penentuan dosis internal berbagai organ pada...

UNIVERSITAS INDONESIA

PENENTUAN DOSIS INTERNAL BERBAGAI ORGAN PADA PEMERIKSAAN BONE SCAN 99Tcm-MDP

DENGAN METODE MIRD

TESIS

RINI SURYANTI 0906600131

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM PROGRAM MAGISTER FISIKA KEKHUSUSAN FISIKA MEDIS

JAKARTA JULI 2011

Penentuan dosis..., Rini Suryanti, FMIPA UI, 2011

ii

UNIVERSITAS INDONESIA

PENENTUAN DOSIS INTERNAL BERBAGAI ORGAN PADA PEMERIKSAAN BONE SCAN 99Tcm-MDP

DENGAN METODE MIRD

TESIS

Diajukan sebagai salah satu syarat untuk memperoleh gelar Master Sains

RINI SURYANTI 0906600131

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM PROGRAM MAGISTER FISIKA KEKHUSUSAN FISIKA MEDIS

JAKARTA JULI 2011


iii

HALAMAN PERNYATAAN ORISINALITAS

Tesis ini adalah hasil karya saya sendiri,

dan semua sumber baik yang dikutip maupun dirujuk

telah saya nyatakan dengan benar.

Nama : Rini Suryanti

NPM : 0906600131

Tanda Tangan :

Tanggal : 14 Juli 2011


iv

HALAMAN PENGESAHAN

Tesis ini diajukan oleh Nama : Rini Suryanti NPM : 0906600131 Program Studi : Magister Fisika Kekhususan : Fisika Medis Judul Tesis : Pengukuran Dosis Internal Berbagai Organ Pada

Pemeriksaan Bone Scan 99Tcm-MDP Dengan Metode MIRD

Telah berhasil dipertahankan di hadapan Dewan Penguji dan diterima sebagai bagian persyaratan yang diperlukan untuk memperoleh gelar Master Sains pada Program Studi Magister Fisika Kehususa Fisika Medis, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Indonesia.

DEWAN PENGUJI

Pembimbing : Prof. Dr. Djarwani Soeharso Soejoko ()

Penguji I : Dr. Mussadiq Musbach

Penguji II : Seruni Udyaningsih Freisleben, Ph.D

Penguji III : Prof. Ng Kwang Hong, Ph.D

Ditetapkan di : Jakarta Tanggal : 14 Juli 2011


v

KATA PENGANTAR

Dengan menyebut nama Allah Yang Maha Pengasih lagi Maha

Penyayang. Puji syukur saya panjatkan kepada Allah SWT, karena atas berkat

dan rahmat-Nya, saya dapat menyelesaikan tesis ini. Penulisan tesis ini dilakukan

dalam rangka memenuhi salah satu syarat untuk mencapai gelar Magister Sains

pada program studi Magister Fisika Kekhususan Fisika Medis Fakultas

Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Indonesia. Saya menyadari

bahwa, tanpa bantuan dan bimbingan dari berbagai pihak, dari masa perkuliahan

sampai pada penyusunan tesis ini, sangatlah sulit bagi saya untuk menyelesaikan

tesis ini. Oleh karena itu, saya mengucapkan terimakasih kepada:

1. Prof. Dr. Djarwani Soeharso Soejoko, selaku dosen pembimbing yang telah

menyediakan waktu, tenaga, dan pikiran untuk mengarahkan saya dalam

penyusunan tesis ini.

2. Dr. Mussadiq Musbach, selaku dosen penguji yang telah memberikan

masukan dalam penyusunan tesis ini.

3. DR. Seruni Udyaningsih, Freisleben, selaku dosen penguji yang telah

memberikan masukan dalam penyusunan tesis ini.

4. Prof. Ng Kwang Hoong, Ph.D, selaku dosen penguji yang telah memberikan

masukan dalam penyusunan tesis ini.

5. Para Dosen dan Staf Administrasi Departemen Fisika Universita Indonesia.

6. Direktur RSPP Pertaminan Jakarta Pusat atas izin yang telah diberikan

untuk penelitian di RSPP Pertamina.

7. Kepala unit Kedokteran Nuklir, Dr. Chafied Varuna, Sp.KN yang telah

memberikan keleluasaan dan fasilitas dalam pengambilan data di unit

Kedokteran Nuklir RSPP Pertaminan Jakarta Pusat.

8. Dr. Bambang yang telah memberikan fasilitas untuk pengambilan data di

unit radioterapi RSPP Pertamina.

9. Dr. Fadil Nasir, Sp.KN yang telah banyak meluangkan waktu memberikan

informasi dan diskusi mengenai hal hal yang terkait dengan tesis ini.


vi

10. Bapak Tetratma KSW, sebagai staf senior di unit Kedokteran Nuklir yang

telah banyak membantu dalam menyediakan pasien untuk pelaksanaan

pengambilan data scanning pasien.

11. Bapak Erwin dan Duta Kamesworo sebagai staf di unit Kedokteran Nuklir

yang telah memberikan waktu dan tenaga untuk membantu mempersiapkan

radiofarmaka dan pelaksanaan scanning pasien.

12. Suami ku tercinta yang telah memberikan bantuan secara material dan

dukungan moral serta kritik-kritik yang membangun.

13. Mr. Kitiwat Khamhan yang telah banyak memberikan informasi terkait

metode MIRD.

14. Teman seperjuangan ku Arreta Rei atas semangat 101 mCi nya sehingga

kita bisa melewati semua ini dengan baik.

15. Teman Fisika Medis angkatan 2009 dan 2010 yang telah berkesempatan

hadir pada saat sidang.

16. Orang tua dan kakak-kakak yang telah memberikan dorongan semangat dan

semua pihak yang telah membantu dalam menyelesaikan tesis ini.

Saya mengharapkan saran dan kritik yang membangun untuk kemajuan

dan perbaikan di masa yang akan datang. Akhir kata, saya berharap Allah SWT

berkenan membalas segala kebaikan semua pihak yang telah membantu dan

semoga tesis ini membawa manfaat bagi pengembangan ilmu.

Penulis

2011


vii

HALAMAN PERNYATAAN PERSETUJUAN PUBLIKASI

TUGAS AKHIR UNTUK KEPENTINGAN AKADEMIS

Sebagai sivitas akademik Universitas Indonesia, saya yang bertanda tangan di bawah ini: Nama : Rini Suryanti NPM : 0906600131 Program Studi : Magister Fisika Departemen : Fisika Fakultas : Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Jenis karya : Tesis Demi pengembangan ilmu pengetahuan, menyetujui untuk memberikan kepada Universitas Indonesia Hak Bebas Royalti Noneksklusif (Non-exclusive Royalty-Free Right) atas karya ilmiah saya yang berjudul: Penentuan Dosis Internal Berbagai Organ Pada Pemeriksaan Bone Scan 99Tcm-MDP Dengan Metode MIRD beserta perangkat yang ada (jika diperlukan). Dengan Hak Bebas Royalti Noneksklusif ini Universitas Indonesia berhak menyimpan, mengalihmedia/format-kan, mengelola dalam bentuk pangkalan data (database), merawat, dan mempublikasikan tugas akhir saya tanpa meminta izin dari saya selama tetap mencantumkan nama saya sebagai penulis/pencipta dan sebagai pemilik Hak Cipta. Demikian pernyataan ini saya buat dengan sebenarnya.

Dibuat di : Depok Pada tanggal : 14 Juli 2011

Yang menyatakan

(Rini Suryanti)


viii

ABSTRAK

Nama : Rini Suryanti Program Studi : Magister Fisika Kekhususan : Fisika Medis Judul : Penentuan Dosis Internal Berbagai Organ Pada Pemeriksaan

Bone Scan 99Tcm-MDP Dengan Metode MIRD Telah dilakukan penelitian penentuan dosis internal berbagai organ pada pemeriksaan bone scan dengan radiofarmaka 99Tcm-MDP yang bertujuan untuk menentukan dosis internal yang diterima oleh permukaan tulang rangka, sumsum tulang, dinding jantung, ginjal, dinding kandung kemih dan total tubuh, dan untuk mengetahui waktu tinggal (residence time) 99Tcm di dalam organ. Penelitian dilakukan terhadap 20 pasien dengan usia 20 – 70 tahun dengan melakukan beberapa sesi pengambilan data melalui scanning planar AP dan PA pada organ yang menjadi objek dalam penelitian ini. Selanjutnya dari setiap citra planar scanning organ dibuat region of interest (ROI) untuk menentukan aktivitas 99Tcm yang terendap dalam organ sehingga dapat dibuat sebuah kurva aktivitas kumulatif pada setiap organ, kemudian diolah dengan program Maple untuk mendapatkan suatu nilai aktivitas kumulatif yang digunakan dalam penentuan dosis internal sesuai dengan metode MIRD. Berdasarkan data pengamatan selama 3 - 4 jam setelah penyuntikan diperoleh dosis serap paling tinggi terjadi pada dinding kandung kemih 5,8 ± 1,6 µGy/MBq, yang diikuti berturut-turut pada ginjal 4,7 ± 1,0 µGy/MBq, pada dinding jantung 4,0 ± 0,8 µGy/MBq, pada permukaan tulang 2,1 ± 0,2 µGy/MBq, pada sumsum tulang 1,7 ± 0,2 µGy/MBq, dan pada total tubuh 0,8 ± 0,1 µGy/MBq. Khusus untuk sumsum tulang, nilai masih lebih rendah dibandingkan dengan nilai batas dosis yang direkomendasikan oleh ICRP dalam publikasi ICRP nomor 103. Sedangkan waktu tinggal 99Tcm dalam permukaan tulang mendekati sama dengan pada total tubuh sekitar 1,9 jam, kemudian diikuti kandung kemih sekitar 1,4 jam, dan dalam jantung dan ginjal masing-masing sekitar 0,2 jam. Disamping perhitungan dosis internal juga diakukan pengukuran dosis permukaan pada tiga titik pengukuran yang berada pada daerah sternum (a), daerah ginjal kanan (b) dan kandung kemih (c). Pengukuran dilakukan sampai dengan dua jam setelah penyuntikan, diperoleh hasil sekitar 4,3 µGy/jam per 1 MBq pada titik pengukuran a, dan sekitar 3,9 µGy/jam per 1 MBq masing-masing pada titik pengukuran b dan c. Kata kunci : dosis internal, bonescan, MIRD, 99Tcm-MDP xiii + 141 halaman : 20 Gambar; 16 Tabel; 14 Lampiran Daftar Acuan : 36 (1975 – 2009)


ix

ABSTRACT

Name : Rini Suryanti Study Program : Physics Master Major : Medical Physics Title : Estimation of Internal Dose in Bone Scan Examination

using 99Tcm-MDP for Various Organs By MIRD Method

The Study of estimation of the internal dose for various organs in bone

scan using 99Tcm-MDP have been conducted, the aim of this study are to determine the internal dose for bone surfaces, bone marrow, heart wall, kidneys, bladder wall and total body, and to found the residence time of 99Tcm in the organ. The study conducted on 20 patients with age 20-70 years by doing several session of data collection through scanned AP and PA planar the organ which is the object in this study. The Region of Interest (ROI) from the planar images of the organ were made to determine the activity of 99Tcm deposited in the organ than can be made a cumulated activity curve for each organ. Then the data were processed with the Maple Program to obtain cumulated activity values that are used in estimation of the internal dose according to the MIRD method. With observational data for 3 - 4 hours obtained the highest internal dose in the bladder wall is 5.8 ± 1.6 µGy/MBq and then followed the kidney is 4.7 ± 1.0 µGy/MBq, the heart wall is 4.0 ± 0.8 µGy/MBq, the bone surfaces is 2.1 ± 0.2 µGy/MBq, bone marrow is 1.7 ± 0.2 µGy/MBq, and the total body is 0.8 ± 0.6 µGy/MBq. Special to the bone marrow, the value is still lower than the value of the threshold in the ICRP publication number 103. The residence time 99Tcm in the bone surfaces equal to the total body about 1.9 hours, followed the bladder about 1.4 hours, and the heart and the kidney each about 0.2 hours. In this study also measured the surface dose at three points in the region on the sternum (a), on the right kidney (b) and on the bladder (c). Measurements were made up to two hours after injection, the result obtained about 4.3 µGy/h per 1 MBq at the point a and about 3.9 µGy/h per 1 MBq each at the point b and c. Keyword : Internal dose, bonescan, MIRD, 99Tcm-MDP xiii + 141 pages : 20 Figures; 16 Tables; 14 Appendics References : 36 (1975 – 2009)


x

DAFTAR ISI

HALAMAN JUDUL …………………………………………………… HALAMAN PERNYATAAN ORISINALITAS…………………………. HALAMAN PENGESAHAN …………………………………………… KATA PENGANTAR ….……………………………………………… LEMBAR PERSETUJUAN PUBLIKASI KARYA ILMIAH………….. ABSTRAK ………………………………………………………………. ABSTRACT …………………………………………………………….. DAFTAR ISI …………………………………………………………… DAFTAR GAMBAR …………………………………………………. DAFTAR TABEL …………………………………………………….. DAFTAR LAMPIRAN ………………………………………………… 1. PENDAHULUAN

