Thermo Luminescent Dosimeter (TLD)

 Thermo Luminescent Dosimeter (TLD)

Pengertian

Thermo Luminescent Dosimeter (TLD) merupakan dosimeter personal yang digunakan dalam pemantauan dosis radiasi eksterna.

Dosimeter adalah suatu alat yang digunakan untuk mengukur suatu paparan yang diterima oleh suatu benda maupun makhluk hidup khususnya yang menimbulkan dampak kumulatif selama jangka waktu tertentu.

Sedangkan Luminescent atau luminensi adalah peristiwa penyerapan energi radiasi yang diikuti dengan terjadinya pancaran cahaya tampak dari suatu bahan. Peristiwa luminesensi dengan bantuan panas dari luar tersebut yang disebut termoluminesensi (Thermoluminescent).

• TLD digunakan untuk mengukur dosis radiasi gamma, sinar-X dan beta, serta neutron.
• Pada saat proses pembacaan, TLD yang menerima panas akan menyebabkan perangkap menjadi kosong dari elektron-elektron terjebak. Elektron yang masih terperangkap dapat dikosongkan dengan annealing.
• Pada proses pembacaan TLD dengan waktu baca pendek dan laju pemanasan tinggi, elektron-elektron pada perangkap stabil atau perangkap dalam tidak seluruhnya dibersihkan.

Bahan Penyusun Thermo Luminescent Dosimeter :

• TLD memanfaatkan fosfor yang banyak tersedia di alam sebagai bahan untuk mengukur dosis radiasi yang diterima manusia karena fosfor di alam ada yang memiliki nomor atom efektif kecil setara jaringan tubuh manusia. Bahan-bahan tersebut adalah LiF, Li2B-4O7. BeO dan MgB4O7.
• TLD dibuat sesuai kebutuhan bedasarkan radiasi baik radiasi dari sinar-X, gamma, beta, proton atau neutron.
• TLD memiliki tingkat sensitivitas yang cukup baik terhadap radiasi dan mampu mengukur dosis radiasi yang cukup lebar dari beberapa µGy sampai 10 Gy.

Instrumen Thermo Luminescent Dosimeter

TLD Reader adalah alat yang digunakan untuk memanaskan material TLD dan mengukur intensitas atau jumlah emisi cahaya selama proses pemanasan.

• Annealing (Pendingin logam) adalah thermal treatment yang digunakan untuk menghilangkan memori radiasi dari material dosimeter.
• Kalibrasi TLD --> TLD bukan merupakan abslute dosimeter dan harus di kaliberasi berdasarkan surat rekomendasi yang dapat diketahui (langsung atau tidak langsung) ke laboratorium standar nasional seperti SSDL.

    Calibration of TLD bedges using X-Ray

Calibration of TLD badges using 137Cs gamma source

Calibration of TLD badges using 90Sr90Y beta source

Calibration of TLD badges using 241Am-Be neutron source

Cara kerja Thermo Luminescent Dosimeter :

• Sebuah TLD dapat terbuat dari Lithium flouride (LiF) atau kalsium fluorida (CaF), dalam struktur kristal padat.
• Ketika sebuah TLD terkena radiasi pengion pada suhu kamar, radiasi berinteraksi dengan kristal fosfor dan menyimpan seluruh atau sebagian energi di materi itu.
• Beberapa atom dalam bahan yang menyerap energi menjadi terionisasi, menghasilkan elektron bebas dan daerah kekurangan satu atau lebih elektron, disebut hole.
• Ketidaksempurnaan dalam struktur kisi kristal bertindak sebagai tempat dimana elektron bebas dapat menjadi terjebak dan terkunci pada tempatnya.
• Pemanasan kristal menyebabkan kisi kristal bergetar, energi dari pemanasan ini cukup untuk melepaskan elektron yang terjebak.
• Elektron dilepaskan kembali ke keadaan dasar dan melepaskan energi yang ditangkap dari ionisasi sebagai cahaya.
• Cahaya yang dikeluarkan dihitung menggunakan tabung photomultiplier dan jumlah foton yang terhitung sebanding dengan jumlah radiasi yang mengenai fosfor.

Kelebihan TLD :

1. Mampu mengukur dosis radiasi yang cukup lebar dari beberapa µGy sampai 10 Gy.

2. Ukuran kristal TLD relatif lebih kecil dan setelah diproses kristal TLD tersebut dapat digunakan lagi.
3. Teknik pengukuran tergantung pada ketelitian penggunaan suatu cara yaitu berulang-ulang sehingga kemungkinan terjadi kesalahan bisa dikurangi apabila diotomatiskan.
4. Dosis kumulatif yang diterima oleh masing-masing detektor bisa dicatat secara terpisah.
5. Ukuran TLD sangat kecil sehingga cocok digunakan untuk alat pantau ujung jari atau ditempatkan di rongga tubuh tanpa gangguan fungsi yang berarti.

Kelemahan TLD :

1. Tidak dapat menyimpan informasi dosis yang telah mengenai dalam waktu yang lama sehingga hasilnya tidak bisa dibaca ulang.
2. Ketidakseragaman respon, efek fading dan ketergantungan respon energi.
3. Pembacaan hasil pengukuran tidak dapat dibaca langsung melainkan harus melalui proses terlebih dahulu.

Proteksi Radiasi Internal

 Proteksi Radiasi Internal

Karakteristik Radiasi Internal :

• Bahaya radiasi eksternal : Jika suatu bahan radioaktif terkungkung dalam suatu wadah.

