BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE (BPTC) BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR

Presentasi berjudul: "BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE (BPTC) BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR"— Transcript presentasi:

1 BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE (BPTC) BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR
DOSIMETRI BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE (BPTC) BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR (BAPETEN) 2014 SUNARYA

2 Kompetensi Dasar : Mengenal satuan radiasi dosimetri secara umum
Memahami konsep dasar dosimetri

3 Indikator Keberhasilan
Mengetahui satuan radiasi Memahami perhitungan dosis radiasi Mengetahui besaran dosis

4 Satuan Radiasi

5 Energi Radiasi Elektronvolt
Energi yang diperoleh suatu elektron saat dipercepat melalui suatu beda potensial sebesar 1 volt 1 eV = 1,6 x J

6 Exposure (Paparan Radiasi)
Kuantitas dosimetri dari radiasi pengion, berdasarkan kemampuannya untuk menghasilkan ionisasi di udara. Kuantitas “eksposure" memberikan indikasi kemampuan Sinar X untuk menghasilkan efek tertentu di udara Ini hanya didefinisikan untuk terjadinya interaksi radiasi pengion di udara.

7 Paparan Radiasi (X) Nilai absolut dari total muatan ion yang terbentuk di udara saat terjadinya ionisasi akibat interaksi foton dengan udara per satuan massa udara. dQ adalah jumlah muatan pasangan ion yang terbentuk dalam suatu volume udara bermasa dm

8 Satuan paparan radiasi di definisikan sebagai jumlah radiasi gamma atau sinar-X di udara yang menghasilkan ion-ion yang membawa 1 coulomb muatan per kilogram udara. Satuan Internasional (SI) adalah Coulomb per kilogram [C kg-1] Satuan yang pernah dipakai adalah Roentgen [R] 1C kg-1 = 3881 R 1 R = 2.58 x 10-4 C kg-1 1 R = 87,7 erg/g = 0,877 rad (di udara)

9 Exposure rate (laju paparan)
Paparan radiasi per satuan waktu Satuan Internasional (SI) laju paparan adalah C kg-1 per detik atau R/s Selanjutnya juga dikenal laju dosis 1/12/2013

10 Kerma 1/12/2013

11 Kerma (Kinetic Energy Released in a Mass)
Energi kinetik partikel bermuatan yang dihasilkan akibat interaksi radiasi tak bermuatan dalam suatu media penyerap 1/12/2013

12 Kerma (Kinetic Energy Released in a Mass)
dEtrans adalah jumlah energi kinetik mula-mula (awal) dari partikel bermuatan yang dilepaskan dalam suatu bahan bermassa dm 1/12/2013

13 Kerma Satuan internasional (SI) gray (Gy) = 1 J/kg 1/12/2013

14 Dosis Serap 1/12/2013

15 Dosis Serap Energi yang diserap bahan per satuan massa bahan tersebut.
Satuan Internasional (SI) : gray (Gy) = 1 J/Kg atau : 1 rad = 100 erg/g; 1 J = 107 erg sehingga : 1 gray (Gy) = 100 rad 1/12/2013

16 Paparan Radiasi & Dosis Serap
1/12/2013

17 Energi rata-rata untuk menghasilkan ion tunggal di udara 34 eV.
Muatan untuk 1 ion = 1,6 x C Energi rata-rata untuk menghasilkan ion tunggal di udara 34 eV. Maka dosis serap udara untuk 1 satuan X adalah : 1 𝑠𝑎𝑡𝑢𝑎𝑛 𝑋=1 𝐶 𝑘𝑔 𝑥 1 𝑖𝑜𝑛 1,6 𝑥 10 −19 𝐶 𝑥34 𝑒𝑉 𝑖𝑜𝑛 𝑥1,6𝑥 10 −19 𝐽 𝑒𝑉 𝑥1 𝐺𝑦 𝐽/𝑘𝑔 = 34 Gy

18 Dosis serap pada suatu bahan dapat dihitung, jika paparan radiasi diketahui
𝑫𝒐𝒔𝒊𝒔=𝟑𝟒 𝑮𝒚 𝑪 𝒌𝒈 𝒙 𝝁 𝒎𝒆𝒅𝒊𝒖𝒎 𝝁 𝒖𝒅𝒂𝒓𝒂 𝒎𝒂𝒔𝒔𝒂 𝒙 𝑪 𝒌𝒈

19

20 Latihan : Hitung dosis serap pada jaringan otot, jika pada energi radiasi 300 keV, terukur paparan radiasi sebesar 100 mR ?

