Buku Radiofarmasi-Complete PDF [PDF]

Citation preview

i



RADIOFARMASI Prof. Dr. H. M. Kuswandi, Apt, SU, M.Phil.



ii



KATA PENGANTAR



iii



DAFTAR ISI



KATA PENGANTAR ................................................................................... BAB I. PENDAHULUAN .......................................................................... 1 A. LATAR BELAKANG ........................................................................ 1 1. SEJARAH RADIOFARMASI .................................................... 1 B. ATOM ................................................................................................ 2 1. STRUKTUR ATOM DAN INTI ATOM ..................................... 2 2. UNIT MASSA ATOM ................................................................. 4 3. ENERGI IKAT INTI ATOM ....................................................... 5 4. KESTABILAN INTI .................................................................... 7 C. RADIOISOTOP .................................................................................. 9 1. PARTIKEL ALFA ....................................................................... 9 2. PARTIKEL BETA ..................................................................... 10 3. SINAR GAMMA ....................................................................... 11 4. RADIONUKLIDA ALAM ........................................................ 12 5. RADIONUKLIDA BUATAN ................................................... 17 BAB II. RADIOAKTIVITAS ATOM...................................................... 22 A. REAKSI INTI .................................................................................... 22 1. REAKSI FISI ............................................................................. 23 2. REAKSI BERANTAI ................................................................ 24 3. REAKSI FUSI ............................................................................ 25 4. TRANSMUTASI INTI ............................................................... 26 B. PELURUHAN RADIOAKTIF ......................................................... 28 1. FISI SPONTAN ......................................................................... 30 2. PELURUHAN ALFA ................................................................ 31 3. PELURUHAN BETA NEGATRON ......................................... 32 4. PELURUHAN BETA POSITRON ............................................ 34 5. ELECTRON CAPTURE ............................................................. 36 6. PELURUHAN GAMMA ........................................................... 38 1) TRANSISI ISOMERIK ....................................................... 40 2) KONVERSI INTERNAL .................................................... 41 7. SINAR-X DAN ELEKTRON AUGER ..................................... 42 1) HASIL FLUORESENSI ..................................................... 42 iv



C. D. E. F. G.



2) PROSES AUGER ............................................................... 42 NOMENKLATUR: BAGAN PELURUHAN ................................... 43 HUKUM RADIOAKTIVITAS ......................................................... 46 WAKTU PARUH .............................................................................. 49 UNIT RADIOAKTIF ........................................................................ 51 KESEIMBANGAN RADIOAKTIF .................................................. 52 1. KESEIMBANGAN SEMENTARA ........................................... 54 2. KESEIMBANGAN SEKULER ................................................. 56



BAB III. EMISI PELURUHAN RADIOAKTIV DAN INTERAKSI DENGAN MATERI .................................................................................. 57 A. INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI .................................. 57 1. INTERAKSI PARTIKEL BERMUATAN LISTRIK DENGAN MATERI ..................................................................................... 57 2. INTERAKSI RADIASI ELEKTROMAGNETIK DENGAN MATERI ..................................................................................... 59 B. MEKANISME INTERAKSI SINAR GAMMA ............................... 61 1. EFEK FOTOLISTRIK ............................................................... 61 2. EFEK COMPTON ..................................................................... 63 3. EFEK PRODUKSI PASANGAN .............................................. 64 4. FOTODISINTEGRASI .............................................................. 65 C. INTERAKSI NEUTRON DENGAN MATERI ................................ 66 1. HAMBURAN ELASTIK ........................................................... 66 2. HAMBURAN TIDAK ELASTIK ............................................. 66 3. PENANGKAPAN NEUTRON .................................................. 67 D. DETEKTOR DAN PENGUKURAN RADIASI .............................. 67 1. JENIS DETEKTOR ................................................................... 67 1) DETEKTOR ISIAN GAS ................................................... 68 2) DETEKTOR KILAU .......................................................... 71 3) DETEKTOR KILAU CAIR ................................................ 73 4) DETEKTOR KILAU PADAT ............................................ 75 2. EFISIENSI PENCACAHAN ..................................................... 78 1) FAKTOR GEOMETRI ....................................................... 79 2) FAKTOR ABSORBSI DINI ............................................... 80 3) FAKTOR HAMBURAN BALIK ....................................... 80 4) FAKTOR ABSORBSI JENDELA DETEKTOR ................ 81 v



5) EFISIENSI INTRINSIK DETEKTOR ............................... 81 6) FRAKSI PUNCAK FOTOLISTRIK .................................. 82 3. CACAH LATAR ........................................................................ 83 4. METODE PENGUKURAN RADIASI ...................................... 84 1) METODE ABSOLUT ......................................................... 84 2) METODE RELATIF ........................................................... 85 BAB IV. DOSIMETRI .............................................................................. 86 A. UNIT RADIASI ................................................................................ 86 1. SUMBER RADIASI EKSTERNAL .......................................... 86 2. SUMBER RADIASI INTERNAL ............................................. 90 B. LINEAR ENERGY TRANSFER ......................................................... 94 C. RELATIVE BIOLOGICAL EFFECTIVENESS (RBE) ...................... 94 BAB V. EFEK FISIK RADIASI DAN RADIOBIOLOGI ...................... 96 A. INTERAKSI FISIK RADIASI PADA MATERI ............................. 96 1. EFEK LANGSUNG ............................................................... 96 2. EFEK TIDAK LANGSUNG .................................................. 98 B. EFEK RADIASI PADA SEL DAN JARINGAN ............................. 99 C. RADIOSENSITIVITAS .................................................................. 104 D. RADIOPROTEKTOR ..................................................................... 106 BAB VI. PROTEKSI RADIASI ............................................................ 107 A. PROTEKSI RADIASI ...................................................................... 107 B. PRINSIP PROTEKSI RADIASI ..................................................... 111 1. PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNA .................................... 112 1) DOSIMETER FILM EMULSI .......................................... 114 2) THERMOLUNESENSI (TLD) ........................................... 115 3) DOSIMETER SAKU ........................................................ 116 2. PEMANTAUAN DOSIS INTERNA ....................................... 116 1) PENCACAH RADIASI SELURUH TUBUH (WHOLE BODY COUNTER) ............................................................ 117 2) PENCACAHAN ORGAN ................................................ 118 3) PENGAMBILAN SAMPEL DARI DALAM TUBUH .... 119 C. NILAI BATAS DOSIS RADIASI .................................................. 121 D. PROTEKSI TERHADAP SUMBER EKSTERNAL ...................... 122 1. FAKTOR WAKTU KERJA ..................................................... 122 vi



2. 3. 4.



FAKTOR JARAK .................................................................... 123 FAKTOR PELINDUNG .......................................................... 124 FAKTOR AKTIVITAS ............................................................ 126



BAB VII. SEDIAAN RADIOFARMASETIKA .................................... 127 A. PRODUKSI RADIOFARMASETIKA ........................................... 127 B. DESAIN RADIOFARMASETIKA ................................................ 129 C. FAKTOR YANG MEMPENGARUHI DESAIN RADIOFARMASETIKA ................................................................ 130 1. KOMPATIBILITAS ................................................................ 130 2. STOIKIOMETRI ...................................................................... 131 3. MUATAN MOLEKUL ............................................................ 132 4. UKURAN MOLEKUL ............................................................ 132 5. IKATAN PROTEIN ................................................................. 132 6. KELARUTAN .......................................................................... 133 7. STABILITAS ........................................................................... 133 8. BIODISTRIBUSI ..................................................................... 135 D. APLIKASI RADIOFARMASETIKA ............................................. 136 1. APLIKASI TERAPEUTIK ...................................................... 137 2. APLIKASI DIAGNOSTIK ...................................................... 142 3. POSITRON EMISSION TOMOGRAPHY IMAGING ............... 145 BAB VIII. KONTROL KUALITAS SEDIAAN RADIOFARMASETIKA ................................................................................................................. 147 A. ASPEK FISIKOKIMIA .................................................................. 147 1. UKURAN PARTIKEL ............................................................. 147 2. KEKUATAN PH DAN ION .................................................... 148 3. KEMURNIA RADIOKIMIA ................................................... 149 4. KEMURNIAN KIMIA ............................................................. 150 B. ASPEK BIOLOGI ........................................................................... 150 1. STERILITAS ............................................................................ 150 2. BAKTERI ENDOTOKSIN/PIROGEN ................................... 151 3. TOKSISITAS ........................................................................... 151 BAB IX. PELABELAN SENYAWA DENGAN RADIOISOTOP ....... 154 A. METODE PELABELAN ................................................................ 154 1. REAKSI PENUKARAN ISOTOP ........................................... 154 vii



2. PENGENALAN LABEL ASING ............................................ 155 3. PELABELAN DENGAN AGEN KELAT BIFUNGSIONAL 155 4. BIOSINTESIS .......................................................................... 156 5. PELABELAN REKAMAN ..................................................... 157 6. PELABELAN EKSITASI ........................................................ 157 B. FAKTOR YANG BERPENGARUH TERHADAP PELABELAN 158 1. EFISIENSI PROSES PELABELAN ....................................... 158 2. STABILITAS KIMIA PRODUK ............................................. 159 3. DENATURASI ATAU PERUBAHAN ................................... 159 4. EFEK ISOTOP ......................................................................... 159 5. KEADAAN BEBAS PEMBAWA ATAU TANPA DITAMBAHKAN PEMBAWA (No-Carrier-Added/NCA) .... 160 6. KONDISI PENYIMPANAN ................................................... 160 7. AKTIVITAS FISIK .................................................................. 160 8. RADIOLISIS ............................................................................ 161 9. PEMURNIAN DAN ANALISIS ............................................. 162 10. MASA SIMPAN ...................................................................... 162 C. PELABELAN KHUSUS ................................................................. 163 1. RADIOIODINASI ..................................................................... 162 1) PRINSIP IODINASI ......................................................... 164 2) METODE IODINASI ....................................................... 166 a. METODE TRIIODIDA ............................................. 166 b. METODE MONOKLORIDA IODINE ..................... 166 c. METODE KLORAMIN-T ......................................... 167 d. METODE ELKTROLITIK ........................................ 167 e. METODE ENZIMATIK ............................................ 168 f. METODE KONJUGASI ............................................ 169 g. METODE DEMETALISASI ..................................... 169 h. METODE IODOGEN ................................................ 170 i. METODE IODO-BEAD ............................................ 171 j. SENYAWA RADIOIODINASI ................................ 171 2. PELABELAN DENGAN 99MTc ............................................... 173 1) PELABELAN DENGAN TECHNETIUM TEREDUKSI 174 2) PERTEKHNAT BEBAS DALAM 99MTcRADIOFARMASETIKA .................................................. 174 viii



3) 4) 5)



HIDROLISIS MENGURANGI TECHNETIUM DAN TIMAH .............................................................................. 175 PEMBENTUKAN 99M Tc - KOMPLEK DENGAN LIGAN .............................................................................. 177 KIT UNTUK PELABELAN 99MTc ................................... 178



BAB X. STERILISASI DENGAN RADIASI ....................................... 181 BAB XI. PENGAWETAN MAKANAN ............................................... 185 BAB XII. PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF .......................... 188 A. PENGOLAHAN LIMBAH ............................................................. 188 1. PENGANGKUTAN LIMBAH ................................................ 189 2. PRA OLAH (PRE TREATMENT) ............................................ 190 3. PENGOLAHAN ....................................................................... 190 4. PENYIMPANAN SEMENTARA ........................................... 191 5. PENYIMPANAN LESTARI ................................................... 192 B. DAUR ULANG ............................................................................... 192 DAFTAR PUSTAKA ............................................................................. 194 INDEKS ................................................................................................. 197



ix



DAFTAR GAMBAR



Gambar 1. Nilai Energi Ikatan Per Nukleon................................................ 7 Gambar 2. Kestabilan Inti Atom ................................................................. 9 Gambar 3. Deret Uranium U238 Dan Thorium Th232 ................................. 14 Gambar 4. Penggunaan Tc99m untuk pencitraan tulang menunjukkan peningkatan aktivitas pada tulang dorsal 2 dan dorsal 8, tulang iga sebelah kanan, scapula kiri, sternum dan tulang duduk bilateral ........................... 20 Gambar 5. Reaksi Fisi Berantai Uranium-235 (U235) ............................... 24 Gambar 6. Peluruhan Alfa (Α) Pada Uranium-238 (U238)......................... 31 Gambar 7. Skema Peluruhan Fluor-18 (F18).............................................. 36 Gambar 8. Skema Peluruhan Indium-111 (I111) ........................................ 38 Gambar 9. Bagan Peluruhan Radioisotop ................................................. 44 Gambar 10. Bagan Peluruhan Hidrogen-3 (H3) ......................................... 45 Gambar 11. Bagan Peluruhan Caesium-137 (Cs137) .................................. 46 Gambar 12. Grafik Hubungan Aktivitas Peluruhan Radioaktif Terhadap Waktu ........................................................................................................ 49 Gambar 13. Grafik Konstanta Peluruhan Radioaktif Terhadap Waktu Paruh .......................................................................................................... 55 Gambar 14. Keseimbangan Sementara Mo99 dan Tc99m ............................ 56 Gambar 15. Kesimbangan Sekuler ............................................................ 55 Gambar 16. Skema Efek Foto-Listrik ........................................................ 62 Gambar 17. Skema Efek Compton ............................................................ 63 Gambar 18. Skema Efek Produksi Pasangan ............................................. 65 Gambar 19. Detektor Isian Gas ................................................................. 69 Gambar 20. Pengaruh Tegangan DC Terhadap Tegangan Arus ............... 70 Gambar 21. Detektor Kilau Gamma .......................................................... 72 x



Gambar 22. Spektrofotometer gamma ....................................................... 75 Gambar 23. (A) Spektrum Ideal Sinar Gamma Berupa Garis (B) Spektrum Aktual Sinar Gamma Menunjukkan Adanya Pelebaran Puncak Karena Fluktuasi Arus ........................................................................................... 76 Gambar 24. Efisiensi Geometri ................................................................. 79 Gambar 25. Efisiensi Intrinsik Detektor NaI(TI) ...................................... 82 Gambar 26. Fotofraksi NaI(TI).................................................................. 83 Gambar 27. Ilustrasi Restitusi.................................................................. 103 Gambar 28. Berbagai Tanda Peringatan Radiasi ..................................... 110 Gambar 29. Radioterapi Menggunakan Pesawat LINAC ........................ 140 Gambar 30. Gamma Knife dan Terapi Radiasi ........................................ 141 Gambar 31. Alat CT-Scan ....................................................................... 144 Gambar 32. Hasil Pencitraan Menggunakan PET F18-FDG .................... 145



xi



DAFTAR TABEL Tabel 1. Karakteristik Elektron dan Nukleon ............................................. 5 Tabel 2. Radionuklida Primodial ............................................................... 15 Tabel 3. Radionuklida Kosmogenik .......................................................... 16 Tabel 4. Distribusi Jatuhan Sr90 Berdasarkan Posisi Lintang .................... 19 Tabel 5. Faktor Kualitas Pada Beberapa Radiasi ...................................... 89 Tabel 6. Faktor Bobot Jaringan WT ........................................................... 91 Tabel 7. Perhitungan Faktor Bobot Jaringan dari ICRP 60 ....................... 91 Tabel 8. Radiosensitivitas Sel ................................................................. 105



xii



Bab I. PENDAHULUAN A. LATAR BELAKANG 1. SEJARAH RADIOFARMASI Radiofarmasi adalah tempat penyimpanan persediaan dan penyiapan bahan radioaktif, tempat pengolahan limbah radioaktif dan pusat penelitian pengembangan bahan radioaktif baru.



Radiofarmasi



merupakan



pusat



pendidikan



bagi



mahasiswa farmasi, teknologi nuklir, dan kedokteran nuklir dan radiologi. Radiofarmasi pertama kali dikenal sebagai bionukleonik, yaitu istilah yang merujuk kepada pembelajaran tentang aplikasi biologis terhadap bahan radioaktif. Pemanfaatan material radiasi pertama adalah penemuan sinar-X oleh W.C Roentgent tahun 1895.



1



Penemuan sinar-X



untuk kepentingan medis merupakan penemuan pertama dari serangkaian penemuan fisika nuklir lain yaitu sinar-X, sinar uranium dan elektron.2 Penemuan selanjutnya berupa bahan radioaktif yang ditemukan tahun 1896 oleh seorang ahli kimia dari Perancis, Henry Becquerel. Ia menemukan bahwa beberapa unsur terutama yang berat-berat, secara spontan akan memancarkan radiasi yang disebut zat radioaktif. Oleh karena penggunaan indikator radioaktif sebagai bahan diagnostik semakin meluas sehingga dikembangkan ilmu radiofarmasi yang mencakup dua kegiatan utama yaitu dispensing sediaan radiofarmasi dan radiofarmasi klinis. 1



Kegiatan dispensing sediaan radiofarmasi lebih mengutamakan penerapan prosedur aseptis dan teknik preparasi sediaan intravena. Pemanfaatan radiofarmasi klinis bermula dari penggantian operasi tiroid dengan mengonsumsi larutan radioiodin. Iodin 131 pertama kali digunakan untuk mempelajari metabolisme iodin, evaluasi fungsi tiroid dan terapi radiasi tiroid. Iodin 131 merupakan



radionuklida



yang



sering



digunakan



untuk



preparasi radiofarmasetika. Selain harganya murah dan penggunaan luas, iodin 131 juga memiliki waktu simpan panjang. Perkembangan terbesar dalam sejarah radiofarmasi adalah tahun 1965, yaitu ketika seorang peneliti dari Brookhaven National Laboratory menemukan potensi sebuah radionuklida induk pasangan Molybdenum 99 dan Technetium 99m yang diaplikasikan ke dalam sebuah sistem generator. Sejak itu, peneliti lain mulai menggunakan



99m



Tc sebagai pelacak



radioaktif dalam sistem biologi.4 B. ATOM 1. STRUKTUR ATOM DAN INTI ATOM Atom merupakan suatu bagian terkecil yang tidak dapat dibagi-bagi menjadi bagian-bagian yang lebih kecil.5 Atom merupakan partikel penyusun dasar suatu unsur yang terdiri dari inti dan dikelilingi oleh awan elektron. Suatu atom memiliki jari-jari atom kira-kira 10-10m dan jari-jari inti atom



2



kira-kira 10-14m.5 ukuran jari-jari ini dapat berubah dengan berubahnya kecepatan partikel penyusun atom. 6 Inti atom mengandung proton yang bermuatan positif sebesar 1,6 × 10-19 Coulomb untuk setiap proton dan neutron yang tidak bermuatan sehingga inti atom bermuatan positif. Kedua jenis partikel ini disebut nukleon, yaitu partikel yang menghuni inti atom.5 Sedangkan partikel yang terdapat pada kulit atom adalah elektron yang bermuatan negatif sebesar -1,6 × 10-19 Coulomb untuk setiap elektron.7 Sehingga untuk mudahnya elektron diberi tanda bermuatan -1 dan muatan proton adalah +1 sedangkan neutron tidak bermuatan. Suatu unsur atau elemen yang tersusun oleh atom dapat diklasifikasikan menggunakan simbol X. Dimana dalam suatu X dapat dibuat skema klasifikasi untuk mengidentifikasi suatu isotop yang berbeda dengan menggunakan simbol Z yang menunjukkan nomor atom dan simbol A yang menunjukkan nomor massa. Nomor atom, Z menunjukkan jumlah orbital elektron sama dengan jumlah proton-proton di dalam inti atom. Sedangkan nomor massa, A menunjukkan jumlah proton dan neutron di dalam inti atom.7,,5 Skema klasifikasi dapat digambarkan sebagai berikut: Z



XA



Suatu unsur dapat memiliki beberapa komposisi netron, atau memiliki netron yang sama dengan unsur lain, atau memiliki nomor massa yang sama dengan unsur lain. Unsur



3



yang sama tetapi memiliki jumlah netron yang berbeda disebut isotop.6 Sebagai contoh adalah atom hidrogen (H) yang memiliki tiga isotop.5 Atom hidrogen merupakan atom yang istimewa karena hanya terdiri dari satu proton dan satu elektron, sehingga inti atom hidrogen tidak mengandung neutron.11 1) Isotop pertama disebut Hidrogen yang memiliki nomor massa 1 dan nomor atom 1. 1 1H



2) Isotop kedua disebut Deuterium yang memiliki nomor massa 2 dan nomor atom 1. 2 1H



3) Isotop ketiga disebut Tritium yang memiliki nomor massa 3 dan nomor atom 1.7 3 1H



Unsur-unsur yang memiliki jumlah neutron yang sama disebut sebagai isoton. Sebagai contoh isoton adalah 6C12 ; 13 7N



; 5B11. Sedangkan unsur-unsur yang memiliki nomor



massa sama disebut sebagai isobar. Sebagai contoh isobar adalah 20Ca40 ; 19K40.1 2. UNIT MASSA ATOM Massa suatu atom sebagian besar terkonsentrasi pada inti atom dimana proton dan netron memiliki massa 2000 kali lebih besar dibandingkan dengan masa elektron. Massa proton adalah sebesar 1836 me dan massa neutron adalah 1838 me.



4



Sedangkan massa elektron pada kulit atom adalah sebesar me = 9,1095 × 10-28 g.6 Unit satuan massa untuk atom digunakan gram. Namun, karena satuan gram terlalu besar untuk menggambarkan karakteristik inti maka sering digunakan AMU (Atomic Mass Unit). 5 1 AMU = 1,66053 × 10-24 g. Satuan ini dapat didefinisikan sebagai 1/12 massa atom karbon (12C). Massa atom karbon



12



C yang terdiri dari 6 proton, 6



neutron dan 6 elektron adalah 1,992 × 10-23 g. Sehingga satuan AMU untuk 12C adalah:



Massa atom karbon 12C dalam tabel periodik adalah 12,011 g. Tabel 1. Karakteristik Elektron dan Nukleon.7 Partikel



Muatan



Massa (AMU)a



Massa (kg)



Massa (MeV)b



Elektron



-1



0,000549



0,9108 × 10-30



0,511



Proton



+1



1,00728



1,6721 × 10-27



938,78



1,00867



-27



939,07



Netron a



0



AMU = 1 Atomic Mass Unit = 1,66 × 10



1,6744 × 10 -27



1



kg = /12 massa atom 12C.



b



1 Atomic Mass Unit = 931 MeV.



3. ENERGI IKATAN INTI ATOM Inti atom terdiri dari partikel bermuatan positif dan netral dan dikelilingi oleh orbital elektron yang bermuatan negatif pada kulit atom. Suatu atom berukuran besar seperti uranium (Z = 92) inti atomnya memiliki sejumlah besar muatan positif, proton yang 5



terkonsentrasi di pusat inti dengan jarak yang berdekatan satu sama lain. Jika pada keadaan normal, elektron yang berada kulit atom dapat menarik muatan positif keluar dari inti atom dan membuat inti atom terdisosiasi.5 Namun, dengan adanya energi ikatan inti atom maka dapat mencegah inti atom terdisosiasi dari suatu atom dan menjaga kestabilan inti.6 Sebagai contoh adalah inti Helium (He4) yang terdiri dari dua proton dan dua netron.



Dimana neutron, dan



adalah massa proton 1H ;



adalah massa



adalah massa atom He4 dalam tabel



periodik. Jika massa 2 proton adalah 2(1,00728) AMU dan massa neutron adalah 2(1,00867) AMU dan massa total inti berdasarkan tabel periodik adalah 4,00260 AMU. Berdasarkan perhitungan terdapat perbedaan sebesar 0,03054 AMU antara massa yang dihitung dengan massa eksperimental yang ditimbang langsung. Karena 1 AMU = 931,5 MeV maka energi ikat inti atom He4 adalah 28,45 MeV. Perbedaan antara massa atom yang dihitung dari komponen penyusunnya berdasarkan tabel periodik dengan massa yang ditimbang langsung secara eksperimental disebut sebagai defek massa (Δm). Perbedaan ini terjadi dimana terjadi pergantian antara energi dan massa yang terhitung dari energi yang dibutuhkan untuk menahan atom secara bersama-sama. Energi yang dibutuhkan ini dapat diubah menjadi massa yang kemudian disebut sebagai defek massa.



6



Defek massa (Δm) ini dapat dikonversi menjadi MeV untuk menentukan energi ikat inti.



11,6



Rentang energi ikat inti



untuk atom dengan massa ≥ 11 – 60 adalah sebesar 7,4 – 8,8 MeV. Energi ikat atom dengan massa < 11 kira-kira sama dengan 7,1 MeV. Nilai dari energi ikat inti atom dapat digunakan



untuk



memprediksikan



kestabilan



atau



ketidakstabilan suatu unsur akibat gaya tolak-menolak antar proton dalam inti atom. Nilai energi ikat berbanding terbalik dengan waktu paruh. Sehingga jika energi ikat inti bernilai negatif, waktu paruh pendek maka nuklida bersifat tidak stabil sehingga mampu mengalami peluruhan radioaktif. Sedangkan jika nilai energi ikat inti positif, waktu paruh panjang maka nuklida bersifat stabil dan tidak mudah terjadi peluruhan.6



Gambar 1. Nilai energi ikatan per nukleon (Sumber: Ross, D.S., 2001, Nuclear Thermal Rockets: The Physics of the Fission Reactor, Virginia Polytechnic Institute and State University)



7



4. KESTABILAN INTI Beberapa isotop stabil memiliki energi ikatan inti atom pada rentang 7– 9 MeV. Energi ikatan inti atom tergantung pada jumlah nukleon di dalam inti atau disebut nomor massa (A). Sedangkan gaya tolak menolak antar proton di dalam inti tergantung pada kuadrat nomor atom Z2.5 Sehingga untuk melawan efek peningkatan gaya elektrostatik dari jumlah proton yang meningkat maka dibutuhan jumlah neutron yang meningkat lebih cepat untuk menghindari terjadinya disosiasi inti atom. Sehingga dapat disimpulkan bahwa kestabilan isotop ditentukan oleh perbandingan jumlah neutron dan proton di dalam inti atom (N/Z). Jika jumlah proton lebih banyak dari neutron, maka isotop akan cenderung memancarkan positron (+1β0). Sedangkan jika neutron lebih banyak dari proton, maka isotop akan cenderung memancarkan negatron (-1β0).6,11 Inti atom yang tidak stabil dapat memancarkan radiasi. Inti atom yang tidak stabil dapat berubah menjadi lebih stabil dengan memancarkan partikel alfa (α), beta (β), dan gamma (γ). Fenomena emisi spontan partikel ini disebut radioaktivitas. Sedangkan perubahan dari nuklida tidak stabil ke nuklida stabil disebut peluruhan radioaktif. Selama proses peluruhan radioaktif terjadi emisi partikel nuklir dan terjadi pelepasan energi. Proses terjadi secara spontan sehingga tidak dapat diprediksi atom radioaktif mana yang akan hancur terlebih dahulu.7



8



Unsur radioaktif terjadi akibat adanya suatu reaksi inti yang spontan. Reaksi inti dapat berlangsung secara spontan atau karena induksi. Selama proses peluruhan spontan, perbandingan jumlah neutron dan proton berubah-ubah. Setelah satu atau lebih proses peluruhan dihasilkan sebuah inti yang stabil.6



Gambar 2. Kestabilan Inti Atom



C. RADIOISOTOP 1. PARTIKEL ALFA Partikel alfa identik dengan inti atom Helium yang kehilangan dua buah elektron Partikel alfa memiliki ukuran yang relatif besar yang terdiri dari 4 nukleon, yaitu 2 proton dan 2 neutron.9,7 Karena ukurannya yang relatif besar partikel 9



alfa bergerak dengan kecepatan relatif lambat dengan energi sebesar kisaran 4 – 8 MeV.6 Partikel alfa terbentuk dari atom Helium yang terionisasi yang dapat membentuk radiasi alfa. Partikel alfa dapat sangat berpengaruh terhadap orbital elektron suatu unsur yang dilintasinya karena adanya gaya Coloumb. Elektron-elektron tersebut dapat mengalami eksitasi atau terlepas semua dari atom dan terionisasi.6 Jarak tembus partikel alfa (R) di udara pada 1 atm dan °°



25 C dapat dihitung dengan persamaan berikut:



Partikel alfa terdapat di dalam udara pada rentang kira-kira 5 cm, tetapi di dalam jaringan kurang dari 100µ. Partikel alfa mempunyai jangkauan di udara sejauh 20 mm dan dapat melintas tubuh manusia sejauh 0,03 mm saja. Oleh karenanya unsur dengan emisi alfa jarang digunakan dalam kedokteran nuklir.6,20 2. PARTIKEL BETA Partikel beta pada dasarnya adalah elektron



yang



dikeluarkan dari inti dengan kecepatan tinggi. Dibandingkan dengan partikel alfa, partikel beta memiliki ukuran yang lebih kecil. Partikel beta dapat menyebabkan terjadinya ionisasi langsung dengan gaya tolak Coloumb terhadap orbital elektron yang dilintasinya dan dapat bergerak lebih jauh di dalam sistem biologis.



Selain itu, partikel beta



juga dapat 10



menyebabkan terjadinya eksitasi jika energi tidak cukup besar untuk dapat membuat orbital elektron lepas dari sistem atom (terionisasi).6 Partikel beta bergerak lebih cepat mendekati kecepatan cahaya dengan membawa energi sebesar 3,5 MeV. Karena memiliki kecepatan yang relatif tinggi maka partikel beta memiliki waktu lebih cepat dalam berinteraksi dengan atom target atau orbital elektron yang dilintasi dibandingkan partikel alfa. Selain itu partikel beta memiliki daya tembus yang lebih tinggi dengan rentang yang lebih panjang ketika di udara yaitu sejauh 11 m dan 15 mm di dalam tubuh manusia.20 Partikel beta berenergi rendah yaitu; 0,157 MeV yang dipancarkan oleh C14 hanya mampu melintas di udara sejauh 30 cm dan 0,8 mm di dalam tubuh manusia. Jangkauan partikel beta di udara hampir tidak tergantung dari nomor atom (Z). Jangkauan partikel beta dapat dihitung dengan persamaan sebagai berikut:11



3. SINAR GAMMA Sinar gamma berupa gelombang elektromagnetik, tidak memiliki massa dan bergerak dengan kecepatan cahaya. Selama emisi, sinar gamma tidak mengalami perubahan nomor atom dan jumlah neutron dari nukelus. Sinar gamma diradiasikan sebagai foton atau kuantum energi dengan kecepatan c = 3,0 × 1010 cm/det. Perbedaan radiasi gamma 11



dengan sinar-X, sinar UV dan sinar tampak lainnya hanya pada panjang gelombang dan frekuensi saja. Radiasi sinar gamma memiliki daya penetrasi yang paling tinggi dibandingkan radiasi dari partikel alfa dan partikel beta (kecuali neutrino) karena sinar gamma sedikit berinteraksi dengan materi dan tidak terionisasi. 6,20 Radiasi gamma dapat dengan mudah menembus jaringan sejauh kurang lebih 30 cm



dan unsur timbal (Pb) dengan



ketebalan beberapa inci. Karena kemudahannya menembus jaringan, sinar gamma banyak digunakan dalam kedokteran nuklir untuk keperluan diagnosis dan terapi. Radiasi gamma dapat digunakan sebagai sumber tertutup pada brachitheraphy dan teletherapy yang menggunakan unsur Co60 maupun sumber terbuka pada thyroid scanning



menggunakan



NaI131



dan



bone



scanning



99m ,6,11



menggunakan Tc



.



4. RADIONUKLIDA ALAM Radioaktivitas adalah kemampuan sebuah inti atom yang tidak stabil untuk memancarkan radiasi dan menjadi inti yang stabil. Proses ini disebut sebagai peluruhan dimana terjadi perubahan inti atom tidak stabil menjadi inti atom stabil atau perubahan unsur yang radioaktif menjadi unsur yang lain. Inti atom yang tidak stabil disebut sebagai radionuklida dan materi yang mengandung radionuklida disebut sebagai zat radioaktif. Berdasarkan asalnya, radionuklida dikelompokkan menjadi radionuklida alam yang berasal dari alam dan dari radiasi



12



kosmik serta radionuklida buatan yang merupakan hasil kegiatan manusia. Unsur radioaktif di alam terdapat sekitar 40 jenis yang telah diketahui. Unsur-unsur tersebut diantaranya memiliki aktivitas radiasi alfa dan radiasi beta (elektron) dan merupakan isotop-isotop dari unsur yang sangat berat dengan nomor atom Z lebih dari 82. Unsur-unsur tersebut antara lain adalah: 232 92U



; 92U235 ; 92U238



Radionuklida alam yang memiliki aktivitas radioaktif diketahui telah ada bersamaan dengan terjadinya bumi dan tersebar secara luas pada litosfer. Radionuklida ini banyak terdapat pada bebatuan, kayu, tumbuhan, air dan materi dalam lingkungan lainnya. Radionuklida di alam dikelompokkan menjadi radionuklida primordial, dan radionuklida kosmogenik. 1) Radionuklida Primordial Radionuklida primordial telah ada sejak terbentuknya alam semesta. Radionuklida ini terdiri dari: a. Deret uranium dengan induk uranium U238 dan ujung nuklida stabil berupa timbal Pb206 dengan waktu paruh (t1/2) 4,5 milyar tahun. Pada deret nuklida ini terdapat antara lain Radium Ra226 dengan waktu paruh (t1/2) 1600 tahun dan gas mulia radon Rn222 dengan waktu paruh (t1/2) 3,8 hari. Gas mulia radon menjadi sumber radiasi alam yang terbesar dimana gas ini dapat berpindah dari dalam tanah ke udara melalui proses difusi. 13



b. Deret thorium dengan induk Thorium Th232 dan ujung nuklida stabil berupa timbal Pb208 dengan waktu paruh (t1/2) adalah 14 milyar tahun. pada deret ini juga terdapat gas mulia radon Rn220 dengan waktu paruh (t1/2) 55 detik disebut sebagai Thoron. Gas mulia ini menjadi sumber radiasi yang penting yang dapat masuk ke dalam tubuh manusia melalui pernafasan. Selain itu terdapat juga radionuklida primordial yang tidak membentuk deret, diantaranya adalah kalium K40 (t1/2 = 1,27 milyar tahun) ; rubidium Rb87 (t1/2 = 47,5 milyar tahun dan terdapat sekitar 10 nuklida lain dengan waktu paruh (t1/2) lebih dari 10 milyar tahun.



