam peristiwa ini, energi neutron yang

diberikan ke atom yang ditumbuknya tidak terlalu besar sehingga setelah tumbukan, energi

neutron tidak banyak berkurang. Oleh karena itu, bahan yang mengandung atom-atom dengan

nomor atom besar tidak efektif sebagai penahan radiasi neutron.

Gambar Peristiwa Tumbukan Tak Elastik



3. Reaksi Inti (Penangkapan Neutron)

Bila energi neutron sudah sangat rendah atau sering disebut sebagai neutron termal (En ≤

0,025 eV), maka terdapat kemungkinan bahwa neutron tersebut akan "ditangkap" oleh inti atom

bahan penyerap sehingga mambentuk inti atom baru, yang biasanya merupakan inti atom yang

tidak stabil, yang memancarkan radiasi, misalnya a, b atau g. Peristiwa ini disebut sebagai proses

aktivasi neutron, yaitu rnengubah bahan yang stabil menjadi bahan radioaktif.

Gambar Peristiwa penangkapan neutron

Pada atom tertentu, penangkapan neutron diikuti dengan peristiwa pecahnya inti atom

(reaksi fisi) yang disertai dengan pembentukan 2 buah inti atom baru, pelepasan energi panas dan

pelepasan 2 ~ 3 buah neutron baru. Di dalam reaktor nuklir, energi panas bisa dimanfaatkan

sebagai pembangkit listrik, sedangkan neutron yang baru digunakan untuk mempertahankan

reaksi fisi (reaksi berantai). Atom-atom yang bisa mengalami peristiwa ini adalah: U- 235, Pu-239,

Th-233, dan sebagainya.

4. SUMBER RADIASI

Sumber radiasi dapat dibedakan berdasarkan asalnya yaitu sumber radiasi alam yang sudah

ada di alam ini sejak terbentuknya, dan sumber radiasi buatan yang sengaja dibuat oleh manusia.

Radiasi yang dipancarkan oleh sumber radiasi alam disebut radiasi latar belakang (radiasi latar).

Pada bab ini akan dibahas beberapa macam sumber radiasi alam dan prinsip kerja secara umum

dari beberapa sumber radiasi buatan.

A. Sumber Radiasi Alam

Setiap hari manusia terkena radiasi dari alam dan radiasi dari alam ini merupakan bagian

terbesar yang diterima oleh manusia yang tidak bekerja di tempat yang menggunakan radioaktif

atau yang tidak menerima radiasi berkaitan dengan kedokteran atau kesehatan. Radiasi latar

belakang yang diterima oleh seseorang dapat berasal dari tiga sumber utama, berikut:

• sumber radiasi kosmik yang berasal dari benda langit di dalam dan luar

• tata surya kita,

• sumber radiasi terestrial yang berasal dari kerak bumi,

• sumber radiasi internal yang berasal dari dalam tubuh manusia sendiri.



Gambar Sumber radiasi alam

1. Sumber Radiasi Kosmik

Radiasi kosmik berasal dari angkasa luar, sebagian berasal dari ruang antar bintang dan

matahari. Radiasi kosmik ini terdiri dari partikel dan sinar yang berenergi tinggi (1017 eV) dan

berinteraksi dengan inti atom stabil di atmosfir membentuk inti radioaktif seperti C-14, Be-7, Na-

22 dan H-3. Radionuklida yang terjadi karena interaksi dengan radiasi kosmik ini disebut

radionuklida cosmogenik. Atmosfir bumi dapat mengurangi radiasi kosmik yang diterima oleh

manusia. Tingkat radiasi dari sumber kosmik ini bergantung kepada ketinggian, yaitu radiasi yang

diterima akan semakin besar apabila posisinya semakin tinggi. Tinggi radiasi yang diterima

seseorang juga bergantung pada garis lintangnya di bumi, karena radiasi kosmik ini dipengaruhi

oleh medan magnet bumi. Karena medan magnet bumi di daerah kutub lebih kuat, maka radiasi

yang diterima di kutub lebih kecil daripada di daerah katulistiwa.

2. Sumber Radiasi Terestrial

Radiasi terestrial secara natural dipancarkan oleh radionuklida didalam kerak bumi, dan

radiasi ini dipancarkan oleh radionulida yang disebut primordial dengan waktu paro berorde

milyar (109) tahun. Radionuklida ini ada sejak terbentuknya bumi. Radionuklida yang ada dalam

kerak bumi terutama adalah deret Uranium, yaitu peluruhan berantai mulai dari U-238 sampai

dengan Pb-206 stabil; deret Aktinium, yaitu mulai dari U- 235 sampai dengan Pb-207; dan deret

Thorium, mulai dari Th-232 sampai dengan Pb-208. Dalam setiap proses peluruhan berantai di

atas dipancarkan berbagai jenis energi (a, b dan g) dengan berbagai tingkatan energi. Radiasi

terestrial terbesar yang diterima manusia berasal dari Radon (Ra- 222) dan Thoron (Ra-220)

karena dua radionuklida ini berbentuk gas sehingga bisa menyebar ke mana-mana. Tingkat radiasi

yang diterima seseorang dari radiasi terestrial ini berbeda-beda dari satu tempat ke tempat lain



bergantung kepada konsentrasi sumber radiasi di dalam kerak bumi. Ada beberapa tempat di

bumi ini yang memiliki tingkat radiasi di atas rata-rata seperti Pocos de Caldas dan Guarapari

(Brazil), Kerala dan Tamil Nadu (India) dan Ramsar (Iran).

3. Sumber Radiasi di dalam Tubuh

Sumber radiasi alam lain adalah radionuklida yang ada di dalam tubuh manusia. Sumber

radiasi ini berada di dalam tubuh manusia sejak dilahirkan atau masuk ke dalam tubuh manusia

melalui makanan, minuman, pernafasan, atau luka. Radiasi internal ini terutama diterima dari

radionuklida C-14, H-3, K-40, Radon. Selain itu masih ada sumber lain seperti Pb-210 dan Po-210

yang banyak berasal dari ikan dan kerang-kerangan. Buah-buahan biasanya mengandung unsur K

40.

B. Sumber Radiasi Buatan

Sumber radiasi buatan mulai diproduksi pada abad ke 20, yaitu sejak diketemukannya sinar-

X oleh W. Roentgent. Saat ini sudah banyak sekali jenis dari sumber radiasi buatan baik yang

berupa zat radioaktif, pesawat sinar-X, reaktor nuklir maupun akselerator.

1. Zat Radioaktif

Dewasa ini telah banyak sekali unsur radioaktif berhasil dibuat oleh manusia berdasarkan

reaksi inti antara nuklida yang tidak radioaktif dengan neutron (reaksi fisi di dalam reaktor atom),

aktivasi neutron, atau berdasarkan penembakan nuklida yang tidak radioaktif dengan partikel

atau ion cepat (didalam alat-alat pemercepat partikel, misalnya akselerator, siklotron).

Radionuklida buatan ini bisa memancarkan jenis radiasi alfa, beta, gamma dan neutron.

a. Pemancar Alfa

Salah satu contoh reaksi inti untuk menghasilkan radionuklida pemancar alfa adalah:

Salah satu aplikasinya adalah untuk menghasilkan radiasi neutron melalui reaksi (a,n),

radionuklida yang sering dipakai adalah Ra-226, Po-210, Pu-239 dan Am-241.

b. Pemancar Beta

Sebagian besar pemancar beta ini dihasilkan melalui penembakan partikel neutron pada nuklida

stabil. Oleh karena itu di dalam reaktor nuklir didapatkan berbagai macam pemancar beta. Energi

radiasi beta bersifat kontinu. Pemancar beta sering digunakan dalam kedokteran dan juga dalam

industri untuk mengukur ketebalan materi. Pemancar beta yang sering digunakan dalam

kedokteran misalnya Sr-90, Y-90, P-32, Re-188, sedangkan untuk industri yang sering digunakan

adalah Sr-90, P-32, TI-208.

Contoh reaksi inti untuk menghasilkan pemancar beta adalah:



c. Pemancar Gamma

Sebenarnya jarang sekali sumber radioaktif yang hanya memancarkan radiasi gamma saja, karena

radiasi gamma biasanya mengikuti proses peluruhan α atau β.

Berikut ini adalah contoh sebuah reaksi inti untuk menghasilkan radionuklida pemancar β dan γ:

Dalam pemakaiannya, pemancar gamma beraktivitas tinggi sering digunakan sebagai sumber

radiasi di rumah sakit dan industri. Irradiator banyak diguakan di rumah sakit (irradiator Co-60 dan

Cs-137) dan dalam industri (irradiator Co-60).

d. Pemancar Neutron

Radiasi neutron dapat dihasilkan dengan interaksi antara radiasi α dengan bahan yang

dapat melangsungkan reaksi (α,n) seperti unsur Be. Sumber neutron ini merupakan campuran

antara unsur Be dengan unsur radioaktif pemancar α, misalnya Am-241 yang dibungkus dalam

sebuah kapsul, sehingga terjadi reaksi sebagai berikut.

2. Pesawat Sinar-X

Secara sederhana proses terbentuknya radiasi sinar-X pada pesawat sinar- X adalah seperti

gambar di bawah ini.

Gambar Konstruksi pesawat sinar-X

Proses pembentukan sinar- X pada pesawat sinar- X adalah sebagai berikut:

1. Arus listrik akan memanaskan filamen sehingga akan terjadi awan elektron disekitar

filamen (proses emisi termionik).

2. Tegangan (kV) di antara katoda (negatif) dan anoda (positif) akan menyebabkan elektron-

elektron bergerak ke arah anoda.

3. Fokus (focusing cup) berfungsi untuk mengarahkan pergerakan elektron-elektron (berkas

elektron) menuju target.

4. Ketika berkas elektron menabrak target akan terjadi proses eksitasi pada atom-atom

target, sehingga akan dipancarkan sinar-X karakteristik, dan proses pembelokan

(pengereman) elektron sehingga akan dipancarkan sinar-X bremstrahlung.

5. Berkas sinar-X yang dihasilkan, yaitu sinar-X karakteristik dan bremstrahlung, dipancarkan

keluar tabung melalui jendela (window).



6. Pendingin diperlukan untuk mendinginkan target karena sebagian besar energi pada saat

elektron menumbuk target akan berubah menjadi panas.

Dari pembahasan di atas terlihat bahwa sinar-X yang dihasilkan oleh pesawat sinar-X terdiri atas

sinar-X karakteristik yang bersifat "diskrit" dan sinar-X bremstrahlung yang bersifat kontinu.

Gambar V.2. Spektrum energi sinar-X

Terdapat dua pengaturan (adjustment) pada pesawat sinar-X yaitu pengaturan arus berkas

elektron (mA) yaitu dengan mengatur arus filamen dan pengaturan tegangan di antara anoda dan

katoda (kV). Pengaturan arus filamen akan menyebabkan perubahan jumlah elektron yang

dihasilkan filamen dan intensitas berkas elektron (mA) sehinggamempengaruhi intensitas sinar-X.

Semakin besar mA akan menghasilkan intensitas sinar-X yang semakin besar. Pengaturan

tegangan kV akan menyebabkan perubahan "gaya tarik" anoda terhadap elektron sehingga

kecepatan elektron menuju (menumbuk) target akan berubah. Hal ini menyebabkan energi sinar-

X dan intensitas sinar-X yang dihasilkan akan mengalami perubahan. Semakin besar kV akan

menghasilkan energi dan intensitas sinar-X yang semakin besar.

3. Akselerator

Akselerator adalah alat yang digunakan untuk mempercepat partikel bermuatan (ion atau

elektron). Partikel bermuatan, misalnya proton atau elektron, dipercepat menggunakan medan

listrik dan medan magnit sehingga mencapai kecepatan yang sangat tinggi.

Partikel yang telah mempunyai kecepatan sangat tinggi yang dipancarkan oleh akselerator dapat

digunakan untuk berbagai keperluan misalnya untuk memproduksi zat radioaktif dengan proton

berenergi tinggi, memproduksi sinar-X berenergi tinggi dengan elektron yang dipercepat, dan juga

dapat menghasilkan radiasi neutron dengan mempercepat ion deuterium (1H2).

Dua contoh akselerator yang banyak digunakan adalah akselerator linier (LINAC = linear

accelerator) yang mempunyai lintasan garis lurus dan siklotron (cyclotron) yang mempunyai

lintasan berbentuk lingkaran. Untuk membedakannya dengan zat radioaktif, akselerator dan

pesawat sinar-X sering disebut sebagai pembangkit radiasi.

4. Reaktor Nuklir

Mekanisme utama yang terjadi dalam reaktor nuklir adalah pembelahan inti dengan persamaan

reaksi sebagai berikut.



Suatu inti atom X yang dapat belah (fisil) seperti U-235 ketika ditembak dengan neutron termal

(n1) akan membelah menjadi dua inti radioaktif Y1 dan Y2 . Dalam reaksi pembelahan tersebut

juga dilepaskan 2 atau 3 buah neutron cepat (nc) dan sejumlah energi panas (Q). Oleh karena Y1

dan Y2 merupakan inti-inti yang aktif maka dalam proses tersebut juga dipancarkan berbagai

macam radiasi (α, β, dan γ).

Dari mekanisme pembelahan (reaksi fisi) di atas terlihat bahwa setiap reaksi akan menghasilkan

lebih dari satu neutron cepat baru, yang bila energinya dapat diturunkan menjadi neutron termal,

akan menyebabkan reaksi pembelahan inti dapat belah yang lainnya. Proses ini berlangsung

terus-menerus dan disebut sebagai proses reaksi berantai (chain reaction). Dalam reaktor nuklir,

proses reaksi berantai ini dikendalikan secara cermat sedangkan pada bom atau senjata nuklir

reaksi ini dibiarkan tanpa kendali. Energi panas yang dihasilkan dari reaksi berantai di atas ( Q )

dapat dimanfaatkan untuk menggerakan turbin sehingga dapat menghasilkan listrik. Fasilitas yang

memanfaatkan mekanisme ini adalah PLTN.

Neutron yang dihasilkan dalam reaksi ini juga dapat digunakan untuk berbagai macam aplikasi

dan penelitian, seperti untuk keperluan produksi zat radioaktif dan analisis bahan yang dilakukan

di reaktor penelitian (research reactor).



BAB II

PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI

1. Organisasi Proteksi Radiasi

Struktur dan organisasi Proteksi Radiasi dalam suatu instalasi seperti gambar di bawah ;

PENGUSAHA INSTALASI

PETUGAS PROTEKSI RADIASI

PEKERJA RADIASI

a. Tugas, Kewajiban, dan Tanggung Jawab Pengusaha Instalasi.

Pengusaha Instalasi mempunyai tanggung jawab tertinggi terhadap keselamatan personil dan

anggota masyarakat lain yang mungkin berada di dekat instalasi di bawah pengawasannya.

Dalam melaksanakan tanggung jawabnya dalam keselamatan radiasi Pengusaha Instalasi harus

melaksanakan tindakan tersebut di bawah ini :

1. Membentuk Organisasi Proteksi Radiasi dan atau menunjuk Petugas Proteksi Radiasi dan bila

perlu Petugas Proteksi Radiasi pengganti.

2. Hanya mengijinkan seseorang bekerja dengan sumber radiasi setelah memperhatikan segi

kesehatan, pendidikan, dan pengalamannya bekerja dengan sumber radiasi.

3. Memberitahukan kepada semua Pekerja Radiasi tentang adanya potensi bahaya radiasi yang

terkandung dalam tugas mereka dan memberikan latihan proteksi radiasi.

4. Menyediakan aturan keselamatan radiasi yang berlaku dalam lingkungan perusahaan sendiri

termasuk aturan tentang penanggulangan keadaan darurat.

5. Menyediakan prosedur kerja dan petunjuk pelaksanaan yang diperlukan.

6. Menyelenggarakan pemeriksaan kesehatan bagi Pekerja Radiasi dan pelayanan kesehatan

bagi Pekerja Radiasi.

7. Menyediakan fasilitas dan peralatan yang diperlukan untuk bekerja dengan sumber radiasi.

8. Memberitahukan kepada BAPETEN (Badan Pengawas Tenaga Nuklir) dan instansi lain terkait

(misalnya Kepolisian, Dinas Pemadam Kebakaran) bila terjadi bahaya radiasi atau keadaan

darurat.



b. Tanggung Jawab dan Kewajiban Petugas Proteksi Radiasi

Petugas Proteksi Radiasi disingkat PPR adalah petugas yang ditunjuk oleh Pengusaha Instalasi

Nuklir atau instalasi lainnya yang memanfaatkan radiasi pengion yang dinyatakan mampu oleh

BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR untuk melaksanakan pekerjaan yang berhubungan dengan

persoalan proteksi radiasi. Petugas Proteksi Radiasi berkewajiban membantu Pengusaha Instalasi

dalam melaksanakan tanggung jawabnya di bidang proteksi radiasi. Sebagai pengemban tanggung

jawab tersebut Petugas Proteksi Radiasi diberi wewenang untuk mengambil tindakan-tindakan

sebagai berikut :

1. Memberikan instruksi teknis dan administratif secara lisan atau tertulis kepada Pekerja

Radiasi tentang keselamatan kerja radiasi yang baik. Instruksi harus mudah dimengerti dan

dapat dilaksanakan.

2. Mengambil tindakan untuk menjamin agar tingkat penyinaran serendah mungkin dan tidak

akan pernah mencapai batas tertinggi yang berlaku serta menjamin agar pelaksanaan

pengelolaan limbah radioaktif sesuai dengan ketentuan yang berlaku.

3. Mencegah dilakukannya perubahan terhadap segala sesuatu yang dapat menimbulkan

kecelakaan radiasi.

4. Mencegah zat radioaktif/sumber radiasi jatuh ke tangan orang yang tidak berhak.

5. Mencegah kehadiran orang yang tidak berkepentingan pada daerah pengendalian.

6. Menyelenggarakan dokumentasi yang berhubungan dengan Proteksi Radiasi

7. Menyarankan pemeriksaan kesehatan terhadap Pekerja Radiasi apabila diperlukan dan

melaksanakan pemonitoran radiasi dan tindakan Proteksi Radiasi.

8. Memberikan penjelasan serta penyediaan perlengkapan Proteksi Radiasi yang memadai

kepada pengunjung atau tamu apabila diperlukan.

c. Tanggung Jawab dan Kewajiban Pekerja Radiasi

Seorang Pekerja Radiasi ikut bertanggung jawab terhadap keselamatan radiasi di daerah kerjanya,

dengan demikian ia mempunyai kewajiban sebagai berikut :

1. Mengetahui, memahami, dan melaksanakan semua ketentuan keselamatan kerja radiasi.

2. Memanfaatkan sebaik-baiknya semua peralatan keselamatan radiasi yang tersedia, bertindak

hati-hati, serta bekerja dengan aman untuk melindungi baik dirinya maupun pekerja lain.

3. Melaporkan setiap kejadian kecelakaan bagaimanapun kecilnya kepada PPR.

4. Melaporkan setiap gangguan kesehatan yang dirasakan, yang diduga akibat penyinaran lebih

atau masuknya zat radioaktif ke dalam tubuh.

