KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM
CONTOH URIN
Ratih Kusuma P, Ruminta Ginting
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
ABSTRAK
KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN. Telah dilakukan kalibrasi efisiensi α/β counter untuk analisis radionuklida pemancar beta pada sampel urin. Kalibrasi efisiensi ini digunakan untuk menentukan nilai efisiensi yang nantinya akan digunakan dalam perhitungan dosis analisis in-vitro. Metode yang digunakan dalam penentuan nilai efisiensi adalah dengan pencacahan KCl dengan variasi berat endapan. Dari nilai cacahan KCl maka efisiensi dapat ditentukan dengan rumus perhitungan efisiensi dan dibuatlah kurva kalibrasi. Dari kurva kalibrasi yang telah dibuat maka dihasilkan persamaan y= -6,118x +36,87 y. Persamaaan ini dapat digunakan untuk menentukan efisiensi pencacahan apabila diketahui berat endapan dari suatu sampel.
Kata kunci : kalibrasi, efisiensi detektor, berat endapan, in-vtro, intake, bio-assay ABSTRACT
EFFICIENCY CALIBRATION α/β COUNTER FOR THE ANALYSIS OF BETA IN TRANSMITTER RADIONUCLIDES URINE SAMPLE. Efficiency calibration has been performed α / β counter for beta emitting radionuclide analysis on urine samples. Efficiency calibration is used to determine the efficiency values that will be used in the calculation of dose in-vitro analysis. The method used in determining the value of efficiency is the enumeration KCl with heavy precipitation variations. Of KCl count values then the efficiency can be determined by the formula calculation efficiency and made the calibration curve. From the calibration curve has been established, the resulting equation y = -6.118 x +36.87 y. The equation can be used to determine the efficiency of the counting of known weight of sediment from a sample.
Keywords: calibration, detector efficiency, precipitate weight, in-vitro, intake, bio-assay
PENDAHULUAN
Pekerja radiasi adalah orang yang pekerjaannya berhubungan dengan radiasi pengion. Dalam menjamin kesehatan para pekerja terhadap radiasi di suatu instalasi nuklir maka dilakukan pemantauan dosis secara rutin baik pemantauan secara eksternal maupun secara internal. Pemantauan dosis radiasi eksternal adalah pemantauan dosis dengan sumber radiasi berada diluar tubuh pekerja sedangkan pemantauan dosis radiasi internal adalah pemantauan dosis dengan sumber radiasi ada di dalam tubuh. Pemantauan dosis radiasi eksternal dilakukan dengan menggunakan berbagai jenis dosimeter yaitu : dosimeter termoluminisensi (TLD), dosimeter film, dan dosimeter pena. Sedangkan pemantauan dosis radiasi internal dapat dilakukan melalui pencacahan secara langsung terhadap seluruh tubuh atau organ tertentu yang disebut dengan metode in-vivo ataupun melalui pencacahan hasil ekskresi tubuh yang disebut dengan metode in-vitro [1].
Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode pencacahan langsung (in-vivo) dilakukan dengan mencacah tubuh pekerja (full scan, total body, thyroid, paru-paru) menggunakan alat cacah Whole Body Counter(WBC). Metode in-vivo ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja akibat masuknya radionuklida (radionukida pemancar γ) ke dalam tubuh dengan mengukur pancaran radiasi γ dari radionuklida yang ada di dalam tubuh.
Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-vitro dilakukan dengan mencacah hasil metabolisme tubuh dalam hal ini adalah contoh urin. Pemantauan ini bertujuan untuk mengetahui dosis radiasi internal yang diterima pekerja akibat masuknya radionukida (pemancar α, β dan γ) ke dalam tubuh pekerja. [2]
Pengukuran langsung menggunakan sampel biologi (in-vitro) yang nantinya akan digunakan untuk menentukan konsentrasi radionuklida dalam pemisahan material dalam tubuh, biasanya dari hasil ekskresi untuk tujuan kajian intake. Sampel utama yang digunakan untuk data bioassay adalah urin, feses, nafas dan darah, meskipun sampel-sampel yang lain seperti rambut dan gigi telah digunakan dalam kasus-kasus tertentu. Di samping itu, analisis usapan rongga hidung atau keringat dapat digunakan untuk memberikan perkiraan awal identitas dan tingkat radionuklida dalam campuran inhalasi, meskipun data ini hanya dapat memberikan hanya indikasi kasar potensial intake.[3]
Pemilihan sampel bioassay tidak hanya tergantung pada jalur utama dari hasil ekskresi, seperti yang ditetapkan dari model biokinetik untuk bentuk fisikokimia tertentu dan jalur intake, tetapi juga pada faktor-faktor seperti mudah dalam pengumpulan, analisis dan penafsiran. pada umumnya, sampel urin mudah untuk mengumpulkan dan akan menjadi dasar untuk penentuan asupan bahan yang mudah diserap, dan tingkat aktivitas sistemik dalam jaringan tubuh. Asupan bahan yang buruk diserap, setelah inhalasi atau ingesi, biasanya dikaji dari sampel feses, tetapi sampel ini sulit untuk dikumpulkan dan hasil pengukuran juga sulit untuk ditafsirkan.[3]
Setelah masuknya radionuklida ke dalam darah dan sirkulasi sistemik. Pengeluaran dari tubuh umumnya akan melalui urin. Urin mengandung bahan limbah dan lainnya, termasuk air, diekstraksi oleh ginjal dari darah, dan dikumpulkan sampai beberapa jam atau lebih dalam kandung kemih sebelum dikeluaran lewat urin. Karena pencampuran ini di kandung kemih, tingkat radionuklida dalam sampel urin segera diambil setelah masukan akut ditafsirkan dengan hati-hati. Kandung kemih harus segera dibersihkan segera setelah intake, dan kemudian sampel kedua dan selanjutnya diperoleh. Semua sampel harus dianalisis.[4]
Pemantauan dosis radiasi internal dengan metode in-vitro terbagi atas analisis uranium total, analisis beta total, dan analisis gamma total. Dalam hal ini untuk melakukan analisis radionuklida pemancar beta dalam contoh urin, maka untuk mendapatkan data yang tepat diperlukan adanya kalibrasi efisiensi α/β counter. Pada dasarnya dalam analisis beta total berat endapan sangat berpengaruh dalam penentuan nilai efisiensi α/β yang akan digunakan dalam menghitung nilai dosis radiasi interna (mSv). Kurva kalibrasi efisiensi ini digunakan untuk menentukan nilai efisiensi untuk setiap sampel yang akan dianalisis. Setelah kalibrasi efisiensi
selesai dilakukan, maka dapat dilakukan perhitungan penentuan dosis radiasi interna untuk pekerja radiasi.
TATA KERJA Bahan
Bahan yang digunakan adalah : serbuk KCl, Kolodion
Alat yang digunakan
Peralatan yang digunakan adalah : timbangan analitik, oven/furnace, mortar, lampu pemanas, planset stainless steel, seperangkat alat cacah α - β low background counter dengan jenis detektor aliran gas proporsional.
Metode Penelitian
Prosedur Untuk Membuat Kurva Kalibrasi [5]
Serbuk KCl dimasukkan ke dalam lumpang kecil, lalu dikeringkan di dalam oven pada temperatur 105 – 110 0C selama 1 jam dan setelah kering digerus sampai halus. Kemudian KCl ditimbang dengan berat yang bervariasi yaitu : 0.1; 0.2; 0.4; 0.6; 0.8; 1.0; 1.2; 1.4; 1.6; 1.8; dan 2.0 gram lalu dimasukkan dalam planset bersih yang telah ditimbang terlebih dahulu. Kemudian ditambahkan kollodion ke dalam masing-masing planset, lalu di keringkan di bawah lampu pemanas. Setelah kering dicacah dengan alat cacah α - β low background counter dengan waktu pencacahan 60 menit. Dari hasil pencacahan dapat dihitung efisiensi pencacahan dengan menggunakan rumus berikut :
xgrKCl x x A E 60 7 , 27 524 , 0 = x 100 %...(1) Dimana : E = Efisiensi pencacahan (%)
A = Hasil cacahan per menit (cpm)
Gram KCL = Berat sampel KCL (murni) dalam gram
0,524 = Berat K dalam 1 gram KCl
27,7 = Aktivitas setiap gram KCl
60 = Konversi dari menit ke detik
Dengan menggunakan rumus perhitungan efisiensi pencacahan maka dari hasil pencacahan KCl dapat dihitung efisiensi dengan berat yang berbeda-beda. Kemudian dibuat kurva kalibrasi efisiensi pencacahan terhadap berat KCl. Kurva kalibrasi ini dapat digunakan untuk menghitung efisiensi pencacahan dari sampel yang akan dianalisis.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Dari hasil analisis, diperoleh hasil cacahan dalam variasi berat endapan. Nilai efisiensi pencacahan dapat dihitung dengan menggunakan rumus pada persamaan (1) di atas. Hasil perhitungan nilai efisiensi pencacahan dapat dilihat di Tabel 1.