Gambar 38. Deret uranium U238 dan thorium Th232



14



Selain radionuklida yang terdapat di dalam kerak bumi, radionuklida primodial juga dapat ditemukan di dalam tubuh manusia. Tabel. 2 Radionuklida Primodial8



2) Radionuklida Kosmogenik Radionuklida kosmogenik merupakan radionuklida yang terjadi akibat interaksi antara radiasi kosmik dengan inti atom di udara yang terdapat di lapisan atmosfer bumi. Radionuklida hasil interaksi ini berupa unsur N, O dan Ar berjumlah sekitar 20 radionuklida. Jumlah yang terbentuk dapat berbeda-beda tergantung pada konsentrasi inti yang bereaksi dengen radiasi kosmik dan intensitas radiasi kosmik. Oleh karena itu kelimpahan radionuklida tersebut di alam konstan. Hasil radionuklida paling banyak adalah H3 dan C14. Berdasarkan fenomena ini maka dapat ditentukan umur suatu benda dengan metode penanggalan karbon (Carbon Dating). Metode ini mendasarkan pada pengukuran kelimpahan C14 yang terdapat dalam suatu benda. 15



Tabel. 3 Radionuklida Kosmogenik8



Radionuklida kosmogenik yang utama diantaranya adalah: a. Tritium H3 dengan waktu paruh (t1/2) 12,3 tahun merupakan radionuklida yang banyak terdapat di udara dan di air laut. Radionuklida ini terbentuk dari hasil reaksi antara neutron dari radiasi kosmik dengan unsurunsur di udara seperti N14. b. Berillium Be7 dengan waktu paruh (t1/2) 53 hari merupakan radionuklida yang terbentuk dari reaksi antara radiasi kosmik dengan oksigen atau nitrogen di udara. c. Karbon C14 dengan waktu paruh (t1/2) 5743 tahun merupakan radionuklida yang dihasilkan dari reaksi N14. Radionuklida ini banyak terdapat di udara, air laut dan bahan organik. d. Natrium Na22 dengan waktu paruh (t1/2) 2,6 tahun merupakan radionuklida yang terbentuk dari hasil reaksi antara radiasi kosmik dengan argon di udara, air hujan dan air laut. 16



5. RADIONUKLIDA BUATAN Radionuklida buatan merupakan hasil dari kegiatan manusia berupa radioisotop yang sengaja dibuat untuk disesuaikan dengan penggunaannya. Radioisotop yang menjadi hasil produksi secara khusus oleh manusia antara lain adalah I131 dan Mo-Tc99m. Selain itu terdapat pula produk radioisotop sampingan yang merupakan hasil iradiasi bahan lain misalnya dari limbah nuklir, hasil iradiasi bahan bakar nuklir U235 dapat menghasilkan limbah radioisotop berupa Cs137. Radionuklida buatan timbul akibat reaksi antara inti atom dengan neutron yang menyebabkan inti atom menjadi radioaktif. Radionuklida buatan dapat dikelompokkan sebagai berikut: 1) Radionuklida yang muncul karena pembangkitan listrik tenaga nuklir Dalam industri dimana melibatkan instalasi nuklir untuk menghasilkan bahan radioaktif dalam jenis dan jumlah yang berbeda faktor keselamatan radiasi menjadi prioritas utama. Proses yang terjadi berupa penambangan uranium, pengolahan menjadi bahan bakar, fabrikasi bahan



bakar,



pembangkitan



listrik



dalam



reaktor,



penyimpanan dan pengolahan ulang bahan bakar bekas dan penyimpanan limbah radioaktif akan dihasilkan energi yang dapat digunakan untuk pembangkit listrik tenaga nuklir. Uranium yang digunakan dalam daur tahapan ini merupakan uranium alam hasil penambangan. Pada 17



proses penambangan uranium terjadi pelepasan gas radon Rn222 ke udara. Selanjutnya uranium hasil penambangan di fabrikasi menjadi uranium yang diperkaya dan diubah menjadi uranium oksida, uranium fluoride dan yang lainnya agar dapat diubah menjadi bahan bakar. Pada proses ini bahan radioaktif yang terlepas ke udara relatif kecil. Pada



tahapan



pengoperasian



reaktor



nuklir



dihasilkan banyak radionuklida sebagai hasil dari proses pembelahan akibat fisi. Pada proses ini beberapa radionuklida dapat terlepas ke lingkungan diantaranya adalah gas mulia seperti krypton dan xenon, gas yang teraktivasi oleh neutron seperti C14; N16; S35 ; dan Ar14, dan Tritium yang terlepas ke lingkungan air yang merupakan bahan korosi yang teraktivasi. 2) Radionuklida akibat percobaan senjata nuklir Radionuklida hasil dari percobaan nuklir disebut sebagai radionuklida hasil radiasi fall out (jatuhan). Tingkat



radioaktivitas



dari



radionuklida



fall



out



merupakan yang paling tinggi. Salah satu radionuklida yang dihasilkan adalah Sr90. Pada tahun 1963 jumlah jatuhan Sr90 mencapai puncak. Namun setelah itu jumlahnya semakin menurun yang disebabkan oleh berakhirnya percobaan senjata nuklir di udara oleh Amerika dan Rusia dan selanjutnya percobaan nuklir banyak dilakukan di bawah tanah. 18



Berdasarkan tabel dapat diketahui bahwa jumlah jatuhan Sr90 relatif lebih besar di belahan bumi utara yang disebabkan oleh percobaan nuklir telah lebih banyak dilakukan di kawasan tersebut. Tabel 4. Distribusi jatuhan Sr90 berdasarkan posisi lintang8



3) Radionuklida dalam bidang kedokteran Aplikasi radionuklida dalam bidang kedokteran antara lain untuk mendiagnosa, terapi penyakit dan sterilisasi alat kedokteran. Salah satu aplikasi produk radionuklida buatan adalah terapi kanker menggunakan 60



27Co



. Penggunaan Tc99m untuk bone scanning dan NaI131



untuk diagnosis fungsi tiroid dan terapi hipertiroid. Berikut



adalah



contoh



pencitraan



tulang



menggunakan Tc99m metilen difosfonat yang bertujuan untuk



mengevaluasi



sistem



rangka



tubuh



secara



menyeluruh. Pencitraan tulang dilakukan menggunakan 19



Dual Head Gamma Camera yang berresolusi tinggi namun memiliki kolimator rendah energi. Selang waktu tiga jam setelah pemberian Tc99m MDP secara intravena, gambaran seluruh tubuh meliputi anterior dan posterior dapat diketahui.19



Gambar 4. Penggunaan Tc99m untuk pencitraan tulang menunjukkan peningkatan aktivitas pada tulang dorsal 2 dan dorsal 8, tulang iga sebelah kanan, scapula kiri, sternum dan tulang duduk bilateral (gambar a, b dan anak panah)19



4) Radionuklida dalam rekayasa teknologi Aplikasi radionuklida dalam rekayasa teknologi diantaranya adalah untuk analisis struktur materi, pengembangan bahan-bahan baru, dan sebagai sumber 20



energi. Salah satu aplikasinya adalah pada sintesis



60 27Co



yang dipakai pada sintesis tritium dan sintesis isotop C14 menggunakan



neutron



dari



reaktor



nuklir



yang



mengontrol penguraian. 5) Radionuklida dalam bidang pertanian Pada bidang pertanian banyak digunakan dalam pembasmian serangga, penyimpanan bahan pangan atau pengawetan bahan pangan dan teknologi pelestarian lingkungan.8



21



Bab II. RADIOAKTIVITAS ATOM A. REAKSI INTI Reaksi inti selain dapat berlangsung secara spontan juga dapat berlangsung akibat diinduksi dengan menembakkan partikel inti lain. Reaksi inti berbeda dengan reaksi kimia. Perbedaan terletak pada: a.



Perubahan atom unsur dimana pada reaksi kimia perubahan tersebut tidak terjadi



b.



Adanya keterlibatan terhadap energi ikat inti atom sedangkan pada reaksi kimia energi yang terlibat adalah energi ikat orbital elektron



c.



Adanya defek massa atau massa yang hilang namun pada reaksi kimia defek massa tidak terjadi Suatu unsur yang mengalami reaksi inti spontan disebut



sebagai unsur radioaktif. Unsur dikatakan radioaktif jika memiliki konfigurasi jumlah proton dan neutron yang tidak seimbang sehingga menyebabkan inti tidak stabil. Hasilnya adalah inti yang stabil dapat mengalami peluruhan atau reaksi inti lain. Terdapat empat tipe umum reaksi inti, yaitu reaksi fisi, reaksi fusi, transmutasi inti dan peluruhan radioaktif. Reaksi fisi dan reaksi fusi merupakan reaksi inti yang umum dikenal



karena



aplikasinya



dalam



reaktor



nuklir



sangat



berpengaruh terutama pada saat perang dingin antara Amerika Serikat dengan Uni Soviet.10



22



1.



REAKSI FISI Reaksi fisi adalah proses reaksi inti dimana inti atom yang memiliki nomor atom relatif besar dan berat terbelah menjadi dua partikel inti yang lebih ringan dengan rasio 60:40. Proses ini terjadi akibat inti atom yang berat tertumbuk oleh partikel inti lain.9 Selain



produk



fisi



reaksi



ini



juga



menghasilkan



gelombang elektromagnetik dalam bentuk sinar gamma (γ), neutron dan sejumlah energi yang dilepaskan ke lingkungan berupa panas. Oleh karena itu reaksi ini berlangsung secara eksotermis. Salah satu reaksi fisi yang terkenal adalah reaksi fisi U235. Reaksi fisi U235 menjadi dasar beroperasinya reaktor nuklir di dunia. Pada reaksi fisi U235 kecepatan atau energi kinetik dari neutron yang menumbuknya memiliki peranan penting dalam menimbulkan reaksi fisi ini. Dimana neutron dengan kecepatan dan energi kinetik rendah (neutron termal) memiliki peluang yang lebih tinggi untuk menimbulkan reaksi fisi pada U235.



Produk fisi Uranium-235 (U235) adalah Barium-141 (Ba141), Krypton-92 (Kr92) dan tiga buah neutron. Neutron hasil reaksi fisi U235 memiliki energi kinetik sebesar kurang lebih 2 MeV.10



23



2.



REAKSI FISI BERANTAI Energi yang dihasilkan dari reaksi fisi berantai bermanfaat untuk reaktor nuklir. Jika kontinuitas reaksi fisi pada reaktor nuklir berhenti dapat menyebabkan produksi energi berhenti (diskontinyu).



Gambar 5. Reaksi fisi berantai Uranium-235 (U235) (Sumber: Bartczak, J., dan Nero, J., 2014, Nuclear Waste Reduction Using Molecularly Imprinted Polymers, University Pittsburgh, USA)



Reaksi fisi berantai dapat dijelaskan melalui gambar di atas. Awalnya, sebuah neutron termal menumbuk inti Uranium-235 (U235) yang menimbulkan reaksi fisi dan menghasilkan produk fisi



berupa Barium-141 (Ba141),



Krypton-92 (Kr92), dan 3 buah neutron. Neutron produk fisi tersebut menumbuk inti Uranium-235 (U235) lainnya dan menimbulkan reaksi fisi berikutnya (reaksi fisi generasi 24



kedua) dan selanjutnya akan terjadi rekasi fisi dari generasi ke generasi berikutnya secara kontinyu. Salah satu persyaratan penting dalam reaksi fisi berantai ini adalah neutron yang digunakan untuk menumbuk inti Uranium-235 (U235) lainnya harus neutron lambat dengan energi kinetik rendah. Akan tetapi neutron produk fisi merupakan neutron cepat dengan energi kinetik tinggi. Sehingga sulit untuk menimbulkan reaksi fisi dari generasi ke generasi selanjutnya. Dalam reaktor nuklir, untuk memenuhi ketersediaan neutron termal maka digunakan medium air yang berfungsi untuk memoderasi dengan memperlambat kecepatan neutron. Energi panas yang dihasilkan dari reaksi fisi ini adalah berkisar 200 MeV atau 8,9 × 1018 kWh. Hal ini berarti bahwa neutron termal yang digunakan untuk keberlangsungan reaksi fisi ini memiliki energi sebesar 8,9 × 1018 kWh.10 3.



REAKSI FUSI Reaksi fusi atau reaksi termonuklir adalah proses penggabungan dua inti atau dua partikel inti ringan yang dibuat bertumbukan dengan kecepatan yang cukup besar menjadi inti atau partikel inti yang lebih berat dengan melepaskan atau menyerap sejumlah energi. Kecepatan yang diperlukan untuk mengatasi gaya tolak Coloumb menunjukkan jumlah energi yang dihasilkan relatif besar. Reaksi fusi dikelompokkan menjadi dua jenis yaitu:



25



1) Reaksi eksotermis dimana proses penggabungan dua inti atau partikel inti ringan menghasilkan energi yang dilepaskan ke lingkungan. 2) Reaksi endotermis dimana proses penggabungan dua inti atau partikel inti berat menyerap energi yang dibutuhkan dari lingkungan. Reaksi fusi dari partikel inti Deuterium (1H2) dan Tritium (1H3) menghasilkan Helium (2He4) dan neutron (0n1). Energi dari Deuterium (1H2) pada reaksi ini



besarannya 150 kali



lebih besar daripada energi yang diperoleh dengan cara membakar minyak dalam jumlah volume yang sama.10,21



Produk fusi, Helium (2He4) dan neutron (0n1) bergerak dan masing-masing memiliki energi kinetik sebesar 3,5 MeV dan 14,1 MeV. 10 4.



TRANSMUTASI INTI Transmutasi inti merupakan perubahan suatu isotop menjadi isotop lain melalui reaksi nuklir. Transmutasi inti dikelompokkan menjadi dua jenis, yaitu transmutasi inti di alam dan transmutasi inti buatan. Transmutasi inti di alam terjadi pada suatu isotop yang tidak stabil kemudian meluruh spontan dalam waktu bertahuntahun untuk menuju pada keadaan stabil. Sedangkan transmutasi inti buatan dilakukan untuk tujuan tertentu, diantaranya adalah:



26



1) Mengubah suatu radioisotop dengan radioaktivitas tinggi menjadi lebih stabil dan tidak memancarkan radioaktif. Sebagai contoh adalah transmutasi dari limbah radioaktif kelompok aktinida minor, yaitu Amerisium-241 (95Am241) menjadi bahan fisil Kurium-243 (96Cm243) yang dapat berfisi dalam reaktor nuklir.



2) Membuat bahan yang tidak dapat membelah menjadi bahan fisil yang dapat membelah (bahan fertil). Sebagai contoh adalah Thorium-232 (Th232) dan Uranium-238 (U238) ditransmutasikan menjadi bahan fisil Uranium-233 (U233) dan Pu239.



3) Mengubah radioisotop dengan waktu paruh panjang menjadi radioisotop dengan waktu paruh pendek dan lebih stabil. Sebagai contoh adalah



transmutasi



Technesium-99 (43Tc99) dengan waktu paruh 2,13 × 105 tahun dan Iodium-129 (53I129) dengan waktu paruh 1,6 × 107 tahun.



27



Transmutasi



buatan pertama kali



dikenalkan oleh



Rutherford (1919) yang memaparkan bahwa suatu unsur dapat diubah menjadi unsur lain. Rutherford (1919) menunjukkan bahwa unsur Nitrogen (N14) yang ditembak dengan radiasi alfa (α) yang berasal dari Radium akan menghasilkan unsur Oksigen (O17) dan sebuah proton.10,21



Proses transmutasi buatan dapat dilakukan di dalam reaktor fisi, reaktor fusi atau melalui percepatan partikel. Transmutasi inti di alam terjadi pada unsur radioaktif dengan nomor atom yang relatif besar untuk bertansmutasi menuju unsur yang lebih ringan dan lebih stabil. Salah satu transmutasi inti adalah yang terjadi pada Uranium-238 (U238) menjadi unsur Timbal-206 (Pb206) yang lebih stabil.10 B. PELURUHAN RADIOAKTIF Peluruhan radioaktif dapat terjadi pada suatu inti yang memiliki rasio jumlah neutron-proton yang tidak seimbang atau inti



yang



memiliki



nomor



atom



terlalu



besar



sehingga



menimbulkan gaya elektrostatik di dalam nukleon berkurang atau hilang. Selama proses peluruhan untuk menuju keadaan stabil inti akan memancarkan sinar-sinar seperti alfa (α), beta (β), dan gamma (γ). Secara statistik, proses peluruhan spontan dapat diperkirakan menggunakan formula sebagai berikut:



dimana



N = jumlah ulangan percobaan n = jumlah cacah 28



Inti yang meluruh per satuan waktu berbanding dengan kesalahan. Dimana inti yang meluruh semakin banyak maka kesalahan akan semakin kecil. Jika kesalahan yang didapat tidak hanya berasal dari kesalahan random namun juga kesalahan pekerjaan di laboratorium maka kesalahan total dapat dihitung menggunakan formula sebagai berikut:



Setiap inti akan meluruh menurut ketetapan peluruhan (γ). Ketetapan peluruhan untuk masing-masing inti bersifat spesifik. Peluruhan suatu inti menuju keadaan stabil berlangsung secara bertingkat, misalnya dari inti A meluruh menjadi inti B dan inti B meluruh menjadi inti C.



Radionuklida inti B disebut sebagai nuklida induk dan inti C disebut sebagai nuklida anak. Pada keadaan tertentu nuklida anak dapat menjadi tidak stabil sehingga mengalami perubahan atau peluruhan. Proses peluruhan radionuklida melalui satu atau beberapa tahapan berikut antara lain; fisi spontan, peluruhan alfa (α), peluruhan beta-negatron (β-), peluruhan beta-positron (β+), electron capture, transisi isomerik dan konversi internal. Pada keadaan menuju stabil, radionuklida yang meluruh melalui proses emisi partikel dan electron capture (penangkapan elektron) dapat mengalami perubahan jumlah elektron kecuali pada emisi sinar gamma (γ) karena tidak terjadi ionisasi. 29



Beberapa jenis peluruhan radioaktif dapat berguna dalam bidang kedokteran maupun farmasi nuklir. Namun semua perlu dipahami karena dapat mempengaruhi kinerja dalam menangani sediaan radiofarmasetika (radiofarmaka) dan penting terhadap keselamatan individu dari emisi bahan radioaktif. 9 1. FISI SPONTAN Telah dikemukakan pada bagian sebelumnya bahwa reaksi inti yang terjadi pada sebuah radionuklida salah satunya adalah reaksi fisi. Fisi adalah aktivitas radioaktif yang melibatkan inti yang relatif berat membelah atau pecah menjadi 2 inti baru dengan ukuran yang hampir sama yang diikuti oleh emisi simultan dari 2 atau 3 neutron. Proses fisi ini terjadi secara spontan namun biasanya reaksi diinduksi oleh penembakan dari nuklida induk dengan sebuah neutron. Pada proses berlangsungnya fisi terjadi pelepasan energi sebesar 200 meV ke lingkungan yang biasanya berupa panas. Fenomena ini sering digunakan pada reaktor nuklir untuk memproduksi radioisotop. Inti hasil proses fisi ini bersifat radioaktif. Sehingga nuklida



hasil



proses



ini



biasanya



digunakan



untuk



memproduksi radioisotop beraktivitas tinggi. Radioisotop yang dihasilkan diantaranya adalah uranium U235 dengan waktu paruh (t1/2) 2 × 107 tahun dan Cf254 dengan waktu paruh (t1/2) 55 hari.7, 9



30



2. PELURUHAN ALFA (α) Peluruhan alfa (α) biasanya terjadi pada inti-inti berat dengan nomor atom lebih dari 80, dan tidak stabil seperti radon, uranium dan neptunium. Pada peluruhan ini, inti atom akan memancarkan partikel alfa (α) yang identik dengan atom Helium (2He4) dengan nomor massa 4.



Pada proses peluruhan yang terjadi, nomor atom dari nuklida induk akan berkurang 2 dan nomor massa menjadi 4.



Gambar 6. Peluruhan alfa (α) pada Uranium-238 (U238)



Partikel hasil peluruhan memiliki sifat yang stabil dan berenergi tunggal (mono-energetic).3,6 Selain itu, radiasi alfa (α) ini juga memiliki beberapa sifat lain, yakni: 1) Daya ionisasi partikel alfa (α) ketika berinteraksi dengan materi sangat besar, yaitu sekitar kurang lebih 100 kali daya ionisasi partikel beta (β) dan 10.000 kali daya ionisasi sinar gamma (γ) 2) Daya tembus partikel di udara sangat pendek dan tergantung dari energi yang dimiliki



31



Partikel alfa (α) akan dibelokkan jika melewati medan



3)



magnet atau medan listrik Laju partikel alfa (α) berkisar antara 1/100 sampai dengan



4)



1



/10 kali kecepatan cahaya10



Karena terdapat beberapa sifatnya yang merusak inilah maka radioisotop yang mengemisikan partikel (α) jarang digunakan dalam kedokteran nuklir atau farmasi nuklir dan aplikasi terapeutik lainnya.6 3. PELURUHAN BETA-NEGATRON Peluruhan beta (β) dapat terjadi pada inti tidak stabil dengan berat yang relatif ringan. Peluruhan beta (β) menghasilkan partikel beta yang bermuatan negatif disebut sebagai negatron (β-) yang identik dengan elektron atau partikel beta bermuatan positif disebut sebagai positron (β+), identik dengan elektron bermuatan positif.10 Peluruhan beta-negatron (β-) terjadi pada inti yang memiliki jumlah neutron lebih tinggi daripada proton. Nuklida yang tidak stabil ini akan meluruh untuk berubah menjadi lebih stabil



dengan



memancarkan



elektron



(negatron)



dan



antineutrino yaitu partikel yang tidak bermuatan, bermassa sangat kecil dan bergerak mendekati kecepatan cahaya.9,6



Persamaan nuklir di atas dapat dijelaskan bahwa telah terjadi perubahan berupa neutron menjadi proton, partikel betanegatron (β-), dan antineutrino.10



32



Proton hasil peluruhan tetap berada di dalam inti namun elektron dan antineutrino dilepaskan dengan membawa energi kinetik masing-masing. Elektron yang dipancarkan berbeda dengan elektron yang terdapat dalam orbit luar inti atom yang dalam kondisi normal tidak memiliki energi. Elektron hasil peluruhan beta-negatron (β-) memiliki energi peluruhan dengan rentang nol sampai dengan pada tingkat maksimum tertentu (spektrum kontinyu).9 Energi peluruhan merupakan perbedaan energi yang dimiliki antara nuklida induk dengan nuklida anak. Setelah peluruhan beta-negatron (β-) nuklida anak memiliki nomor atom berlebih daripada nuklida induk. Namun kedua nuklida masih memiliki nomor massa yang sama.9 Pada peluruhan beta-negatron (β-) dapat diikuti oleh emisi gamma (γ). Dimana nuklida anak yang lebih stabil akan memancarkan partikel beta (β). Partikel-partikel tersebut disebut sebagai pemancar murni partikel beta (β) diantaranya adalah H3; C14; P32; dan S35. Sedangkan nuklida anak lain yang belum mencapai kestabilan setelah pemancaran partikel beta (β) dan masih dalam keadaan tereksitasi akan mengemisikan sinar gamma (γ) dengan melalui satu atau lebih transisi peluruhan tergantung dari energi eksitasi yang dimiliki oleh nuklida tersebut. I131; Xe132; dan Co60 merupakan nuklida yang mengemisikan sinar gamma (γ) setelah memancarkan partikel beta (β).7



33



4. PELURUHAN BETA-POSITRON Positron adalah partikel beta (β) yang memiliki muatan positif. Peluruhan beta-positron (β+) dapat terjadi pada unsur yang kaya akan proton namun kekurangan neutron. Pada proses



peluruhan



beta



positron



(β+)



proton



meluruh



menghasilkan neutron yang mengemisikan partikel betapositron (β+) dan disertai dengan neutrino.



Neutrino berlawanan dengan antineutrino yaitu partikel hasil peluruhan yang hampir tidak memiliki massa, tidak bermuatan listrik dan bergerak mendekati kecepatan cahaya. Partikel beta-positron (β+) hasil peluruhan dipancarkan dengan energi antara nol sampai dengan energi peluruhan yang mencapai batas maksimum tertentu. Perbedaan energi hasil peluruhan antara energi pengikat inti atom dengan energi betapositron (β+) dibawa oleh neutrino. Satu neutron setara dengan satu proton ditambah satu elektron. Sehingga untuk membuat massa yang setara dengan dua buah elektron maka proton perlu diubah menjadi neutron. Hal ini dilakukan untuk menjaga tingkat energi untuk dapat mengemisikan partikel beta pada peluruhan beta-positron (β+) yaitu sebesar ≥1,02 Mev. Nuklida anak hasil peluruhan beta-positron (β+) memiliki nomor atom yang kurang satu daripada nuklida induk dan tetap dengan nomor massa yang sama.6,9



34



Setelah terjadi peluruhan, positron yang dihasilkan akan bergabung dengan elektron yang kemudian akan dimusnahkan. Selama proses pemusnahan massa masing-masing partikel diubah menjadi energi dan diemisikan dua sinar gamma (foton) dengan besaran masing-masing adalah 0,511 MeV pada arah yang berlawanan. Foton hasil penggabungan ini disebut sebagai “annihilation radiations”.9,5,7 Radiasi partikel beta baik beta-negatron (β-) maupun betapositron (β+) memiliki sifat sebagai berikut: 1) Daya ionisasi di udara adalah 1/100 kali dari partikel alfa (α) 2) Jarak jangkauan lebih jauh dan dapat menembus beberapa cm di udara 3) Kecepatan partikel beta (β) berkisar antara 1/100 sampai dengan 99/100 kali kecepatan cahaya 4) Massa partikel beta (β) relatif kecil sehingga lebih ringan daripada partikel alfa (α) sehingga partikel (β) mudah dihamburkan jika melewati medium 5) Partikel beta (β) akan dibelokkan jika melewati medan magnet atau medan listrik10 Berikut adalah contoh peluruhan beta-positron.



35



Gambar 7. Skema peluruhan Fluor-18 (F18)6



5. ELECTRON CAPTURE Electron capture atau penangkapan elektron terjadi pada unsur yang tidak stabil dengan massa yang relatif berat dimana elektron pengorbit lebih dekat dengan inti.5,8 Proses penangkapan elektron ini merupakan proses lain dari pemancaran positron.7 Proses ini terjadi pada unsur yang memiliki kelebihan proton. Kelebihan jumlah proton di dalam inti dikurangi dengan mengubah proton menjadi neutron dan memancarkan neutrino. Unsur produk yang dihasilkan tidak stabil akan memancarkan foton gamma atau neutrino akan membawa kelebihan energi. Perubahan yang terjadi sebagai berikut: Proses ini umum dikenal sebagai “K-capture” karena elektron yang berada pada kulit luar “K-shell” ditangkap oleh inti karena jaraknya yang berdekatan. Kekurangan elektron yang terjadi pada kulit luar K diisi oleh transisi elektron dari



36



kulit atom dengan tingkat energi yang lebih tinggi misalnya pada kulit L atau kulit M atau N.9 Elektron yang bergerak menuju kulit yang dekat inti dengan energi potensial yang lebih rendah akan kehilangan energi potensialnya. Saat elektron bergerak menuju inti, terjadi perbedaan energi antara dua kulit luar atom yang dicirikan dengan emisi sinar-X. Sinar-X berasal dari kulit luar, sedangkan foton gamma berasal dari inti. Oleh karena itu sinarX menjadi ciri khas dari jenis peluruhan ini. Sinar-X yang dipancarkan dari kulit luar K disebut sebagai “sinar-X K”. Sedangkan sinar-X yang dipancarkan dari kulit luar L disebut sebagai “sinar-X L”. Pada penangkapan elektron, antara nuklida anak dan nuklida induk terdapat perbedaan energi sebesar < 1,022 MeV Perbedaan peluruhan dengan penangkapan elektron dan peluruhan beta (β) adalah semakin meningkat nomor atom maka kemungkinan terjadinya penangkapan elektron dari kulit luar yang berdekatan dengan inti akan semakin besar dan emisi sinar-X akan meningkat.5,8 Berikut contoh penangkapan elektron.



37



Gambar 8. Skema peluruhan Indium-111 (I111)8



6. PELURUHAN GAMMA Peluruhan gamma melibatkan emisi energi dari inti yang tidak stabil dalam bentuk radiasi elektromagnetik. Radiasi elektromagnetik



dapat



dikategorikan



berdasarkan



dari



frekuensi, gelombang dan besaran energinya. Energi radiasi elektromagnetik



atau



yang



disebut



sebagai



spektrum



elektromagnetik yang dipancarkan berturut-turut dari rendah ke tinggi diantaranya adalah gelombang radio, radiasi inframerah, sinar tampak, radiasi ultra-violet dan energi radiasi elektromagnetik yang paling tinggi adalah sinar-X dan sinar gamma. Perbedaan antara sinar-X dan sinar gamma bukan terletak pada komposisi materi namun darimana kedua radiasi tersebut berasal. Dimana sinar gamma merupakan pancaran radiasi yang berasal dari inti atom. Sedangkan sinar-X merupakan pancaran radiasi yang berasal dari bagian luar inti yang memiliki spektrum kontinyu, misalnya orbital elektron. 38



Sinar gamma yang digambarkan sebagai sebuah partikel disebut foton elektromagnetik. Foton gamma memiliki ciri khas tidak memiliki massa dan tidak bermuatan listrik. Selain itu sinar gamma dapat dicirikan melalui sifat radiasinya yaitu: a) Sinar gamma (γ) dipancarkan oleh inti atom tereksitasi (isomer) dengan panjang gelombang antara 0,005 Å – 0,5 Å. b) Daya ionisasi di dalam medium sangat kecil sehingga daya tembus partikel sangat besar dibandingkan partikel alfa (α), dan beta (β). c) Sinar gamma tidak dapat dibelokkan oleh medan listrik dan medan magnet karena sinar gamma tidak bermuatan listrik.9 Inti atom yang memancarkan radiasi gamma adalah inti atom yang mengalami peluruhan dari keadaan tereksitasi menuju keadaan dasar (ground state). Peluruhan gamma mengikuti peluruhan pada partikel alfa (α), dan beta (β). Peluruhan foton gamma dapat dituliskan sebagai berikut:



Berikut contoh atom yang mengalami peluruhan gamma5:



39



1) TRANSISI ISOMERIK Transisi isomerik adalah proses peluruhan dari keadaan tereksitasi (excited state) menuju keadaan dasar (ground state).8 Transisi isomerik merupakan salah satu bentuk dari peluruhan gamma selain konversi internal yang akan dijelaskan dibawah. Transisi isomerik juga dapat terjadi pada peluruhan beta-negatron (β-), peluruhan beta-positron (β+), dan penangkapan elektron. Inti yang berada dalam keadaan tereksitasi disebut sebagai keadaan isomerik. Sedangkan inti yang telah mengalami peluruhan (nuklida anak) berada pada keadaan dasar.5,8 Inti yang mengalami transisi isomerik dapat memiliki waktu paruh sepersekian detik sampai puluhan tahun. Pada transisi isomerik, kelebihan energi yang dimiliki oleh inti tereksitasi akan dipancarkan sebagai sinar gamma (γ).4 Pada proses ini, apabila kelebihan energi tidak dibawa oleh partikel yang dipancarkan maka nuklida anak tidak dapat mencapai keadaan dasar.5 Apabila keadaan isomerik memiliki waktu paruh panjang disebut sebagai keadaan metastabil dimana pada keadaan ini dapat diidentifikasi dan diukur dengan isntrumen yang tepat. Keadaan metastabil dilambangkan dengan “m”, misal terdapat pada Tc99m.



40



2) KONVERSI INTERNAL Konversi internal adalah keadaan dimana inti tereksitasi yang memancarkan sinar gamma memindahkan energi dari inti tereksitasi ke orbital elektron terutama pada kulit K. Apabila energi yang dipindahkan dari inti tereksitasi (energi konversi) ke orbital elektron lebih besar maka elektron pada kulit atom dapat dilepaskan dari orbitalnya dengan kecepatan tinggi. Elektron yang dilepaskan ini disebut sebagai elektron konversi. Elektron konversi memiliki energi kinetik yang sama dengan



, dimana Eγ adalah energi eksitasi



dan Eβ adalah energi pengikat elektron yang dilepaskan. Rasio elektron konversi (Ne) terhadap sinar gamma yang diamati disebut koefisien konversi dimana ¼ Ne = Ng. Dalam hal ini apabila semakin besar koefisien konversi, maka jumlah sinar gamma yang teramati semakin kecil. Konversi internal memiliki peluang terjadi lebih besar pada unsur dengan nomor atom tinggi dan transisi energi yang rendah. Ketika elektron dari kulit luar K dilepaskan dari atom maka pada kulit luar K terjadi kekosongan elektron. Oleh karena itu kekosongan elektron yang terjadi pada kulit luar K diisi oleh transisi elektron dari kulit atom yang memiliki energi potensial lebih tinggi misalnya dari kulit L, M, atau N. Perbedaan energi pada kulit luar atom dapat menimbulkan emisi sinar-X yang menjadi ciri khas dari nuklida anak. 41



Elektron konversi bersifat monoenergetik yang menyebabkan terjadinya emisi sinar-X. Hal ini dilakukan untuk mencapai energi potensial yang lebih rendah. C. SINAR-X DAN ELEKTRON AUGER 1.



