Pengukuran Dosis Ekuivalen pada Berbagai Organ Kritis ...

Pengukuran Dosis Ekuivalen pada Berbagai Organ Kritis Pekerja Radiasi

Kedokteran Nuklir

Risma Laura Sibarani

Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Indonesia, Kampus UI Depok,

Depok, Jawa Barat, 16424, Indonesia

[email protected]

Abstrak Dalam penelitian ini, telah dilakukan pengukuran dosis ekuivalen di titik organ tiroid, sumsum tulang belakang,

gonad dan jari tangan pada dua pekerja Instalasi Kedokteran Nuklir MRCCC Siloam serta pada dua pekerja RSPP,

selain itu dilakukan juga mengetahui laju dosis serta aktivitas radiasi pengion untuk setiap kegiatan dari pekerja di

Instalasi Kedokteran Nuklir MRCCC Siloam dan RSPP. Evaluasi dosis ekuivalen kumulatif selama 3 bulan pada

setiap organ 4 pekerja memiliki range dosis 0.05 mSv hingga 0.11 mSv pada tiroid, 0.1 mSv hingga 0.19 mSv pada

sumsum tulang belakang, 0.08 mSv hingga 0.14 mSv pada gonad dan 0.05 mSv hingga 0.24 mSv pada jari tangan.

Hasil penelitian ini menunjukkan bahwa dosis ekuivalen yang diterima pekerja di Instalasi Kedokteran Nuklir

MRCCC Siloam dan RSPP tidak melewati nilai batasan dosis (NBD) yang telah ditetapkan oleh IAEA dan

BAPETEN untuk pekerja radiasi yaitu 20 mSv/tahun. Pengukuran laju dosis sesaat radiasi pengion terbesar dari

setiap kegiatan pekerja yaitu ketika menginjeksi radiofarmaka kepada pasien sebesar (25.03±26.57) µGy/hr.

Kata Kunci : Dosis Ekuivalen, Nilai Batas Dosis (NBD), Kedokteran Nuklir, Radiasi Pengion;

Dose Equivalent Measurement at Various Critical Organs of Radiation Staff

of Nuclear Medicine Facility

Abstract Within this research, measurement of equivalent doses have been conducted on the thyroid points, bone marrow,

gonads and fingers for two employees at Nuclear Installation of MRCCC Siloam and two employees at RSPP, in

addition to determine the dose rate of ionizing radiation in all of the activities every day of employees in Nuclear

Pengukuran dosis…, Risma Laura Sibarani, FMIPA UI, 2014

Installation of MRCCC Siloam and RSPP. The evaluation for cumulative equivalent dose of employees for 3

months on organ at risk of 4 employees have range dose 0.05 mSv to 0.11 mSv on thyroid, 0.1 mSv to 0.19 mSv on

bone marrow, 0.08 mSv to 0.14 mSv on gonads dan 0.05 mSv to 0.24 mSv on fingers. This results show that

radiation dose evaluation for the radiation employees in Nuclear Installation of MRCCC Siloam and RSPP has been

below of the dose limit value (NBD) as determined by IAEA and BAPETEN for the radiation employee that is 20

mSv/ year. Measurement of highest dose rate in all of the employee activities is on the employee injection of

radiopharmaceutical to patient that is (25.03±26.57) µGy/hr.

Key Words : Equivalent Dose, Dose Limit Value (NBD), Nuclear Medicine, Ionizing Radiation;

Pendahuluan

Kedokteran Nuklir adalah cabang ilmu kedokteran yang memanfaatkan sumber radiasi

terbuka yang bermanfaat dalam pendeteksian serta penyembuhan kepada penderita. Pemanfaatan

ini belum dapat digantikan dengan modalitas non pengion sehingga masih digunakan dan

dikembangkan di Kedokteran Nuklir. Oleh karena itu dalam penggunaan zat radioaktif harus

digunakan seoptimal mungkin, dengan cara mengurangi dosis radiasi yang mengenai tubuh atau

menghilangkan efek negatif yang mungkin timbul. Pekerja radiasi sangat berpotensi terkena

dampak dari bahaya sumber radioaktif, di mana pekerja radiasi memiliki peran dan tanggung

jawab yang diawali selama preparasi radiofarmaka hingga pemeriksaan berlangsung dan ada

kemungkinan kontaminasi dapat terjadi selama proses pemeriksaan berlangsung di setiap hari.