1.1. Latar Belakang ………………………………………………… 1.2. Rumusan Masalah ……………………………………………… 1.3. Batasan Penelitian ……………………………………………… 1.4. Tujuan Penelitian ……………………………………………… 1.5. Manfaat Penelitian ……………………………………………

2. TINJAUAN PUSTAKA

2.1. Kamera Gamma ………………………………………………… 2.2. Radiofarmaka yang Digunakan ………………………………… 2.3. Dosis Radiasi Internal…………………………………………… 2.4. Metode MIRD …………………………………………………. 2.5. Dosis Efektif Ekivalen ………………………………………….

3. METODE PENELITIAN

3.1. Peralatan, Bahan dan Penentuan Sampel …..…………………… 3.2. Metode …………………………………………………………

3.2.1. Penentuan Faktor Konversi Organ …...………………… 3.2.2. Penentuan Dosis Internal Organ …..……………………… 3.2.3. Pengukuran Dosis Permukaan …...………………………

4. HASIL DAN PEMBAHASAN

4.1. Hasil …………………………………………………………… 4.2. Pembahasan ………………………………………………………

5. KESIMPULAN DAN SARAN … …………………………………

DAFTAR ACUAN ……………………………………………………

ii iii iv v

vii viii ix x xi xii xiii

1 2 3 3 3 5 6 8 12 16

18 19 19 21 25

27 37

48

50


xi

DAFTAR GAMBAR

Gambar 2.1 Skema Kamera Gamma ……………………………………… 6 Gambar 2.2 Hubungan Fisis yang Mungkin Antara Organ Sumber dan

Organ Target ………………………………………………… 9

Gambar 2.3 Kurva Aktivitas Kumulatif …………………………………… 14 Gambar 3.1 Kamera Gamma Merk SkyLight-Philips …………………… 18 Gambar 3.2 Contoh Irisan a: sagital b: axial …………………….……… 20 Gambar 3.3 Skema Posisi Fantom, Radionuklida dan Kamera Gamma

dalam Penentuan Faktor Konversi …………………..………

21 Gambar 3.4 Contoh ROI untuk Ginjal dan Kandung Kemih …...…………. 22 Gambar 3.5 Titik Pengukuran TLD ………………………………………. 26 Gambar 4.1 Kurva Aktivitas Kumulatif 99Tcm Dalam Berbagai Organ Salah

Satu Pasien …………………………………………………..

29 Gambar 4.2 Eliminasi 99Tcm di Dalam Berbagai Organ Salah Satu Pasien… 30 Gambar 4.3 Grafik Rata-rata Waktu Tinggal 99Tcm dalam Berbagai Organ.. 31 Gambar 4.4 Sebaran Aktivitas Kumulatif Berbagai Organ pada Ke20

Pasien ………………………………………………………..

32 Gambar 4.5 Bagan Waktu Tinggal (τ) 99Tcm dan Dosis Serap (D) Berbagai

Organ ………………………………………………………….

34 Gambar 4.6 Sebaran Dosis Serap Berbagai Organ pada Ke20 pasien …….. 35 Gambar 4.7 Bagan Dosis Permukaan Pada Setiap Titik Pengukuran ……… 36 Gambar 4.8 Perbandingan Waktu Terjadinya Aktivitas 99Tcm Maksimum

pada Setiap Organ ……………………………………………

39 Gambar 4.9 Citra Dinamika 99Tcm di Dalam Tubuh Setelah Penyuntikan .... 40 Gambar 4.10 Grafik Dosis Serap Berbagai Organ Dalam Penelitian Ini ….. 42 Gambar 4.11 Perbandingan Penelitian Ini dengan Penelitian Lain …………. 45 Gambar 4.12 Dosis Permukaan pada Pemeriksaan Bone Scan ……………. 46


xii

DAFTAR TABEL

Tabel 2.1 Persen Aktivitas 99Tcm Berdasarkan Waktu Elusi ………….. 8 Tabel 2.2 Rekomendasi ICRP 103 untuk Faktor Kualitas Radiasi …… 17 Tabel 2.3 Rekomendasi Faktor Bobot Jaringan ……………………… 17 Tabel 3.1 Jadwal Pengambilan Citra… …………………………….. 22 Tabel 4.1 Kedalaman Organ dari AP dan PA Tubuh………………… 27 Tabel 4.2 Faktor Konversi Laju Cacah menjadi Aktivitas Sumber …. 28 Tabel 4.3 Rentang Aktivitas Kumulatif, Rata-rata Waktu Tinggal,

Dalam Berbagai Organ ……………………………………

31 Tabel 4.4 Nilai S untuk Berbagai Organ …………….…………….. 33 Tabel 4.5 Dosis Serap dan Dosis Efektif Ekivalen Berbagai Organ … 33 Tabel 4.6 Rentang Dosis Permukaan pada Ketiga Titik Pengukuran … 36 Tabel 4.7 Dosis Permukaan dalam 1 MBq pada Ketiga Titik

Pengukuran ………………………………………………….

36 Tabel.4.8 Perbandingan Waktu Tinggal Dengan Penelitian Lain ….. 41 Tabel 4.9 Perbandingan antara Rentang Dosis Hasil Penelitian dengan

Batasan ICRP 103 ………………………………………..

43 Tabel 4.10 Kemungkinan Terjadinya Kasus Kanker dari Pemeriksaan

Bone Scan …………………………………………………..

43 Tabel 4.11 Perbandingan Hasil Penelitian ini Dengan Penelitian Lain ... 45 Tabel 4.12 Perbandingan Dosis Permukaan setelah 6, 9, 48 dan 60 jam.. 47


xiii

DAFTAR LAMPIRAN

Lampiran 1 Hasil Observasi CT Scan…………………………………... 53 Lampiran 2 Hasil Perhitungan Faktor Konversi Laju Cacah Menjadi

Aktivitas …………………………………………………. 57

Lampiran 3 Aktivitas Tcm yang Disuntikkan Kepada Pasien ...……… 59 Lampiran 4 Tabel dan Kurva Hasil Perhitungan …………………….. 60 Lampiran 5 Aktivitas Kumulatif Pada Organ …..……………………… 100 Lampiran 6 Aktivitas Kumulatif dan Waktu Tinggal 99Tcm dalam

Organ ……………………………………………………..

101 Lampiran 7 Perhitungan Nilai S………………………………………. 106 Lampiran 8 Hasil Perhitungan Dosis Internal Organ …...……………… 107 Lampiran 9 Hasil Perhitungan Dosis Permukaan …………………….. 113 Lampiran 10 Waktu Terjadinya Aktivitas Maksimum pada Setiap Organ 115 Lampiran 11 Perbandingan Waktu Pengamatan dalam Penelitian ini

dengan Waktu Pada Saat Aktivitas Mendekati Aktivitas Latar ……………………………………………………..

121 Lampiran 12 Perbandingan Hasil Penelitian ini dengan Hasil

Ekstrapolasi ………………………………………………

122 Lampiran 13 Demografi Pasien dalam Penelitian ini …..…………….. 123 Lampiran 14 Persetujuan Tindakan Medis ……………………………. 125


1 Universitas Indonesia

BAB 1

PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang

Untuk memastikan keselamatan penggunaan radionuklida yang digunakan

dalam pemeriksaan kedokteran nuklir, sangat perlu untuk mengevaluasi dosis

radiasi yang diterima oleh pasien. Dosis radiasi ini berasal dari radionuklida yang

berada di dalam tubuh, karenanya disebut dengan dosis internal. Berbeda dengan

dosis yang diterima dari sumber radiasi yang berada di luar tubuh seperti sinar-X,

dosis internal tidak akan pernah dapat diukur secara langsung, karenanya dosis

internal dihitung dari asumsi-asumsi dan prosedur standar. Metode yang umum

digunakan untuk menghitung dosis internal adalah metode yang dikembangkan

oleh komite masyarakat kedokteran nuklir yaitu Medical Internal Radiation

Dosimetry (MIRD).

Berdasarkan analisis yang dilakukan oleh UNSCEAR (United Nations

Scientific Committee on the effect of Atomic), pemeriksaan bone scan merupakan

jenis pemeriksaan diagnostik kedokteran nuklir yang mempunyai kontribusi

terbesar terhadap jumlah total tahunan pemeriksaan kedokteran nuklir disusul oleh

thyroid scan dan cardiovasculer [12].

Dalam pemeriksaan bone scan, radionuklida yang digunakan adalah

Technitium-99m (99Tcm) dengan senyawa kimia pembawanya adalah MDP

(methylene diphosponate). MDP sebagai senyawa kimia pembawa akan membawa 99Tcm mengikuti metabolisme tubuh menuju organ tulang. Aktivitas 99Tcm yang

disuntikkan ke pasien pada pemeriksaan bone scan cukup tinggi yaitu 10 - 20 mCi

atau sekitar 320 MBq - 740 MBq, jika dibandingkan dengan pemeriksaan

renogram yang hanya sekitar 3 mCi atau 111 MBq. Pemeriksaan bone scan

merupakan pemeriksaan rutin yang dilakukan pada setiap pasien post kanker

untuk mengetahui penyebaran sel kanker pada tulang rangka secara dini dan juga

untuk pasien kanker yang telah diduga terjadi metastase pada tulang. Selain itu


2

Universitas Indonesia

pemeriksaan bone scan juga dilakukan pada pasien yang menderita kelainan pada

tulang karena infeksi atau fraktur. Karena pemeriksaan bone scan merupakan

pemeriksaan yang rutin dengan aktivitas 99Tcm yang cukup tinggi maka dianggap

perlu untuk mengetahui dosis internal organ dan waktu tinggal 99Tcm di dalam

organ pada pemeriksaan bone scan. Selain itu perlu juga diketahui dosis

permukaan untuk keperluan proteksi radiasi.

Dalam model biokinetik 99Tcm MDP yang disuntikkan melalui vena

kemudian mengikuti metabolisme tubuh, masuk ke dalam jantung, selanjutnya

dipompakan dari jantung ke seluruh tubuh, akan ditahan di dalam tulang rangka

sebanyak 50 % dan kemudian diekskresikan 50% ke dalam kandung kemih

melalui sistem ginjal[5][8] . Untuk itu organ yang diamati dalam penelitian ini

adalah tulang rangka, jantung, ginjal, kandung kemih dan total tubuh.