2. DASAR PROTEKSI RADIASI

1. Faktor Jarak

Di dalam perhitungan faktor jarak ada beberapa bagian yang perlu diperhatikan antara lain

paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber radiasi, maka laju paparan

radiasi pada jarak radiasi dari sumber ini berbanding terbalik dengan kuadrat jarak.



Untuk mengatasi penerimaan dosis radiasi dalam pekerjaan, maka harus diusahakan berada pada

jarak yang sejauh mungkin. Apabila tidak diperlukan maka janganlah berada dekat sumber radiasi.

Rumus :

d1 X r12 = d2 X r2

2

dimana d1 = Laju dosis pada jarak r1

d2 = Laju dosis pada jarak r2

Contoh :

Laju dosis pada jarak 2 m adalah 10 mRem/jam

Maka laju dosis pada jarak 4 m adalah :

10 X 22 = d2 X 42

40 = d2 X 16

d2 = 40/16

d2 = 2,5 mRem/jam

Dari contoh di atas jelas terlihat bahwa bertambah jauh jarak pekerja ke sumber radiasi,

bertambah kecil laju dosis.

2. Faktor Waktu

Di dalam perhitungan faktor waktu ada beberapa bagian yang perlu diperhatikan antara lain

paparan radiasi berkurang dengan bertambah cepatnya waktu yang dipergunakan utuk berada

dekat dengan sumber radiasi, maka paparan radiasi pada waktu t bisa mendapatkan dosis yang

diterima adalah :

T (waktu) X Laju Dosis

Untuk mengatasi penerimaan dosis radiasi dalam pekerjaan, maka harus diusahakan berada pada

waktu yang sesingkat-singkatnya. Apabila tidak diperlukan maka janganlah berada dekat sumber

radiasi.

Rumus :

D = Ld X t

dimana D = Dosis total pada waktu t

Ld = Laju dosis

Tt = Waktu penyinaran

Contoh :

Laju dosis pada jarak 2 m adalah 10 mRem/jam

Maka dosis selama 30 menit dan 2 jam adalah :

10 mRem/Jam X 30/60 jam = 5 mRem/Jam

10 mRem/Jam x 2 jam = 20 mRem/jam

Dari contoh di atas jelas terlihat bahwa bertambah cepat waktu berada dekat sumber radiasi,

bertambah kecil dosis yang diterima.



3. Faktor Pelindung

Di dalam perhitungan faktor pelindung ada beberapa bagian yang perlu diperhatikan antara

lain laju paparan radiasi berkurang setelah melalui pelindung. Dengan bertambah tebal dan tinggi

densitas pelindung maka laju paparan radiasi akan berkurang. Dalam faktor pelindung dikenal

adanya nilai HVL (tebal paruh). HVL adalah ketebalan pelindung yang akan mengurangi laju

paparan radiasi setengah dari mula-mula. HVL pelindung berhubungan juga dengan kerapatan

pelindung tersebut.

Rumus :

I = I0 / 2T/HVL

Dimana

I0 = Laju dosis sebelum melewati pelindung

I = Laju dosis setelah melewati pelindung

T = Tebal pelindung

HVT = Nilai tebal paruh pelindung

Contoh :

Laju dosis sebelum pelindung adalah 10 mRem/jam

Tebal pelindung 2 mm, 4 mm dan 8 mm dengan HVL 2 mm.

I 2 mm = 10 / 22/2 = 5 mRem/jam

I 4 mm = 10 / 24/2 = 2,5 mRem/jam

I 8 mm = 10 / 28/2 = 0.625 mRem/jam

dari contoh di atas jelas terlihat bahwa bertambah tebal pelindung, bertambah kecil laju dosis

yang keluar dari pelindung tersebut.

Prinsipnya : ALARA

As Low As Reasonably Achievable (semua penyinaran diusahakan serendah-rendahnya dengan

mempertimbangkan faktor ekonomi dan sosial )

3. EFEK RADIASI TERHADAP MANUSIA

1. Penyinaran Luar

Radiasi dari suatu sumber yang terletak diluar tubuh manusia dapat memberikan

penyinaran total atau parsial. Pada penyinaran luar sinar α, β, elektron yang berasal dari konversi

internal dari sinar β, yang energinya kurang dari 65 keV tidak cukup kuat untuk menembus lapisan

kulit sehingga tidak menimbulkan bahaya pada penyinaran dari luar. Sebaliknya radiasi sinar X,

sinar γ, sinar β dengan energi lebih dari 65 keV, dan neutron dapat menembus lapisan kulitdan

menyinari jaringan dalam tubuh sehingga berpotensi bahaya radiasi pada penyinaran dari luar.

Pada radiasi neutron, neutron cepat dan relativistik akan mengadakan tumbukan elastik

terutama dengan atom H, karena hampir 2/3 dari atom-atom penyusun tubuh adalah atom H.



sedang neutron lambat dan neutron termal, akan mengalami penyerapan oleh atom H dan N

dengan reaksi 1H (1n0, γ), 14N (1n0, p). Pada jaringan yang massanya besar reaksi (1n0, γ), lebih

penting dari pada reaksi (1n0, p), sedangkan pada jaringan yang massanya kecil sebaliknya. Karena

beberapa reaksi dengan neutron danmaterial biologik dapat menghasilkan proton, radiasi gamma

dan bahkan heavy recoil particle, maka transfer energi ke jaringan tubuh menjadi bervariasi dan

praktis neutron sampai 20 kali lebih merusak dari pada gamma.

Tabel Faktor bobot radiasi untuk berbagai jenis radiasi

No. Jenis Radiasi Faktor Bobot

1. Foton untuk semua energi 1

2. Elektron dan muon, semua energi 1

3. Neutron dengan energi

a. < 10 keV

b. >10 keV sampai 100 keV

c. >100 keV sampai 2 Mev

d. >2 MeV sampai 20 MeV

e. >20 Mev

5

10

20

10

5

4. Proton selain proton rekoil, dengan energi >2 MeV 5

5. Partikel α, framen fisi, inti berat 20

Pada penyinaran dari luar, beberapa faktor diketahui berpengaruh terhadap efek biologi, yaitu ;

1. Dosis serap, yang ditentukan oleh aktifitas, jenis dan tenaga radiasi, jarak dari sumber

radiasi, lama penyinaran, adanya media pelemah (attenuating media).

2. Distribusi penyinaran pada tubuh, penyinaran total, (uniform, tidak uniform),

penyinaran parsial.

3. Distribusi penyinaran, pada efek non stokastik maka penyinaran dosistunggal akan lebih

terasa efeknya dari pada penyinaran dasis terbagi walaupun akumulasi dosisnya sama.

4. Usia, usia sangat muda (janin) dan sangat tua lebih peka terhadap radiasi.

2. Penyinaran Dalam

Penyinaran dalam terjadi karena masuknya radionuklida ke dalam tubuh melalui jalan nafas,

saluran pencernakan, luka di kulit, maupun menembus kulit yang utuh. Pada penyinaran yang

dalam maka radiasi yang lebih berbahaya adalah radiasi yang lebih banyak menimbulkan ionisasi

dalam jaringan tubuh. Ionisaasi spesifik (banyaknya ion untuk setiap satuan jarak lintasan) yang

ditimbulkan oleh radiasi partikel α jauh lebih besar dari pada yang ditimbulkan oleh radiasi β

radiasi γ. Radiasi parikel α pada penyinaran dalam lebih berbahaya dari pada radiasi β, dan radiasi

β lebih berbahaya dari pada radiasi γ dan sinar X.

Kontaminasi internal berlangsung melalui tahapan-tahapan sebagai berikut :

1. Kontaminasi masuk ke tubuh melalui pintu masuk, radionuklida yang tidak larut akan

tertahan dipintu masuk dan dapat dikeluarkan lagi setelah beberapa saat.

2. Penyerapan kontaminan ke dalam darah atau cairan getah bening..



3. Distribusi di dalam tubuh.

4. Akumulasi di organ sasaran.

5. eliminaasi melalui urin, fases, dan keringat.

Kontaminasi dapat tejadi secara akut maupun kronis,m langsung maupun tidak langsung melalui

beberapa perantara pada jalur lintas masuk, misalnya kontaminasi Yodium 131, dari jatuhan

radioaktif yang melekat pada rumput dimakan oleh sapi. Manusia mendapatkan kontaminasi tidak

langsung karena minum susu atau mengkonsumsi daging sapi yang telah terkontaminasi. Bahaya

radiasi yang ditimbulkan oleh radionuklida yang masuk tubuh dipengaruhi oleh faktor-faktor :

1. Kuantitas radionuklida yang masuk tubuh.

2. Rute masuk ke dalam tubuh.

3. Sifat-sifat fisik radionuklida, umur paro, bentuk fisik, jenis emisi, dan tenaga radiasi.

4. Sifat-sifat kimiawi, bentuk kimia, daya larut, status ionik, pH.

5. Kinetikanya, termasuk organ sasaran dan umur paro biologinya.

Hilangnya radionuklida kontaminan dari dalam tubuh sebenarnya tergantung baik pada umur

paro fisik maupun umur paro biologik, dan kecepatan hilangnya radionuklida dari dalam tubuh

ditentukan oleh umur paro efektif. Organ sasaran tempat akumulasi radionuklida tersebut

ditentukan oleh jenis radionuklida dan sifat-sifat kimianya, misalnya Yodium terkumpul dikelenjar

gondok, Strontium dan radium terakumulasi pada tulang, Cesium tersebar pada seluruh jaringan

lunak pada tubuh.

3. Efek Deterministik (Non Stokastik)

Efek terministik dapat terjadi sebagai akibat penyinaran tubuh secara lokal maupun

menyeluluh sehingga sejumlah cukup banyak sel terbunuh dan tidak dapat dikompensasikan oleh

pembelahan sel yang masih hidup. Disamping melalui efek yang mematikan radiasi dapat merusak

jaringan dengan cara menimbulkan reaksi peradangan yang mempengaruhi permebilitas sel dan

jaringan, mempengaruhi migrasi alamiah sel pada alat tubuh yang sedanga berkembang, atau

efek tak langsung melalui organ lain (misalnya penyinaran pada hipofisis akan mempengaruhi

fungsi kelenjar endokrin lain). Efek non stokastik ini mempunyai ciri-ciri :

- Mempunyai dosis ambang

- Pada umumnya timbul tidak begitu lama setelah terjadi radiasi

- Ada penyembuhan spontah (tergantung keparahan)

- Dosis radiasi mempengaruhi keparahan efek (dosisi makin besar efek makin parah)

Jika kematian msing-masing sel bersifat acak (stokastik), terganggunya fungsi jaringan atau organ

bersifat deterministik karena memerlukan dosis ambang untuk dapat terjadi. Besarnya pengaruh

dasis ambang dapat dilihat pada tabel tersebut dibawah, menurut ICRP 1991.

Pada kulit efek deterministik yang berupa kemerahan (erythema) dan pengelupasan kering (dry

desquamation) terjadi pada dosis sekitar 3-5 Sv, kira kira tiga minggu setelah penyinaran.

Pengelupasan kulit disertai dengan pelepuhan terjadi pada dosisi sekitar 20 Sv, kira-kira 4 minggu

setelah irradiasi.



Tabel estimasi dosis ambang beberapa efek deterministik pada manusia dewasa :

Jaringan dan Efek Dosis Ambang

A (Sv) B (Sv) C (Sv/th)

Testis

- Sterilitas Sementara

- Sterilitas Menetap

0,15

3,5-6,0

*)

*)

0,4

2,0

Ovarium

- Sterilitas

2,5-6,0

6,0

>0,2

Lensa Mata

- Kekeruhan yang teramati

- Katarak

0,5-2,0

5,0

5

>8

>0,1

>0,15

Sumsum Tulang

- Penekanan produksi sel-sel darah

0,5

*)

>0,4

Keterangan :

A : Dosis ekivalen total yang diterima pada penyinaran tunggal yang singkat.

B : Dosisi ekivalen yang diterima pada penyinaran berulang-ulang atau kronik.

C : Laju dosis tahunan apabila penyinaran berulang-ulangditerima setiap tahun atau

penyinaran kronik berlangsung selama beberapa tahun.

*) : Tidak berlaku karena dosis ambang untuk efek tersebut lebih bergantung pada laju

dosis dari pada dosisi total.

Pada penyinaran seluruh tubuh akan timbul sindroma radiasi akut apabila dosis cukup

tinggi (1 Sv atau lebih). Pada dosisi yang tinggi, kematian organisme dapat terjadi karena sel yang

terbunuh cukup besar jumlahnya dan melibatkan organ-organ vital (organ pembuat darah,

saluran pencernakan, sistem jantung dan pembuluh darahsusunan syaraf pusat). Untuk orang

dewasa sehat, dosisi radiasi yang menimbulkan kematian dalam waktu 60 hari pada 50% dari

populasi yang terkena radiasi seluruh tubuh menurut ICRP tahun 1991 adalah 3-5 Sv.

Selama dalam kandungan, pada periode pembentukan alat-alat tubuh, kematian sejumlah

kecil sel yang kehadirannya bersifat essensial dapat berakibat cacat pembentukan organ. Efek

terpenting dari penyinaran terhadap janin dalam rahim adalah cacat mental mulai dari bentuk

ringan sampai kemunduran mental berat. Efek ini makin parah bila dosis raadiasi yang diterima

makin besar. Kemunduran mental dapat ditemukan pada anak-anak yang menerima radiasi

selama dalam kandungan, terutama bila penyinaran itu terjadi pada umur kehamilan antara 8

sampai 15 minggu. Kemunduran mental ini diduga terjadi salah salah hubung sel-sel syaraf otak

yang keparahannya tergantung dari besar dosis penyinaran. Salah hubung sel-sel syaraf ini

menyebabkan pergeseran ke arah IQ rendahpada kurva distribusi IQ pada populasi yang terkena

radiasi. Dosisi radiasi sebesar 1 Sv akan menambah sejumlah 40 % kasusu baru kemunduran

mental berat (IQ <70).



4. Efek Stokastik

Efek stokastik akibat radiasi mempunyai ciri-ciri :

- Tidak mengenal dosis ambang

- Timbul setelah melalui masa tenang yang lama

- Tidak ada penyembuhan spontan

- Dosis radiasi tidak mempengaruhi keparahan efek

- Peluang timbulnya efek makin besar bila dosis makin meningkat

a. Induksi Kanker

Proses menuju timbulnya kanker diawali dengan gangguan regulasi pada pertumbuhan,

reproduksi dan perkembangan sel somantik induk. Meskipun perubahan awal telah terjadi, sel

yang telah berubah itu belum bersifat sebagai kanker, masih diperlukan stimulasi oleh zat-zat

kimia, hormon, atau faktor-faktor lingkungan yang lain. Perubahan tunggal pada kode genetik sel

biasanya belum mencukupi untuk membuat suatu sel menjadi kanker, untuk itu diperlukan

beberapa mutasi. Jadi proses timbulnya kanker adalah proses yang bertahap-tahap.

Sangat boleh jadi radiasi pekerja pada tahap-tahap awal dalam proses induksi kanker yang

bertahap-tahap dengan mengubah sel induk yang normal menjadi sel pra kanker. Karena itulah

usia timbulnya kanker akibat radiasi tidak banyak berbeda dengan kanker sejenis yang timbul

bukan akibat radiasi. Namun demikian ada kalanya radiasi berpengaruh pada tahap lanjut dalam

proses induksi kanker, sehingga masa laten diperpendek. Pada manusia periode antara

pemaparan terhadap radiasi dan timbulnya kanker yang disebut masa laten, bertahun-tahun

lamanya. Masa laten rata-rata 8 tahun dalam hal leukimia akibat radiasi, dan 2-3 kali lebih lama

pada kebanyakan tumor mampat (solid) seperti misalnya tumor payudara atau paru-paru.

b. Efek Pewarisan

Apabila perubahan kode genetik terjadi pada sel pembawa keturunan (sel sperma atau sel

telur) maka efek radiasi yang diterima oleh individu yang terkena radiasi akan diwariskan kepada

keturunannya. Penelitian pada hewan dan tanaman menunjukkan bahwa efek ini dapat bervariasi

dari yang ringan hingga kehilangan fungsi atau kelainan anatomik yang parah bahkan kematian

prematur.

Suatu kerusakan yang tidak mematikan pada sel pembawa keturunan pada prinsipnya akan

diwariskan lebih lanjut ke generasi berikutnya. Mutasi dominasi yaituperubahan kode genetik

yang beraal dari salah satu orangtua, dan masih mempunyai pengaruh yang dominan pada

keturunan dapat menimbulkan penyakit yang diwariskan pada keturunan generasi pertama.

Beberapa diantara penyakit-penyakit ini sangat merugikan individu yang menderita dan

mempengaruhi lama hidup dan peluangnya untuk bereproduksi. Mutasi resesif (perubahan kode

genetik yang harus berasal dari kedua orang tua agar dapat menimbulkan efek pewarisan pada

keturunan) menghasilkan efek yang kurang penting pada beberapa generasi pertama. Namun bila

diingat bahwa populasi merupakan pool genetik maka mutasi resesif yang berlangsung dalam

pool akan menimbulkan kerusakan pada generasi berikutnya karena peluang kedua orang tua

untuk membawa mutasi ini meningkat.



5. Efek Radiasi pada Sistem, Organ dan Jaringan

a. Darah dan Sumsum Tulang

Darah putih merupakan komponen seluler darah yang tercepat mengalami perubahan

akibat radiasi. Efek pada jaringan ini berupa penurunan jumlah sel. Komponen seluler darah

yang lain (butir pembeku dan darah merah) menyusul setelah sel darah putih.

Sumsum tulang merah yang mendapat dosis tidak terlalu tinggi masih dapat memproduksi sel-

sel darah merah, sedang pada dosis yang cukup tinggi akan terjadi kerusakan yang cukup

permanen yang berakhir dengan kematian (dosis lethal 3-5 Sv). Akibat penekanan aktivitas

sumsum tulang maka orang yang terkena radiasi akan :

- Kecenderungan pendarahan dan infeksi.