Tabel 1. Data kalibrasi efisiensi pencacahan dengan berat endapan
No. Berat KCl (gram) Hasil cacahan (cpm) Efisiensi pencacahan (%)
1. 0,20 61,85 35,51 2. 0,30 92,87 35,54 3. 0,40 122,92 35,29 4. 0,50 144,65 33,22 5. 0,60 171,77 32,87 6. 0,80 221,32 31,77 7. 1,00 267,75 30,74 8. 1,20 308,27 29,50 9. 1,40 338,17 27,74 10. 1,60 378,59 27,17 11. 1,80 399,44 25,48 12. 2,00 442,62 25,41
Dari hasil perhitungan efisiensi maka dapat dibuat kurva kalibrasi berat KCl (gram) versus efisiensi pencacahan (%). Kurva kalibrasi ini Kurva kalibrasi tersebut ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1. Kurva kalibrasi berat KCl (gram) versus efisiensi pencacahan(%)
y = -6,1183x + 36,87 R² = 0,9835 0,00 5,00 10,00 15,00 20,00 25,00 30,00 35,00 40,00 e ff is ie n si b e ta ( % ) berat KCl (gram)
Kurva kalibrasi berat KCl (gram) Vs effisiensi
pencacahan(%) beta
Sebagaimana di ketahui radiasi alfa dan beta mempunyai daya tembus yang relatif pendek, sehingga ketebalan endapan yang ada dalam planset sangat mempengaruhi hasil cacahan. Oleh karena itu harus dibuat kurva kalibrasi berat KCl (gram) versus efisiensi pencacahan (%). Dari kurva kalibrasi ini dapat dilihat bahwa makin besar berat endapan dalam planset, maka hasil cacahan yang diperoleh juga semakin besar, tetapi efisiensi pencacahan semakin kecil. Kurva kalibrasi ini digunakan untuk menghitung efisiensi dari setiap sampel yang berat endapannya telah diketahui.
Penentuan nilai efisiensi sampel dapat dihitung menggunakan berat endapan sampel. Untuk menentukan nilai efisiensi, dapat menggunakan persamaan yang diperoleh dari kurva kalibrasi berat KCl (gram) versus efisiensi pencacahan (%)di bawah ini :
y = - 6,118x + 36,87 ... (2) Dimana :
y = nilai efisiensi (%)
x = berat endapan (gram)
Hasil perhitungan efisiensi untuk pekerja radiasi ditunjukkan pada Tabel 2. Tabel 2. Hasil perhitungan efisiensi pemancar beta untuk pekerja radiasi
Kawasan Nuklir Serpong tahun 2012
No. Kode Sampel Berat endapan (gram) Efisiensi (%)
1. AB 0,2558 35,31 2. HB 0,1036 36,24 3. HR 0,1412 36,00 4. SL 0,1469 35,97 5. ST 0,1343 36,05 6. RJ 0,1206 36,13 7. DH 0,1212 36,13 8. EL 0,0451 36,59 9. HD 0,1666 35,85 10. RM 0,1419 36,00
Dari hasil data Tabel 2 diperoleh adanya korelasi antara berat endapan dengan nilai efisiensi. Semakin besar berat endapan, maka semakin kecil nilai efisien suatu sampel begitu juga sebaliknya. Nilai efisiensi ini digunakan untuk menentukan evaluasi hasil perhitungan dosis radiasi interna.
KESIMPULAN
mengingat absorpsi radiasi yang signifikan pada berat sampel . Hal ini bertujuan untuk mendapatkan nilai hasil pengukuran dosis yang tepat. Kurva kalibrasi yang telah dibuat digunakan untuk menghitung efisiensi dari setiap sampel yang berat endapannya telah diketahui. Dari hasil pembuatan kurva kalibrasi maka diperoleh persamaan : y = -6,118x + 36,87. Setelah dilakukan perhitungan nilai efisiensi jika diketahui berat endapannya, maka disimpulkan semakin besar berat endapan maka nilai efisiensinya semakin kecil.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. ICRP, Individual Monitoring for Intake of Radionuclides by Worker : Design and Interpretation, ICRP Publucation No.54, Pergammon Press, 1987.
[2] Pedoman Keselamatan dan Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong,
Puspiptek Serpong, 2011.
[3] International Atomic Energy Agency, Indirect Methods for Assessing Intakes of Radionuclides Causing Occupational Exposure, Safety Report Series No. 18, IAEA, 2000.
[4] International Atomic Energy Agency, Assessment of Occupational
Exposure Due to Intakes of Radionuclides, Safety Guide No. RS-G-1.2, IAEA, 1999.
[5] Pleskach, S and A. Petkau, Manual of Bioassay Procedures for
Radionuclides, Whiteshell Nuclear Research Establishment, Manitoba Canada, 1986.
