Faktor Waktu

Besar Dosis atau tingkat paparan radiasi yang diterima seseorang yang sedang bekerja

dengan laju dosis tertentu berbanding lurus dengan lama waktu ia berada ditempat itu.

Dt = Do x t Dosis = Laju Dosis X Waktu

Dt = Dosis yang diterima

Do = Laju Dosis mula-mula

t = Waktu

Contoh :

Seorang pekerja radiasi diizinkan menerima dosis sebesar 100 m Rem/minggu,

berapa jam seminggu ia boleh bekerja dalam medan radiasi dengan laju dosis 10

mRem/Jam Dari Rumus :

Dt = Do X t 100 mrem/minggu

= 10 mRem / Jam X t t

= 100 mRem/minggu : 10 mRem /Jam

= 10 Jam / minggu

Dengan demikian berarti pekerja radiasi harus bekerja secepat mungkin bila bekerja

dengan radiasi.

Faktor Jarak

Paparan radiasi berkurang dengan bertambahnya jarak dari sumber radiasi secara

matematis dapat ditulis sebagai berikut

Dr1 x r12 = Dr2 x r2

2

Dr1 = Laju Dosis pada jarak

Dr2 = Laju Dosis pada jarak r2

Dari rumus diatas dapat diambil kesimpulan bahwa :

Jika Jarak diperbesar 2 kali maka laju dosis menjadi 1/22 lebih kecil, demikian pula

bila jarak diperkecil 2 kali maka laju dosis menjadi 22 lebih besar.

Contoh :

Sebuah sumber radiasi sinar x memberikan laju dosis pada jarak 2 m dari sumber

sebesar 100 mRem/Jam, berapakah laju dosis pada jarak 4 m dari sumber radiasi.

Dari rumus :

Dr1 x r12 = Dr2 x r2

2

100 m Rem x 22 = Dr2 x 42

Dr2 = 100 mRem x 42/22

= 25 mRem

Dengan cara lain : Jarak dari sumber diperkecil dari 4 m menjadi 2 m berarti

diperbesar 2 kali, maka laju dosis menjadi lebih kecil 1/ 22 ( ) dari semula.

Faktor Penahan Radiasi ( Perisai )

Proses atenuasi sinar-X terutama apabila mempunyai berkas sinar sempit dalam

bahan pelindung sebagai bahan penyerap bersifat eksponensial . Laju Dosis radiasi

sinar-X disuatu titik setelah melalui bahan penyerap dapat ditulis sebagai berikut :

Dt = Do e-ut

Dt = Dosis setelah melalui bahan penyerap

Do = Dosis mula-mula

e = Koefisien serap linear

t = Tebal bahan penyerap

Untuk ketebalan dari suatu bahan penahan radiasi tertentu dapat menyerap Intensitas

radiasi menjadi setengah dari semula maka ketebalan bahan radiasi tersebut

dinamakan HVL ,

Bila Dt = Do, Maka rumus :

Dt = Do e-ut Do

= Do e-HVL

= e-HVL -u.HVL

= ln HVL = 0.693/u

Sehingga Rumus Dt = Do e-ut

Dapat ditulis sebagai : (093 .t ) Dt = Doe ————- HVL Dt = Do ( ) t/HVTDt = Do/ 2 t/HVT

Konsep HVL ini sangat berguna untuk menghitung secara cepat tebal bahan penahan

radiasi yang diperlukan.Umpamanya :

1. Untuk mengurangi dosis menjadi setengahnya diperlukan bahan penahan

radiasi setebal 1 kali HVL.

2. Untuk mengurangi laju dosis hingga 1/4 atau ( )2 diperlukan bahan penahan

setebal 2 kali HVL, sedang untuk mengurangi dosis menjadi 1/8 atau ( ) 3

diperlukan bahan penahan setebal 3 kali HVL.

Contoh :

Berapa tebal bahan penahan yang dibutuhkan untuk mengurangi laju dosis disuatu

titik dari 160 mRem/jam menjadi 10 mRem/Jam ( diketahui HVL = 2 mm Pb ).