- Anemia dan kekurangan Hemoglobin.

b. Saluran Pencernakan Makanan

Kerusakan pencernakan pada memberikan gejala mual, muntah, gangguan pencernakan

dan penyerapan makanan serta diare. Kematian dapat timbul karena dehidrasi akibat muntah

dan diare yang parah. Efek stokastik yang timbul berupa kanker pada epithel saluran

pencernakan.

c. Organ Reproduksi

Efek somatik non stokastik pada organ reproduksi adalah sterilitas, sedangkan efek generik

(pewarisan)terjadi karena mutasi gen atau khromosom pada sel kelamin.

d. Sistem Syaraf

Sistem syarat termasuk tahan terhadap radiasi. Kematian karena kerusakan sistem syaraf

terjadi pada dosis puluhan sievert.

e. Mata

Lensa mata peka terhadap radiasi, katarak merupakan efek somatik non stokastik yang

masa tenangnya lama (bisa bertahun-tahun).

f. Kulit

Efek somatik non stokastik kulit bervariasi dengan besarnya dosis, mulai dengan kemerahan

sampai luka bakar dan kematian jaringan. Efek somatik stokastik pada kulit adalah kanker kulit.

g. Tulang

Bagian tulang yang peka terhadap radiasi adalah sumsum tulang dan selaput dalam serta

luar pada tulang. Kerusakan pada tulang biasanya terjadi penimbunan Strontium 90 atau

Radium 226 dalam tulang. Efek somatik non stokastik berupa kanker pada sel epithel selaput

tulang.

h. Kelenjar Gondok

Kelenjar gondok berfungsi untukmengatur metabolisme umum, melalui hormon tiroxin

yang dihasilkannya. Kelenjar ini relatif tahan terhadap penyinaran luar namun mudah rusak

karena kontaminasi internal oleh Yodiom radioaktif.

i. Paru-paru

Paru-paru pada umumnya menderita kerusakan akibat penyinaran dari gas, uap atau

partikel dalam bentuk aerosol yang bersifat radioaktif yang terhirup melalui pernafasan.



j. Hati dan Ginjal

Kedua organ ini relatif tahan terhadap radiasi.

6. Penyakit Akibat Radiasi

a. Radiodermatitis

Radiodermatitis adalah peradangan pada kulit yang terjadi akibat penyinaran lokal dengan

dosis radiasi. Dimulai dengan tanda kemerahan pada kulit yang terkena radiasi kemudian

diikuti dengan masa tenang beberapa hari sampai kira-kira 3 minggu baru kemudian timbul

gejala yang khas tergantung yang diterima.

Dosis Gejala

3 – 6 Sv Eritema (kemerahan pada kulit)

6-12 Sv Radiodermatitis sika (rasa raba hilang, rambut rontok, bengkak)

12-24 Sv Radiodermatitis eksudativa (kulit melepuh dan bernanah)

Diatas 24 Sv Dapat terjadi nekrosis (kematian jaringan)

b. Katarak

Terjadi akibat penyinaran pada lensa mata dengan masa tenang antara 5 – 10 tahun.

c. Sterilitas

Akibat penyinaran pada kelenjar kelamin, dengan efek berupa pengurangan kesuburan

sampai kematian. Testis lebih peka daripada ovarium, dan sel sperma yang muda lebih peka

dari pada sel sperma yang tua. Aktivitas pembentukan sel sperma mulai menurun pada dosis

beberapa Sv.

d. Sindroma Radiasi Akut

Terjadi akibat penyinaran seluruh tubuh dengan dosis lebih dari 1 Sv yang diterima

sekaligus secara keseluruhandengan laju dosis yang cukup tinggi oleh radiasi berdaya tembus

besar. Gejala pada penderita ini diawali dengan muntah-mkuntah, demam, rasa lelah, sakit

kepala serta diare, kemudian diikuti dengan masa tenang selama 2 – 3 minggu. Paada masa ini

gejala mereda. Setelah masa tenang leat, maka timbul nyeri perut diare, perdarahan, anemia,

infeksi dan bahkan kematian. Bila dasis radiasi sangat tinggi (diatas 20 Sv) dapat timbul

gangguan fungsi jantung, sayaraf pusat, (syok, rasa bingung, pingsan, koma, dsb.). Kematian

dapat terjadi dalam beberapa jam hingga beberapa hari saja.



BAB III

DOSIMETRI

Dosimetri radiasi dapat diartikan sebagai ilmu yang mempelajari berbagai besaran dan

satuan dosis radiasi, sedangkan pengertian dosis adalah kuantisasi dari proses yang ditinjau

sebagai akibat radiasi mengenai materi. Dalam hal ini, berbagai faktor yang perlu diperhatikan

antara lain adalah jenis radiasi dan bahan yang dikenainya. Apabila yang terkena radiasi adalah

benda hidup, maka perlu juga diperhatikan tingkat kepekaan masing-masing jaringan tubuh

terhadap radiasi. Demikian pula apabila zat radioaktif sebagai sumber radiasi masuk ke dalam

tubuh, maka pola distribusi dan proses metabolisme yang terjadi di dalam tubuh sangat perlu

diperhatikan.

1. Perhutungan Laju Paparan

A. Paparan

Besaran radiasi yang untuk pertama kali diperhatikan adalah paparan (exposure), dengan

simbol X, yang pada kongres Radiologi tahun 1928 didefinisikan sebagai kemampuan radiasi sinar-

X atau gamma untuk menimbulkan ionisasi di udara dalam volume tertentu. Satuan paparan

merupakan suatu ukuran fluks foton dan bertalian dengan jumlah energi yang dipindahkan dari

medan sinar-X pada suatu satuan masa udara. Satu satuan paparan didefinisikan sebagai jumlah

radiasi gamma atau sinar-X yang di udara menghasilkan ion-ion yang membawa 1 coulomb

muatan, dengan tanda apapun, per kilogram udara.

1 satuan X = 1 C/kg udara

Secara matematis paparan dapat dituliskan sebagai:

� =��

��

dQ adalah jumlah muatan pasangan ion yang terbentuk dalam suatu elemen volume udara

bermassa dm.

Pada sistem satuan internasional (SI), satuan paparan adalah coulomb/kilogram (C/kg).

Pengertian 1 C/kg adalah besar paparan yang dapat menyebabkan terbentuknya muatan listrik

sebesar satu coulomb pada suatu elemen volume udara yang mempunyai massa 1 kg.

Pada awalnya, dengan sistem CGS digunakan satuan Roentgen (R). Satu roentgen didefinisikan

sebagai sebagai intensitas sinar-X yang menghasilkan ionisasi di udara sebanyak 1,61 x 1015

pasangan ion per kg udara. Karena 1 buah ion bermuatan listrik 1,6 x 10-19 C maka:

1 R = 1,61 x 1015 (kg-1) x 1,6 x 10-19 (C)

1 R = 2,58 x 10-4 C/kg.

Pada tahun 1973 satuan ini didefinisikan ulang sehingga berlaku juga untuk sinar-γ.

Pengertian baru dari rontgen ini adalah bahwa: 1 R merupakan kuantitas radiasi sinar-X atau

sinar-γ yang menghasilkan 1 esu ion positif atau negatif di dalam 1 cm3 udara normal (NPT). Dari

definisi baru tersebut, energi sinar-X atau sinar-γ yang terserap di dalam 1 gram udara dapat

menjadi:

1 R = 1 esu/cm3 udara (NPT)



Karena muatan satu pasang ion adalah 4,8 x 10-10 esu, maka: 1 esu = (1/4,8) x 1010 pasang ion,

sehingga:

1 R = (1/4,8) x 1010 pasang ion/cm3-udara (NPT)

Untuk menghasilkan satu pasang ion di udara diperlukan energi sekitar 34 eV, sehingga:

1 R = (34/4,8) x 1010 eV/cm3-udara (NPT)

Karena 1 eV=1,6x10-12 erg, dan 1 cm3 udara beratnya adalah: 0,001293 gr, maka:

1 R = [(34/4,8) x 1010] [(1,6/0,001293) x 10-12] erg/gr

1 R = 87,7 (erg/gr) = 0,00877 (J/kg)

B. Laju Paparan

Laju paparan adalah besar paparan persatuan waktu, dan diberi simbol 0X. Satuan laju

paparan dalam SI adalah C/kg.jam dan satuan lama adalah R/jam.

1. Pengukuran Paparan: Bilik Udara Bebas (Free Air Chamber)

Bagaimanakah pada awalnya orang mengukur laju paparan? NBS Handbook No 64 tahun

1957 menggambarkan suatu desain bilik ionisasi udara bebas sebagaimana diperlihatkan dalam

Gambar di bawah .

Gambar Diagram skematik bilik ionisasi udara bebas

Berkas sinar-X masuk melalui pintu dan berinteraksi dengan gumpalan udara berbentuk

silindris yang dibatasi oleh diafragma pintu masuk. Pelat Kolektor C mengumpulkan ion-ion yang

dihasilkan dari interaksi antara sinar-X dengan volume udara. Gelang pengaman (guard ring), G

dan kawat tangkap (guard wire), W, membantu mempertahankan agar garis-garis medan listrik ini

tetap lurus dan tegak lurus pada pelat tersebut. Kawat-kawat tangkap tersebut dihubungkan

dengan suatu jaringan pembagi voltase untuk memastikan adanya beda potensial merata pada

lempeng/pelat tersebut.

Jumlah ion yang terkumpul karena interaksi sinar-X dalam volume pengumpul dihitung dari

aliran arus, dan kemudian angka dosis dapat dihitung dalam rontgen persatuan waktu. Untuk

satuan paparan yang akan diukur dengan cara ini, maka semua energi dari elektron-elektron

utama harus tersebar dalam udara yang terdapat dalam alat ukur tersebut. Syarat ini dapat

dipenuhi dengan membuat suatu bilik udara yang lebih besar dari jangkauan maksimum elektron-

elektron utama. (Untuk sinar-sinar-X 300 keV, jarak antara pelat-pelat pengumpul (kolektor)



adalah sekitar 30 cm, dan kotak keseluruhannya merupakan suatu kubus yang bersisi 50 cm).

Dengan ukuran yang sebesar itu, maka pengukuran menjadi tidak praktis dari segi proteksi radiasi.

Beberapa kelemahan lain juga kemudian terbukti bahwa desain tersebut hanya menjamin

pengukuran sinar-X dengan energi di atas 500 kV.

2 Pengukuran Paparan: Bilik Dinding Udara (Air Wall Chamber)

Untuk memperbaiki pengukuran laju paparan, dibuat suatu bilik ionisasi dinding udara

dalam bentuk kapasitor listrik dengan ukuran sekitar 2 cm3. Prinsip pengoperasiannya dapat

dijelaskan dengan bantuan diagram berikut:

Gambar Diagram skematik bilik ionisasi dinding udara

Instrumen terdiri atas dinding luar yang berbentuk silindris, dengan tebal sekitar 4,75 mm, yang

terbuat dari plastik penghantar listrik. Sebuah kawat pusat, yang koaksial (satu sumbu) dengan

dinding luar, namun dipisahkan dengan suatu isolator yang bermutu tinggi. Kawat pusat (sentral),

atau anoda sentral ini bermuatan positif sehubungan dengan dinding tersebut. Bilamana bilik

tersebut disinari dengan radiasi gamma atau sinar-X, maka ionisasi yang dihasilkan dalam rongga

pengukuran tersebut, sabagai hasil dari interaksi antara foton dan dinding, akan menghilangkan

muatan kondensor tersebut, dan dengan demikian menurunkan potensial anoda. Penurunan

voltase anoda ini berbanding lurus dengan paparan radiasi.

Penentuan ketebalan optimum dapat diilustrasikan melalui suatu eksperimen yang

membuat ionisasi yang dihasilkan dalam rongga suatu bilik ionisasi diukur bersamaan dengan

peningkatan ketebalan dinding dari suatu dinding yang sangat tipis hingga mencapai suatu

ketebalan yang relatif tebal. Dalam melaksanakan eksperimen ini kita harus mencegah elektron-

elektron sekunder yang terbentuk di luar dinding bilik serta sinar-sinar beta yang berasal dari

sumber sinar gamma agar tidak mencapai volume sensitif pada bilik tersebut.

Karena bahan dinding diasumsikan berkaitan dengan ekivalensi udara, maka respon bilik

ionisasi menjadi bersifat tergantung pada energi. Dengan memilih bahan dinding dan ketebalan

yang sesuai, maka nilai maksimum dalam kurva pada Gambar 3. dapat dibuat cukup lebar, dan

bilik ionisasi, sebagai akibatnya, dibuat relatif tidak terikat (independen) pada energi dalam

kisaran energi kuantum yang cukup lebar. Hal-hal lebih jauh mengenai metode pengukuran dosis

radiasi dan besaran-besaran lainnya akan dibicarakan secara lebih rinci pada modul Alat Ukur

Radiasi.



C. Dosis Serap

Dosis serap (D) adalah energi rata-rata yang diberikan oleh radiasi pengion sebesar dE

kepada bahan yang dilaluinya dengan massa dm. Satuan yang digunakan sebelumnya adalah rad.

Satu rad adalah energi rata-rata sebesar 100 erg yang diserap bahan dengan massa 1 gram. yang

didefinisikan sebagai:

1 rad = 100 erg/gr

1 gray (Gy) = 100 rad

Satuan dosis serap dalam SI adalah Joule/kg atau sama dengan gray (Gy). Satu gray adalah dosis

radiasi yang diserap dalam satu joule per kilogram.

1 gray (Gy) = 1 joule/kg

Secara matematis dosis serap dituliskan sebagai berikut:

� =��

�

dE adalah energi yang diserap oleh bahan yang mempunyai massa dm. Besaran dosis serap ini

berlaku untuk semua jenis radiasi dan semua jenis bahan yang dikenainya, namun bila

menyangkut akibat paparan terhadap mahluk hidup, maka informasi yang diperoleh tidak cukup.

Jadi diperlukan besaran lain yang sekaligus memperhitungkan efek radasi untuk jenis radiasi yang

berbeda.

1. Laju Dosis Serap

Laju dosis serap adalah dosis serap per satuan waktu, dan diberi simbol D dot. Satuan laju

dosis serap dalam SI adalah joule/kg.jam atau gray/jam (Gy/jam) dan dalam satuan lama adalah

rad/jam.

2. Hubungan Dosis Serap dan Paparan

Hubungan laju dosis serap dengan laju paparan adalah:

D = f x X

Keterangan:

D = dosis serap (Rad)

X = paparan (R)

f = faktor konversi dari laju paparan ke laju dosis serap (Rad/R)

Jadi, bila medium yang digunakan udara, maka f = 0,877 rad/R.

Perhitungan laju paparan Laju paparan radiasi pada jarak R dari sumber :

Γ A (X) = [R/Jam]

R2

Γ : Faktor γ [R m2/Ci Jam] A : Aktivitas Sumber [Ci] R : Jarak Sumber [m]

Dosis yang diterima dalam jarak R dari sumber :

(d) = 0,877 X [rad/Jam]



0,877 faktor konversi dari R (Rotgen) ke r (rad) konversi dari rad ke rem (d) dikalikan faktor bobot : α,β faktor bobot 20 n faktor bobot 10

γ faktor bobot 1 D. Kerma

Dalam hal radiasi ionisasi langsung, seperti misalnya sinar-X dan netron cepat, kadang-kadang kita berkepentingan dengan energi kinetik awal dari partikel-partikel penyebab ionisasi utama (fotoelektron, elektron Compton, atau pasangan positron-negatron dalam kaitannya dengan radiasi foton dan inti yang terhambur sehubungan dengan netron cepat yang dihasilkan melalui interaksi radiasi insiden per satuan massa medium yang berinteraksi. Kuantitas (besaran) ini disebut sebagai kerma, dan dalam satuan SI diukur dalam satuan joule per kilogram, atau gray (atau dalam sistem satuan sebelumnya dalam rad).

Kerma menurun secara kontinu bersama dengan bertambahnya kedalaman dalam medium penyerap, karena dosis yang diserap meningkat bersama bertambahnya kedalaman karena densitas partikel-partikel penyebab ionisasi utama dan ionisasi sekunder yang dihasilkan juga meningkat, sehingga dicapai suatu nilai maksimum. Setelah nilai maksimum itu, dosis yang terserap menurun bersama dengan menurunnya kedalaman secara kontinu. Dosis maksimum yang terjadi pada suatu kedalaman hampir sama dengan jangkauan maksimum partikel-partikel penyebab ionisasi utama (primer).

Gambar Hubungan antara Kerma dengan Dosis Radiasi Foton Dan Netron-Netron Cepat E. Dosis Ekivalen

Dosis Ekivalen (H) dapat didefinisikan sebagai dosis serap yang diterima oleh tubuh manusia

secara keseluruhan dengan memperhatikan kualitas radiasi dalam merusak jaringan tubuh dan

faktor metode perhitungan di laboratorium. Jadi, H merupakan hasil kali antara dosis serap (D),

faktor kualitas (Q), dan perkalian antara seluruh faktor modifikasi lainnya (N). Seperti diketahui,

dosis serap yang sama tetapi berasal dari jenis radiasi yang berbeda akan memberikan efek

biologi yang berbeda pada sistem tubuh mahluk hidup. Pengaruh interaksi yang terjadi sepanjang

lintasan radiasi di dalam jaringan tubuh yang terkena radiasi terutama berasal dari besaran proses

yang disebut alih energi linier (LET, linear energy transfer). Yang paling berperan dalam hal ini

adalah peristiwa ionisasi yang terjadi sepanjang lintasan radiasi di dalam materi yang dilaluinya.

Dengan demikian daya ionisasi masing-masing jenis radiasi berbeda. Makin besar daya ionisasi,

makin tinggi tingkat kerusakan biologi yang ditimbulkannya. Besaran yang merupakan kuantisasi



dari sifat tersebut dinamakan faktor kualitas Q. Dengan demikian dosis serap H dapat dituliskan

sebagai:

H = D.Q.N

Di sini, digunakan Sievert (Sv) untuk satuan dosis ekivalen dalam SI.

1 Sv = 1 J.kg-1

Dosis ekivalen juga dapat dinyatakan dalam satuan rem.

1 rem = 10-2 Sv

1 Sv = 100 rem

Dalam perumusan di atas, digunakan N yang didefiniskan suatu faktor modifikasi, misalnya

pengaruh laju dosis, distribusi zat radioaktif dalam tubuh, dsb. Untuk keperluan Proteksi Radiasi,

faktor N tersebut selalu dianggap N=1.

Besaran yang merupakan kuantisasi radiasi untuk menimbulkan kerusakan pada jaringan/organ dinamakan faktor bobot radiasi (Wr). Faktor bobot radiasi sebelumnya juga disebut faktor kualitas (QF),. Sedangkan untuk aplikasi di bidang radiobiologi dinyatakan dengan relative biological effectiviness (RBE). Tabel II-2 menunjukan nilai faktor bobot radiasi berbagai jenis radiasi. Secara matematis dosis ekivalen dituliskan sebagai berikut:

H = Σ (D x Wr)

Dengan H adalah dosis ekivalen. Satuan dosis ekivalen dalam SI adalah sievert (Sv) dan satuan lama adalah rem. Laju dosis ekivalen adalah dosis ekivalen per satuan waktu, dan diberi simbol H

dot. Satuan laju dosis ekivalen dalam SI adalah sievert/jam (Sv/jam) dan satuan lama adalah rem/jam.