HASIL FLUORESENSI Emisi partikel pada fenomena penangkapan elektron dan konversi internal dapat mengganggu orbital elektron pada kulit luar atom. Pada fenomena penangkapan elektron dan konversi internal menghasilkan emisi sinar-X akibat adanya perbedaan energi pada transisi elektron di kulit luar atom. Sinar-X ini dapat diukur menggunakan hasil fluoresensi. Hasil fluoresensi menyatakan peluang terjadinya emisi sinar-X yang disebabkan oleh transisi elektron pada kulit luar atom. Hasil fluoresensi dapat meningkat seiring dengan bertambahnya nomor atom. Hasil fluoresensi pada kulit K dapat dinyatakan dalam formula berikut:5



2.



PROSES AUGER Proses Auger mirip dengan konversi internal dan penangkapan elektron dimana emisi sinar-X menjadi ciri khas dari proses ini. Pada proses ini terjadi perpindahan energi dari elektron kulit luar yang semula ke kulit luar lain dan kemudian menghasilkan energi transisi yang dapat melepaskan elektron 42



dari atom. Elektron cepat yang dilepaskan dari atom disebut sebagai



elektron



Auger.



Elektron



Auger



bersifat



monoenergetik. Kekosongan yang terjadi pada kulit luar atom akibat proses Auger diisi oleh transisi elektron dari kulit luar yang memiliki energi potensial yang lebih tinggi. Tahapan ini diikuti oleh emisi sinar-X.8 Elektron Auger terutama diemisikan oleh unsur yang memiliki nomor atom rendah Sedangkan unsur yang memiliki nomor atom tinggi berpeluang untuk mengemisikan sinar-X. Energi elektron Auger adalah sama dengan perbedaan energi sinar-X dengan energi pengikat elektron dari kulit luar yang terlibat dalam proses Auger. 5



EX-ray adalah energi sinar-X yang akan dilepaskan jika energi tidak mencukupi untuk melepaskan elektron. Sehingga agar terjadi emisi elektron Auger, maka energi transisi harus lebih besar dari energi pengikatan elektron. Jika tidak maka emisi yang terjadi adalah emisi sinar-X.5 D.



NOMENKLATUR: BAGAN PELURUHAN5 Bagan



peluruhan



mekanisme peluruhan



bermanfaat



untuk



menggambarkan



suatu radioisotop. Bagan peluruhan



digambarkan dengan menggunakan garis lurus, garis panah dan garis tingkat energi yang menunjukkan jenis peluruhan yang terjadi.



43



Dalam bagan peluruhan juga ditunjukkan bahwa beberapa radioisotop dapat mengalami lebih dari satu jenis peluruhan dan kelimpahannya dalam setiap jenis peluruhan, termasuk energi peluruhan juga ditunjukkan secara skematis dalam bagan peluruhan yang dapat membantu dalam terapi dan scanning atau imaging. Berikut adalah contoh model bagan peluruhan yang umum digunakan dalam farmasi dan kedokteran nuklir.



Gambar 9. Bagan peluruhan radioisotop5



Berdasarkan skema di atas dapat dijelaskan bahwa apabila telah diketahui harga waktu paruh dan nomor massa untuk setiap radionuklida, maka akan dapat dengan mudah menggambarkan bagan peluruhan radionuklida yang bersangkutan. Pada umumnya, keadaan energi inti diplotkan dalam sumbu vertikal dan nomor atom dalam sumbu horizontal. Namun pada bagan di atas tidak ditampilkan. Pada bagan peluruhan di atas ditunjukkan waktu paruh dari nuklida induk dan nuklida anak. Terdapat panah yang mengarah ke bawah dan panah yang mengarah ke kanan pada arah bagan mewakili peluruhan beta-negatron (β-). Sedangkan panah yang mengarah ke bawah dan panah yang mengarah ke kiri pada arah 44



bagan menunjukkan peluruhan dengan proses penangkapan elektron, peluruhan beta-positron (β+), dan peluruhan alfa (α). Peluruhan gamma dalam bentuk transisi isomerik ditunjukkan dalam arah panah yang lurus ke bawah. Presentase dari setiap proses peluruhan juga ditunjukkan secara skematis pada bagan peluruhan. Nuklida anak hasil peluruhan apabila memiliki sifat tidak stabil maka dapat terjadi peluruhan polienergetik, yaitu proses peluruhan bertingkat.5,8 Berikut adalah contoh bagan peluruhan sederhana dari Hidrogen-3 (H3) menjadi Helium-3 (H3) dengan waktu paruh 12,312 tahun. Peluruhan terjadi melalui proses emisi beta-negatron (β-) dengan energi yang dipancarkan sebesar 0,01857 MeV.4 1H



3



2H



3



Gambar 10. Bagan peluruhan Hidrogen-3 (H3)4



Bagan peluruhan yang lebih rumit ditunjukkan oleh peluruhan Caesium-137 (Cs137).



45



Gambar 11. Bagan peluruhan Caesium-137 (Cs137)



Peluruhan Caesium-137 terjadi melalui dua proses peluruhan beta-negatron



(β-).



Pada



proses



pertama



Caesium-137



memancarkan 54 partikel beta-negatron (β-) (5,4%) per detik. Proses peluruhan ini memancarkan energi sebesar 1,174 MeV dan menghasilkan nuklida anak berupa Barium-137. Proses kedua terjadi disintegrasi lebih sering dimana Caesium137 memancarkan 94,6% partikel beta-negatron (β-) per detik. Energi yang dipancarkan pada proses kedua sebesar 0,5120 Mev menghasilkan nuklida anak tereksitasi yaitu Barium-137m. Oleh karena Barium-137m hasil proses peluruhan kedua berada dalam keadaan metastabil yang ditunjukkan dengan simbol “m”, maka Barium-137m meluruh melalui proses transisi isomerik yang memancarakan sinar gamma (γ) dan energi sebesar 0,6617 MeV.4 E. HUKUM RADIOAKTIVITAS Seperti yang telah dijelaskan di atas bahwa radionuklida yang tidak stabil akan mengalami peluruhan. Akan tetapi proses 46



peluruhan adalah proses yang acak dan spontan. Sehingga tidak dapat diprediksikan atom mana yang akan mengalami peluruhan terlebih dahulu. Pada setiap peluruhan atom hanya bisa diprediksikan jumlah rata-rata radionuklida yang meluruh (dN) selama periode waktu tertentu (dt). Jumlah ini dapat dinyatakan sebagai tingkat disintegrasi radionuklida.8



Simbol λ menyatakan konstanta peluruhan yang didefinisikan sebagai peluang kejadian disintegrasi per satuan waktu untuk atom radioaktif.



Gambar 12. Grafik hubungan aktivitas peluruhan radioaktif terhadap waktu8



Berdasarkan grafik di atas dapat diketahui bahwa tingkat disintegrasi radionuklida berbanding lurus dengan jumlah atom 47



radioaktif (N). dengan kata lain bahwa, semakin banyak jumlah atom radioaktif maka akan semakin banyak pula peluruhan yang terjadi. Semakin lama periode waktu yang digunakan untuk meluruh maka akan semakin banyak pula peluruhan yang terjadi. Tingkat



disintegrasi



sering



disebut



sebagai



aktivitas



radionuklida atau radioaktivitas (A).



Sehingga, dapat dijelaskan bahwa jumlah radioaktivitas sama memiliki tingkat disintegrasi yang sama yang berlaku untuk semua radionuklida. Sedangkan jumlah atom radioaktif berbeda dengan konstanta peluruhan untuk setiap radionuklida. Persamaan di atas dapat digunakan untuk menghitung jumlah atom atau massa total suatu radionuklida dengan menggunakan nomor Avogadro dimana 1 Å = 6,02 × 10-23 atom. Persamaan differensial untuk menyatakan laju jumlah atom terhadap waktu (-dN / dt) adalah sebagai berikut:



Dimana Nt dan N0 = jumlah atom radioaktif pada waktu t = t dan t = 0. Untuk menyatakan laju aktivitas radionuklida terhdap waktu maka digunakan persamaan yang tepat, sebagai berikut:



48



Dimana At dan Ao = aktivitas radionuklida pada waktu t = t dan t = 0.5,8 F. WAKTU PARUH Setiap radionuklida memiliki waktu paruh yang berbeda yang didefinisikan sebagai waktu yang dibutuhkan untuk mengurangi aktivitas awal radionuklida menjadi setengahnya. Waktu paruh dilambangkan dengan (t1/2).5 Penentuan waktu paruh suatu radionuklida dapat dilakukan pengukuran radioaktivitasnya pada interval waktu yang berbeda dan diplot pada kertas semi-logaritmik agar dapat menghasilkan garis lurus dan slope-nya adalah λ.54



Gambar 13. Grafik konstanta peluruhan radioaktif terhadap waktu paruh8



Persamaan yang digunakan untuk menentukan waktu paruh adalah sebagai berikut:



49



Berdasarkan definisi waktu paruh, maka untuk menentukan aktivitas daripada jumlah atom dapat digunakan persamaan:



Dimana n adalah jumlah waktu paruh peluruhan yang telah terjadi. Sehingga apabila dalam suatu atom telah terjadi satu kali waktu paruh peluruhan maka A0 / 2 dan A0 / 4 untuk atom yang telah terjadi dua kali waktu paruh peluruhan, dan seterusnya. Sedangkan t adalah waktu peluruhan dan t1/2 adalah waktu paruh radionuklida. Sebagai contoh, apabila bahan radioaktif memiliki waktu paruh 10 hari dan mengandung radioaktivitas sebesar 250 mCi. Maka dapat ditentukan radioaktivitas bahan setelah 23 hari adalah sebagai berikut:8



Setiap radionuklida selain memiliki waktu paruh juga memiliki umur rata-rata atau sering disebut waktu paruh rata-rata. Dimana setiap radionuklida memiliki karakteristik waktu paruh rata-rata yang berbeda-beda. Dalam satu waktu paruh rata-rata, 50



aktivitas suatu jenis radionuklida tertentu menurun menjadi 37% dari aktivitas awalnya. Umur



rata-rata



radionuklida



dapat



dinyatakan



dalam



persamaan berikut ini.



Sehingga, Umur rata-rata radionuklida berguna sebagai parameter untuk menghitung eksposur dan waktu yang dibutuhkan untuk mencapai jumlah aktivitas maksimal dalam dosimetri internal.8 G. UNIT RADIOAKTIF Satuan untuk radioaktivitas dinyatakan dalam Curie (Ci), untuk sistem satuan lama. Satuan Curie pada awalnya didefinisikan sebagai laju disintegrasi 1 gram Radium yang dianggap sama dengan 3,7 × 1010 disintegrasi per detik. Kemudian pada penemuan lebih lanjut menyatakan bahwa laju disintegrasi 1 gram Radium sedikit berbeda dari nilai ini. Namun definisi satuan 1 Curie tetap dipertahankan sebagai berikut: 1 Curie (Ci)



= 3,7 × 1010 disintegrasi per detik (dps) = 2,22 × 1012 disintegrasi per menit (dpm)



1 millicurie (mCi)



= 3,7 × 107 dps = 2,22 × 109 dpm



1 microcurie (µCi)



= 3,7 × 104 dps = 2,22 × 106 dpm9 51



Sedangkan



secara



standar



internasional



(SI)



satuan



radioaktivitas dinyatakan dalam Becquerel (Bq) sebagai sistem satuan baru. 1 Becquerel = 1 Bq = 1 disintegrasi per detik. Berikut ditunjukkan harga konversi dari sistem Curie ke Becquerel. 1 becquerel (Bq)



= 1 dps



= 2,7 × 10-11 Ci



1 kilobecquerel (kBq)



= 103 dps



= 2,7 × 10-8- Ci



1 megabecquerel (MBq)



= 106



= 2,7 × 10-5 Ci



1 gigabecquerel (GBq)



= 109



= 2,7 × 10-2 Ci



1 terabecquerel (TBq)



= 1012



= 27 Ci



Berdasarkan konversi ini maka dapat disimpulkan bahwa: 1 Ci



= 3,7 × 1010 Bq



= 37 GBq



1 mCi =3,7 × 107 Bq



= 37 MBq



1 µCi = 3,7 × 104 Bq



= 37 kBq



Kedua satuan tersebut di atas digunakan untuk menyatakan besaran laju disintegrasi atau aktivitas dan bukan laju pemancaran partikel beta (β), foton gamma (γ), atau partikel dan radiasi lain. Sehingga untuk dapat menentukan laju disintegrasi maka diperlukan bagan peluruhan. Sedangkan untuk menentukan laju aktivitas diperlukan efisiensi dari sistem deteksi yang digunakan.8 H. KESEIMBANGAN RADIOAKTIF8 Nuklida anak memiliki sifat radioaktif yang dapat segera meluruh setelah terbentuk. Hal ini dikarenakan nuklida anak terbentuk secara monoeksponensial dari peluruhan nuklida induk. Sehingga aktivitas nuklida anak berubah menjadi bioeksponensial 52



dimana aktivitas dapat meningkat sampai mencapai maksimal kemudian menurun dan laju aktivitas tergantung dari konstanta peluruhan. Sehingga apabila nuklida induk meluruh menjadi nuklida anak yang kemudian nuklida anak juga mengalami peluruhan, maka dapat digambarkan dalam persamaan statistik sebagai berikut:



Dimana λpNp adalah laju pembentukan nuklida anak dari peluruhan oleh nuklida induk dan λdNd adalah laju peluruhan nuklida anak. Jumlah nomor atom nuklida anak adalah Nd dan konstanta peluruhan nuklida anak adalah λd. Secara statistik, penggambaran aktivitas dari peluruhan nuklida induk menjadi nuklida anak yang kemudian juga meluruh adalah sebagai berikut:



Dimana Ap dan Ad adalah aktivitas nuklida induk dan nuklida anak. Tp dan Td adalah waktu paruh nuklida induk dan nuklida anak dan t adalah waktu peluruhan. Aktivitas nuklida anak Ad pada waktu t digambarkan dalam statistik sebagai berikut:



53



Apabila terdapat aktivitasn awal nuklida anak (Ad)0 maka dalam statistik formula di atas perlu ditambahkan



.



Sehingga persamaan berubah menjadi sebagai berikut:



1. KESEIMBANGAN SEMENTARA Keseimbangan sekuler terjadi apabila terjadi waktu paruh dari nuklida induk yang lebih panjang daripada nuklida anak, yaitu (t1/2)p 10 – 50 kali lebih panjang daripada (t1/2)d. Apabila λd lebih besar daripada λp maka waktu paruh nuklida anak (t1/2)d 10 – 50 kali lebih pendek daripada waktu paruh nuklida induk (t1/2)p. Dalam hal ini koefisien e-λdt dari nuklida anak dapat diabaikan yang dibandingkan dengan e-λpt apabila t terlalu panjang.



Berdasarkan persamaan di atas dapat diketahui bahwa aktivitas dari nuklida anak lebih besar dari nuklida induk. Pada mulanya aktivitas nuklida anak terbentuk dari peluruhan nuklida induk, kemudian meningkat mencapai maksimum yang diikuti dengan



keseimbangan dan meluruh dengan



waktu paruh nuklida induk. Berdasarkan persamaan diatas apabila nuklida induk meluruh 100% menjadi nuklida anak maka aktivitas nuklida anak dapat lebih besar daripada nuklida induk setelah mencapai keseimbangan.



54



Waktu untuk mencapai aktivitas maksimum dapat digambarkan dalam persamaan:



Nilai 1,44 dari persamaan di atas diperoleh dari τ (1/λ), yaitu waktu paruh rata-rata dari sekelompok atom. Salah satu contoh keseimbangan sementara yang khas adalah peluruhan Mo99 (t1/2 = 66 jam) menjadi Tc99m (t1/2 = 6,0 jam). Dimana 87% dari Mo99 meluruh menjadi Tc99m dan sekitar 14% menjadi Tc99. Dalam hal ini Tc99m aktivitasnya lebih kecil daripada aktivitas Mo99 pada waktu tertentu (t). Aktivitas Tc99m mencapai maksimum sekitar 23 jam yaitu sekitar 4 kali waktu paruh Tc99m yang kemudian diikuti dengan keseimbangan.8



Gambar 14. Keseimbangan sementara Mo99 dan Tc99m 8



55



2. KESEIMBANGAN SEKULER Keseimbangan sekuler terjadi apabila jumlah nuklida anak hasil peluruhan tetap. Hal ini terjadi dikarenakan laju peluruhan nuklida induk sama dengan laju peluruhan nuklida anak. Dimana waktu paruh nuklida induk (t1/2)p 100 kali lebih panjang daripada waktu paruh nuklida anak (t1/2)d. Sehingga konstanta peluruhan nuklida anak λd lebih besar daripada λp konstanta peluruhan nuklida induk. Dalam hal ini λp dapat diabaikan dan persamaan menjadi sebagai berikut:



Salah satu contoh nuklida khas yang mengalami keseimbangan sekuler adalah Sn113 (t1/2 = 117hari) meluruh menjadi In113m (t1/2 = 100 menit). Aktivitas nuklida induk (Sn113) sama dengan aktivitas nuklida anak (In113m) dan keduanya meluruh dengan waktu paruh yang sama dengan Sn113.8



Gambar 15. Kesimbangan sekuler (Sumber: Dash, A., dan Chakravarty, R., 2014, Pivotal Role of Separation Chemistry in The Development of Radionuclide Generators to Meet Clinical Demands, Royal Society of Chemistry)



56



Bab III. EMISI PELURUHAN RADIOAKTIV DAN INTERAKSI DENGAN MATERI A. INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI Radiasi pengion memindahkan seluruh atau sebagian energi ke medium yang melewatinya melalui interaksi antara keduanya. Jenis interaksi yang terjadi berupa eksitasi atau ionisasi atom atau molekul dari materi dengan partikel bermuatan listrik atau radiasi elektromagnetik, yaitu sinar-X dan sinar gamma.5 Radiasi elektromagnetik bergerak dengan kecepatan cahaya pada panjang gelombang yang berbeda dan energi yang berbeda pula. Suatu radiasi elektromagnetik dapat mengionisasi apabila energinya lebih dari 124 eV.8 Suatu radiasi pengion ketika melewati materi dapat secara langsung maupun tidak langsung mengionisasi atom atau molekul dari materi. Partikel bermuatan listrik seperti partikel alfa (α), partikel beta-positron (β+), dan partikel beta-negatron (β-), dapat secara langsung mengionisasi atom atau molekul dari materi. Sedangkan radiasi elektromagnetik tidak secara langsung dapat mengionisasi materi. 1. INTERAKSI



PARTIKEL



BERMUATAN



LISTRIK



DENGAN MATERI Partikel bermuatan listrik diantaranya adalah partikel alfa (α), partikel beta-positron (β+), dan partikel beta-negatron (β-). Energi partikel alfa (α) dan partikel beta (β) yang melalui suatu materi akan berkurang karena interaksi dengan elektron orbit



57



dari atom suatu materi. Kekurangan energi ini disebut sebagai collision losses (kehilangan tumbukan). Interaksi antara partikel bermuatan listrik dengan materi juga dapat menyebabkan perlambatan kecepatan elektron yang mendekati inti sehingga dapat menghasilkan energi dalam bentuk radiasi elektromagnetik. Peristiwa ini disebut sebagai radiasi Bremsstrahlung.3 Bremsstrahlung berarti pengereman radiasi. Radiasi ini terjadi pada partikel beta-negatron (β-) ketika melewati suatu inti yang bermuatan positif. Partikel beta-negatron (β-) akan tertarik dan kecepatannya dipercepat oleh medan gaya inti. Hasilnya kelebihan energi akan dipancarkan sebagai radiasi elektromagnetik berupa emisi sinar gamma. Interaksi in lebih mungkin terjadi pada unsur dengan nomor atom tinggi karena memiliki jumlah proton yang banyak dan energi beta yang lebih tinggi. Unsur dengan nomor atom tinggi ini dapat menarik partikel beta-negatron (β-) dan menyebabkan radiasi Bremsstrahlung.9 Interaksi partikel bermuatan listrik lain terjadi pada partikel alfa (α). Partikel alfa (α) memiliki muatan listrik ganda dimana dapat dengan mudah menggunakan daya tarik elektrostatiknya yang cukup besar pada orbital elektron di luar atom yang mendekati partikel ini. Interaksi ini menghasilkan elektron



yang



tertarik



keluar



dari



orbital



atom



dan



menghasilkan ion-ion bermuatan positif (ionisasi). Sementara elektron bergabung dengan partikel alfa (α) maka terbentuk muatan 1+. Perstiwa ini disebut sebagai pembentukan ionpasangan. Partikel alfa (α) memiliki lebih banyak energi yang 58



cukup untuk terus membuat ion pasangan melalui reaksi ionisasi sekunder sampai energinya habis. Reaksi ionisasi primer dan ionisasi sekunder dapat memicu terjadinya reaksi berantai dari partikel alfa (α).3,8 Interaksi partikel alfa (α) yang kedua adalah secara eksitasi dimana interaksi ini lebih jarang terjadi daripada ionisasi. Interaksi terjadi apabila partikel alfa (α) bertumbukan dengan elektron luar suatu atom sehingga menyebabkan elektron tersebut berpindah ke kulit luar atom yang memiliki tingkat energi yang lebih tinggi. Kemudian apabila elektron tersebut kembali ke orbital semula maka akan memancarkan kelebihan energi. Oleh karena energi partikel alfa (α) yang dibutuhkan untuk mengatasi energi pengikat elektronik hanya sedikit sehingga tidak dapat menarik keluar elektron dari atom target. Partikel alfa (α) memiliki massa yang cukup besar sehingga partikel ini mengalami tumbukan dengan materi dalam garis lurus. Emisi partikel alfa (α) memiliki kisaran terpendek daripada partikel lain sehingga hanya dibutuhkan jarak yang pendek untuk terhindar dari paparannya. Kisaran emisi yang pendek ini menyebabkan partikel alfa (α) sulit dideteksi sehingga partikel ini lebih banyak digunakan dalam aplikasi imaging atau scanning.8,3 2. INTERAKSI RADIASI ELEKTROMAGNETIK DENGAN MATERI3 Ketika seberkas sinar-X atau sinar gamma melewati materi,



sejumlah



foton



akan



terserap,



sebagian



akan 59



dihamburkan dan sisanya akan melewati materi tersebut dalam energi dan arah transmisi. Energi yang ditransmisikan ketika melewati materi akan menghasilkan interaksi berupa eksitasi atau ionisasi dari atom atau molekul dari materi dan menghasilkan panas. Interaksi antara radiasi elektromagnetik dengan materi dapat disimpulkan sebagai berikut: 1) Apabila materi memiliki ketebalan yang tinggi maka interaksi yang terjadi akan semakin besar 2) Apabila jumlah atom dari materi semakin besar maka interaksi yang terjadi semakin besar pula 3) Seiring



dengan



meningkatnya



energi



radiasi



elektromagnetik, interaksi yang dihasilkan oleh materi yang tebal akan berkurang3 Teori



kuantum



menyatakan



bahwa



radiasi



elektromagnetik dianggap sebagai sekumpulan energi yang disebut foton. Energi foton pada radiasi elektromagnetik dinyatakan dalam persamaan Planck, sebagai berikut:



Dimana E adalah energi foton radiasi elektromagnetik, h adalah konstanta Planck, v adalah frekuensi foton dan c adalah kecepatan gelombang. Berdasarkan persamaan maka dapat diketahui bahwa energi foton berhubungan langsung dengan frekuensi dan berbanding terbalik dengan panjang gelombang (λ). Kecepatan gelombang diperoleh dari produk frekuensi dengan panjang gelombang, c = λ.v.



60



Koefisien interaksi linier (µ) didefinisikan sebagai pengurangan fraksi sinar per satuan unit ketebalan yang ditentukan dari lapisan tipis materi penyerap. Satuan dari koefisien interaksi linier (µ) adalah cm.8,6



Proses dimana foton elektromagnetik diserap dalam materi bergantung pada energi dan jumlah atom dari bahan penyerap.3 B. MEKANISME INTERAKSI SINAR GAMMA Sinar gamma (γ) memiliki beberapa jenis model interaksi dengan materi terutama yang penting dan umum digunakan dalam kedokteran nuklir diantaranya adalah yang akan dijelaskan dibawah ini. 1. EFEK FOTOLISTRIK Efek fotolistrik terjadi ketika sinar gamma bertumbukan dengan elektron ikatan pada kulit dalam atom, misalnya pada kulit K. Tumbukan ini menyebabkan terjadinya perpindahan energi dari sinar gamma ke elektron ikatan pada kulit dalam atom. Sehingga elektron ikatan tersebut memiliki energi dengan besaran sama dengan energi sinar gamma. Hal ini kemudian dapat menyebabkan elektron ikatan ditendang keluar dari orbitalnya. Elektron ini disebut photoelectron.3,8



61



Proses di atas dapat digambarkan dalam persamaan statistik sebagai berikut: Energi Kinetik (elektron) = hν – E b Dimana hv adalah energi foton, E b adalah energi pengikat elektron. Pada proses ini elektron ikatan pada kulit dalam dilepaskan maka dapat menyebabkan kekosongan pada kulit dalam atom sehingga elektron dari kulit luar lain bergerak untuk mengisi kekosongan tersebut. Oleh karena elektron pada kulit luar memiliki energi yang lebih tinggi daripada elektron pada kulit dalam maka perbedaan energi dilepaskan sebagai sinar-X. Sinar-X yang dipancarkan menyatakan karakteristik dari setiap kulit luar atom seperti sinar-X “L”, sinar-X “M”, dan sinar-X “N”.8,5



Gambar 16. Skema efek foto-listrik6



Efek fotolistrik merupakan mekanisme transfer energi yang umumnya terjadi pada sinar-X dan foton gamma (γ) dengan energi kurang dari 50 KeV dalam jaringan biologis. 62



Peluang terjadinya efek fotolistrik semakin tinggi apabila sinar gamma memiliki besaran energi yang lebih tinggi daripada elektron ikatan.5 2. EFEK COMPTON Efek Compton terjadi ketika sebuah sinar gamma (γ) atau sinar-X berinteraksi dengan elektron bebas pada kulit terluar atom dari materi yang bertumbukan dengan sinar gamma (γ) atau sinar-X tersebut. Hasil dari interaksi ini berupa energi foton gamma (γ) sebagian dipindahkan ke elektron bebas pada kulit terluar menyebabkan elektron tersebut ditendang keluar dari atom materi dan sebagian energi foton gamma dihamburkan dengan arah yang berbeda. 4,5



Gambar 17. Skema efek Compton (A) Energi maksimal dipindahkan ke orbital elektron dengan sudut hamburan ke belakang 180° (B) Energi minimal dipindahkan dengan sudut 90° (C) Formasi elektron recoil5



63



Pada energi rendah, hanya sebagian kecil energi foton yang dipindahkan ke elektron Compton. Sedangkan energi yang dihamburkan dalam arah sudut θ. Berdasarkan hukum kekekalan



momentum



dan



energi,



energi



foton



yang



dihamburkan dapat dinyatakan dalam persamaan sebagai berikut:



Dimana



dan



adalah energi dalam besaran MeV dari



foton yang dihamburkan. Energi foton yang dihamburkan bervariasi yaitu pada tumbukan maksimum dihamburkan dengan sudut 00 ke depan dan pada tumbukan minimum dihamburkan dengan sudut 1800 ke belakang.5 Sedangkan pada elektron Compton energi yang dihamburkan pada tumbukan maksimum ke arah belakang dan pada tumbukan minimum ke arah depan. Pada keadaan energi elektron Compton dan foton gamma yang tinggi akan dihamburkan ke arah depan.3,5 Peluang terjadinya efek Compton tergantung dari jumlah elektron bukan nomor atom. Semua unsur memiliki jumlah elektron an kerapatan elektron yang hampir sama per gram kecuali unsur Hidrogen.8 3. EFEK PRODUKSI PASANGAN Efek produksi pasangan terjadi apabila suatu foton gamma bertumbukan dengan inti menghasilkan pasangan partikel baru yang terdiri dari partikel beta-positron (β+), dan elektron. Energi foton gamma akan menghilang ketika terjadi



64



interaksi karena dipindahkan ke partikel beta-positron dan elektron yang terbentuk. Partikel beta-positron yang terbentuk bersifat tidak stabil, sehingga setelah partikel ini kehabisan energi akan bergabung dengan elektron dan menghasilkan dua (2) foton gamma dengan arah berlawanan. Energi dari masing-masing foton gamma baru adalah 0,511 MeV. Fenomena yang terjadi ini disebut sebagai anihilasi.4,3,8 Proses produksi partikel pasangan terjadi pada materi dengan nomor atom (Z) tinggi dan energi foton gamma yang dibutuhkan adalah ≥ 1,022 MeV untuk kemudian dapat menyebabkan ionisasi atom lain.8



Gambar 18. Skema efek produksi pasangan6 4. FOTODISINTEGRASI Apabila energi foton gamma (γ) sangat tinggi (> 10 MeV) maka foton dapat berinteraksi dengan inti atom penyerap dan memindahkan energinya ke inti dan memancarkan satu atau lebih nukleon. Peristiwa ini disebut proses fotodisintegrasi 65



yang menghasilkan nuklida baru. Reaksi ini (γ, n) terhadap target C12 dan C14 telah



digunakan untuk menghasilkan



nuklida baru seperti C11 dan N13 akan tetapi sekarang reaksi ini telah jarang digunakan untuk menghasilkan radionuklida baru.5,3 C. INTERAKSI NEUTRON DENGAN MATERI Neutron adalah partikel tidak bermuatan listrik sehingga interaksinya dengan materi tidak menyebabkan ionisasi secara langsung. Interaksi neutron terjadi dengan inti atom penyerap dan sedikit berinteraksi dengan elektron orbital. Interaksi neutron berlangsung dalam tiga mekanisme yaitu: 1.



HAMBURAN ELASTIK Pada hamburan elastik jumlah energi kinetik neutron dengan inti sebelum tumbukan adalah sama dengan jumlah energi kinetik neutron dan inti setelah tumbukan. Pada interkasi ini terjadi perpindahan energi kinetik dari neutron ke inti dimana kemudian neutron dipancarkan kembali dengan energi kinetik yang lebih kecil. Peristiwa hamburan elastik ini terjadi pada materi dengan unsur-unsur yang ringan.6



2.



HAMBURAN TIDAK ELASTIK Hamburan tidak elastik terjadi apabila energi awal neutron yang dipindahkan ke inti atom digunakan oleh inti atom untuk bereksitasi dan memancarkan sinar gamma (γ).



66



Peristiwa ini umumnya terjadi pada unsur-unsur dengan nomor atom tinggi.6 3.



PENANGKAPAN NEUTRON Pada peristiwa penangkapan neutron terjadi penangkapan neutron oleh inti atom penyerap dan nuklida baru yang terbentuk setelah inti mengalami keadaan tereksitasi. Nuklida baru kemudian melepaskan partikel lain atau foton gamma. Peristiwa ini tergantung pada energi yang terkumpul, partikel, proton, neutron dan sinar gamma yang dipancarkan dari inti yang tereksitasi.3,6



D. DETEKTOR DAN PENGUKURAN RADIASI Detektor radiasi adalah instrumen atau alat untuk mengenali keberadaan dan mengukur kuantitas suatu radiasi. Prinsip kerja detektor berdasarkan interaksi radiasi dengan materi dimana respons alat sebanding dengan efek radiasi atau sebanding dengan sifat radiasi yang diukur. Pada proses deteksi radiasi, mekanisme ionisasi



lebih



diinginkan



karena



mekanisme



ini



dapat



menghasilkan sinyal listrik. Sinyal listrik ini kemudian diukur sebagai keberadaan suatu radiasi. 1. JENIS DETEKTOR Detektor radiasi dibedakan berdasarkan jenis material dan prinsip kerjanya. Berdasarkan prinsip kerjanya, detektor radiasi dibedakan menjadi detektor untuk mengukur aktivitas dan detektor untuk mengukur energi dan aktivitas. Secara teori, semua detektor radiasi dapat digunakan untuk mengukur 67



energi kecuali detektor Geiger Müller (GM) yang hanya mampu mengukur aktivitas radiasi saja.10,8 Berdasarkan



jenis



materialnya



detektor



dibedakan



menjadi: 1) DETEKTOR ISIAN GAS Detektor isian gas prinsip kerjanya berdasarkan ionisasi molekul gas oleh suatu radiasi yang diikuti oleh pengumpulan pasangan ion sebagai muatan atau arus yang dialirkan pada tegangan dua elektroda. Jumlah muatan sebanding dengan tegangan elektroda, dan jumlah dan energi radiasi dan tergantung dari jenis dan tekanan gas.8,10 Gas yang digunakan untuk detektor biasanya merupakan gas inert seperti Argon dan Xenon. Hal ini karena agar reaksi kimia tidak terjadi di dalam gas yaitu ionisasi karena dapat mengubah karakteristik detektor isian gas ini.Sebuah sinar radiasi pengion yang melewati gas dapat menyebabkan ionisasi molekul gas sehingga terbentuk pasangan ion yaitu ion positif dan elektron yang tergantung pada jenis dan tekanan gas. Apabila arus dipasang pada dua elektroda maka elektron negatif akan bergerak ke arah anoda dan ion positif akan bergerak ke arah katoda, sehingga menghasilkan arus yang dapat diukur pada meteran.10 Pada detektor isian gas terdapat sebuah ruangan berbentuk silinder yang berisi gas. Hal ini dilakukan



68



karena bentuk silinder memiliki efisiensi lebih baik daripada susunan elektroda paralel.



