t
tJ~1fV' lIe ]llv-t t->
d
r ~NlM·f-cu-.,
.t
Lu.y
"
C{Prosiding Prescntasi Ilmiah Kcsclamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
PERKIRAAN
DOSIS NEUTRON DARI KECELAKAAN
KEKRITISAN
24
MELALUI
ANALISIS
Na DALAM DARAH:
AKTIVASI
LARUTAN NaCI
SEBAGAI SIMULASI DARAH
Sri Widayati, Erwansyah Lubis
Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif - BATAN E. Sihombing
Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN
ABSTRAK
PERKIRAAN DOSIS NEUTRON DARI KECELAKAAN KEKRITISAN MELALUI ANALISIS 24Na DALAM DARAH: AKTIV ASI LARUTAN NaCI SEBAGAI SIMULASI DARAH. Perkiraan dosis neutron melalui analisis aktivitas 24Na di dalam darah yang terbentuk dari reaksi 2~a (n,y) 2"Na telah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah untuk dapat memperkirakan dosis neutron lambat yang diterima personil pada kecelakan kekritisan. Pada penelitian ini telah dilakukan aktivasi larutan NaCI pada fluk neutron lambat dengan fluen 200,4E+ 16 sampai 2204,4E+ 16 nlm2 di RSG-GAS. Basil yang diperoleh'menunjukkan bahwa aktivitas jenis 2"Na mempunyai hubungan yang linier dengan fluen neutron lambat melalui persamaan Y= 2,ll4X + 0,273. Hasil ini memberikan informasi bahwa 2"Na yang terbentuk dalam darah dapat digunakan sebagai dosimeter neutron untuk kasus kecelakaan kekritisan. Penelitian ini masih perlu dilanjutkan untuk mempero1eh hubungan antara aktivitas jenis 2"Na terhadap fluen neutron cepat.
ABSTRACT
24 ESTIMATION OF NEUTRON DOSE FROM CRITICALITY ACCIDENTS WITH ANALYSIS OF Na IN BLOOD: ACTIVATION NaCI SOLUTION AS BLOOD SIMULATION. Estimation of neutron dose with analysis oe4Na activity within blood from 2~a (n,y) 2"Na reaction was done. The aim of this experiment is to get an estimation of thennal neutron dose received by personnel at criticality accidents. NaCI solution was activated with thermal neutron flux at fluence from 200.4E+16 to 2204.4E+16 nlm2 at GAS reactor. The results
shown that relation between thermal neutron fluence with 2"Na specific activity is linier by equation of Y = 2.114X + 0.273. The results gave an information that activity of 2"Na in blood can be used as neutron dosimeter on criticality accidents case. This experiment still need to be continued to obtain the relation between 24Na specific activity with fast neutron fluence. ~ (; :,); C ~ I ~
6
('-f'f! '.
PENDAHULUAN
Kecelakaan kekritisan adalah teIjadinya reaksi fisi yang tidak terkendali dari sejumlah
material fisi. Kecelakaan kekritisan dapat
menimbulkan fiuks neutron yang tinggi dalam
tempo yang cepat. Pekerja radiasi, sesuai
dengan ketentuan dimonitor dcngan sistem
TLD untuk mengetahui penerimaan dosis yang berasal dari B/y dan neutron. Pada saat tcrjadi
kecelakaan kekritisan terjadi, dapat saja
pekeIja radiasi lalai mcnggunakan TLD,
sementara informasi penerimaan dosis neutron yang menjadi dasar untuk upaya pertolongan secara medis mutlak dibutuhkan.
Jika suatu kecelakaan kekritisan teIjadi, perhatian secepatnya diberikan kepada korban
yang diperkirakan menerima dosis > 0,25 Gy
dan biasanya fatalitas terjadi pada dosis >2 Gy
[I]. Perkiraan dosis yang diterima korban harus
segera dibuat agar staf medis dapat segera
menentukan mctodc pengobatan yang tcpat
kepada sctiap korban. Oalam upaya
pertolongan secara medis terhadap korban
kecelakaan kekritisan, perlu dipelajari perihal perkiraan dosis neutron yang diterima personil dari suatu kecelakaan kekritisan.
Darah mengandung berbagai elemen,
antara lain 23Na yang apabila terkena neutron
akan teraktivasi menjadi 24Na melalui reaksi23
(n,y). Tubuh manusia mengandung Na sekitar
1,4 g/kg berat tubuh. Sebagian besar 23Na
dalam darah bcrbentuk NaCI dan setiap 100 ml
darah mengandung sekitar 0,8 gram NaCI
Darah tersebar dan bersikulasi dalam tubuh
secara homogen dan kontinyu sehingga 24Na
yang terdapat dalam darah dapat mewakili
seluruh tubuh sebagai dosimeter untuk
perkiraan dosis neutron dari kecelakaan
kekritisan.