Tabel Nilai faktor bobot berbagai jenis radiasi

Jenis Radiasi WR (tanpa satuan)

1. Foton, untuk semua energi 1 2. Elektron dan muon, semua energi 1 3. Neutron dengan energi a. < 10 keV b. 10 keV hingga 100 keV c. > 100 keV hingga 2 MeV d. > 2 MeV hingga 20 MeV e. > 20 MeV

5 10 20 10 5

4. Proton, selain proton rekoil, dengan Energi> 2 MeV 5 5. Partikel alfa, fragmen fisi, inti berat 20 Catatan:

i) semua harga tersebut berlaku untuk radiasi eksterna dan interna. ii) Untuk elektron tidak termasuk elektron Auger yang dipancarkan oleh inti

yang terikat pada DNA. iii) Harga WR berdasarkan ICRP No.60 (1990)



F. Dosis Efektif Hasil-hasil penelitian menunjukkan bahwa pada paparan radiasi yang mengenai seluruh tubuh dengan setiap organ/jaringan menerima dosis ekivalen yang sama, terbukti bahwa efek biologi terhadap setiap organ/jaringan berbeda-beda. Hal ini disebabkan oleh perbedaan sensitivitas organ/jaringan tersebut terhadap radiasi. (Dalam hal ini efek radiasi yang diperhitungkan adalah efek stokastik, sebab efek deterministik hanya akan terlihat akibatnya bila dosis yang diterima tubuh melebihi ambang batas tertentu. Di bawah ambang batas itu maka efek stokastik harus diperhatikan. Lihat modul Efek Radiasi Terhadap Tuuh Manusia.) Oleh sebab itu diperlukan besaran dosis lain yang disebut dosis efektif, dengan simbol Eτ. Tingkat kepekaan organ atau jaringan tubuh terhadap efek stokastik akibat radiasi disebut faktor bobot organ atau faktor bobot jaringan tubuh, dengan simbol . Tabel II-3 menggambarkan nilai faktor bobot berbagai organ tubuh. TW Secara matematis dosis efektif diformulasikan sebagai berikut:

atau,

Satuan dosis efektif ialah rem atau sievert (Sv)

Tabel Nilai Faktor Bobot Berbagai Organ Tubuh

No Organ atau Jaringan Tubuh WT 1. Gonad 0,20 2. Sumsum Tulang 0,12 3. Colon 0,12 4. Lambung 0,12 5. Paru-paru 0,12 6. Ginjal 0,05 7. Payudara 0,05 8. Liver 0,05 9. Oesophagus 0,05 10. Kelenjar Gondok (Tiroid) 0,05 11. Kulit 0,01 12. Permukaan tulang 0,01 13. Organ atau jaringan tubuh lainnya 0,05

Catatan: Harga WT berdasarkan ICRP No. 60 (1990)

Laju Dosis Efektif

Definisi laju dosis ekivalen adalah dosis efektif per satuan waktu. Dan diberi simbol Er dot.

Satuan laju dosis efektif ialah sievert/jam atau rem/jam.

G. Dosis Terikat

Dosis terikat adalah dosis total yang diterima akibat zat radioaktif masuk ke dalam tubuh

atau paparan radiasi eksternal dalam selang waktu tertentu. Dosis terikat merupakan integral

waktu dari laju dosis. Secara matematis dosis terikat dituliskan sebagai berikut:



Dengan D(t) menyatakan dosis, menyatakan dosis terikat dan D dot menyatakan selang waktu

paparan atau selang waktu zat radioaktif masuk ke dalam tubuh (intake). Jika t tidak diketahui

secara khusus, maka diambil harga 50 tahun untuk orang dewasa dan 70 tahun untuk anak-anak.

Dosis terikat berlaku untuk dosis eksterna dan interna yang dapat dinyatakan dalam bentuk

dosis serap terikat, dosis ekivalen terikat dan dosis efektif terikat.

H. Dosis Kolektif

Dosis kolektif ialah dosis ekivalen atau dosis efektif yang digunakan apabila terjadi paparan

pada sejumlah besar populasi (penduduk). Paparan ini biasanya muncul apabila terjadi kecelakaan

radiasi. Dalam hal ini perlu diperhitungkan distribusi dosis radiasinya dan distribusi populasi yang

terkena paparan. Simbol untuk besaran dosis kolektif ini adalah ST dengan satuan sievert-man (Sv-

man). Secara matematis dituliskan sebagai berikut:

Untuk dosis ekivalen kolektif,

ST = p H

Untuk dosis efektif kolektif

ST = p E

Keterangan:

ST = dosis ekivalen kolektif

p = jumlah populasi

H = dosis ekivalen

E = dosis efektif

Dosis kolektif digunakan untuk memperkirakan beberapa jumlah manusia dalam populasi

tersebut yang akan menderita akibat radiasi, yaitu dengan memperhitungkan faktor resiko.

Waktu Paro Efektif

Apabila terjadi masukan zat radioaktif, maka informasi lamanya zat radioaktif tinggal di

dalam tubuh menjadi sangat penting. Dalam proteksi radiasi, konstanta peluruhan efektif (λeff)

digunakan untuk menggambarkan laju peluruhan radiasi dan laju pengeluaran zat radioaktif dari

dalam tubuh yang secara matematika dirumuskan sebagai berikut:

Aktivitas Sumber :

At = Ao e-λt [Ci] λ = ln 2 / t ½

Waktu paro untuk Cs 137 : 26,6 tahun Waktu paro untuk Co 60 : 5,4 tahun Intensitas Sumber :

Ix = Io e-µ x [Ci] µ = ln 2 / x ½ 1 Ci = 3,7 x 1010 Bq 1 Sv = 100 rem 1 rem = 0,01 Sv



HVL = Halv Value Layer Adalah ketebalan dari suatu bahan tertentu yang mampu mengurangi intensitas atau laju dosis menjadi separuh dari nilai semula.

TVL = Tenth Value Layer Adalah ketebalan dari suatu bahan tertentu yang mampu mengurangi intensitas atau laju dosis menjadi sepersepuluh dari nilai semula.

I0 HVL I = 2n

I0 TVL I = 10n HVL dan TVL Bahan

Teg Puncak (kV)

Bahan Penahan Timbal (mm) Beton (mm) Besi (mm) HVL TVL HVL TVL HVL TVL

50 0.06 0.17 4.30 15.00 70 0.17 0.52 8.40 28.00 100 0.27 0.88 16.00 53.00 125 0.28 0.93 20.00 66.00 150 0.30 0.99 22.40 74.00 200 0.52 1.70 25.00 84.00 250 0.88 2.90 28.00 94.00 300 1.47 4.80 31.00 104.00 400 2.50 8.30 33.00 109.00 500 3.60 11.90 36.00 117.00 1000 7.90 26.00 44.00 147.00 2000 12.50 42.00 64.00 210.00 3000 14.50 48.50 74.00 245.00 4000 16.00 53.00 88.00 292.00 27.00 91.00 6000 16.90 56.00 104.00 345.00 30.00 99.00 8000 16.90 56.00 114.00 378.00 31.00 103.00 10000 16.90 55.00 119.00 396.00 32.00 105.00 Cs 137 6.50 21.60 48.00 157.00 16.00 53.00 C 60 12.00 40.00 62.00 206.00 21.00 69.00 Ra 16.60 55.00 69.00 234.00 22.00 74.00



2. Standar Keselamatan Radiasi

1. Nilai Batas Dosis Untuk Pekerja.

a. Nilai Batas Dosis.

Penyinaran akibat kerja dari tiap pekerja harus diawasi, sehingga nilai batas seperti berikut

ini tidak dilampaui:

1. dosis efektif sebesar 20 mSv tiap tahunnya, dirata-ratakan selama 5 tahun berturut-turut

(awal dari dimulainya masa ratarata ini disamakan dengan hari pertama masa tahunan

setelah NBD sesuai standar ini diberlakukan).

2. Dosis efektif sebesar 50 mSv untuk satu tahun.

2. dosis ekivalen pada lensa sebesar 150 mSv dalam satu tahun,

2. dosis ekivalen pada ekstrimitas (tangan dan kaki) atau kulit sebesar 500 mSv dalam satu

tahun (nilai batas dosis ekivalen pada kulit dirata-ratakan untuk luas 1 cm2 dari daerah kulit

yang memperoleh penyinaran tertinggi).

Untuk siswa dan magang yang berusia antara 16 sampai 18 tahun yang mengikuti latihan untuk

pekerjaannya yang menggunakan penyinaran radiasi, dan untuk siswa yang berusia antara 16

sampai 18 tahun yang menggunakan sumber radiasi dalam studinya, penyinaran radiasi harus

diawasi sehingga nilai batas berikut tidak dilampaui:

1. dosis efektif sebesar 6 mSv dalam satu tahun.

2. dosis ekivalen pada lensa mata sebesar 50 mSv dalam satu tahun

3. dosis ekivalen pada ekstremitas atau kulit sebesar 150 mSv dalam satu tahun.

b. Keadaan Khusus.

Apabila dalam keadaan khusus, walaupun sudah berusaha dengan sebaik-sebaiknya untuk

melaksanakan semua ketentuan keselamatan kerja dengan radiasi, namun untuk sementara

perubahan nilai batas dosis masih diperlukan, dan telah disetujui oleh instalasi yang

betrsangkutan , maka:

1. masa rata-rata dapat diperpanjang sampai 10 tahun berturutturut, dan dosis efektif bagi

tiap pekerja radiasi tidak lebih besar dari 20 mSv dirata-ratakan selama masa tersebut dan

tidak boleh lebih besar dari 50 mSv dalam satu tahun, serta keadaan harus ditinjau ulang

apabila seseorang pekerja radiasi mencapai penerimaan dosis sebesar 100 mSv sejak

dimulainya masa rata-rata tersebut.

2. perubahan sementara dari pembatasan dosis harus ditentukan oleh Instansi Berwenang

akan tetapi tidak boleh lebih besar dari 50 mSv untuk masa satu tahun, dan perubahan

sementara

3. ini tidak boleh lebih lama dari masa 5 tahun.

2. Nilaia Batas Dosis Untuk Penyinaran Masyarakat.

a. Nilai Batas Dosis.

Dosis rata-rata yang diperkirakan akan diterima oleh grup kritik yang sesuai dari anggota

masyarakat, yang berasal dari suatu kegiatan tidak akan lebih besar dari nilai batas berikut ini:



1. dosis efektif sebesar 1 mSv dalam satu tahun

2. dalam keadaan khusus, dosis efektif sampai dengan 5 mSv dalam satu tahun dengan syarat

bahwa dosis rata-rata selama lima tahun berturut-turut tidak lebih dari 1 mSv dalam satu

tahun.

3. dosis ekivalen pada lensa mata sebesar 15 mSv dalam satu tahun

4. dosis ekivalen pada kulit sebesar mSv dalam satu tahun.

b. Pembatasan dosis bagi penggembira dan pengunjung pasien.

Seringkali penderita atau pasien yang memperoleh pengobatan dengan menggunakan zat

radioaktif terbuka (radioaktifmaka) atau sumber radioaktif terbungkus (brachitherapy)

memerlukan dukungan moral dari keluarga. Batasan dosis (contrain) bagi mereka ini bukan bagi

pekerja radiasi dalam bidang kesehatan yang melayani pasien adalah:

1. untuk orang dewasa tidak boleh lebih besar daripada 5 mSv selama masa pemeriksaan

diagnosa dan terapi dari seorang pasien.

2. untuk anak-anak yang mengunjungi pasien yang menelan zat radioaktif (kedokteran nuklir),

tidak boleh lebih besar dari 1 mSv.

Nilai batas Dosis seperti yang tertera diatas tadi adalah:

1. merupakan jumlah dari dosis radiasi eksterna dan interna, atau salah satu dari keduanya,

yaitu dosis radiasi eksterna saja atau dosis radiasi interna saja

2. tidak termasuk penyinaran medik

3. tidak termasuk penyinaran radiasi alam.

Tabel Nilai Batas Dosis

Uraian Dosis /tahun Dosis /jam mrem/th mSv/th mrem/jm mSv/jm µSv/jm

Petugas Proteksi Radiasi 5000 50 2,5 0,025 25 Pekerja Radiasi 500 5 0,25 0,0025 2,5 Umum 50 0,5 0,025 0,00025 0,25 Catatan : 1 tahun = 2000 jam.

3. Peralatan Proteksi Radiasi

Surveimeter

Surveymeter gamma merupakan surveymeter yang paling banyak terdapat di pasaran karena memang paling sering digunakan. Detektor yang sering digunakan adalah detektor Guiger Mueler. Pada prinsipnya surveimeter ini dapat digunakan untuk mengukur radiasi gamma maupun Sinar-X, hanya perlu memperhatikan faktor kalibrasinya, karena nilaikalibrasi suatu surveymeter untuk radiasi gamma energi tinggi berbeda dengan nilai kalibrasi untuk sinar-x. Macamnya : Surveymeter Gamma, Surveymeter alpha/beta, Surveymeter neutron.



Surveymeter analog Surveymeter Digital Dosimeter Saku

Alat ukur ini digunakan untuk mengukur dosis radiasi secara akumulasi, jadi dosis radiasi yang mengenainya akan dijumlahkan dengan dengan dosis radiasi yang diterima sebelumnya. Terdapat tiga macam dosimeter saku (pen Dose/ Pocket dosimeter), film badge dan TLD. Untuk layanan pemantauan dosis tara perorangan eksternal digunakan dosimeter perorangan yaitu dosimeter film dan dosimeter termoluminisensi (TLD). Dalam pemakaiannya, kedua dosimeter tersebut dimasukkan ke dalam suatu wadah/holder, yang umum dikenal dengan film dan TLD badge.

a. Pocket Dosimeter, b. Pembacaan Pocket Dosimeter, c. Tampilan Pembacaan Pcket Dosimeter.

TLD, Film Badge, Pcket Dosimeter Pocket Dosimeter Digital

a.

b.

c.



Pada operasional rutin, umumnya diperlukan 2 dosimeter untuk setiap pekerja radiasi yang dipantau, satu dosimeter digunakan untuk melakukan pekerjaannya sementara dosimeter yang dipakai sebelumnya diproses dan dievaluasi. Biasanya, frekuensi pertukaran dosimeter disesuaikan dengan jenis dosimeter yang digunakan, yaitu 1 bulan untuk film badge dan 3 bulan untuk TLD badge. Pada saat ini, sudah diberikan jasa layanan pemantauan dosis tara perorangan eksternal kepada instansi/perusahaan/rumah sakit baik pemerintah maupun swasta pengguna radiasi pengion [foton (sinar-x, g), beta dan neutron) dan tercatat ± 400 pengguna dengan jumlah pekerja radiasinya 3903 orang. Kegiatan ini bertujuan untuk menentukan dosis tara perorangan eksternal bagi pekerja radiasi dengan menggunakan film dan TLD badge. Long Tang

Digunakan sebagai alat untuk menjangkau, memindahkan ataupun mengambil sumber radiasi terbuka, dengan jarak antara badan yang jauh.

Pinset

Digunakan sebagai alat untuk menjangkau, memindahkan ataupun mengambil sumber radiasi terbuka, dengan jarak antara badan yang dekat. Drum Penampung

Digunakan untuk menampung ataupun sebagai wadah sumber radioaktif yang akan dipindahkan. Sarung Tangan Pb, Apron Pb, Shielding Pb

Melindungi dan mengurangi paparan radiasi yang diterima saat berhubungan dengan sumber radioaktif

Sarung Tangan Pb Apron Pb



BAB V

PENGELOLAAN SUMBER RADIOAKTIF

1. Pembagian Daerah Kerja

Untuk menjaga keselamatan seseorang, maka diadakan pembagian daerah kerja sesuai dengan

tingkat bahaya radiasinya. Pembagian daerah ini didasarkan pada tingkat radiasi dan kontaminasi

(sesuai dengan SK Ka.BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN//V-99) dimana Pengusaha Instalasi harus

membagi daerah kerja menjadi:

1. Daerah pengawasan

Adalah daerah kerja yang memungkinkan seorang pekerja menerima dosis radiasi tidak lebih dari

15 mSv (1500 mRem) dalam satu tahun dan bebas kontaminasi. Daerah pengawasan yang

dibedakan menjadi :

a. Daerah Radiasi sangat Rendah yaitu daerah kerja yang memungkinkan seseorang pekerja

menerima dosis 1 mSv (100 mRem) atau lebih dan kurang dari 5 mSv (500 mRem) dalam 1

tahun.

b. Daerah Radiasi Rendah yaitu daerah kerja yang memungkinkan seseorang pekerja menerima

dosis 5 mSv (500 mRem) atau lebih dan kurang dari 15 mSv (1500 mRem) dalam satu tahun

untuk seluruh tubuh atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu.

2. Daerah pengendalian

Adalah daerah kerja yang memungkinkan seorang pekerja menerima dosis radiasi lebih dari 15

mSv (1500 mRem) dalam satu tahun dan ada daerah yang terkontaminasi. Daerah pengendalian

dibedakan menjadi :

a. Daerah Radiasi

1. Daerah Radiasi Sedang, yaitu daerah kerja yang memungkinkan seorang yang bekerja secara

tetap pada daerah itu menerima dosis sebesar 15 mSv (1500 mRem) atau lebih dan kurang

dari 50 mSv (5000 mRem) dalam satu tahun untuk seluruh tubuh atau nilai yang sesuai

terhadap organ tertentu dari tubuh.

2. Daerah Radiasi Tinggi, yaitu daerah kerja yang memungkinkan seseorang yang bekerja secara

tetap dalam daerah itu menerima dosis 50 mSv (5000 mRem) atau lebih dalam satu tahun

atau nilai yang sesuai terhadap organ tertentu dari tubuh.

b. Daerah kontaminasi

1. Daerah Kontaminasi Rendah, yaitu daerah kerja dengan tingkat kontaminasi yang besarnya

lebih kecil 0,37 Bq/Cm2 (10-5 uCi per Cm2) untuk pemancar alfa dan lebih kecil dari 3,7 Bq/Cm2

(10-4 uCi per Cm2) untuk pemancar beta.

2. Daerah kontaminasi sedang, yaitu daerah kerja dengan tingkat kontaminasi radioaktif 0,37

Bq/Cm2 (10-5 uCi/Cm2) atau lebih dan kurang dari 3,7 Bq/Cm2 (10-4 uCi per Cm2 ) untuk

pemancar alfa dan atau 3,7 Bq/ Cm2 (10-3 uCi per Cm2) atau lebih dan kurang dari 37 Bq/ Cm2


(10-3 uCi per Cm2) untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara tidak melebihi

sepersepuluh Batas Turunan Kadar zat radioaktif di udara.

3. Daerah Kontaminasi Tinggi

uCi per Cm2) atau lebih untuk pemancar alfa, dan atau 37 Bq/ Cm

lebih untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara kadang

Batas Turunan Kadar zat radioaktif di udara.

b. Pengelolaan Limbah Sumber Radioaktif

Pengelolaan limbah radioaktif merupakan rangkaian kegiatan yang meliputi pengumpulan,

pengelompokan, pengolahan, pengangkutan, penyimpanan dan atau pembuangan limbah

radioaktif. Pada dasarnya kegiatan pengelolahan tersebut dapat dilakukan dalam beberapa

tahapan yaitu pengumpulan dan pengelompokan, pemindahan/pengangkutan dan pengolahan,

penyimpanan dan pembuangan, serta pemantauan selama penyimpanan.

limbah radioaktif dapat dikategorikan menjadi :

1. Cairan : Seperti air cucian benda padat

radioaktif yang sengaja dibuang baik untuk suatu percobaan, atau sisa cair,

cairan dari instalasi pengolahan uranium atau pabrik yang menggunakan

zat radioaktif seperti pabrik kaos lampu dan sebagainya.