Pada prinsipnya karena pemeriksaan bone scan ditujukan agar pasien

memperoleh manfaat langsung, maka dosis pasien tidak dibatasi. Tetapi setiap

pemeriksaan sebaiknya mengikuti prinsip dasar yang diberikan oleh ICRP bahwa

semua dosis radiasi harus diusahakan as low as reasonably achievable (ALARA ).

Artinya dosis pasien diusahakan rendah, tetapi tidak sampai mengganggu tujuan

untuk memperoleh diagnosa optimal yang diperlukan pasien [11], [12].

1.2 Rumusan Masalah

Pemeriksaan bone scan merupakan pemeriksaan rutin secara berkala yang

dilakukan pada setiap pasien post kanker, pemeriksaan wajib untuk pasien dengan

kasus metastase dan juga pemeriksaan pendahuluan bagi pasien menderita kanker

untuk melanjutkan ke tahap tindakan selanjutnya. Mengingat pemeriksaan bone

scan menggunakan radiofarmaka dengan aktivitas tinggi, ditambah lagi

kemungkinan individu menjalani pemeriksaan lebih dari satu kali, maka dosis

internal pada berbagai organ penting untuk diketahui. Begitu pula dosis

permukaan perlu diketahui untuk proteksi radiasi.


3


1.3 Batasan Penelitian

Penelitian ini dibatasi pada pembahasan mengenai evaluasi terhadap dosis

di permukaan tulang rangka, sumsum tulang, jantung, ginjal, kandung kemih dan

total tubuh pada pemeriksaan bone scan dan membahas waktu tinggal 99Tcm di

dalam organ-organ tersebut, selain itu juga membahas dosis permukaan pada

pasien. Untuk perhitungan dosis internal menggunakan metode Medical Internal

Radiation Dosimetry (MIRD).

1.4 Tujuan Penelitian

Tujuan penelitian ini adalah menentukan dosis internal yang diterima oleh

permukaan tulang rangka, sumsum tulang, jantung, ginjal, kandung kemih dan

total tubuh berdasarkan citra kedokteran nuklir pada pemeriksaan bone scan

dengan radiofarmaka 99Tcm MDP dan mengetahui waktu tinggal 99Tcm di dalam

organ tersebut. Selain itu dengan melalui pengukuran dosis pada titik permukaan

tubuh tertentu dengan menggunakan TLD akan diperoleh informasi mengenai

dosis permukaan.

1.5 Manfaat Penelitian

Penelitian ini bermanfaat bagi unit kedokteran nuklir sebagai masukan

mengenai dosis yang diterima organ dalam pemeriksaan bone scan. Disamping itu

juga dapat diketahui waktu tinggal 99Tcm dalam tubuh dan tulang rangka, jantung,

ginjal dan kandung kemih pada pemeriksaan bone scan. Begitu pula dengan

diketahuinya dosis permukaan maka dapat melakukan tindakan optimisasi

proteksi radiasi terhadap masyarakat di sekitar.

Sedangkan bagi pasien dapat mengetahui dosis organ secara kumulatif atau

secara tunggal karena pemeriksaan bone scan merupakan pemeriksaan rutin


4


secara berkala yang dilakukan oleh pasien yang telah menderita kanker. Dengan

demikian dosis yang diterima organ dapat dibandingkan dengan batasan yang

dipublikasikan oleh ICRP nomor 103.



BAB 2

TINJAUAN PUSTAKA

2.1. Kamera Gamma

Kamera gamma merupakan peralatan untuk mencitrakan distribusi

radionuklida secara statik atau dinamik pada pemeriksaan in vivo kedokteran

nuklir sehingga nantinya dapat diketahui jumlah radionuklida yang mengendap di

dalam suatu organ. Gambar 2.1 memperlihatkan skema kamera gamma dan

peralatan sehingga didapatkan suatu citra dalam kedokteran nuklir. Kolimator

pada kamera gamma berfungsi untuk mengarahkan radiasi sinar gamma yang

masuk ke dalam kristal scintilasi (NaI(Tl)). Sinar yang dipancarkan di dalam

kristal berjalan ke semua arah dan di deteksi oleh array Photo Multiplier Tube

(PMT) dan kemudian diubah ke dalam bentuk signal elektronik. Sistem

penjumlahan menggabungkan sinyal ke dalam posisi sinyal x dan y dengan

mencari centroid distribusi cahaya. Sinyal-sinyal ini harus dinormalisasi di sirkuit

rasio yang membagi mereka dengan sinyal energi. Sinyal yang diproses lebih

lanjut hanya sinyal yang masuk ke dalam rentang energi sesuai dengan energi

sinar gamma dari radionuklida yang dipilih. Akhirnya informasi posisi x dan y

diproses digunakan untuk membentuk gambar (kejadian per kejadian) dari

distribusi radionuklida baik pada tampilan analog sebagai CRT atau dalam

memori digital [27].

Kolimator Parallel hole umum digunakan untuk kedokteran nuklir akhir-

akhir ini, mempunyai sensitifitas yang lebih tinggi daripada kolimator pin hole,

mempunyai field of view yang konstan sama dengan diameter scintilasi kamera

[27].


6


Gambar 2.1. Skema Kamera Gamma [23]

Telah diolah kembali dari http://www.nuclearonline.org/PI/BRACCO%20MDP%20doc.pdf

2.2. Radiofarmaka yang Digunakan

Radiofarmaka yang digunakan dalam kedokteran nuklir harus mudah

diproduksi, tidak mahal, tersedia untuk semua pengguna, mempunyai waktu paruh

pendek dan tidak toksik. Waktu paruh sangat pendek berguna untuk pemeriksaan

yang memerlukan aktivitas yang cukup tinggi. Radiofarmaka terkumpul dalam

organ yang akan diperiksa melalui berbagai mekanisme seperti penghalang

kristal detektor

komponen kamera gamma Photo Multiplier Tube

komputer dan elektronik

kolimator

citra yang tertampil di

layar komputer

lead housing memastikan hanya sinar gamma dari pasien yang

terdeteksi

peralatan kamera gamma

elektronik dan komputer

kolimator memberikan citra yang tajam melalui seleksi sinar gamma yang hanya dapat

melewati kolimator

setiap sinar gamma diubah mejadi cahaya

sensor mengubah sinar menjadi signal elektronik


7


kapiler, pagositosis, transportasi aktif, pertukaran ion dan lokalisasi secara

farmakologi [34].

Radiofarmaka yang digunakan dalam pemeriksaan bone scan adalah

radionuklida 99Tcm dengan senyawa kimia pembawa methylene diphosponate

(MDP). Technitium-99m (99Tcm)-MDP cepat di hilangkan dari dalam darah dan

selanjutnya sebagaian besar terakumulasi di dalam sistem rangka. Mekanisme

uptake adalah pertukaran ion dan chemisorption (serapan kimia) dalam matrik

inorganic tulang, dalam ionic hydroxyapatite (Ca10(PO4)6(OH)2). Kelompok

phosphate dari permukaan matrik tulang bereaksi dengan kelompok PO3H2 dari

MDP yang terikat dengan Technitium. Kemudian hasil reaksi pertukaran ion ini

terlihat dari aktivitas 99Tcm di dalam matrik tulang [33].

Secara signifikan jumlah terkecil dari radiofarmaka yang disuntikkan

ketubuh pasien, diikat oleh protein plasma darah yang menghasilkan latar seluruh

tubuh yang rendah. Radiofarmaka yang tidak terikat oleh plasma darah tetapi

terdistribusi di semua organ akan diekskresikan melalui urin, sedangkan ekskresi

melalui sistem hepatobilliary biasanya diabaikan. Pemberian 99Tcm-MDP

dikeluarkan dari dalam darah ada tiga langkah yaitu fase cepat, dengan T1/2 adalah

3,5 menit, fase moderat dengan T1/2 adalah 27 menit dan fase lambat dengan T1/2

adalah 144 menit. Dalam fase cepat, 99Tcm-MDP dibersihkan dari darah ke daerah

extravascular. Fase moderat ekuivalen dengan proses uptake oleh tulang, dalam

fase lambat 99Tcm-MDP terikat ke plasma protein dari darah. Uptake tulang

terhadap 99Tcm-MDP pada 1 sampai 2 jam setelah penyuntikan menunjukkan nilai

tertinggi, dan selanjutnya 99Tcm-MDP diekskresikan melalui urin [33].

Technitium-99m (99Tcm) akan terbentuk di dalam generator sebagai akibat

peluruhan 99Mo sebagai radionuklida induk dengan memancarkan sinar beta,

sedang 99Tcm selanjutnya akan meluruh menjadi 99Tc dengan memancarkan sinar

gamma dengan waktu paruh 99Tcm adalah 6 jam. 99Tc merupakan radioisotop yang

memiliki waktu paruh sangat panjang (2,13x105 tahun) akan meluruh dengan

memancarkan sinar beta menjadi 99Ru yang stabil. Lebih jelasnya reaksi

peluruhan dapat dilihat sebagai berikut [34].

RuTcTcMo m 99439943

9943

9942 →→→

βγβ


8


Jumlah aktivitas 99Tcm yang dihasilkan dari generator 99Mo tergantung

pada selang waktu dari elusi terakhir. Kira-kira 44% dari maksimum 99Tcm yang

didapat setelah 6 jam dari elusi terakhir dan 87% setelah 24 jam dari elusi

terakhir. Untuk 99Tcm setelah dielusi (berada di luar generator) akan meluruh

sesuai dengan konstanta peluruhannya dengan waktu paruh 6 jam. Tabel 2.1

memperlihatkan waktu elusi yang baik untuk 99Tcm [35].

Tabel 2.1. Persen Aktivitas 99Tcm Berdasarkan Waktu Elusi [35]

Waktu elusi

(jam)

Aktivitas 99Tcm

(% dari aktivitas 99Mo)

1 9,8

2 18

3 26

4 32

5 39

6 44

7 49

8 54

9 58

10 61

11 65

12 68

18 80

24 87

2.3. Dosis Radiasi Internal

Dosis radiasi internal tidak bisa diukur, tetapi harus dikalkulasi

berdasarkan pada pengukuran atau estimasi intake atau estimasi kuantitas aktivitas


9


sumber di dalam organ atau jumlah yang dieliminasi dari tubuh [26]. Perhitungan

dosis radiasi internal dimulai dengan definisi dosis serap, yaitu energi (joule atau

erg) yang terdeposit per unit massa. Dalam perhitungan terdapat beberapa asumsi,

pertama diasumsikan bahwa deposit radionuklida (yang diekspresikan sebagai

aktivitas dalam µCi atau Bq) terdistribusi seragam melalui massa jaringan dari

organ sumber. Kedua, radionuklida memancarkan energi ketika di dalam organ

sumber S yang diserap oleh organ target T yang disebut dengan fraksi yang

terserap AF(T←S). Organ sumber juga bisa sebagai organ target, dan jika yang

terdeposit adalah radionuklida yang memancarkan sinar murni alfa dan beta,

radiasi hanya diserap oleh organ target dan semua energi terdeposit di dalam

organ target itu sendiri AF(T←S) = 1,0. Untuk sinar-X dan sinar Gamma,

AF(T←S) umumnya akan lebih kecil dari 1 dan akan bervariasi tergantung pada

energi photon dan massa dari organ sumber dan organ target [26].

Fraksi-fraksi yang terserap ini dapat dihitung dengan menerapkan metode

monte carlo pada interaksi-interaksi dan kemungkinan foton atau elektron setelah

partikel-partikel tersebut dipancarkan dari radionuklida yang diendapkan.