Pada penclitian ini akan dilakukan
aktivasi 23Na terhadap fiuk neutron lambat dari
Prosiding Presentasi llmiah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
BAHAN DAN TATA KERJA
t = Waktu dan kecelakaan kekritisan tcrjadi.·
sampai pengumpulan contoh darah
diambil (hari)
Kece\akaan kekritisan sebagian besar
teIjadi pada waktu yang singkat dengan
kecenderungan laju dosis yang tinggi. Bila
waktu aktivasi teIjadi beberapa jam sampai
beberapa hari, diperlukan koreksi24 peluruhan
dalam perhitungan aktivitas jenis Na. Faktor
koreksi peluruhan dinyatakan dalam rumus :
Fa = Ala
1-e-A.ta
ta = Waktu iradiasi
Sehingga diperoleh persamaan untuk
menghitung aktivitas 24Na dalam contoh darah sebagai berikut :
(6)
(7)[1]
C = Cacahan bersih 24Na yang telah
dikoreksi dengan cacahan latar belakang
Ef= Efisiensi detektor (%)
I = Fraksi sinar y perdisintegrasi (%)
V = Volume contoh darah (ml)
Fa = Faktor koreksi peluruhan radioaktif
selama peri ode iradiasi
Rt = Fraksi 24Na yang dipertahankan dalam
darah pada waktu contoh darah dikumpulkan
ANa = ACFa
60xEfxlxVxRtx(e-At1 _ e-AL2)Bq/ml
Aktivitas 24Napada awal pencacahan
Aktivitas 24Napada akhir iradiasi Waktu antara akhir iradiasi dan awal pencacahan
Aktivitas pada saat pencacahan berakhir
Waktu antara akhir iradiasi dan akhir pencacahan
darah yang sesungguhnya digunakan larutan
NaCI 0,8 %.
(3) (2)
Perbedaan antara A I dan A2, (A I-A2) adalah aktivitas yang meluruh selama periode
pencacahan, (A) adalah konstanta peluruhan
24Na, (C) adalah jumlah cacahan 24Na yang
telah dikoreksi dengan cacahan latar belakang sehingga diperoleh :
TEORI
Sodium e4Na) dalam darah dapat
teraktivasi oleh neutron berdasarkan reaksi
23Na (n,y) 24Na meluruh dengan memancarkan
partikel B dan sinar y yang mempunyai energi
1,369 dan 2,754 MeV dengan waktu paro (TYz)
14,8 jam. Aktivitas jenis 24Na (ANa) dalam
darah dapat dihitung dengan persamaan
Al = ANae-Atl (I)
Faktor penting yang mempengaruhi
konsentrasi 24Na dalam darah adalah peruluhan
biologi 24Na dan peluruhan radioaktif selama
iradiasi. Jika contoh darah dikumpulkan
beberapa hari setelah kecelakaan kekritisan
terjadi, diperlukan koreksi terhadap
pengeluaran 24Na dari tubuh. Waktu paro
biologi sekitar 12 hari. Jumlah 24Na yang
dipertahankan dalam tubuh (Rt) dinyatakan
dengan pcrsamaan, -O.OSI3t R = 0 487 e-O.08IStt ' + 0 510 e, + -OOOISt 0,0027 e . (5) ANa
=
ACe m'-e
(4) BAHAN (4) Bahan yang digunakan adalah larutan NaCi dan sumber neutron lambat dari reaktor GA. Siwabessy.TAT A KERJA
1. Larutan NaCI berkonsentrasi 1,91 mg/m1;
4 mg/ml dan 8 mg/ml masing-masing 6
ml dimasukkan ke dalam kapsul polietilen kemudian diaktivasi dengan fluk neutron
lambat pada fluen 1002 E+16 nlm2
2. Larutan NaCI berkonsentrasi 8 mg/ml
sebanyak 6 ml diaktivasi dengan fluk
neutron lambat pada fluen 200,4 E+ 16
Prosiding Presentasi I1miah Kesclamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
HASIL DAN PEMBAHASAN
Grafik hubungan antara konsentrasi
NaCl terhadap aktivitas jenis ditunjukkan
dalam Gambar I. Grafik ini menunjukkan
adanya hubungan linier antara konsentrasi
NaCl terhadap aktivitas jenis 24Na melalui
persamaan Y = 3,425 X + 1,450 dengan r2=
0,999. 3.
4.
Larutan NaCl yang telah diaktivasi,
dicacah selama 300 detik dengan
menggunakan spektrometer y yang
dilengkapi dengan detektor HpGe dan
EG&G ORTEC TENNELEC.