Resiko pekerja radiasi di Instalasi Kedokteran Nuklir memiliki resiko lebih besar bila

dibandingkan dengan Instalasi Radioterapi maupun Diagnostik. Dalam hal ini dibutuhkan suatu

alat ukur yang dapat mendeteksi besarnya energi, dosis dan laju dosis paparan sumber radiasi

yang dipancarkan kepada pekerja radiasi. Alat ini sangat pentingnya bagi pekerja radiasi

sehingga perhitungan besar dosis radiasi yang diterima seorang pekerja dapat dimonitor terus

sehingga jumlah radiasi yang diterima pekerja tidak melebihi dari NBD yang telah ditentukan

oleh BAPETEN dan dapat mengurangi pengaruh radiasi yang merusak akibat paparan radiasi

(Powsner & Edward, 2006).


METODOLOGI PENELITIAN

1. Alat dan Lokasi

Penelitian dilakukan di 2 Rumah Sakit Instalasi Kedokteran Nuklir yaitu RS MRCCC

Siloam yang dilengkapi dengan pesawat siklotron, PET serta SPECT dan RS Pusat Pertamina

(RSPP) yang dilengkapi dengan pesawat SPECT. Dilakukan pemantauan paparan radiasi di

daerah kerja menggunakan TLD LiF: Mg, Cu, P dengan TLD reader Harshaw model 3500

sebagai pembaca hasil tanggapan dari TLD, serta GM counter digunakan sebagai detektor

pemantauan kondisi area kerja radiasi.

2. Cara Kerja

Sebelum TLD digunakan maka harus diannealing terlebih dahulu dengan cara diberikan

dua perlakuan suhu yang berbeda yaitu 100o C selama 2 menit lalu dilanjutkan 240o C selama 10

menit. Setelah proses annealing dilakukan, maka selanjutnya adalah proses pendinginan TLD.

Dikarenakan tanggapan setiap TLD berbeda-beda, maka perlu dilakukan pengelompokan

dengan cara meradiasi TLD dengan gamma Cs-137 yang dilakukan di SSDL PTKMR, BATAN.

TLD disinari di udara dengan jarak dari sumber Cs-137 terhadap dosimeter sebesar 100 cm

selama 19 menit 14 detik. Penentuan dosis yang diberikan sebesar 2 mGy. Dari hasil tanggapan

penyinaran gamma Cs-137 maka langkah selanjutnya adalah mengelompokkan menjadi 4

kelompok berdasarkan hasil bacaan TLD tersebut.

Dari setiap kelompok dikalibrasi dengan menyinari TLD menggunakan sinar-x pada jarak

200 cm dari target dengan dosis 2 mGy. TLD diletakkan pada permukaan fantom dengan jarak

20 cm dan disinari dengan sinar-x HVL 1,13 Cu yang diperoleh dari kondisi eksposi tegangan

tabung 100 kV, arus 20 mA selama 6 menit 36 detik serta diberikan filter tambahan 5,053 mm

Cu agara sesuai dengan energi rata-rata 83 keV.


Berdasarkan hasil kalibrasi setiap kelompok, maka akan diperoleh nilai faktor konversi

(FK), yang dirumuskan sebagai berikut :

!" = !"#$# !"#$%&"'$ (!"#)

!"#$% !"#$$"%"# !"# (!")

Pengukuran pertama dilakukan di RS MRCCC Siloam pada saat memproduksi

radioisotop dan radiofarmaka dengan siklotron. Ketika berlangsungnya pembuatan radioisotop

dilakukan pengukuran dosis dan laju dosis sesaat yang dilakukan dengan GM counter Unfors.

Untuk pengukuran dosis dan laju dosis sesaat dilakukan pada 11 titik pengukuran di sekitar

pesawat siklotron seperti yang ditunjukkan pada Gambar 1 dan Gambar 2. Terdapat 6 titik

pengukuran di sekitar siklotron.