• Bahaya radiasi eksternal dan internal : Jika suatu bahan radioaktif merupakan sumber terbuka atau tidak tersimpan dalam suatu wadah apapun.
• Bahan radioaktif terbuka ini, jika berbentuk partikel (mempunyai sifat menguap), dapat tersebar ke udara dan masuk ke dalam tubuhh manusia melalui :
• Penafasan / inhalasi (menghirup gas atau debu radioaktif)
• Saluran pencernaan / ingesi (meminum, memakan yang terkontantaminasi/tidak sengaja masuk melalui mulut).
• Penyerapan melalui permukaan kulit atau luka yang terkontaminasi.
• Begitu bahan radioaktif ini masuk ke dalam tubuh, bahan ini akan diserap dan terlarut dalam darah mengikuti metabolisme tubuh sehingga terdeposit dalam organ atau jaringan tubuh.
• Jika bahan radioaktif yang masuk atau terdeposi dalam organ melampaui nilai batas tertentu dapat mengakibatkan kerusakan pada jaringan atau organ sehingga fungsi organ pun akan terganggu dan akan mengakibatkan gangguan kesehatan.
• Proses iradiasi tubuh akibat deposit (pengendapan) bahan radioaktif dalam organ/jaringan tubuh akan berkurang atau berhenti jika mengalami peluruhan radioaktivitas atau dikeluarkan secara alamiah melalui urin atau feses yang dikenal dengan istilah peluruhan biologis.
• Laju peluruhan tergantung waktu paro (bervariasi dari beberapa detik sampai ribuan tahun)
• Laju eksresi bahan radioaktif tergantung sifat fisik dan kimia. Dapat memakan waktu dari beberapa hari sampai beberapa tahun.

Konstanta Peluruhan Efektif  :

Klasifikasi dan frekuensi pemantauan :

• Tidak semua pekerja radiasi memerlukan pemantauan radiasi internal.
• Hanya mereka yang bekerja dalam daerah kerja dengan potensi bahaya radiasi internal saja yang memerlukannya.
• Persyaratan umum seperti tercantum dalam ICRP no. 26 menyatakan bahwa yang perlu dipantau adalah mereka yang bekerja di daerah kerja A (penerimaan dosis total tahunan dapat melampaui 0,3 NBD dan kontribusi dari paparan internalnya dapat melampaui 0,1 NBD)
• Yang dimaksud dosis total adalah dosis eksternal dan internal.

Dengan : 

H_I.d = dosis ekivalen seluruh tubuh dalam satu tahun dari radiasi eksternal

H_L = nilai batas dosis tahunan untuk seluruh tubuh

I_j = jumlah radionuklida j yang masuk ke dalam tubuh dalam satu tahun

I _j.L = batas masukan tahunan radionuklida j

• Pemantauan dosis pekerja dilakukan secara rutin dan periodik, misal 3,6 atau 12 bulan sekali atau dapat juga dilakukan sewaktu-waktu jika diperlukan yang disebut pemantauan khusus. Misal kecelakaan kerja yang diketahui atau dicurigai dapat menimbulkan kontaminasi tinggi pada pekerja.
• Periode pemantauan ini dapat berubah bergantung pada kondisi kerja dan hasil pemantauan sebelumnya.
• Penentuan frekuensi pemantauan dan pekerja yang perlu dipantau harus dilakukan secara seksama dengan memperhatikan berbagai faktor, antara lain :
• Jenis pekerjaan dan kondisi daerah kerja
• Jenis dan jumlah bahan radioaktif yang ditangani
• Sifat fisik dan sifat kimia bahan radioaktif yang ditangani 
• Hasil pemantauan udara daerah kerja
• Hasil pengukuran dan pemantauan radiasi internal sebelumnya.
• Sensitivitas alat cacah.

Jenis Sumber Radiasi

• Sumber terbungkus : Sumber yang terdiri dari zat radioaktif dan terbungkus rapat oleh bahan tidak radioaktif atau yang terbungkus dalam kontainer terbuat dari bahan tidak radioaktif, sehingga mampu mencegah terjadinya penyebaran zat radioaktif.
• Sumber terbuka : Sumber yang bukan merupakan sumber terbungkus dan yang secara normal dapat menyebabkan kontaminasi.

Pengendalian Sumber Internal 

• Mencegah tersebarnya zat radioaktif di sumbernya : dengan cara mewadahi/mengungkungnya.
• Pengawasan terhadap lingkungan : dengan cara pengaturan ventilasi dan kebersihan tempat kerja.
• Pengawasan terhadap pekerja : menyediakan pakaian pelindung dan alat pelindung pernafasan.

1. Pengungkungan

    Pengungkungan zat radioaktif dilakukan sedemikian rupa sehingga zat radioaktif tidak tersebar ke lingkungan.

