SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP

SEMINAR NASIONAL XI SDM TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015 ISSN 1978-0176 _______________________ ________________________________________________ _____________________________________________

SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP Kasmudin1 1) Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir – BATAN, email: [email protected] ABSTRAK SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP. Salah satu penggunaan sumber radiasi dalam bidang kesehatan adalah radioterapi untuk menyembuhkan organ tubuh yang terkena tumor atau kanker. Dalam bidang radioterapi dikenal istilah brakiterapi (brachytherapy), yaitu bentuk radioterapi dimana sumber radiasi ditempatkan di dalam atau di tempat yang sedekat mungkin dengan daerah yang memerlukan pengobatan secara radiasi. Setiap jenis sumber radiasi yang digunakan dalam brakiterapi harus memiliki data distribusi dosis serap yang salah satunya adalah fungsi dosis radial, yaitu fungsi untuk menghitung reduksi (pengurangan) laju dosis berdasarkan hamburan dan serapan sinar gamma dalam medium (jaringan lunak tubuh manusia) sepanjang sumbu yang tegak lurus sumber radiasi untuk semua titik-titik dengan sudut polar 0 = 90o. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mencari fungsi dosis radial dari sumber brakiterapi iridium192 (Ir-192). Untuk keperluan menentukan fungsi dosis radial, maka pertama kali harus dilakukan perhitungan laju dosis serap dengan cara simulasi menggunakan software MCNP6. Telah berhasil dilakukan simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir-192 menggunakan software MCNP6 dan menghasilkan data laju dosis arah radial yang kemudian digunakan untuk menentukan fungsi dosis radial. Fungsi dosis radial sumber Ir-192 yang diperoleh dengan fitting data berupa polinomial orde 5 untuk sumber batang adalah g(r) = 0.9979 + 0.0043r – 0.0002r2 – 0.0001r3 + 8e-6r4 – 1e-7r5 dengan koefisien determinasi R2 = 1, yang berarti datanya cocok untuk fungsi polinomial orde 5, sesuai dengan rekomendasi AAPM TG-43U1. Dengan dihasilkannya fungsi dosis radial tersebut, maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat. Kata kunci: simulasi, laju dosis serap, fungsi dosis radial, Ir-192, mcnp.

ABSTRACT A SIMULATION OF RADIAL ABSORBED DOSE OF AN IRIDIUM-192 SOURCE FOR BRACHYTHERAPY USING MCNP. One use of radiation sources in the health sector is radiotherapy to cure organs affected by the tumor or cancer. In the field of radiotherapy known term brachytherapy, the form of radiotherapy where a radiation source is placed inside or in a place as close as possible to the area needing radiation treatment. Each type of radiation source used in brachytherapy should have absorbed dose distribution data, one of which is a radial dose function, which is a function to accounts for the reduction of the dose rate based on scattering and absorption in the medium along the transverse axis of the radiation source, for all points where the polar angle equals to 90o. The purpose of this study was to look for the radial dose function of iridium-192 (Ir-192) brachytherapy source. For the purposes of determining the radial dose function, it must first be done absorbed dose rate calculation by simulation using MCNP6 software. It has been successfully carried out a simulation of the human body absorbed dose of Ir-192 gamma radiation source using the MCNP6 software and generate radial dose rate data which is then used to determine the radial dose function. Radial dose function of Ir-192 sources were obtained by fitting the data is a fifth order polynomial for the cylindrical source is g (r) = 0.9979 + 0.0043r - 0.0002r2 - 0.0001r3 + 8e-6r4 - 1e-7r5 with a coefficient of determination R2 = 1, which means that the data is suitable for 5th order polynomial function, in accordance with the recommendation of the AAPM TG-43U1. With the conclusion of the radial dose function, then the value of radial dose function g (r) for various values of r can be determined accurately. Keywords: simulation, absorbed dose rate, radial dose function, Ir-192, mcnp.