Gambar 1. Titik pengukuran pada area siklotron RS MRCCC Siloam


Gambar 2. Titik pengukuran di area Instalasi Kedokteran Nuklir RS MRCCC Siloam

Gambar 3. Denah ruang Instalasi Kedokteran Nuklir RSPP

Selain menggunakan GM counter Unfors untuk pengukuran lingkungan kerja Instalasi

Kedokteran Nuklir, digunakan pula TLD di tuang injeksi, ruang kontrol SPECT dan PET serta

ruang RIA khusus di RSPP. TLD ditempelkan di setiap ruang tersebut selama tiga bulan, yang

mana dilakukan pembacaan TLD setiap bulan.


Gambar 4. Titik TLD pada bagian tubuh pekerja radiasi Instalasi Kedokteran Nuklir

Pengukuran menggunakan GM counter Unfors juga dilakukan untuk pengukuran dosis

dan laju dosis pada setiap kegiatan pekerja di Instalasi Kedokteran Nuklir. Pada saat pekerja

radiasi mengerjakan elusi, preparasi radiofarmaka, penginjeksi radiofarmakan kepada pasien dan

scanning SPECT atau PET khusus untuk pekerja di Instalasi Kedokteran Nuklir RS MRCCC

Siloam. Pengukuran ini dilakukan selama 60 detik setiap kegiatan pekerja radiasi.

Pengukuran dosis ekuivalen pada keempat pekerja radiasi di Instalasi Kedokteran Nuklir

dilakukan dengan menempelkan 3 chip TLD pada permukaan tubuh yang dapat

mempresentasikan organ tiroid, sumsum tulang belakang, gonad dan jari tangan. Pengambilan

data dilakukan secara kontinyu terhadap empat orang pekerja radiasi dari dua RS selama tiga

bulan. Dua pekerja radiasi dari masing-masing RS, yang mana diberikan kode A dan B pada

pekerja RS MRCCC Siloam serta C dan D untuk pekerja RSPP.

HASIL DAN DISKUSI

Dari pengukuran respon bacaan TLD terhadap radiasi gamma CS-137 dengan dosis 2

mGy diperoleh nilai rerata (268 ± 3.93) nC dengan rentang nilai tanggapan 220 nC sampai

Tiroid SumsumTulang Belakang

Gonad

Jari Tangan


dengan 304 nC, seperti yang terlihat pada Gambar 5. Respon TLD dengan simpangan lebih dari

3% dari hasil tanggapan rerata merupakan hasil tanggapan yang menyimpang.

Dari 4 kelompok tersebut terdapat tiga TLD di setiap kelompok, yang digunakan untuk

mendapatkan nilai FK. Nilai FK untuk empat kelompok tersebut dalam rentang 5.0E-3 mGy/nC

hingga 5.8E-3 mGy/nC. Dengan variasi nilai FK ini menunjukkan bahwa respon TLD terhadap

foton memiliki daya sensitivitas yang berbeda-beda. Nilai FK 5.0E-3 mGy/nC merupakan FK

terkecil, artinya bahwa FK ini memiliki daya sensitivitas yang paling besar dibandingkan

kelompok lainnya, sebaliknya nilai FK 5.8E-3 mGy/nC yang memiliki daya sensitifitas paling

kecil untuk menerima foton.

Gambar 5. Grafik distribusi respon TLD 100H terhadap Cs-137 dengan dosis 2 mGy

150

200

250

300

350

400

-‐5 5 15 25 35 45 55 65 75 85 95 105 115 125

Hasil Tan

ggap

an (n

C)

ID TLD

Respon TLD

-‐ Batas atas -‐ Batas bawah -‐ Rerata respon


Tabel 1. Kelompok TLD berdasarkan responnya terhadap radiasi gamma Cs-137

No. Kelompok Paparan (nC)

I 193.8 hingga 227.4

II 228 hingga 237.9

III 239.1 hingga 271.2

IV 272 hingga 349.3

Hasil pengukuran dosis dan laju dosis siklotron di RS MRCCC Siloam terdapat pada

Tabel 2. Berdasarkan hasil pengukuran pada Tabel 2 dapat dikategorikan menjadi 3 bagian dosis

yaitu dosis rendah (< 10 µGy), dosis sedang (10 µGy – 100 µGy) dan dosis tinggi (> 100 µGy).