• Bekerja dengan sumber terbuka, khususnya dalam bentuk serbuk, cairan atau zat yang mudah menguap harus dilakukan dengan hati-hati.
• Pengungkungan jenis ini dapat dilakukan dengan menggunakan lemari asam yang dilengkapi sistem ventilasi.
• Dengan ventilasi ini udara yang kemungkinannya tercemar akan diganti dengan udara bersih sehingga dapat memperkecil konsentrasi cemaran sekaligus mencegah tersebarnya zat radioaktif ke dalam udara di daerah kerja.
• Udara yang terkontaminasi dapat dibuang ke luar setelah sebelumnya dialirkan melalui sistem filter untuk mengikat zat radioaktif yang terdapat didalamnya. 
• Lemari asam yang hanya dirancang untuk menangani zat radioaktif yang menimbulkan gas, kecepatan aliran udara dalam pipa pembuangan diatur sekitar 10 m/s dianggap sudah mencukupi.
• Namun jika ditangani berupa zat radioaktif berbentuk debu, maka diperlukan kecepatan aliran udara sekitar 20 m/s.
• Agar unsur-unsur hasil fisi tetap dalam keadaan terkungkung, maka reaktor nuklir memiliki sistem pengamanan yang ketat dan berlapis-lapis. sistem pengamanan ini seringkali disebut penghalang ganda.
• Sistem keselamatan operasi reaktor terutama ditujukan untuk menghindari bocornya radiasi dari dalam reaktor.
• Sistem keselamatan reaktor dirancang mampu menjamin agar unsru-unsur radioaktif di dalam teras reaktor tidak terlepas ke lingkungan, baik dalam operasi normal maupun jika terjadi kecelakaan.

2. Pemantauan

• Apabila dipastikan telah terjadi pelepasan zat radioaktif ke lingkungan, maka diperlukan pemantauan kadar zat radioaktif baik dalam udara, tanah maupun air.

Metode Pemantauan

1. Secara langsung (In-Vivo)

• Pengukuran deposit bahan radioaktif dalam tubuh atau organ tubuh secara langsung pada tubuh pekerja.
• Pemantauan dilakukan dengan menggunakan alat deteksi atau detektor yang cukup sensitif dan terangkai dalam satu alat cacah yang disebut alat cacah seluruh tubuh (whole body counter = WBC)
• Ada beberapa tipe alat WBC : tipe berdiri, tidur maupun duduk, yang masing-masing dilengkapi dengan detektor yang jumlahnya berbeda sesuai fungsi dan kepekaan alat tersebut.
• WBC dilengkapi pula dengan perangkat lunak untuk analisis jenis dan jumlah radioaktif yang terdeposit dalam tubuh melalui spektrum hasil pencacahan dengan detektor tersebut.
• WBC ini terbatas hanya untuk mendeteksi bahan radioaktif pemancar gamma atau sinar-X tinggi.

    2. Secara tidak langsung (In-Vitro)

•  Adalah pengukuran deposit bahan radioaktif dalam tubuh melalui analisis ekstreta misal urin, feses atau keringat, dll.
• Contoh ekstreta yang diambil dari pekerja radiasi yang dipantau dan contoh ini diproses terlebih dulu dengan analisi kimia sesuai dengan bahan radioaktif.
• Hasil kemudian diukur dengan menggunakan alat cacah.

    3. Pakaian pelindung

• Dalam setiap penanganan sumber terbuka, seringkali pekerja radiasi memerlukan perlengkapan proteksi berupa pakaian pelindung yang digunakan secara terbatas hanya pada daerah kontaminasi. Pakaian pelindung tersebut dapat berupa jas lab, sarung tangan, sepatu atau pembungkus sepatu dll.
• Pakaian pelindung selalu mempunyai potensi terkontaminasi, sehinga pakaian harus dilepas ketika meninggalkan daerah aktif.
• Pakaian pelindung harus dimonitor untuk mengetahui ada tidaknya kontaminan yang menempel pada pakaian tersebut.
• Para pekerja radiasi juga harus dimonitor setiap saat meninggalkan daerah kontaminasi.

Interpretasi dan Evaluasi

• Semua hasil pemantauan yang diperoleh baik langsung maupun tidak langsung akan dievaluasi lebih lanjut dan dihitung dosis internalnya jika diperlukan.
• Dalam melakukan evaluasi hasil pengukuran internal suatu kriteria atua besaran yang harus diambil.
• Besaran ini dinyatakan sebagai tingkat referensi dan jenis referensi yang biasa digunakan.
• Besaran ini dinyatakan sebagai tingkat referensi dan jenis tingkat referensi yang biasa digunakan, antara lain :
• Tingkat pencatatn (recording level)
• Tingkat investigasi
• Tingkat intervensi
• Penentuan harha besaran ini dilakukan dengan memperhatikan :
• NBD yang diijinkan
• Metode dan frekuensi pemantauan
• Batas masukan tahunan, dll.

Penyimpanan Data :

• Semua data hasil pemantauan, harus dicatat dengan rinci dan lengkap.
• Masing-masing pekerjaa radiasi harus mempunyai catatan dosis yang memuat riwayat penerimaan dosis selama bekerja.
• Dosis total yang diterima pekerja radiasi tidak boleh lebih dari NBD (50 mSv)

H_E.ekst + H _E.int < H_E.L

    H_E.ekst = dosis ekivalen seluruh tubuh dari rad eksternal (50 mSv)

     H_E.int   = dosis ekivalen seluruh tubuh dari radiasi internal

     H_E.L    = NBD tahunan yg diijinkan untuk pekerja radiasi

 Cara pengawasan tehadap sumber internal :

• Gunakan zat radioaktif  dalam jumlah sekecil mungkin, berwaktu paro relatif singkat dan tosisitas rendah.

• Lakukan pekerjaan dalam lemari asap (fume hood) yang berventilasi cukup baik.

• Cegah kemungkinan tersebarnya zat radioaktif yang dapat menimbulkan kontaminasi pada anggota badan, sarana dan tempat kerja dan lingkungan. (menggunakan sarung tangan, penutup sepatu, pakaian pelindung, dan pelindung pernafasan)

• Rencanakan tempat kerja sebaik-baiknya sesuai dengan alat zat radioaktif yang digunakan.

