SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176

Kristiyanti, dkk 535 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA

ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER

LEHER RAHIM

Kristiyanti, Abdul Jalil

Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan Puspiptek Serpong 15314

Abstrak ANALISIS KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI

KANKER LEHER RAHIM. Telah dilakukan perhitungan dan analisis ketebalan kontainer Brakiterapi Medium Dose Rate (MDR) yang terbuat dari pelat Timbal (Pb). Tujuan analisis untuk mengetahui ketebalan kontainer untuk sumber radiasi Iridium-192 (Ir-192) dengan aktivitas 5 Ci, supaya paparan radiasi yang keluar dari kontainer tidak berbahaya bagi operator dan lingkungan. Perhitungan ketebalan kontainer berdasarkan pada kesebandingan konstanta gamma (γ) dan faktor reduksi dosis. Dari hasil perhitungan didapatkan ketebalan pelat Timbal 5 cm dengan aktivitas yang masih lolos 6,6 mCi. Dengan ketebalan tersebut dosis yang akan diterima operator Brakiterapi masih bisa memenuhi ketentuan dari BAPETEN yaitu 0,05mRem.

Kata kunci : Brakiterapi MDR, tebal kontainer, pelat timbal.

Abstract

AN ANALYSIS OF CONTAINER THICKNESS BRACHYTHERAPY MDR FOR CERVIC CANCER THERAPY. An analysis of container Brachytherapy Medium Dose Rate (MDR) which is made from Plumbum (Pb) plate has been done. The aim of the analysis is to find the container thickness with Iridium-192 (Ir-192) source activity 5 Ci, which is able to reduce the radiation exposure to the level that comply with safety criteria for operator and environment. The calculation method is based-on gamma constant (γ) and dose reduction factor. The results shows that plate thickness of 5 cm is able to reduce the radiation exposure to 6.6 mCi. With the calculated thickness, radiation exposure to the Brachyteraphy operator is complying safety criteria define by BAPETEN 0,05mRem.

Keywords : Brachyteraphy MDR, container thickness, Plumbum plate.

PENDAHULUAN

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 dan sekitar 500.000 manusia diselamatkan dari keganasan kanker dengan terapi radiasi.

Di Indonesia, jenis penyakit ini banyak terjadi pada kaum wanita yang berusia diatas setengah baya tetapi juga ditemukan pada wanita usia muda. Hal ini tentu saja menimbulkan kekhawatiran karena proses penyembuhannya tidak seperti

penyakit ringan lainnya. Proses penyembuhannya dapat dilakukan dengan berbagai cara seperti operasi atau iradiasi menggunakan sinar gamma (γ). Penyembuhan melalui irradiasi jarak detak (langsung) yang disebut Brakiterapi merupakan teknik yang banyak dilakukan untuk penyembuhan kanker servik yang sudah parah. Namun Rumah Sakit yang memiliki fasilitas ini tidak banyak karena peralatan masih harus diimpor dan harga peralatan yang sangat mahal [1].

Penggunaan aktivitas sumber radiasi untuk Brakiterapi menurut International Commission on Radiation Unit and Measurement (ICRU) terbagi menjadi 3 jenis berdasarkan aktivitasnya yaitu [2] :

SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176

STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA Kristiyanti, dkk 536

- Low Dose Rate (LDR) dengan aktivitas 0,4 – 2 Gy h-1 - Medium Dose Rate (MDR) dengan aktivitas 2 – 12 Gy h-1