21 1/12/2013

22 Sebuah foton energi 10 MeV menembus massa 100 g dan mengalami interaksi tunggal, yang mengakibatkan terjadinya produksi pasangan positron dan elektron yang masing - masing memiliki energi 4.5 MeV. Masing – masing partikel tersebut melepaskan semua energi kinetiknya pada massa melalui peristiwa ionisasi dan produksi bremsstrahlung. 1/12/2013

23 Peristiwa tersebut menghasilkan tiga foton bremsstrahlung masing – masing memiliki energi 1.6 MeV, 1.4 MeV dan 2 MeV yang langsung keluar dari massa sebelum mereka berinteraksi. Selanjutnya positron berinteraksi dengan elektron yang terdapat pada massa sehingga terjadi peristiwa annihilasi yang menghasilkan 2 foton dengan energi masing – masing sebesar 0.51 MeV dan kedua foton tersebut keluar dari massa sebelum berinteraksi. 1/12/2013

24 Maka Kerma dapat dihitung :
1/12/2013

25 Maka dosis serap dapat dihitung :
1/12/2013

26 Tabel.1. Besaran dan Satuan Radiometrik
Simbol Satuan SI Konversi Energi Elektronvolt (eV) Joule (J) 1 eV = 1,6 x J Paparan X Roentgent (R) Coulomb per kilogram (C kg-1) Joule per kilogram (J kg-1) 1 R = 2,58 x 10-4 C kg-1 1 R = 8,77 x 10-3 J kg-1 Kerma K Gray (Gy) 1 Gy = 1 J kg-1

27 Latihan 0,1 mrad = ………… Gy 5,0 μGy/jam = …………rad/jam 1/12/2013

28 DOSIMETRI EKSTERNA 1/12/2013

29 DOSIMETER EKSTERNA Pemantauan Aktif : menggunakan dosimeter saku.
Berkisar dari mR hingga 600 R. 1/12/2013

30 Dosimeter Saku

31 1/12/2013

32 Pemantauan Pasif : Film Badge
1/12/2013

33 Film Badge

34 Film Badge Filter Bahan Applikasi W Jendela
Partikel beta dan sinar-x energi rendah N Plastik (50 mg.cm-2) Partikel beta K Plastik (300 mg.cm-2) Gamma dan sinar-x energi rendah, partikel beta energi tinggi A Dural/alumunium (0,04”) Gamma dan sinar-x energi 15 – 65 keV C Cd (0,028”) + Pb (0,012”) Netron termal berinteraksi dengan Cd dan memancarkan gamma T Sn (0,028”) + Pb (0,012”) Netron termal E Pb (0,012”) Shielding I Indium (0,4 g) Netron cepat 1/12/2013

35

36 Film Badge 1/12/2013

37 TLD Badge Pemantauan Pasif : TLD Gambar III-2. TLD Badge
Gambar III-3. TLD untuk pengukuran ektremitis

38 TLD Badge Whole body Extremity

39 TLD Badge 242 mg / cm 2 ABS plastic + 91 mg/cm 2 copper 17 mg/cm 2
(open window) 600 mg/cm 2 ABS plastic TLD chips

40

41 TLD

42 TLD

43 TLD Reader

44

45 TLD Material Form Zeff Linear Range (Gy) Fading Annealing
LiF:Mg,Ti Powder, chips, rods, discs 8.14 5 × 10–5 to 1 <5% per year 400oC, 1 h + 80oC, 24 h LiF:Mg,Ti,Na Powder, discs 10–6 to 10 NA 500oC, 0.5 h LiF:Mg,Cu,P 10–4 to 3 240oC, 10 min Li2B4O7:Mn Powder 7.4 5% in 2 months 300oC, 15 min Al2O3:C 10.2 10–4 to 1 3% per year 300oC, 30 min CaSO4:Dy 15.3 10–6 to 30 7–30% in 6 months 400oC, 1 h CaF2:Dy 16.3 10–5 to 10 25% in 4 weeks 600oC, 2 h BeO Discs 7.13 10–4 to 0.5 7% in 2 months 600oC, 15 h

46 DOSIMETRI EKSTERNA Pemantauan Pasif : TLD
Pemantauan dosis perorangan : Lithium Fluorida, Lithium Borat Pemantauan lingkungan : Calsium Fluorida, Calsium Sulfat

47 Individual Monitoring Dosis Ekivalen Perorangan (Hp(d))
Dosis ekivalen perorangan adalah dosis ekivalen pada jaringan lunak bagian tubuh tertentu pada kedalaman d mm. Untuk radiasi dengan daya tembus lemah, biasanya diambil kedalaman 0,07 mm untuk kulit dan 3 mm untuk mata. Sedangkan untuk radiasi dengan daya tembus tinggi, diambil kedalaman 10 mm untuk seluruh tubuh. 1/12/2013