Pengamanan pekerja radiasi :

Untuk menjamin agar setiap pekerja dapat bekerja dengan aman, hal-hal tersebut dibawah ini harus dipenuhi :

1. Tersedia peraturan kerja dengan radiasi dan mengerti penggunaannya.
2. Petunjuk kerja harus telah diberikan dan dipahami cara pelaksanaannya.
3. Harus menggunakan film badge selama bekerja dengan sumber radiasi dan apabila mungkin gunakan pula dosimeter saku.
4. Survey meter harus tersedia dan selalu dalam keadaan baik.

Proteksi Radiasi Eksternal

 Proteksi Radiasi Eksternal

Sumber radiasi bagi tubuh manusia

• Sumber radiasi eksternal yaitu sumber radiasi yang berada di luar tubuh manusia. Misal radiasi yang datang dari angkasa luar, serta sumber-sumber radiasi yang ada di sekeliling manusia.
• Sumber radiasi internal yaitu sumber radiasi yang berada di dalam tubuh manusia. Berupa unsur-unsur radioaktif yang masuk dan terikat oleh organ tertentu di dalam tubuh.

Sumber Radiasi Eksterna

Sumber Alamiah :

• Sinar Kosmis 
• Berupa partikel dengan energi tinggi, dihasilkan atmosfir bumi
• Ex : Na-24, Na-22
• Radiasi primordial
• Telah terdapat pada kerak bumi sejak terjadi bumi
• Ex : deret Uranium (U-238)

Sumber Buatan :

• Dibuat secara sengaja oleh manusia
• Untuk keperluan kedokteran, industri, geologi, dll.
• Proses, dengan reaktor nuklir, proses fusi.

Sumber Radiasi Sinar-X :

• Perbedaan tegangan antara anoda dan katoda
• Akibat tumbukan elektron yang memperoleh percepatan tinggi pada logam atom berat (target)
• Dipengaruhi tegangan tabun (kV)
• Katoda mengalami emisi termionik (suhu tinggi)

Sumber Radiasi Netron :

• Diperlukan untuk radiografi netron
• Logging menentukan minyak bumi
• Netron digunakan untuk memancarkan radiasi, alpha, gamma.
• Radiasi yang dihasilkan dikenakan pada material target untuk menginduksi reaksi nuklir.
• Reaksi (α,n), (β,n).

Tujuan Proteksi Radiasi

• Mencegah terjadinya efek non stokastik yang berbahaya, dan membatasi peluang terjadinya efek stokastik hingga pada nilai batas yang dapat diterima masyarakat.
• Meyakinkan bahwa pekerjaan atau kegiatan yang menggunakan zat radioaktif atau sumber radiasi dapat dibenarkan.

Ketentuan Umum Petugas Radiasi

20 mSv/th = 2000 mrem/th

ekivalen dengan probabilitas 1 kematian dalam 2000 kasus per tahun.

Pemeriksaan dan Pengujian Alat Ukur Radiasi & Alat Proteksi Radiasi :

• Alat ukur radiasi dan perlengkapan proteksi radiasi harus berunjuk kerja baik. diperiksa dan diuji secara berkala oleh IYB (instansi yang berwenang).
• Alat Ukur Radiasi harus dikalibrasi oleh IYB :
• ketika baru dibeli
• setahun sekali
• setelah diperbaiki

3 Prinsip dasar Proteksi Radiasi :

1. Pengaturan waktu
2. Pengaturan jarak
3. Pengaturan penahan radiasi

Pengendalian Radiasi eksterna 

Faktor waktu :

• Bila laju dosis dalam medan radiasi dinyatakan dalam dosis efektif (Ho), maka :

H = Ho . t

• Untuk pemancar radiasi elektromagnetik laju dinyatakan dalam paparan (Xo) :

X = Xo . t

Faktor Jarak :

• Semakin besar jarak, semakin kecil dosis radiasi.
• Berlaku : D₁ x r₁²= D₂ x r₂² = D₃ x r₃²

Faktor Penahan Radiasi

• Penahan partikel alpa :
• Mudah diserap
• Cukup dengan kertas tipis
• Tidak menjadi masalah pelik
• Penahan partikel beta :
• Laju dosis pada jarak 3 mm dari sumber : 3000 rad per jam.
• Kelanjutan dapat menghasilkan bremstrahlung x-ray.
• Besarnya sebanding Z dan E.
• Perkiraan terjadinya Bremstrahlung : F=3,5.10^4.Z.E

• Pelindung dari bahan no. atom rendah

• Penahan Sinar-X dan Gamma
• Bersifat eksponensial

• Dt = Do . e^-µt

• HVT/HVL :

• Tebal yang diperlukan untuk mengurangi intensitas menjadi 1/2 intensitas awal

• HVL = 0,693/µ

• Dt = Do (1/2)ⁿ

• Dt = Do (1/2)^x/HVL

• Apabila geometri berkas radiasi lebar, laju dosis melalui bahan penyerap :
• Dt = Do . be^-µt

• Dt = laju tanpa penahan

• µ = koefisien atenuasi linier

• b = faktor build up/penguat

Petugas Radiasi eksterna bidang medik :

• Operator radiografi diagnostik harus berlindung di balik tabir Pb atau ruang lain dengan tebal dinding yang mencukupi dan pada jarak aman minimum 2m.
• Pasien radiografi gigi harus menggunakan apron Pb untuk melindungi gonad.
• Petugas yang merangkai radium yang akan dipasang pada pasien terapi tidak boleh langsung pegang sumber, gunakan Pb dan kaca Pb sebagai pelindung.