- High Dose Rate (HDR) dengan aktivitas >12 Gy h-1

Untuk mudahnya biasa dinyatakan : LDR 10 Gy/d ; MDR 10 Gy/h ; HDR 10 Gy/min. Telah dikembangkan perangkat Brakiterapi LDR. Namun perangkat ini memberikan efek kurang nyaman terhadap pasien karena waktu yang diperlukan untuk proses irradiasi lebih dari 5 jam. Untuk memberikan efek lebih nyaman terhadap pasien maka dalam makalah ini akan dikembangkan peralatan Brakiterapi MDR. Diharapkan penggunaan Brakiterapi dengan aktivitas yang lebih tinggi ini waktu prosesnya lebih singkat sehingga memberikan kenyamanan pada pasien. Dalam perancangan ini, Brakiterapi yang akan dibuat adalah jenis dengan aktivitas medium atau MDR. Jenis sumber radiasi γ yang digunakan berasal dari Irridium-192 (Ir-192) dengan aktivitas 5 Ci. Sumber radiasi disimpan dalam suatu kontainer yang terbuat dari timbal (Pb) yang bisa menyerap paparan radiasi. Diharapkan penempatan sumber tersebut bisa memenuhi keselamatan radiasi. Ketebalan kontainer ini dihitung dengan menggunakan 2 metoda yaitu dengan menghitung ekivalensi aktivitas Ir-192 dengan Radium, sedangkan metoda yang lain dengan menghitung faktor pengurangan laju dosis pada suatu titik tertentu. Dari hasil analisis perhitungan didapatkan ketebalan kontainer dengan bahan timbal mempunyai perkiraan ketebalan 5 cm. Diharapkan ketebalan tersebut bisa menahan paparan radiasi sehingga memenuhi persyaratan keselamatan radiasi.

TEORI.

Sistem peralatan Brakiterapi terdiri dari [1]: 1. Aplikator digunakan untuk memasukkan sumber

kedalam rahim. 2. Slang pengarah sumber digunakan untuk

mengambil sumber radiasi dari kontainer dan untuk memasukkan slang pembawa sumber ke dalam aplikator.

3. Slang pembawa sumber digunakan untuk membawa sumber dari penyimpanan ke dalam aplikator.

4. Sistem kendali digunakan untuk mengendalikan gerak masuk dan keluar sumber baik dari container, penyimpan sumber dan aplikator.

5. Kontainer digunakan sebagai tempat sumber.

Kontainer harus memenuhi kriteria keselamatan radiasi. Paparan radiasi yang masih dapat menembus dinding kontainer harus sekecil

mungkin, sehingga operator brakiterapi yang menerima paparan tersebut masih dalam ketentuan yang berlaku.

Ir-192 sebagai sumber radiasi mempunyai macam energi yang cukup banyak yaitu ada 13 macam energi radiasi dan prosentase pancaran berbeda untuk tiap energi seperti pada Tabel 1.

Tabel 1. Energi radiasi gamma dari Ir-192 dan prosentasenya [3].

Energi (MeV)

Prosen pancaran

(%)

Energi (MeV)

Prosen pancaran

(%) 0,885 0,613 0,604 0,588 0,484 0,468 0,416

0,6 2,8 7,1 2,85 1,2 22,7 6,2

0,316 0,308 0,296 0,283 0,206 0,201 0,136

29,5 11,85 10,85

0,6 0,8 0,4 -

Dalam perhitungan ini akan diambil dua energi yang berpengaruh dalam penggunaan. Besaran energi tersebut adalah 0,468 MeV dan 0,604 MeV. Karena kedua energi ini yang berpengaruh pada keselamatan radiasi . Jika kedua energi ini teratasi maka yang lain pun akan teratasi. Perhitungan mengenai ketebalan kontainer untuk mengurangi paparan bisa dihitung dengan menggunakan dua metoda yaitu [3]:

1. Berdasarkan Faktor Kesebandingan Konstanta Gamma.

Tebal dinding kontainer dapat ditentukan dengan mengguna-kan grafik ekuivalensi gram Radium (M) pada titik tinjauan satu meter seperti tertera pada grafik ekivalensi gram Radium vs ketebalan dinding Gambar 1. Konstanta kesebandingan antara sumber yang digunakan dengan sumber isotop Radium, seperti pada persamaan :

Konstanta kesebandingan = k sumber/k Radium (1)

Tabel.2 merupakan daftar harga konstante γ dari beberapa sumber radiasi yang sering digunakan. Jadi jika diketahui besarnya aktivitas sumber, maka nilai ekivalensi aktivitas sumber ini dapat diekivalensikan dengan aktivitas Radium. Dengan menggunakan grafik tersebut, dimana M dalam satuan mgram Radium, maka tebal perisai yang diinginkan untuk aktivitas tersebut dapat ditentukan.

SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176

Kristiyanti, dkk 537 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA

Gambar 1. Grafik ekivalensi gram Radium vs ketebalan dinding [3].

Tabel 2. Konstanta γ spesifik sumber radiasi yang sering digunakan [4].

Isotop Kγ R/Ci.jam Cs-137 Co-60 Ir-192 Ta-182 Na-22 Kr-85 Sb-124 Ra-226

3,3 13,2 4,8 6,8 18,4 0,04 9,8 8,25

2. Berdasarkan faktor reduksi dosis.

Perhitungan didasarkan pada pengurangan laju dosis pada jarak 1 meter, dimana pada jarak ini laju dosis harus memenuhi ketentuan Keselamatan Radiasi yang telah ditetapkan BAPETEN yaitu sebesar 0,05 mRem/jam.

Besarnya laju dosis dapat dinyatakan dengan persamaan :

D = (Q x Kγ x t)/R2. (2)

Dimana : D = laju dosis radiasi , mRem/jam Q = aktivitas, mCi Kγ = Konstanta radiasi γ Ir-192 R = jarak titik tinjauan, cm t = waktu kerja dengan sumber tersebut. Jika Do adalah besarnya laju dosis pada titik tinjauan, maka faktor reduksi dosis dapat dihitung dengan persamaan :

k=D/Do (3)

Dengan menerapkan nilai k sebagai ordinat pada grafik reduksi radiasi γ versus tebal kontainer yang dibuat dari timbal untuk sumber radiasi I-192 pada Gambar 2 dapat diperoleh tebal kontainer. Besar kecilnya paparan radiasi yang keluar dari kontainer, tergantung pada koefisien serapan linier bahan (µ) pada energi tersebut dan ketebalannya. Pengurangan paparan atau intensitas radiasi setelah melewati kontainer dapat dinyatakan :

I = I0 e -µx. (4)

Dimana : I = Intensitas radiasi setelah melewati kontainer. I0 =Intensitas radiasi sebelum melewati kontainer µ = koefisien serapan linier bahan cm-1. x = tebal dinding kontainer cm. Jika I diinginkan menjadi separonya maka persamaan menjadi :

I/I0 = e -µx.

0,5 = e -µx.

x = 0,693/ µ

Nilai ketebalan yang diperoleh dari perhitungan dengan menggunakan dua metode tersebut masih harus ditambah dengan nilai tebal paro (HVL), agar memenuhi kriteria keselamatan radiasi

Gambar 2. reduksi γ versus tebal kontainer yang dibuat dari timbale

untuk sumber radiasi I-192

HASIL DAN PEMBAHASAN

Berdasar pada perhitungan menggunakan

SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176

STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA Kristiyanti, dkk 538

kesebandingan konstanta Kγ untuk kuantum γ Ir-192 sebesar 0,48 R/Ci jam pada jarak tinjauan satu meter, sedangkan konstanta Kγ untuk kuantum γ Ra-226 sebesar 0,825 R/Ci jam pada jarak satu meter didapat :

Konstanta kesebandingan =

Untuk aktivitas sumber Ir-192 sebesar 5 Ci pada jarak titik tinjauan satu meter ekuivalen dengan aktivitas sumber radiasi Radium dalam mgram sebesar :

M= 5000 x 0,582 mgr Radium. = 2.910 mgr Radium

Dari grafik ekivalensi gram Radium vs ketebalan dinding diperoleh tebal kontainer 3,6 cm.

Sedangkan perhitungan tebal dinding dengan metoda faktor reduksi dosis didapatkan laju dosis radiasi dengan menggunakan persamaan 2

D = (Q x Kγ x t)/R2= (5000 x 4,85 x 6)/104

= 14,55 mRem/jam

Faktor reduksi:

K = D/Do = 14,55/0,05 = 291

Do diambil 0,05 mR/jam pada jarak satu meter, sesuai dengan ketentuan keselamatan kerja radiasi [5]. Dengan menggunakan grafik reduksi pengurangan dosis pada jarak satu meter seperti tertera pada Gambar 2. grafik reduksi dosis vs tebal dinding didapat 3,6 cm.