Gambar 2.2. Hubungan Fisis yang Mungkin antara Organ Sumber (S) dan Organ Target (T)

Telah diolah kembali dari buku ”Introduction to Health Physics” karangan Herman Chember

S=T

S=T S

S=T

T

S=T

S S=T

T S=T

S

S=T

T


10


Dalam penyelesaian dengan menggunakan metode monte carlo, foton-

foton yang tersimulasi secara tersendiri “diikuti” dalam suatu komputer dari

interaksi yang satu ke interaksi berikutnya. Karena radionuklida diasumsikan

bersifat tersebar secara merata diseluruh volume tertentu, dan karena transformasi

radioaktif merupakan suatu proses random (acak) yang terjadi pada suatu angka

menengah yang bersifat karakteristik bagi suatu isotop tertentu, maka kita dapat

memulai proses tersebut dengan mengajukan suatu transformasi radioaktif secara

acak (baik dalam ruang dan waktu dalam kendala-kendala batas volume serta

konstanta laju transformasi yang diketahui dari radionuklida). Untuk sembarang

transformasi ini, kita mengetahui besarnya energi radiasi yang dipancarkan, titik

awalnya, serta arah awalnya. Karena jumlah energi awal dari partikel-partikel ini

diketahui, maka energi pancaran yang diserap oleh jaringan “target” dapat

dihitung [6]:

sumberolehndipancarkayangenergi

ettolehdiserapyangenergiterserapyangFraksi

arg== ϕ (2.1)

Karena lintasan bebas rata-rata dari foton biasanya cukup besar relatif

terhadap dimensi organ dimana isotop pemancar foton tersebar, maka fraksi foton

yang terserap selalu kurang dari 1 (satu). Untuk radiasi yang bersifat tidak

menembus, fraksi yang terserap biasanya satu atau nol, yang tergantung pada

apakah organ sumber dan organ target merupakan organ yang sama atau berbeda.

Dalam perhitungan dosis internal, angka pancaran energi oleh radionuklida

dalam sumber tersebut dalam sembarang waktu yang dibawa oleh partikel ke-i

dinyatakan dengan [6]:

(2.2)

Xei adalah angka pancaran energi dalam satuan J/det, As merupakan aktivitas

dalam sumber dalam satuan Bq, Ei adalah energi partikel ke-i dalam satuan MeV,

sedangkan ni adalah jumlah partikel jenis ke-i per peluruhan.

sec/106.1

/106.1///113

13

JnEAX

MeVJtpartnpartMeVEBqtpsBqAX

iisei

iisei

×××=

×××××=−

−


11


Jika fraksi energi yang dipancarkan yang terserap oleh target tersebut

disebut φi, maka jumlah energi yang terserap oleh target karena adanya emisi dari

sumber tersebut dinyatakan dengan [6]:

det/106,1 13 JnEAXX iiisieiei ϕϕ ×××××=×=− (2.3)

Karena 1 gray bersesuaian dengan penyerapan 1 joule per kg, maka angka

dosis dari partikel ke-i terhadap target yang beratnya m kilogram dinyatakan

dengan:

kgmGykg

JJnEA

D iiisi×

×××××=

−

1

det/106.1 13 ϕ& (2.4)

Jika kita menganggap

det106.1 13

Bq

GykgEn iii ×××=∆

− (2.5)

Kemudian persamaan dapat ditulis sebagai berikut

det/Gym

AD ii

si ∆××= ϕ& (2.6)

∆i merupakan angka dosis dalam suatu massa jaringan homogen yang tak

berhingga besarnya yang memuat suatu radionuklida yang tersebar secara merata

dengan konsentrasi 1 Bq/kg. Nilai-nilai numeris bagi ∆i untuk masing-masing

radiasi yang ditimbulkan oleh radionuklida dalam suatu massa jaringan yang tak

berhingga besarnya dimasukkan dalam bagian Data Masukan pada skema

peluruhan serta parameter-parameter nuklir untuk dipergunakan dalam penafsiran

dosis radiasi yang telah dipublikasikan oleh Komite Dosis Radiasi Internal Medis

(MIRD) dari Lembaga Kedokteran Nuklir. Dengan mempertimbangkan semua

tipe partikel yang dipancarkan dari sumber tersebut, maka angka dosis bagi organ

target tersebut adalah [6]:

iis

m

AD ∆∑= ϕ& (2.7)

Karena Ḋ merupakan suatu fungsi dari As yang mana As merupakan suatu fungsi

waktu, maka Ḋ juga merupakan suatu fungsi waktu. Dosis total yang disebabkan


12


oleh peluruhan lengkap dari radionuklida yang terendap, didapat dengan

mengintegrasi angka dosis terhadap waktu [6]:

∫∫∞∞ ∆∑

==00

)()( dttAm

dttDD siiϕ& (2.8)

Jika kita menyebut integral waktu dari radioaktivitas yang diendapkan sebagai

aktivitas kumulatif Ã,

∫∞

=0

)(~

dttAA s (2.9)

maka dosis total bagi organ target dapat dinyatakan dengan [6]

∑ ∆= iimA

D ϕ~

(2.10)

Tiga faktor dalam menentukan dosis radiasi internal adalah aktivitas radionuklida

yang digunakan, energi dan massa dari organ dimana radionuklida tersebut

mengendap [1,2,3,13].

2.4. Metode MIRD

Radionuklida buatan mulai tersedia untuk kedokteran pada akhir tahun

1930 dan 1940, dan metode perhitungan dosis serap jaringan juga mulai

dikembangkan pada tahun-tahun tersebut. Pada tahun 1948, Marinelli dkk,

mempubilkasikan tiga artikel tentang dosimetri radionuklida, makalah ini

merupakan tanda dimulainya dosimetri radiasi modern dalam kedokteran nuklir.

Akhir tahun 1948 ada beberapa kontribusi pada dosimetri radionuklida, dengan

ringkasan penting oleh beberapa nama penting dalam fisika medis diantaranya

L.H. Gray and W.V. Mayneord di United Kingdom dan R.D. Evans, G. Failla,

L.D. Marinelli dan E.H. Quimby di United State, semua kontibusi mengikuti

pendekatan dasar Marinelli dkk. Pada tahun 1964 dan 1965 pendekatan marinelli

berkontribusi dalam dua artikel yang dibuat oleh Ellet dkk, mereka

mendefinisikan fraksi serapan sebagai fraksi energi yang dipancarkan oleh sumber

sinar gamma yang diserap dalam volume atau jaringan tertentu. Mereka

melakukan perhitungan montecarlo untuk sumber foton berbagai energi dan untuk


13


volume organ target berbagai ukuran dan bentuk. Ini merupakan aplikasi pertama

metode montecarlo dalam perhitungan dosimetri radionuklida. Konsep fraksi

serapan yang dikerjakan oleh Ellet dkk menyederhanakan persamaan dosimetri.

Distimulasi oleh Ellet dkk, Loevinger dan Berman mengakui bahwa persamaan

untuk dosimetri internal dapat dirumuskan secara umum. Pada tahun 1968 mereka

di rekrut sebagai anggota baru Komite Dosis Radiasi Internal Medis (MIRD) dan

skema MIRD yang pertama kali dipublikasikan dalam MIRD pamplet no.1[22] .

Ellet dkk menggunakan persamaan yang terkait dengan fraksi serapan –

dosis serap, dan persamaan tersebut merupakan titik awal dari perkembangan

metode MIRD. Persamaan dosis serap untuk sinar gamma dapat ditulis dalam

persamaan MIRD seperti berikut [22]:

( ) ( )∑←∆

=←i v

iis m

svAsvD

φγ

~ (2.11)

( )svD ←γ adalah dosis serap rata-rata untuk volume v dari radionuklida dalam sumber s, symbol Ãs menunjukkan integral kurva waktu-aktivitas yang

dalam metode MIRD disebut aktivitas kumulatif. Ãs merupakan jumlah total

transformasi nuklir di dalam sumber selama waktu yang dikehendaki. ∆i

menunjukkan energi radiasi jenis i yang dipancarkan pertransformasi inti, φi

merupakan fraksi serapan untuk radiasi i yang dipancarkan oleh sumber dan

diserap oleh target v dan mv massa target v. Kemudian Ellet dkk menghilangkan

simbol gamma pada persamaan diatas menjadi.

( ) ( )∑←∆

=←i v

iis m

svAsvD

φ~ (2.12)

Persamaan ini menunjukkan dosis serap ke volume target v dari semua

radiasi oleh organ sumber apapun jenis radiasinya. Agar persamaan tersebut

berlaku secara umum bukan saja untuk organ target yang mempunyai volume

tetapi juga untuk organ target berbentuk titik, garis atau permukaan maka dibuat

suatu istilah fraksi serapan jenis yang didefinisikan sebagai fraksi serapan dan

massa target seperti persamaan dibawah ini[22].


14


( ) ( )vm

svsv

←=←Φ φ (2.13)

Dalam MIRD, fraksi serapan jenis dapat ditulis seperti ( )hk rr ←Φ sebagai fraksi dari serapan energi per unit massa pada daerah organ target rk dari berbeagi

organ sumber rs. Sehingga dosis serap rata-rata pada target dapat ditulis lebih

umum seperti berikut [22].

( ) ( )∑ ←Φ∆=←i

hkiihhk rrArrD~

(2.14)

Persamaan 2.14 adalah persamaan penuh dalam metode MIRD untuk dosis

organ target rk dari radiasi i yang dipancarkan oleh organ sumber rh [22]. Pada

tahun 1988 Loevinger dkk menyederhanakan persamaan 2.14 menjadi [1,2]:

SASAD ××== τ0.~

(2.15)

Aktivitas kumulatif (Ã) diwakili oleh daerah yang berada di bawah kurva

pada Gambar 2.3. Aktivitas kumulatif tergantung pada dua faktor yaitu jumlah

aktivitas maksimum pada waktu tertentu (A0) dan waktu tinggal radionuklida

dalam tubuh atau organ yang diteliti (τ). Sehingga karakteristik faktor fisika dan

biologi akan mempengaruhi aktivitas kumulatif [1,2,3,19,22].

Gambar 2.3 Kurva Aktivitas Kumulatif

aktivitas

waktu


15


Satuan aktivitas kumulatif yang digunakan adalah µCi-jam, jika aktivitas

dalam satuan Bq dan waktu dalam satuan detik maka aktivitas kumulatif akan

mempunyai satuan Bq-detik. Faktor S merupakan kombinasi dari beberapa faktor,

massa organ target, jenis dan jumlah ionisasi radiasi yang dipancarkan

perpeluruhan, dan kombinasi fraksi dari pancaran radiasi yang mencapai dan yang

diserap organ sumber dan organ target [2]. Umumnya faktor S diberikan dalam

tabel untuk radionuklida yang umum digunakan dalam diagnostik atau terapi.

Dalam MIRD Pamplet No.11, nilai S ini sudah ditabulasikan untuk 117

radionuklida dan 20 organ sumber dan organ target[13]. Jika aktivitas kumulatif

dapat diestimasi, dosis serap untuk organ target dapat ditentukan dengan

persamaan berikut.

∑ ←→ =h

rhrkhrhrk SAD )()(~

(2.16)

Sigma dalam persamaan 2.16 merupakan jumlah dosis serap yang diperkirakan

dapat diterima oleh suatu organ target, karena organ target (rk) dapat menerima

radiasi yang berasal dari beberapa organ sumber (rh) [13,22].

Sesuai persamaan 2.15 waktu tinggal (τ) dari radionuklida dalam organ

sumber didefinisikan sebagai berikut [2,3,22].

0

~

A

A=τ (2.17)

Karena itu waktu tinggal (τ) radionuklida dapat dikatakan umur rata-rata atau

umur efektif dari radionuklida yang terendap di dalam organ dan perlu diingat

bahwa waktu tinggal radionuklida memperhitungkan peluruhan fisika dan

metabolisme biologi.

Metode MIRD ini secara siknifikan memperbaiki metode sebelumnya

yang direkomendasikan oleh ICRP dalam publikasinya nomor 2 tahun 1959.

