*pusat rekayasa perangkat nuklir batan **pusat teknologi ...digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...

12
Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat Nuklir Serpong, 20 Nopember 2007 ISSN 1693-3346 REKAYASA PERISAI RADIASI GAMMA PADA PEMANFAATAN ISOTOP 137 Cs DAN 60CoUNTUK TERAPI KANKER Sri Mulyono Atmojo* Irianto** Abdul Jalil* *Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN **Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan BATAN ABSTRAK Telah dilakukan perekayasaan perisai radiasi gamma untuk isotop 137Csatau 60Co yang digunakan pad a terapi kanker. Tujuan dari kegiatan ini adalah membuat perisai yang bersifat elastis dan memenuhi standar keselamatan. Perisai ini diharapkan dapat digunakan untuk mengurangi paparan radiasi pad a bagian tubuh diluar area yang disinari dengan radiasi gamma isotop I37Cs atau 60Co yang digunakan untuk terapi. Perisai ini dibuat dari komposit karet alam dan timbal oksida dengan berbagai variasi komposisi timbal oksida mulai 100 part per one hundred rubber (pphr), sampai 700 pphr dengan selang komposisi setiap 100 pphr, masing-masing dengan ukuran pxIxt = IS x 15 x 0,22 em. Metoda pembuatan komposit dilakukan dengan cara konvensional, yaitu karet alam fase padat dan timbal oksida dicampur dengan digiling, dibuat kompon, dan divulkanisasi dengan belerang. Pengujian daya serap terhadap radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan isotop I37Cs dan 60CO. Hasil uji daya serap menunjukkan bahwa daya serap terhadap radiasi gamma sampel komposit dengan komposisi timbal oksida 700 pphr, ekivalen dengan daya serap pelat timbal tebal 0,75 mm, dimana daya serap sebesar ini sesuai dengan acuan yang digunakan. Kata kunci : perisai, terapi kanker, isotop I37Cs dan 60Co ABSTRACT A manufacturing of gamma radiation shields for 137Csand 60Co isotopes was carried out. The aim of the experiment is to make gamma radiation shields in which that shields are elastic and comply with the reference safety standard, so these shields can decrease the exposure of gamma radiation from 137CSand 60Cowhere that incident radiation falls on the skin around of the cancer therapy. Shields were made of the composite of natural rubber lead oxide. The variation of lead oxide compositions are 130

Upload: hamien

Post on 03-Mar-2019

217 views

Category:

Documents


0 download

TRANSCRIPT

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

REKAYASA PERISAI RADIASI GAMMA PADA PEMANFAATAN

ISOTOP 137Cs DAN 60CoUNTUK TERAPI KANKER

Sri Mulyono Atmojo* Irianto** Abdul Jalil*

*Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN**Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan BATAN

ABSTRAK

Telah dilakukan perekayasaan perisai radiasi gamma untuk isotop 137Csatau 60Co yang

digunakan pad a terapi kanker. Tujuan dari kegiatan ini adalah membuat perisai yang

bersifat elastis dan memenuhi standar keselamatan. Perisai ini diharapkan dapat digunakan

untuk mengurangi paparan radiasi pad a bagian tubuh diluar area yang disinari dengan

radiasi gamma isotop I37Cs atau 60Co yang digunakan untuk terapi. Perisai ini dibuat dari

komposit karet alam dan timbal oksida dengan berbagai variasi komposisi timbal oksida

mulai 100 part per one hundred rubber (pphr), sampai 700 pphr dengan selang komposisi

setiap 100 pphr, masing-masing dengan ukuran p x I x t = IS x 15 x 0,22 em. Metoda

pembuatan komposit dilakukan dengan cara konvensional, yaitu karet alam fase padat dan

timbal oksida dicampur dengan digiling, dibuat kompon, dan divulkanisasi dengan

belerang. Pengujian daya serap terhadap radiasi gamma dilakukan dengan menggunakan

isotop I37Csdan 60CO.Hasil uji daya serap menunjukkan bahwa daya serap terhadap radiasi

gamma sampel komposit dengan komposisi timbal oksida 700 pphr, ekivalen dengan daya

serap pelat timbal tebal 0,75 mm, dimana daya serap sebesar ini sesuai dengan acuan yang

digunakan.