2. Padatan : Seperti jarum suntik bekas, peralatan gelas untuk penanganan zat

radioaktif atau pernah digunakan untuk menampung larutan radioaktif

termasuk resin penukar ion, binatang percobaan, peralatan bekas dari

instalasi pemurnian uranium dan lain sebagainya.

3. Gas : Seperti udara dan aerosol dari kegiatan tambang uranium, udara dari

instalasi pemurnian, produksi radioisotop, pengoperasian reaktor dan

instalasi pengolahan limbah dan sebagainya.

Gambar Salah satu pengelolaan limbah radioaktif dengan


) untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara tidak melebihi

sepersepuluh Batas Turunan Kadar zat radioaktif di udara.

Kontaminasi Tinggi, yaitu daerah kerja dengan tingkat kontaminasi 3,7 Bq/ Cm

) atau lebih untuk pemancar alfa, dan atau 37 Bq/ Cm2 (10

lebih untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara kadang-kadang lebih besar da

Batas Turunan Kadar zat radioaktif di udara.

Pengelolaan Limbah Sumber Radioaktif




hapan yaitu pengumpulan dan pengelompokan, pemindahan/pengangkutan dan pengolahan,

penyimpanan dan pembuangan, serta pemantauan selama penyimpanan.

limbah radioaktif dapat dikategorikan menjadi :

Seperti air cucian benda padat yang terkontaminasi, atau cairan zat




Seperti jarum suntik bekas, peralatan gelas untuk penanganan zat



instalasi pemurnian uranium dan lain sebagainya.

Seperti udara dan aerosol dari kegiatan tambang uranium, udara dari


instalasi pengolahan limbah dan sebagainya.

Gambar Salah satu pengelolaan limbah radioaktif dengan Penangguhan dan peluruhan (

decay)


Halaman 47 dari 77

) untuk pemancar beta, sedangkan kontaminasi udara tidak melebihi

yaitu daerah kerja dengan tingkat kontaminasi 3,7 Bq/ Cm2 (10-4

(10-3 uCi per Cm2) atau

kadang lebih besar dari




hapan yaitu pengumpulan dan pengelompokan, pemindahan/pengangkutan dan pengolahan,

penyimpanan dan pembuangan, serta pemantauan selama penyimpanan. Menurut fisiknya

yang terkontaminasi, atau cairan zat




Seperti jarum suntik bekas, peralatan gelas untuk penanganan zat



Seperti udara dan aerosol dari kegiatan tambang uranium, udara dari


Penangguhan dan peluruhan (delay and



Pengelolahan limbah radioaktif dapat dilakukan dengan cara :

1. Pengenceran dan pembauran (dilute and disperse)

Digunakan untuk mengolah limbah radioaktif dalam bentuk padat, cair dan gas dalam tingkat

rendah.

2. Penangguhan dan peluruhan (delay and decay)

Digunakan untuk mengelola limbah padat, cair dan gas yang mengandung radionuklida

dengan umur paruh pendek (maksimal dalam orde hari)

3. Konsentrasi dan kungkung

Digunakan untuk mengolah limbah padat, cair, dan gas tingkat menengah dan tinggi.

c. Pengangkutan Sumber Radioaktif

Pengangkutan sumber radiasi hanya dapat dilakukan sesuai ketentuan yang berlaku dan

telah mendapatkan persetujuan pengangkutan dari BAPETEN untuk dilakukannya pengangkutan,

dengan mengikuti ketentuan berikut :

1. Keselamatan rancangan ditentukan oleh pembungkusan pada waktu rancangan dibuat dan

telah diperhitungkan untuk memenuhi syarat-syarat kemampuan baik dalam pengangkutan

normal maupun dalam kecelakaan.

2. Keselamatan pelaksanaan ditentukan oleh prosedur pelaksanaan oleh pengirim, penerima

dan pengangkut. Bungkusan zat radioaktif yang diangkut tidak boleh berdekatan dengan

penumpang maupun film atau kertas foto yang belum diproses.

3. Bungkusan zat radioaktif tidak boleh diangkut bersama-sama dalam satu ruangan dimana

terdapat barang-barang lain yang berbahaya seperti barang-barang yang mudah meledak,

terbakar, mudah mengakibatkan korosi, mengoksida, gas-gas yang bertekanan tinggi dsb.

4. Pembungkusan zat radioaktif yang mempunyai sifat lain yang berbahaya seperti mudah

meledak, mudah terbakar, beracun, dan lain-lain harus dilakukan dengan memperhatikan

semua sifat tersebut.

5. Di dalam hal terjadi kecelakaan yang mengakibatkan rusaknya bungkusan zat radioaktif, maka

untuk mencegah meluasnya radiasi, tempat dimana bungkusan itu terletak, perlu diisolir

dengan tanda yang jelas.

6. Bungkusan tak boleh berisi barang lain, kecuali perlengkapan dan surat yang diperlukan dalam

pengiriman zat radioaktif tersebut.

7. Bungkusan yang sudah siap dikirim diberi tanda siap untuk diangkut, dokumen pengangkutan

antara lain harus memuat :

a. Tanda pengenal instansi yang berwenang

b. Keterangan singkat mengenai bungkusan termasuk bahan konstruksi

c. Berat kotor

d. Ukuran luar

e. Tampak luar dan lain-lain

8. Nilai Batas Dosis (NBD) untuk petugas pengangkutan adalah 0,75 mRem/jam.

9. Dalam melakukan pengangkutan harus dilengkapi dengan surat persetujuan dari BAPETEN.



10. Pengangkutan zat radioaktif selama pengangkutan harus menjamin :

a. Zat radioaktif tetap dalam wadah

b. Adanya proteksi terhadap radiasi yang dipancarkan

c. Adanya proteksi terhadap pelepasan yang timbul dalam proses penyerapan radiasi.

11. Untuk menjamin pengangkutan secara umum, agar manusia dan benda-benda sekitarnya

terhindar dari bahaya radiasi :

a. Dipakai bungkusan yang secara mekanis dan teknis baik.

b. Jumlah zat radioaktif yang ada dalam tiap bungkusan tidak melebihi batas aktivitas yang

ditentukan untuk bungkusan yang bersangkutan.

c. Banyaknya bungkusan yang berisi zat radioaktif yang diangkut dengan kendaraan adalah

dalam batas-batas yang ditentukan dalam peraturan.

d. Ditentukan jarak antara bungkusan berisi yang ditumpuk dan disimpan dalam kendaraan

dengan penumpang dan barang-barang yang sensitif terhadap radiasi.

e. Hanya alat-alat pengangkat yang telah diuji kemampuan teknis dan daya angkutnya yang

dipakai untuk pemuatan, pengangkutan, dan pembongkaran bungkusan yang berisi zat

radioaktif.

f. Bungkusan yang berisi zat radioaktif dipersiapkan dengan baik sebelum diangkut dan

selama pengangkutan diperiksa secara berkala.

g. Diambil tindakan administrasi dan organisatoris yang tepat, khususnya dalam hal

bungkusan-bungkusan yang memerlukan pemberitahuan terlebih dahulu.

12. Pembungkusan ditentukan dengan sistem klasifikasi bungkusan type A dan B.

Pembungkusan type A

Dirancang untuk dapat bertahan pada kondisi angkutan normal yaitu dengan dapat

bertahannya keutuhan wadah dan penahan radiasi.

Gambar Gambar Alat bantu transportasi

Pembungkusan type B.

Dirancang untuk dapat bertahan pada kondisi kecelakaan hepotitis, hal ini dinyatakan

dengan bertahannya keutuhan wadah dan penahan radiasi setelah dilakukan pengujian

kemampuan daya tahan dalam kondisi kecelakaan.



Gambar Pemasangan label bungkusan pada packing box

13. Katagori bungkusan dan tingkat radiasi pada permukaan bungkusan dan indeks angkutannya

Bungkusan kategori I-Putih

Termasuk dalam katagori ini apabila tingkat radiasi pada permukaan luar bungkusan selama

dalam pengangkutan tidak melebihi 0,5 mRem/jam.

Gambar Label Bungkusan kategori I-Putih

Bungkusan kategori II-Kuning

Termasuk dalam kategori ini apabila tingkat radiasi melebihi batas kategori I (0,5

mRem/jam) tetapi masih lebih rendah dari 50 mRem/jam



Gambar Label Bungkusan kategori II Kuning

Bungkusan kategori III-Kuning

Termasuk dalam kategori ini apabila tingkat radiasi melebihi batas kategori II (50

mRem/jam) atau bungkusan dengan peraturan khusus tetapi tingkat radiasi masih rendah

dari 200 mRem/jam.

Gambar Label Bungkusan kategori III Kuning



BAB VI

PENGENALAN PERALATAN KEDOKTERAN NUKLIR

a. Diagnostik

1. Pesawat Sinar-X

Pesawat sinar-x pertama kali ditemukan oleh seorang berkebangsaan Jerman bernama

Wilhelm Conrad Rontgen pada tahun 1895. Pesawat ini merupakan penghasil sinar-x yang

dimanfaatkan dibidang kedokteran sebagai alat diagnose. Pesawat sinar-x biasa disebut juga

dengan photo Rontgen dimana hasil pencitraan divisualisasikan dalam sebuah film positip.

Pembangkit sinar-X berupa tabung hampa udara yang di dalamnya terdapat filamen yang juga

sebagai katoda dan terdapat komponen anoda. Jika filamen dipanaskan maka akan keluar

elektron dan apabila antara katoda dan anoda diberi beda potensial yang tinggi, elektron akan

dipercepat menuju ke anoda. Dengan percepatan elektron tersebut maka akan terjadi tumbukan

tak kenyal sempurna antara elektron dengan anoda, akibatnya terjadi pancaran radiasi sinar-X.

Gambar pesawat sinar-X pertama yang dioperasikan di negara Amerika

Pemanfaatan sinar-X di bidang kedokteran nuklir merupakan salah satu cara untuk

meningkatkan kesehatan masyarakat. Aplikasi ini telah cukup beragam mulai dari radiasi untuk

diagnostic, pemeriksaan sinar-X gigi dan penggunaan radiasi sinar-X untuk terapi. Di negara maju,

fasilitas kesehatan yang menggunakan radiasi sinar-X telah sangat umum dan sering

digunakan.Radiasi di bidang kedokteran membawa manfaat yang cukup nyata bagi yang



menggunakannya. Dengan radiasi suatu penyakit atau kelainan organ tubuh dapat lebih awal

dan lebih teliti dideteksi, sementara terapi dengan radiasi dapat membnatu penderita kanker atau

tumor untuk memeperingan penyakitnya.

Gambar contoh peaswat sinar-x

Pembangkit Sinar-X

Sinar-X dibangkitkan dari tabung hampa udara (vacuum) yang berisi filamen (yang juga

sebagai katoda) dan anoda. Adanya beda potensial yang tinggi antara anoda dan katoda serta

faktor pemanasan pada filamen menyebabkan elektron akan keluar dari katoda dan mengalami

percepatan untuk menuju ke anoda. Elektron tersebut akan mengalami tumbukan tak kenyal

sempuna antara elektron dengan atom-atom di anoda peristiwa ini disebut Bremtrahlung.

Perangkat pesawat sinar-X pada umumnya terdiri dari bagian utama :

• Tabung Sinar-X, Merupakan tempat pembangkit sinar-x

Gambar Tabung Pesawat sinar-X dan bagiannya

• Trafo Tegangan Tinggi (HV), Merupakan pemercepat elektron di dalam tabung sinar-x.

Nilai tegangan tinggi sesuai dengan spesifikasi tabung sinar-x. Tegangan tinggi kV


dihasilkan dengan menggunakan

dihubungkan dengan suatu

terminal anoda tabung sinar

penyearah tegangan

lebih halus jika menggunakan

primer trafo HV.

• Sistem Kontrol, Merupakan p

(mA), dan waktu pencitraan (S)

• Mekanik sandaram, Merupakan tempat pasien untuk dilakukan penyinaran.

Trafo HV


dihasilkan dengan menggunakan transformator step-up dimana bagian primernya

dihubungkan dengan suatu auto transformer. Bagian sekunder trafo HV dihubungkan ke

terminal anoda tabung sinar-x, yang sebelumnya melewati unit rectifier

penyearah tegangan AC. Rangkaian ini berupa half wafe rectification circuit,

lebih halus jika menggunakan bridge rectifier circuit. Meter kV dipasang pada bagian

Merupakan pengatur parameter pesawat sinar-x yaitu tegangan (kV), arus

(mA), dan waktu pencitraan (S).

, Merupakan tempat pasien untuk dilakukan penyinaran.

Pesawat sinar-X dengan Bagiannya

Gambar Blok Diagram Pesawat Sinar-X

Tabung

Trafo HV Sistem Kontrol

Mekanik Sandaran


Halaman 54 dari 77

dimana bagian primernya

. Bagian sekunder trafo HV dihubungkan ke

unit rectifier sebagai

half wafe rectification circuit, atau akan

. Meter kV dipasang pada bagian

x yaitu tegangan (kV), arus

, Merupakan tempat pasien untuk dilakukan penyinaran.



2. CT Scan

CT Scan (computed tomography scan) adalah proses penggunaan komputer untuk

memperoleh gambaran tiga-dimensional dari ribuan gambar x-ray dua-dimensional. CT Scan

dapat menghasilkan gambar-gambar yang sangat akurat dari objek-objek di dalam tubuh seperti

tulang, organ, dan pembuluh darah. Gambar-gambar ini sangat berguna dalam mendiagnosa

berbagai penyakit, seperti kanker, penyakit jantung, stroke, kelainan organ reproduktif, dan

kelainan gastrointestinal. Citra yang dihasilkan CT Scan jauh lebih detail dibanding citra yang

diperoleh x-ray biasa.

Gambar contoh pesawat CT Scan

Mesin CT Scan berbentuk pipa dengan tempat pasien berbaring di tengahnya. Pemroses

citra (scanner) sendiri terdapat dalam frame pipa tersebut. Saat mesin bekerja, pipa pemroses

citra itu berputar sambil menembakkan sinar rontgen ke arah pasien dari berbagai sudut. Untuk

setiap putaran, sekitar 1.000 gambar bagian dalam pasien diambil. Gambar-gambar ini kemudian

di-compile oleh komputer sehingga menghasilkan gambar cross-sectional bagian dalam tubuh

pasien yang dapat digunakan dalam menganalisa dan mendiagnosa pasien.

Prinsip dasar CT scan mirip dengan perangkat radiografi yang sudah lebih umum dikenal.

Kedua perangkat ini sama-sama memanfaatkan intensitas radiasi terusan setelah melewati suatu

obyek untuk membentuk citra/gambar. Perbedaan antara keduanya adalah pada teknik yang

digunakan untuk memperoleh citra dan pada citra yang dihasilkan. Tidak seperti citra yang

dihasilkan dari teknik radiografi, informasi citra yang ditampilkan oleh CT scan tidak overlap

(tumpang tindih) sehingga dapat memperoleh citra yang dapat diamati tidak hanya pada bidang

tegak lurus berkas sinar (seperti pada foto rontgen), citra CT scan dapat menampilkan informasi

tampang lintang obyek yang diinspeksi. Oleh karena itu, citra ini dapat memberikan sebaran

kerapatan struktur internal obyek sehingga citra yang dihasilkan oleh CT scan lebih mudah

dianalisis daripada citra yang dihasilkan oleh teknik radiografi konvensional.

CT Scanner menggunakan penyinaran khusus yang dihubungkan dengan komputer berdaya

tinggi yang berfungsi memproses hasil scan untuk memperoleh gambaran panampang-lintang dari

badan. Pasien dibaringkan diatas suatu meja khusus yang secara perlahan – lahan dipindahkan ke

dalam cincin CT Scan. Scanner berputar mengelilingi pasien pada saat pengambilan sinar rontgen.


Waktu yang digunakan sampai seluruh p

jam, tergantung pada jenis CT scan yang digunakan( waktu ini termasuk waktu check

Proses scanning ini tidak menimbulkan rasa sakit . Sebelum dilakukan scanning pada pasien,

pasien disarankan tidak makan atau meminum cairan tertentu selama 4 jam sebelum proses

scanning. Bagaimanapun, tergantung pada jenis prosedur, adapula prosedur scanning yang

mengharuskan pasien untuk meminum suatu material cairan kontras yang mana digunakan untuk

melakukan proses scanning khususnya untuk daerah perut.

Gambar Contoh hasil imaging dengan CT Scan

CT Scan memiliki beberapa kelebihan dibanding x

beresolusi lebih tinggi, sinar rontgen dalam CT Scan dapat

saja, dan citra perolehan CT Scan menunjukkan posisi suatu objek relatif terhadap objek

sekitarnya sehingga dokter dapat mengetahui posisi objek itu secara tepat dan akurat. Kelebihan

kelebihan tersebut telah membuat CT Scan menjadi proses radiografis medis yang paling sering

direkomendasikan oleh dokter dan, dalam banyak kasus, telah menggantikan proses x

secara total.

Sistem CT Scan

Peralatan sistem CT Scan terdiri atas tiga bagian, yaitu:

1. Sistem Pemroses Citra

2. Sistem Komputer dan Kendali

3. Stasiun Operasi dan Stasiun Pengamat


Waktu yang digunakan sampai seluruh proses scanning ini selesai berkisar dari 45 menit sampai 1

jam, tergantung pada jenis CT scan yang digunakan( waktu ini termasuk waktu check


disarankan tidak makan atau meminum cairan tertentu selama 4 jam sebelum proses



melakukan proses scanning khususnya untuk daerah perut.

Gambar Contoh hasil imaging dengan CT Scan

CT Scan memiliki beberapa kelebihan dibanding x-ray biasa: citra yang diperoleh CT Scan

beresolusi lebih tinggi, sinar rontgen dalam CT Scan dapat difokuskan pada satu organ atau objek

saja, dan citra perolehan CT Scan menunjukkan posisi suatu objek relatif terhadap objek

sekitarnya sehingga dokter dapat mengetahui posisi objek itu secara tepat dan akurat. Kelebihan

membuat CT Scan menjadi proses radiografis medis yang paling sering

direkomendasikan oleh dokter dan, dalam banyak kasus, telah menggantikan proses x

Peralatan sistem CT Scan terdiri atas tiga bagian, yaitu:

Pemroses Citra

Sistem Komputer dan Kendali

Stasiun Operasi dan Stasiun Pengamat

Gambar Blok Diagram Sistem CT Scan


Halaman 56 dari 77

roses scanning ini selesai berkisar dari 45 menit sampai 1

jam, tergantung pada jenis CT scan yang digunakan( waktu ini termasuk waktu check-in nya).


disarankan tidak makan atau meminum cairan tertentu selama 4 jam sebelum proses



ray biasa: citra yang diperoleh CT Scan

difokuskan pada satu organ atau objek

saja, dan citra perolehan CT Scan menunjukkan posisi suatu objek relatif terhadap objek-objek di

sekitarnya sehingga dokter dapat mengetahui posisi objek itu secara tepat dan akurat. Kelebihan-

membuat CT Scan menjadi proses radiografis medis yang paling sering

direkomendasikan oleh dokter dan, dalam banyak kasus, telah menggantikan proses x-ray biasa



Sumber sinar-x (x-ray tube dalam gambar di atas) menembakkan sinar-x ke arah pasien.