Meskipun demikian bukan berarti MIRD sempurna tetapi MIRD juga mempunyai

batasan, asumsi dan penyederhaan dalam perhitungan, diantaranya radionuklida

diasumsikan terdistribusi secara merata pada organ sumber, deposisi energi setara

dengan seluruh massa dari organ target, untuk memperkirakan anatomi manusia

digunakan geometri dan interkoneksi antara satu organ dengan organ lain dalam


16


bentuk sederhana, fantom menggunakan referensi manusia dewasa, remaja, anak-

anak yang mendekati dimensi fisik pada individu tertentu, setiap organ

diasumsikan mempunyai komposisi dan densitas yang homogen, radiasi

bremsstrahlung diabaikan dan energi rendah foton serta semua partikel radiasi

diasumsikan diserap secara lokal [27]. Meskipun demikian metode MIRD ini

cukup akurat karena mempunyai model yang tetap dan perhitungan dapat dibuat

setepat yang diinginkan, fraksi serapan jenis atau fraksi serapan yang dihitung

dengan montecarlo, dalam prakteknya batasan ketepatan diatur dengan standar

deviasi dari fraksi serapan selama perhitungan. Nama model berhubungan dengan

nama organ sehingga dapat membandingkan hasil dosis serap dengan respon

klinis.

2.5. Dosis Efektif Ekivalen

Untuk mengukur atau mengetahui efek biologi dari radiasi, publikasi ICRP

nomor 2 memperkenalkan konsep dosis ekivalen yang didefinisikan sebagai

berikut [36].

NQDH T ××= (2.18)

Dalam hubungan ini, dosis serap DT diukur dalam rads atau Grays dan keefektifan

dosis serap ini dalam jaringan atau organ dimodifikasi oleh faktor kualitas Q dan

factor kerusakan N. Q menunjukkan relative biological effectiveness (RBE). N

adalah relatif faktor kerusakan yang ditunjukkan melalui distribusi spasial dari

radionuklida. Sebagai contoh faktor kualitas Q untuk radiasi alfa adalah 10 dan

untuk radiasi gamma adalah 1. N mempunyai nilai 1 untuk distribusi spasial yang

seragam, nilai 5 untuk distribusi spasial yang tidak seragam seperti radium dalam

tulang. Semenjak RBE tergantung kepada LET (Linear Energy Transfer) maka

sangat beralasan menyatakan bahwa LET menunjukkan efektifitas biologi dari

radiasi [29,36]. Untuk N, faktor kerusakan distribusi spasial dikaitkan dengan

konsep Spesific Effective Energy (SEE) yang direkomendasikan oleh publikasi

ICRP nomor 26 adalah 1. Rekomendasi ICRP 103 untuk Faktor kualitas radiasi

diberikan dalam Tabel 2.2 [9].


17


Tabel 2.2 Rekomendasi ICRP 103 untuk Faktor Kualitas Radiasi

Jenis Radiasi Faktor Kualitas (Q)

Sinar X, sinar Gamma, partikel beta, dan elektron 1

Netron termal 10

Netron cepat, proton, partikel alfa. 20

Dosis efektif ekivalen (HE) diperoleh dari perkalian dosis ekivalen (HT)

dengan faktor bobot jaringan (WT) seperti persamaan berikut[1,6].

TTE HWH = (2.19)

WT yang merupakan faktor bobot jaringan menunjukkan resiko organ terkena efek

stokastik atau resiko kanker dan efek non stokastik. Faktor bobot jaringan yang

direkomendasikan oleh ICRP 103 [3,9] diberikan dalam Tabel 2.3.

Tabel 2.3. Rekomendasi Faktor Bobot Jaringan

Jaringan WT ∑WT

Sumsum tulang (merah), usus besar, paru-paru,

lambung, payudara, remainder tissues* 0,12 0,72

Gonads 0,08 0,08

Kandung kemih, Oesophagus, hati, tiroid 0,04 0,16

Permukaan tulang, otak, kelenjar ludah, kulit 0,01 0,04

Total 1,00

*Remainder tissue: Adrenal, daerah Extrathoracic (ET), Kandung empedu, Jantung, Ginjal, Lymphatic nodes, Otot, mukosa mulut, Pankreas, Prostat, usus halus, spleen, Thymus, Uterus/leher rahim.



BAB 3

METODE PENELITIAN

3.1. Peralatan, Bahan dan Penentuan sampel

Peralatan utama yang digunakan dalam penelitian ini adalah 1 unit

kamera gamma merk SkyLight – Philips milik RSPP Pertamina Jakarta dan

Pegasys Blade dari ADAC yang terintergrasi ke unit kamera gamma untuk

melakukan proses citra, kalibrator dosis radionuklida merk Capintec CRC 15R

S/N 158459 dengan tipe dosimeter ionisasi chamber untuk mengukur aktivitas

sumber radiasi 99Tcm, fantom acrylic perpex untuk menentukan faktor atenuasi

jaringan. Dosimeter Thermo Luminisence Dosimetry (TLD), type TLD 100,

produksi Harshaw digunakan untuk mengukur dosis permukaan dekat organ

spesifik antara lain sternum, ginjal dan kandung kemih.

Gambar. 3.1 Kamera Gamma Merk SkyLight - Philips

detektor atas

detektor bawah

konsul monitor

meja pemeriksaan


19


Sesuai dengan penggunaan klinis radionuklida yang digunakan adalah 99Tcm yang

dielusi dari generator 99Mo produksi Batan Teknologi Indonesia dan senyawa

kimia pembawa MDP buatan dari GE Healthcare United Kingdom.

Sampel dipilih dari pasien pemeriksaan bone scan dengan kriteria usia di

atas 20 tahun, tidak hamil, tidak sedang menyusui dan tidak menderita penyakit

atau kelainan jantung. Jumlah sampel ditentukan dengan menggunakan

Nomogram Harry King [20]. Dengan diketahui jumlah populasi pasien bone scan

kira-kira 73 orang perbulan, maka jumlah minimum untuk tingkat kepercayaan

85% dan tingkat kesalahan 15% ditentukan sebagai 0.28 x 73 = 20 orang.

Demografi data pasien diberikan dalam Lampiran 13 dalam Tabel. 13.1.A dan

13.2.A.

3.2. Metode

3.2.1 Penentuan Faktor Konversi Organ.

Untuk keperluan ini dilakukan observasi pada citra CT Scan dari pasien

radioterapi RSPP Pertamina yang ditujukan untuk memperoleh informasi

kedalaman Antero Posterior (AP) dan Postero Anterior (PA) berbagai organ bagi

pasien pada umumnya. Organ yang diobservasi adalah tulang rangka, kandung

kemih, ginjal dan jantung. Untuk organ tulang rangka dipilih sternum untuk

atenuasi AP dan tulang belakang untuk atenuasi PA, mengingat keduanya dekat

dengan permukaan kulit, sehingga faktor konversi menjadi lebih rendah dan

atenuasi lebih kecil sehingga cacahan lebih tinggi.

Kedalaman organ ditentukan dari citra irisan sagital dan axial dan dipilih

pada irisan melalui pertengahan organ yang dianggap sebagai kedalaman rata-rata.

Kedalaman AP dan PA organ dinyatakan sebagai rata-rata dari irisan sagital dan

axial. Gambar 3.2 adalah contoh citra CT Scan irisan sagital dan axial.


20


a b

Gambar 3.2. Contoh Irisan a: sagital dan b: axial

Selanjutnya data ini diperlukan untuk melakukan pengukuran faktor

konversi dengan simulasi organ pada fantom acrylic. Fantom terbuat dari susunan

lapisan acrylic perspex dengan ukuran 30 x 30 cm yang ketebalan disesuaikan

dengan organ yang akan diamati. Nomor atom efektif acrylic perspex adalah 7,55

mendekati nomor atom efektif air yaitu 7,4 [25]. Posisi radionuklida dalam fantom

merupakan simulasi organ dalam tubuh yang kedalaman AP dan PA mengikuti

hasil observasi pada citra CT Scan. Khusus untuk simulasi total tubuh,

radionuklida di dalam syringe dideteksi langsung tanpa menggunakan fantom.

Untuk memperoleh faktor konversi laju cacah menjadi satuan aktivitas,

radionuklida 99Tcm dengan aktivitas yang bervariasi 10 mCi s/d 20 mCi dengan

interval 2,5 mCi di dalam syringe diletakkan pada posisi organ di dalam fantom.

Selanjutnya radionuklida dalam fantom dideteksi dengan kamera gamma selama

tiga menit. Hasil cacahan ditayangkan langsung pada monitor control panel.

Skema pengukuran cacahan radionuklida dalam fantom dapat dilihat dalam

Gambar 3.3.


21


Gambar 3.3. Skema Posisi Fantom, Radionuklida 99Tcm dan Kamera Gamma dalam Penentuan Faktor Konversi

3.2.2 Penentuan Dosis Internal Organ

Persiapan radiofarmaka 99TCm – MDP dilakukan oleh pelaksana RSPP

Pertamina, pada umumnya setiap pasien untuk pemeriksaan bone scan

memerlukan 12 mCi – 17 mCi dengan volume sesuai dengan umur Molibdenum

(Mo99). Pada prakteknya sebagian volume Radiofarmaka akan tertinggal di dalam

syringe pada proses penyuntikan pasien. Dengan demikian aktivitas 99Tcm yang

masuk ke dalam tubuh perlu dikoreksi dengan aktivitas 99Tcm yang tersisa dalam

syringe.

Pengambilan citra planar dengan mengatur waktu scanning seperti yang

tercantum dalam Tabel 3.1.

detektor bawah

detektor atas

Syiringe berisi 99Tcm

meja pemeriksaan

jarak organ ke permukaan anterior tubuh (AP) sesuai hasil observasi CT Scan

jarak organ ke permukaan posterior tubuh (PA) sesuai

hasil observasi CT Scan


22


Tabel 3.1. Jadwal Pengambilan Citra

Sesi Waktu

(detik)

Peruntukan Citra Keterangan

1 36 Jantung dan ginjal Sesi pertama dilakukan sesaat setelah penyuntikan dan dilakukan secara dinamik dari 36 s.d 180 detik untuk citra jantung dan ginjal.

72 Jantung dan ginjal 108 Jantung dan ginjal 114 Jantung dan ginjal 180 Jantung dan ginjal 300 Ginjal dan kandung kemih Dilakukan secara statik 600 Seluruh tubuh Dilakukan secara statik 1500 Jantung dan ginjal Dilakukan secara statik 2 3600 Ginjal dan kandung kemih Sesi ke dua dilakukan 1 jam setelah

penyuntikan dan dilakukan secara statik 3900 Seluruh tubuh 3 7200 Ginjal dan kandung kemih Sesi ke tiga dilakukan 2 jam setelah

penyuntikan dan dilakukan secara statik 7500 Seluruh tubuh 4 9800 Ginjal dan kandung kemih Sesi ke empat dilakukan 3 jam setelah

penyuntikan dan dilakukan secara statik 10100 Seluruh tubuh 5 14400 Ginjal dan kandung kemih Sesi ke lima dilakukan 4 jam setelah

penyuntikan dan dilakukan secara statik 14700 Seluruh tubuh

Yang termasuk Region Of Interest (ROI) adalah seluruh daerah organ yang

dimaksud baik hot area maupun cold area. Cacahan dari ROI akan ditayangkan

langsung secara otomatis pada layar monitor. Gambar 3.4 adalah contoh ROI

untuk ginjal dan kandung kemih.

Gambar 3.4. ROI untuk Ginjal dan Kandung Kemih

ROI ginjal

ROI kandung kemih


23


Selanjutnya aktivitas 99Tcm dalam organ (A) dikalkulasi berdasarkan nilai

cacahan AP (CA) dan PA (Cp) dengan mengikuti formula berikut ini.