Berdasarkan kategori dosis rendah (< 10 µGy) diperoleh dari pengukuran ruang kontrol siklotron

dan sebagian besar titik di ruang tunggu pasien PET. Untuk dosis terkecil terletak pada ruang 1

yaitu sebesar 2E-3 µGy dan untuk laju dosis terkecil pada ruang 8 yaitu sebesar 22E-3 µGy/jam.

Hal ini mengindikasikan bahwa pekerja radiasi yang berada pada ruang kontrol siklotron relatif

aman dari resiko bahaya radiasi, meskipun pesawat sedang beroperasi. Begitu juga dengan ruang

tunggu pasien PET di Instalasi Kedokteran Nuklir yang hanya memperoleh dosis yang rendah,

mengindikasikan tidak adanya kontaminasi atau kebocoran radiasi di ruang-ruang lain sehingga

aman dari resiko bahaya radiasi bila pekerja radiasi berada di ruang tersebut.


Tabel 2. Hasil Pengukuran dosis dan laju dosis lingkungan

Ruang Peranan Ruang Ukur Dosis

( x 10-3 µGy)

Laju Dosis

(µGy/jam)

1

Mengontrol proses pembuatan F-18 di alat

siklotron serta memantau kondisi alat

siklotron

1.5 ± 1.6 0.31 ± 0.57

2 Memantau kondisi power supply siklotron 29.25 ± 53.58 0.77 ± 0.63

3 Pintu masuk ke alat siklotron 10.88 ± 10.93 0.71 ± 0.71

4

Tempat penyimpanan peralatan untuk

pembuatan radiofarmaka FDG serta

sparepart siklotron

14.88 ± 12.84 1.27 ± 1.04

5 Ruang tunggu pasien PET 4 .13 ± 6.31 0.34 ± 0.56

6 Ruang tunggu pasien PET 24.25 ± 59.09 0.25 ± 0.32




10 Mentransfer F-18 dari alat siklotron menuju

hotlab FDG 142.50 ± 36.61 50.59 ± 17.13

11 Mensintesis serta mendispensing F-18

menjadi radiofarmaka 11.25 ± 15.92 0.22 ± 0.54

Rentang dosis sedang (10 µGy – 100 µGy) diperoleh pada ruang menuju pintu masuk siklotron,

power supply siklotron, penyimpanan peralatan FDG dan siklotron beserta ruang tunggu pasien


PET di Instalasi Kedokteran Nuklir. Beberapa ruangan ini lebih rentan dari paparan radiasi

karena lebih berdekatan ataupun bersentuhan langsung dengan sumber radiasi kecuali salah satu

titik di ruang tunggu pasien PET. Hasil yang berbeda dengan titik pada ruang tunggu pasien PET

lainnya dapat dikarenakan titik tersebut berada tepat di lantai atas pada bagian center pesawat

siklotron. Sedangkan dosis tertinggi (> 100 µGy) diperoleh dari ruang transfer F-18 menuju

hotlab FDG dan sintesis F-18 menjadi FDG. Dosis dan laju dosis tertinggi berada pada ruang 10

yaitu sebesar 143 µGy dan 50.59 µGy/ jam. Oleh karena itu, ruang 10 harus disterilisasi dari

pekerja radiasi yang tidak berkepentingan pada saat transfer F-18, dikarenakan pada ruangan ini

sangat berpotensi mendapatkan paparan radiasi yang tinggi.

Pengukuran dosis lingkungan ini memberikan gambaran bahwa RS MRCCC Siloam baik

dalam tata kelola instalasi dengan bahan radioaktifnya, serta aman untuk keselamatan pekerja

dan pasiennya.