48 Laju Paparan dari Sumber Gamma Berbentuk Titik = A/r2 (R/jam)
Faktor Gamma Laju paparan pada jarak 1 m dari sumber radiasi berbentuk titik dengan aktivitas 1 Ci (37 GBq). Nilai faktor gamma bergantung dari masing-masing sumber radiasi dan koefisien serap massa udara. = 0,53  fi Ei [R.m2 / Ci.jam] Laju Paparan dari Sumber Gamma Berbentuk Titik = A/r2 (R/jam) 1/12/2013

49 Nilai Faktor Gamma Sumber Radiasi  (R.m2 / Ci.jam) Cesium-137 0,33
Cobalt-60 1,32 Yodium-125 0,07 Yodium-131 0,22 Iridium-192 0,48 Sumber : Cember, 2009 1/12/2013

50 Latihan Hitung nilai faktor gamma untuk sumber Co-60 bila mempunyai energi gamma sebesar 1,17 Mev dan 1,33 MeV dengan fraksi masing-masing 100%. Sumber radiasi Co-60 dengan aktivitas 500 mCi akan digunakan dalam industri. Berapa laju paparan pada jarak 10 m apabila diketahui faktor gamma Co-60  = 1,3 R.m2/Ci.jam. Sumber radiasi Ir-192 dengan aktivitas 2 Ci pada 5 bulan yang lalu akan digunakan di industri (T1/2 Ir-192 = 75 hari). Berapa laju paparan pada jarak 5 m apabila diketahui faktor gamma untuk Ir-192  = 0,5 R.m2/Ci.jam. 1/12/2013

51 DOSIMETRI INTERNA 1/12/2013

52 Metode-metode Pengukuran Dosimetri Interna
Metoda Langsung, yaitu metode in vivo dengan menggunakan whole body counter atau part body counter. Metoda Tidak Langsung, yaitu perhitungan dosis dilakukan melalui pengambilan sampel terlebih dahulu baik sampel biologis maupun sampel fisik. Jenis-jenis metoda tidak langsung adalah: Bioassay (urine, faeces, breath, blood, nose blow, tissue samples) Monitoring udara (sampel udara) Monitoring permukaan (sampel permukaan) 1/12/2013

53 DOSIMETRI INTERNA (lanj.)
Radioistop Pemancar Alfa dan Beta Energi yang diserap per satuan massa per peluruhan disebut Energi Efektif Spesifik (Specific Effective Energy/SEE). Untuk radioisotop pemancar partikel, SEE adalah energi rata-rata dibagi dengan massa jaringan tubuh dimana radioisotop terdeposit. SEE ( atau ) = Laju dosis dari radioisotop tersebut dihitung dengan menggunakan rumus sbb: 1/12/2013

54 Latihan Hitung laju dosis harian testis dengan berat 18 gram yang mengandung radioaktif S-35 dengan aktivitas 6660 Bq. S-35 adalah pemencar beta murni dengan maksimum energi 0,1674 MeV dan energi rata-rata sebesar 0,0488 MeV. Zat radioaktif Na-24 memancarkan radiasi beta dengan energi rata-rata 1,39 MeV terdistribusi ke organ darah dengan massa 5400 gram. Aktivitas Na-24 adalah Bq. Hitung laju dosis zat radioaktif tersebut pada organ. Radioisotop pemancar alpha dengan aktivitas 20 mBq terhisap dalam paru-paru. Jika energi rata-rata partikel alpha itu adalah 5 MeV dan terserap seluruhnya dalam jaringan paru-paru, berapa laju dosis serap dalam paru-paru? Massa paru-paru 1000gr. 1/12/2013

55 Teff = (Tf x Tb) / (Tf + Tb)
Waktu Paro Efektif Teff = ln 2 / λeff = 0,693 / λeff 1/Teff = 1/Tf + 1/Tb Teff = (Tf x Tb) / (Tf + Tb) dengan, Teff = waktu paro efektif radionuklida Tf = waktu paro fisik radionuklida Tb = waktu paro biologi radionuklida di dalam tubuh 1/12/2013