Kata kunci : perisai, terapi kanker, isotop I37Csdan 60Co

ABSTRACT

A manufacturing of gamma radiation shields for 137Csand 60Co isotopes was carried

out. The aim of the experiment is to make gamma radiation shields in which that shields

are elastic and comply with the reference safety standard, so these shields can decrease the

exposure of gamma radiation from 137CSand 60Co where that incident radiation falls on the

skin around of the cancer therapy. Shields were made of the composite of natural rubber

lead oxide. The variation of lead oxide compositions are

130

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

formerly at 100 part per one hundred rubber (pphr) up to 700 pphr at intervals by 100 pphr.

The dimension of the samples are: length x width x thick = 15 x IS x 0,22 cm. The

manufacturing method of the composite were carried out by conventional style, where the

natural rubber solid phase and lead

oxide mix by milling, made compound, and vulcanized by sulfur. Isotope 137Cs and 60Co were used in these

test. Results of these experiments show that the absorption strength of composite 700 pphr composition is

equivalent to the absorption strength of lead foil 0,75 mm thick and that is comply with reference which is

used in this experiment.

Key words: shielding, cancer therapy, I37CS and 60Co isotopes

PENDAHULUAN

Keselamatan terhadap paparan radiasi nuklir merupakan faktor utama dalam setiap

kegiatan yang memanfaatkan radiasi tersebut sebagai sarana kerjanya. Demikian pula pad a

pemanfaatan radiasi gamma yang berasal dari isotop137Cs atau 60Co untuk keperluan terapi

kanker, diusahakan sedemikian sehingga hanya jaringan yang terkena kanker saja yang

diiradiasi, sedangkan jaringan yang sehat disekelilingnya dilindungi terhadap paparan

radiasi gamma tersebut.

Salah satu cara untuk melindungi jaringan yang sehat adalah dengan memasang perisai

(shielding) pada bagian jaringan yang sehat terse but. Bentuk perisai ini berupa lembaran

yang lebar, sehingga hampir seluruh tubuh dapat terlindungi, kecuali pada bagian kanker,

dan perisai ini diberi lubang sesuai ukuran yang akan diiradiasi. Lembaran perisai ini selain

mampu menyerap radiasi gamma, juga harus nyaman dipakai. Gambar I berikut,

merupakan lembaran perisai radiasi gamma yang digunakan dalam terapi kanker payudara.

Biasanya lembaran perisai dibuat dari pelat timbal dengan tebal mencapai I mm. Agar

nyaman dipakai, pelat timbal ini dapat dibuat dengan ketebalan sekitar 0,125 mm.

Lembaran ini dapat disusun sesuai dengan rekomendasi atau katalog, yaitu setebal 0,25

mm, 0,5 mm atau 0,75 mm. [1] Namun untuk pelat timbal tebal 0,125 mm, bila jatuh

sulit dikembalikan ke bentuk semula, sehingga untuk mengantisipasi hal ini pelat

timbal sering dilapisi kertas. Dampaknya adalah pelat timbal menjadi kaku, sehingga

tidak nyaman jika dipakai dan tidak dapat mengikuti bentuk tubuh. Bahan lain yang

lebih tleksibel jika digunakan, yaitu bahan vinil timbal [2]. Tetapi bahan ini merupakan

131

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

bahan yang tidak terbarukan sehingga dapat merusak lingkungan. Oleh karena itu, dicoba

bahan lain yang dapat mengatasi kekurangan ini. Pada penelitian ini dilakukan pembuatan

lembaran karet timbal yang berbasis komposit karet alam timbal oksida, yang akan

digunakan sebagai perisai radiasi gamma.

Bahan ini harus mampu menyerap radiasi gamma yang berasal dari isotop I37CSatau 60Co

yang digunakan sebagai iradiator dalam proses terapi kanker payudara dan sebagainya.

Karet alam dipilih

u---cu.....

G)~4f:...... . ­- ...

// ~\

Keterangan :1. Sumber Radiasi

3. Pancaran radiasi yg diberi perLmi2. Pancaran radiasi yang digunakan4. Daerah Penyinaran

Gambar 1. Perisai radiasi gamma pada terapi kanker payudara.

karena merupakan bahan yang selalu terbarukan, sehingga penggunaannya tidak akan

merusak lingkungan. Sedangkan pemilihan timbal oksida, karena bahan ini sangat

kompatibel jika dicampur dengan karet alam [3].