Pengaturan penyinaran :

• Upayakan berkas radiasi dibuat sekecil mungkin sesuai kebutuhan untuk memperkecil radiasi pada pasien dan radiasi dalam ruangan.
• Gunakan waktu penyinaran serendah mungkin untuk memperkecil kemungkinan kaburnya bayangan akibat gerakan tubuh yang akan difoto rontgen.
• Untuk angiografi, dokter atau perawat harus dilindungi dari radiasi hambur dengan menggunakan perisai yang dapat digerakkan dan pelindung tiroid.
• Penggunaan X-ray Mobile hanya untuk pasien "cito bed".
• Gunakan film dengan sensitivitas tinggi (green).
• Hindari hamburan baik, ukuran ruang yang mencukupi dan kebersihan tempat kerja.

Proteksi terhadap sumber eksternal :

• Optimisasi proteksi pada suatu instalasi nuklir sudah dimulai dari sejak tahap desain, pembangunan dan konstruksi tersebut.
• Meskipun tingkat ancaman bahaya radiasi pada suatu fasilitas nuklir sangat rendah, setiap fasilitas nuklir harus selalu dilengkapi dengan perangkat proteksi radiasi dan keselamatan kerja lainnya sesuai dengan persyaratan dan peraturan yang berlaku.
• Hal ini dimaksudkan untuk mengupayakan atau menekan hingga sekecil mungkin timbulnya ancaman bahaya radiasi, kontaminasi, serta bahaya konvensional lainnya, baik terhadap pekerja maupun masyarakat.
• Sumber radiasi yang berpotensi sebagai sumber radiasi eksternal : sumber pemancar sinar ꞵ, sinar-X, pesawat sinar-X, sumber pemancar sinar γ, dan sumber pemancar neutron, sedangkan sumber pemancar sinar α tidak.

Pocket Dosimeter

 Pocket Dosimeter / Dosimeter Saku

Merupakan detektor isian gas yang bekerja pada daerah ionisasi dan menghasilkan tanggap secara langsung.

Fungsi :

Sebagai alat ukur penyinaran aktual terhadap pemakainya. dapat juga dipergunakan sebagai alat pemantau area dengan cara menempatkannnya pada titik-titik dimana dosis penyinaran akan diukur.

Tipe-tipe Pocket Dosimeter :

1. Pocket dosimeter tipe kondensor

    Merupakan suatu dosimeter dengan tipe pembacaan tak langsung.

2. Pocket dosimeter tipe elektroskop serabut kuarsa.

    Mempergunakan pembacaan langsung dan bekerja berdasarkan prinsip elektroskop.

Kinerja Pocket Dosimeter :

1. Tipe Kondensator

    Pocket dosimeter secara lambat akan melepaskan muatannya kendati pada saat instrumen-instrumen tersebut tidak terdapat dalam suatu medan radiasi, karena adanya radiasi kosmik dan karena muatan akan lolos melintasi isolator yang memisahkan elektroda sentral (pusat) dengan elektroda sebelah luar.

2. Tipe elektroskop serabut kuarsa

• Sebuah citra serabut difokuskan pada suatu skala dan dilihat melalui suatu lensa pada salah satu ujung instrumen tersebut.    
• Dengan memberiklan radiasi pada dosimeter tersebut akan melepaskan muatan serabut tersebut, dan dengan demikian memungkinkannya untuk kembali pada posisinya semula.

Struktur dan Bahan 

• Konstruksi dosimeter saku berupa silinder berisi gas dimana dinding silinder berfungsi sebagai katoda bermuatan negatif, sedangkan sumbu logam dengan jarum Quartz dibagian bawahnya bermuatan positif.
• Selain itu instrumen penyusun dari dosimeter saku adalah bilik ionisasi "dinding udara".

Rentang Baca Pocket Dosimeter :

1. Tipe Kondensator

Mampu mengukur penyinaran sinar-x atau sinar gamma hingga 200 mr dengan akurasi atau ketepatan sekitar 15% untuk energi-energi kuantum sekitar 0,05-2 meV.

2. Tipe Elektroscop Serabut Kuarsa

Dosimeter saku tipe elektroscop serabut kuarsa memiliki kisaran 0-200 mr, dan membaca sekitar 15% dari penyinaran sesungguhnya.

Kelebihan Pocket Dosimeter :

1. Hasil pengukuran dapat dibaca secara langsung.
2. Dalam pengoperasiannya tidak memerlukan peralatan tambahan kecuali untuk men"charge" nya.
3. Unit kecil, padat, mudah dibawa dan mudah digunakan.
4. Tepat dan sensitif.
5. Dapat digunakan untuk monitor yang singkat.
6. Ruang spontan, menghasilkan hasil segera untuk tenaga radiasi pada daerah dengan radiasi tinggi.
7. Tidak ada catatan penyinaran yang legal dan tetap.
8. Pocket dosimeter tipe kondensor lebih teliti dalam pembacaan skala.
9. Pocket dosimeter tipe serabut kuarsa dengan cara pembacaan langsung perlu diberi muatan lagi setelah pembacaan.

