Identifikasi Hazards Radiasi Interna
Dewasa ini hazards radiasi interna dapat ditemukan pada berbagai tempat / lingkungan kerja, seperti di lingkungan industri, lingkungan penelitian, dan lain - lain. Di lingkungan industri, hazards radiasi interna berasal dari sumber radioaktif terbuka yang digunakan untuk merunut terjadinya kebocoran pipa penyalur aliran fluida (minyak, air, dan lain - lain), untuk mengevaluasi kandungan hidrokarbon di dalam perut Bumi (oil company), untuk mengukur volume air dalam waduk, untuk mendeteksi kebocoran yang terjadi pada bendungan atau untuk mengestimasi proses pendangkalan pada pelabuhan, dan lain - lain. Teknik ini disebut tracer (perunut). Contoh unsur radioaktif yang digunakan adalah Krypton-85 untuk mengevaluasi kandungan hidrokarbon di perut Bumi melalui teknik tracer ataupun well logging. |
| Evaluasi Hazards Radiasi Interna |
Dalam bidang medik, hazards radiasi interna berasal dari pemakaian zat radioaktif terbuka yang digunakan untuk mendeteksi kelainan yang terjadi pada suatu organ atau jaringan. Teknik ini disebut kedokteran nuklir. Unsur radioaktif terbuka yang paling banyak digunakan dalam kedokteran nuklir adalah Tc-99m, Tl-201, I-131, dan Ga-67. Selain itu, ada beberapa unsur lain yang tersedia seperti Sr-89, I-123, dan In-111, serta unsur radioaktif berumur pendek yang digunakan dalam Positron Emission Tomography (PET) seperti F-18 dan O-15.
Technetium-99m yang dicampur dengan larutan carriers digunakan untuk melakukan scanning otak, hati, paru - paru, limpa, dan sumsum tulang. Sedangkan I-125 digunakan untuk memindai (scanning) kelainan yang terjadi pada kelenjar gondok. Sumber radioaktif yang digunakan untuk tujuan medik tersebut dikenal dengan sebutan radiofarmaka.
Pengukuran Hazards Radiasi Interna
Mengingat setiap orang memiliki perbedaan dan variasi dalam hal ukuran dan bentuk tubuh (anatomi), proses / laju pernapasan (fisiologi), dan kecepatan laju pencernaan makanan (karakteristik metabolisma), maka perhitungan dosis radiasi interna yang disebabkan masuknya hazards radiasi interna secara tepat dan akurat menjadi tidak mudah. Oleh karena itu, metode pengukurannya membutuhkan asumsi - asumsi sebagai dasar perhitungan.Asumsi - asumsi dasar yang digunakan dalam perhitungan dosis interna (dosis efektif terikat) meliputi: Manusia Acuan (Reference Man), Waktu Paro Biologi (Tbiologi), Efektif (Teff), dan Koefisien Dosis (h).
A. Manusia Acuan
ICRP Publikasi 23 menggunakan Manusia Acuan untuk menggambarkan karakteristik manusia yang akan digunakan sebagai dasar perhitungan dosis interna. Manusia acuan dipilih untuk mewakili orang secara rata - rata meliputi sejumlah karakteristik manusia dan dimaksudkan sebagai model untuk perhitungan dan perbandingan efek interna akibat radiasi pengion.
B. Waktu Paro Biologi dan Efektif
Untuk menilai hazards radiasi interna, maka perlu mamahami berapa lama unsur radioaktif tersebut tetap bertahan di dalam tubuh setelah unsur tersebut masuk ke dalam tubuh. Seperti diketahui, setiap unsur radioaktif mengalami peluruhan dengan kecepatan secara eksponensial. Demikian pula proses pengeluaran unsur radioaktif dari dalam tubuh melalui saluran urine (urinasi) dan melalui saluran tinja juga mendekati eksponensial. Kombinasi kedua jenis peluruhan tersebut menentukan laju peluruhan efektif pengurangan zat radioaktif di dalam tubuh manusia.
Oleh karena itu, untuk mendapatkan gambaran laju peluruhan dan pengeluaran zat radioaktif dari dalam tubuh, kedua jenis waktu paro tersebut digunakan sebagai parameter dan disebut konstanta peluruhan efektif (λeff). Perhitungan secara matematis dilakukan dengan menggunakan Persamaan 1 berikut :
λeff = λr + λb
Dimana :
λeff = Konstanta peluruhan efektif
λr = Konstanta peluruhan radioaktif
λb = Konstanta peluruhan biologi
C. Koefisien Dosis
Menurut penelitian menggunakan Manusia Acuan, besarnya dosis efektif terikat per becquerel akibat masuknya unsur radioaktif ke dalam tubuh tergantung pada jalur masuk (metode intake). Oleh karena itu, nilai koefisien dosis (h) dibedakan antara h jalur pencernaan dan h jalur pernapasan.
Nilai koefisien h untuk jalur pencernaan (ingestion) dan jalur pernapasan (inhalasi) untuk berbagai jenis unsur radioaktif (radionuklida) telah diteliti menggunakan Manusia Acuan. Hasil penelitian untuk pekerja radiasi dan publik diterbitkan dalam ICRP Publikasi No.68 ICRP.