Hasil pengukuran background seperti yang ditunjukkan pada Gambar 6 dan 7

menjelaskan bahwa pada ruang hotlab di Instalasi Kedokteran Nuklir RS MRCCC Siloam dan

RSPP mendapatkan dosis tertinggi dibandingkan ruangan lain di Instalasi Kedokteran Nuklir dan

diinformasikan pula bahwa kondisi dosis background lebih besar pada Instalasi Kedokteran

Nuklir RSPP yang memiliki range dosis sebesar 2.93 mSv hingga 23.31 mSv bila dibandingkan

dengan RS MRCCC Siloam yang memiliki range dosis 0.40 mSv hingga 4.14 mSv. Hal ini dapat

disebabkan oleh banyaknya barang-barang yang terkontaminasi oleh senyawa radioaktif yang

terjadi di hotlab RSPP.

Gambar 6. Grafik hasil tanggapan background ruang di Instalasi Kedokteran Nuklir RS MRCCC Siloam

0.00

5.00

10.00

15.00

20.00

25.00

1 2 3

Dosis (mGy

)

Bulan ke-‐

Ruang Kontrol

Hotlab

Ruang Injeksi


Gambar 7. Grafik hasil tanggapan background ruang di Instalasi Kedokteran Nuklir RSPP

Hasil pengukuran dosis dan laju dosis yang terukur menggunakan GM counter Unfors

berdasarkan spesifikasi kerja pekerja di Instalasi Kedokteran Nuklir di RS MRCCC Siloam dan

RSPP ditunjukkan pada Gambar 8 dan 9. Terlihat dari grafik bahwa pekerja mendapatkan dosis

dan laju dosis sesaat tertinggi ketika pekerja menginjeksi radiofarmaka kepada pasien yaitu

sebesar 1.46 µGy dan 19.32 µGy/jam di RS MRCCC Siloam dan 0.07 µGy dan 7.31 µGy/jam di

RSPP. Hal ini dapat dipengaruhi oleh jarak yang dekat antara sumber dengan pekerja dan waktu

yang lama untuk proses penginjeksian yaitu sekitar 1 hingga 9 menit untuk pekerja RS MRCCC

Siloam sedangkan untuk pekerja RSPP sekitar 1 hingga 8 menit serta aktivitas yang tinggi pada

radiofarmaka ketika pekerja menginjeksikannya kepada pasien.

Gambar 8. Grafik pengukuran dosis berdasarkan kegiatan pekerja RS MRCCC Siloam dan RSPP

0.00

5.00

10.00

15.00

20.00

25.00

1 2 3

Dosis (mGy

)

Bulan ke-‐

Ruang Kontrol

Hotlab

Ruang Injeksi

RIA

0.00

0.10

0.20

0.30

0.40

0.50

Injeksi Scanning PET Scanning SPECT Preparasi&Elusi

Dosis (μG

y)

Kegiatan

RS MRCCC Siloam

RSPP


Gambar 9. Grafik pengukuran laju dosis maksimum berdasarkan kegiatan pekerja RS MRCCC Siloam dan RSPP

Untuk hasil pengukuran dosis ekuivalen akumulasi selama tiga bulan yang diterima oleh

setiap bagian organ kritis pada 4 pekerja di Instalasi Kedokteran Nuklir RS MRCCC Siloan dan

RSPP selama tiga bulan diperlihatkan dalam Tabel 3.

Tabel 3. Dosis akumulasi selama 3 bulan pada pekerja Instalasi Kedokteran Nuklir MRCCC Siloam dan

RSPP

Rumah Sakit Kode

Pekerja

Dosis Organ Kritis (mSv)

Tiroid Sumsum Tulang

Belakang Gonad

Jari

Tangan

MRCCC

Siloam

A 0.07 0.14 0.11 0.16

B 0.05 0.10 0.08 0.05

RSPP C 0.11 0.14 0.11 0.24

D 0.07 0.19 0.14 0.07

0.00 3.00 6.00 9.00 12.00 15.00 18.00 21.00 24.00 27.00

Injeksi Scanning PET Scanning SPECT Preparasi&Elusi

Laju Dosis (μ

Gy/jam

)