Aktivitas jenis 24Na dihitung dengan
persamaan (7). 2 • persamaan Y = 2,114 X + 0,273 dengan r = 0,986. 25 y = 2,114 X + 0,273 N 20 8 co"-...•C0 >< 15 c 0 ~ +' 10 ::> CDc c CD ::> ....•tx.
Aktiv1taa jon1a Na-24 (x105Bq/ml)
Gambar 2 : Grafik aktivitas jenis Na-24 terhadap fluen neutron lambat
'<t 30 ~ ~ zOJ .; 20 t1 ..,CD ~ 10 +' ...•.J.4...•+'<::> 0 2 4 6 810
Koneontraai larutan NaCl (og/ml)
Gambar I : Grafik konsentrasi larutan NaCI terhadap aktivitas jenis Na-24
Berdasarkan spektrum rap at fluk neutron
RS-2 (Rabbit System 2) RSG-GAS, fluk
neutron lambat sebesar 3,34 E+l2 nlcm2 dt
mempunyai energi berorde IE-08 MeV, ini
berarti bahwa besamya faktor konversi dosis2
terhadap fluen neutron adalah 4,65 pGy cm In
untuk dosis serap kedalaman (Depth-absorbed2
dose) dan 3,9 pGy cm In untuk dosis seraf
permukaan (Surface-absorbed dose) [I.
Berdasarkan faktor konversi tersebut, maka
fluen dapat disajikan dalam satuan dosis serap24
dan dibuat grafik antara aktivitas jenis Na
terhadap dosis neutron lamb at seperti pada
Gambar 3.
12
Gambar 3 : Grafik aktivitas jenis Na-24 terhadap dosis neutron lambat Hubungan fluen neutron lambat terhadap
aktivitas jenis 24Na diperlihatkan pada Gambar 2. Aktivitas jenis 24Na dinyatakan dalam satuan
Bq/ml, sedangkan fluen neutron dinyatakan
dalam satuan nlm2. Aktivitas jenis 24Na
diperoleh dengan menggunakan rumus (7)
dengan menghilangkan faktor (Fa) dan (Rt).
Dalam perhitungan tidak menggunakan (Fa)
karena aktivasi terhadap larutan NaCl hanya
dalam orde menit dan tidak menggunakan (Rt)
karena larutan yang digunakan dalam
penelitian ini bukan merupakan darah yang
sesunggulmya.
Pada Gambar 2 dapat dilihat bahwa
hubungan antara24 fluen neutron terhadap
aktivitas jenis Na adalah linier melalui
" 10 t:; co o K 8 6 o - Dog111 kodalnman -t- DOBis pormukililn
__ ~.u Dosia noutron
10 12
Prosiding Presentasi I1miah Keselamatan Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
Dalam hal 1m dilakukan pula
perhitungan dosis neutron berdasarkan data
empiris bahwa fluk neutron lambat sebesar
7E+06 n/m2 dt sebanding dengan laju dosis 25 !lSv/jam [41. Dari pendekatan ini dibuat grafik
antara aktivitas jenis 24Na terhadap dosis
neutron lambat seperti pada Gambar 3.
Untuk selanjutnya, dosis serap
kedalaman disebut dosis kedalaman, dosis
serap permukaan disebut dosis permukaan dan
dosis neutron lambat dari perhitungan
berdasarkan data empiris disebut dosis neutron.
Hubungan dosis kedalaman terhadap
aktivitas jenis 24Na adalah Iinier melalui
persamaan Y = 0,983 X + 0,127 dengan r2=
0,986. Persamaan ini digunakan hanya jika
energi neutron lambat berorde E-8 MeV.
Hubungan dosis permukaan terhadap
aktivitas jenis 24Na adalah Iinier melalui
persamaan Y = 0,825 X + 0,106 dengan r2 =
0,986. Persamaan ini digunakan hanya jika
energi neutron lambat berorde E-8 MeV. Hubungan dosis neutron lambat terhadap
aktivitas jenis 24Na adalah linier melalui
pcrsamaan Y = 0,921 X + 0,133 dengan r2 =
0,983. Persamaan ini dapat digunakan jika
energi neutron lambat tidak diketahui secara pasti.
Grafik pada Gambar 3 mempunyai
kemiringan yang tidak jauh berbeda, hal ini
memberi informasi bahwa perhitungan dosis
neutron lambat dapat didekati melalui faktor
konversi dosis maupun data empiris. Dalam
perhitungan aktivitas jenis 24Na pada kejadian
yang sesungguhnya harns memperhatikan
faktor (Fa) dan (Rt).