Collimator adalah penghalang sinar radiasi dan berfungsi memfokuskan sinar-x yang ditembakkan

oleh x-ray tube pada satu slice (potongan) saja. Detektor radiasi biasanya berupa detektor ionisasi

gas. Jika tabung pada detektor ditembus oleh radiasa maka akan terjadi ionisasi gas-gas di

dalamnya. Ionisasi tersebut menimbulkan arus listrik pada keluaran detektor yang sebanding

dengan intensitas sinar radiasi yang mengenai receiver detektor. Keluaran detektor kemudian

dikirim ke bagian akuisisi data yang berfungsi mengubah besaran-besaran listrik dari detektor

menjadi sinyal analog yang kemudian akan melalui konversi Analog-to-Digital. Hasil

pengkonversian A/D itu dikirim ke bagian komputer dan kendali untuk di-compile oleh komputer.

3. MRI

MRI atau Magnetic Resonance Imaging adalah suatu alat kedokteran di bidang

pemeriksaan diagnostik radiologi , yang menghasilkan rekaman gambar potongan penampang

tubuh / organ manusia. Gambaran tersebut didapat dengan menggunakan medan magnet

berkekuatan antara 0,064 – 1,5 tesla (1 tesla = 1000 Gauss) dengan resonansi getaran terhadap

inti atom hidrogen. Beberapa faktor kelebihannya adalah kemampuan dalam membuat

potongan koronal, sagital, aksial dan oblik tanpa banyak memanipulasi posisi tubuh pasien

sehingga sangat sesuai untuk diagnostik jaringan lunak.

Teknik penggambaran MRI relatif komplek karena gambaran yang dihasilkan tergantung

pada banyak parameter. Bila pemilihan parameter tersebut tepat, kualitas gambar MRI dapat

memberikan gambaran detail tubuh manusia dengan perbedaan yang kontras, sehingga anatomi

dan patologi jaringan tubuh dapat dievaluasi secara teliti.

Gambar contoh pesawat MRI atau Magnetic Resonance Imaging

Untuk menghasilkan gambaran MRI dengan kualitas yang optimal sebagai alat diagnostik,

maka harus memperhitungkan hal-hal yang berkaitan dengan teknik penggambaran MRI, antara

lain :

a. Persiapan pasien serta teknik pemeriksaan pasien yang baik

b. Kontras yang sesuai dengan tujuan pemeriksaanya

c. Artefak pada gambar, dan cara mengatasinya

d. Tindakan penyelamatan terhadap keadaan darurat



MRI bila ditinjau dari tipenya terdiri dari :

a. MRI yang memiliki kerangka terbuka (open gantry) dengan ruang yang luas.

b. MRI yang memiliki kerangka (gantry) biasa yang berlorong sempit.

Bila ditinjau dari kekuatan magnetnya terdiri dari ;

a. MRI Tesla tinggi ( High Field Tesla ) memiliki kekuatan di atas 1 – 1,5 T ;

b. MRI Tesla sedang (Medium Field Tesla) memiliki kekuatan 0,5 – T ;

c. MRI Tesla rendah (Low Field Tesla) memiliki kekuatan di bawah 0,5T.

Prinsip Dasar MRI

Struktur atom hidrogen dalam tubuh manusia saat diluar medan magnet mempunyai arah

yang acak dan tidak membentuk keseimbangan. Kemudian saat diletakkan dalam alat MRI

(gantry), maka atom H akan sejajar dengan arah medan magnet . Demikian juga arah spinning dan

precessing akan sejajar dengan arah medan magnet. Saat diberikan frekuensi radio , maka atom H

akan mengabsorpsi energi dari frekuensi radio tersebut. Akibatnya dengan bertambahnya energi,

atom H akan mengalami pembelokan, sedangkan besarnya pembelokan arah, dipengaruhi oleh

besar dan lamanya energi radio frekuensi yang diberikan. Sewaktu radio frekuensi dihentikan,

atom H akan sejajar kembali dengan arah medan magnet . Pada saat kembali inilah, atom H akan

memancarkan energi yang dimilikinya. Kemudian energi yang berupa sinyal tersebut dideteksi

dengan detektor yang khusus dan diperkuat. Selanjutnya komputer akan mengolah dan

merekonstruksi citra berdasarkan sinyal yang diperoleh dari berbagai irisan.

Gambar blok diagram MRI

Tata Laksana dan Langkah Pemeriksaan

1. Pada pemeriksaan MRI perlu diperhatikan bahwa alat-alat seperti tabung oksigen, alat

resusistasi, kursi roda, dll yang bersifat fero-magnetik tidak boleh dibawa ke ruang MRI.

Untuk keselamatan, pasien diharuskan mema-kai baju pemeriksaan dan menanggalkan

benda-benda feromagnetik, seperti : jam tangan, kunci, perhiasan jepit rambut, gigi palsu

dan lainnya.



2. Screening dan pemberian informasi kepada pasien dilakukan dengan cara mewawancarai

pasien, untuk mengetahui apakah ada sesuatu yang membahayakan pasien bila dilakukan

pemeriksaan MRI, misalnya: pasien menggunakan alat pacu jantung, logam dalam tubuh

pasien seperti IUD, sendi palsu, neurostimulator, dan klip anurisma serebral, dan lain-lain.

3. Transfer pasien menuju ruang MRI, khususnya pasien yang tidak dapat berjalan harus

diperhatikan karena penggunaan mesin roda akan membahayakan dikarenakan medan

magnet MRI selalu menyala. Cara antisipasi adalah menggunakan meja MRI yang mobile.

4. Kenyamanan pasien perlu diperhatikan karena dapat merancukan pemeriksaan.

5. Persiapan console yaitu memprogram identitas pasien se-perti nama, usia dan lain-lain.

6. Pemilihan coil yang tepat.

7. Memilih parameter yang tepat.

8. Untuk mendapatkan hasil gambar yang optimal, perlu penentuan center magnet (land

marking patient) sehingga coil dan bagian tubuh yang diamati harus sedekat mungkin ke

center magnet, misalnya pemeriksaan MRI kepala, pusat magnet pada hidung.

Beberapa kesalahan yang mungkin terjadi adalah:

1. Kesalahan disebabkan pergerakan fisiologis yang tidak periodic, seperti menelan, pernafasan

yang tidak stabil, berkedip, dan lain lain.

2. Adanya pengaruh gaya magnet dari luar.

3. Penempatan central magnet yang tidak tepat

Kelebihan MRI Dibandingkan dengan CT Scan

Beberapa kelebihan dan kekurangan MRI dibandingkan dengan pemeriksaan CT Scan, yaitu

1. MRI lebih unggul untuk mendeteksi beberapa kelainan pada jaringan lunak seperti otak,

sumsum tulang serta muskuloskeletal.

2. Mampu memberi gambaran detail anatomi dengan lebih jelas.

3. Mampu melakukan pemeriksaan fungsional seperti pemeriksaan difusi, perfusi dan

spektroskopi yang tidak dapat dilakukan dengan CT Scan.

4. Mampu membuat gambaran potongan melintang, tegak, dan miring tanpa merubah posisi

pasien.

5. MRI tidak menggunakan radiasi pengion.

Setiap teknik radiologi memiliki keunggulan dan kelemahan. Meskipun telah tampak gejala

jelas dari suatu penyakit, tetapi selama diagnosis belum ditegakkan maka radiologi belum boleh

diberikan. Misalkan terjadi sakit kepala akibat kelainan di otak. Jika penyebab sakit kepala

tersebut adalah abnormalitas intrakranial maka CT Scan lebih baik dari MRI. Jika Sakit kepala

tersebut ternyata terjadi akibat perdarahan subaraknoid maka MRI lebih baik dari pada CT Scan.

(Sumber dikutip dari akhsanur)



4. PET

PET (Positron Positron emission tomography) adalah teknik pencitraan kedokteran nuklir

yang menghasilkan gambar tiga dimensi atau gambar dari proses fungsional dalam tubuh. Sistem

ini mendeteksi pasang sinar gamma yang dipancarkan secara tidak langsung oleh positron-

emitting radionuklida (tracer), yang diperkenalkan ke dalam tubuh pada molekul biologis aktif.

Gambar tiga dimensi dari konsentrasi pelacak dalam tubuh yang kemudian dibangun oleh analisis

komputer. Dalam scanner modern, pencitraan tiga dimensi ini sering dilakukan dengan bantuan

CT Scan X-ray dilakukan pada pasien selama sesi yang sama, di mesin yang sama.

Jika molekul biologis aktif dipilih untuk PET adalah FDG, analog glukosa, konsentrasi tracer

dicitrakan kemudian memberikan aktivitas metabolik jaringan, dalam hal penyerapan glukosa

daerah. Penggunaan pelacak ini untuk mengeksplorasi kemungkinan kanker metastasis (yaitu,

menyebar ke situs lain) menghasilkan jenis yang paling umum dari PET scan dalam perawatan

medis standar (90% dari scan saat ini). Namun, atas dasar minoritas, radiotracers lainnya yang

digunakan dalam PET untuk gambar konsentrasi jaringan dari berbagai jenis molekul bunga

Konsep tomografi emisi dan transmisi diperkenalkan oleh David E. Kuhl, Lukas Chapman

dan Roy Edwards di akhir 1950-an. Pekerjaan mereka kemudian mengarah pada desain dan

konstruksi instrumen tomografi beberapa di University of Pennsylvania. Pencitraan tomografi

teknik telah dikembangkan lebih lanjut oleh Michel Ter-Pogossian, Michael E. Phelps dan yang

lainnya di Washington University School of Medicine.

Gambar contoh pesawat PET atau Positron Positron emission tomography

Bekerja oleh Gordon Brownell, Charles Burnham dan rekan mereka pada awal Rumah Sakit

Umum Massachusetts pada tahun 1950 memberikan kontribusi signifikan terhadap

perkembangan teknologi PET dan termasuk demonstrasi pertama dari radiasi pemusnahan untuk

pencitraan medis [4]. Inovasi mereka, termasuk penggunaan cahaya pipa, dan analisis volumetrik

telah penting dalam penyebaran pencitraan PET. Pada tahun 1961, James Robertson dan rekan-

rekannya di Brookhaven National Laboratory dibangun scan tunggal pesawat pertama PET,

dijuluki "kepala-Shrinker."

Salah satu faktor yang paling bertanggung jawab atas penerimaan pencitraan positron

adalah pengembangan radiofarmasi. Secara khusus, pengembangan berlabel 2-fluorodeoxy-D-

glukosa (2FDG) oleh kelompok Brookhaven di bawah arahan Al Wolf dan Joanna Fowler



merupakan faktor utama dalam memperluas lingkup pencitraan PET Senyawa ini pertama kali

diberikan. dua sukarelawan manusia normal dengan Abass Alavi pada bulan Agustus 1976 di

University of Pennsylvania. Otak gambar yang diperoleh dengan scanner biasa (non-PET) nuklir

menunjukkan konsentrasi FDG pada organ itu. Kemudian, zat ini digunakan dalam tomografi

positron khusus scanner, untuk menghasilkan prosedur yang modern.

Perpanjangan logis dari instrumentasi positron adalah desain yang menggunakan dua 2-

dimensi array. PC adalah instrumen pertama yang menggunakan konsep ini dan dirancang pada

tahun 1968, selesai pada 1969 dan dilaporkan pada tahun 1972. Aplikasi pertama dari PC-aku

dalam mode tomografi yang dibedakan dari modus tomografi dihitung dilaporkan pada tahun

1970. [7] Segera menjadi jelas bagi banyak dari mereka yang terlibat dalam pengembangan PET

yang array melingkar atau silinder detektor adalah langkah logis berikutnya dalam instrumentasi

PET. Meskipun banyak peneliti mengambil pendekatan ini, James Robertson dan ID Cho adalah

yang pertama kali mengusulkan sistem cincin yang telah menjadi prototipe dari bentuk saat ini

PET. Pemindai PET / CT, dikaitkan dengan Dr David Townsend dan Dr Nutt disebut oleh majalah

TIME sebagai penemuan medis tahun pada tahun 2000

Gambar Contoh hasil imaging dengan pesawat PET atau Positron Positron emission tomography

Pengoperasian

Untuk melakukan scan, berumur pendek radioaktif tracer isotop disuntikkan ke dalam

subjek hidup (biasanya ke dalam sirkulasi darah). Pelacak secara kimia dimasukkan ke dalam

molekul biologis aktif. Ada masa tunggu sementara molekul aktif menjadi terkonsentrasi di

jaringan bunga, kemudian subjek ditempatkan dalam pemindai pencitraan. Molekul yang paling

umum digunakan untuk tujuan ini adalah fluorodeoxyglucose (FGD), gula, untuk yang masa

tunggu biasanya satu jam. Selama scan catatan konsentrasi jaringan dibuat sebagai meluruh

pelacak.

Sebagai radioisotop mengalami pembusukan emisi positron (juga dikenal sebagai peluruhan

beta positif), telepon ini memancarkan sebuah positron, sebuah anti-partikel dari elektron dengan



muatan yang berlawanan. Positron dipancarkan perjalanan dalam jaringan untuk jarak pendek

(biasanya kurang dari 1 mm, tetapi tergantung pada isotop [11]), selama waktu itu kehilangan

energi kinetik, sampai berkurang kecepatannya ke titik di mana ia dapat berinteraksi dengan

elektron. Pertemuan tersebut annihilates kedua elektron dan positron, menghasilkan sepasang

pemusnahan (gamma) foton bergerak dalam arah berlawanan sekitar. Ini terdeteksi ketika

mereka mencapai sintilator dalam alat scan, menciptakan ledakan cahaya yang dideteksi oleh

tabung photomultiplier atau longsoran silikon foto dioda (Si APD). Teknik ini tergantung pada

deteksi simultan atau bersamaan dari sepasang foton bergerak ke arah berlawanan sekitar (itu

akan persis berlawanan di tengah mereka dari frame massa, tetapi scanner tidak memiliki cara

untuk mengetahui ini, dan sehingga memiliki arah yang built-in sedikit -kesalahan toleransi).

Foton yang tidak tiba di temporal "berpasangan" (yaitu dalam jendela waktu-dari beberapa

nanodetik) akan diabaikan.

Lokalisasi acara pemusnahan positron Fraksi yang paling signifikan dari elektron-positron

hasil meluruh dalam dua foton gamma 511 keV yang dipancarkan di hampir 180 derajat satu sama

lain, maka, adalah mungkin untuk melokalisir sumber mereka sepanjang garis lurus dari kebetulan

(juga disebut garis respon, atau LOR). Dalam prakteknya, LOR yang memiliki lebar terbatas sebagai

foton yang dipancarkan tidak persis 180 derajat. Jika waktu pemecahan detektor kurang dari 500

picoseconds daripada sekitar 10 nanodetik, adalah mungkin untuk melokalisir acara untuk segmen

akord, yang panjangnya ditentukan oleh resolusi waktu detektor. Sebagai resolusi waktu

membaik, rasio signal-to-noise (SNR) dari gambar akan meningkatkan, membutuhkan peristiwa

yang lebih sedikit untuk mencapai kualitas gambar yang sama. Teknologi ini masih belum umum,

tetapi tersedia di beberapa sistem baru.

Sebuah teknik seperti rekonstruksi computed tomography (CT) dan single-foton emisi

computed tomography (SPECT) data lebih umum digunakan, meskipun kumpulan data

dikumpulkan dalam PET adalah jauh lebih buruk dibandingkan CT, sehingga teknik rekonstruksi

lebih sulit (lihat Gambar rekonstruksi PET). Menggunakan statistik yang dikumpulkan dari

puluhan ribu peristiwa kebetulan, satu set persamaan simultan untuk kegiatan total setiap paket

dari jaringan bersama LORs banyak dapat diselesaikan dengan sejumlah teknik, dan, dengan

demikian, peta radioaktivitas sebagai fungsi dari lokasi untuk paket atau bit jaringan (juga disebut

voxel), dapat dibangun dan diplot. Peta yang dihasilkan menunjukkan jaringan di mana pelacak

molekuler telah menjadi terkonsentrasi, dan dapat diinterpretasikan oleh dokter ahli radiologi

atau kedokteran nuklir dalam konteks diagnosis pasien dan rencana perawatan

5. Thyroid Up Take

Thyroid Up-Take Counter adalah suatu perangkat atau alat untuk mempelajari kecepatan

kelenjar gondok ( thyroid gland ) dalam mengakumulasi dan melepaskan iodium yang menjadi

komponen utama dalam pembentukan hormon tiroksin yang berguna bagi metabolisme tubuh

melalui suatu prosedur kedokteran nuklir.

Dalam prosedur ini digunakan isotop iodium-131 sebagai perunut yang biasanya dalam

bentuk kapsul setelah melalui kendali kualita yang ketat. Kapsul aktif ini diukur aktivitasnya

dengan alat tersebut ( sebagai referensi standar), dan kemudian diberikan kepada pasien secara



oral. Secara in-vivo pada interval waktu tertentu isotop iodium yang terakumulasi pada kelenjar

gondok diukur aktivitas bersihnya (yaitu aktivitas setelah dikurangi aktivitas

latarnya/background), selanjutnya data ini tercatat secara otomatis dalam komputer.

Gambar Contoh perangkat Thyroid Up Take dan pemakaiannya

Kelenjar gondok adalah penumpukan jaringan limfa yang membantu tubuh untuk melawam

infeksi. Kelenjar gondok ditempatkan lebih atas dan jauh di belakang, dimana saluran hidung

terhubung dengan ternggorokan, dan tidak bisa dilihat melalui mulut. Meskipun begitu, Kelenjar

gondok bisa membesar-misal, ketika mereka menjadi terinfeksi dengan bakteri yang

menyebabkan panyakit radang tekak. Ketika hal ini terjadi, amandel tersebut menjadi lebih

menonjol dan kelenjar gondok bisa menyumbat hidung. Biasanya, kelenjar gondok kembali ke

ukuran normal ketika infeksi berakhir. Kadangkala mereka tetap membesar, terutama sekali pada

anak yang sering mengalami infeksi kronis. Meskipun sangat jarang, kanker kadangkala

menyebabkan pembesaran kelenjar gondok pada anak.