Kegiatan

RS MRCCC Siloam

RSPP


Dosis ekuivalen yang didapat pada setiap pekerja berbeda-beda setiap bulan. Hal ini

dikarenakan jumlah pasien setiap bulan berbeda-beda dan jumlah jam kerja setiap bulan pada

pekerjapun berbeda-beda. Dosis akumulasi selama 3 bulan penelitian pada tiroid, sumsum tulang

belakang, gonad dan jari tangan pada pekerja A yaitu sebesar 0.07 mSv, 0.14 mSv, 0.11 mSv dan

0.16 mSv, pada pekerja B yaitu sebesar 0.05 mSv, 0.10 mSv, 0.08 mSv dan 0.05 mSv, pekerja C

yaitu sebesar 0.11 mSv, 0.14 mSv, 0.11 mSv dan 0.24 mSv serta pekerja D yaitu sebesar 0.07

mSv, 0.19 mSv, 0.14 mSv dan 0.07 mSv. Dari hasil dosis ekuivalen akumulasi selama 3 bulan

masa penelitian didapatkan dosis terbesar pekerja C yaitu pada jari tangan sebesar 0.24 mSv. Hal

ini disebabkan karena jari tangan merupakan organ yang paling dekat dengan sumber radioaktif

ketika berinteraksi dengan sumber radioaktif. Berdasarkan hasil perhitungan, dosis ekuivalen

untuk setiap organ dikategorikan aman karena masih dibawah nilai batas dosis (NBD)

berdasarkan ICRP No.60 yaitu 5 mSv per 3 bulan dan untuk dosis pada jari tangan atau kulit

sebesar 125 mSv per 3 bulan untuk NBD pekerja radiasi

KESIMPULAN

Dari penelitian yang telah dilakukan dapat diambil beberapa kesimpulan diantaranya sebagai

berikut :

1. Dosis radiasi pengion terbesar pada ruangan Instalasi Kedokteran Nuklir selama 3 bulan

terdapat pada hotlab dengan range dosis MRCCC Siloam 0.4 mGy hingga 4.14 mGy,

sedangkan untuk RSPP range 2.93 mGy hingga 23.31 mGy.

2. Laju dosis sesaat terbesar pada kegiatan pekerja RS di Instalasi Kedokteran Nuklir MRCCC

Siloam dan RSPP yaitu ketika menginjeksi radiofarmaka ke pasien. Pada MRCCC Siloam

laju dosis sebesar (25.03 ± 26.57)µGy/jam dengan dosis (0.4 ± 0.43)µGy, sedangkan RSPP

sebesar (7.48 ± 5.15)µGy/jam serta dosis yang terukur sebesar (0.07 ± 0.06) µGy.

3. Dosis akumulatif selama 3 bulan pada setiap organ 4 pekerja memiliki range dosis 0.05 mSv

hingga 0.11 mSv pada tiroid, 0.1 mSv hingga 0.19 mSv pada sumsum tulang belakang, 0.08

mSv hingga 0.14 mSv pada gonad dan 0.05 mSv hingga 0.24 mSv pada jari tangan.

4. Dosis ekuivalen pada pekerja berada di bawah NBD yaitu 20 mSv/tahun dan 500 mSv/tahun

pada jari tangan.


SARAN

Di ruangan Hotlab di Instalasi Kedokteran Nuklir RSPP terdapat kontaminan yang cukup tinggi

yang disebabkan oleh human error dari pekerja RS, sehingga perlu diperhatikan prosedur kerja

ketika bekerja menggunakan sumber radioaktif seperti pemantauan paparan radiasi dan/ atau

kontaminasi radioaktif di daerah kerja. Selain itu, untuk pekerja Instalasi Kedokteran Nuklir

yang dilengkapi dengan PET harus dilakukan penelitian lebih lanjut karena ada kemungkinan

menerima dosis yang lebih besar.

DAFTAR PUSTAKA

Bryan, J. C. (2009). Introduction Nuclear Science. New York: CRS Press.

F.Knoll, G. (1979). Radiation Detection and Measurement. Canada: Jogn Wiley & Sons,Inc.

Forshier, S. (2002). Essentials of Radiation Biology and Protection. Albany,NY: Thomson

Learning.

Freirea, L., Caladoa, ,. A., Cardosoa, V., & Santosa, M. (2008). Comparison of LiF (TLD-100

and TLD-100H) Detectors for Extremity Monitoring. ScienceDirect .