( ) ( )posteriorPanteriorA xFKCxxFKCA= (3.1)

Aktivitas kumulatif dikalkulasi menggunakan program Maple dengan

memasukkan data peluruhan sumber 99Tcm secara eksponensial.

Aktivitas kumulatif untuk kandung kemih didapatkan dari imaging planar

bukan dari perhitungan urin pasien yang seharusnya, hal ini dikarenakan metode

tersebut agak sulit dilaksanakan di lapangan karena keterbatasan di rumah sakit

sehingga untuk memudahkan pengambilan data maka aktivitas kumulatif kandung

kemih didapat dari imaging planar dengan membuat ROI dari kandung kemih

pada waktu waktu tertentu sesuai dengan jadwal scanning dalam Tabel 3.1.

Dosis internal organ yang merupakan dosis serap organ berasal dari

radionuklida yang berada di dalam organ itu sendiri ditambah dengan dosis yang

berasal dari radionuklida yang berada di dalam organ lain dengan mengikuti

metode MIRD. Untuk dosis serap permukaan tulang diperoleh dari radionuklida 99Tcm yang berada di dalam cortical bone dan trabecular bone, kandung kemih,

kedua ginjal, jantung dan seluruh tubuh. Menurut ICRP no 30 [27] aktivitas

kumulatif pada cortical bone dan trabecular bone adalah 50% dari aktivitas

kumulatif tulang apabila radioaktif terkonsentrasi di permukaan tulang dan begitu

juga dalam MIRD 11 [13] dan MIRD no.13 [14] menggunakan asumsi yang sama.

Secara matematik dosis serap permukaan tulang dapat ditulis sebagai berikut.

( ) ( ) ( ) ( )TBBSHCBSKIDsBSBLDCBSTrabBBSCortBBSBS DDDDDDD ←←←←←← +++++= )()(

(3.2)

( ) ( ) ( ) ( )TBBSTBHCBSHCKidsBSKIDsBLDCBSBLDCTrabBBSBSCortBBSBSBS SASASASASASAD ←←←←←← ×+×+×+×+×+×=~~~~~

5,0~

5,0 )()(

(3.3)

Dosis serap sumsum tulang diperoleh dari dosis pada cortical bone dan trabecular

bone dan ditambah dengan dosis kandung kemih, kedua ginjal, jantung dan total

tubuh, secara matematik dosis serap sumsum tulang dapat ditulis sebagai berikut.


24


( ) ( ) ( ) ( )TBRMHCRMKIDsRMBLDCRMTrabBRMCortBRMRM DDDDDDD ←←←←←← +++++= )()( (3.4)

( ) ( ) ( ) ( )TBRMTBHCRMHCKidsRMKIDsBLDCRMBLDCTrabBRMBSCortBRMBSRM SASASASASASAD ←←←←←← ×+×+×+×+×+×=~~~~~

5,0~

5,0 )()(

(3.5)

Untuk dosis serap dinding kandung kemih diperoleh dari dosis yang berasal dari

isi kandung kemih ditambah dengan dosis cortical dan trabecular bone, kedua

ginjal, jantung dan total tubuh, sehingga mengikuti persamaan matematik berikut.

( ) ( ) ( ) ( )TBBWHCBWKIDsBWBLDCBWTrabBBWCortBBWBW DDDDDDD ←←←←←← +++++= )()(

(3.6)

( ) ( ) ( ) ( )TBBWTBHCBWHCKidsBWKIDsBLDCBWBLDCTrabBBWBSCortBBWBSBW SASASASASASAD ←←←←←← ×+×+×+×+×+×=~~~~~

5,0~

5,0 )()(

(3.7)

Untuk dosis serap kedua ginjal berasal dari kedua ginjal itu sendiri ditambah

dengan dosis cortical dan trabecular bone, kandung kemih, jantung dan total

tubuh, secara matematik dapat ditulis sebagai berikut.

( ) ( ) ( ) ( )TBGJHCGJKIDsGJBLDCGJTrabBGJCortBGJGJ DDDDDDD ←←←←←← +++++= )()(

(3.8)

( ) ( ) ( ) ( )TBGJTBHCGJHCKidsGJKIDsBLDCGJBLDCTrabBGJBSCortBGJBSGJ SASASASASASAD ←←←←←← ×+×+×+×+×+×=~~~~~

5,0~

5,0 )()(

(3.9)

Untuk dosis serap dinding jantung yang diperhitungkan adalah dosis pada jantung

itu sendiri ditambah dengan dosis yang berasal dari cortical dan trabecular bone,

kandung kemih, jantung dan seluruh tubuh. Persamaan matematik dapat ditulis

sebagai berikut.

( ) ( ) ( ) ( ) ( )TBHWHCHWKIDSHWBLDCHWTrabBHWCortBHWHW DDDDDDD ←←←←←← +++++= )( (3.10)

( ) ( ) ( ) ( )TBHWTBHCHWHCKidsHWKIDsBLDCHWBLDCTrabBHWBSCortBHWBSHW SASASASASASAD ←←←←←← ×+×+×+×+×+×=~~~~~

5,0~

5,0 )()(

(3.11)


25


Untuk dosis serap total tubuh berasal dari dosis total tubuh ditambah dengan dosis

yang berasal dari cortical bone dan trabecular bone, kandung kemih, kedua ginjal

dan jantung. Secara matematik dapat ditulis sebagai berikut.

( ) ( ) ( ) ( )TBTBHCTBKIDsTBBLDCTBTrabBTBCortBTBTB DDDDDDD ←←←←←← +++++= )()(

(3.12)

( ) ( ) ( ) ( )TBTBTBHCTBHCKidsTBKIDsBLDCTBBLDCTrabBTBBSCortBTBBSTB SASASASASASAD ←←←←←← ×+×+×+×+×+×=~~~~~

5,0~

5,0 )()(

(3.13)

Nilai S untuk radionuklida yang berada di dalam permukaan tulang, kandung

kemih, kedua ginjal dan seluruh tubuh menggunakan nilai yang ada di dalam tabel

MIRD no.11. Sedangkan nilai S untuk radionuklida yang berada di dalam jantung

di hitung dengan cara mengalikan fraksi serapan jenis dengan ∆i dari 99Tcm yang

berdasarkan referensi adalah 0,3029 [29]. Fraksi serapan jenis untuk 99Tcm dengan

energi 140 KeV (0,14 MeV) didapat dari extrapolasi energi dengan fraksi serapan

jenis yang terdapat di dalam tabel MIRD no.5[15].

Selanjutnya dosis efektif ekivalen organ dapat diperkirakan sebagai

perkalian dosis ekivalen (HT) dengan bobot jaringan (WT). Dosis ekivalen didapat

dari perkalian dosis serap (D) dengan bobot kualitas radiasi (Q). Secara matematik

dosis efektif ekivalen (HE) untuk setiap organ dapat ditulis sebagai berikut.

organTTorganE HWH = (3.14)

3.2.3 Pengukuran Dosis Permukaan

Untuk keperluan proteksi radiasi dilakukan pengukuran dosis permukaan,

tiga titik lokasi pengukuran TLD dipilih pada daerah depan di sternum (a) dan

kandung kemih (c) dan pada daerah belakang di ginjal kanan (b), lebih jelas dapat

dilihat dalam Gambar 3.5. Untuk setiap titik diletakkan 3 TLD yang sudah

dikalibrasi oleh BATAN dengan foton 10,2 mmCu.


26


Gambar 3.5. Titik Pengukuran TLD: a. daerah sternum, b. daerah ginjal kanan dan c. daerah kandung kemih

a

b sc

depan belakang



BAB 4

HASIL DAN PEMBAHASAN

4.1 Hasil

4.1.1 Faktor Konversi Laju Cacah menjadi Satuan Aktivitas

Untuk mengetahui faktor konversi laju cacah menjadi satuan aktivitas

radionuklida dalam organ, diperlukan informasi kedalaman organ. Dengan citra

CT Scan dari 20 orang pasien telah diperoleh informasi kedalaman organ AP dan

PA tulang, ginjal, kandung kemih, jantung. Hasil pengukuran dapat dilihat dalam

Tabel. 4.1 dan data keseluruhan dari hasil observasi pada citra CT untuk setiap

organ diberikan dalam Lampiran 1.

Tabel. 4.1 Kedalaman Organ dari Antero Posterior dan Postero Anterior Tubuh

ORGAN Kedalaman Organ (cm)

AP PA

Tulang 1,38 ± 0,44 1,70 ± 0,53

Kandung Kemih 4,18 ± 0,98 8,61 ± 1,34

Ginjal 11,04 ± 1,21 3,97 ± 0,96

Jantung 3,12 ± 0,61 8,06 ± 0,95

Telah dilakukan pengukuran faktor konversi laju cacah menjadi satuan

aktivitas untuk berbagai organ tertentu dengan menggunakan fantom acrylic yang

ketebalannya berdasarkan data dalam Tabel 4.1. Seluruh hasil pengukuran

aktivitas sumber 99Tcm dengan fantom simulasi organ tulang, kandung kemih,

ginjal, jantung dan total tubuh dapat dilihat dalam Lampiran 2. Dari data dalam

Lampiran 2 tersebut, diperoleh faktor konversi laju cacah dalam satuan count per


28


second (cps) menjadi satuan aktivitas untuk berbagai organ yang ditunjukkan

dalam Tabel 4.2.

Tabel 4.2. Faktor Konversi Laju Cacah menjadi Satuan Aktivitas

Organ

Faktor Konversi (mCi/cps)

x 10-4

AP PA

Tulang 2,8 3,9

Kandung Kemih 4,2 9,4

Ginjal 8,6 5,2

Jantung 5,1 11,7

Total Tubuh 2,3 3,0

4.1.2 Waktu Tinggal 99Tcm di Dalam Organ

Aktivitas rata-rata sumber 99Tcm yang disuntikkan ke dalam tubuh 20

orang pasien pada pemeriksaan bone scan dalam penelitian ini 13,9 ± 1,5 mCi

atau dalam rentang 432 – 629 MBq. Data aktivitas sumber untuk masing-masing

pasien dapat dilihat pada Lampiran 3 dalam Tabel 3.1.A. Hasil laju cacah (cps)

pada ROI dan aktivitas hasil perhitungan berbagai organ untuk semua pasien

dengan variasi waktu diberikan pada Lampiran 4 dalam Tabel 4.1.A s.d 4.20.A.

Dengan data dalam tabel tersebut dibuat kurva aktivitas kumulatif sumber 99Tcm

pada setiap organ untuk masing-masing pasien, yang dapat dlihat pada Lampiran

4 dalam Gambar 4.1.A s.d 4.20.A.

Gambar 4.1. merupakan contoh kurva aktivitas kumulatif salah satu pasien

untuk semua organ. Nilai t maksimum ditentukan dari kurva aktivitas kumulatif

yang menunjukkan nilai akitivitas maksimum.


29

Un

iversitas Ind

on

esia

tAmax = 0,05 jam tAmax = 0,05 jam tAmax = 0,05 jam

tAmax = 0,17 jam tAmax = 1,42 jam tAmax = 0,17 jam

Gambar 4.1. Kurva Aktivitas Kumulatif 99Tcm dalam Berbagai Organ Salah Satu Pasien


30


Kemudian dengan program Excel ditentukan peluruhan eksponensial dari t

maksimum sampai t akhir scanning. Contoh peluruhan eksponensial dari

eliminasi 99Tcm dalam berbagai organ salah satu pasien dapat dilihat dalam

Gambar 4.2.