Berikut ini disampaikan proses pembuatan lembaran komposit karet alam timbal oksida

untuk perisai radiasi gam-ma yang berasal dari I37CSatau 60CO.

132

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

DASAR TEORI

ISSN 1693-3346

Sebagai bahan perisai radiasi nuklir, maka lembaran komposit ini hams mampu

menyerap radiasi gamma. Mekanisme penyerapan tidak lain adalah berpindahnya energi

radiasi gamma kepada bahan tersebut, akibat adanya interaksi radiasi gamma dengan

elektron orbital atom-atom bahan perisai [4]. Oleh karena itu, unsur yang memiliki elektron

banyak akan sangat baik digunakan untuk bahan perisai radiasi gamma. Dengan kata lain,

unsur dengan massa jenis besar, akan sangat cocok digunakan sebagai bahan perisai[5J•

Contoh unsur yang baik sebagai bahan perisai antara lain: timbal, uranium, wolfram, dan

sebagainya. Dari ketiga bahan itu, timbal merupakan bahan pilihan karena murah harganya

dan mudah didapat dipasaran di dalam negeri. Pembuatan komposit dilakukan dengan cara

konvensional, dengan harapan bila dibuat secara massal, pabrikan karet telah familier

dengan teknologi ini, sehingga keberhasilan pembuatan dapat dipastikan.

TATAKERJA

Bahan

Bahan utama yang digunakan dalam pembuatan komposit ini adalah karet alam dan

timbal oksida, serta beberapa bahan pengolah karet. Senyawa timbal oksida yang dipilih

adalah Pb304, karena koefisien serapannya relatif lebih besar j ika dibandingkan dengan

senyawa timbal oksida yang lain, serta mudah didapat di pasaran[6]. Karet alam berfungsi

sebagai matrik komposit sedangkan timbal oksida sebagai bahan pengisi (filler) dan

utamanya berfungsi sebagai penyerap radiasi gamma. Selain itu diperlukan pula pelat

timbal dengan berbagai ketebalan yang akan digunakan dalam uji ekivalensi daya serap

terhadap radiasi gamma.

Peralatan

Peralatan yang digunakan antara lain alat pencampur yang digunakan untuk

mencampur bahan komposit, alat vulkanisasi, alat uji mekanik yang digunakan untuk uji

kuat tarik, kekerasan, perpanjangan tetap dan perpanjangan putus, sumber radiasi gamma

137Cs dan 60CO, dan unit pencacah radiasi gamma untuk uji daya serap serta cetakan

yang digunakan untuk membuat sampel komposit.

133

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

Pelaksanaan

ISSN 1693-3346

Sebelum dibuat sampel, dihitung da- hulu nilai koefisien serapan massa unsur untuk

energi 0,662 MeV dan 1,33 MeV, masing-masing merupakan energi gamma dari 137CS,

dan 60CO. [6] untuk keperluan perhitungan, hanya digunakan energi gamma 6OCOyang

tinggi (energi gamma 60Co yang rendah adalah 1,17 Me V). Tabel I merupakan tabel

koefisien serapan massa unsur berdasar energi radiasi gamma kedua isotop tersebut. Nilai

koefisien serapan massa ini diperoleh dengan perhitungan menggunakan regresi linier,

dengan asumsi bahwa pada rentang dua energi diatas dan dibawah energi

Tabel 1. Koefisien serapan massa dan massa jenis unsur utama komposit

Unsur ~p, cm2/gramp,E=0,662 MeV

E=I,33 MeVgr/cm3

H

0,15400,11088,99.10-)

00,07750,05581,429.1O-~

C

0,07750,05572,25

Pb

0,10930,057011,34

isotop tersebut, energi dapat dianggap linier. Selanjutnya dapat dihitung koefisien

serapan linier unsur, senyawa, dan komposit untuk berbagai komposisi, menggunakan

persamaan 1[7].

(~P)senyawa = L Wi (~P)I (I)

dengan: Wi = fraksi berat unsur dalam senyawa

(~p)i = koefisien serapan massa unsur

Untuk komposit, Wi adalah fraksi berat senyawa dalam komposit, dan (~P)i adalah

koefisien serapan massa senyawa pembentuk komposit.