Dari hasil perhitungan dengan menggunakan kedua metoda seperti tersebut diatas diperoleh tebal kontainer 3,6 cm. Namun besaran ini masih harus ditambah dengan tebal paro bahan. Untuk menghitung tebal paro digunakan persamaan 2. Energi dari Ir-192 yang berpengaruh dalam keselamatan radiasi, hanya dua yaitu energi 0,468 MeV dan 0,604 MeV. Jika koefisien daya serap μ/ρ dan masa jenis ρ timbal diketahui maka tebal paro kontainer bisa dihitung. Contoh perhitungan untuk disintegrasi dengan energi 0,316Mev,

Diketahui μ/ρ = 0,385cm2/gram

ρ = 11,3gram/ cm3

µ = 4,35 cm-1

dari penjabaran persamaan (4) didapatkan tebal paro dinding kontainer 0,16cm

Perhitungan tebal paro dengan tingkat energi lain sperti pada tabel.3 Untuk mengeliminasi energi yang lain, perlu ditambahkan nilai tebal setengah dari tebal paro [6], sebesar = 0,5 x (0,33 + 0,51) cm = 0,44 cm. Sehingga nilai tebal dinding kontainer menjadi = 3,6 cm + 0,33 cm + 0,51 cm + 0,44 cm = 4,88 cm. Dengan ketebalan tersebut maka Intensitas radiasi diluar dinding diperoleh :

I = I0 e -µx. = 5000 x e-1,36 x 4,88.= 6,6 mCi

Nilai 6,6 mCi ini masih harus diverifikasi dengan persyaratan besarnya paparan radiasi dipermukaan yang diijinkan. Jika nilai ini masih terlalu besar maka tebal dinding masih bisa ditambah lagi.

Tabel 3. Hasil perhitungan tebal paro timbal dengan ρ = 11,3 gram/cm3

No Tingkat energi,

% paparan

μ/ρ, (cm2/gram)

µ, (cm-1)

Tebal paro cm

1. 2. 3. 4. 5.

0,316 MeV, 29,5 % 0,468 Mev, 22,7 % 0,604 MeV, 7,1 % 0,613 MeV, 2,8 % 0,885 MeV, 0,6 %

0,385 0,188 0,120 0,123 0,094

4,35 2,12 1,36 1,39 1,06

0,16 0,33 0,51 0,50 0,654

KESIMPULAN

Kontainer penyimpan sumber brakiterapi untuk jenis MDR dengan menggunakan sumber Iridium 192 aktivitas 5 Ci memerlukan ketebalan kontainer dari bahan timbal dengan ketebalan sekitar 5 cm. Dengan ketebalan tersebut paparan yang masih lolos sebesar 6,6 mCi. Diharapkan besarnya paparan ini sudah bisa diterima untuk keselamatan radiasi.

DAFTAR PUSTAKA.

1. ATANG SUSILA, “Perekayasaan Brachyterapy Medium Dose Rate”, Proposal Kegiatan Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, 2010.

2. ALAIN GERBAULET. CS “The GEC ESTRO Handbook of Brachytherapy”, ESTRO course, Paris, 2002.

0,48R/Ci jam 0,825 R/Ci jam

SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176

Kristiyanti, dkk 539 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA

3. S. RUMYANTSEV. “Industrial Radiology”. MIR Publisher, Moscow. 1967.

4. R.G.JAEGER CS, Engineering Compendium on Radiation Shielding Volume I, Shielding Fundamentals and Methods. Springer-Verlag, Berlin Heidelberg New York

5. KEPUTUSAN KEPALA BAPETEN No 08/Ka-BAPETEN/V-99. Tentang Ketentuan Keselamatan Radiografi Industri.

6. SRI MULYONO ATMOJO. DKK. “Penentuan Tebal Perisai Radiasi Gamma Isotop dengan Spektrum Energi yang Komplek”, PRIMA, Volume 4 Nomor 8 November 2007, Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Batan.

SEMINAR NASIONAL VI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 18 NOVEMBER 2010 ISSN 1978-0176

STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA Kristiyanti, dkk 540