Gambar 4.2. Eliminasi 99Tcm di Dalam Berbagai Organ Salah Satu Pasien


31


Selanjutnya dengan program Maple, aktivitas kumulatif ditentukan dengan

integrasi fungsi eksponensial tersebut mulai dari t maksimum sampai dengan

waktu scanning terakhir. Aktivitas kumulatif dalam berbagai organ untuk ke 20

pasien dapat dilihat dalam Lampiran 5 pada Tabel 5.1.A. Dari tabel tersebut dapat

dihitung waktu tinggal (residence time) 99Tcm di dalam organ yang ditunjukkan

pada Tabel 6.1.A s.d Tabel 6.5.A dalam Lampiran 6. Rentang aktivitas kumulatif

dan rata-rata waktu tinggal 99Tcm dalam berbagai organ dapat dilihat dalam Tabel

4.3. Grafik rata-rata waktu tinggal 99Tcm dalam berbagai organ ditunjukkan pada

Gambar 4.3 dan sebaran aktivitas kumulatif dalam setiap organ untuk semua

pasien diberikan pada Gambar 4.4 dalam grafik boxplot.

Tabel 4.3. Rentang Aktivitas Kumulatif, Rata-Rata Waktu Tinggal 99Tcm dalam Berbagai Organ

Organ Sumber Rata-rata Ã Rentang Ã τ (mCi-jam) (mCi-jam) (jam)

Permukaan tulang 6,6 ± 1,4 4,2 - 9,4 1,9± 0,4

Kandung kemih 1,7 ± 0,5 0,6 - 2,6 1,4 ± 0,4

Ginjal 1,1 ± 0,3 0,6 - 1,7 0,2 ± 0,1

Jantung 2,0 ± 0,4 1,3 - 2,6 0,2 ± 0,04

Total Tubuh* 11,5 ± 1,6 9,0 - 15,0 1,9 ± 0,6

*Tidak termasuk kandung kemih

Gambar 4.3. Grafik Rata-rata Waktu Tinggal (τ) 99Tcm dalam Berbagai Organ


32


Median 25%-75% 10%-90% permukaan tulang

kandung kemihginjal

jantungtotal tubuh

0

2

4

6

8

10

12

14

16

aktiv

itas

kum

ulat

if (m

Ci-j

am)

Gambar 4.4. Sebaran Aktivitas Kumulatif Berbagai Organ pada Ke20 Pasien

4.1.3 Dosis Internal

Dosis internal yang merupakan dosis serap organ diperoleh dari perkalian

aktivitas kumulatif dengan nilai S yang mengikuti persamaan 3.2 s.d 3.13. Adapun

nilai S dalam perhitungan tersebut menggunakan nilai yang diberikan oleh

MIRD 11 [13] (Tabel 4.4).


33


Tabel 4.4. Nilai S untuk Berbagai Organ Sumber dan Organ Target

S (rad/µCi-jam) Organ Sumber

Organ Target Rangka cortical

bone trabecular

bone Kandung Kemih Ginjal

Total Tubuh Jantung

Tulang 1,20E-05 1,00E-05 9,20E-07 1,40E-06 2,50E-06 1,60E-06*

Sumsum tulang 4,10E-06 9,10E-06 2,20E-06 3,80E-06 2,90E-06 2,28E-06*

Dinding kandung kemih 5,10E-07 5,10E-07 1,60E-04 2,80E-07 2,30E-06 5,86E-08*

Ginjal 8,20E-07 8,20E-07 2,60E-07 1,90E-04 2,20E-06 1,07E-06*

Total tubuh 2,00E-06 2,00E-06 1,90E-06 2,20E-06 2,00E-06 7,57E-07*

Dinding jantung L 7,65E-07** 1,45E-06** 2,96E-08** 1,09E-06** 2,20E-06** 7,22E-05**

Dinding jantung P 9,40E-07** 1,51E-06** 5,62E-08** 1,32E-06** 2,72E-06** 9,58E-05**

*Nilai S dari ekstrapolasi energi, ditunjukkan pada Tabel 7.2.A dalam Lampiran 7. **Nilai S dari referensi nomor 30

Nilai dosis serap dan dosis efektif ekivalen pada berbagai organ untuk semua

pasien diberikan pada Tabel 8.1.A s.d Tabel 8.6.A dalam Lampiran 8. Rata-rata

dosis serap untuk berbagai organ dapat dilihat dalam Tabel 4.5 dan Gambar 4.5

memperlihatkan waktu tinggal 99Tcm dan dosis serap pada berbagai organ dalam

pemeriksaan bone scan pada penelitian ini dalam bentuk bagan tubuh manusia.

Tabel 4.5. Dosis Serap dan Dosis Efektif Ekivalen Berbagai Organ

Organ Target

Dosis Serap

Dosis Efektif Ekivalen Organ

(mGy) (µGy/MBq) (mSv)

Permukaan tulang 0,7 – 1,5 2,1 ± 0,2 0,01 – 0,02 Sumsum tulang 0,6 - 1,2 1,7 ± 0,2 0,08 – 0,14

Dinding kandung kemih 1,3 - 4,6 5,8 ± 1,6 0,05 – 0,18

Ginjal 1,5 - 3,6 4,7 ± 1,0 0,17 – 0,43

Dinding Jantung 1,2 - 2,9 4,0 ± 0,8 0,14 – 0,35 Total Tubuh* 0,3 - 0,6 0,8 ± 0,1 0,32 – 0,55

* Tidak termasuk kandung kemih


34


Gambar 4.5. Bagan Waktu Tinggal (τ) 99Tcm dan Dosis Serap (D) Berbagai Organ Sebaran nilai dosis serap berbagai organ untuk semua pasien dalam grafik box

plot dapat dilihat dalam Gambar 4.6.

Total tubuh (tidak termasuk kandung kemih) τ = 1,9 ± 0,6 jam D = 0,8 ± 0,1 µGy/MBq

Ginjal τ = 0,2 ± 0,1 jam D = 4,7 ± 1,0 µGy/MBq

Jantung τ = 0,2 ± 0,04 jam D = 4,0 ± 0,8 µGy/MBq

Kandung kemih τ = 1,4 ± 0,4 jam D = 5,8 ± 1,6 µGy/MBq

Permukaan tulang τ = 1,9 ± 0,4 jam D = 2,1 ± 0,2 µGy/MBq

Sumsum tulang D = 1,7 ± 0,2 µGy/Mq


35


Median 25%-75% 10%-90% permukaan tulang

sumsum tulangdinding kandung kemih

ginjaldinding jantung

total tubuh

0,0

0,5

1,0

1,5

2,0

2,5

3,0

3,5

4,0

4,5

dosi

s se

rap

(mG

y)

Gambar 4.6. Sebaran Dosis Serap Berbagai Organ pada Ke20 Pasien 4.1.4 Dosis Permukaan

Pemeriksaan bone scan merupakan pemeriksaan kedokteran nuklir yang

menggunakan jumlah aktivitas yang tinggi, untuk itu perlu diketahui dosis

permukaan pada pasien, agar dapat dilakukan tindakan proteksi radiasi terhadap

masyarakat disekitar agar tidak terkena radiasi yang tidak perlu. Adapun dosis

permukaan yang diperoleh dari penelitian untuk seluruh pasien dapat dilihat pada

Tabel 9.1.A. dan Tabel 9.2.A.dalam Lampiran 9. Rentang dosis permukaan pada

titik di daerah sternum (a), ginjal kanan (b) dan kandung kemih (c) pada 0, 1 dan 2

jam setelah penyuntikan dengan aktivitas yang disuntikkan pada pasien 446 – 629

MBq ditunjukkan dalam Tabel 4.6 dan rata-rata dosis permukaan per 1 MBq

diberikan dalam Tabel 4.7 dan dalam bentuk bagan tubuh manusia diberikan

dalam Gambar 4.7.


36


Tabel 4.6. Rentang Dosis Permukaan pada Ketiga Titik Pengukuran dalam mGy/jam

Titik Pengukuran

waktu setelah penyuntikan (jam)

0 1 2

a 0,9 – 3,8 1,4 - 4,5 1,1 - 4,1

b 1,0 - 4,3 1,0 - 4,3 0,6 - 3,7

c 1,0 – 4,3 1,5 - 4,8 0,7 - 3,0

Tabel 4.7. Dosis Permukaan dalam 1 MBq pada Ketiga Titik Pengukuran

dalam µGy/jam per 1 MBq

Titik Pengukuran

waktu setelah penyuntikan (jam)

0 1 2

a 3,6 ±1,4 5,3 ±2,1 4,3 ±1,9

b 3,8 ±1,4 5,1 ±1,9 3,9 ±1,5

c 3,7 ±1,4 5,5 ±1,9 3,9 ±1,3

Gambar 4.7. Bagan Dosis Permukaan Pada Setiap Titik Pengukuran

a (µGy/jam per 1 MBq) 0 jam = 3,6 ± 1,4 1 jam = 5,3 ± 2,1 2 jam = 4,3 ± 1,9

b (µGy/jam per 1 MBq) 0 jam = 3,7 ± 1,4 1 jam = 5,5 ± 1,9 2 jam = 3,9 ± 1,3

c (µGy/jam per 1 MBq) 0 jam = 3,7 ± 1,4 1 jam = 5,5 ± 1,9 2 jam = 3,9 ± 1,3

depan belakang


37


4.2 Pembahasan

Pemeriksaan bone scan merupakan pemeriksaan kedoktreran nuklir yang

menggunakan aktivitas tinggi berkisar 10 – 20 mCi atau 370 MBq – 740 MBq.

Disamping itu pemeriksaan bone scan juga dilakukan secara berkala setiap enam

bulan bagi pasien post kanker untuk mengecek adanya metastase pada tulang.

Untuk itu perlu dilakukan evaluasi dosis pada pasien yang menjalani pemeriksaan

bone scan. Mengingat pasien dalam kedokteran nuklir menjadi sumber radiasi

maka informasi dosis permukaan pasien juga menjadi penting.

Penelitian diawali dengan pengukuran kedalaman berbagai organ dalam

tubuh dengan ukuran rata-rata tubuh pasien. Data kedalaman tersebut digunakan

sebagai dasar pembuatan fantom guna memperoleh faktor konversi laju cacah

menjadi satuan aktivitas. SPECT yang digunakan tidak dilengkapi dengan CT

sehingga tidak dapat diperoleh informasi kedalaman organ di dalam tubuh, untuk

mengatasi keterbatasan ini, kedalaman organ diambil dari citra CT pasien

radiotherapi yang tersimpan dalam Treatment Planning System (TPS) di Rumah

Sakit Pusat Pertamina

Pada mulanya penentuan faktor konversi dirancang berasal dari sumber

dengan volume sesuai volume organ, namun dengan percobaan menggunakan

sumber dalam tabung suntik ternyata hasilnya sama dengan apabila sumber dalam

volume sesuai dengan volume organ. Oleh karena itu penentuan faktor konversi

dalam penelitian ini menggunakan sumber yang berada dalam tabung suntik yang

diletakkan dalam fantom sesuai ketebalan AP dan PA organ dalam tubuh.

Pada umumnya pengambilan citra pemeriksaan bone scan dilakukan satu

kali pada dua jam setelah penyuntikan, untuk memperoleh data yang diperlukan

dalam penelitian ini, pengambilan citra dilakukan beberapa kali sehingga perlu

kerjasama khusus dengan pasien. Tidak semua pasien bersedia untuk menjadi

sampel penelitian sehingga untuk pemperoleh dua puluh sampel membutuhkan

empat bulan. Kalibrasi TLD yang digunakan dalam penelitian ini menggunakan

sinar-X dengan HVL 10,2 mmCu, kualitas ini mendekati energi gamma yang

dipancarkan oleh 99Tcm sebesar 140 KeV. Dalam penelitian ini pengamatan


38


difokuskan kepada waktu tinggal (residence time) 99Tcm dalam organ, dosis

internal organ dan dosis permukaan.