Kelemahan Pocket Dosimeter :

1. Pocket dosimeter dapat mengalami malfungsi yang disebabkan oleh jatuhnya instrumen tersebut.
2. Dosimeter ini tidak dapat menyimpan informasi dosis yang telah mengenainya dalam waktu yang lama akibat terjadinya kebocoran elektrostatik pada detektor.
3. Sangat mahal, serta kurang efektif untuk jumlah populasi yang besar.
4. Harus diamati dengan cermat, karena hasil pengukuran mudah hilang.
5. Agar hasil tepat, dosimeter harus dibaca tiap hari.
6. Hanya mencatat penyinaran pada daerah tubuh yang ditempatinya.

Film Badge

 Film Badge

Alat ukur proteksi radiasi merupakan suatu sistem yang terdiri dari detektor dan peralatan penunjang, seperti sistem pengukur radiasi lainnya. Alat ukur ini dapat memberikan informasi dosis radiasi seperti paparan dalam rontgen, dosis serap dalam rad atau gray dan dosis ekivalen dalam rem atau sievert.

Dosimeter Personal

Digunakan untuk mengukur dosis radiasi secara akumulasi. Jadi, dosis radiasi yang mengenai dosimeter personal akan dijumlahkan dengan dosis yang telah mengenai sebelumnya. Dosimeter personal ini harus ringan dan berukuran kecil karena alat ini harus selalu dikenakan oleh setiap pekerja radiasi yang sedang bekerja di medan radiasi.

Macam Dosimeter Personal :

1. Dosimeter saku (pen/pocket dosimeter)
2. Film Badge
3. Thermoluminisence Dosemeter (TLD)

• Film Badge merupakan salah satu pencatat dosis radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi sesuai dengan PP No.11 tahun 1975, tentang keselamatan terhadap pekerja radiasi, maka setiap individu yang bekerja di unit pelayanan radiologi harus memakai alat pencatat radiasi ini.
• Detektor yang digunakan disini berbentuk film fotografi dan tempat film ketika digunakan adalah holder film yang juga dapat berfungsi sebagai penyaring (fliter) energi radiasi.
• Film badge digantungkan di baju petugas yang bekerja di unit pelayanan radiologi.

Komponen Film Badge :

1. Film Detector

    Dapat "menyimpan" dosis radiasi yang telah mengenainya secara akumulasi selama film belum diproses. tingkat kehitaman film pada hasil baca film badge menandakan banyak dosis radiasi yang telah diterima.

2. Holder Film

    Sebagai tempat film ketika digunakan juga berfungsi sebagai penyaring (filter) energi radiasi.

Filter Pada Holder Film :

1. Jendela terbuka tanpa filter yang memungkinkan semua radiasi dapat menembus pembungkus film untuk berinteraksi dengan film.
2. Filter plastik tipis yang melemahkan radiasi beta tetapi dapat dilewati radiasi lainnya.
3. Filter plastik tebal yang dapat dilewati semua radiasi foton dengan energi rendah dan menyerap semua radiasi beta tertinggi.
4. Filter dural yang semakin dapat menyerap radiasi foton pada energi dibawah 65 keV dan juga radiasi beta.
5. Filter timah/timbal dengan ketebalan yang memungkinkan untuk merespon dosis radiasi selama rentang energi foton 75 keV ke 2 meV.
6. Filter lead cadmium yang menangkap neutron (oleh kadmium) dan menghasilkan sinar gamma yang menghitamkan film sehingga memungkinkan penilaian paparan neutron.

Prinsip Kerja :

• Prinsip kerja film badge adalah dengan penghitaman/densitas film.
• Emulsi AgBr digunakan sebagai detektornya, apabila terkena radiasi maka akan terurai menjadi ion Ag+ dan ion Br-, setelah melalui tahapan proses pengambangan dan pemantapan akan terjadi bayangan laten pada film.
• Tingkat kehitaman film sebanding dengan jumlah dosis radiasi.
• Film badge tidak dapat dibaca secara langsung, melainkan menggunakan alat "densitometer".
• Film badge menggunakan satuan millirem. jika radiasi gamma kurang dari 20 millirem tidak dapat diukur secara akurat, tetapi cukup akurat untuk eksposur lebih besar dai 100 milllirem.
• Pengukuran hanya terbatas sampai dengan 300 rem.

Keuntungan dan Kerugian 

Keuntungan :

• Nyaman digunakan karena kecil dan seperti lencana.
• Mampu membedakan energi jenis radiasi yang berbeda karena mempunyai filter.
• Bisa didokumentasikan (karena dalam bentuk film).
• Cukup akurat untuk eksposur lebih dari 10 millirem.

Kerugian :

• Perlu alat "densitometer".
• Harus dikembangkan dan dibaca oleh prosessor (yang memakan waktu cukup lama).
• Pemaparan panas berkepanjangan dapat mempengaruhi film.
• Eksposur kurang dari 20 millirem radiasi gamma tidak dapat diukur secara akurat.

Organisasi Proteksi Radiasi

 Organisasi Proteksi Radiasi

Organisasi Proteksi Radiasi

• Proteksi radiasi yang baik bergantung pada organisasi proteksi radiasi yan gefisien dan efektif.
• Sesuai dengan PP No. 63 Tahun 2000 tentang keselamatan dan kesehatan terhadap pemanfaatan radiasi pengion.
• Secara operasional diatur dalam SK Bapeten No. 01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang ketentuan keselamatan kerja terhadap radiasi.

Unsur-unsur yang terlibat dalam organisasi proteksi radiasi :

1. Penguasa Instalasi

        Adalah pimpinan instalasi atau orang lain yang ditunjuk untuk mewakilinya dan bertanggung jawab pada instalasinya.