Gambar 19. Detektor isian gas19



Pada bagian tengah silinder dilalui oleh kawat melintang tipis sebagai elektroda positif dan elektroda negatif adalah dinding silinder. Proses kerja yang terjadi pada detektor adalah ketika sinar gamma (γ) masuk ke dalam detektor maka akan terbentuk pasangan ion di dalam gas dimana ion positif akan menuju dinding luar silinder (elektroda negatif) dan elektron akan menuju kawat pusat (elektroda positif). Elektron yang menuju kawat pusat mengalir melalui resistor dan elektron inilah yang merupakan arus listrik sebagai akibat dari Hukum Ohm, yaitu tegangan yang dihasilkan dari arus yang melintasi resistor. Tegangan ini diperkuat oleh amplifier.19 Pada bagan dibawah ini menggambarkan pengaruh arus yang dihasilkan pada tegangan DC dimana arus yang semakin tinggi maka tegangan DC yang dihasilkan juga semakin tinggi.



69



Gambar 20. Pengaruh tegangan DC terhadap tegangan arus4



Terdapat lima daerah seperti yang ditunjukkan seperti pada bagan, diantaranya adalah: a)



Daerah A Apabila



tegangan



DC



rendah



maka



terjadi



peningkatan rekombinasi ion positif dan elektron yang mengakibatkan tidak semua pasangan ion dikumpulkan sehingga arus tegangan menjadi rendah. Apabila tegangan DC meningkat maka arus tegangan



juga



meningkat



seiring



dengan



berkurangnya kejadian rekombinasi ion positif dan elektron. b)



Daerah B Tegangan DC pada daerah B relatif tinggi sehingga jumlah rekombinasi ion positif dengan elektron dapat diabaikan. Pada daerah ini bekerja sebuah sistem



detektor



Kamar



Ionisasi



(Ionization



Chamber). 70



c)



Daerah C Tegangan DC pada daerah C cukup tinggi sehingga elektron yang mendekati kawat pusat (elektroda positif) dapat mencapai energi yang cukup untuk menghasilkan pasangan ion baru dari tumbukan dengan elektron atom gas. Pada peristiwa ini jumlah elektron meningkat sehingga muatan listrik yang melewati resistor dapat mencapai seribu kali lebih besar dari muatan awal. Pada daerah ini bekerja sistem detektor Counter Proportional.



d)



Daerah D Tegangan DC pada daerah D sangat tinggi sehingga partikel pengion minimal pun dapat menghasilkan arus tegangan yang sangat besar. Reaksi ionisasi awal yang dihasilkan oleh radiasi pengion dapat memicu kerusakan gas ketika jatuhan elektron bergerak dan menyebar ke arah sepanjang kawat pusat. Daerah ini disebut sebagai daerah GeigerMüller dimana detektor Geiger-Müller bekerja.



e)



Daerah E Daerah E merupakan daerah dimana gas dapat rusak sepenuhnya dan tidak dapat digunakan untuk mendeteksi suatu radiasi karena tegangan DC yang terlampau tinggi.4



2) DETEKTOR KILAU (SCINTILLATIONS DETECTOR) Scintilation adalah kilatan cahaya singkat yang dihasilkan dari bahan tertentu yang bersifat menyerap 71



radiasi. Seperti bahan fluorescense, fluor atau fosfor. Detektor kilau adalah detektor yang memanfaatkan kilatan cahaya untuk mengukur dan menghitung adanya radiasi



pengion



menggunakan



beberapa



bentuk



fotodetektor. Detektor kilau ini akan memancarkan kilatan cahaya setelah menyerap radiasi dari sinar gamma (γ) dan sinarX. Oleh karena efisiensi pendeteksian sinar gamma (γ) dan sinar-X pada detektor isian gas sangat rendah karena radiasi yang bergerak melalui gas memiliki densitas rendah dan sedikit interaksi sehingga digunakan detektor kilau ini dengan densitas yang tinggi.8,10



Gambar 21. Detektor kilau gamma: kristal natrium iodida diaktifkan dengan thallium, NaI(TI). Kristal tersebut akan berpasangan menuju tabung fotomultiplier19



72



Prinsip kerja dari detektor ini adalah interaksi radiasi dari sinar gamma (γ) dan sinar-X melalui mekanisme efek fotoelektrik, Compton dan pembentukan ion pasangan, dimana molekul di dalam detektor akan mengalami ionisasi atau eksitasi. Pada keadaan tereksitasi yaitu berada pada energi yang tinggi maka unsur dapat kembali ke keadaan dasar dengan memancarkan foton. Waktu yang digunakan untuk mencapai keadaan dasar disebut sebagai waktu peluruhan kilau.8,20 Foton yang dihasilkan diubah menjadi arus listrik dengan menggunakan tabung fotomultiplier (PM). Arus listrik yang muncul diperkuat oleh amplifier dan dianalisis oleh penganalisis tinggi arus (PHA) dan dipilih sesuai ukurannya kemudian dicacah.10 3) DETEKTOR KILAU CAIR Detektor kilau cair memiliki aplikasi yang sangat khusus yang biasanya digunakan untuk mengukur radiasi partikel beta dari sampel lingkungan dengan aktivitas sangat rendah. Radionuklida pemancar partikel beta dapat dideteksi dan dihitung dengan menggunakan teknik kilau cairan dimana sampel radioaktif dilarutkan ke dalam bahan yang bersifat fluorescence. Botol vial yang terdiri dari sampel cairan scintilasi dan sampel radioaktif ditempatkan di antara dua tabung fotomultiplier (PM) yang saling berhubungan. Pada setiap tabung fotomultiplier akan menerima foton yang dipancarkan oleh interaksi antara 73



radiasi partikel beta dengan partikel dari senyawa scintilasi dan mengubahnya menjadi arus listrik yang kemudian diperkuat oleh amplifier. Arus listrik yang berasal dari kedua tabung fotomultiplier dialirkan untuk kemudian dianalisis oleh penganalisis tinggi arus (PHA) dan kemudian diukur jumlahnya.10 Pada detektor kilau cair, peristiwa pemadaman merupakan masalah yang disebabkan oleh gangguan produksi dan transmisi cahaya yang dapat mengurangi efisiensi deteksi dari sistem detektor. Pemadaman dapat terjadi akibat beberapa hal berikut, diantaranya: a)



Jenis zat kimia, merupakan akibat dari gangguan transfer energi oleh zat pada sampel atau bahan pengganggu lain misalnya O2 yang terlarut.



b)



Jenis warna, merupakan akibat dari penyerapan foton oleh zat berwarna seperti Haemoglobin (Hb) sebelum mengalir ke tabung fotomultiplier (PM).



c)



Jenis



pengenceran,



merupakan



hasil



dari



pengenceran yang relatif besar dari campuran senyawa scintilasi sehingga mengakibatkan banyak foton yang diserap oleh sampel yang diencerkan. d)



Jenis optik, merupakan akibat dari penyerapan cahaya dengan botol sampel yang kotor oleh embun atau sidik jari. Pemadaman harus dikoreksi agar mendapatkan



perhitungan sampel yang akurat. Metode yang digunakan diantaranya adalah dengan metode standar internal, metode rasio saluran dan metode standar eksternal. 74



Gambar 22. Spektrometer sinar gamma. Komponen utama; detektor; preamplifier (PA); high-voltage power supply (HV); amplifier (AMP); coarse gain (C); fine gain (F); pulse height analysis (PHA); scaler (S); timer (T)19



Detektor



kilau



cair



dapat



digunakan



untuk



menghitung sampel sebanyak 500 sampel dan terdapat penganalisis tinggi arus (PHA) sebanyak



satu sampai



lima, sehingga dapat digunakan untuk menghitung energi dari partikel beta yang berbeda secara bersamaan.10,19 4) DETEKTOR KILAU PADAT Detektor kilau padat terdiri dari dua kategori yaitu penghitung kilau padat (solid scintillator) dan detektor semikonduktor (semiconductor detector). Prinsip kerja detektor kilau padat identik dengan detektor



kilau



cair,



dimana



energi



radiasi



yang



dipancarkan digunakan untuk mengukur energi dan aktivitas radiasi. Detektor kilau padat hanya mampu mendeteksi radiasi sinar gamma karena pada detektor ini radiasi partikel alfa (α) dan beta (β) dapat terabsorbsi oleh bahan 75



scintilasi



padat



sehingga



radiasinya



tidak



mampu



menembus bahan kontainer scintilasi ini, akibatnya pengukuran tidak dapat dilakukan. Selain itu pada detektor kilau padat antara bahan scintilasi dengan sumber radiasi terpisah sehingga bahan scintilasi tidak terkontaminasi dengan zat radioaktif. Detektor



yang



biasanya



digunakan



untuk



menghitung energi radiasi sinar gamma (γ) adalah NaI(TI). Detektor NaI(TI) memiliki berbagai macam ukuran antara 3,8 cm – 50 cm dengan ketebalan 0,63 cm – 23 cm. Pada alat pendeteksi tiroid digunakan kristal dengan ukuran yang lebih kecil dan lebih tebal. Sedangkan pada penangkap kilau digunakan kristal dengan ukuran lebih besar dan lebih tipis.8



Gambar 23.



(A) Spektrum ideal sinar gamma berupa garis (B) Spektrum aktual sinar gamma menunjukkan adanya pelebaran puncak karena fluktuasi arus.10



Pada detektor NaI(TI) arus listrik dihasilkan oleh tabung fotomultiplier (PM) setelah terjadi penyerapan 76



radiasi sinar gamma. Interaksi terjadi antara sinar gamma dengan detektor NaI(TI) melalui mekanisme fotoelektrik, Compton dan produksi ion pasangan. Oleh karena terdapat berbagai radiasi yang tersebar di luar detektor yang dapat berinteraksi dengan detektor maka dapat terjadi pelebaran pada puncak spektrum sinar gamma akibat fluktuasi arus yang tertangkap oleh tabung fotomultiplier (PM). Jenis detektor kilau padat lain yaitu detektor semikonduktor yang merupakan detektor dengan kinerja paling tinggi dan membutuhkan metode kerja yang rumit dibandingkan detektor lain. Detektor



semikonduktor



terbuat



dari



bahan



Germanium atau Silikon yang diperkuat dengan Lithium menjadi detektor Ge(Li) atau Si(Li). Detektor Germanium Kemurnian Tinggi (HPGe) telah banyak digunakan terutama digunakan untuk mendeteksi sinar gamma energi tinggi, partikel radiasi dan deteksi suatu radiasi berenergi rendah. Prinsip kerja detektor ini adalah dengan melibatkan ionisasi atom semikonduktor seperti pada detektor gas. Ionisasi radiasi yang dihasilkan di dalam detektor kemudian dikumpulkan dan diubah menjadi tegangan arus yang melalui sebuah resistor. Arus yang dihasilkan kemudian diperkuat oleh amplifier dan dihitung. Jumlah arus sebanding dengan energi radiasi yang diserap oleh detektor namun tidak tergantung pada jenis radiasi.



77



Detektor semikonduktor bekerja pada suhu rendah dimana digunakan nitrogen cair dengan suhu -1960C atau 770K. Keuntungan menggunakan detektor pada suhu rendah adalah berkurangnya gangguan termal yang terjadi pada pengoperasian suhu kamar yang menyebabkan sampel sulit dideteksi. Namun penggunaan nitrogen cair juga memiliki kelemahan dimana nitrogen cair ini dapat menguap sehingga diperlukan pengisian secara berkala. Detektor HPGe dapat disimpan pada suhu kamar dan apabila saat digunakan didinginkan untuk menghemat penggunaan nitrogen



cair. Detektor semikonduktor



berguna untuk membedakan energi foton karena memiliki resolusi energi yang tinggi terutama untuk mendeteksi kontaminasi radionuklida.17 2. EFISIENSI PENCACAHAN Satuan yang menyatakan ukuran radiasi adalah cps (counting per second) atau cpm (counting per minute). Satuan ukuran radiasi tidak dinyatakan dalam Ci, Bq atau dps karena adanya efisiensi pencacahan. Hubungan yang menyatakan antara aktivitas (A) dengan laju pencacahan (C) dapat digambarkan dalam statistik sebagai berikut:



Dimana dapat diketahui bahwa hasil pencacahan tidak langsung menunjukkan aktivitas suatu radiasi namun tetap harus dikoreksi dengan faktor efisiensi pencacahan (ƞ).



78



1) FAKTOR GEOMETRI Faktor geometri (fG) berhubungan dengan bentuk sumber radiasi, luas permukaan detektor dan jarak sumber radiasi ke detektor. Hubungan ini dapat dinyatakan ke dalam statistik sebagai berikut:



Dimana detektor memiliki diameter sebesar 2r dengan jarak jarak sumber radiasi ke detektor adalah a.



Gambar 24. Efisiensi geometri10



Berdasarkan gambar (A) dapat dijelaskan bahwa detektor D yang terletak pada jarak R dari sumber radiasi yang berupa titik memiliki efisiensi geometri (fG) empat 79



kali lebih besar daripada efisiensi geometri (fG) apabila detektor diletakkan pada jarak 2R dari sumber radiasi. Gambar (B) menjelaskan bahwa apabila sumber radiasi dan detektor saling berdekatan maka efisiensi geometri (fG) bernilai sekitar 50%. Gambar (C) menjelaskan bahwa apabila sumber radiasi berada di dalam detektor maka efisiensi geometri (fG) mendekati 100%.8,3 2) FAKTOR ABSORBSI DINI Kejadian absorbsi dini dapat mengurangi laju cacah nyata dari sumber radiasi karena dapat menyebabkan radiasi diserap oleh sumber radiasi sendiri sebelum mencapai detektor. Faktor absorbsi dini berlaku pada sumber yang tebal atau bernilai LET (Linear Energy Transfer) tinggi sebagai contoh adalah radiasi alfa (α). Sedangkan faktor absorbsi dini untuk radiasi beta dan sinar gamma dapat dihitung menggunakan statistik berikut:



Dimana µS adalah koefisien pelemahan sumber radiasi dan t adalah ketebalan sumber radiasi. 3) FAKTOR HAMBURAN BALIK Proses pengukuran radiasi dipengaruhi oleh bentuk cacah latar dan hamburan balik (fB) yang berasal dari lingkungan di sekitar detektor.



80



4) FAKTOR ABSORPSI JENDELA DETEKTOR Idealnya jendela detektor memiliki sifat transparan terhadap radiasi yang diukur sehingga interaksi antara jendela detektor dengan suatu radiasi tidak terjadi. Namun aktualnya jendela detektor masih dapat menyerap radiasi. Faktor absorpsi jendela detektor (fA) dinyatakan dengan statistik sebagai berikut:



Dimana µW adalah koefisien penipisan jendela detektor dan tW adalah tebal jendela detektor. 5) EFISIENSI INTRINSIK DETEKTOR Efisiensi intrinsik detektor (ɛi) adalah perbandingan jumlah radiasi yang diserap oleh detektor terhadap radiasi yang sampai ke detektor. Efisiensi intrinsik dipengaruhi oleh jenis material detektor, faktor geometri detektor, jenis radiasi dan energi radiasi.



Dimana µd adalah koefisien pengurangan material detektor dan td adalah ketebalan material detektor. Sebagai contoh adalah efisiensi intrinsik pada detektor NaI(TI) yang ditunjukkan pada gambar di bawah ini. Nilai ɛi mendekati 1 apabila radiasi sinar gamma memiliki energi rendah dan detektor memiliki ketebalan yang tinggi. Sedangkan nilai ɛi mendekati 0 apabila radiasi sinar gamma berenergi tinggi dengan detektor yang lebih 81



tipis. Kondisi ini berlaku pada semua detektor kilau padat.3,8



Gambar 25. Efisiensi intrinsik detektor NaI(TI)10



6) FRAKSI PUNCAK FOTOLISTRIK (fP) Fraksi puncak fotolistrik menunjukkan fraksi cacah yang terukur pada puncak energi tertentu. Hal ini diperlukan karena pada saat mengukur energi suatu radioisotop terdapat kemungkinan cacah yang terukur pada puncak energi tertentu tidak menggambarkan cacah yang sebenarnya. Nilai fP tergantung dari jenis material detektor, efisiensi geometri detektor dan energi radiasi. Namun nilai fP



ini



terutama



ditentukan



oleh



pengaturan



pada



penganalisis tinggi arus (PHA). Dimana nilai fP akan meningkat seiring dengan meningkatnya lebar jendela PHA. 10 82



Gambar 26. Fotofraksi NaI(TI)



3. CACAH LATAR Cacah latar adalah suatu ralat sistemik untuk setiap pengukuran radiasi. Cacah latar ini berlaku untuk setiap detektor radiasi meskipun tidak terdapat sumber radiasi apapun di dalam detektor. Hal ini menunjukkan bahwa pada sebuah lingkungan terdapat radiasi latar (background radiation) yang memiliki radioaktivitas sendiri. Pada setiap pengukuran radiasi diperlukan faktor koreksi berupa cacah latar ini. Hal ini dilakukan karena instrumen pendeteksi radiasi juga dapat menghasilkan arus yang disebut sebagai gangguan (noise).



Dimana Ns adalah cacah sumber radiasi yang terbaca oleh detektor, Nb adalah cacah latar, t adalah waktu pencacahan sumber radiasi dan detektor yang sama dan Nnet adalah cacah 83



netto. Sehingga laju cacah netto dapat dinyatakan dalam statistika sebagai berikut:



Apabila waktu pencacahan sumber radiasi adalah ts dan waktu pencacahan latar adalah tb maka laju cacah netto dinayatakan sebagai berikut:



4. METODE PENGUKURAN RADIASI 1) METODE ABSOLUT Dalam pengukuran radiasi digunakan metode absolut apabila tidak terdapat sumber radiasi standar yang jumlahnya sama dengan radioisotop yang diukur. Besarnya hasil pencacahan dipengaruhi oleh efisiensi geometri, faktor hamburan balik, faktor absorbsi dini, faktor hamburan balik dan efisiensi intrinsik detektor.



Persamaan diatas menyatakan aktivitas dari sumber radiasi, dimana Cs adalah laju cacah netto dan ƞ adalah efisiensi pencacahan total. Sedangkan pada aktivitas radiasi pemancar sinar gamma, berdasarkan persamaan diatas maka diperoleh statistika baru, yaitu:



84



Dimana fd adalah fraksi peluruhan radioisotop pemancar sinar gamma. 2) METODE RELATIF Apabila terdapat sumber radiasi standar yang jumlahnya sama dengan radioisotop yang diukur maka digunakan metode relatif dalam pengukuran radiasi. Semua parameter dalam pengukuran radiasi harus sama antara sumber radiasi standar dengan sumber radiasi yang ingin diketahui aktivitasnya. Namun,



penggunaan



metode



relatif



dalam



pengukuran radiasi tidak lebih akurat dibandingkan dengan metode absolut pengukuran radiasi.



Dimana As adalah aktivitas sumber radiasi standar, Cs adalah laju cacah netto, Cx adalah laju cacah netto untuk sumber radiasi tertentu yang ingin diketahui aktivitasnya dan Ax adalah aktivitas dari sumber radiasi tertentu.



85



Bab IV. DOSIMETRI A. UNIT RADIASI Radiasi dapat menyebabkan kerusakan pada sistem kehidupan. Kerusakan disebabkan oleh penyerapan energi pada jaringan dan proses ini tergantung pada beberapa faktor diantaranya adalah: 1) Aktivitas radiofarmasetika 2) Waktu paruh fisik dan biologis dari radiofarmasetika 3) Energi yang dilepaskan di setiap disintegrasi 4) Bentuk, komposisi dan letak sumber dan organ target Meskipun memiliki efek merusak sistem kehidupan yang dilaluinya, saat ini pemanfaatan radiasi telah banyak dilakukan terutama dalam kedokteran nuklir dan farmasi nuklir. Dalam aplikasi terapeutik, perlu dilakukan evaluasi dosis radiasi untuk pasien secara spesifik sebagai protokol dalam pengobatan agar dapat memaksimalkan dosis yang diterima pada jaringan tumor namun tetap mempertahankan dosis pada batasan yang dapat diterima oleh jaringan normal. Ilmu yang mempelajari perhitungan dan pengukuran dosis radiasi adalah dosimetri. Prinsip dasar dalam dosimetri adalah membagi sumber radiasi menjadi dua jenis yaitu sumber radiasi eksternal dan sumber radiasi internal.10 1.



SUMBER RADIASI EKSTERNAL Sumber radiasi eksternal merupakan sumber radiasi yang berasal dari lingkungan luar materi yang akan diamati. Dalam jenis sumber radiasi eksternal dikenal adanya dosis paparan. 86



Satuan yang menyatakan dosis paparan adalah Roentgen (R). Dimana 1 Roentgen didefinisikan sebagai jumlah radiasi sinar-X atau sinar gamma yang menghasilkan ionisasi dari muatan positif maupun muatan negatif setiap satu sentimeter kubik yang diukur pada kondisi standar 0°C, 760 mmHg (STP).10 1 cm3 udara = 0,001293 gram pada kondisi standar (STP) dan muatan elektrostatik membawa 1,6 × 10-19 Coloumb (C) atau 4,8 × 10-10 unit elektrostatik, sehingga 1 Roentgent dapat dinyatakan sebagai berikut: 1 R = 2,58 × 10-4 C/kg Satuan terbaru yang menyatakan paparan dosis radiasi adalah exposure unit (X). Dimana 1 X didefinisikan sebagai muatan 1 Coloumb yang terbentuk dalam 1 kg udara akibat dari ionisasi sinar-X atau sinar gamma. 1 X = 1 C/kg 1 X = 3881 R Perlu diketahui bahwa satuan yang dinyatakan dalam Roentgent hanya berlaku untuk radiasi sinar-X dan sinar gamma. Karena keterbatasan instrumen untuk menghitung maka unit Roentgent hanya dapat diterapkan pada foton dengan energi kurang dari 3 MeV. Selain dosis paparan, satuan dasar yang terkait dengan radiasi adalah dosis absorbsi yang dinyatakan dalam rad (radiation absorbed dose). Satuan dosis radiasi yang dinyatakan



dalam



rad



lebih



umum



digunakan.



Rad



didefinisikan sebagai jumlah energi yaitu 100 erg yang diserap oleh 1 gram materi.8 87



1 rad = 100 erg/gr penyerap 1 joule (J) = 107 erg 1 rad = 10-2 J/kg Satuan rad dalam yang menyatakan dosis absorbsiyang merupakan satuan lama kemudian diubah ke dalam satuan standar (SI) yaitu Gray (Gy). Dimana 100 rad kuantitasnya sama dengan 1 Gy. 1 gray (Gy)



= 100 rad = 1 J/kg bahan penyerap



Sehingga dalam 1 R dosis paparan per kilogram udara energi yang diserap oleh materi atau seseorang pada lokasi paparan ditunjukkan sebagai berikut: 1R



= 86,9 × 10-4 J/kg di udara



1R



= 0,869 rad di udara



1R



= 0,00869 Gy di udara11



Dosis absorbsi yang dinyatakan dalam rad tidak tergantung dari berat materi. Rad juga tidak dibatasi oleh intensitas radiasi, jenis radiasi dan bahan penyerap radiasi. Sehingga dalam 1 gram, 2 gram atau 10 gram massa materi dosis absorbsi suatu radiasi tetap 1 rad (0,01 Gy). Satuan dasar berikutnya yang menyatakan radiasi adalah dosis ekivalen (Hr) dalam rem menjelaskan tentang perbedaan efektivitas



dari



beberapa



radiasi



yang



berbeda



yang



menyebabkan kerusakan biologis. Satuan ini digunakan untuk keperluan proteksi radiasi, desain pengamanan instalasi radiologi dan sebagai pedoman dokumen-dokumen legal tentang proteksi radiasi.



88



Hr (rem) = rad × (RBE)r Dimana (RBE)r adalah efektivitas biologi relatif yang didefinisikan sebagai rasio dosis radiasi standar yang mneghasilkan respon biologi tertentu terhadap dosis suatu radiasi yang menghasilkan respon biologi yang sama. Radiasi standar merupakan suatu radiasi dengan jumlah energi yang sesuai dengan radiasi 250 KeV sinar-X atau radiasi Co60. Radiasi RBE tergantung dari pemilihan radiasi standar. Sehingga



dalam



proteksi



radiasi



dosis



ekivalen



(Hr)



didefinisikan sebagai: Hr (rem) = rad × Wr Dimana Wr adalah faktor bobot radiasi untuk suatu radiasi tertentu. Wr berkaitan dengan transfer energi linier (LET) dalam medium tertentu dan menggambarkan keefektifan radiasi yang menyebabkan kerusakan biologis. Nilai Wr disebut juga sebagai faktor kualitas (QF).8 Tabel 5. Faktor kualitas pada beberapa radiasi10



Satuan dosis ekivalen dalam standar dinyatakan dalam sievert (Sv). 1 sievert (Sv) H (Sv)



= 100 rem



= D (Gy) × QF × DF 89



DF menyatakan faktor distribusi yang menunjukkan suatu radioisotop terdistribusi ke dalam organ atau jaringan. Berdasarkan persamaan di atas maka sinar-X dengan dosis serap 1 mGy akan menghasilkan dosis ekivalen 1 mSv. Sehingga dapat diketahui bahwa besaran dosis serap (Gy) hanya mencakup aspek fisik saja. Sedangkan dosis ekivalen (Sv) dapat mencakup aspek fisik maupun aspek biologis.10 2.



SUMBER RADIASI INTERNAL Sumber radiasi internal adalah sumber radiasi yang berada di dalam materi yang ingin diamati. Perbedaan sumber radiasi internal dengan sumber radiasi eksternal terletak pada metode proteksi radiasi yang digunakan untuk melindungi materi atau obyek dari bahaya radiasi. Dalam sumber radiasi internal perlu diketahui adanya faktor bobot jaringan pada suatu jaringan atau organ, dosis efektif dan batasan dosis suatu radiasi yang masuk ke dalam suatu jaringan atau organ. Faktor bobot jaringan (WT) merupakan suatu besaran yang digunakan untuk menilai efek radiasi pada jaringan atau organ apabila menerima dosis radiasi yang sama. Nilai WT diperoleh dari 10CFR20 yang tercantum dalam tabel 5. Semakin tinggi nilai WT maka akan semakin peka suatu jaringan atau organ terhadap suatu radiasi sehingga dosis yang dapat ditoleransi oleh jaringan atau organ tersebut akan semakin kecil.



90



Tabel 6. Faktor bobot jaringan WT 8



Oleh



karena



faktor



bobot



jaringan



menyatakan



sensitivitas suatu jaringan atau organ terhadap suatu radiasi yang mengakibatkan cacat genetik maka ICRP International



Commission



on



Radiological



(The



Protection)



melakukan publikasi baru terhadap jumlah dosis efektif dan batasan proteksi radiasi untuk pekerja radiasi. Berikut ini adalah contoh perhitungan yang menggunakan faktor bobot jaringan dan dosis ekivalen untuk organ tertentu,8 Tabel 7. Perhitungan faktor bobot jaringan dari ICRP 603



Perkalian antara dosis ekivalen suatu organ dengan faktor bobot jaringan didapatkan dosis ekivalen tertimbang. Jumlah 91



dari dosis ekivalen tertimbang dengan paparan radiasi pada organ atau jaringan tertentu didapatkan dosis efektif.



Dimana WT adalah faktor bobot jaringan dan HT,r adalah dosis yang diserap oleh jaringan T dari jenis radiasi r. Konsep dosis efektif diperkenalkan oleh ICRP dimana berkaitan dengan radiosensitivitas dari berbagai jaringan atau organ. Radiosensitivitas merupakan tingkatan efek yang diamati yang menyatakan paparan radiasi dari berbagai populasi yang mana nilainya bevariasi tergantung dari umur organ.3 Dosis efektif pada dasarnya adalah dosis ekivalen pada suatu jaringan atau organ yang apabila suatu radiasi diterima secara seragam oleh seluruh tubuh akan menghasilkan risiko yang sama seperti yang terjadi pada iradiasi non-seragam. Satuan dari dosis efektif sama dengan dosis ekivalen yaitu sievert (Sv). Dosis efektif memberikan perkiraan adanya risiko dari efek stokastik karena paparan sumber radiasi baik internal maupun eksternal terhadap tubuh. Efek stokastik memiliki sifat random dan dapat muncul pada nilai dosis paparan dan waktu yang tidak tetap. Oleh karena efek stokastik yang tidak memiliki nilai ambang tertentu maka lebih sulit untuk diidentifikasi penyebab munculnya efek ini.8 Selain efek stokastik, perlu diketahui pula adanya efek deterministik (non-stokastik). Efek deterministik merupakan 92



efek langsung yang muncul pada suatu obyek, jaringan atau organ apabila menerima paparan radiasi dalam jumlah tertentu. Efek deterministik ini dapat langsung diketahui dan diidentifikasi langsung karena memiliki nilai batasan dosis minimal terhadap jumlah paparan radiasi yang diterima oleh suatu obyek, organ atau jaringan. Dalam rangka meningkatkan keselamatan kerja bagi para pekerja radiasi untuk mencegah munculnya efek stokastik maupun efek deterministik maka ICRP menetapkan batasan dosis ekivalen tahunan (annual equivalent dose). 1) Pencegahan efek stokastik dan efek deterministik: a.



Dosis ekivalen maksimal yang diterima adalah sebesar 0,5 Sv untuk semua jaringan kecuali lensa mata



b.



Dosis ekivalen maksimal yang diterima adalah sebesar 0,15 Sv untuk lensa mata



2) Pencegahan efek stokastik bagi seluruh tubuh maka batasan dosis ekivalen yang dapat diterima adalah 50 mSv per tahun 3) Bagi pekerja radiasi yang sedang hamil maka dosis ekivalen maksimal yang diperbolehkan adalah sepertiga dari dosis ekivalen pekerja radiasi pada umumnya 4) Bagi masyarakat umum maka dosis ekivalen maksimal yang diperbolehkan adalah sepersepuluh dari dosis ekivalen pekerja radiasi pada umumnya



93



B. LINEAR ENERGY TRANSFER (LET) Transfer energi linier (LET) radiasi didefinisikan sebagai jumlah energi yang dikumpulkan per satuan panjang dari tahapan radiasi yang diukur dalam volt kiloelektron (KeV) per mikrometer.



Dimana dEL adalah energi rata-rata yang dipindahkan secara lokal pada medium tertentu oleh suatu partikel bermuatan yang melewati panjang medium dl. Satuan untuk LET biasanya adalah KeV/µm. LET adalah parameter penting yang digunakan untuk menkarakterisasi kumpulan energi pada detektor radiasi dan pada medium biologi.3 C. RELATIVE BIOLOGICAL EFFECTIVENESS (RBE) Efektivitas biologi relatif (RBE) didefinisikan sebagai jumlah energi dari sinar-X yaitu 250 KeV terhadap suatu energi radiasi lain yang dapat memicu efek biologi yang sama. RBE ini dapat digambarkan dengan apabila terdapat suatu radiasi dengan dosis 1 Gy dapat menghasilkan suatu kecacatan tertentu pada sel namun dosis 0,05 Gy dari radiasi partikel alfa dapat menyebabkan kematian sel. Nilai RBE yang diperoleh digunakan untuk aplikasi biologis dan hanya berlaku pada eksperimen tertentu pada suatu organisme tertentu. Nilai RBE berkaitan erat dengan nilai LET dimana nilai RBE yang tinggi umumnya memiliki nilai LET yang tinggi pula. Namun hubungan keduanya tidak secara langsung linear. Dimana 94



nilai LET yang sangat tinggi yang mampu membunuh sel secara berlebihan menyebabkan nilai RBE tidak meningkat secara cepat.3



95



Bab V. EFEK FISIKA RADIASI DAN RADIOBIOLOGI A. INTERAKSI FISIK RADIASI PADA MATERI Radiasi yang ditimbulkan oleh pengion dapat dipancarkan selama proses peluruhan nuklida yang tidak stabil atau melaui proses de-eksitasi atom dan nuklida pada reaktor nuklir. Selama proses peluruhan, sinar gamma (γ) terbentuk bersamaan dengan jenis radiasi lain seperti sinar alfa (α) dan sinar beta (β). Ketika inti memancarkan partikel alfa (α) atau beta (β), nuklida anak dapat berada dalam keadaan tereksitasi yangmana setelah terjadi de-eksitasi akan kembali pada tingkat energi dasar dengan memancarkan sinar gamma (γ). Hal ini dapat terjadi pula pada elektron pada kulit atom yang mengisi kekosongan pada kulit atom dengan tingkat energi yang lebih rendah sehingga memancarkan sinar-X. 9 Radiasi ini dapat berasal dari sumber kosmik, terestrial dan radiasi buatan manusia yangmana dapat menyebabkan kerusakan sel akibat atom dan molekul yang terionisasi. Interaksi



fisik



radiasi



pengion



dengan



materi



dapat



menyebabkan atom atau molekul kehilangan energi radiasi dan produk ionisasi dan eksitasi atom atau molekul berubah menjadi radikal bebas dalam waktu pendek (10-13 – 10-15 detik). Radikal bebas dapat berinteraksi dengan molekul lain yang menghasilkan DNA sekunder dan reaksi berantai lain seperti reaksi lipid yang dapat merusak membran sel. Radikal bebas adalah molekul yang memiliki elektron tidak berpasangan dengan reaktivitas tinggi terhadap molekul sel dan memiliki umur pendek. 96



Radikal bebas dapat dideteksi dengan teknik pengukuran cepat seperti Pulse Radiolysis dan Flow Electron Spin Resonance (ESR). Radikal bebas dihasilkan dari sejumlah besar radiasi pengion karena proses penyerapan energi dan kerusakan ikatan kimia yang terjadi di dalam molekul. Radiasi elektromagnetik dan radiasi partikel lain (α dan β) dapat bekerja pada sel dan menyebabkan kerusakan secara molekuler melalui efek langsung maupun tidak langsung.10 1.