Berdasar hasil ini, daya serap komposit dapat dihitung untuk berbagai komposisi, dan

ketebalan. Perhitungan daya serap OS menggunakan persamaan 2 berikut[8].

134

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

Daya serap :

ISSN 1693-3346

DS = (1-e-~X) x 100 % (2)

dengan: J..l = koefisien serapan linier komposit, em-I

x = tebal komposit, em

Metoda pembuatan sampel dilakukan dengan eara blending, yaitu karet alam dieampur

dengan cara digiling secara bersama-sama. Pencampuran dinyatakan baik apabila

wama telah kelihatan merata dalam lembaran yang diperoleh. Lembaran komposit yang

dihasilkan ini masih berupa kompon, yaitu komposit yang belum divulkanisasi.

Kompon ini dipotong sesuai dengan eetakan, dan kemudian divulkanisasi dengan

belerang, pada suhu sekitar 1300C, dan dipres dengan tekanan 100 kg/em2, selama

sekitar 6 menit. Kemudian sampel diuji sifat fisiknya yang meliputi ke-kerasan, kuat

tarik, perpanjangan tetap dan perpanjangan putus, serta daya serapnya terhadap radiasi

gamma yang berasal dari isotop I37CS dan 60Co. Pengujian kekerasan dilakukan sesuai de­

ngan SNI 06-4999-1999, Penentuan kekerasan karet vulkanisat dengan menggunakan

durometer shore[9J. Sedang-kan pengujian kuat tarik dilakukan sesuai dengan SNI 06­

4966-1999, Penentuan sifat-sifat tegangan dan regangan dari karet vulkanisat dan karet

termo-plastik(lOJ. Sedangkan tataletak pengujian daya serap terhadap radiasi gamma

seperti pada Gambar 2.

Langkah pengujian daya serap adalah sebagai berikut: sampel diletakkan diantara detektor

dan sumber gamma. Kemudian detektor dioperasikan pada tegangan operasinya, yaitu

sekitar 540 volt, dan kemudian berkas radiasi gam-ma yang masuk ke detektor dicacah.

Berkas radiasi yang masuk adalah I. Selanjutnya sampel diambil dan dilakukan

peneaeahan kembali. Jumlah cacah yang terdeteksi adalah 10. Oemikian kegiatan ini

diulang untuk sam pel yang

lain, dan untuk pelat timbal dengan ketebalan yang berbeda.

135

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

1

ISSN 1693-3346

Gambar 2. Tataletak pengujian daya serap komposit terhadap radiasi gammaI. kontainer 2. sumber radiasi 3. shielding 4. Detector 5. penampil

HASIL DAN PEMBAHASAN

Hasil perhitungan P, /-l, daya serap terhadap radiasi gamma berdasar teori seperti

tercantum dalam Tabel 2. Nilai dalam Tabel 2 tersebut diperoleh dengan perhitungan

menggunakan persamaan I, sedangkan daya serap terhadap radiasi gamma menggunakan

persamaan 2. Nilai p cenderung linier sesuai dengan kenaikan komposisi timbal dalam

karet alamo Demikian juga untuk nilai /-l dan daya serap komposit cenderung linier sesuai

kenaikan komposisi. Hasil pengujian daya serap pelat timbal terhadap radiasi gamma yang

berasal dari 137Cs untuk berbagai ketebalan seperti tercantum dalam

Tabel 3. Sedangkan daya serap sampel komposit karet alam timbal oksida dengan berbagai

komposisi seperti tercantum pada Tabel 4. Dari tabel tersebut diperoleh daya serap

komposit dengan komposisi 700 pphr, ekivalen dengan daya serap pelat timbal tebal 0,75

mm. Daya serap pada ketebalan ini sekitar 9 %. Nilai ini berbeda sedikit dibandingkan

dengan nilai daya serap berdasar teori, dimana berdasar perhitungan teoritis nilai daya

serap tersebut sekitar 10%. Deviasi hasi I perhitungan daya serap berdasar teori dan

percobaan kira-kira 10%. Deviasi sebesar ini masih dalam batas toleransi. Nilai koefisien