Furetta, C. (2003). Handbook of Thermoluminescence. London: World Scientific Publishing.

Gray, J. M. (2005). The Radiation Hazards I-125 and I-131. University RPA.

Hani, A. R., & Riwidikdo, H. (2009). Fisika Kesehatan. Jogjakarta: Mitra Cendikia Press.

Hasnel Sofyan, M., Akhadi, M., Prasetio, H., Budiantari, T., & Nuraeni, N. (2012). Laporan

Akhir Insentif Peningkatan Kemampuan Peneliti dan Rekayasa. Uji Karakteristik

Dosimeter LiF: Mg,Cu,P dan Dosimeter OSL dan Pengembangan Metode Audit

Dosimeter Fasilitas Radiologi untuk Peningkatan Layanan dan Keselamatan Pasien

Anak , 8-10.

Hasnel, S. (2012). Seminar Nasional Keselamatan Kesehatan dan Lingkungan VIII. Keunggulan

dan Kelemahan Dosimeter Luminesensi sebagai Dosimetri Personal dalam Pemantauan

Dosis Radiasi Eksternal , 40-55.


IAEA. (2005). Safety Reports Series No. 40. Applying Radiation Safety Standards in Nuclear

Medicine , 18-21.

IAEA. (n.d.). Safety Reports Series No.16. Calibration of Radiation Protection Monitoring

Instruments .

Kopec, R., Budzanowski, M., Budzynska, A., Czepczynski, R., Dziuk, M., & Sowinski, J.

(2011). Radiation Measurements. On the Relationship between Whole Body, Extremity

and Eye Lens Doses for Medical Staff in the Preparation and Application of

Radiopharmaceuticals in Nuclear Medicine .

Lusiyanti, Y., Alatas, Z., Purnami, S., Ramadhani, D., S, V. A., & Lubis, M. (2012). Seminar

Nasional Keselamatan dan Lingkungan VIII. Efek Sitogenetik pada Pekerja Radiasi , 96-

106.

No.106, I. (2007). Annals of the ICRP. Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals ,

25-27.

Panular, D. B., Nur, M., & Setiawati, E. (2004). Berkala Fisika. Kajian Pemanfaatan

Radiofarmaka Technetium-99m DTPA pada Indikasi Kelainan Ginjal dengan

Menggunakan Kamera Gamma , 97-102.

Powsner, R. A., & Edward, R. P. (2006). Essential Nuclear Medicine Physics. Chennai, India:

Blackwell Publishing.

Savva, A. (n.d.). Personnel TLD Monitors, Their Calibration and Response .

Shinde, S., Dhabekar, B., & Bhatt, B. (2002). Indigenously Developed LiF : Mg, Cu, P

Thermoluminescent Phospor for Radiation Dosimetric Application. BARC Newsletter .

Sofyan, H. (2012). Prosiding Pertemuan Ilmiah XXVI HFI Jateng & DIY. Dosimeter

ThermoLuminesensu sebagai Dosimetri Personal dalam Pemantauan Dosis Radiasi

Eksternal , 130-132.


Susilowati, P., Sri, P., & Susilo, D. (2011). Pengukuran Laju Dosis Paparan Radiasi Sekunder

Sinar X di Ruangan dan Lingkungan Sekitar Instalasi Radiologi (Studi Kasus : Ruang

Radiologi Poliklinik Fakultas Kedokteran). Fisika Mulawarman , 3.

Widyaningsih, D., & Sutanto, H. (2013). Berkala Fisika. Penentuan Dosis Radiasi Eksternal

pada Pekerja Radiasi di Ruang Penyinaran Unit Radioterapi Rumah Sakit dr. Kariadi

Semarang , 57-62.

Wiryosimin, S. (1995). Mengenal Asas Proteksi Radiasi. Bandung: ITB.

Wrixon, A. (2008). Journal of Radiological Protection. New ICRP Recommendations , 161-168.


Pengukuran Dosis Ekuivalen pada Berbagai Organ Kritis ...

Documents

Transcript of Pengukuran Dosis Ekuivalen pada Berbagai Organ Kritis ...