4.2.1 Waktu Tinggal 99Tcm-MDP Dalam Organ

Dari penelitian ini sebagian besar 99Tcm-MDP diserap oleh tulang dan

kemudian sedikit oleh ginjal dan diekskresikan melalui sistem urinaria melalui

kandung kemih sebagai tempat penampungan sebelum dikeluarkan melalui uretra

[8], hal ini diperlihatkan dalam penelitian ini dengan aktivitas kumulatif yang

tinggi di permukaan tulang yaitu 6,6 ± 1,4 mCi-jam dengan rentang 4,2 – 9,4

mCi-jam, sedangkan dalam kandung kemih 1,7 ± 0,5 mCi-jam dengan rentang

0,6 – 2,6 mCi-jam, dalam ginjal 1,1 ± 0,3 mCi-jam dengan rentang 0,6 – 1,7

mCi-jam. Untuk waktu tinggal 99Tcm dalam organ diperlihatkan dalam

Gambar 4.3 dan Tabel 4.3, dari tabel tersebut terlihat bahwa waktu tinggal yang

paling tinggi terjadi dalam permukaan tulang mendekati sama dengan total tubuh

sekitar 1,9 jam dan diikuti oleh kandung kemih sekitar 1,4 jam dan yang paling

rendah dalam ginjal mendekati sama dengan jantung sekitar 0,2 jam. Dalam

metabolisme tubuh, 99Tcm disuntikkan melalui vena yang langsung menuju

jantung, dan kemudian langsung dicurahkan kembali ke seluruh tubuh dengan

kecepatan 5600 ml/menit [32]. Khusus curahan ke ginjal 1200 ml/menit [32].

Pergerakan 99Tcm sedemikian cepat dalam jantung dan ginjal, mengakibatkan

waktu tinggal 99Tcm dalam kedua organ menjadi rendah begitu juga dengan waktu

tinggal 99Tcm dalam kandung kemih. Berbeda dengan yang terjadi di dalam

jantung dan ginjal, pergerakan 99Tcm sangat lambat dalam tulang, oleh karenanya

waktu tinggal 99Tcm dalam tulang relatif jauh lebih tinggi.

Temuan dalam penelitian ini mendukung hasil penelitian Peller dkk [24],

yang menyatakan bahwa pada awalnya 99Tcm–MDP terakumulasi dalam jaringan

lunak seperti jantung, paru-paru, liver, otot, mukosa mulut. Dalam penelitian ini

diperoleh informasi jantung menyerap sumber 99Tcm maksimum pada 5 menit

setelah peyuntikan dan ginjal menyerap sumber 99Tcm maksimum pada 4 menit

setelah penyuntikan. Setelah sekitar 10-15 menit terjadi uptake maksimum pada

kandung kemih yang menurun dengan lambat melalui uretra, begitu juga dengan


39


total tubuh terjadi uptake maksimum sekitar 10 - 15 menit setelah penyuntikan.

Untuk tulang, uptake maksimum terjadi relatif lambat, maksimum sekitar 1 – 1,5

jam setelah penyuntikan yang sesuai dengan yang dinyatakan oleh ICRP 53 [8].

Pada Lampiran 10 dalam Tabel 10.1.A sampai dengan Tabel 10.6.A diberikan

waktu terjadinya aktivitas maksimum pada setiap organ untuk semua pasien.

Gambar 4.8 memperlihatkan grafik perbandingan waktu terjadinya aktivitas

maksimum pada setiap organ dan Gambar 4.9 menunjukkan citra dinamika 99Tcm

di dalam tubuh.

Gambar 4.8. Perbandingan Waktu Terjadinya Aktivitas Maksimum pada Setiap Organ


40


a b c

Gambar 4.9. Citra Dinamika 99Tcm di dalam Tubuh Setelah Penyuntikan. a. 36 Detik b. 180 Detik c. 25 Menit.

Dalam Tabel 4.8 diberikan perbandingan waktu tinggal 99Tcm antara hasil

penelitian ini dengan penelitian lain, jika dibandingkan dengan hasil penelitian

lain, waktu tinggal 99Tcm dalam organ pada penelitian ini untuk beberapa organ

seperti kandung kemih dan kedua ginjal mendekati sama sedangkan waktu tinggal 99Tcm dalam permukaan tulang berbeda. Perbedaan waktu tinggal 99Tcm dalam

tulang antara hasil penelitian ini dengan penelitian lain diperkirakan karena

perbedaan waktu pengamatan. Dalam penelitian ini pengamatan dilakukan hanya

3-4 jam setelah penyuntikan padahal pada waktu tersebut aktivitas pada tulang

belum mendekati aktivitas latar, lain halnya dengan aktivitas yang ada di dalam

kandung kemih, kedua ginjal dan jantung pada waktu tersebut sudah hampir

mendekati aktivitas latar. Dalam Lampiran 11 Tabel 11.1.A diberikan

perbandingan waktu pengamatan dalam penelitian ini dengan waktu pada saat

aktivitas dalam organ mendekati nilai latar yang diperoleh dari ekstrapolasi

dengan menggunakan konstanta peluruhan yang didapat dari penelitian ini,

sedangkan Tabel 11.2.A dalam Lampiran 11 merupakan aktivitas latar dalam

masing-masing organ. Dalam tabel 4.8, jika dibandingkan hasil ekstrapolasi

dengan hasil penelitian ini terlihat bahwa waktu tinggal 99Tcm hasil ekstrapolasi

untuk ginjal, jantung dan kandung kemih tidak berubah secara siknifikan,

sedangkan permukaan tulang dan total tubuh terjadi kenaikan yang siknifikan dari

hasil penelitian ini. Jika hasil ekstrapolasi dibandingkan dengan penelitian lain

maka waktu tinggal 99Tcm hasil ekstrapolasi dalam organ ditemukan sedikit lebih


41


besar, hal ini disebabkan karena perbedaan metabolisme tubuh antara orang

indonesia dengan orang eropa.

Tabel 4.8. Perbandingan Waktu Tinggal (dalam jam) 99Tcm dalam Organ Sumber dengan Penelitian Lain

Organ sumber Penelitian ini

(2011)

Extrapolasi

(2011)

MIRD 13[14]

(1989)

AAPM[30]

(1988)

ICRP 53[8]

(1988)

Permukaan Tulang:

a. Trabecular bone

b. Cortical bone

1,9 ± 0,4 4,0 ± 0,9

1,36

1,36

3,01

3,01

Kandung kemih 1,4 ± 0,4 1,9 ± 0,6 0,782 1,15 1,15

Kedua ginjal 0,2 ± 0,1 0,3 ± 0,1 0,148 0,13

Jantung 0,2 ± 0,04 0,3 ± 0,02

Total tubuh 1,9 ± 0,6 2,5 ± 0,3

4.2.2 Dosis Internal Organ

Dalam penentuan dosis internal atau dosis serap untuk masing-masing

organ target yang diperhitungan bukan hanya dosis yang didapat dari organ target

itu sendiri melainkan dosis yang berasal dari organ sumber lainnya, selain itu

massa organ sumber juga termasuk dalam perhitungan. Dengan demikian dapat

dimaklumi bahwa dosis serap yang tertinggi terjadi pada dinding kandung kemih

5,8 ± 1,6 µGy/MBq, kemudian diikuti oleh ginjal 4,7 ± 0,1 µGy/MBq, jantung 4,0

± 0,8 µGy/MBq, permukaan tulang 2,1 ± 0,2 µGy/MBq, sumsum tulang 1,7 ± 0,2

µGy/MBq dan total tubuh 0,8 ± 0,1 µGy/MBq (Tabel 4.5), meskipun aktivitas

kumulatif tertinggi terjadi pada total tubuh, kemudian diikuti permukaan tulang,

jantung, kandung kemih dan ginjal (Tabel 4.3), Gambar 4.10 memperlihatkan

grafik dosis serap yang diperoleh dari penelitian ini.


42


Gambar 4.10. Grafik Dosis Serap Berbagai Organ

Dalam penelitian ini waktu pengamatan hanya 3-4 jam setelah penyuntikan,

sedangkan pada waktu tersebut aktivitas di dalam organ belum mendekati

aktivitas latar sehingga perhitungan dosis serap yang diperoleh belum optimal,

untuk itu dilakukan ekstrapolasi untuk mendapatkan dosis serap yang optimal.

Hasil ekstrapolasi dapat dilihat pada Lampiran 12 dalam Tabel 12.1.A.

Dalam publikasi ICRP nomor 103 [9] disebutkan batas dosis yang

menyebabkan efek terhadap jaringan untuk sumsum tulang yaitu penurunan

proses pembentukan darah adalah 0,5 Gy sedangkan penyebab kematian untuk sel

sumsum tulang adalah 2-3 Gy. Apabila dibandingkan dengan nilai tersebut maka

sumsum tulang dalam pemeriksaan bone scan pada penelitian ini aman dari efek

radiasi tersebut. Perbandingan rentang dosis yang didapat dari penelitian ini

dengan nilai batas ambang diberikan dalam Tabel 4.9.


43


Tabel 4.9. Perbandingan Rentang Dosis Serap Hasil Penelitian dengan Batasan Publikasi ICRP Nomor 103

Organ Target

Rentang Dosis Serap dalam Penelitian Ini

Rentang Dosis Serap hasil ekstrapolasi

Batas Ambang Kematian Sel (ICRP 103)

Batas Ambang Penurunan

Komponen Darah (ICRP 103)

mGy mGy Gy Gy

Permukaan Tulang 0,7 – 1,5 1,3 – 3,0 Sumsum tulang 0,6 - 1,2 1,1 – 2,2 2-3 0,5 Kandung kemih 1,3 - 4,6 2,8 – 6,1 Kedua ginjal 1,5 - 3,6 1,6 – 3,3 Jantung 1,2 - 2,9 2,1 – 2,7 Total Tubuh 0,3 - 0,6 0,5 – 0,9

Dengan adanya angka koefisien risiko berdasarkan risiko kanker yang

dipublikasikan oleh ICRP nomor 103 [9], dapat diketahui probabilitas kasus yang

terjadi pada pemeriksaan bone scan, yang diberikan dalam Tabel 4.10.

Kemungkinan organ terkena kanker untuk permukaan tulang terdapat 1 - 2 kasus

dalam 100.000 orang, untuk sumsum tulang terdapat 6 - 11 kasus dalam 10.000

orang dan untuk kandung kemih terdapat 3 – 11 kasus dalam 10.000 orang.

Dengan melihat hasil tersebut maka sekecil apapun dosis serap yang diperoleh

organ kemungkinan akan terkena risiko selalu ada dan kenaikan dosis akan

meningkatkan risiko.

Tabel 4.10. Kemungkinan Terjadinya Kasus Kanker dalam Pemeriksaan Bone Scan pada Penelitian Ini.

Organ Target

Rentang Dosis Efektif Ekivalen dalam penelitian

ini

Rentang Dosis Efektif Ekivalen hasil ekstrapolasi

Angka koefisien resiko kanker (ICRP 103)

Kemungkin dalam 10.000 orang

terkena kanker dari hasil ekstrapolasi

mSv mSv kasus per 104 orang / mSv

orang

Permukaan Tulang 0,01 – 0,02 0,01 – 0,03 7 0,07 - 0,21

Sumsum tulang 0,08 – 0,14 0,12 – 0,26 42 5,0 - 10,9 Kandung kemih 0,05 – 0,18 0,06 – 0,25 43 2,6 – 10,8 Kedua ginjal 0,17 – 0,43 0,19 – 0,45 - Jantung 0,14 – 0,35 0,16 – 0,37 - Total Tubuh 0,32 – 0,55 0,45 – 0,92 -


44


Perbandingan dosis serap yang diperoleh dari penelitian ini dengan

penelitian lain diberikan dalam Tabel 4.11 dan Gambar 4.11, jika dibandingkan

dengan penelitian lain dosis serap untuk p

penentuan dosis internal berbagai organ pada...

Documents