serapan linier /-l yang diperoleh berdasar

136

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

Tabel 2. Hasil pengujian daya serap sam pel tebal 0,22 em thd. sumber gamma 137Cs

berdasar

teori

Komposisi pphr p, gr/em3~p, em2/grf.!, em"'Daya serap, %100

1,750,09650,16643,27200

2,440.09970,23635,07300

3,040,10140,29496,28400

3,560,10230,34487,30500

4,020,10300,38868,15600

4,430,10350,42648,95700

4,790,10380,45989,62

Tabel 3. Hasil pengujian daya serap pelat timbal thd. sumber gamma I37CS

Tebal pelat, mm 1 netto, epsDaya serap, %TS*

9319-0,1

92530,700,25

92071,200,5

87006,640,75

84729,091

798514,311,3

745220,031,7

705924,251,95

627932,62

*tanpa pelat timbal

Tabel4. HasH pengujian daya seraf: sampel komposit karet alam timbal oksidaterhadap sumber gamma 37CS

Komposisi sampel, pphr 1netto, epsDaya serap, %TS*

9324-100

93190,0002200

93170,0007300

89963,47400

89134,36500

87346,28600

84998,80700

84719,10

*tanpa sam pel komposit

137

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

teori sebesar 0,4971 em'l, sedangkan berdasar pereobaan diperoleh nilai koefisien serapan

Iinier sebesar 0,4361 em'l. Dengan demikian perhitungan berdasar teori dapat digunakan

dalam penentuan komposisi timbal oksida dalam komposit, dengan menaikkan komposisi

timbal oksida sebesar 10%, ketika membuat komposit. Untuk memperoleh daya serap yang

lebih tinggi misalnya sampai 30%, maka berdasar hasil perhitungan /l tersebut diperoleh

ketebalan komposit dengan komposisi 700 pphr kira-kira sebesar 0,9 em atau 9 mm.

Ketebalan ini dapat diperoleh dengan menumpuk lembaran komposit tebal 2,2 mm

sebanyak lima lembar, sehingga diperoleh ketebalan sekitar 11 mm. Daya serap perisai ini

masih dapat ditingkatkan, dengan menaikkan komposisi sampai 900 pphr. Hal ini

disebabkan karena pada komposisi ini volume timbal oksida sebagai bahan pengisi masih

lebih kecil jika dibandingkan dengan volume karet alam sebagai matrik komposit. Pada

komposisi ini, daya serap komposit se-kitar 10,47 %, sehingga ketebalan kom-posit

sebagai perisai sekitar 8,8 mm.

Jika dilakukan pembandingan ekivalensi daya serap antara komposit yang dibuat

dengan referensi [1] (katalog), maka diperoleh komposit dengan komposisi sekitar 250

pphr, 500 pphr, dan 700 pphr, masing-masing akan mempu-nyai daya serap yang sarna

dengan vinil timbal, yang ekivalen dengan daya se-rap pelat timbal tebal 0,25 mm, 0,50

mm, dan 0,75 mm.

Untuk keperluan terapi menggunakan sumber radiasi gamm~ dari 60CO,maka perhitungan

komposisi komposit digunakan energi radiasi gamma dari 60Co yang tinggi, yaitu 1,33

MeV, dengan asumsi bahwa jika energi yang tinggi diproteksi, maka energi yang rendah

(1,17 MeV) akan terproteksi pula. Dari Tabel 5, diperoleh daya serap komposit terhadap

radiasi gamma 60Co berdasar teori.

Tabel 5. Hasil pengujian daya serap sampel tebal 0,22 em terhadap sumber gamma 60Coberdasar teori

Komposisi pphr p, gr/em3Ilip, cm2/gr-I

Daya serap, %/l, em100

1,720,05960,10282,24200

2,370.05870,13903,01300

2,910,05820,16943,66400

3,370,05800,19534,21500

3,770,05780,21804,68600

4,120,05770,23755,09700

4,430,05760,25505,46

Tabel 6. Hasil pengujian daya serap sampel komposit karet alam timbal oksida

138

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

.-

Komposisi sam pel, pphr 1 netto, cpsDaya serap, %TS*

5125-100

49902,62200

48724,94300

48625,13400

48605,17500

48395,28600

48305,71700

48225,92had b

*tanpa sam pel komposit

Tabel 7. Hasil pengujian daya serap pelat timbal thd. sumber gamma 60CoTebal pelat, mm 1 netto, cpsDaya serap, %