56 Latihan S-35 memiliki nilai Tf = 87,1 hari dan Tb, waktu paruh radionuklida dalam testis 623 hari. Hitung waktu paruh efektif Teff dan konstanta peluruhan efektif λeff. Waktu paro fisik zat radioaktif A 12 jam, sedangkan waktu paro biologinya 368 jam. Tentukan waktu paro efektifnya dan konstanta peluruhan efektif. Bila diketahui zat radioaktif dengan waktu paro fisik 14 hari dan waktu paro biologi dalam testis 7 hari, hitung waktu paro efektif dan konstanta peluruhan efektifnya. 1/12/2013

57 DOSIMETRI INTERNA (lanj.)
Dosis Total D = D˚ (1 - e- λeff . t) / λeff D = D˚ / λeff (setelah 6 kali peluruhan) Latihan Hitung total dosis serap setelah 5 hari deposisi S-35 dalam testis. Hitung dosis pada saat S-35 telah meluruh seluruhnya. (λeff = 0,009/hari) 1/12/2013

58 Koefisien Dosis ( e(g) )
Koefisien dosis (dose coefficient) adalah suatu besaran yang menunjukkan besarnya dosis serap efektif yang diperoleh per unit intake dari suatu radionuklida tertentu melalui jalur pernafasan atau pencernaan. Dosis internal tidak dapat dihitung secara langsung, tetapi dapat diperoleh melalui pengukuran kandungan aktivitas dalam tubuh, laju ekskresi, atau konsentrasi bahan radioaktif dalam udara. 1/12/2013

59 Cember, 2009 1/12/2013

60 e(g) adalah koefisien dosis
Limit Intake (I) Pada situasi paparan yang disebabkan oleh radionuklida tunggal melalui jalur pernafasan atau pencernaan, tanpa paparan eksterna, maka Limit Intake (I) berbanding lurus dengan batas dosis efektif (L) seperti persamaan berikut: e(g) adalah koefisien dosis 1/12/2013

61 Konsentrasi Udara Turunan (KUT / DAC)
Potensi inhalasi radionuklida harus dikaji bila diperlukan dengan mengukur tingkat aktivitas dalam sample udara. Derived Air Concetration (DAC) dinyatakan dalam Bq/m3 didefinisikan sebagai konsentrasi aktivitas radionuklida dalam udara yang diturunkan dari nilai batas intake (I) oleh seorang pekerja yang terpapar radiasi secara kontinyu selama 1 tahun (2000 jam kerja). Untuk laju pernafasan standard sebesar 1,2 m3/jam, maka DAC dapat dihitung dengan: 1/12/2013

62 Contoh soal: 137Cs dalam bentuk aerosol dengan AMAD 5m, terhirup oleh seorang pekerja. Dengan nilai e(g) 6,7 x 10-9 Sv/Bq dan batas dosis pekerja 50 mSv/tahun (0,05 Sv/tahun), hitung I dan DAC. Jawaban: = 7,5 x 106 Bq dan = 3,25 x 103 Bq/m3 Jadi DAC untuk 137-Cs adalah 3,25 x 103 Bq/m3 atau dalam prakteknya dibulatkan menjadi 3 x 103 Bq/m3. 1/12/2013

63 Batas Kontaminasi Permukaan
Hubungan kuantitatif antara konsentrasi kontaminasi permukaan dan konsentrasi radionuklida di udara disebut dengan faktor resuspensi (f). Penelitian mengenai resuspensi memperlihatkan bahwa nilai faktor resuspensi berkisar antara hingga Untuk kepentingan perkiraan bahaya kontaminasi permukaan diambil nilai 1/12/2013

64 Contoh soal: Hitung kontaminasi permukaan maksimum dari debu Sr-90 “tak terlarut” yang diperbolehkan sebelum dilakukan tindakan keselamatan terhadap bahaya kontaminasi. DAC Sr-90 menurut ICRP adalah 60 Bq/m3. Gunakan nilai faktor resuspensi 10-6/m. Jawaban: = 60 MBq/m2 1/12/2013

65 DOSIMETRI INTERNA (lanj.)
Perhitungan Dosis Gabungan (Eksternal dan Internal) E = Eeksternal + Einternal = Catatan dosis ekivalen personal untuk seluruh tubuh 1/12/2013

66 Perhitungan Dosis Eksternal dan Internal
= jumlah perkalian koefisien dosis ekivalen untuk radionuklida j pada usia g dengan limit intake melalui pencernaan dan pernafasan 1/12/2013

67 S E K I A N TERIMA KASIH Hai orang-orang yang beriman, bertakwalah kepada Allah dan hendaklah setiap diri memperhatikan apa yang telah diperbuatnya untuk hari esok (akhirat); dan bertakwalah kepada Allah, sesungguhnya Allah Maha Mengetahui apa yang kamu kerjakan. QS. AL-HASYR (59) : 18