Grafik dosis permukaan mempunyai
kemiringan yang lebih kecil dibandingkan
dengan kemiringan grafik dosis kedalaman, hal ini memberi informasi bahwa neutron lambat memberikan kontribusi dosis kedalaman lebih
besar dibandingkan dengan kontribusinya ke
dosis permukaan.
Kepekaan pengukuran terhadap contoh
NaCi 6 ml dengan lama pencacahan 300 detik diperoleh melalui MDA (Minimum Detectable Activity) dengan persamaan :
_
4,66.JC;
(8)
MDA - ~ __ . Bq/ml
MDA = Aktivitas minimum yang dapat
dideteksi
CB = Jumlah cacahan latar belakang pada
puncak 1,368 MeV
Ef = Efisiensi detektor HpGe
T = Lama pencacahan
}' = Volume contoh yang dicacah
Dari perhitungan di atas diperoleh
kcpekaan pengukuran terhadap contoh (6 ml
larntan NaCl) dengan detektor HpGe adalah sekitar 5,665E-2 Bq/ml atau 5,325E-4 Gray. KESIMPULAN
Dari pembahasan di atas dapat disimpulkan
bahwa :
1. Aktivitas jenis 24Na mcmpunyal
hubungan yang linicr dengan fluen
neutron lambat melalui persamaan Y =
2,114 X + 0,273 dengan r2 = 0,986,
sehingga 23Na yang teraktivasi dalam
darah dapat digunakan sebagai dosimeter
neutron pada kasus kecelakaan
kekritisan.
2. Penelitian ini masih perlu dilanjutkan
untuk mengetahui hubungan aktivitas
jenis 24Na dengan fluen neutron cepat.
UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis mengucapkan banyak terima
kasih kepada Sdr. Rohidi (PRSG) dan staf
BKKL-PTPLR yang telah membantu
pelaksanaan penelitian ini hingga selesai.
DAFTAR PUS TAKA
1. FENG YU et aI., Determination of
Neutron Dose from Criticality Accidents
with Bioassays for sodium-24 in Blood
and Phosphorns-32 in Hair, Oak Ridge
National Laboratory, (1993).
2. IAEA, Selected Topics in Radiation
Dosimetry, Procced.of the symposium on
selected topics in Radiation Dosimetry,
Vienna (1960).
3. IAEA, Neutron Monitoring for Radiation
Protection Purpose, Proceeding of a
symposium an Neutron Monitoring for
Rad. Protection Purpose, Vienna (1966).
4. MARTIN ALAN AND SAMUEL A.H,
An Introduction to Radiation Protection, C1eapman and Hall, London (1979).
Prosiding Presentasi Ilmiah KeselamaUul Radiasi dan Lingkungan, 20-21 Agustus 1996 ISSN : 0854-4085
5.
6.
IAEA, Dosimetry for Critical Accidents, Technical Report Series no. 211, Vienna (1982).
IAEA, Neutron Monitoring for
Radio-logical Protection, Technical Reports
Series No. 252, Vienna (1985).
DISKUSI
Sri Widayati :
Tidak terjadi.
reduksinya terhadap
radiasi) bila terjadi
yang dilakukan pada
•
Nazaroh - PSPKR :
1. Biasanya satuan fluks neutron yang
digunakan dalam nlm2-s tetapi dalam
abstrak nlm2 dan ditulis dalam tulisan baku
O<n< 10 misalnya 2,004. 1018. Mohon
penjelasan. 2. Bagaimana efek manusia (pekerja kekritisan seperti penelitian ini? Sri Widayati :
I. Fluks neutron memang dinyatakan dalam
nlm2dt dan diabstrak tertulis nlm2, ini
adalah bukan fluks tetapi besaran fluen
neutron. Terima kasih atas koreksinya.
2. Jika pekerja radiasi terpapari oleh fluks
neutron pada kasus kekritisan, efek
radiasinya bergantung dari besar dosis serap
neutron yang diterima. Dalam literatur I
disebutkan bahwa jika korban menerima
dosis neutron >2 Gy maka akan terjadi fatalitas.
Suzie D.- PTPLR :
Dari persamaan y=2,114x+0,273, apa artinya
apabila x=O atau y=0 ?
Sri Widayati :
y adalah fluen neutron dan x adalah aktivitas jenis Na-24. Bila x=O maka aktivitas Na-24 tidak terdeteksi atau tidak ada. Walaupun Na-23 diiradiasi dengan fluen tertentu, pengukuran
aktivitas jenis Na-24 tidak terdeteksi artinya
detektor tidak mampu untuk mengukur
aktivitas pada fluen tersebut (aktivitas yang
diukur di bawah batas minimum yang dapat dideteksi / MDA).
Supandi - PPSM:
Analisis akti vas i Na-23 (n,y)Na-24, apakah