EFEK LANGSUNG13 Radiasi pengion (IR) dapat bekerja pada molekul biologis (RH) dan menyebabkan ionisasi dan eksitasi. Pada peristiwa ini terjadi ikatan kimia dalam molekul yang terpecah dan menghasilkan atom atau molekul dengan elektron tidak berpasangan yang sangat reaktif dan berumur pendek. Proses ini disebut pembentukan radikal dimana kejadian ini dapat berlangsung dalam waktu sepersekian detik. Ikatan ini dapat diperbaiki atau reaksi cross-linking dapat terjadi antara molekul radikal dengan radikal. Reaksi yang melibatkan molekul radikal bebas dengan oksigen dapat menyebabkan reaksi berantai terutama dalam kasus reaksi lipid yang menyebabkan kerusakan membran sel. IR + RH → R•+ H• Molekul H∙ dan R∙ adalah molekul radikal yang dapat bereaksi dengan molekul lain seperti DNA, lipid dan protein. R• + R’H → R’•+ RH 97



Molekul radikal dapat membuat reaksi cross-linking. R• + R• → R• + R•



(Sumber: Wondergen, J., 2012)



Diprediksikan sekitar sepertiga kerusakan biologis terjadi karena radiasi sinar gamma (γ) yang menyebabkan efek langsung. 13 2.



EFEK TIDAK LANGSUNG13 Serangkaian perubahan kimia kompleks yang terjadi pada air setelah terpapar oleh radiasi pengion disebut radiolisis air. Interaksi radiasi pengion dengan air menyebabkan proses ionisasi dan eksitasi yang menghasilkan ikatan kation-radikal H2O+ yang berumur pendek, memiliki elektron cepat dan molekul air yang mudah tereksitasi. Ion H2O+ dan molekul air yang tereksitasi berada pada keadaan tidak stabil sehingga akan mudah terurai dalam waktu 10-13 detik membentuk molekul radikal OH• dan H•. IR + H2O → H2O+ + eH2O + H2O+ → H3O+ + OH+ IR + H2O → H2O* → H2O + emisi foton atau H2O* → OH• + H• Radikal hidroksil merupakan elektron tidak berpasangan dan merupakan zat pengoksidasi yang sangat reaktif. Radikal 98



ini dapat menyebar dengan jarak pendek dan bereaksi dengan molekul target dan menghasilkan molekul radikal lain. Radikal hidroksil juga dapat bereaksi dengan air dan membentuk anion yang cepat terdisosiasi menghasilkan atom hidrogen H•.yang bersifat radikal pula.13 B. EFEK RADIASI PADA SEL DAN JARINGAN10 Sel adalah unit pembangun materi biologis dan terdiri dari dua komponen utama yaitu, inti dan sitoplasma. Sitoplasma merupakan cairan yang berada di sekitar inti dimana di dalamnya terjadi semua aktivitas metabolik sel dibawah kendali oleh inti. Nukleus atau inti sel mengandung kromosom yang mempunyai struktur seperti benang dengan dua lengan yang dihubungkan oleh sentromer. Kromosom terbentuk dari gen yang merupakan unit dasar hereditas dalam sel untuk semua spesies makhluk hidup. Gen terdiri dari molekul asam deoksiribonukleat atau DNA. Bagian dalam sel yang memiliki kepekaan paling tinggi terhadap radiasi adalah inti dimana hal ini dikaitkan dengan komponen yang terkandung di dalamnya yaitu DNA. DNA memiliki struktur heliks ganda yang terdiri dari dua helai mirip benang. Setiap helaian tersusun atas molekul gula yang saling terkait satu sama lain dan dihubungkan oleh ikatan gugus fosfat. Dua helaian dihubungkan oleh ikatan basa yang terdiri dari timin (T), adenin (A), guanin (G), dan sitosin (C). Basa terikat pada molekul gula pada kedua sisi helaian dan dipasangkan satu sama lain oleh ikatan hidrogen. Keempat basa ini tersusun secara spesifik sehingga dapat membentuk suatu gen



99



spesifik dan memberikan karakteristik yang unik dari setiap spesies makhluk hidup. Pengetahuan tentang struktur DNA ini sangat penting untuk memahami efek radiasi pada molekul DNA. Kerusakan radiasi pada molekul DNA dapat disebabkan oleh: 1.



Kehilangan basa



2.



Pemecahan antara ikatan hidrogen dengan basa



3.



Kerusakan pada satu helai molekul DNA (helai tunggal)



4.



Kerusakan di kedua helai molekul DNA (helai ganda) Efek kerusakan akibat radiasi ini menyebabkan perubahan



pada kode genetik yang disebut sebagai mutasi. Jumlah mutasi mingkat seiring dengan meningkatnya jumlah paparan radiasi. Pada paparan radiasi dosis rendah mengakibatkan kerusakan satu helai molekul DNA dimana kerusakan ini masih dapat diperbaiki dengan menggabungkan komponen yang rusak ke dalam urutan semula. Namun pada paparan radiasi dosis tinggi dapat menyebabkan kerusakan kedua helai molekul DNA (helai ganda) dimana kemungkinan peluang perbaikan menurun. Pada radiasi LET tinggi menyebabkan kerusakan yang lebih banyak pada molekul DNA karena helai ganda DNA rusak. Apabila sel tidak diperbaiki, kemungkinan dapat mengalami gangguan fungsi minor atau konsekuensi terburuk adalah terjadi kematian sel. Kromosom merupakan komponen pembentuk gen dimana mutasi molekul DNA akibat paparan radiasi dapat mempengaruhi kerusakan kromosom. Namun struktur kromosom sendiri dapat dirusak oleh paparan radiasi yang mengakibatkan kerusakan lengan tunggal atau lengan ganda. Perubahan struktural ini disebut 100



sebagai



penyimpangan,



anomali



atau



lesi.



Penyimpangan



dikategorikan sebagai penyimpangan kromatid dan penyimpangan kromosom. Pada penyimpangan kromatid, iradiasi terjadi setelah sintesis DNA dan sebelum berlangsungnya fase mitosis sehingga hanya satu kromatid saja yang akan terpengaruh. Sedangkan pada penyimpangan kromosom, iradiasi terjadi setelah berlangsung fase mitosis namun sebelum sintesis DNA berikutnya sehingga kromatid yang rusak akan di duplikasi menghasilkan sel-sel anak dengan kromosom yang rusak. Penyimpangan kromosom terjadi dipengaruhi oleh kerusakan helai tunggal atau kerusakan helain ganda pada struktur. Pada kerusakan helai tunggal, apabila memiliki waktu yang cukup kromosom



akan



cenderung



memperbaiki



diri



dengan



menggabungkan dua fragmen dalam proses restitusi. Hasilnya sel dapat kembali berfungsi dan melakukan replikasi secara normal. Namun apabila fragmen-fragmen tersebut direplikasi selama sintesis DNA dan sebelum terjadinya proses restitusi dua helai kromosom dengan sentromer dan dua helai kromosom tanpa sentromer akan diproduksi. Kombinasi acak dari fragmen ini akan menghasilkan kromatid aksentrik dan disentrik dimana kromosom semacam ini dapat menimbulkan ketidaksesuaian informasi genetik10. Apabila radiasi mengakibatkan kerusakan helai tunggal dalam dua kromosom yang terpisah maka terdapat empat cara untuk memperbaiki kembali ujung yang patah tersebut, yaitu:



101



1.



Kombinasi Aksentrik dan Disentrik10 Kombinasi ini akan menghasilkan kromosom yang serupa dengan yang terbentuk setelah replikasi helai tunggal. Namun sel-sel kromosom ini menimbulkan ketidaksesuaian informasi genetik dari dua kromosom terpisah yang rusak.



2.



Translokasi10 Proses ini terjadi dimana dua fragmen (satu fragmen dengan sentromer dari satu kromosom dan satu fragmen tanpa sentromer dari kromosom yang lain) bergabung membentuk kromosom yang baru.



3.



Delesi10 Delesi merupakan penggabungan dua fragmen kromosom yang terbentuk dari dua patahan pada satu lengan kromosom yang menghasilkan tiga fragmen dimana kedua fragmen bergabung dan sisanya hilang. Proses delesi dan translokasi ini menyebabkan efek buruk jangka panjang (late effects) seperti karsinogenesis dan efek genetik karena ketidakcocokan atau hilangnya materi genetik. Efek genetik tidak muncul pada individu yang terpapar oleh radiasi namun efek ini muncul pada generasi berikutnya yang merupakan keturunan dari individu tersebut. Efek geneti yang muncul dapat berupa Down syndrome, cystic fibrosis, sickle cell anemia, retinoblastoma, dan kelainan kromosom lainnya.



4.



Inversi10 Merupakan proses lain dari delesi dimana tiga fragmen hasil patahan bergabung ke dalam kromosom dan terjadi perubahan di sepanjang garis putus-putus seperti ditunjukkan 102



pada gambar dibawah ini. Proses inversi ini tidak merugikan sel karena memiliki semua materi genetik aslinya meskipun terjadi perubahan urutan gen.



Gambar 27. Ilustrasi restitusi10



103



Perbaikan kromosom setelah iradiasi bergantung pada lokasi kerusakan pada molekul DNA atau kromosom, dosis radiasi total, laju dosis dan LET radiasi. Penyimpangan kromosom oleh kerusakan helai ganda lebih sering terjadi pada tingkat dosis tinggi daripada tingkat dosis rendah karena sedikit waktu untuk memperbaiki dan lebih sedikit kesempatan untuk menggabungkan dua fragmen dalam urutan gen yang sesuai. Radiasi LET yang tinggi menyebabkan kerusakan helai ganda yang lebih banyak dalam kromosom daripada radiasi LET rendah sehingga perbaikan lebih sulit terjadi. Partikel-partikel proton, neutron akan menyebabkan penyimpangan kromosom yang lebih banyak daripada sinar gamma. C. RADIOSENSITIVITAS10 Dalam suatu materi hidup, terdapat dua jenis sel yang menyusunnya yaitu sel yang membelah dan sel yang tidak membelah. Sel yang tidak



membelah tidak memiliki fungsi



fisiologis spesifik kecuali berkembang menjadi sel matang. Sel ini mengalami fase mitosis dan berfungsi sebagai prekursor untuk sel matang. Sedangkan semua sel matang melakukan pembelahan dan melakukan fungsi spesifik di dalam suatu makhluk hidup. Misalnya, sel darah merah (red blood cell) adalah sel matang yang melakukan pembelahan dan melakukan fungsi sebagai pembawa oksigen. Sedangkan eritoblast adalah sel yang tidak membelah yang berkembang menjadi sel darah merah melalui fase mitosis. Berdasarkan hukum Bergonie dan Tribondeau, sel yang tidak membelah yang mengalami mitosis aktif merupakan sel yang 104



paling sensitif terhadap radiasi. Sedangkan sel yang membelah atau sel matang tidak terpengaruh oleh radiasi. Sel yang tidak membelah yang terbunuh oleh radiasi dapat digantikan oleh sel baru, namun sel yang tidak membelah yang bertahan dengan DNA yang rusak setelah terpapar radiasi menyebabkan efek buruk jangka panjang misalnya kanker. Sel yang membelah yang berada pada fase S sintesis DNA dalam siklus sel paling tidak radiosensitif terhadap radiasi. Indikator radiosensitivitas paling baik menggunakan kematian sel. Bagi sel yang membelah berarti sel tersebut kehilangan fungsi seluler. Sedangkan bagi sel yang tidak membelah berarti kehilangan reproduktifitasnya. Tabel 8. Radiosensitivitas sel10



Dapat diketahui dari tabel, limfosit yang merupakan sel matang namun memiliki radiosensitivitas paling tinggi karena 105



berinti besar. Sel-sel saraf dan sel otot merupakan sel yang aktif membelah sehingga sangat tahan terhadap radiasi. Jaringan atau organ yang mengandung lebih banyak sel yang radiosensitif akan memiliki radiosensitivitas yang tinggi. Misalnya sumsum tulang yang mengandung eritoblast yang radiosensitif, sedangkan saraf dan otot mengandung sel radioresisten yang kurang radiosensitif.10 D. RADIOPROTEKTOR10 Radioprotektor adalah zat yang dapat melindungi suatu materi atau senyawa biologis dari kerusakan oleh radiasi. Zat yang termasuk radioprotektor adalah zat yang mengandung senyawa kelompok sulfihidril (-SH) seperti sistein dan sisteinamin. Senyawa sulfihidril bergabung dengan radikal bebas yang dihasilkan oleh radiasi yang pada umumnya dapat menyebabkan kerusakan pada sel normal namun dengan kombinasi kedua senyawa ini dapat menghasilkan suatu perlindungan bagi sel normal terhadap kerusakan radiasi. Kekurangan dari senyawa ini adalah dapat menyebabkan efek samping berupa mual dan muntah. Untuk mengurangi efek samping adanya senyawa dengan gugus sulfihidril (-SH) maka dikembangkan suatu komponen senyawa yang kurang toksik dimana kelompok gugus sulfihidril yang dilindungi oleh gugus fosfat. Gugus fosfat ini yang nantinya dihidrolisis secara in vivo dan melepaskan gugus –SH sebagai radioprotektor. Radioprotektor yang paling efektif melindungi dari kerusakan radiasi adalah zat yang memiliki radiasi LET rendah.10 106



BAB VI. PROTEKSI RADIASI A. PROTEKSI RADIASI Pengetahuan tentang jenis dan energi radiasi sangat penting dalam memahami prinsip-prinsip proteksi radiasi. Dari berbagai jenis radiasi, partikel alfa adalah partikel yang paling merusak karena memiliki massa dan muatan yang besar kemudian diikuti oleh partikel beta dan sinar gamma. Partikel yang lebih berat memiliki jangkauan yang lebih pendek dan energi yang besar sehingga menyebabkan kerusakan yang lebih besar. Sedangkan sinar-X dan sinar Roentgent tidak memiliki muatan dan massa karena memiliki jangkauan materi yang lebih panjang sehingga menyebabkan kerusakan jaringan yang relatif sedikit. Bahaya berbagai jenis radiasi pada manusia ini telah banyak didokumentasikan. Oleh karena itu untuk meminimalkan risiko terhadap paparan radiasi, dibentuklah organisasi internasional dan pedoman untuk penanganan radiasi yang aman. Organisasi tersebut diantaranya adalah ICRP dan NCRP. Organisasi-organisasi inilah yang menerbitkan pedoman-pedoman proteksi radiasi bagi pekerja radiasi dalam menangani radiasi agar tetap aman.10 Beberapa aturan dan regulasi yang berkaitan dengan proteksi radiasi yang ditetapkan oleh NRC (Nuclear Regulatory Comission) terdapat dalam 10CFR20. Beberapa istilah terkait dosis yang diserap seperti yang didefinisikan dalam 10CFR20 diantaranya adalah10: 1.



Committed dose equivalent (HT,50)10 Merupakan dosis yang setara dengan organ atau jaringan pembanding (T) yang akan diterima setelah diberikan paparan 107



suatu materi radioaktif dibandingkan dengan individu yang terpapar selama periode 50 tahun . 2.



Deep-dose equivalent (Hd)10 Dosis ini berlaku untuk paparan seluruh tubuh bagian luar dan merupakan dosis yang setara dengan paparan pada kedalaman jaringan 1 cm (1000mg/cm2)



3.



Shallow-dose equivalent10 Dosis ini berlaku untuk paparan luar pada kulit atau ektremitas, dimana dosis ini setara dengan dosis paparan pada kedalaman jaringan 0,007 cm (7 mg/cm2) rata-rata di atas area seluas 1 cm2.



4.



Faktor bobot jaringan (WT)10 Merupakan proporsi risiko efek stokastik akibat iradiasi pada organ atau jaringan terhadap total risiko efek stokastik apabila seluruh tubuh di-iradiasi secara merata. Efek stokastik merupakan efek yang kemungkinan terjadi pada seorang individu sehingga berpeluang terjadi atau tidak terjadi.



5.



Ekivalen dosis efektif (HE)10 Merupakan jumlah produk dengan dosis setara yang diijinkan untuk setiap organ dan jaringan tubuh apabila seluruh tubuh di-iradiasi secara merata dan faktor bobot dari organ atau jaringan yang sesuai.



6.



Batas asupan tahunan (ALI)10 Batas dari jumlah bahan radioaktif yang diperbolehkan masuk ke dalam tubuh pekerja radiasi dewasa dengan cara menghirup atau menelannya dalam jangka waktu setahun.



108



7.



Total effective dose equivalent (TEDE)10 Merupakan jumlah deep-dose equivalent (untuk paparan eksternal) dan effective dose equivalent yang diperbolehkan (untuk paparan internal).



8.



Area terbatas10 Area dimana seseorang dapat menerima lebih dari 5mrem (0,05 mSv) per jam pada jarak 30 cm dari sumber radiasi.



9.



Daerah dengan tingkat radiasi tinggi10 Daerah dimana seseorang dapat menerima dosis setara melebihi 100 mrem (1 mSv) dalam 1 jam pada jarak 30 cm dari sumber radiasi.



10. Daerah dengan tingkat radiasi sangat tinggi10 Daerah dimana seseorang dapat menerima dosis yang dapat diserap lebih dari 500 rad (5 Gy) dalam 1 jam pada jarak 1 m dari sumber radiasi. 11. Area yang tidak dibatasi10 Daerah dimana seseorang dapat menerima dari sumber radiasi eksternal dengan dosis 2 mrem (20 mSv) per jam dan 50 mrem (0,5 mSv) per tahun. NRC sebagai organisasi yang membuat regulasi terhadap penanganan radiasi mewajibkan penggunaan tanda, simbol dan label untuk memperingatkan individu dari bahaya adanya radiasi. Tanda-tanda ini menggunakan warna magenta, ungu, atau hitam dengan latar belakang kuning. Berikut dijelaskan beberapa tanda yang spesifik. 1. Caution: Radiation Area Tanda ini harus dipasang di daerah radiasi.



109



2. Caution: High Radiation Area atau Danger: High Radiation Area Tanda ini harus dipasang di daerah dengan tingkat radiasi tinggi. 3. Caution: Radioactive Material atau Danger: Radioactive Material Tanda ini dipasang di daerah atau ruangan dimana memiliki jumlah bahan berijin 10 kali lebih banyak yang ditentukan dalam Lampiran C dari 10CFR20 dan harus dilabel dengan tanda ini. Label ini harus dihapus atau dirusak sebelum dibuang dari wadah pada daerah yang tidak dibatasi.



Gambar 28. Berbagai tanda peringatan radiasi



110



Tanda peringatan ini tidak diperlukan di ruangan yang menyimpan sumber radiasi tersegel dan memberikan paparan radiasi sepanjang 1 kaki (30 cm) dari permukaan sumber radiasi sebesar 5 mrem (50 mSv) per jam. Tanda peringatan ini juga tidak diperlukan di ruangan dimana bahan radioaktif ditangani kurang dari 8 jam.10 B. PRINSIP PROTEKSI RADIASI10 Proteksi radiasi merupakan bagian yang tidak terpisahkan dari aplikasi radiasi dan radioisotop. Tujuannya adalah untuk mencegah risiko bahaya yang muncul akibat terpapar oleh radiasi, meminimalkan efek merugikan bagi pekerja radiasi dan mencegah bahaya yang muncul akibat terlepasnya radioisotop atau paparan radiasi menuju lingkungan. Menurut ICRP, paparan radiasi dikategorikan menjadi tiga bagian, yaitu: 1.



PAPARAN KERJA Paparan kerja merupakan paparan dari radiasi pengion yang diterima oleh seseorang atau sekelompok orang akibat penggunaan radiasi di lingkungan kerja. Pekerja radiasi yang merupakan wanita hamil dan pekerja radiasi lain memiliki risiko yang tinggi terhadap paparan kerja ini, misalnya: dokter, radiologis, radiografer dan paramedis.



2.



PAPARAN PUBLIK Paparan publik merupakan paparan dari radiasi pengion yang diterima oleh masyarakat umum yang berada di sekitar wilayah pemancar radiasi.



111



3.



PAPARAN MEDIS Paparan medis merupakan paparan dari radiasi pengion yang diterima oleh pasien karena suatu tindakan diagnostik maupun terapi. Dimana dokter, radiografer, radiologis dan paramedis tidak termasuk ke dalam kategori paparan medis ini. Salah satu cara untuk menghindari terjadinya paparan radiasi



pengion yang berlebihan terhadap tubuh manusia adalah dengan melakukan pemantauan rutin dosis perorangan para pekerja radiasi. Untuk menghindari kemungkinan buruk yang tidak diinginkan, para pekerja radiasi harus mendapatkan pelayanan pemantauan dosis perorangan selama menjalankan tugasnya.10 Dengan program pemantauan dosis pekerja secara ketat, penerimaan dosis oleh para pekerja radiasi akan tetap terkontrol dan dapat diambil tindakan proteksi secepat mungkin apabila jumlah penerimaan dosis akumulasinya melampaui nilai batas dosis yang telah ditetapkan.9 1.



PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNA9 Pemantauan radiasi eksterna dilakukan terhadap pekerja yang mempunyai potensi terpapar radiasi dari sumber eksterna. Potensi paparan eksterna terdapat pada para pekerja radiasi yang menggunakan sumber-sumber radiasi terbungkus beraktivitas tinggi atau sangat tinggi atau bekerja dengan mesin pembangkit radiasi dengan laju dosis yang besar. Pemantauan radiasi eksterna dimaksudkan agar dosis akumulasi dari sumber-sumber eksterna yang diterima pekerja selama menjalankan tugas tetap terkontrol.



112



Dalam hal pemantauan dosis, manusia mengandalkan pada dosimeter perorangan. Interpretasi dan evaluasi penerimaan dosis radiasi yang diterima oleh setiap pekerja radiasi didasarkan pada hasil rekaman dosimeter perorangan yang dipakai selama berada di daerah radiasi. Evaluasi tersebut dilakukan secara periodik Sebagai penunjang, pada saat melakukan operasi tertentu, pekerja radiasi seringkali dilengkapi pula dengan dosimeter lain yang memungkinkan interpretasi penerimaan dosis dapat dilakukan secara cepat setelah selesai melakukan pekerjaan dengan radiasi. Dosimeter perorangan adalah alat pencatat dosis radiasi yang mampu merekam dosis akumulasi yang diterima oleh setiap individu pekerja radiasi. Ada berbagai jenis dosimeter perorangan yang sampai saat ini telah berhasil dikembangkan, antara lain dosimeter film emulsi, dosimeter zat padat seperti dosimeter



thermoluminesensi



(TLD),



dosimeter



kamar



pengionan gas seperti dosimeter saku (pocket dosimeter). Masing-masing dosimeter tersebut terbagi menjadi beberapa jenis disesuaikan dengan tujuan penggunaannya. Misalnya



dosimeter



film



emulsi



terbagi



menjadi



dosimeter film neutron yang bermanfaat untuk memantau dosis neutron dan dosimeter film gamma bermanfaat untuk memantau dosis gamma. Demikian pula TLD, ada yang dirancang untuk pemantauan radiasi beta, radiasi gamma, neutron maupun campuran berbagai jenis radiasi seperti betagamma, neutron-gamma serta neutron-beta-gamma.9



113



1) DOSIMETER FILM EMULSI9 Dosimeter film emulsi merupakan jenis dosimeter perorangan yang pertama kali digunakan. Karena proses kerjanya cukup sederhana, maka hingga kini dosimeter film ini masih digunakan secara luas. Dalam kegiatan rutin pemantauan dosis perorangan, dosimeter film yang telah dipakai oleh para pekerja radiasi, film kalibrasi serta film kontrol yang tidak menerima paparan radiasi dikembangkan bersama-sama dalam larutan pengembang. Pemrosesan film dilakukan di ruang gelap dengan cara membuka bungkus kertas film. Film yang sudah terbuka selanjutnya dimasukkan ke dalam larutan pengembang (developer) selama kurang lebih lima menit dilanjutkan ke larutan pemantap (fixer) selama kurang lebih 10 menit. Dalam pemakaian, film emulsi tidak merekam secara langsung dosis radiasi yang diterimanya. Efek yang tampak pada film adalah timbulnya kehitaman setelah proses pengembangan dan pemantapan. Tingkat kehitaman film atau lebih sering dikenal dengan kerapatan optis ini sebanding dengan besar dosis radiasi yang diterima sebelumnya. Untuk perhitungan dosis yang diterima pemakai dosimeter, film pemantau yang telah diproses dibaca kerapatan optisnya pada berbagai posisi filter dengan densitometer yaitu, alat pembaca kerapatan optis film. Hasil bacaan kerapatan optis dapat ditransfer menjadi data



114



dosis radiasi semu menggunakan kurva kalibrasi yang dibuat dengan sinar gamma.9 2) THERMOLUMINESENSI (TLD)9 Thermoluminesensi (TLD) adalah jenis dosimeter perorangan zat padat yang saat ini banyak digunakan untuk keperluan rutin pemantauan dosis perorangan pekerja radiasi. Metode pengukuran radiasi dengan memanfaatkan fenomena thermoluminesensi pertama kali diperkenalkan pada tahun 1953. Pada saat itu belum sepenuhnya diketahui



bahwa



dikembangkan



metode



untuk



thremoluminesensi



tujuan



pemantauan



dapat dosis



perorangan. Dalam kegiatan rutin pemantauan dosis pekerja, saat ini TLD sering kali dimanfaatkan untuk pemantauan radiasi beta, gamma maupun neutron. Oleh sebab itu, dipasaran dapat ditemukan berbagai merek dagang TLD yang dibuat dari berbagai jenis bahan disesuaikan dengan tujuan penggunaannya. TLD pada umumnya dapat memberikan tanggapan terhadap sinar-X, sinar gamma, sinar beta, elektron dan proton dengan jangkauan dosis radiasinya dari 0,1 mGy sampai dengan kira-kira 1.000 Gy. Keuntungan dalam penggunaan TLD ini adalah mudah dalam pengoperasian, evaluasi dosis dapat dilakukan lebih cepat dari pada dosimeter lainnya, mampu memantau radiasi dengan rentang dosis dari rendah



115



hingga tinggi, dapat dipakai ulang dan tidak peka terhadap faktor-faktor lingkungan. Namun demikian, TLD juga mempunyai kelemahan karena data dosis langsung hilang setelah proses pembacaan, sehingga tidak bisa dilakukan pembacaan ulang apabila ditemukan hal-hal yang meragukan.9 3) DOSIMETER SAKU9 Dosimeter saku memiliki ukuran yang cukup kecil dan dalam penggunaannya dapat dimasukkan ke dalam saku pakaian/kemeja maupun jas laboratorium pekerja radiasi. Terdapat dua jenis dosimeter saku yang sering digunakan, yaitu dosimeter saku jenis kapasitor dan dosimeter saku jenis baca langsung. Dosimeter pelengkap



saku



terhadap



hanya dosimeter



dimaksudkan



sebagai



perorangan



lainnya.



Dosimeter ini tidak dimaksudkan sebagai pengganti dosimeter perorangan seperti dosimeter film maupun TLD. Meskipun memiliki beberapa kelemahan, namun dosimeter



ini



cukup



luas



digunakan



karena



kemampuannya memberikan bacaan data penerimaan dosis secara langsung.9 2.



PEMANTAUAN DOSIS INTERNA9 Pemantauan dosis interna dilakukan terhadap pekerja yang menggunakan sumber terbuka dan mempunyai potensi kemasukan zat radioaktif ke dalam tubuhnya dalam jumlah yang cukup berarti. 116



Pemantauan dosis interna dimaksudkan untuk mengetahui jumlah dan jenis zat radioaktif yang mengendap dalam organ tubuh tertentu dan menginterpretasikan jumlah dosis yang mungkin diterima organ itu. Pemantauan kadar kontaminan radioaktif baik yang terdapat dalam udara maupun permukaan daerah kerja seperti lantai serta fasilitas kerja lainnya yang sering kali digunakan untuk memperkirakan jumlah pemasukan zat radioaktif ke dalam tubuh pekerja. Namun untuk beberapa kondisi kerja tertentu, pemantauan dosis interna terhadap para pekerja radiasi masih tetap diperlukan. Jenis maupun metode pemantauan dosis interna yang akan dilakukan bergantung pada jenis radionuklida yang diperkirakan mengendap di dalam tubuh.9 1) PENCACAH RADIASI SELURUH TUBUH (WHOLE BODY COUNTER)9 Pengendapan zat radioaktif di dalam tubuh ada kalanya



dapat



diukur



langsung



dari



luar



tubuh



menggunakan alat cacah radiasi seluruh tubuh. Namun pencacahan langsung ini hanya efektif untuk pemeriksaan zat-zat radioaktif pemancar sinar-X maupun gamma dan juga pemancar beta murni yang mempunyai energi beta cukup



tinggi



untuk



menghasilkan



spektrum



Bremmstrahlung dalam organ-organ di dalam tubuh. Pencacah seluruh tubuh digunakan untuk memantau dan mengukur jumlah total radionuklida yang ada di dalam tubuh. Kesulitan dapat muncul dalam kegiatan ini 117



karena ukuran tubuh manusia cukup besar untuk dicacah dengan detektor radiasi dan juga karena radionuklida yang dicacah tidak terdistribusi secara merata di seluruh tubuh. Secara umum, identifikasi adanya radionuklida pemancar foton di dalam tubuh dapat dilakukan dengan cara menampilkan spectrum gamma tersebut melalui sistem penganalisa saluran ganda (Multi Channel Analyzer). Oleh sebab itu, detektor radiasi untuk pencacah seluruh tubuh ini harus memiliki resolusi (daya pisah) spektrum-γ yang baik serta efisiensi deteksi yang tinggi terhadap foton. Detektor kilau NaI(Tl) dapat memenuhi kedua syarat tersebut.9 2) PENCACAHAN ORGAN9 Pada kondisi tertentu, pencacahan terhadap organorgan khusus dapat juga dilakukan. Pencacahan organ ini merupakan tindak lanjut atas hasil yang diperoleh dari pencacahan seluruh tubuh. Sebagai contoh adalah pencacahan pada kelenjar gondok biasanya dilakukan secara rutin untuk para pekerja radiasi yang mempunyai potensi kemasukan radioisotop Iodin (I), seperti I-131. Pencacahan ini dilakukan dengan detektor gamma NaI(Tl) dengan ukuran lebih kecil yang ditempatkan bersentuhan langsung dengan leher, berdekatan dengan lokasi kelenjar gondok. Pencacahan ini dapat dilakukan di ruangan yang tidak dilapisi pelindung terhadap radiasi.