Gambar Blok Diagram Thyroid Uptake



Kebanyakan pembesaran kelenjar gondok tidak menyebabkan gejala-gejala; beberapa

tahap pada pembesaran tonsillar bahkan dipertimbangkan normal pada anak yang belum sekolah

dan anak remaja. meskipun begitu, anak dengan kelenjar gondok membesar bisa mengalami

tenggorokan luka dan tidak nyaman atau rasa sakit ketika menelan. Kelenjar gondok. membesar

bisa mengeluarkan kualitas suara ‘hidung kurus’ dan menyebabkan perubahan bentuk langit-

langit mulut anak tersebut dan letak pada gigi. Kelenjar gondok yang membesar dipertimbangkan

sebagai masalah ketika mereka menyebabkan akibat serius. Mereka bisa menyebabkan infeksi

telinga kronis dan kehilangan pendengaran menyebabkan gangguan pada pipa pembuluh dan

penumpukan cairan pada telinga tengah. Mereka bisa menyebabkan infeksi sinus menular dan

pendarahan hidung. Beberapa anak mengalami gangguan tidur apnea, dengan mendengkur dan

tidak bernafas dalam jangka waktu singkat; hal ini bisa menyebabkan kadar oksigen rendah pada

darah, sering terbangun, dan tidur di siang hari. Jarang, gangguan tidur apnea disebabkan oleh

pembesaran kelenjar gondok bisa menyebabkan komplikasi serius, seperti tekanan darah tinggi

pada paru-paru (darah tinggi paru-paru) dan perubahan pada jantung yang diakibatkan dari

hipertensi paru-paru.

Bagian Elektronik merupakan rangkaian elektronik yang terdiri dari modul-modul untuk

memproses pulsa listrik dari detektor menjadi informasi hasil pencacahan secara dinamik. Proses

pengolahan pulsa listrik ini menggunakan prinsip seperti spektrometer gamma dengan Single

Channel Analyser (SCA). Komunikasi data dengan komputer menggunakan Universal Serial Bus

(USB).

Prosedur Pengujian

Subyek diinstruksi untuk,

1. Berhenti minum obat-obatan yang dapat mempengaruhi pemeriksaan selama

2. beberapa hari-minggu (lihat tabel)

3. Berpuasa selama minimal 8 jam

4. Meminum kapsul / larutan NaI-131 50 μCi dengan segelas air (1-2 jam setelah

5. minum kapsul, boleh makan dan minum seperti biasa)

6. Setelah jeda waktu 6 dan 24 jam, lakukan pengukuran cacahan dileher (anterior, posisi

kelenjar tiroid) dan cacahan latar (paha) dengan alat TU pada jarak tertentu yang tetap.

Cacah juga kapsul / larutan (aktivitas sama dengan yang diminum) dalam pantom leher

sebagai standar

7. Hitung % Uptake dengan software atau manual

8. Nilai normal : % Uptake 6 jam : 3 - 16%, 24 jam : 8 - 25%

Hasil pengukuran aktivitas setelah pemberian kapsul iodium dibandingkan dengan

referensi, merupakan kurva persentasi radioaktivitas iodium yang terukur dalam kelenjar dan

polanya seperti terlihat pada gambar kurva fungsi thyroid.

1. Menunjukkan Thyroid

2. Menunjukkan hypothyroid

3. Menunjukkan hyperthyroid

4. Menunjukkan hyperthyroid severe

5. Menunjukkan organification defect



Gambar Kurva fungsi Thyroid

6. Renograf

Perangkat renograf IR3 adalah salah satu peralatan di bidang kedokteran nuklir untuk

pemeriksaan (diagnosa) gangguan fungsi ginjal dengan teknik nuklir menggunakan perangkat

instrumentasi nuklir dengan dual probe detektor NaI(Tl) dan isotop radioaktif sebagai perunut.

Prototipe renograf ini merupakan pengembangan dari desain prototip yang telah dikembangkan

dan telah memperhatikan perkembangan teknologi terkini serta penggunaan komponen state of

the art, dan pertimbangan untuk menghasilkan alat yang mudah dalam pemakaian dan perawatan

(modular system).

Pengendalian proses pemeriksaan mulai dari akuisisi, pengolahan data dan penyimpanan

data dilakukan oleh Komputer PC atau Laptop dengan komunikasi melalui port serial (USB).

Renografi dalam sistem pelayanan kesehatan dapat berperan sebagai sarana screening diagnostic

tahap awal maupun sebagai sarana pemantauan hasil pengobatan/tindakan medis, sehingga

sangat strategis untuk mendeteksi secara dini kelainan fungsi ginjal yang terjadi. Gaya hidup dan

pola makanan yang banyak mengandung bahan kimia pengawet dewasa ini telah meningkatkan

jumlah penderita kelainan fungsi ginjal baru yang tercatat di rumah sakit, dan ditengarai usia

muda semakin rentan menderita gagal fungsi ginjal.

Cara Kerja Renograf

Cara kerja perangkat renograf pada dasarnya adalah memonitor kedatangan, sekresi,

ekstkesi (arrival, Uptake, transit and elimination) dari radiofarmaka pada ginjal sesaat setelah

injeksi intravena. Pemonitoran dari luar tubuh ini dimungkinkan karena radiofarmaka yang

digunakan mengandung isotop yang memancarkan radiasi gamma. Hasil pengukuran adalah

berupa kurva renogram yang mengindikasikan fungsi ginjal pasien.



Gambar beberapa contoh type Renograf

Diagnosis fungsi ginjal dengan menggunakan renograf dilakukan dengan menyuntikan

radioisotop Hipuran I-131 atau TC-99m ke dalam tubuh pasien dengan dosis tertentu. Radiasi

yang masuk dan keluar dari ginjal disensor oleh detector yang diletakkan di belakang tubuh tepat

pada posisi ginjal. Detektor akan mengubah radiasi yang diterima menjadi pulsa listrik. Detektor

yang digunakan adalah NaI(Tl), dimana tinggi pulsa sebanding dengan energi radiasi dan

intensitasnya sebanding dengan aktivitas radiasinya. Pada modul pengkondisi sinyal, pulsa

keluaran detector dibentuk dan dikondisikan sebagai masukan penganalisa kanal tunggal (SCA)

serta diseleksi sesuai energi isotop yang digunakan. Seleksi energi dilakukan menggunakan

jendela energi E dan dE yang diatur menggunakan modul I2C_ADDA.

Gambar Blok Diagram Renograf

Pulsa terseleksi yang berupa TTL, selanjutnya dicacah pada modul pencacah. Hasil cacah

kemudian dikirim ke komputer melalui komunikasi serial devasys USB_I2C I/O REV. B2. Lama

pemeriksaan 15 menit sampai 20 menit dengan waktu cuplik 4 detik. Hasil cacah yang diterima

komputer kemudian diproses dan ditampilkan dalam bentuk grafik maupun numerik. Perangkat

lunak (sofeware) yang digunakan RenoXp_USB. Hasil pemeriksaan berupa grafik renogram yang

mencerminkan fungsi ginjal kanan dan ginjal kiri pasien.



Perangkat Renograf model IR3 terdiri dari tiga bagian utama, yaitu : Sistem Elektronik,

Sistem Mekanik dan Sistem Akuisisi dan Pengolah Data seperti ditunjukkan pada Gambar I.1.

Sistem kolimator dengan detektor tidak terpasang langsung pada kursi pasien seperti dalam

desain terdahulu, tetapi terpasang pada suatu statif yang bebas bergerak. Hal ini dimaksudkan

untuk mengantisipasi keperluan pemeriksaan pasien yang tidak dapat duduk selama 15 – 20

menit waktu diperiksa, sehingga dibaringkan diatas meja periksa. Pasien juga bisa didudukkan

pada kursi biasa dan kedua detektor-probe diarahkan pada kedua ginjal dari arah belakang. Posisi

operator dan peralatan monitor sangat kompak dan dekat dengan pasien, sehingga menambah

kenyamanan bagi pasien selama diperiksa.

Gambar Perangkat keras DAQ dan tampilan software Renograf

Radioisotop yang digunakan adalah I131 Hippuran dengan dosis 40 mikro-Curri per pasien atau Tc-

99m DTPA dengan dosis 100 mikro-Curri per pasien. Lama pemeriksaan antara 15 sampai 20

menit. Hasil pemeriksaan disimpan dalam hardisk dan dapat dicetak menggunakan printer.

Output data hasil pemeriksaan yang disediakan dan dapat dicetak berupa :

• Data pasien

• Kurva urodinamik fungsi ginjal (renogram) 2 dimensi, dapat menggunakan printer berwarna

untuk membedakan ginjal kiri dan kanan.

• Parameter : terdapat 11 parameter fungsi ginjal yang ditampilkan secara otomatis yaitu : Up

Take Phase, T Peak, Up Take Slope, T ⅔ Peak, T ½ Peak, T ⅔ Own Slope, T ½ Down Slope,

Max (peak) count, Count at 10 menit, Reno Index, Relative Up Take (%), sehingga hasil

analisis dan diagnosis bisa dibuat lebih kuantitatif.

• Catatan / Diagnosa Dokter

7. Gamma Kamera

Kamera Gamma adalah alat yang dapat memberikan citra distribusi radioaktif (radioactive

distribution imaging) yang berlabel di dalam tubuh pasien, setelah pasien terlebih dahulu dimasuki zat radioaktif. Citra tersebut diperoleh dengan cara mendeteksi pancaran radioaktif dari dalam tubuh pasien menggunakan detektor nuklir yang ditempatkan pada lokasi yang ditentukan di luar tubuh pasien.


Kamera gamma merupakan salah satu aplikasi teknologi nuklir dibidang kesehatan,digunakan sebagai alat diagnostik invitro yang dapat berbagai organ tubuh seperti jantung, liver, gondok, parulainnya. Kamera Gamma digunakan untuk membentuk citra dari distribusi radionuklida pemancar sinar gamma intensitas rendah yang suatu zat radiofarmaka. Komponen dasar sistem Kamera Gamma dapat dilihat pada Gambar bawah yaitu terdiri dari kolimator, kristal sintilasi NaI(Tl), susunan tabung pangganda foto (PMT photo multiplier tubes), panganalisis tinggi pulsa (PHA katoda sebagai peralatan penampil, dan konsol pengendali.

Gambar contoh tabung detektor PMT dan modul penguat Sinar gamma yang dipancarkan dari tubuh pasien berdiameter besar (NaI(Tl)) setelah melalui kolimator. Guna kolimator adalah untuk memberikan penajaman pada citra karena hanya melewatkan sinar gamma yang searah dengan orientasi lubang kolimator dan menahan gamma sinar gamma yang dating dari tubuh pasien saja yang dideteksi. Ketika suatu foton gamma berinteraksi dengan kristal sodium iodide yang diaktivasi oleh thalium (NaI(Tl)), maka dihasilkan pulsa pancaran cahaya (fluorescent light

energi sinar gamma. Pulsa pancaran cahaya tersebut kemudian dideteksi dan dikuatkan oleh setiap PMT sepanjang permukaan belakang kristal, dimana tabung dengan jarak terjauh menerima cahaya lebih kecil daripada yang terdekat. Efisiensi kristal ini untuk mendeteksi sinar gamma dari xenon-133 (81 keV) dan technetium (140 keV) adalah mendekati 90%, artinya hanya 10% dari foton gamma yang melalui kristal yang tidak menghasilkan cahaya.


Gambar Kamera gamma dan bagiannya

Kamera gamma merupakan salah satu aplikasi teknologi nuklir dibidang kesehatan,digunakan sebagai alat diagnostik invitro yang dapat mempresentasikan citraberbagai organ tubuh seperti jantung, liver, gondok, paru-paru, otak ginjal dan

Kamera Gamma digunakan untuk membentuk citra dari distribusi radionuklida pemancar sinar gamma intensitas rendah yang tersebar dalam organ tubuh pasien setelah disuntik dengan suatu zat radiofarmaka. Komponen dasar sistem Kamera Gamma dapat dilihat pada Gambar

yaitu terdiri dari kolimator, kristal sintilasi NaI(Tl), susunan tabung pangganda foto (PMT ), panganalisis tinggi pulsa (PHA – pulse height analyzer

katoda sebagai peralatan penampil, dan konsol pengendali.

Gambar contoh tabung detektor PMT dan modul penguat

Sinar gamma yang dipancarkan dari tubuh pasien ditangkap oleh kristalberdiameter besar (NaI(Tl)) setelah melalui kolimator. Guna kolimator adalah untuk memberikan penajaman pada citra karena hanya melewatkan sinar gamma yang searah dengan orientasi lubang kolimator dan menahan gamma hamburan. Sedangkan rumah timbal menjamin hanya sinar gamma yang dating dari tubuh pasien saja yang dideteksi. Ketika suatu foton gamma berinteraksi dengan kristal sodium iodide yang diaktivasi oleh thalium (NaI(Tl)), maka dihasilkan

fluorescent light) pada titik interaksi yang intensitasnya sebanding dengan energi sinar gamma. Pulsa pancaran cahaya tersebut kemudian dideteksi dan dikuatkan oleh setiap PMT sepanjang permukaan belakang kristal, dimana tabung dengan jarak terjauh

ma cahaya lebih kecil daripada yang terdekat. Efisiensi kristal ini untuk mendeteksi sinar 133 (81 keV) dan technetium (140 keV) adalah mendekati 90%, artinya hanya

10% dari foton gamma yang melalui kristal yang tidak menghasilkan cahaya.


Halaman 68 dari 77

Kamera gamma merupakan salah satu aplikasi teknologi nuklir dibidang kesehatan, yang mempresentasikan citra fungsi/sidik

paru, otak ginjal dan organ tubuh Kamera Gamma digunakan untuk membentuk citra dari distribusi radionuklida pemancar

tersebar dalam organ tubuh pasien setelah disuntik dengan suatu zat radiofarmaka. Komponen dasar sistem Kamera Gamma dapat dilihat pada Gambar di

yaitu terdiri dari kolimator, kristal sintilasi NaI(Tl), susunan tabung pangganda foto (PMT – pulse height analyzer), tabung sinar

Gambar contoh tabung detektor PMT dan modul penguat

ditangkap oleh kristal-kristal sintilasi berdiameter besar (NaI(Tl)) setelah melalui kolimator. Guna kolimator adalah untuk memberikan penajaman pada citra karena hanya melewatkan sinar gamma yang searah dengan orientasi

hamburan. Sedangkan rumah timbal menjamin hanya sinar gamma yang dating dari tubuh pasien saja yang dideteksi. Ketika suatu foton gamma berinteraksi dengan kristal sodium iodide yang diaktivasi oleh thalium (NaI(Tl)), maka dihasilkan

) pada titik interaksi yang intensitasnya sebanding dengan energi sinar gamma. Pulsa pancaran cahaya tersebut kemudian dideteksi dan dikuatkan oleh setiap PMT sepanjang permukaan belakang kristal, dimana tabung dengan jarak terjauh

ma cahaya lebih kecil daripada yang terdekat. Efisiensi kristal ini untuk mendeteksi sinar 133 (81 keV) dan technetium (140 keV) adalah mendekati 90%, artinya hanya


PMT mengubah pulsa cahaya menjadi suatu sinyal listrik ddengan besaran yang dapat diukur. Kejadian sintilasi pada kristal direkam oleh lebih dari satu tabungdan Y dari interaksi ditentukan oleh keluaran dari setiap PMT menurut posisi geometrinya di belakang detector. Secara bersamaan seluruh sinyal keluaran dari setiap PMT dijumlahkan dan diberi pembobotan. Sinyal tersebut mempunyai tiga komponen, yaitu koordinat spasial sumbu X dan sumbu Y serta suatu sinyal (Z) yang berhubungan dengan intensitas, dimana amplitudonya sebanding dengan jumlah total energi yang diterima dalam kristal. Sinyal koordinat X dan Y dapat langsung dikirim ke peralatan penampil gambar atau direkam oleh komputer, sedangkan sinyal Z diolah olah PHA. Titik cahaya dapat dimunculkan pada layer monitor hanya apabila pulsa energinya ada pada daerah jendela yang diatur sebelumnya (preset window

sumbu X dan Y.

Gambar contoh imaging pada terapi dengan kamera gamma


Gambar Sistem Kamera Gamma

PMT mengubah pulsa cahaya menjadi suatu sinyal listrik ddengan besaran yang dapat diukur. Kejadian sintilasi pada kristal direkam oleh lebih dari satu tabung-tabung PMT. Koordinat X dan Y dari interaksi ditentukan oleh suatu larik tahanan yang memberikan pembobotan sinyal keluaran dari setiap PMT menurut posisi geometrinya di belakang detector. Secara bersamaan seluruh sinyal keluaran dari setiap PMT dijumlahkan dan diberi pembobotan. Sinyal tersebut

nen, yaitu koordinat spasial sumbu X dan sumbu Y serta suatu sinyal (Z) yang berhubungan dengan intensitas, dimana amplitudonya sebanding dengan jumlah total energi yang diterima dalam kristal. Sinyal koordinat X dan Y dapat langsung dikirim ke peralatan

enampil gambar atau direkam oleh komputer, sedangkan sinyal Z diolah olah PHA. Titik cahaya dapat dimunculkan pada layer monitor hanya apabila pulsa energinya ada pada daerah jendela

preset window) dari PHA dengan koordinat titik cahaya ditentukan oleh



Halaman 69 dari 77

PMT mengubah pulsa cahaya menjadi suatu sinyal listrik ddengan besaran yang dapat tabung PMT. Koordinat X

suatu larik tahanan yang memberikan pembobotan sinyal keluaran dari setiap PMT menurut posisi geometrinya di belakang detector. Secara bersamaan seluruh sinyal keluaran dari setiap PMT dijumlahkan dan diberi pembobotan. Sinyal tersebut

nen, yaitu koordinat spasial sumbu X dan sumbu Y serta suatu sinyal (Z) yang berhubungan dengan intensitas, dimana amplitudonya sebanding dengan jumlah total energi yang diterima dalam kristal. Sinyal koordinat X dan Y dapat langsung dikirim ke peralatan

enampil gambar atau direkam oleh komputer, sedangkan sinyal Z diolah olah PHA. Titik cahaya dapat dimunculkan pada layer monitor hanya apabila pulsa energinya ada pada daerah jendela

haya ditentukan oleh




Kartu antarmuka berfungsi memproses tiga keluaran dari kamera gamma analog, yaitu : X, Y dan PHA (strobe signal) agar dapat direkam dan diolah lebih lanjut oleh komputer. Selama proses akuisisi citra, sinyal-sinyal analog posisi X dan Y diubah menjadi angka-angka digital oleh suatu alat pengubah Analog ke Digital (ADC) yang terdapat pada kartu antarmuka. Kemudian kombinasi kedua angka tersebut digunakan sebagai penunjuk lokasi memori komputer yang berfungsi sebagai pencacah kejadian. Setiap interaksi yang terjadi pada suatu daerah tertentu pada detektor menyebabkan penambahan jumlah pencacahan pada memori yang berhubungan dengan lokasi daerah tersebut. Sinyal dari PHA digunakan untuk memvalidasi, yaitu mengatakan pada komputer apakah kejadian dapat diterima atau tidak untuk diproses. Jika dapat diterima, maka isi dari memori yang lokasi koordinatnya sesuai dengan kejadian tersebut ditambah satu. Maka terbentuk citra organ pada monitor komputer dengan intensitas dari titik-titik gambar (pixel) sebanding dengan jumlah pencacahan. Metode akuisisi ini disebut sebagai model frame atau histogram tingkat keabuan. c. Terapi

1. LINAC

Akselerator linier (sering disingkat menjadi LINAC) adalah jenis akselerator partikel yang

sangat meningkatkan kecepatan partikel subatomik bermuatan atau ion dengan menundukkan

partikel dibebankan pada serangkaian berosilasi potensi listrik sepanjang beamline linear; metode

percepatan partikel adalah ditemukan oleh Leo Szilard. Ini telah dipatenkan pada tahun 1928 oleh

Rolf Widerøe, yang juga membangun perangkat operasional pertama dan dipengaruhi oleh

sebuah publikasi dari Gustav Ising.