Tanggung jawab penguasa instalasi :

• Membentuk organisasi proteksi dan atau menunjuk PPR dan bila perlu PPR pengganti.
• Hanya mengijinkan seseorang bekerja dengan sumber radiasi setelah memperlihatkan segi kesehatan, pendidikan, dan pengalaman kerja dengan menggunakan sumber radiasi.
• Menjelaskan kepada semua pekerja radiasi tentang adanya potensi bahaya yang ditimbulkan akibat penggunaan zat radioaktif dan atau sumber radiasi lainnya dalam tugasnya serta memberi latihan proteksi radiasi.
• Menyediakan aturan keselamatan radiasi yang berlaku dalam lingkungan sendiri, termasuk aturan tentang penanggulangan keadaan darurat.
• Menyediakan fasilitas dan peralatan serta sarana kerja yang diperlukan untuk bekerja dengan sumber radiasi (peralatan proteksi radiasi, tempat penyimpanan sumber dll)
• Menyediakan prosedur kerja yang diperlukan.
• Menyelenggarakan pemeriksaan kesehatan bagi pekerja radiasi dna pelayanan kesehatan bagi pekerja radiasi.
• Memberitahu instansi yang berwenang instansi lain yang terkait (misal Kepolisisn dan Dinas Pemadam Kebakaran) apabila terjadi bahaya radiasi atau keadaan darurat lainnya.

    2. Petugas Proteksi Radiasi (PPR)

• PPR berkewajiban membantu pengusaha instalasi dalam melaksanakan tanggung jawabnya dibidang proteksi radiasi.

Tanggung jawab PPR :

• Memberikan instruksi teknis dan administrasi baik secara lisan maupun tertulis kepada pekerja radiasi tentang keselamatan kerja yang baik, instruksi harus mudah dimengerti dan dapat dilaksanakan.
• Mengambil tindakan untuk menjamin agar tingkat penyinaran serendah mungkin dan tidak pernah mencapai batas tertinggi yang berlaku serta menjamin agar pengelolaan limbah radioaktif sesuai dengan ketentuan yang berlaku.
• Mencegah dilakukannya perubahan terhadap segala sesuatu sehingga dapat menimbulkan kecelakaan radiasi.
• Mencegah zat radioaktif jatuh ke tangan orang yang tidak berhak.
• Mencegah kehadiran orang yang tidak berkepentingan ke dalam daerah pengendalian.
• Menyelenggarakan dokumentasi yang berhubungan dengan proteksi radiasi.
• Menyarankan pemeriksaan kesehatan terhadap pekerja radiasi apabila diperlukan dan melaksanakan pemonitoran radiasi serta tindakan proteksi radiasi.
• Memberikan penjelasan dan menyediakan perlengkapan proteksi yang memadai kepada para pengunjung atau tamu apabila diperlukan.

    3. Pekerja Radiasi

• Semua pekerja radiasi ikut bertanggung jawab terhadap keselamatan radiasi di daerah kerjanya.

Kewajiban pekerja radiasi :

• Mengetahui, memahami dan melaksanakan semua ketentuan keselamatan kerja radiasi.
• Memanfaatkan sebaik-baiknya peralatan keselamatan radiasi yang tersedia, bertindak hati-hati, serta bekerja secara aman untuk melindungi baik dirinya sendiri maupun pekerja lain.
• Melaporkan setiap kejadian kecelakaan bagaimanapun kecilnya kepada PPR.
• Melaporkan setiap gangguan kesehatan yang dirasakan, yang diduuga akibat penyinaran lebih atau masuknya zat radioaktif ke dalam tubuh.

Organisasi Internasional dan Nasional

• Pemanfaataan teknik nuklir diatur dan diawasi baik secara nasional maupun internasional.
• Ada beberapa organisasi internasional yang berkaitan dengan pengaturan masalah proteksi radiasi :
• IAEA (Internastional Atomic Energy Agency)
  Badan Tenaga atom Internasional yang bernaung di bawah PBB. berdiri tahun 1956 dan merupakan badan khusus yang dibentuk dan diberi wewenang untuk menerapkan standar-standar keselamatan untuk proteksi radiasi dalam pelaksanaannya sendiri. dan pemanfaatan tenaga nuklir untuk maksud damai dalam rangka meningkatkan kesejahteraan hidup bangsa-bangsa di seluruh dunia. IAEA mengeluarkan ketentuan kesehatan dan keselamatan dalam publikasi safety series con. safety series no. 1 : Safe Handling of Radioisotop.
• ILO (International Labour Organization)
• Organisasi Buruh Internasional yan gberdiri tahun 1919 --> LBB bubar menjadi perwakilan khusus pertama dalam PBB.
• Berkenan dengan masalah sosial buruh khususnya perincian standar-standar buruh internasional yang berkenaan dengan kesehatan dan keselamatan para pekerja.
• Membuat UU untuk diamandemen dalam rekomendasi ICRP berkaitan dengan radiasi.