118



Apabila detektor NaI(Tl) dikalibrasi dengan berbagai macam radioisotop Iodin dengan bentuk geometri yang sama dengan ukuran kelenjar gondok, maka akan diperoleh efisiensi detektor pada berbagai energi gamma yang dipancarkan radioisotop Iodin. Dalam proses pengukuran, detektor NaI(Tl) dihubungkan dengan sistim penganalisa



saluran



ganda



sehingga



pada



layar



penganalisa akan ditampilkan berbagai puncak spektrum radiasi gamma dari berbagai macam radioisotop I. Dengan menganalisa tinggi spektrum beserta letak munculnya



spektrum



aktivitas dan energi



tersebut



dapat



diidentifikasi



dari spektrum gamma



yang



bersangkutan. Dari identifikasi ini dapat diketahui jenis serta aktivitas radioisotop Iodin yang mengendap di dalam kelenjar gondok. Perhitungan dosis interna yang diterima kelenjar gondok dapat dilakukan dengan cara membandingkan aktivitas yang terukur dengan nilai batas masukan tahunan (BMT) untuk radioisotop tersebut.9 3) PENGAMBILAN SAMPEL DARI DALAM TUBUH9 Radionuklida pemancar sinar alfa maupun beta tidak dapat diukur secara langsung dari luar tubuh karena energi dari kedua jenis radiasi itu akan terserap seluruhnya oleh jaringan atau organ yang mengikatnya. Radionuklida pemancar sinar alfa maupun beta hanya dapat dipantau melalui ekskresi, seperti pemantauan melalui faeces untuk jenis radionuklida yang tidak larut, pemantauan melalui urine untuk radionuklida yang dapat 119



larut, pemantauan melalui udara pernafasan untuk radionuklida berbentuk gas maupun uap dan sebagainya. Pemeriksaan dengan teknik pengambilan sampel dari dalam tubuh ini dilakukan dengan cara menganalisa bahan-bahan yang keluar atau diambil dari tubuh, seperti urin, feses, udara pernafasan, darah dan sebagainya. Dengan proses kimia yang sesuai, teknik pengambilan sampel ini mampu mengidentifikasi berbagai jenis radionuklida yang mengendap di dalam tubuh pekerja radiasi. Pengukuran radionuklida yang dikeluarkan oleh tubuh melalui ekskreta dapat dipakai sebagai indikator biologis tentang kemungkinan terjadinya kontaminasi interna. Karena metode pengambilan sampelnya cukup sederhana, maka kegiatan ini sering kali dilakukan secara rutin dalam kaitannya dengan program pemantauan dosis interna perorangan. Sebagai contoh, pencacahan menggunakan sampel urin dapat dipakai untuk mengetahui kadar tritium di dalam tubuh para pekerja di reaktor nuklir, dapat pula dipakai untuk mengetahui jumlah pengendapan uranium di dalam tubuh pekerja yang berhubungan dengan uranium, seperti pekerja di penambangan, pengolahan, pengayaan, fabrikasi uranium dan olah ulang bahan bakar bekas. Pengukuran uranium dalam urin dilakukan dengan teknik fluorometri. Berbeda dengan tritium yang tersebar merata di dalam tubuh, kadar uranium di dalam urin sulit 120



untuk dihubungkan dengan kandungan totalnya di dalam tubuh karena distribusi uranium dalam tubuh sangat bergantung pada jenis senyawa, kelarutan dan waktu pemasukannya.9 C. NILAI BATAS DOSIS RADIASI9 Dalam setiap pemanfaatan radiasi pengion harus diusahakan agar penerimaan dosis radiasi oleh pekerja selalu serendah mungkin sehingga nilai batas dosis yang telah ditetapkan tidak terlampaui. Dalam hal pembatasan penerimaan dosis oleh pekerja harus ada nilai batas dosis yang diacu sehingga pemanfaatan radiasi dapat dilakukan secara aman. Berbagai perkembangan dalam penelitian radiobiologi dan dosimetri radiasi telah mengantarkan ke arah perubahan dalam teknik penentuan nilai batas dosis, sehingga pertemuan ICRP tahun 1950 memutuskan untuk : 1.



Menurunkan dosis tenggang menjadi 0,05 R (50 mR) per hari atau 0,3 R (300 mR) per minggu atau 15 R / tahun.



2.



Menetapkan



kulit



sebagai



organ



kritis



dengan



dosis



tenggangnya sebesar 0,6 R (600 mR) per minggu pada kedalaman 7 mg/cm2. Perkembangan dalam dosimetri radiasi membuktikan bahwa nilai paparan tidak tepat jika digunakan sebagai ukuran untuk menyatakan dosis radiasi pada jaringan. Oleh sebab itu pada tahun 1953 ICRP merekomendasikan untuk mempertimbangkan energi radiasi yang diserap jaringan sebagai dasar untuk menyatakan nilai dosis radiasi. 121



Konsep terbaru mengenai prinsip-prinsip dasar proteksi radiasi telah diperkenalkan dalam Publikasi ICRP No. 60 tahun 1990. Dalam Publikasi ini terdapat beberapa perubahan dibandingkan dengan Publikasi ICRP No. 26 tahun 1977. Salah satu perbedaan antara kedua Publikasi tersebut adalah dalam hal penentuan pembatasan penerimaan dosis radiasi baik untuk pekerja radiasi maupun masyarakat umum bukan pekerja radiasi. Dalam Publikasi tahun 1977 Nilai Batas Dosis efektif untuk pekerja radiasi dan masyarakat berturut-turut adalah 50 mSv/tahun dan 5 mSv/tahun, sedang dalam Publikasi tahun 1990 diturunkan menjadi 20 mSv/tahun untuk pekerja radiasi dan 1 mSv/tahun untuk masyarakat.9 D. PROTEKSI TERHADAP SUMBER EKSTERNAL Proteksi radiasi bertujuan untuk melindungi suatu jaringan atau organ dari sumber radiasi. Prinsip proteksi radiasi dari sumber eksternal didasarkan pada empat faktor sebagai berikut: 1.



FAKTOR WAKTU KERJA Perhitungan waktu kerja dengan radiasi dilakukan dengan mendasarkan pada besar laju dosis dan jenis radiasi yang digunakan. Hal ini dilakukan untuk meminimalkan jumlah dosis radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi sehingga risiko yang mungkin muncul akibat paparan radiasi dapat diperkecil. Pedoman perhitungan dosis radiasi yang diterima dihitung dalam rentang per hari, minggu, dan tahun sesuai dengan rekomendasi dari ICRP. 122



2.



FAKTOR JARAK Faktor jarak radiasi berkaitan dengan jangkauan sumber radiasi di udara. Sebagai contoh adalah radiasi alfa dan beta yang memiliki jangkauan pendek di udara, sedangkan radiasi gamma dan sinar-X memiliki jangkauan yang panjang di udara. Sehingga diperlukan proteksi bagi pekerja radiasi yang bekerja dengan radiasi sinar-X dan sinar gamma. Prosedur dan wilayah radiasi harus dirancang secara teliti agar individu baik pekerja radiasi maupun masyarakat umum yang melakukan penanganan terhadap radiasi atau tinggal di dekat daerah radiasi hanya menerima paparan minimum. Paparan radiasi dari radionuklida pemancar sinar gamma dan sinar-X dapat diperkirakan dari laju konstanta paparan (Γ). Laju konstanta paparan didefinisikan sebagai paparan dari sinar gamma dan sinar-X pada kecepatan R/jam dari 1 mCi (37 MBq) dari sebuah radionuklida pada jarak 1 cm.10 Setiap pengemisi sinar gamma dan sinar-X memiliki nilai Γ yang spesifik dengan satuan R · cm2/GBq · jam pada jarak 1 cm. Dalam satuan internasional (SI) dinyatakan dalam µGy · m2/GBq · jam pada jarak 1 cm. Nilai Γ diperoleh dari jumlah emisi sinar gamma dan sinar-X dari suatu radionuklida dengan energinya



dan koefisien penyerapan massanya di



udara.10 Karena sinar gamma dan sinar-X memiliki energi dibawah 10 KeV atau 20 KeV yang diserap oleh pembawanya dan karena tidak memberikan kontribusi yang signifikan terhadap paparan radiasi maka sinar gamma dan sinar-X 123



dengan energi diatas 10 KeV atau 20 KeV hanya termasuk ke dalam perhitungan Γ. Dalam hal ini sinar gamma dan sinar-X hanya dilambangkan dengan Γ10 atau Γ20. 10



Dimana X adalah intensitas paparan dari n-mCi sumber radionuklida pada jarak d cm dan Γ adalah konstanta laju paparan radionuklida.11 Hubungan antara jarak dan intensitas radiasi pada sinar-X dan sinar gamma dinyatakan dalam statistika sebagai berikut.



Dimana RA adalah jarak sumber radiasi menuju titik A. IA adalah intensitas sumber radiasi pada titik A. RB adalah jarak sumber radiasi menuju titik B dan IB adalah intensitas sumber radiasi menuju titik B. Sehingga dapat diketahui dari persamaan di atas bahwa semakin jauh jarak suatu titik terhadap sumber radiasi maka besarnya intensitas radiasi semakin kecil dengan perbandingan terbalik dengan kuadrat jarak. Oleh karena itu, cara proteksi radiasi dapat dengan menjaga jarak kerja suatu titik dimana intensitas radiasi dianggap relatif aman.8 3.



FAKTOR PELINDUNG Faktor pelindung digunakan sebagai salah satu cara proteksi radiasi apabila faktor waktu kerja dan faktor jarak masih memungkinkan memiliki risiko tingkat paparan radiasi yang lebih tinggi dari yang diijinkan. 124



Bahan dengan nomor atom tinggi (Z) yang menyerap radiasi dapat digunakan untuk memberikan proteksi terhadap radiasi. Karena jangkauan partikel alfa dan beta yang pendek di dalam suatu materi, bahan pembawa itu sendiri dapat bertindak sebagai radioprotektor. Radiasi sinar gamma memiliki



daya



tembus



yang



paling



tinggi,



sehingga



dibutuhkan bahan yang sangat menyerap untuk melindungi dari sumber pemancar radiasi ini. Pelindung yang sering digunakan untuk proteksi radiasi adalah beton atau lapisan logam timbal (Pb). Dimana prinsip dasar perlindungan adalah dengan pelemahan intensitas radiasi apabila radiasi yang bersangkutan melewati suatu bahan.



Berdasarkan persamaan di atas maka dapat diketahui bahwa suatu radiasi sinar gamma dan sinar-X dengan intensitas awal I0 melewati suatu bahan dengan ketebalan t dan koefisien pelemahan µ. Sehingga semakin tinggi paparan radiasi yang diterima oleh pekerja radiasi maka bahan pelindung radiasi harus semakin tebal. Bahan logam timbal memiliki koefisien pelemahan (µ) yang tinggi sehingga sering digunakan untuk proteksi radiasi. Dalam menilai keefektifan suatu bahan sebagai pelindung radiasi digunakan ukuran tebal paruh (HVL or Haf Value Layer) dimana semakin kecil nilai HVL maka akan semakin efektif pula suatu bahan pelindung untuk menahan suatu radiasi. 125



Bahan pelindung merupakan sarana yang sangat penting dalam proteksi radiasi. Radionuklida yang memancarkan partikel beta harus disimpan dalam wadah dengan nomor atom rendah seperti aluminium dan plastik karena wadah dengan nomor atom tinggi seperti timbal dapat menghasilkan radiasi Bremsstrahlung yang sangat tinggi. Sebagai contoh adalah P32 adalah unsur pemancar partikel beta sehingga harus disimpan dalam wadah plastik bukan wadah berbahan timbal.10,8 4.



FAKTOR AKTIVITAS10 Telah jelas diketahui bahwa paparan radiasi meningkat seiring dengan meningkatnya intensitas sumber radiasi. Kekuatan sumber radiasi lebih besar maka semakin banyak pula paparan radiasi. Sehingga, seorang pekerja radiasi seharusnya tidak bekerja dengan suatu sumber radiasi yang memiliki tingkat radioaktivitas yang tinggi. Semakin tinggi tingkat aktivitas suatu radionuklida maka paparan radiasi yang diterima pekerja radiasi dari sumber radiasi semakin tinggi.



126



BAB VII. SEDIAAN RADIOFARMASETIKA Radiofarmasetika adalah senyawa radioaktif yang digunakan untuk keperluan diagnosis dan terapi pada penyakit manusia. Dalam kedokteran nuklir hampir 95% radiofarmasetika digunakan untuk tujuan diagnostik dan sisanya digunakan untuk keperluan terapi. Radiofarmasetika memiliki efek farmakologi minimal dan kebanyakan digunakan sebagai pelacak.8 Syarat dari sediaan radiofarmasetika adalah harus steril, bebas pirogen dan harus melalui kontrol kualitas.10 A. PRODUKSI RADIOFARMASETIKA Radiofarmasetika merupakan senyawa dengan dua komponen penting yaitu radionuklida yang berguna untuk memancarkan radiasi yang dapat terbaca oleh detektor sebagai label dan senyawa obat atau farmakon yang berfungsi sebagai pembawa.8,11 Senyawa obat inilah yang akan menentukan distribusi radiofarmasetika ke dalam organ yang dituju dan terlibat dalam fungsi fisiologis organ tersebut. Obat tersebut merupakan suatu senyawa yang dilabel dengan ditempelkan suatu radionuklida di dalamnya sehingga dapat dideteksi oleh suatu detektor dengan demikian struktur morfologi dan fungsi fisiologi organ tersebut dapat diperkirakan.8 Senyawa obat yang dipilih harus yang relatif aman dan bersifat tidak toksik bagi manusia. Sedangkan radionuklida yang dipilih adalah yang mudah dideteksi dan memiliki dosis radiasi yang minimal terhadap pasien.



127



Saat ini terdapat lebih dari 100 radiofarmasetika yang dikembangkan menggunakan reaktor nuklir atau siklotron untuk memproduksi radioisotop untuk mendiagnosis dan terapi penyakit tertentu.



Produksi



radiofarmasetika



melibatkan



penanganan



sejumlah zat radioaktif dan pengolahan kimiawi. Beberapa aspek yang



perlu



diantaranya



diperhatikan termasuk



dalam



produksi



pengelolaan



radiofarmasetika



produksi



radioisotop,



pemeliharaan fasilitas pengolahan, jaminan kualitas dan kontrol kualitas yang efektif, registrasi produk dan distribusi bahan radioaktif. Dalam upaya penjaminan kualitas radiofaramsetika maka diperlukan pengaturan kondisi ruangan dalam preparasi sampel, dimana harus berada pada suhu optimum, pH, kekuatan ion dan rasio molar harus dijaga kestabilannya agar didapatkan khasiat maksimal dari produksi radiofarmasetika.16 Radiofarmasetika yang telah selesai diformulasi kemudian dapat di aplikasikan kepada manusia dan apabila menimbulkan kecacatan fatal akibat pemberian sediaan radiofarmasetika maka radiofarmasetika tersebut harus dimusnahkan. Berikut beberapa metode yang digunakan untuk mendapatkan radioisotop untuk sediaan radiofarmasetika. 1.



Radiofarmasetika yang diperoleh dari target yang di-iradiasi di dalam reaktor nuklir dan kemudian dilarutkan dalam pelarut. Contohnya adalah: Na24; K42 dan Br82.



2.



Radiofarmasetika yang diperoleh dari pemisahan kimia dari target yang di-iradiasi. Pemisahan kimia yang dilakukan meliputi oksidasi, reduksi, absorbsi, penukaran ion dan pengendapan. Contohnya adalah: I131; P32; Cr51 dan Fe55. 128



3.



Radiofarmasetika yang diperoleh dari pelabelan molekul organik sintetis atau dari makhluk hidup seperti tumbuhan atau hewan yang dilabel dengan suatu radioisotop. Contohnya adalah Diodon, Antipirin dan Rose Bengal yang dilabel dengan I125.



4.



Radiofarmasetika berupa koloid radioaktif yang diperoleh dari pengendapan logam metaloid atau garam. Contohnya adalah Koloid Au198 dalam bentuk partikel dengan diamater kurang dari 100 mm dalam suspensi yang stabil.



5.



Radiofarmasetika yang berasal dari radioisotop dengan waktu paruh pendek yang dihasilkan dari generator. Contohnya adalah Y87 menjadi Sr87 dan Mo99 menjadi Tc99m.3



B. DESAIN RADIOFARMASETIKA8 Saat ini telah banyak sediaan



radiofarmasetika



digunkaan dalam kedokteran nuklir. Salah satunya adalah



yang 99m



Tc-



Methylene Diphosphonate (MDP) yang digunakan sebagai bahan pencitraan tulang yang sangat baik. Komunitas kedokteran nuklir cukup puas dengan zat ini sehingga tidak ada penelitian dan pengembangan lebih lanjut yang dilakukan untuk mengganti 99m



Tc-MDP dengan sediaan radiofarmasetika baru. Namun, terdapat sejumlah sediaan radiofarmasetika yang



hanya memberikan nilai diagnostik minimal dalam kedokteran nuklir



sehingga



memerlukan



penggantian



dengan



sediaan



radiofarmasetika lain. Upaya dilakukan terus menerus untuk memperbaiki dan mengganti dengan sediaan radiofarmasetika baru.



129



Berdasarkan keriteria ini, maka perlunya untuk merancang sediaan radiofarmasetika untuk mengevaluasi fungsi dan/atau struktur organ yang diminati. Dalam proses merancang suatu radiofarmasetika maka perlu adanya protokol



yang pasti



berdasarkan sifat fisikokimia bahan yang digunakan untuk mempersiapkan radiofarmasetika. Selain itu metode penyiapan harus sederhana, mudah, dapat direproduksi dan sebaiknya tidak mengubah sifat yang diinginkan dari senyawa berlabel tersebut. Metode preparasi harus sederhana, mudah dan dapat direproduksi serta sebaiknya tidak mengubah sifat komponen yang melabel. Kondisi temperatur yang optimum, pH, kekuatan ion dan rasio konsentrasi harus dipertahankan untuk mendapatkan sediaan radiofarmasetika dengan efikasi yang optimal. Sediaan radiofarmasetika yang telah selesai dikembangkan dan diformulasi, perlu dilakukan uji klinis pada hewan dan manusia. Apabila penggunaan sediaan radiofarmasetika pada manusia menimbulkan efek



buruk yang tidak diinginkan maka



penggunaan sediaan radiofarmasetika tersebut harus dihentikan.8 C. FAKTOR



YANG



MEMPENGARUHI



DESAIN



RADIOFARMASETIKA8 Berikut beberapa faktor yang perlu dipertimbangkan sebelum, selama dan setelah penyiapan sediaan radiofarmasetika baru. 1. KOMPATIBILITAS8 Kriteria penting yang perlu dipertimbangkan ketika menyiapkan komponen senyawa berlabel adalah kecocokan dari senyawa yang dilabel dengan label radionuklida. 130



Sehingga penting untuk diketahui komponen kimia dari kedua pasangan senyawa dengan radionuklida tersebut. Sebagai contoh adalah Indium-111 (In111) dimana kandungan ionnya dapat membentuk ikatan kovalen koordinasi dan DTPA sebagai bahan pengkhelat yang terdiri dari atom nitrogen,



oksigen



yang



mengandung



elektron



tidak



berpasangan. Elektron tidak berpasangan ini kemudian didonasikan untuk membentuk ikatan kovalen koordinasi. Apabila ion In111 dicampurkan dengan DTPA dalam kondisi fisikokimia yang sesuai, In111-DTPA dapat terbentuk dan stabil dalam waktu lama. Iodin terutama mengikat gugus tirosil dari protein. Radionuklida merkuri mengikat gugus sulfihidril dari protein. Contoh ini memberikan gambaran bahwa hanya radionuklida khusus yang dapat melabel senyawa tertentu tergantung dari kriteria kimia masing-masing senyawa yang akan dilabel.8 2. STOIKIOMETRI8 Salah satu yang perlu diketahui dalam penyiapan sediaan radiofarmasetika baru adalah jumlah setiap komponen yang ditambahkan. Sebagai contoh adalah konsentrasi kimia dari pelacak Tc99m



. Konsentrasi dari Tc-99m dalam pelarut Tc-99m mendekati



10-9 M. Meskipun untuk mengurangi jumlah pelacak Tc-99m hanya dibutuhkan jumlah ekivalen dari Sn2+. Namun perbandingan 1000 : 1 juta kali lebih dari senyawa ini yang harus ditambahkan dalam penyiapan sediaan radiofarmasetika untuk memastikan bahwa konsentrasi Tc-99m berkurang. Hal ini 131



berlaku pula untuk bahan pengkhelat seperti DTPA atau MDP yang dapat ditambahkan untuk mengurangi jumlah Tc-99m. Rasio stoikiometri dari komponen yang berbeda dapat dicapai dengan mengatur persamaan yang sesuai dari reaksi kimia komponen yang bersangkutan. Konsentrasi setiap komponen yang terlalu tinggi maupun terlalu rendah dapat mempengaruhi



integritas



dari



penyiapan



sediaan



radiofarmasetika.8 3. MUATAN MOLEKUL8 Muatan dari sediaan radiofarmasetika dapat diketahui dari kelarutannya dalam beberapa jenis pelarut. Molekul bermuatan tinggi memiliki kelarutan tinggi dalam larutan air. Molekul nonpolar lebih mudah larut dalam pelarut organik dan lipid.8 4. UKURAN MOLEKUL8 Ukuran molekuler dari sediaan radiofarmasetika penting didiidentifikasi terutama untuk mengetahui tingkat absorbasi dalam sistem biologi. Molekul berukuran besar (mol. wt. > ~60.000) tidak disaring oleh glomeruli di ginjal.8 5. IKATAN PROTEIN8 Hampir semua jenis obat baik yang berkomponen radioaktif maupun tidak, dapat mengikat protein plasma dengan beberapa tingkatan. Target utama dalam mengikat protein adalah albumin, meskipun komponen lain secara khusus dapat mengikat protein lain dan globulin dengan baik



132



seperti Indium, Gallium dan beberapa ion metalik lain yang dapat mengikat transferrin dalam plasma. Ikatan protein sangat dipengaruhi oleh beberapa faktor seperti muatan molekul radiofarmasetika, pH, konfigurasi protein dan konsentrasi anion plasma. Pada tingkat pH rendah, protein plasma menjadi bermuatan positif dan obat anionik akan dapat berikatan dengan protein ini. Protein terdiri dari gugus hidroksil, karboksil dan gugus amino yang berkonfigurasi membentuk struktur protein. Konfigurasi struktur protein ini menggambarkan kekuatannya dalam mengikat radiofarmasetika. Khelat besi dapat menukar ion besi dengan protein karena afinitas besi lebih kuat daripada protein. proses ini disebut sebagai transkelasi dan menyebabkan kerusakan komplek secara in vivo. Sebagai contoh adalah In111-khelat menukar In111 dengan transferrin menjadi bentuk In111-transferrin. Ikatan protein juga berpengaruh terhadap distribusi ke dalam jaringan, klirens plasma dari radiofarmasetika dan asupan radiofarmasetika pada organ yang dituju. 8 6. KELARUTAN8 Sediaan radiofarmasetika yang bertujuan untuk pemberian secara injeksi maka sediaan dilarutkan dalam air dengan pH yang harus kompatibel dengan pH darah (7,4). Kekuatan ion dan osmolalitas dari bahan juga harus deisesuaikan dengan osmolalitas darah. Kelarutan



sediaan



radiofarmasetika



dalam



lipid



menunjukkan konsentrasi radiofarmasetika di dalam organ. 133



Oleh karena sebagian besar membran sel terdiri atas fosfolipid dan radiofarmasetika adalah sediaan yang tidak larut dalam lipid maka sediaan tersebut akan sulit melintasi membran sel. Semakin tinggi kelarutan radiofarmasetika dalam lipid maka semakin tinggi pula daya difusi radiofarmasetika melintasi membran sel sehingga semakin tinggi konsentrasinya di dalam organ target. Ikatan



protein



dapat



menurunkan



kelarutan



radiofarmasetika dalam lipid. Obat terionisasi kurang larut dalam lipid, sedangkan obat nonpolar sangat larut dalam lipid dan sangat mudah melintasi membran sel. Sebagai



contoh



adalah



sediaan



In111-oxine



yaitu



radiofarmasetika yang sangat larut dalam lipid. Sediaan ini terutama digunakan untuk melabel leukosit dan platelet.8 7. STABILITAS8 Stabilitas komponen berlabel menjadi salah satu hal yang penting dalam pelabelan kimia. Suatu sediaan kimia harus stabil baik secara in vitro maupun in vivo. Pemecahan sediaan radiofarmasetika secara in vivo menghasilkan biodistribusi radioaktivitas yang tidak diinginkan. Sebagai contoh, dehalogenisasi komponen radioiodin menghasilkan radioiodida yang dapat meningkatkan aktivitas dasar dari kajian klinis. Pengaturan suhu, pH, cahaya yang berpengaruh terhadap stabilitas komponen dan kisaran optimal kondisi fisikokimia harus dipertahankan ketika menyiapakan dan menyimpan senyawa berlabel.8 134



8. BIODISTRIBUSI8 Kajian biodistribusi dari sediaan radiofarmasetika sangat penting dalam mempertahankan efikasi dan kegunaannya. Beberapa diantaranya adalaha distribusi dalam jaringan, klirens plasma,



ekskresi



urin



dan



feses



setelah



pemberian



radiofarmasetika. Pada



kajian



distribusi



dalam



jaringan,



sediaan



radiofarmasetika diinjeksikan ke hewan uji seperti mencit, tikus dan kelinci. Hewan uji tersebut kemudian dikorbankan pada interval waktu yang berbeda-beda dan organ yang dikaji berbeda pula. Aktivitas yang terjadi di dalam organ bersangkutan kemudian dihitung dan dibandingkan. Data distribusi dalam jaringan menunjukkan seberapa baik sediaan radiofarmasetika digunakan untuk pencitraan organ target. Saat ini, kajian biodistribusi pada manusia telah dapat dilakukan menggunakan pencitraan kamera gamma. Laju



monsentrasi



radiofarmasetika



dalam



organ



tergantung dari laju klirens plasma setelah pemberian sediaan. Waktu



paruh



klirens



plasma



sediaan



radiofarmasetika



ditunjukkan oleh waktu yang dibutuhkan untuk mengurangi aktivitas awal plasma menjadi setengahnya. Waktu paruh ini dapat dihitung dengan mengumpulkan sampel darah pada interval waktu yang berbeda setelah pemberian injeksi dan kemudian dihitung aktivitas plasma. Berdasarkan plot aktivitas berbanding dengan waktu, dapat dilihat waktu paruh klirens plasma pelacak.



135



Ekskresi urin dan feses radiofarmasetika penting dalam evaluasi klinis. Semakin singkat waktu ekskresi urin dan feses maka risiko terpapar dosis radiasi semakin menurun. Nilai ini menunjukkan pengumpulan urin dan feses pada interval waktu yang berbeda setelah injeksi dan dihitung aktivitas dalam sampel. Efek toksik radiofarmasetika harus perlu dievaluasi. Efek ini dapat merusak jaringan, disfungsi fisiologis organ dan bahkan kematian hewan uji.8 D. APLIKASI RADIOFARMASETIKA Radiofarmasetika



didefinisikan



sebagai



zat



farmasetik



radioaktif yang digunakan untuk prosedur diagnosis dan terapi. Radiofarmasetika terdiri dari komponen obat dan komponen radioaktif. Radiofarmasetika berbeda dengan obat tradisional yaitu radiofarmasetika



kurang



memiliki



dibandingkan dengan obat tradisional.



aktivitas



farmakologi



9



Pada tiga dekade terakhir disiplin ilmu farmasi nuklir dan radiofarmasi telah sangat berkontribusi dalam praktik pengobatan nuklir. Farmasi nuklir dikenal pertama kali pada tahun 1978 yang khusus berfokus pada keamanan dan keefektifan penggunaan obat radioaktif atau radiofarmasetika. Aplikasi radiofarmasetika terbagi dalam dua kelompok besar yaitu sebagai bahan terapi dan diagnostik.11 Radiofarmasetika selain sebagai bahan terapi dan diagnostik, juga telah banyak digunakan sebagai pelacak fisiologis. Kelebihan penggunaan



radiofarmasetika



sebagai



pelacak



adalah



radioaktivitasnya memungkinkan adanya pemantauan eksternal 136



non-invasif terhadap organ target dan memiliki efek yang sangat kecil terhadap organ sehat lain serta terhadap proses biologis dalam tubuh. Sediaan radiofarmasetika juga tercatat memiliki tingkat keamanan yang sangat baik dan kejadian efek samping sangat rendah. 1.



APLIKASI TERAPEUTIK Sejak ditemukannya radium, penggunaan senyawa obat yang dilabel oleh radioisotop untuk terapi kanker semakin meningkat. Seiring dengan rendahnya efektivitas dari bahan sistemik seperti kemoterapi dalam bidang onkologi modern, terapi dengan radioisotop untuk pengobatan kanker semakin intens digunakan. Radioaktif iodin-131 (I131) sebagai pemancar partikel beta dan gamma yang melimpah digunakan secara intensif dalam pengobatan hipertiroid. Radioaktif fosfor-32 (P32) sebagai bahan



pertama



dalam



pengobatan



malignansi



sistem



hematologi.16 Meskipun masih banyak terdapat radioisotop lain yang potensial digunakan untuk terapi dalam kedokteran nuklir, namun pemilihan bahan radioisotop yang paling penting harus mempertimbangkan jenis emisi, energi yang dihasilkan, waktu paruh, kemudahan dalam produksi, ketersediaannya dan harganya yang terjangkau. Radioisotop yang digunakan untuk keperluan terapi secara garis besar dibedakan dalam dua kelompok yaitu radiometal dan radiohalogen. Radiometal telah banyak dikenal dan



digunakan



dalam



pengobatan



nuklir.



Sedangkan 137



radiohalogen memiliki karakteristik tersendiri yaitu metode radiolabeling yang relatif sederhana. Radioaktif yang digunakan untuk keperluan terapi berbeda dengan radioisotop untuk diagnostik. Radioisotop untuk keperluan terapi merupakan pemancar partikel beta dan alfa, energi yang dihasilkan rendah dan elektron dengan jangkauan rendah misalnya elektron Auger yang memiliki kemampuan untuk menembus jaringan target.9 Sediaan radiofarmasetika yang merupakan senyawa terlabel radioisotop tidak hanya dapat diberikan secara intravena. Namun beberapa radiofarmasetika dibuat dalam bentuk sediaan khusus yang memungkinkan untuk dilakukan pencitraan (imaging) dan agar dapat mencapai organ target spesifik misalnya organ retikuloendotelium (hati, limpa dan sumsum tulang belakang) dengan partikel koloid berlabel radioisotop, sel darah merah berlabel radioisotop untuk pencitraan pembuluh darah jantung dan perfusi paru-paru dengan agregat albumin. Beberapa radioisotop yang digunakan merupakan bentuk garamnya misalnya natrium iodida (I131) dan strontium klorida (Sr89). Namun sebagian besar radioisotop untuk label dimasukkan ke dalam suatu senyawa yang bertujuan untuk membuatnya tetap stabil dan dapat berfungsi secara in vivo. Beberapa



senyawa



kimia



tersebut



diantaranya



adalah



difosfonat etilen diamin tetrametilen fosfonat (EDTMP) – samarium-153 (Sm153) EDTMP atau senyawa biologi seperti antibodi – I131 tositumomab.



138



Radioisotop dapat digunakan secara internal maupun eksternal. Apabila digunakan secara eksternal atau sebagai implan yang dikemas dalam kapsul di dalam jaringan, efektivitas dosis terapinya dapat dihentikan dengan cara melepaskan



sumbernya



dari



jaringan.



Namun



apabila



digunakan secara internal sebagai sumber yang tidak dikemas, efektivitas dosis terapi tidak dapat dihentikan meskipun sumber radiasi dihilangkan. Tingkat dosis tinggi pada pemakaian radioisotop akan lebih efektif dalam mengobati tumor pada siklus sel dengan waktu singkat misalnya proliferasi. Dosis total dalam aplikasi terapeutik dihitung berdasarkan waktu paruh efektif radioisotop, konsentrasi radioisotop, jenisnya dan energi radiasi yang dipancarkan.11 Waktu paruh efektif dan fisik radioisotop berkaitan dengan waktu paruh obat di dalam tubuh. Dimana radioisotop dengan waktu paruh pendek memiliki ketersediaan yang sedikit dan kebutuhan akan pelabelan harus cepat sehingga jarang digunakan. Namun radioisotop berumur pendek pemancar partikel alfa (Bi212 dan Bi213) dan pemancar partikel beta (Cu67) telah diuji klinis untuk pengobatan leukemia akut. Radioisotop dengan emisi beta yang tinggi memiliki efek klinis dan merupakan kelompok radioisotop yang paling banyak digunakan dalam terapi. Beberapa radioisotop pemancar beta berperan penting dalam terapi paliatif pasien kanker dengan metastase ke tulang. Penggunaan radioisotop tanpa emisi sinar gamma memberikan keuntungan pada perawatan rawat jalan yang nyaman.9



139



Salah



satu



aplikasi



terapeutik



radioisotop



dalam



kedokteran nuklir adalah radioterapi. Radioterapi adalah tindakan



medis



menggunakan



radiasi



pengion



untuk



mematikan sel kanker sebanyak mungkin namun memiliki efek minimal terhadap sel normal. Radioterapi memiliki dua teknik yang sering digunakan dalam tindakan medis, yaitu teleterapi yang menggunakan sumber eksternal dan brakiterapi yang menggunakan sumber internal. Pada tindakan teleterapi, posisi sumber sinar gamma energi tinggi berasal dari Kobalt60 (Co-60) yang disimpan dalam kontainer metal yang tebal dan dapat diatur sedemikian rupa sehingga sel kanker dapat diradiasi dari berbagai arah yang dituju dengan setepat mungkin.



Gambar 29. Radioterapi menggunakan pesawat LINAC



Perkembangan teknik elektronika dan peralatan komputer yang canggih dalam dua dekade ini membawa perkembangan pesat dalam teknologi radioterapi. Dengan menggunakan pesawat LINAC (Linear Accelerator) generasi terbaru dimungkinkan



dapat



melakukan



radioterapi



dengan



keakuratan dan tingkat keselamatan yang tinggi melalui kemampuan yang sangata selektif untuk membatasi dosis 140



radiasi yang diterima secara tepat dan hanya ditujukan untuk sel kanker atau tumor.



Gambar 30. Gamma knife dan terapi radiasi



Sejak tahun 1985 dengan memanfaatkan teknologi Three Dimensional



Conformal



Radiotherapy



(3D-CRT)



telah



dikembangkan metode pembedahan menggunakan radiasi pengion sebagai pisau bedah (gamma knife). Pada kasus tumor ganas yang sulit dijangkau dengan pisau bedah konvensional, metode ini dapat memberikan solusi dalam tindakan medis melalui radiosurgery dimana teknik ini dilakukan tanpa tahapan insisi atau membuka kulit pasien dan tanpa merusak jaringan normal di luar target. Selain itu radioterapi dapat pula dilakukan menggunakan sumber terbuka yang diposisikan sedekat mungkin dengan target kanker yang dikenal sebagai brakiterapi. Sumber radiasi yang sering digunakan yaitu, Iodium-25 (I-25), Radium-226 (Ra-226), Stronsium-89 (Sr-89), Samarium-153 (Sm-153) dan Itrium-99 (Y-99). Sumber radiasi tersebut dikemas dalam bentuk jarum, biji atau kawat yang diletakkan dalam rongga 141



tubuh (intracavitary) seperti pada kanker serviks, kanker paru dan kanker esofagus. Sumber radiasi tersebut juga dapat diletakkan di dalam organ atau jaringan (interstisial) seperti pada kanker prostat, kanker kepala dan leher, kanker payudara atau di dalam lumen (intraluminal). Radioterapi juga dapat digunakan untuk mengurangi rasa sakit pasien kanker yaitu tindakan paliatif menggunakan sumber radiasi tertutup maupun LINAC.9 2.