JENIS AKSELERATOR

Penggolongan jenis akselerator memang unik, namun demikian umumnyapenggolongan

jenis akselerator dapat ditentukan dari bentuk lintasan, sistempemercepatan, luaran berkas

partikel, dari besar energinya dan bahkanaplikasinya

Dari bentuk lintasan akselerator dibagi menjadi dua yaitu:

1. Akselerator linier : akselerator elektrostatik dan RF linac (linear accelerator)

2. Akselerator sirkular : siklotron, sinkrosiklotron, isokron siklotron, betatron, mikrotron,

sinkrotron

Dari sistem pemercepatan yang dipakai dibagi menjadi dua yaitu:

1. Akselerator elektrostatik : Cockroft Walton, Van de Graaff, Dynamitron,Tandem Peletron,

Transformator

2. Akselerator elektrodinamik: siklotron, sinkrosiklotron, isokron siklotron,betatron,

mikrotron, sinkrotron, RF linac (linear accelerator)

Dari luaran berkas partikel dibagi menjadi tiga yaitu :

1.Akselerator elektron

2.Akselerator ion

3.Akselerator generator neutron

Dari aplikasi akselerator yang populer dibagi menjadi tiga yaitu:

1. Akselerator implantor ion untuk industri semikonduktor

2. Akselerator Linac untuk kedokteran

3. Mesin berkas elektron (MBE) untuk proses industri.Pembagian akselerator



berdasarkan energi dibagi menjadi tiga yaitu :

1. Rendah : ratusan keV – puluhan MeV

2. Sedang : ratusan MeV - GeV

3. Tinggi : puluhan GeV – TeV

Khusus untuk MBE mempunyai penggolongan energi sendir berdasarkanaplikasinya yaitu:

1. MBE energi rendah (100 keV – 400 keV) dengan arus orde 1 - 20 mA.

2. MBE energi sedang (400 keV – 5 MeV) .dengan arus orde 10 - 100 mA.

3. MBE energi tinggi (5 MeV – 15 MeV) dengan arus orde 1- 10 mA.

Gambar perangkat LINAC dan bagiannya

Linacs memiliki banyak aplikasi: mereka menghasilkan sinar-X dan elektron energi tinggi untuk

tujuan pengobatan dalam terapi radiasi, berfungsi sebagai injector untuk partikel energi yang

lebih tinggi akselerator, dan digunakan langsung untuk mencapai energi kinetik yang tertinggi

untuk partikel cahaya (elektron dan positron) untuk partikel fisika.

Linacs desain yang tepat mampu mempercepat ion berat untuk energi melebihi yang

tersedia di cincin-jenis akselerator, yang dibatasi oleh kekuatan medan magnet yang diperlukan

untuk mempertahankan ion pada jalur melengkung. Linacs daya tinggi juga sedang dikembangkan

untuk produksi elektron pada kecepatan relativistik, diperlukan karena elektron cepat bepergian

di busur akan kehilangan energi melalui radiasi synchrotron, ini batas daya maksimum yang dapat

diberikan untuk elektron dalam sinkrotron ukuran tertentu. Linacs juga mampu keluaran luar

biasa, menghasilkan aliran partikel hampir terus menerus, sedangkan sinkrotron akan hanya

secara berkala menaikkan partikel energi yang cukup untuk mendapat "tembakan" pada target.

(Meledak dapat dipegang atau disimpan dalam cincin pada energi untuk memberikan waktu

elektronik eksperimental untuk bekerja, tetapi arus output rata-rata masih terbatas.) Kepadatan

tinggi dari output membuat LINAC yang sangat menarik untuk digunakan dalam fasilitas

penyimpanan loading cincin dengan partikel dalam persiapan untuk partikel tabrakan partikel.

Output massa yang tinggi juga membuat perangkat praktis untuk produksi partikel antimateri,

yang umumnya sulit diperoleh, karena hanya sebagian kecil produk tabrakan target. Ini kemudian

dapat disimpan dan selanjutnya digunakan untuk mempelajari materi-antimateri pemusnahan.

Kedokteran linacs


Sejarah menunjukkan citra Gordon Isaacs, pasien pertama diobati dengan radiasi

akselerator linier terapi (dalam hal ini berkas elektron) untuk retinoblastoma, di 1957 (pasien lain

telah dirawat oleh LINAC untuk penyakit lainnya sejak 1953). Mata kanan G

11 Januari 1957 karena kanker telah menyebar. Mata kirinya, namun hanya memiliki tumor lokal

yang mendorong Henry Kaplan untuk mencoba mengobatinya dengan berkas elektron.

LINAC berbasis terapi radiasi untuk terapi kanker mulai dengan

1953 di London di Hammersmith Hospital, dengan mesin megavolt 8 dibangun oleh Metropolitan

Vickers, sebagai LINAC medis pertama khusus. Tak lama kemudian pada tahun 1955, 6 megavolt

LINAC terapi dari mesin yang berbeda telah

Linacs kelas medis mempercepat elektron menggunakan Waveguide tuned

daya RF menciptakan gelombang berdiri. Beberapa linacs memiliki pendek, pandu vertikal

dipasang, sementara mesin energi yang lebih tinggi

lebih lama dan magnet lentur untuk mengubah balok vertikal terhadap pasien. Linacs medis

menggunakan sinar elektron monoenergetic antara 4 dan 25 MeV, memberikan output sinar

dengan spektrum energi sampai dengan d

pada target kepadatan tinggi (seperti tungsten). Elektron atau X

mengobati penyakit baik jinak dan ganas. Keandalan, fleksibilitas dan akurasi dari berkas radiasi

yang dihasilkan telah banyak digantikan terapi kobalt sebagai alat pengobatan. Selain itu,

perangkat hanya dapat dimatikan saat tidak digunakan, tidak ada sumber yang memerlukan

perisai berat - meskipun penggunaan jangka panjang bertenaga tinggi (> 18 MeV) mesin dapat

menyebabkan sejumlah besar radiasi dalam bagian

ke mesin telah dihapus (yaitu mereka menjadi sumber aktif dan tindakan yang diperlukan harus

diperhatikan)

2. Brachiterapi

Kanker leher rahim atau kanker servik (cervic cancer) termasuk salah satu dari sepuluh

penyakit top dunia yang banyak merenggut nyawa manusia. Berdasarkan data di Amerika Utara,

setiap harinya sekitar 40.000 prosedur medis menggunakan isotop radioaktif dil

sekitar 500.000 manusia diselamatkan dari keganasan kanker dengan terapi radiasi.




telah dirawat oleh LINAC untuk penyakit lainnya sejak 1953). Mata kanan G



LINAC berbasis terapi radiasi untuk terapi kanker mulai dengan pengobatan pasien pertama tahun



LINAC terapi dari mesin yang berbeda telah digunakan di Amerika Serikat.

Linacs kelas medis mempercepat elektron menggunakan Waveguide tuned


dipasang, sementara mesin energi yang lebih tinggi cenderung memiliki Waveguide, horisontal


menggunakan sinar elektron monoenergetic antara 4 dan 25 MeV, memberikan output sinar

dengan spektrum energi sampai dengan dan termasuk energi elektron ketika elektron diarahkan

pada target kepadatan tinggi (seperti tungsten). Elektron atau X-ray dapat digunakan untuk


an telah banyak digantikan terapi kobalt sebagai alat pengobatan. Selain itu,


meskipun penggunaan jangka panjang bertenaga tinggi (> 18 MeV) mesin dapat

menyebabkan sejumlah besar radiasi dalam bagian-bagian logam dari kepala mesin setelah power




setiap harinya sekitar 40.000 prosedur medis menggunakan isotop radioaktif dil


Gambar Perangkat Brakhyterapy


Halaman 72 dari 77



telah dirawat oleh LINAC untuk penyakit lainnya sejak 1953). Mata kanan Gordon telah dihapus



pengobatan pasien pertama tahun



Linacs kelas medis mempercepat elektron menggunakan Waveguide tuned-rongga, di mana


cenderung memiliki Waveguide, horisontal


menggunakan sinar elektron monoenergetic antara 4 dan 25 MeV, memberikan output sinar-X

an termasuk energi elektron ketika elektron diarahkan

ray dapat digunakan untuk


an telah banyak digantikan terapi kobalt sebagai alat pengobatan. Selain itu,


meskipun penggunaan jangka panjang bertenaga tinggi (> 18 MeV) mesin dapat

bagian logam dari kepala mesin setelah power




setiap harinya sekitar 40.000 prosedur medis menggunakan isotop radioaktif dilakukan dan




Bagian-bagiannya :

Tube fleksibel

Tube ini berfungsi untuk mengarahkan gerakan sumber. Maka diameternya harus lebih

besar dari seling atau sumber. Dengan merujuk keberadaan di pasar, maka diputuskan untuk

menggunakan tube berbahan teflon dengan diameter dalam 2 mm atau sekitar 0.0787 inchi.

Dengan menggunakan tube standar maka diperoleh tube teflon standar AWG12 dengan diameter

dalam 0.085 inchi (2.159 mm) dan ketebalan 0.016 inchi (0.4 mm).

Seling sumber radioaktif

Sumber radioaktif berfungsi sebagai pemancar sinar gamma untuk ditembakkan pada

kanker. Sumber ini dilengkapi dengan seling SS yang berfungsi sebagai alat transportasi gerakan

sumber. Sumber 195Ir berukuran diameter 0,65 mm dan panjang 3,60 mm. Sumber ini dibungkus

dalam kapsul SS 316L berdiameter luar 1,10 mm. Kapsul ini dirangkai dengan kawat seling

stainless steel berdiameter 1,04 mm dan panjang 1800 mm

Seling checker

Seling checker berguna untuk memeriksa apakah gerakan sumber akan bergerak seperti

yang telah diprogram. Pemeriksaan ini dilakukan sebelum terapi dengan sumber Ir dilakukan.

Dimensi seling checking sama dengan seling sumber. Perbedaaan hanya terletak pada tiadanya

sumber radioaktif pada ujung seling checker.

Container

Container berfungsi sebagai perisai sehingga pada waktu belum atau tidak digunakan,

paparan radioaktif dari sumber dapat dilokalisir. Material utama berupa timbal (Pb) berbentuk

silinder. Sesuai dengan hasil perhitungan diameter timbal adalah 10 cm. Silindier timbal

dibungkus dengan selongsong aluminium tipis.

Gambar Blok diagral perangkat Brakhiterapy

Di Indonesia, jenis penyakit ini banyak terjadi pada kaum wanita yang berusia di atas

setengah baya tetapi juga ditemukan pada wanita usia muda. Hal ini tentu saja menimbulkan

kekhawatiran karena proses penyembuhannya tidak seperti penyakit-penyakit ringan lainnya,

Proses penyembuhannya dapat dilakukan dengan berbagai cara seperti operasi atau iradiasi

menggunakan sinar gamma. Penyembuhan melalui iradiasi (brachytherapi) merupakan teknik



yang banyak dilakukan untuk penyembuhan kanker servik yang sudah parah. Namun Rumah Sakit

yang memiliki fasilitas ini tidak banyak karena peralatannya masih harus diimpor dan harga

peralatan yang sangat mahal. Beberapa sumber yang digunakan pada pengobatan kanker melalui

proses iradiasi dapat dilihat pada tabel berikut :

Gambar tampulan software Treatment Planning System (TPS) Brachiterapy

3. Gamma Knife

gamma knife. Alat ini dapat mengobati tumor yang sulit dideteksi tanpa operasi, yaitu

dengan menembakan atau mengarahkan berkas gamma ke pusat tumor/kangker. Biasanya

perangkat ini digunakan pada bagian kepala, karena pada bagian ini sulit dilakukan operasi

pembedahan. Gamma knife merupakan bagian dari Radiosurgery yaitu prosedur medis yang

memungkinkan non-invasif pengobatan tumor jinak dan ganas. Ia juga dikenal sebagai

stereotactic radiosurgery (SRS) ketika digunakan untuk menargetkan lesi di otak] Selain kanker,

juga telah terbukti bermanfaat untuk pengobatan dari beberapa kondisi non-kanker, termasuk

gangguan fungsional seperti malformasi arteriovenosa ( AVMs) dan neuralgia trigeminal.



Radiosurgery beroperasi dengan mengarahkan sinar yang sangat terfokus radiasi pengion dengan

presisi tinggi. Ini adalah teknik yang relatif baru (mulai tahun 1967 dengan CyberKnife), yang

digunakan untuk mengikis, dengan cara dosis tepat dari radiasi, tumor intrakranial dan

ekstrakranial dan lesi lainnya yang bisa menjadi tidak terjangkau atau tidak memadai untuk

operasi terbuka. Ada penyakit saraf banyak yang perawatan bedah konvensional sulit atau tidak

disarankan karena konsekuensi berbahaya bagi pasien, seperti kerusakan pembuluh darah di

dekatnya, saraf, dan struktur vital lainnya. Inovasi terbaru dalam radiosurgery termasuk platform

yang merasakan posisi pasien dan menyesuaikan radiasi ke posisi pasien, termasuk waktu sinar

tepat waktu dalam radiasi dada untuk gerakan bernapas, dalam rangka untuk cadangan radiasi

jantung ketika bergerak dengan setiap napas. Teknologi radiosurgery terbaru yang tersedia pada

2009 termasuk CyberKnife dan sistem Gamma Knife, yang Novalis radiosurgery Tx Platform, dan

Trilogi akselerator linear

Gambar perangkat gamma knife

Gamma Knife (juga dikenal sebagai Leksell Gamma Knife), digunakan untuk mengobati

tumor otak dengan pemberian terapi radiasi intensitas tinggi kobalt dengan cara yang

berkonsentrasi radiasi lebih volume kecil. Perangkat ini diciptakan di Institut Karolinska di

Stockholm, Swedia, pada tahun 1967 oleh Lars Leksell, seorang ahli bedah saraf, dan Börje

Larsson, seorang radiobiologist dari Swedia Uppsala University.

Sebuah Gamma Knife biasanya berisi 201 kobalt-60 sumber sekitar 30 curie (1,1 TBq),

masing-masing ditempatkan dalam array melingkar dalam majelis sangat terlindung. Perangkat ini

bertujuan radiasi gamma melalui titik sasaran di otak pasien. Pasien memakai helm khusus yang

tetap untuk pembedahan tengkorak, sehingga tumor otak tetap diam pada titik target dari sinar

gamma. Dosis radiasi ablatif dengan demikian dikirim melalui tumor dalam satu sesi perawatan,

sementara jaringan otak sekitarnya relatif terhindar.

Gamma Knife terapi, seperti radiosurgery semua, menggunakan dosis radiasi untuk

membunuh sel kanker dan tumor menyusut, disampaikan secara tepat untuk menghindari

merusak jaringan otak yang sehat. Gamma Knife radiosurgery mampu secara akurat fokus balok

banyak intensitas tinggi radiasi gamma untuk berkumpul pada satu atau lebih tumor. Setiap balok

individu adalah intensitas relatif rendah, sehingga radiasi memiliki sedikit efek pada intervensi

jaringan otak dan terkonsentrasi hanya pada tumor itu sendiri. Gamma Knife radiosurgery telah



terbukti efektif untuk pasien dengan tumor otak jinak atau ganas hingga 4 cm dalam ukuran,

malformasi vaskular seperti malformasi arteriovenosa (AVM), nyeri atau masalah fungsional

lainnya. Untuk pengobatan neuralgia trigeminal, prosedur dapat digunakan berulang kali pada

pasien. Risiko pengobatan gamma pisau radiosurgery sangat rendah, dan komplikasi terkait

dengan kondisi sedang dirawat.

Gambar sistem gamma knife dan tampilan perangkat linaknya



Referensi :

1. Susetyo, Wisnu, Spektroskopi Gamma, Gadjah Mada University Press. 2. Cember, Herman, “Introduction To Health Physics”, McGraw-Hill, 1992 3. Teknologi Nuklir dan Aplikasi, Ir. Wisnu Arya Wardhana 4. Keputusan Kepala BAPETEN No.01/Ka-BAPETEN/V-1999 tentang Ketentuan Keselamatan

Kerja Terhadap Radiasi. 5. Herman Cember, “Introduction to Health Physics”, Pergamon Press, 1983. 6. John Lilley, “Nuclear Physics: Principles and Applications”, John Wiley & Sons, 2001. 7. Glenn F. Knoll, “Radiation Detection and Measurement”, John Wiley & Sons, 1989. 8. Nicholas Tsoulfanidis, “Measurement and Detection of Radiation”, Hemisphere Publishing

Corp., 1983. 9. J.U. Burnham, “Radiation Protection”, New Brunswick Power Corp., 1992. 10. Stark, David D. Magnetic Resonance Imaging. The CV Mosby Company. Toronto, 1988. 11. Smityh, Francis W, NMR Historical Aspects in Modern Neuroradiological. 12. Barry R. Friedman, et al. Principles of MRI. Mc Graw Hill Information Service Company,

New York , 1988 13. Edelman, Robert R, et. El. Clinical Magnetic Resonance Imaging. WB. Saunders Co.

Toronto. 1990. 14. Susy Suswaty, Prosedure Teknik Penggam-baran MRI, Makalah yang disampaikan pada

Pelatihan Dosen APRO Depkes . Jakarta , 1992. 15. Bailey, D.L; D.W. Townsend, P.E. Valk, M.N. Maisey (2005). Positron Emission

Tomography: Basic Sciences. Secaucus, NJ: Springer-Verlag. ISBN 1-85233-798-2. 16. Ter-Pogossian, M.M, M.E. Phelps, E.J. Hoffman, N.A. Mullani (1975). "A positron-emission

transaxial tomograph for nuclear imaging (PET)". Radiology 114 (1): 89–98. OSTI 4251398. 17. Edmundson GK, Vicini FA, Chen PY, et al. Dosimetric characteristics of the MammoSite

RTS, a new breast brachytherapy applicator. Int J Radiat Oncol Biol Phys. 2002;52:1132–1139.

18. Kassas B, Mourtada F, Horton JL, Lane RG. Contrast effects on dosimetry of a partial breast irradiation system. Med Phys. 2004;31:176–179.

19. ICRU Report No. 37. Stopping powers for electrons and positrons. International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD; 1984.

20. Raymond A. Serway, John W. Jewett, Jr, Physics for Scientists and Engineers with Modern

Physics eighth edition, With contributions from Vahé Peroomian, University of California

at Los Angele, 2010. 21. http://www.wikipedia.com

Documents

diklat pmy 2012