Asesmen Hazards Radiasi Interna
Penilaian tingkat hazards radiasi interna di tempat kerja dapat dilakukan dengan cara mengukur tingkat kontaminasi radioaktif dipermukaan kerja dan di udara. Hasil pengukuran tersebut selanjutnya digunakan untuk mengestimasi besarnya dosis yang bisa ditimbulkan dan selanjutnya dibandingkan dengan Nilai Batas Dosis (NBD) yang relevan.Secara garis besar, penilaian tingkat hazards radiasi interna dapt dilakukan dengan menghitung Batas Masukan Tahunan (BMT), Tingkat Kontaminasi Permukaan, dan Tingkat Kontaminasi Udara.
A. Batas Masukan Tahunan (BMT)
Hazards radiasi interna dinilai dengan membandingkan antara jumlah unsur radioaktif yang masuk ke dalam tubuh dengan jumlah yang mengakibatkan dosis setara dengan Nilai Batas Dosis (NBD) tahunan yang sesuai. Saat ini, NBD yang sesuai untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv / tahun. Perbandingan antara jumlah unsur radioaktif yang masuk dan dosis yang diakibatkan tersebut menghasilkan suatu kuantitas yang dikenal dengan nama Batas Masukan Tahunan (BMT) atau yang dikenal Annual Limit on Intake (ALI).
Definisi satu BMT adalah jumlah unsur radioaktif / radionuklida (dinyatakan dalam satuan Becquerel), yang apabila masuk ke dalam tubuh Manusia Acuan, akan mengakibatkan dosis efektif terikat setara dengan NBD rekomendasi ICRP. Secara matematis, BMT (dalam Becquerel) untuk suatu unsur radioaktif (radionuklida) dihitung menggunakan Persamaan 2 berikut ini.
Dimana :
L = NBD Tahunan
h = Dosis efektif terikat per becquerel intake (dalam satuan Sv Bq-1)
Contoh 1 berikut adalah bagaimana menghitung BMT untuk pekerja radiasi.
Contoh 1:
--------------
Hitunglah Batas Masukan Tahunan (BMT) lewat jalur inhalasi untuk pekerja radiasi yang menggunakan sumber terbuka Phospor-32 dimana koefisien dosis h (inhalasi) adalah 2,9 x 10-9 Sv Bq-1.
Jawab :
Batas NBD untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv (0,02 Sv).
Menggunakan Persamaan berikut:
Oleh karena itu, kemasukan bahan radioaktif Phospor-32 sebanyak 6,9 x 106 Bq melalui jalur pernapasan (inhalasi) setara dengan satu BMT, sehingga juga setara dengan dosis efektif terikat sebesar 20 mSv.
Beberapa contoh lain dari BMT untuk pekerja radiasi diberikan dalam tabel berikut ini.
 |
| BMT Zat Radioaktif (Radionuklida) untuk Pekerja Radiasi |
B. Batas Kontaminasi di Tempat Kerja
Hazards radiasi interna di tempat kerja dapat dinilai dengan melakukan pengukuran tingkat kontaminasi radioaktif di permukaan dan di udara kemudian membandingkannya dengan nilai dosis potensial terukur. Untuk kontaminasi permukaan, perbandingan dapat dilakukan dengan menggunakan suatu kuantitas yang dikenal dengan Batas Turunan (Derived Limit-DL). Sedangkan untuk kontaminasi udara dilakukan dengan menggunakan kuantitas yang disebut Konsentrasi Udara Turunan-KUT (Derived Air Concentration-DAC).
C. Batas Kontaminasi Radioaktif di Permukaan
Batas kontaminasi radioaktif di permukaan suatu objek (benda atau lantai) dapat digunakan untuk mengestimasi potensi dosis radiasi yang dapat diterima oleh seseorang yang bekerja di lingkungan permukaan tersebut. Batasan tersebut dapat dinyatakan dalam konsep Batas Turunan (Derived Limit-DL). Dalam konsep ini batas turunan dinyatakan dalam satuan becquerels per sentimeter persegi (Bq cm-2).
Metode penentuan Batas Turunan (DL) sangat kompleks, tetapi pada prinsipnya batas tersebut dihitung dengan mempertimbangkan dosis potensial yang paling tinggi yang dapat diakibatkan oleh kontaminasi pada kulit atau masuknya unsur radioaktif (radionuklida) tersebut melalui jalur inhalasi atau jalur pencernaan (ingestion) dan menghubungkan nilai ini dengan Nilai Batas Dosis rekomendasi ICRP.
Walaupun Batas Turunan secara internasional belum ditentukan, batas tersebut biasanya didasarkan pada satu kali NBD tahunan. Misalnya, di Australia, paparan terhadap satu Batas Turunan (DL) selama 2000 jam (8 jam sehari, 5 hari satu minggu, 50 minggu per tahun) mengakibatkan dosis efektif terikat sebesar 20 mSv (yaitu satu kali batas dosis ICRP untuk pekerja radiasi).