APLIKASI DIAGNOSTIK Dalam aplikasi diagnostik dikenal adanya radiodiagnostik yang bertujuan untuk mendeteksi adanya kelainan atau kerusakan pada organ dan kanker pada tubuh dengan menggunakan pemancar sinar-X berenergi rendah dengan hasil dalam bentuk citra anatomi. Dimana radioisotop berfungsi sebagai pelacak radioaktif. Dosis radiasi yang digunakan dalam radiodiagnostik tidak berbahaya bagi pasien pada interval waktu tertentu karena relatif setara dengan dosis radiasi alam dan jauh lebih rendah dari dosis yang digunakan dalam radioterapi.9 Radioisotop yang digunakan untuk diagnosis harus yang memancarkan sinar gamma, dengan energi yang cukup untuk dapat terlepas dari dalam tubuh dan memiliki waktu paruh pendek sehingga dapat meluruh dengan cepat setelah selesai dilakukan pencitraan. Radioisotop yang populer digunakan dalam aplikasi diagnosis adalah Technetium-99 yang telah digunakan sebanyak 80% dalam prosedur pengobatan nuklir. 142



Radioisotop technetium-99 merupakan unsur buatan yang memiliki karakteristik yang cukup ideal dalam aplikasi radiodiagnostik.16 1) Technetium-99 memiliki waktu paruh yang cukup panjang yaitu enam jam sehingga dapat digunakan untuk memeriksa proses metabolisme yang cukup lama sehingga dapat meminimalkan dosis radiasi pada pasien. 2) Technetium-99 meluruh melalui proses transisi isomerik yang memancarkan sinar gamma dan elektron berenergi rendah sehingga dosis radiasi yang diterima pasien lebih rendah karena tidak mengemisikan partikel beta berenergi tinggi. 3) Sinar gamma berenergi rendah yang dipancarkan oleh technetium-99 mudah terlepas dari tubuh manusia sehingga dapat terdeteksi akurat oleh kamera gamma dan untuk meminimalkan dosis radiasi yang diterima oleh pasien. 4) Struktur kimia technetium-99 sangat berguna dalam membentuk



pelacak



fisiologis



yaitu



technetium-99



dimasukkan ke dalam berbagai zat aktif biologis untuk memastikan radioisotop ini menempel pada jaringan atau organ yang disukai. 5) Technetium-99m-MDP (metilen difosfonat) merupakan sediaan radiofarmasetika yang telah banyak digunakan untuk mendeteksi metastasis tulang pada beberapa penyakit kanker.16 Beberapa metode radiodiagnostik yang sering digunakan adalah menggunakan teknologi sinar-X misalnya pada 143



mammography



untuk



mendeteksi



keberadaan



kanker



payudara, fluoroskopi (X-ray movie) untuk mengamati citra sinar-X dari tubuh pasien melalui monitor secara langsung dan dinamik dengan paparan sinar-X secara kontinyu pada pasien dan Computed Tomography Scan (CT-scan).



Gambar 31. Alat CT-scan



Pencitraan menggunakan CT-scan memberikan gambaran morfologik berdasarkan perubahan atau perbedaan transmisi radiasi melalui organ atau bagian tubuh yang diperiksa. Gambaran pencitraan suatu organ dengan metode radiodiagnostik didapatkan melalui mekanisme kerja dimana sebuah film yang ditempatkan pada bayangan seorang pasien maka film tersebut akan menghasilkan citra dari bagian dalam tubuh pasien misalnya tulang akan tampak terang pada film. Apabila seseorang perlu memeriksa kondisi organ dalam tubuhnya misalnya usus atau ginjal maka pasien tersebut harus menggunakan medium kontras baik dengan cara diminum atau disuntik. Medium tersebut akan menuju organ target dan memberikan citra organ yang jelas pada gambar sinar-X.9 144



3.



POSITRON EMISSION TOMOGRAPHY IMAGING PET (Positron Emission Tomography) yang secara klinis berguna



untuk



pencitraan



berasal



dari



sintesis



18



fluorodeoxyglucose fluor-18 (F -FDG) pada tahun 1976 di Brookhaven National Laboratory. Fluorin-18 merupakan radioisotop pemancar positron. Awal mula pemanfaatan F18-FDG untuk pemetaan metabolisme glukosa di otak untuk mengetahui adanya penyakit neurologis. Selanjutnya F18-FDG dimanfaatkan untuk mendeteksi dan pengobatan berbagai jenis kanker stadium lanjut. Saat ini sedang dikembangkan penelitian terkait PET yang menggunakan F18-FDG. Sejumlah raadiofarmasetika yang berlabel



fluor-18 sedang dikembangkan dan beberapa



diantaranya telah dalam tahapan uji klinis.16 Berikut adalah contoh pencitraan menggunakan PET F18FDG.



Gambar 32. Hasil pencitraan menggunakan PET F18-FDG17



145



Berdasarkan gambar diatas ditunjukkan bahwa seorang pria yang berusia 75 tahun menderita kanker prostat. (A) gambar berintensitas proyeksi maksimum dari PET F18-FDG menunjukkan adanya metastase pada kelenjar getah bening (ditunjukkan dengan arah panah) dan adanya serapan samar pada lesi osseusdi tulang rusuk kanan



(B) gambar



berintensitas proyeksi maksimum dari PET F18 menunjukkan serapan kuat pelacak radioaktif pada beberapa lesi tulang, termasuk lesi pada rusuk kananyang terlihat pada pencitraan PET F18-FDG (C) gambar berintensitas proyeksi maksimum dari kombinasi PET F18/ F18-FDG (ditunjukkan arah panah) menunjukkan kedua lesi tercatat dalam PET F18-FDG dan lesi rangka yang tercatat pada PET F18 (tanda anak panah pada tulang rusuk kanan).17



146



BAB VIII. KONTROL KUALITAS SEDIAAN RADIOFARMASETIKA Prinsip dasar dalam evaluasi radiofarmasetika sama dengan evaluasi



produk



farmasetika



lain.



Kontrol



kualitas



harus



menekankan pada kemurnian, potensi, identitas produk, keamanan biologis dan efikasi. Radiofarmasetika memiliki umur pendek sehingga metode yang digunakan untuk kontrol kualitas harus cepat dan efektif. Namun untuk beberapa sediaan radiofarmasetika dengan umur sangat pendek harus segera didistribusikan dan digunakan setelah pencatatan batch meskipun semua tahapan dalam kontrol kualitas belum selesai. Kontrol kualitas untuk sediaan radiofarmasetika meliputi dua hal yaitu, aspek fisikokimia dan aspek biologi.15 A. ASPEK FISIKOKIMIA 1. UKURAN PARTIKEL Penampilan fisik dari sediaan radiofarmasetika sangat penting. Pada keadaan larutan yang baik, sediaan radiofarmasetika tidak mengandung partikel asing dan warna tidak berubah dari semula. Penyiapan koloidal dan agregat harus ditentukan rentang partikel yang tepat untuk tujuan tertentu. Sebagai contoh apabila digunakan untuk visualisai retikuloendotelial maka partikel koloid harus memiliki ukuran partikel sebesar 100 nm. Pada preparasi koloid Tc99m-sulfur, ukuran partikel setiap batch bervariasi dari 0,1 – 1 mm yang diperiksa 147



menggunakan



mikroskop.



Pemeriksaan



ini



harus



dikembangkan lebih lanjut pada studi distribusi pada jaringan hewan, dimana partikel koloid dengan ukuran yang tepat harus terlokalisasi di hati. Sementara partikel agregat yang lebih besar akan disimpan di paru-paru. Preparat agregat Tc99m-MAA, ukuran partikelnya bervariasi dari 10 – 100 mm. Ukuran ini diperiksa dengan hemositometer dibawah mikroskop cahaya. Ukuran partikel yang



lebih



dari



kemungkinan



150



mm



menyebabkan



harus



dibuang



blokade



karena



pada



arteri



pulmonal.14 2. KEKUATAN pH DAN ION Sediaan radiofarmasetika harus memiliki konsentrasi ion hidrogen atau pH yang sesuai dengan stabilitasnya. Dimana pH radiofarmasetika yang ideal adalah sesuai dengan pH darah yaitu 7,4. Meskipun dapat bervariasi antara 2 dan 9 dikarenakan kapasitas buffer di dalam darah yang tinggi. pH larutan diukur secara akurat menggunakan pH meter. Sedangkan evaluasi kolorimetrik diukur dengan kertas pH yaitu Lakmus paper yang masih kurang akurat. Perbedaan pH aktual dengan pH ideal harus dapat ditangani dengan hati-hati. Sediaan



radiofarmasetika



juga



harus



memiliki



kekuatan ion, isotonisitas dan osmolalitas yang tepat agar sesuai dengan sistem tubuh manusia. Kekuatan ion yang tepat dapat dicapai dengan penambahan zat asam, alkali maupun elektrolit yang tepat. 148



Kekuatan ion dan pH menjadi ukuran stabilitas dari suatu sediaan radiofarmasetika. Sehingga dapat diketahui pengencer atau pelarut yang tepat yang akan digunakan untuk mengecilkan dosis sediaan radiofarmasetika.12 3. KEMURNIAN RADIOKIMIA Kemurnian radiokimia dapat dianalisis menggunakan berbagai



teknik



diantaranya



kromatografi



cair,



kromatografi kertas, HPLC dan elektroforesis. Kemudian setelah atau selama pemisahan, distribusi radioaktivitas pada kromatogram dapat ditentukan. Teknik pengukuran dapat berbeda tergantung dari sifat radiasi dan teknik kromatografi. Kuantitas zat yang digunakan pada perangkat kromatografi seperti kertas, plate atau kolom terkadang bernilai sangat kecil. Oleh karena sensitivitas deteksi radioaktivitas sangat tinggi sehingga perlu adanya interpretasi data. Penambahan pembawa (carrier) yang berupa senyawa non-radioaktif diperlukan untuk mengetahui adanya pengotor dalam sediaan radiofarmasetika. HPLC dengan kinerja tinggi lebih bermanfaat untuk mengidentifikasi



dan



karakterisasi



senyawa



berlabel



radioisotop daripada metode kromatografi sederhana lainnya.12



149



4. KEMURNIAN KIMIA Kemurnian kimia mengacu pada proporsi sediaan yang ada dalam bentuk kimia tertentu tanpa memperhatikan adanya radioaktivitas. Persiapan yang dilakukan untuk menguji kemurnian kimia sediaan terutama ion exchange misalnya pada pembuatan asam iodoksiat yang mana beberapa atom yodium digantikan oleh atom yodium-131.12 Zat pengotor kimia dalam persiapan pembuatan sediaan radiofarmasetika tidak dapat diterima jika bersifat toksik atau dapat memodifikasi proses fisiologis atau menghasilkan enteraksi yang tidak diinginkan. Terutama perlu diperhatikan pada zat pengotor yang berpengaruh terhadap efek farmakologis atau farmakodinamik meskipun jumlahnya sangat rendah misalnya reseptor ligan.12 B. ASPEK BIOLOGI 1. STERILITAS Uji sterilitas dilakukan untuk membuktikan bahwa sediaan radiofarmasetika bebas dari mikroorganisme. Tes harus dilakukan secara aseptis sehingga bakteri dari luar tidak dapat mengontaminasi sampel uji. Menurut USP 26, uji sterilitas dilakukan dengan menginkubasikan sampel uji dalam media tioglikolat pada suhu 300 C – 350C selama 14 hari. Sedangkan tes lainnya menggunakan penggilingan kedelai untuk menginkubasi sampel uji pada suhu 200C – 250C selama 14 hari.14 150



Volume sampel harus paling tidak sama besarnya dengan manusia. Apabila pada kedua metode uji terdapat pertumbuhan



bakteri



yang



teramati



maka



sediaan



radiofarmasetika dianggap tidak steril. Sebagian besar radioisotop untuk labeling memiliki waktu paruh sangat singkat sehingga sebelum selesai uji sterilitas sediaan sudah harus digunakan terlebih dahulu.12 2. BAKTERI ENDOTOKSIN/ PIROGEN Semua



sediaan



radiofarmasetika



yang



akan



digunakan pada manusia harus bebas pirogen. Pirogen adalah polisakarida atau protein yang merupakan hasil dari metabolisme suatu mikroorganisme. Ukuran pirogen 0,05 – 1 mm, mudah larut dan stabil. Produk bakteri yaitu endotoksin merupakan contoh dari pirogen. Namun beberapa bahan kimia juga dapat membuat kontamniasi pirogen ke dalam larutan radiofarmasi. Tidak ada metode khusus untuk membuat sampel bebas pirogen. Namun terdapat beberapa cara untuk meminimalkan kontaminasi pirogen diantaranya adalah dengan menggunakan peralatan gelas steril dan setiap prosedur



yang dilakukan dalam pembuatan larutan



radiofarmasetika harus aseptis.8 3. TOKSISITAS8 Sediaan radiofarmasetika sebelum digunakan pada manusia harus telah diuji keamanan dan toksisitas dosis terapinya. Efek toksik yang terjadi karena penggunaan 151



sediaan radiofarmasetika dapat menyebabkan perubahan fungsi histologi dan fisiologi organ tubuh bahkan dapat menyebabkan kematian. Uji toksisitas sediaan radiofarmasetika meliputi uji toksisitas akut dan kronik yang diujikan pada beberapa hewan uji seperti mencit, tikus, kelinci dan anjing. Uji ini dilakukan dengan memejankan suatu dosis tertentu pada hewan uji selama 2 sampai 6 minggu. Adanya kematian hewan uji pada interval waktu tersebut kemudian dilakukan observasi terhadap perubahan patologi organ. Kuantitas yang disebut LD50/60 menggambarkan komponen toksik dari sediaan radiofarmasetika. Dosis ini dibutuhkan untuk menghasilkan 50% kematian dalam waktu 60 hari yang diujikan pada spesies apapun setelah pemberian sediaan radiofarmasetika. Dosis dimana terjadi 50% kematian hewan uji yang diamati dalam 60 hari setelah pemberian sediaan radiofarmasetika ditetapkan sebagai LD50/60 untuk bahan. Uji toksisitas ini paling tidak harus dilakukan replikasi pada dua hewan uji. Dari penelitian ini , ditetapkan faktor keamanan yang mana besarnya harus sama dengan penggunaannya pada manusia. Sebagian besar pada sediaan radiofarmasi, toksisitas timbul dari senyawa obat bukan dari radionuklida. Oleh karena itu, penggunaan sediaan pada rentang dosis diagnostik sehingga risiko toksisitas minimal. Selain itu, terdapat peraturan ketat terhadap penggunaan hewan uji untuk uji toksisitas maka saat ini uji toksisitas sediaan 152



radiofarmasetika lebih banyak dipelajari menggunakan kultur sel dan pemodelan menggunakan komputer.8



153



BAB IX. PELABELAN SENYAWA DENGAN RADIOISOTOP A. METODE PELABELAN9 Pemanfaatan senyawa berlabel radioisotop telah banyak dikembangkan dalam bidang medis, biokimia dan bidang-bidang lain. Pada bidang medis, senyawa berlabel radionuklida pemancar beta negatron pemanfaatannya terbatas untuk penelitian in vitro dan aplikasi terapeutik. Sedangkan senyawa berlabel radionuklida pemancar gamma memiliki aplikasi yang lebih luas yang sampai saat ini terutama bermanfaat dalam pencitraan secara in vivo berbagai organ. Pada senyawa berlabel, atom atau gugus atom dari suatu molekul dipindahkan oleh atom atau gugus atom dari radioaktif yang sama atau berbeda. Pada proses pelabelan, kondisi fisikokimia berpengaruh terhadap jenis pelabelan khusus. Terdapat enam metode dalam pelabelan senyawa yang dimanfaatkan untuk kebutuhan klinis.8 1.



REAKSI PENUKARAN ISOTOP Dalam reaksi penukaran isotop, satu atau lebih atom dalam suatu molekul digantikan oleh isotop dari unsur yang sama namun memiliki nomor massa yang berbeda. Oleh karena senyawa berlabel dan molekul induk memiliki karakter yang identik terkecuali pada isotopnya, maka keduanya memiliki komponen kimia dan biologi yang sama. Sebagai contoh adalah



125



I-triiodotironin (T3),



125



I-tiroxin



(T4) dan 14C-, 35S- dan 3H-senyawa berlabel. Rekasi pelabelan 154



ini bersifat reversibel dan berguna untuk melabel bahan berkomposisi iodin dengan radioisotop iodin dan untuk melabel senyawa dengan tritium.8 2.



PENGENALAN LABEL ASING Pada jenis pelabelan ini, radionuklida digabungkan dengan suatu molekul yang diketahui memiliki aplikasi biologi tertentu dengan membentuk ikatan kovalen atau kovalen koordinasi. Penandaan radionuklida dilakukan pada molekul dan tidak memberi label dengan menukar salah satu isotopnya. Sebagai contoh adalah DTPA,



51



99m



Tc-albumin berlabel,



99m



Tc-



Cr-sel darah merah berlabel dan protein teriodinasi



dan enzim lainnya. Pada beberapa kasus, stabilitas in vivo suatu bahan kurang pasti dan harus diperhatikan apabila terjadi perubahan komponen kimia dan biologi senyawa berlabel. Senyawa dalam kategori ini, ikatan kimianya terbentuk oleh khelat yang mana lebih dari satu atom mendonasikan pasangan elektron ke atom penerima dan biasanya adalah logam transisi. Sebagian besar



99m



Tc-senyawa berlabel yang



digunakan dalam kedokteran nuklir terbentuk dari khelat. Sebagai contoh adalah 99mTc diikat oleh DTPA, gluceptat, dan ligan lain dengan mekanisme khelating.8 3.



PELABELAN



DENGAN



BAHAN



KHELAT



BIFUNGSIONAL Dalam pendekatan ini, bahan pengekhelat bifungsional terkonjugasi dengan suatu makromolekul seperti protein dan 155



antibodi pada salah satu sisinya dan dengan ion logam seperti Tc melalui khelating di sisi yang lain. Sebagai contoh bahan pengkhelat bifungsional adalah DTPA, methallothionein, diamid dimerkaptid (N2S2), hidrazinonikotinamid (HYNIC) dan dithiosemicarbazon. Terdapat dua metode dari metode khelat



99m



Tc yang telah



ada dan metode khelator-antibodi tidak langsung. Berdasarkan metode khelat terbentuk



99m



Tc yang telah ada, khelat



menggunakan



bahan



99m



Tc awalnya



pengkhelat



seperti



diamidodithiol, siklam dan bahan pengekhelat lain yang kemudian digunakan untuk melabel makromolekul dengan membentuk ikatan antara bahan pengkhelat dan protein. Sedangkan



dalam



metode



tidak



langsung,



bahan



pengkhelat bifungsional awalnya terkonjugasi dengan suatu makromolekul yang kemudian bereaksi dengan ion logam membentuk suatu kompleks makromolekul-khelat-logam. Beberapa jenis antibodi dilabel menggunakan metode ini. Hal ini dikarenakan adanya bahan pengkhelat, maka komponen biologi protein berlabel dapat berubah-ubah dan harus dikaji terlebih dahulu sebelum digunakan untuk keperluan klinis. Meskipun



pemberian



khelator



sebelum



dilabel



menghasilkan kompleks khelat-logam murni dengan informasi struktur yang lebih pasti, metode ini terdiri dari beberapa tahapan dan hasil pelabelan sering tidak optimal sehingga lebih mendukung adanya pendekatan khelator-antibodi.8



156



4.



BIOSINTESIS Dalam proses biosintesis, organisme hidup ditumbuhkan dalam kultur media yang terdiri dari pelacak radioaktif dimana pelacak bergabung ke dalam metabolit yang dihasilkan oleh proses metabolisme organisme dan metabolit tersebut kemudian dipisahkan secara kimia. Sebagai contoh adalah vitamin B12 yang dilabel dengan 60



Co atau 57Co dengan menambahkan pelacak ke dalam kultur



media dimana tumbuh organisme hidup yaitu Streptomyces griseus. Selain itu beberapa senyawa berlabel yang dilabel menggunakan



biosintesis



diantarnya



adalah



14



C-dilabel



karbohidrat,protein dan lemak.8 5.



PELABELAN REKAMAN Pelabelan rekaman sedikit diminati karena hasil pelabelan tidak digunakan dalam skala besar. Pada reaksi nuklir, apabila partikel diemisikan dari inti, atom rekaman atau ion diproduksi yang dapat membentuk ikatan dengan molekul lain dalam bahan target. Energi tinggi dari atom rekaman menghasilkan hasil yang buruk karena aktivitas spesifik produk berlabel yang rendah. Beberapa senyawa yang mengandung tritium dapat disiapkan dalam reaktor menggunakan reaksi 6Li(n,α) 3H. Senyawa dilabel dengan mencampurkan garam lithium dan diiradiasi di dalam reaktor. Tritium yang diproduksi dari reaksi diatas kemudian digunakan untuk melabel senyawa dengan mekanisme penukaran isotop dan senyawa berlabel dipisahkan.8 157



6.



PELABELAN EKSITASI Pelabelan eksitasi dilakukan menggunakan radioaktif dan ion anak yang sangat reaktif yang diproduksi dari proses peluruhan nuklir. Selama peluruhan beta atau penangkapan elektron, ion bermuatan energik diproduksi yang kemudian dapat digunakan untuk melabel berbagai jenis senyawa yang diinginkan. Peluruhan Kripton-77 menjadi senyawa dilabel dengan



77



Kr maka ion



77



77



Br dan apabila



Br yang energik



dapat melabel senyawa dengan membentuk senyawa yang terbrominasi. Hal yang sama juga terjadi pada beberapa jenis protein yang teriodinasi dengan



123



I dengan mengeluarkannya



menjadi 123Xe yang meluruh menjadi 123I. Hasil senyawa yang diperoleh dari metode ini memiliki aktivitas yang rendah.8 B. FAKTOR YANG BERPENGARUH TERHADAP PELABELAN Sebagian besar radiofarmasetika digunakan untuk keperluan klinis. Radiofarmasetika yang digunakan tersebut relatif lebih mudah disiapkan dalam bentuk ion, koloid, makroagregasi atau bentuk khelat dan masih banyak lagi. Beberapa faktor yang mempengaruhi



integritas



senyawa



berlabel



harus



sangat



diperhatikan.8 1.



EFISIENSI PROSES PELABELAN Hasil pelabelan yang baik merupakan hasil yang selalu diinginkan, meskipun tidak selalu dapat dipertahankan dalam banyak kondisi. Sehingga hasil pelabelan yang buruk terkadang dapat diterima apabila produk murni dan tidak rusak oleh metode pelabelan yang digunakan.8 158



2.



STABILITAS KIMIA PRODUK Stabilitas



berkaitan



dengan



jenis



ikatan



antara



radionuklida dan senyawa. Senyawa dengan ikatan kovalen relatif lebih stabil dalam berbagai macam kondisi fisikokimia. Stabilitas tetap produk berlabel harus lebih besar untuk mendapatkan kondisi yang lebih stabil.8 3.



DENATURASI ATAU PERUBAHAN Struktur dan/atau komponen biologi senyawa berlabel dapat berubah dipengaruhi oleh kondisi fisikomia yang bermacam-macam selama proses pelabelan. Sebagai contoh, protein terdenaturasi oleh pemanasan pada pH diatas 2 dan dibawah 10 dan oleh mekanisme iodinasi yang kuat. Sel darah merah juga mengalami denaturasi oleh pemanasan.8



4.



EFEK ISOTOP Efek isotop menghasilkan komponen fisik dan biologi yang berbeda. Hal ini disebabkan oleh perbedaan berat isotop. Sebagai contoh. Senyawa bertritium, atom H digantikan oleh atom 3H dan perbedaan nomor massa dari 3H dan H dapat mengubah komposisi senyawa berlabel. Keadaan ini dapat ditunjukkan pada kondisi fisiologis air bertritium berbeda dengan air yang secara normal terdapat dalam tubuh. Efek isotop dapat tidak terlalu berpengaruh apabila isotop memiliki massa yang besar.8



159



5.



KEADAAN



BEBAS



PEMBAWA



ATAU



TANPA



DITAMBAHKAN PEMBAWA (No-Carrier-Added/NCA) Radiofarmasetika dapat teradsorbsi ke dalam dinding kontainer apabila berada pada keadaan bebas pembawa atau NCA. Beberapa teknik telah dikembangkan sehingga hasil pelabelan tidak dipengaruhi oleh pelacak dengan konsentrasi rendah yang berada dalam keadaan bebas pembawa atau NCA.8 6.



KONDISI PENYIMPANAN Terdapat banyak senyawa berlabel yang dapat mengalami dekomposisi pada suhu yang tinggi. Protein yang dilabel dapat terdegradasi dalam pemanasan sehingga harus disimpan dalam suhu yang sesuai. Sebagai contoh, albumin harus disimpan dalam lemari es. Adanya cahaya dapat merusak beberapa senyawa berlabel sehingga harus disimpan dalam kondisi gelap. Kehilangan bahan pelacak bebas pembawa melalui proses adsorpsi ke dalam dinding kontainer ndapat dicegah dengan penggunaan botol berlapis silika.8



7.



AKTIVITAS SPESIFIK Aktivitas spesifik didefinisikan sebagai aktivitas per gram bahan berlabel. Dalam berbagai bidang, aktivitas spesifik yang tinggi diperlukan dalam aplikasi pelabelan senyawa dan metode yang diinginkan harus tepat sampai akhir proses. Selain itu, aktivitas spesifik yang tinggi dapat menyebabkan



160



kejadian radiolisis yang banyak dalam senyawa berlabel sehingga perlu dihindari.8 8.



RADIOLISIS Terdapat banyak senyawa berlabel yang terdekomposisi oleh pemancar radiasi dengan adanya radionuklida di dalamnya. Jenis dekomposisi ini disebut sebagai radiolisis. Semakin tinggi aktivitas spesifik radionuklida maka semakin besar pula efek radiolisis. Apabila ikatan kimia rusak oleh radiasi dari molekul itu sendiri maka proses tersebut merujuk kepada autoradiolisis. Radiasi dapat pula mendekomposisi pelarut dengan memproduksi radikal bebas yang dapat merusak ikatan kimia senyawa berlabel. Proses ini disebut sebagai radiolisis tidak langsung. Sebagai contoh, radiasi dari molekul berlabel dapat mendekomposisi air untuk memproduksi hidrogen perosida atau radikal bebas perhidroksil yang mengoksidasi molekul berlabel lain. Untuk mencegah radiolisis tidak langsung, pH pelarut harus netral karena banyaknya reaksi yang terjadi dalam lingkungan ini dapat menjadikan pH bersifat basa atau asam. Semakin panjang waktu paruh radionuklida maka semakin kuat terjadinya radiolisis dan semakin besar radiasi yang dipancarkan, maka semakin besar radiolisis. Dalam proses radiolisis, kemurnian radiokimia di dalam sampel bahan berlabel harus sangat diperhatikan terutama adanya produk yang tidak diinginkan. Faktor inilah yang menjadi



161



pedoman



dalam



menentukan



waktu



kadaluwarsa



radiofarmasetika.8 9.



PEMURNIAN DAN ANALISIS Kemurnian



radionuklida



timbul



dari



kontaminan



radioaktif yangmana hal ini terjadi dipengaruhi oleh metode yang digunakan dalam produksi radionuklida. Dengan reaksi fisi kemurnian yang diperoleh lebih banyak daripada reaksi nuklir di dalam siklotron atau reaktor. Hal ini dikarenakan rekasi fisi dari inti yang berat mampu memproduksi lebih banyak nuklida. Pemusnahan



kontaminan



dapat



dilakukan



dengan



berbagai macam metode pemisahan kimia yang mana umumnya dilakukan selama tahapan produksi radionuklida. Radiokimia



dan



kemurnian



kimia



timbul



dari



ketidaksempurnaan pelabelan senyawa dan dapat diperkirakan dengan berbagai macam metode analisis seperti ekstraksi pelarut, penukaran ion, kromatografi kerta, kromatografi gel atau HPLC dan elektroforesis. umumnya kemurnian didapat dari pelabelan dengan degradasi alami dari radiolisis.8 10. MASA SIMPAN Senyawa berlabel memiliki masa simpan selama dapat digunakan secara aman berdasarkan tujuan yang diinginkan. Penurunan efikasi senyawa berlabel selama waktu tertentu dihasilkan dari radiolisis dan tergantung dari waktu paruh fisik radionuklida, pelarut, zat aditif, molekul pelabel, sifat



162



pemancar radiasi, dan sifat ikatan kimia antara radionuklida dan molekul. Umumnya, pada tiga kali waktu paruh fisik atau maksimal enam bulan merupakan batas masa penyimpanan senyawa 99m



berlabel. Masa simpan dari



Tc-dilabel senyawa bervariasi



antara 0,5 dan 18 jam, dan pada umumnya adalah 6 jam.8 C. PELABELAN KHUSUS Dalam kedokteran nuklir, terdapat dua radionuklida yang sering digunakan yaitu, dengan



99m



Tc



dapat



99m



Tc dan



131



menggantikan



I. Senyawa yang dilabel hampir



80%



sediaan



radiofarmasetika lain dalam kedokteran nuklir, dimana selanjutnya diikuti oleh 123I dan 131I-. 1.



RADIOIODINASI Iodinasi telah banyak digunakan secara luas untuk pelabelan senyawa dalam bidang medis dan biologis. Iodin adalah unsur non logam yang terdapat dalam kelompok halogen VIIA. Iodin memiliki nomor atom 53 dan hanya 127



memiliki isotop stabil yaitu



I. beberapa radioisotop iodin



umumnya digunakan untuk radioidinasi dan untuk keperluan klinis. Semua isotop iodin,



123



I sangat sesuai untuk prosedur



diagnostik in vivo karena memiliki waktu paruh 13,2 jam dan foton berenergi 159 KeV sehingga memberikan dosis radiasi yang rendah terhadap pasien. Isotop ini dihasilkan dari siklotron sehingga harganya sangat



mahal.



Isotop



125



I



sering



digunakan



untuk 163



memproduksi antigen berlabel dan senyawa lain yang berguna untuk prosedur in vitro. Keuntungan lainnya adalah memiliki waktu paruh panjangyaitu,



60 hari. Oleh karena energi



fotonnya yang rendah yaitu berkisar antara, 27 – 35 KeV maka isotop ini tidak sesuai untuk pencitraan in vivo. Sedangkan isotop iodin lain,



131



I memiliki waktu paruh 8



hari dengan energi foton 364 KeV dan digunakan dalam prosedur pencitraan dan pengambilan tiroid. Isotop ini memancarkan beta negatron dengan dosis radiasi yang lebih besar daripada



123



I sehingga spesifik digunakan untuk terapi



tiroid. Dalam penyiapan 123I, 124I dapat muncul sebagai pengotor radionuklida yang diproduksi dari penembakan partikel alfa pada target Te, karena memiliki waktu paruh panjang yaitu, 4,2 hari dan memiliki energi radiasi yang tinggi dan faktor pencacahannya juga tinggi. Energi foton yang tinggi dapat menurunkan gambar dalam scintigrafik karena penetrasi septal dari kolimator dan juga terjadi kelebihan pancaran radiasi sebesar 159 KeV pada jendela dari I-123.8 1) PRINSIP IODINASI Iodinasi molekul dilakukan dengan mengoksidasi iodin. Dalam bentuk teroksidasi, iodin mengikat kuat berbagai macam molekul dalam bentuk terreduksi. Umumnya iodida teroksidasi menjadi I+ oleh zat pengoksidasi. Molekul bebas iodin memiliki struktur I+-Idalam pelarut air. Selain itu, spesies elektrofilik tidak



164



berada dalam bentuk bebas tetapi membentuk kompleks dengan nukleofilik seperti air atau piridin.