TS*4421-

0,2543661,23

0,5

40877,530,75

40757,80I

390411,691,3

379514,171,7

360718,411,95

342422,55

*tanpa pelat timbale

Sedangkan Tabel 6 merupakan hasil uji daya serap perisai terhadap radiasi gamma dari

60Co. Dari kedua tabel terse but, hasil perhitungan daya serap ternyata hampir sarna. Namun

hanya komposit dengan ketebalan 2,2mm komposisi 700 pphr yang memenuhi kriteria

referensi yang digunakan, yaitu untuk komposit de-ngan komposisi 100 pphr, yang

ekivalen dengan daya serap pelat timbal tebal 0,25mm. Untuk memenuhi kriteria referensi,

maka tebal perisai yang harus diubah. Oengan suatu perhitungan berdasar hasil percobaan

diperkirakan daya serap pelat timbal tebal 0,5 mm, dan 0,75 mm, masing-masing akan

ekivalen dengan daya serap komposit komposisi 700 pphr tebal 2,7 mm, dan 3,Omm.

KESIMPULAN

Oari hasil pembahasan diatas, dapat disimpulkan bahwa komposit karet alam timbal

oksida yang dibuat berdasar perhitungan teoritis dan kemudian diverifikasi dengan sampel,

layak digunakan sebagai perisai radiasi gamma. Agar diperoleh daya serap yang memadai

139

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangkat NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

ISSN 1693-3346

untuk sumber gamma dari J37Cs ma-upun 60Co, lembaran komposit tersebut dapat disusun

sedemikian sehingga akan diperoleh ketebalan yang cukup untuk masing-masing sumber

radiasi gamma

DAFT AR PUST AKA

I. FLUKE BIOMEDICAL, Product Ca-talog, Radiation Management Ser-vices, Fluke,

Cleveland, USA, 2006

2. CONE INSTRUMENTS, Radiology Supplies and Accessories, Cone Instruments.

Inc. Ohio, 1982

3. L. FRANTA, Elastomer and Rubber Compounding Materials, Elsevier,

Amsterdam, 1989

4. R. M. SINGRU, Introduction to Nu-clear Physics, Wiley Eastern Private Limited,

New Delhi, 1972

5. GLENN MURPHY, Elements of Nuclear Engineering, John Wiley and Sons Inc.

New York, 1961

6. SRI MUL YONO ATMOJO, Vulkani-sat Karet Alam Timbal Oksida untuk Proteksi

Radiasi Sinar-X, Pusat Standardisasi dan Jaminan Mutu Nuklir, BAT AN,

Jakarta, 2000

7. R. G. JAEGER dkk. Engineering Compendium on Radiation Shiel-ding, Volume I,

Design and Engi-neering, Springer, Verlag, Berlin, Heidelberg, 1970.

8. SRI MUL YONO ATMOJO, Standar-disasi Pakaian Proteksi Radiasi Siam-X,

Prosiding Presentasi Ilmiah Keselamatan Radiasi dan Ling-kungan IX, P3KRBIN,

Jakarta,2004.

9. STANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) 06-4999-1999, Penentuan Kekerasan

Karet Vulkanisat dengan Menggunakan Durometer Shore, BSN, Jakarta, 2000.

10. STANDAR NASIONAL INDONESIA (SNI) 06-4966-1999, Penentuan Sifat-sifat

Tegangan dan Regangan dari Karet Vulkanisat dan Karet Termoplastik, BSN,

jakarta, 2000

140

Prosiding Pertemuan IImiah Nasional Rekayasa Perangk:.t NuklirSerpong, 20 Nopember 2007

LEMBAR T ANY A - JAW AB

ISSN 1693-3346

PERT ANY AAN : Dari Ngatino

JA WABAN

Bagaimana aplikasi penempatan perisai radiasi ?

Penempatannya adalah, perisai ini dilubangi sebesar

obyek yang akan diradiasi dan diletakkan dibagian

atas tubuh, sedemikian sehingga bagian yang terkena

kanker akan teriradiasi sempurna.

141