Laju Dosis dari 160 mRem menjadi 10 m Rem/jam, berarti terjadi pengurangan

sebesar faktor 16 atau 24. Jadi tebal bahan yang dibutuhkan adalah setebal : 4 x 2 mm

Pb = 8 mmPb.

Dalam praktik, pemakaian sumber radiasi harus dilengkapi dengan penahan

radiasi dalam jumlah yang cukup untuk melemahkan pancaran yang kuat. Berbagai

jenis radiasi mempunyai daya tembus yang berbeda. Sedang sifat serap bahan

terhadap macam radiasi yang dihadapi juga berbeda, maka jumlah dan jenis bahan

penahan radiasi yang diperlukan bergantung pada jenis sumber yang dihadapi.

Penyerapan sinar gamma secara kuantitatif berbeda dengan penyerapan alpha dan

beta.

a. Partikel Alpha

Partikel alpha mudah sekali diserap. Biasanya sehelai kertas tipis saja

sudah cukup untuk menahan seluruh pancaran alpha. Dengan demikian partikel

alpha tidak merupakan persoalan pelik dalam bidang proteksi terhadap sumber

radiasi eksterna.

b. Partikel Beta

Partikel beta mempunyai daya tembus lebih besar daripada partikel alpha.

Energinya biasanya antara 1 dan 10 MeV. Dalam hal ini Perspex setebal 1 cm

sudah cukup menyerap seluruh pancaran beta. Dengan memandang bahwa

pancaran beta ini mudah diserap secara keseluruhan oleh bahan yang relatif tipis

itu, maka orang sering sekali menganggap enteng radiasi beta ini dan kadang-

kadang tidak berhati-hati dan berani memegang sumber beta langsung dengan

tangan, padahal laju dosis pada jarak 3 mm dari sumber demikian mungkin

sebesar 3.000 rad/jam.

Proses penyerapan partikel beta dapat menimbulkan pancaran sinar-x yang

dikenal dengan Bremstrahlung. Bremstrahlung ini besarnya proporsional dengan

bilangan atom dari zat penyerap dan dengan energi partikel beta yang

bersangkutan. Jadi penahan sinar beta dapat dibuat dari bahan yang nomor

atomnya cukup rendah.

c. Sinar Gamma dan Sinar-X

Proses pelemahan sinar-X atau gamma terutama apabila mempunyai

berkas yang sempit dalam bahan pelindung bersifat eksponensial karena gamma

yang berasal dari hamburan Compton tidak terukur. Bahan utama yang digunakan

sebagai penahan radiasi gamma atau sinar-x adalah timbal, baja, beton.

d. Neutron

Untuk penahan neutron perhitungannya agak sulit. Ada 3 interaksi penting

yang perlu diketahui :

Hamburan elastik

Neutron bertumbukan dengan inti atom bahan penahan dengan cara

yang sama seperti tumbukan bola bilyard. Dalam tumbukan, neutron

kehilangan sebagian energinya yang berpindah kepada inti sasaran. Seluruh

energi pindahan ini menjadi energi kinetik inti sasaran. Menurut hukum

tumbukan yang berlaku, unsur ringan yang intinya mendekati massa neutron

adalah yang paling baik untuk menurunkan energi neutron dengan jalan

hamburan elastik. Untuk ini dapat digunakan bahan yang memiliki banyak

hidrogen, misalnya air dan paraffin.

Hamburan tak elastik

Dalam proses ini neutron memberikan sebagian energinya kepada

bahan yang ditumbuknya dan mengeksitasi inti sasaran, kemudian inti

melepaskan energi eksitasi itu kembali dalam bentuk pancaran gamma. Proses

hamburan intelastik sangat berarti unsur-unsur dengan inti yang berat.

Penangkap Neutron

Dalam reaksi ini neutron ditangkap oleh inti, kemudian dalam proses

de-eksitasi memancarkan partikel lain atau foton.