Tingkat kerusakan pada tubuh akibat masuknya unsur radioaktif tergantung dari radiotoksisitas setiap unsur radioaktif. Untuk menyederhanakan penggunaan Batas Turunan, maka unsur radioaktif (radionuklida) dengan tingkat radiotoksisitas yang serupa dikelompokkan menjadi satu. Tabel berikut ini akan menampilkan pengelompokkan radionuklida dan menghubungkan Batas Turunan untuk permukaan daerah kerja seperti yang direkomendasikan oleh the National Health and Medical Research Council of Australia. Contoh setiap radionuklida untuk masing - masing kelompok diberikan dalam tabel berikut ini :
 |
| Radiotoksisitas dan Batas Turunan untuk Kontaminasi Permukaan |
Contoh 2 :
--------------
Pada pelaksanaan survei rutin terhadap laboratorium yang memanfaatkan iodine-131, ditemukan kontaminasi radioaktif yang mudah pindah sebesar 50 Bq cm-2. Berapa tingkat kontaminasi ini bila dinyatakan dalam Batas Turunan-DL dan berapa dosis efektif terikat tahunan yang dapat diakibatkan dari tingkat kontaminasi permukaan ini ?
Jawab:
Dari tabel "Radiotoksisitas dan Batas Turunan untuk Kontaminasi Permukaan", maka nilai DL untuk iodine-131 (I-131) adalah 100 Bq cm-2 (menurut the National Health and Medical Research Council of Australia).
Karena itu, tingkat kontaminasi tersebut setara dengan:
Menurut definisi yang berlaku di Australia, satu DL untuk 2000 jam akan menyebabkan dosis efektif terikat sebesar 20 mSv.
Sehingga, kita dapat mengatakan bahwa terpaan 0,5 DL selama 2000 jam akan mengakibatkan dosis efektif terikat sebesar
0,5 x 20 mSv = 10 mSv.
D. Batas Kontaminasi Radioaktif di Udara
Batas kontaminasi radioaktif di udara dapat dinyatakan dalam Konsentrasi Udara Turunan-KUT atau Derived Air Concentrations-DAC. Batasan in digunakan untuk membandingkan tingkat kontaminasi udara terukur dengan batasan yang dapat menyebabkan masukan sebesar satu kali Batas Masukan Tahunan-BMT (satu ALI). Dengan demikian, satu DAC adalah konsentrasi unsur radioaktif (radionuklida) di udara (dalam satuan Bq m-3) yang mengakibatkan seorang pekerja dapat menerima / menghirup radionuklida sebesar satu BMT dalam setahun.Manusia Acuan yang digunakan sebagai model dalam perhitungan memiliki laju bernapas sebesar 2400 m3 per tahun. Nilai ini diperoleh dari perhitungan sebagai berikut : laju bernapas adalah 1,2 m3 per jam selama 8 jam sehari, 5 hari dalam seminggu, dan 50 minggu dalam satu tahun.
Adapun secara matematis, definisi untuk DAC diberikan dalam Persamaan berikut ini :
Berikut ini contoh bagaimana menghitung DAC untuk suatu daerah kerja.
Contoh 3:
---------------
Menggunakan Batas Masukan Tahunan yang diberikan dalam tabel berikut ini.
 |
| BMT Zat Radioaktif (Radionuklida) untuk pekerja Radiasi |
Jawab :
BMT secara inhalasi untuk P-32 = 6,9 x 106 Bq
Maka diperoleh :
Sehingga DAC untuk phosphor-32 adalah 2,875 x 103 Bq m-3.
Contoh 4:
-------------
Kontaminasi udara di suatu laboratorium yang hanya menangani iodine-131 terukur sebesar 75 Bq m-3. Berapa tingkat kontaminasi udara dalam satuan Konsentrasi Udara Turunan-DAC dan berapa dosis efektif terikat tahunan yang dapat dihasilkan dari tingkat kontaminasi udara sebesar itu ?
Jawab :
ALI (inhalasi) untuk I-131 = 1,8 x 106 Bq
= 7,5 x 102 Bq m-3
= 750 Bq m-3
Jadi, tingkat kontaminasi udara terukur di laboratorium tersebut adalah 750 Bq m-3.
Tingkat kontaminasi tersebut dapat dinyatakan dalam satuan DAC, yaitu sebesar
Mengingat definisi 1 DAC adalah konsentrasi unsur radioaktif (radionuklida) di udara yang dapat menyebabkan terhirupnya atau masuknya 1 ALI unsur radioaktif tersebut per tahun, maka dalam hal ini konsentrasi sebesar 0,1 DAC akan mengakibatkan masuknya unsur I-131 sebanyak 0,1 ALI dalam setahun. Sehingga dosis efektif yang diakibatkan kemasukan 01, DAC sebesar (0,1 x 20) = 2 mSv.
Sekian pembahasan kita kali ini tentang Evaluasi Hazards Radiasi Interna. Semoga Bermanfaat.
(Baca Juga : Hazards Radiasi Interna)