Ion iodonium terhidrasi, H2OI+ dan asam hipoiodit, HIO dapat menjadi spesies pengiodinasi dalam proses iodinasi. Iodinasi terjadi dengan mekanisme substitusi elektrofilik ion hidrogen dengan ion iodonium dalam molekul yang diinginkan atau substitusi nukleofilik (penukaran isotop) dimana atom radioaktif iodin ditukar dengan atom stabil iodin yang telah ada di dalam molekul. Subtitusi nukleofilik:



Subtitusi elektrofilik:



Dalam iodinasi protein, cincin fenolik dari tirosin merupakan sisi utama dalam iodinasi dan diikuti oleh cincin imidazol dari histidin. pH memberikan peranan penting dalam iodinasi protein, dimana pH optimal adalah 7 – 9. Suhu dan durasi dari iodinasi tergantung dari jenis molekul yang diiodinasi dan metode iodinasi yang digunakan. Kadar iodinasi mempengaruhi integritas molekul protein dan tergantung dari jenis protein dan metode iodinasi. Normalnya, satu atom iodin untuk satu molekul protein.8 165



2) METODE IODINASI a. METODE TRIIODIDA Metode triiodida terdiri dari penambahan radioiodin ke dalam senyawa yang dilabel dengan adanya campuran iodin dan kalium iodida:



Dimana RH adalah senyawa organik yang dilabel. Dalam kasus ini pelabelan protein dengan metode ini terjadi denaturasi protein yang rendah namun hasilnya sedikit hanya sebesar 10% - 30%. Karena terdapat iodin dingin, maka aktivitas spesifik produk berlabel menurun.8 b. METODE MONOKLORIDA IODIN Dalam metode monoklorida iodin, radioiodin mulanya diseimbangkan dengan



127



I stabil dalam



monoklorida iodin yang telarut dalam HCl dan kemudian campuran ditambahkan secara langsung ke dalam senyawa yang diinginkan untuk dilabel pada pH dan suhu tertentu. Hasil proses ini mencapai 50% -80%. Iodin dingin dalam ICl dikeluarkan di dalam molekul yangmana senyawa berlabel memiliki aktivitas spesifik yang rendah. Hasil proses ini tidak dapat diperkirakan tergantung dari jumlah ICl yang ditambahkan.8 166



c. METODE KLORAMIN-T Kloramin-T adalah garam natrium dari Nmonokloro-p-toluensulfonamid dan merupakan zat pengoksidasi. Dalam metode iodinasi ini, mulanya senyawa yang dilabel dan kemudian kloramin-T ditambahkan ke dalam larutan



123



I-natrium iodida.



Kloramin-T mengoksidasi iodida menjadi spesies iodin reaktif yang kemudian melabel senyawa. Oleh



karena



iodin



dingin



tidak



perlu



dikeluarkan, maka senyawa beraktifitas spesifik tinggi dapat diperoleh dengan menggunakan metode ini dan efisiensi pelabelan sangat tinggi mencapai ~90%. Kloramin-T merupakan substansi yang sangat reaktif dan dapat menyebabkan denaturasi protein. Kadang-kadang



pengoksidan



yang



lebih



ringan seperti natrium nitrit dan natrium hipoklorit dapat



digunakan



kloramin-T.



untuk



Metode



direaksikan



ini



digunakan



dengan untuk



mengiodinasi berbagai macam senyawa.8 d. METODE ELEKTROLITIK Terdapat



banyak



protein



yang



dapat



diradioiodinasi dengan metode elektrolitik, yang mana terdiri dari elektrolisis campuran radioiodida dan bahan yang dilabel. Dalam sel elektrolitik, kompartemen



anoda



dan



katoda



dipisahkan 167



dengan mendialisis kantong yang mengandung katoda



yang



kompartemen



terendam anoda



larutan



saline,



mengandung



dan



campuran



elektrolitik. Elektrolisis melepaskan iodin reaktif yang melabel senyawa. Pelepasan iodin terjadi secara lambat dan terus-menerus sehingga menyebabkan iodinasi yang seragam terhadap senyawa dan tanpa iodin pembawa. Hasil pelabelan mencapai hampir 80%.8 e. METODE ENZIMATIK Dalam iodinasi enzimatik, enzim seperti lactoperoksidase



dan



kloroperoksidase



dan



sejumlah nanomolar dari H2O2 ditambahkan dalam campuran iodinasi yang mengandung radioiodin dan



senyawa



berlabel.



Hidrogen



peroksida



dioksidasi oleh iodida membentuk iodin reaktif yang mana berubah menjadi senyawa teriodinasi. Denaturasi protein atau perubahan molekul organik minimal terjadi karena hidrogen peroksida yang ditambahkan dalam konsentrasi rendah. Hasil yang diperoleh dari metode ini mencapai 60% 85% dan memiliki aktivitas spesifik tinggi. Metode ini cukup banyak digunakan dalam mengiodinasi protein dan hormon.8



168



f. METODE KONJUGASI Dalam



metode



konjugasi,



awalnya



suksinilmidil-3(4-hidroksifenil)-propionat



N(N-



SHPP) diradioiodinasi dengan metode kloramin-T dan dipisahkan dari campuran reaksi. NSHPP diradioiodinasi dalam benzen kering lebih sering digunakan. Protein dilabel dengan bahan ini dengan



mereaksikan



molekul



protein,



menghasilkan ikatan amida dengan gugus lisin dari protein. Hasil pelabelan tidak terlalu tinggi, namun metode ini memberikan reaksi iodinasi tanpa mengubah molekul protein yang mengandung tirosin. Dimana molekul protein ini kemungkinan dapat berubah yang dapat ditemui dalam beberapa kasus dehalogenisasi in vivo.8 g. METODE DEMETALISASI Dalam upaya meningkatkan stabilitas in vivo protein



teriodinasi,



organometalik



logam



seperti



intermediet organothallium,



organomerkuri, organisilan, organoboron, dan organostannan digunakan untuk mengiodinasi cincin aromatik prekursor. Ikatan logam-karbon dipecah



oleh



radioiodinasi



dari



bahan



pengoksidasi seperti kloramin-T dan iodogen.



169



Organostannan



[suksinimidil



para-tri-n-



butilstannil benzoat (SBSB)] merupakan senyawa intermediet yang paling baik karena mudah dalam penyiapan, stabilitas baik dan mudah dalam reaksi penukaran dengan radioiodin. SBSB pertama kali di radioiodinasi dengan metode yang sesuai dimana gugus tributil stannil disubstitusi dengan radioiodin. Protein kemudian dipasangkan dengan SBSB dengan mencampurkan keduanya dalam pH alkalin. Tamoxifen, vinil estradiol dan asam lemak fenil diiodinasi menggunakan teknik ini.8 h. METODE IODOGEN Protein



dan



membran



sel



dapat



di-



radioiodinasi dengan metode iodogen. Iodogen atau kloramid (1, 3, 4, 6-tetrakloro-3α, 6αdifenilglikoluril) yang terlarut dalam metilen klorida



dievaporasi



dalam



tabung



untuk



mendapatkan lapisan film yang seragam di dalam tabung. Radioiodida dan protein dicampurkan di dalam tabung selama 10 – 15 menit dan campuran dimusnahkan



dengan



dekantasi.



Iodogen



mengoksidasi iodida, dan iodin melabel protein. iodida yang tidak bereaksi dipisahkan dengan kromatografi



kolom



dengan



menggunakan



campuran Sephadex gel atau DEAE penukar ion. Denaturasi protein dapat minim terjadi karena reaksi terjadi dalam fase padat dan iodogen sulit 170



larut dalam air. Hasil pelabelan mencapai 70 % 80%.8 i. METODE IODO-BEAD Dalam metode ini, iodo-bead digunakan untuk mengiodinasi



peptida



dan



protein



yang



mengandung bagian tirosin. iodo-bead terdiri dari pengoksidan N-klorobenzensulfonamid yang tidak bergerak berukuran 2,8 mm diameter tidak berporos bulat polistiren. Bulatan ini dapat stabil dalam waktu 6 bulan apabila dsimpan dalam botol bersuhu 40C. Radioiodinasi dapat dilakukan dengan menambahkan lima sampai enam iodobead dicampur dengan protein ~ 100 mcg dan 123Inatrium iodida dalam 0,5 ml larutan dapat fosfat dan ditutup dengan tabung polistiren. Reaksi berjalan selama 15 menit pada suhu kamar. Campuran iodinasi dapat dihilangkan dengan dipipet dan protein teriodinasi dipisahkan dengan teknik konvensional. Metode ini dianggap sangat berhasil dengan sedikit adanya denaturasi protein dan hasil pelabelan mencapai hampir 90%.8 j.



SENYAWA RADIOIODINASI Setelah radioiodinasi, iodida dibebaskan dari residu dengan cara presipitasi, penukaran anion, filtrasi gel atau dialisis. Pemilihan metode ini 171



tergantung



dari



senyawa



yang



teriodinasi.



Terdapat banyak senyawa teriodinasi yang dapat disterilisasi dengan autoclave, namun sterilisasi protein dilabel harus dilakukan melalui filtrasi membran karena autoclave dapat mendenaturasi protein. Secara umum, iodin mengikat kuat dan secara irreversibel terhadap senyawa aromatik. Namun ikatanya



terhadap



senyawa



alifatik



lebih



reversibel. Iodin mengikat gugus amino dan sulfihidril, namun reaksinya bersifat reversibel. Sebagian asam lemak alifatik tidak jenuh dan lemak jenuh seperti asam oleat dan triolein dapat dilabel dengan radioiodin. Oleh karena, iodinasi menjenuhkan dua ikatan molekul tersebut maka dapat mengubah kandungan kimia dan biologinya. Sebagai contoh senyawa radioiodinasi adalah 125



I- atau



123



I-dilabel serum albumin manusia,



fibrinogen, insulin, globulin, hormon, antibodi dan enzim. Kekurangan senyawa berlabel I-123 adalah dosis radiasi yang tinggi pada pasien dan foton memiliki



energi



tinggi



yaitu



364



KeV.



Karakteristik radiasi dari I-123 adalah sesuai digunakan secara



in



vivo



dan peningkatan



ketersediaan radiofarmasetika berlabel I123 untuk keperluan klinis dalam kedokteran nuklir. Dalam berbagai



bidang,



123



I-natrium



iodida



rutin



digunakan untuk mengkaji tiroid.8 172



2.



PELABELAN DENGAN 99MTc Seperti yang telah disebutkan sebelumnya bahwa lebih dari 80% radiofarmasetika yang banyak digunakan dalam 99m



kedokteran nuklir adalah



Tc-senyawa berlabel. Hal ini



karena karakteristik fisik dan radiasi dari



99m



Tc. Waktu paruh



fisiknya 6 jam dan sedikit memancarkan elektron sehingga hanya



diperbolehkan



radioaktivitas dari



pemberian



99m



Tc



sejumlah



millicurie



tanpa dosis radiasi yang signifikan



terhadap pasien. selain itu, energi fotonnya yang sebesar 140 KeV berupa monokromatik dan terkolimasi memberikan gambaran dengan resolusi yang sangat besar.



99m



Tc tersedian



dalam keadaan steril, bebas pirogen, bebas pembawa dari generator 99Mo - 99mTc.8 1) PELABELAN DENGAN TECHNETIUM TERREDUKSI Spesies



99m



Tc tereduksi secara kimia reaktif dan



dapat dikombinasikan dengan berbagai macam zat pengkhelat.



Bahan pengkhelat mendonasikan elektron tidak berpasangan yang dimilikinya membentuk ikatan kovalen koordinasi dengan



99m



Tc tereduksi. Gugus kimia seperti



COO-, -OH-, -NH2, dan –SH mendonorkan elektron pada senyawa seperti DTPA, gluseptat dan protein lain. Beberapa peneliti mengusulkan bahwa timah dapat digabungkan dengan Sn-dimetilgliksosim.



99m



Tc-khelat. Sebagai contoh 99mTc-



Penelitian menunjukkan



bahwa 173



99m



Tc-dilabel



DTPA,



N[N’-(2,6-dimetilfenil)



karbamoilmetil] asam imminodiasetik (HIDA), metilen difosfat (MDP), pirofosfat (PYP), hidroksietilidena difosfonat (HEDP) dan glukonat yang tidak mengandung timah dalam kompleks strukturnya.8 2) PERTEKHNAT



BEBAS



99M



DALAM



Tc-



RADIOFARAMSETIKA 99M



Dalam penyiapan



Tc -radiofaramsetika dalam



botol kit, jumlah pertekhnat bebas harus dalam batasan yang dapat diterima. Namun, dengan adanya oksigen di dalam botol, terutama sebelum ditambahkan



99M



Tc, dapat



menyebabkan teoksidasinya ion stannus menjadi ion stannik dimana adanya jumlah ion stannus mengurangi penurunuan Tc7+. Sehingga hasilnya terjadi peningkatan 99M



TcO4- bebas dalam 99MTc-radiofarmasetika. Aktivitas yang tinggi dari



99M



Tc dengan adanya



oksigen menyebabkan radiolisis air atau produk lain dalam sampel dan memproduksi hidroksi(OH-), alkoksi (RO-) dan radikal bebas peroksi(RO2∙). Spesies ini berinteraksi dengan



99M



Tc-khelat memproduksi



bebas dalam sampel. Namun, batas aktivitas



99M



TcO4-



99M



Tc yang



disarankan untuki penambahan kit komersial cukup rendah sehingga efek radiolitik dapat normal. Efek diatas dapat dikurangi dengan menggunakan sejumlah ion stannus yang cukup dan menghindari oksigen, udara atau bahan pengoksidasi lain dalam botol selama masa simpannya. Umumnya botol kit dibilas 174



dengan gas N2 untuk mempertahankan atmosfer gas inert di dalamnya. Beberapa peralatan seperti kit MDP dan kit HDP, antioksidan (asam askorbat dan asam gentisat) ditambahkan untuk mencegah adanya oksidasi.8 3) HIDROLISIS MENGURANGI TECHNETIUM DAN TIMAH Terdapat kemungkinan bahwa



99M



Tc tereduksi dapat



mengalami hidrolisis di dalam larutan air. Dalam hal ini, 99M



Tc tereduksi bereaksi dengan air membentuk berbagai



macam spesies terhidrolisis tergantung dari pH, durasi hidrolisis dan adanya bahan lain. Analisis reaksi kimia menunjukkan bahwa technetium terhidrolisis adalah senyawa



99M



TcO2



yang



berkompleksasi



dengan



kandungan lain seperti SnO, MoO3 atau Al. Hidrolisis ini berkompetisi dengan proses kelasi dari senyawa yang diinginkan dan mengurangi hasil



99M



Tc-khelat. Spesies



terhidrolisis dapat menganggu uji diagnostik apabila berada



dalam



jumlah



yang besar



dalam



sediaan



radiofarmasetika. Penggunaan stannus klorida memiliki kekurangan bahwa ion Sn2+ juga mengalami hidrolisis dalam larutan ait pada pH 6 – 7 dan membentuk koloid yang sulit terlarut. Koloid ini dapat mengikat



99M



Tc tereduksi dan



menurunkan kualitas hasil pelabelan. Sehingga perlunya ditambahkan asam untuk mencegah hidrolisis Sn2+ sebelum



mereduksi



technetium



apabila



penyiapan



menggunakan komponen dasar selain kit. 175



Kedua kekurangan yang terjadi yaitu, hidrolisis 99MTc tereduksi dan Sn2+, dapat dicegah dengan menambahkan bahan pengkhelat. Bahan ini kemudian akan mengikat 99M



Tc tereduksi dan Sn2+ dan mencegah hidrolisis. Rasio



bahan pengkhelat dengan Sn2+ haruslah lebih besar dimana dapat mengikat Sn2+ secara sempurna. Ikatan antara bahan pengkhelat dengan 99MTc tereduksi atau Sn2+ sangat tergantung dari afinitas tetap bahan pengkhelat. Apabila bahan pengkhelat berisfat lemah seperti senyawa fosfat maka keberadaan spesies terhidrolisis dalam penyiapan



99M



Tc-dilabel sangat tinggi. Namun, apabila



bahan pengkhelat memiliki afinitas yang tinggi seperti DTPA



maka



jumlah



spesies



terhidrolisis



dapat



diminimalkan. Dalam



penyiapan,



sebagian



besar



fraksi



dari



radioaktivitas berada dalam bentuk terikat. Fraksi bebas dan terhidrolisis harus dimusnahkan dan dikurangi sampai level minimal sehingga tidak dapat mengganggu uji diagnostik. Analisis sampel



99M



Tc- dan



99M



Tc-HEDP



dengan HPLC dapat menunjukkan bahwa terdapat sekitar tujuh spesies yang tidak diketahui yang mengandung Tc berada dalam kondisi teroksidasi. Distribusi beberapa komponen dalam campuran tergantung dari waktu bereaksi dan adanya molekul oksigen.8



176



99M



4) PEMBENTUKAN



Tc-KOMPLEK



DENGAN



PENUKARAN LIGAN Metode penukaran ligan atau disebut sebagai transkelasi,



mulanya



terjadi



99M



pembentukan



Tc-



kompleks dengan ligan lemah dalam media air dan kemudian kompleks bereaksi dengan ligan kedua yang relatif lebih stabil. Karena perbedaan stabilitas kedua ligan, terjadilah penukaran ligan membentuk



99M



Tc-



kompleks yang lebih stabil dengan ligan kedua. Sebagai contoh dalam penyiapan merkaptoasetil-glisilglisilglisin atau



99M



Tc-glukonat



pengurangan



99M



(MAG3),



mulanya



99M



Tc-dilabel



99M



terbentuk



Tc-tartrat dengan



-



TcO4 dengan ion stannus dengan adanya



natrium tartrat adatu glukonat. Selanjutnya pemanasan dengan MAG3 menghasilkan 99MTc-MAG3.



Jenis ligan kuat seperti MAG3, isonitril dan ECD kurang larut dalam larutan air dan membutuhkan pemanasan atau pelarutan yang lebih lama. Sedangkan jenis ligan lemah seperti tartrat, sitrat dan EDTA sangat larut dalam larutan air. dalam kit mengandung kedua jenis ligan, lemah dan kuat, ion stannus lebih terikat pada ligan lemah daripada ligan kuat karena berada dalam bentuk terlarut. Setelah penambahan



99M



TcO4-, Tc7+ berkurang 177



dengan adanya ion Sn2+ dan Tc yang tereduksi dengan mudah membentuk 99MTc-khelat dengan ligan lemah. Setelah pemanasan atau dengan direaksikan dalam waktu yang lama, ligan kuat dengan mudah terlarut dan penukaran ligan dapat terjadi antara ligan kuat dengan 99M



Tc-khelat. Penambahan bahan pengkhelat lemah penting untuk



menstabilkan Tc tereduksi, terutama dalam keadaan oksidasi rendah. Oleh karena reaksi antara ligan kuat dengan



Tc



tereduksi



berjalan



lambat



diakibatkan



rendahnya kelarutan ligan, dengan tidak adanya ligan lemah dalam sampel dan hanya ligan kuat saja maka akan dapat mengendapkan sebagian besar Tc tereduksi menjadi koloid. Berdasarkan prinsip ini, beberapa kit untuk pelabelan 99M



Tc diformulasikan sehingga mengandung kedua ligan,



kuat dan lemah serta dengan ion stannus. Sebagai contoh tartrat dan MAG3 untuk pencitraan ginjal, EDTA dan etil sistein dimer (ECD) untuk pencitraan otak dan heksakismetoksiisobutil isonitril dan asam sitrat untuk pencitraan miokard.8 5) KIT UNTUK PELABELAN 99MTc Pengenalan



kit



untuk



memformulasi



99M



Tc-



radiofarmasetika telah banyak mendukung praktik farmasi nuklir. Kit yang digunakan memiliki waktu simpan yang panjang, terjangkau dan dapat disimpan secara praktis untuk penyiapan setiap saat. Pelabelan



99M



Tc dapat 178



diselesaikan 99M



dengan



mudah



dengan



menambahkan



TcO4- pada sebagian besar kit. Kit untuk sebagian besar



99M



Tc-radiofarmasetika



disiapkan dari larutan baku yang terdiri dari senyawa yang dilabel dicampur dengan larutan asam dari senyawa stannus pada kondisi yang disesuaikan. pH larutan diatur pada 5 – 7 dengan melarutkan NaOH, dibilas dengan nitrogen dan sebagian larutan dikeluarkan ke dalam botol kit individual. Larutan kemudian diliofilisasi dan botol dibilas dan diisi dengan nitrogen steril. Liofilisasi membuat bahan kering di dalam vial sehingga dapat dengan mudah larut dalam larutan air dan dapat membantu pelabelan dengan kelasi. Penyiapan dilakukan menggunakan bahan-bahan setril dan berada dalam kondisi aseptis di dalam Laminar flow hood yang diisi dengan nitrogen bertekanan positif. Berbagai macam senyawa stannus seperti stannus klorida, stannus florida, stannus sitrat, stannus tartrat, stannus pirofosfat dan lainnya telah digunakan oleh perusahaan komersial, meskipun stannus klorida yang paling banyak digunakan. Dalam penyiapan kit, ketika larutan asam Sn2+ ditambahkan, terbentuk kompleks Sn2+ dan bahan pengkhelat menjadi Sn-khelat. Ketika pH larutan meningkat, hidrolisis Sn2+ tidak akan terjadi karena Sn2+ telah berkelasi dengan adanya bahan pengkhelat dalam jumlah besar. Reaksi kimiawi pada timah berlaku ketika larutan 99M



TcO4- ditambahkan ke dalam bahan pengkhelat 179



terliofilisasi di dalam botol kit.



99M



Tc7+ direduksi oleh



Sn2+ dalam Sn-khelat atau oleh Sn2+ bebas pada keadaan seimbang. Jumlah Sn2+ pada kondisi ini harus lebih dari cukup untuk mengurangi jumlah nanomolar dari



99M



Tc7+



yang ditambahkan ke dalam kit. Pada setiap kit, jumlah awal Sn2+ dan bahan pengkhelat sangat penting diperhatikan. Apabila timah terlalu banyak digunakan, kemungkinan hidrolisis timah meningkat yang dalam kasus ini timah terhidrolisis dapat mengendapkan beberapa 99M



99m



Tc tereduksi menjadi bentuk



Tc-koloid dan kompleks Sn dan kemudian dapat



menurunkan hasil khelat dilabel. Apabila timah terlalu sedikit dapat menyebabkan reduksi



99M



Tc berjalan tidak



sempurna sehingga berada pada keadaan oksidasi dan menyebabkan hasil yang tidak diinginkan dari kompleks yang tidak bereaksi dengan



99M



99M



Tc-



-



TcO4 .



Besarnya bahan pengkhelat yang dikeluarkan dapat digunakan untuk menjaga timah tetap berkompleksasi. Kondisi ini dapat mencegah hidrolisis timah dan technetium pada pH 6 -7 setelah penambahan 99MTcO4- ke dalam kit dan hasil



99M



Tc-kompleks dapat meningkat.



Pada bahan pengkhelat lemah, rasio bahan pengkhelat harus lebih besar dari rasio timah. Nilai optimal dari rasio ini harus dipertahankan pada masing-masing kit dengan trial and error.8



180



BAB X. STERILISASI DENGAN RADIASI Beberapa alat dan produk kesehatan misalnya kateter, jarum suntik,



sarung



tangan



bedah



dan



hemodialiser



pada



penggunaannya berkontak langsung dengan jaringan atau cairan tubuh. Oleh karena itu produk tersebut harus steril atau bebas dari mikroorganisme hidup terutama yang bersifat patogen. Sebagian besar produk alat kesehatan terutama terbuat dari bahan polimer yang tidak tahan pemanasan dengan suhu tinggi, karena itu sterilisasi yang dapat digunakan adalah sterilisasi dingin menggunakan gas etilen oksida (ETO) atau radiasi. Sterilisasi dengan gas ETO mempunyai beberapa kelemahan misalnya bersifat toksik pada manusia, meninggalkan residu gas yang bersifat karsinogen pada produk, polusi terhadap lingkungan, dan memerlukan masa inkubasi produk 7-14 hari. Sterilisasi dengan radiasi pengion merupakan pilihan yang tepat untuk sterilisasi dingin terhadap produk yang tidak tahan panas seperti alat kedokteran dan tissue graft. Dosis sinar gamma dari irradiator dengan sumber Co-60 atau Cs-137 yang digunakan dalam proses sterilisasi bergantung pada jenis bahan yang disterilkan, jenis mikroba, dan tingkat populasi mikroba. Perlu dipahami bahwa materi atau alat yang diradiasi tidak akan menjadi sumber radiasi atau bersifat radioaktif. Beberapa



keuntungan



sterilisasi



menggunakan



radiasi



dibandingkan dengan metode sterilisasi lain adalah sterilisasi dilakukan pada suhu kamar, tidak menimbulkan kenaikan temperatur yang signifikan, dapat menembus ke dalam seluruh bagian produk maupun setelah dilakukan pengemasan akhir, tidak 181



merusak bahan yang disterilisasi, waktu iradiasi sebagai variabel pengontrol keseluruhan proses, lebih efektif karena dapat mencapai 100% steril pada dosis tinggi, dapat mesterilkan bahan dalam jumlah banyak untuk sekali proses radiasi, tidak meninggalkan residu, dan dapat digunakan pada produk akhir. Suatu produk dikatakan steril apabila produk tersebut bebas dari mikroorganisme hidup. Tetapi tidak ada satupun sistem sterilisasi yang mampu mengukur nilai absolut tersebut, sehingga semua



proses



sterilisasi



mempunyai



keterbatasan



dalam



membunuh mikroorganisme. Oleh karena itu selalu terdapat suatu probabilitas teoritik dari non sterilitas yang dikenal dengan istilah Sterility Assurance Level (SAL). SAL adalah probabilitas mikroorganisme hidup dalam suatu produk setelah proses sterilisasi dan dinyatakan dalam nilai 10-n. Artinya dari 10 produk yang disterilkan hanya boleh satu produk yang tidak steril. Pemilihan nilai SAL didasarkan atas penggunaan produk tersebut. Untuk produk yang digunakan berkontak langsung dengan jaringan tubuh atau darah nilai SAL adalah 10-6, sedangkan untuk produk yang tidak berkontak langsung dengan darah mempunyai nilai SAL 10-3. Pemilihan dosis sterilisasi antara lain didasarkan pada jumlah dan tipe mikroorganisme kontaminan yang ada pada produk, kondisi sterilisasi yang digunakan, dan nilai SAL yang ditetapkan. Dalam Farmakope Indonesia Edisi IV disebutkan bahwa dosis sterilisasi yang digunakan untuk produk kesehatan adalah 25 kGy. Dosis yang lebih rendah dapat digunakan bergantung dari kandungan mikroba awal dan jenis mikroba serta faktor lainnya.



182



Teknologi nuklir sangat aman untuk diaplikasikan pada jaringan biologi untuk keperluan transplantasi karena dapat mencegah terjadinya penularan penyakit dari donor ke resipien terutama yang dapat ditularkan oleh virus seperti HIV, hepatitis, cytomegalovirus, sapi gila, dengue, dan flu burung N5H1, dan oleh kuman patogen seperti penyakit TBC, sifilis, dan lainnya. Jaringan tubuh manusia maupun hewan telah banyak digunakan pada pasien untuk berbagai tujuan. Berdasarkan sumber dari jaringan, graft dapat



dibagi



(penggunaan



menjadi



empat



kelompok



graft dalam individu



yaitu



yang sama),



autograft allograft



(penggunaan graft dari individu berbeda dalam satu spesies), xenograft (penggunaan graft dari spesies berbeda), dan alloplastic graft (graft sintetik inert). Di Indonesia, pengambilan dan pemakaian kembali jaringan biologi diizinkan berdasarkan Undang Undang Nomor 23 tahun 1992 tentang kesehatan. Graft jaringan dapat disiapkan dalam bentuk segar dan awetan. Jaringan untuk transplantasi dapat disiapkan dengan cara pembekuan, liofilisasi, demineralisasi dan kemudian disterilkan dengan iradiasi. Sterilitas graft baik segar maupun awetan merupakan hal yang penting diperhatikan untuk mengurangi risiko penularan penyakit dari donor ke resipien, serta memperpanjang



masa



simpan.



Sterilisasi



secara



dingin



menggunakan sinar gamma atau berkas elektron merupakan pilihan yang tepat untuk mensterilkan graft jaringan dan telah banyak digunakan untuk sterilisasi jaringan biologi. Sesuai dengan kebutuhan, graft dapat dibuat dalam berbagai bentuk dan ukuran misalnya morsellize atau berbentuk chip, granul, strut dan osteochondral. Dalam bidang ortopedi, bentuk 183



morsellize dan chip umumnya digunakan sebagai pengisi dari cavity, bettres, atau sebagai tambahan dari autograf. Granula tulang demineralisasi diproduksi untuk meningkatkan aktivitas bone morphogenic protein (BMP) suatu growth factor yang berperan sebagai osteoinduksi. Tulang demineralisasi sangat banyak dipakai pada bedah mulut dan maksilofasial misalnya untuk rekonstruksi tulang rahang, periodontal bone defect, koreksi dental defect. Sesuai dengan keperluannya, graft tulang demineralisasi dapat disediakan dalam bentuk bubuk, granula, kubus, batangan, batang korek api, perforated cortical block. Untuk mengatasi masalah keamanan produk dan keselamatan pasien penerima, tahap tahap pemrosesan seperti seleksi dan skrining donor dilakukan secara ketat, diikuti dengan proses pencucian dan pasteurisasi, serta sterilisasi produk akhir.9



184



BAB XI. PENGAWETAN MAKANAN Radiasi pengion dapat dimanfaatkan untuk pengawetan bahan makanan,



menghambat



pertunasan,



menunda



pematangan,



disinfestasi serangga/hama gudang, dekontaminasi bakteri patogen dan mensterilkan produk pangan dari segala bentuk kontaminasi oleh mikroba. Proses sterilisasi makanan dengan sinar gamma bertujuan untuk mencegah penularan penyakit melalui makanan dan memperpanjang masa simpan. Makanan yang telah di-iradiasi tidak mengalami perubahan nilai nutrisi dan tidak membuat makanan bersifat radioaktif. Teknik pengawetan bahan pangan konvensional dapat melalui: 1. Metode fisika misalnya pemanasan, pendinginan, pembekuan dan penekanan. 2. Metode kimia misalnya penggaraman, penambahan pengawet dari bahan kimia dan antibiotik Akan tetapi metode konvensional tersebut memiliki beberapa kendala misalnya, keterbatasan kondisi lingkungan (suhu, cuaca) dan bahan pangan dapat kehilangan nutrisi selama proses pengawetan atau penambahan zat kimia lain ke dalam bahan pangan malah dapat merusak fungsi utama bahan pangan tersebut. Sehingga pengawetan bahan pangan dengan teknik radiasi menunjukkan potensi yang baik untuk meningkatkan kualitas bahan pangan. Kelebihan dari teknik radiasi ini diantaranya adalah: 1.



Menjaga kesegaran makanan



2.



Tidak meninggalkan residu 185



3.



Dapat membunuh mikroba secara efektif, dan



4.



Prosesnya mudah dikontrol Berikut adalah beberapa teknik radiasi untuk pengawetan



bahan pangan berdasarkan dosis sinar gamma. 1.



Dosis rendah (< 1 kGy) 1) Mencegah pertunasan pada rimpang dan umbi-umbian maka digunakan dosis radiasi sebesar 0,05 – 0,15 kGy 2) Menunda proses kematangan buah digunakan dosis radiasi 0,1 – 1,15 kGy 3) Membunuh serangga digunakan dosis radiasi 0,2 – 1 kGy 4) Membunuh parasit daging digunakan dosis radiasi sebesar 0,1 – 0,3 kGy



2.



Dosis sedang (1 – 10 kGy) 1) Menurunkan



kandungan



mikroba



dengan



proses



pasteurisasi digunakan dosis radiasi sebesar 0,5 – 10 kGy 2) Membunuh bakteri patogen digunakan dosis radiasi sebesar 3 – 10 kGy 3.



Dosis tinggi (> 10 kGy) 1) Membunuh semua mikroba yang ada dengan proses sterilisasi digunakan dosis radiasi sebesar 10 – 50 kGy Beberapa keuntungan sterilisasi dengan radiasi pengion



dibandingkan dengan metode sterilisasi lain adalah dapat dilakukan pada suhu kamar, tidak menimbulkan kenaikan temperatur yang signifikan, dapat menembus ke dalam seluruh bagian produk dan dalam kemasan akhir, waktu iradiasi sebagai variabel dapat dikontrol dengan tepat, tidak meninggalkan residu dan dapat dilakukan pada produk akhir.



186



Produk bahan pangan yang diawetkan dengan teknik iradiasi harus diberi label pada kemasan dengan keterangan tentang jenis sumber radiasi yang digunakan, waktu irradiasi, nomor lisensi serta tujuan iradiasi dan logo radiation durable yang merupakan simbol internasional ynag menunjukkan bahwa bahan pangan telah di-iradiasi.9



187



BAB XII. PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF Pemanfaatan teknologi nuklir umumnya menghasilkan limbah yang banyak dikenal sebagai limbah radioaktif. Limbah radioaktif adalah zat radioaktif yang tidak terpakai dan bahan bekas serta peralatan yang telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena operasi nuklir dan tidak dapat digunakan lagi. Sumber limbah radioaktif berasal dari : 1.



Alam Sumber radioaktif ini memang sudah ada di alam seperti pada tambang



Uranium,



pasir



Thorium,



bahan-bahan



yang



mengandung K-40. Lingkungan kita sendiri sebenarnya telah mendapat radioaktif alam seperti dari tanah, sinar cosmic (75 – 100 mrem/th) sebagai akibat dari peluruhan Uranium dan Thorium. 2.



Industri-industri yang memanfaatkan nuklir. Material (bahan struktur) yang terkena radiasi sehingga menjadi



materi



aktif



atau materi



yang berasal



dari



laboratorium riset yang menggunakan radioaktif. 3.



Bahan bakar bekas dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) Berdasarkan



bentuk



fisiknya



limbah



radioaktif



dapat



dikelompokkan menjadi tiga, yaitu gas, cair dan padat. Sedangkan berdasarkan aktivitas, limbah radioaktif dikelompokkan menjadi limbah aktivitas rendah, sedang dan tinggi.9



188



A. PENGELOLAAN LIMBAH Pengeloalan



limbah



radioaktif



bertujuan



untuk



meminimalkan dosis radiasi yang diterima masyarakat umum