Salah satu reaksi penangkap neutron ialah: 10B (n, a) 7Li. Reaksi ini penting

artinya dalam proteksi radiasi, karena partikel alfa yang dipancarkan mudah

sekali diserap. Reaksi yang paling sering ditemui dalam praktek ialah 58Fe (n,

g) 59Fe, sehingga diperlukan penahan radiasi gamma yang berasal dari reaksi

ini.

Prinsip dasar proteksi radiasi tersebut diatas, yaitu pengendalian radiasi dengan

memperhitungkan waktu, jarak dan penahan radiasi, harus digunakan oleh para

pekerja radiasi dalam melaksanakan tugasnya masing-masing misalnya :

Dalam bidang medik

a. Operator radiografi diagnostik harus memanfaatkan tabir dan apron Pb untuk

mencegah penyinaran seluruh tubuh oleh radiasi hambur.

b. Petugas yang merangkai Ra, yang akan dipasang pada pasien sebagai terapi,

harus memanfaatkan kaca Pb untuk menghindari penyinaran seluruh tubuh.

Untuk melindungi mata bisa digunakan kaca mata Pb.

c. Pasien radiografi gigi menggunakan apron Pb untuk melindungi gonad.

Dalam bidang industri

a. Operator radiografi industri berlindung dibalik tiang beton, dinding atau

bagian lain dari konstruksi untuk menghindari penyinaran seluruh tubuh

selama waktu penyinaran yang cukup lama

b. Operator radiografi dilatih mengoperasikan kamera dengan kecepatan tinggi

tetapi aman, sebab ia menggunakan sumber radiasi 192Ir dengan aktivitas

ratusan Curie dengan jarak sekitar 6 m dari mulut kamera (faktor waktu)

c. Untuk melindungi gonad, baik pekerja logging atau gauging maupun pekerja

radiografi industri, dalam menjinjing kontener harus dijaga jarak antara gonad

dan sumber radiasi.

Dalam instalasi nuklir

Karena reaksi nuklir merupakan reaksi yang sangat berbahaya, maka reaksi

nuklir harus dilakukan di dalam suatu reaktor nuklir. Hal ini dilakukan untuk

memproteksi masyarakat, pekerja radiasi, dan lingkungan dari radiasi nuklir yang

berbahaya. Untuk itu, reaktor nuklir dilengkapi dengan sistem keselamatan terpasang

dan ditambah dengan lapisan-lapisan pelindung lainnya.

Sistem keselamatan terpasang berupa air pendingin yang bekerja untuk

mendinginkan reaktor. Bila suhu dalam teras reaktor naik melebihi suhu operasi

normal, maka suhu air akan naik pula dan air akan menjadi uap sehingga air tersebut

tidak dapat lagi memperlambat gerakan neutron cepat hasil fisi. Karena neutron

dalam keadaan cepat maka neutron ini tidak dapat lagi digunakan untuk reaksi nuklir

selanjutnya. Selain itu, reaktor juga dilengkapi dengan tujuh lapisan pelindung yaitu

pelindung pertama adalah matrik bahan bakar yang berbentuk padat, agar semua

limbah radioaktif tetap terikat pada bahan bakar. Pelindung kedua adalah kelongsong

bahan bakar yang dirancang tahan terhadap korosi pada temperatur tinggi dan dibuat

dari campuran khusus. Pelindung ketiga adalah sistem pendingin yang akan

melarutkan bahan radioaktif apabila terlepas dari kelongsong. Pelindung keempat

adalah perisai beton yang berbentuk kolam sebagai wadah atau penampung air.

Pelindung kelima dan keenam adalah sistem pengukung reaktor secara keseluruhan

yang terbuat dari pelat baja dan beton setebal 2 m dan kedap udara. Pelindung

terakhir adalah jarak, karena umumnya reaktor nuklir dibangun didaerah yang cukup

jauh dari pemukiman penduduk.