• ICRP (International Commission On Radiological Protection)
• Komisi Internasional untuk perlindungan radiologi merupakan orang independen dan tidak terikat oleh pihak atau negara manapun dengan keanggotaannya bersifat perorangan yang terdiri dari para ahli dalam masalah keselamatan dan kesehatan radiasi.
• Didirikan oleh Kongres International Radiologi ke-2 tahun 1928 sebagai komisi International untuk Proteksi terhadap Radium dan sinar-X tahun 1950 berubah nama ICRP.
• Memberikan rekomendasi melalui pokok-pokok proteksi radiasi dan menyerahkan tanggung jawab penjabarannya kepada pemerintah setempat.
• Publikasi : ICRP Report and Annals of the ICRP.
• ICRP Report No.1 : REcommendation of the internastiona; Commission on Radiological protection).
• ICRU (International Commission on Radiological Units and Measurements)
• Komisi International untuk satuan dan pengukuran radiologi berdiri tahun 1925.
• Tujuan untuk mengembangkan rekomendasi mengenai satuan dna pengukuran radiologi yang secara internasional dapat diterima, yaitu :
• Besaran dan satuan radiologi dan radioaktivitas
• Prosedur yang tepat untuk pengukuran dan penerapan besaran-besaran tersebut dalam radiologi klinis dan radiobiologi.
• Data fisika yang diperlukan dalam penerapan prosedur tersebut, yang bila digunakan akan menjamin keseragaman dalam pelaporan.
• Publikasi ICRU Repot No.33 : Radiation Quantities and Units.
• Badan Nasional yang dibentuk oleh pemerintah RI berkaitan dengan pengaturan pemanfaatan dan pengawasan tenaga nuklir :
• BATAN (Badan Tenaga Atom Nasional)
• BAPETEN (Badan Pengawas Tenaga Nuklir)
• Sesuai dengan UU No. 10 th 1997 tentang Ketenaganukliran.

Kelembagaan 

Pasal 3

1. Pemerintah membentuk Badan Pelaksana yang berada di bawah dan bertanggung jawab langsung kepada presiden, yang bertugas melaksanakan pemanfaatan tenaga nuklir.
2. Untuk melaksanakan tugas sebagaimana dimaksud pada ayat 1, Badan Pelaksana menyelenggarakan penelitian dan pengembangan, penyelidikan umum, eksplorasi dan eksploitasi bahan galian nuklir, produksi bahan baku untuk pembuatan dan produksi bahan bakar nuklir, produksi radioisotop untuk keperluan penelitian dan pengembangan, dan pengelolaan limbah radioaktif.

Pasal 4

1. Pemerintah membentuk Badan Pelaksana yang berada di bawah dan bertanggung jawab langsung kepada presiden, yang bertugas melaksanakan pemanfaatan tenaga nuklir.
2. Untuk melaksanakan tugas sebagaimana dimaksud pada ayat 1, Badan Pengawas menyelenggarakan peraturan, perizinan dan inspeksi.

Dosimetri

 Dosimetri

Pengertian

Ilmu yang mempelajari berbagai besaran dan satuan dosis radiasi.

Dosis adalah kuantitas dari proses yang ditinjau sebagai akibat negatif radiasi pengion yang mengenai materi.

Faktor yang mempengaruhi dosis :

• Jenis radiasi
• Bahan yang dikenai radiasi

Dosis serap (D = dE/dm)

• Energi rerata yang diserap bahan persatuan massa bahan tersebut
• 1 rad (radiation absorb dose) = 100 erg/gr --> 1 gray (Gy) = 1 joule/kg ; 1 Gy = 100 rad
• Berlaku untuk semua jenis radiasi dan semua jenis bahan yang dikenai
• Untuk makhluk hidup --> diperlukan besaran lain untuk memperhitungkan efek radiasi untuk jenis radiasi yang berbeda.

Laju Dosis Serap :

• Satuan : dosis serap/satuan waktu, Gy/sec, Gy/menit, Gy/jam
• Berlaku untuk semua jenis radiasi dan semua jenis bahan yang dikenai
• Menyangkut penyinaran terhadap makhluk hidup tidak cukup, diperlukan besaran lain --> Dosis Ekuivalen.

Dosis Ekuivalen (H)

• Dosis serap yang memperhitungkan efek radiasi sebagai jenis radiai yang berbeda.
• Lebih berguna pada kegiatan proteksi radiasi -> H = D w_R N

N = faktor modifikasi = 1

Q = faktor kualitas --> w_R = radiation weighting factor

1 Sievert (Sv)

1 Sv = 100 rem (radiation equivalent men)

1 rem = 1 rad x Q x N

• Dosis yang sudah dikalikan dengan faktor bobot
• Faktor bobot berkaitan dengan kemampuan radiasi membentuk ion per satuan lintasan
• Dosis ekuivalen pada organ T :
• H_TR = W_R X D_T.R

Dosis Ekuivalen Efektif 

Dosis ekivalen efektif  (E_T) :

• Dosis tergantung dari kepekaan jaringan tubuh yan gdikenai radiasi --> efek stokastik
• Faktor bobot jaringan tubuh = _wT g= tingkat kepekaan organ/jaringan tubuh terhadap efek stokastik akibat radiasi.

E_T =  rem, Sievert

 

Contoh soal :

Berkas radiasi beta menyerahkan energinya sebanyak 10^-3 Joule kepada medium yang bermassa 20 gram. berapa dosis serap yang diterima medium tersebut dalam satuan mGy?

Jawab :

D = dE/dm

    = 10^-3 / 20 x 10^-3 

    = 0,05 J.kg^-3 

    = 0,05 Gy = 50 mGy

    

Kesimpulan :

• ^{Dosimetri berguna untuk menghitung banyaknya dosis yang diterima oleh sesuatu bahan atau organ tubuh.}
• ^{Merupakan salah satu cara pekerja radiasi memperkirakan dosis yang diterima selama melakukan pekerjaannya.}