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 36


PENDAHULUAN Seiring dengan perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi, penggunaan zat radioaktif sebagai sumber radiasi dalam berbagai bidang kehidupan terus meningkat, termasuk dalam bidang kesehatan. Salah satu penggunaan sumber radiasi dalam bidang kesehatan adalah radioterapi untuk menyembuhkan organ tubuh yang terkena tumor atau kanker. Dalam bidang radioterapi dikenal istilah brakiterapi (brachytherapy), berasal dari kata Yunani “brachy” yang berarti “jarak pendek”. Brakiterapi yang juga dikenal sebagai radioterapi internal adalah bentuk radioterapi dimana sumber radiasi ditempatkan di dalam atau di tempat yang sedekat mungkin dengan daerah yang memerlukan pengobatan secara radiasi. Brakiterapi umumnya digunakan sebagai pengobatan yang efektif untuk kanker prostate, payudara, kanker kulit, dan juga dapat digunakan untuk mengobati tumor di beberapa bagian tubuh lainnya [1]. Salah satu teknik terapi kanker serviks adalah iradiasi dengan menggunakan alat brakiterapi. Sayangnya di Indonesia hanya rumah sakit tertentu yang menyediakan fasilitas tersebut. Ditambah lagi mayoritas pasien kanker serviks di Indonesia tidak biasa dengan alat tersebut karena biayanya mahal. Untuk mengatasi persoalan tersebut, maka Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) dalam hal ini Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir (PRFN) mengembangkan alat brakiterapi kanker serviks tersebut dengan menggunakan bahan lokal [2]. Pada tahun 2009, sumber radiasi untuk brakiterapi dengan laju dosis rendah diperkenalkan [3]. Tetapi sumber ini akhirnya tidak jadi digunakan karena untuk satu kali terapi membutuhkan waktu 5 jam hanya untuk satu pasien. Kemudian mulai tahun 2010, dikembangkan sumber radiasi untuk brakiterapi dengan laju dosis menengah (medium) menggunakan isotop iridium-192 (Ir-192) dengan aktivitas 5 – 10 Curie [4]. Sebelum sumber radiasi Ir-192 digunakan untuk brakiterapi, maka harus dilakukan perhitungan terlebih dahulu terhadap distribusi dosis serap pada medium (jaringan lunak tubuh manusia) yang terkena radiasi untuk memastikan bahwa aktivitas sumber, jumlah sumber, dan umur sumber sesuai

dengan yang diperlukan atau telah memenuhi persyaratan dalam pengobatan. Seperti yang direkomendasikan oleh protokol AAPM report No. 84 yang merupakan pembaharuan (revisi) dari AAPM-TG 43 bahwa setiap jenis sumber radioaktif yang digunakan dalam brakiterapi harus memiliki data parameter distribusi dosis serap yang salah satunya adalah fungsi dosis serap arah radial atau selanjutnya disebut fungsi dosis radial [5]. Dalam penelitian ini untuk melakukan perhitungan (simulasi) dosis serap oleh jaringan lunak tubuh manusia terhadap radiasi sinar gamma dari sumber Ir-192 digunakan software MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Version 6). MCNP6 adalah software berbasis monte carlo yang dibuat oleh tim monte carlo dari Laboratorium Nasional Los Alamos, USA dan diaplikasikan untuk menyimulasikan perjalanan partikel neutron, foton, dan elektron dalam material tiga dimensi mulai dari partikel atau foton itu “lahir” kemudian berinteraksi dengan material hingga berakhir di daerah “mati” [6]. Software ini sangat baik digunakan untuk analisis dosimetri. Metode monte carlo merupakan metode numerik statistik dengan menyimulasikan bilangan acak untuk penyelesaian masalah yang tidak mungkin diselesaikan secara analitik. Sebagai medium simulasi untuk mewakili tubuh manusia digunakan air karena air memiliki kerapatan yang hampir sama dengan jaringan lunak tubuh manusia [5]. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mencari fungsi dosis radial dari sumber radiasi gamma Ir-192 berbentuk batang (silinder). Dan sebagai pembanding juga mencari fungsi dosis radial dari sumber radiasi gamma Ir-192 jika diasumsikan berbentuk titik. METODOLOGI Untuk keperluan perhitungan fungsi dosis radial, maka pertama kali harus dilakukan perhitungan laju dosis serap arah radial. Fungsi dosis radial adalah fungsi untuk menghitung reduksi (pengurangan) laju dosis berdasarkan hamburan dan serapan sinar gamma dalam medium (jaringan lunak tubuh manusia) sepanjang sumbu yang tegak lurus sumber radiasi untuk semua titik-titik dengan sudut polar 0 = 90o dan dirumuskan sebagai [7]:

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 37




g (r ) 

 (r, θ ) G(r , θ ) D 0 0 0   D(r0 , θ 0 ) G(r, θ 0 )



 (r, θ ) = laju dosis pada jarak r dimana: D 0  (r , θ ) = laju dosis pada (cm) dan 0 = 90o, D 0 0 jarak r0 = 1 cm dan 0 = 90o, G(r, θ 0 ) = faktor geometri pada pada jarak r (cm) dan 0 = 90o, dan G(r0 , θ 0 ) = faktor geometri pada jarak r = 1 cm dan 0 = 90o. Protokol dosimetri sumber brakiterapi, selain bergantung pada spektrum foton dan medium yang digunakan, juga tergantung pada konstruksi dan geometri sumber radioaktifnya [5]. Untuk lebih jelasnya, posisi suatu titik terhadap sumber radiasi pada (r, ) ditunjukkan pada Gambar 1. Y

ujung sumber aktif (rad),  : besar sudut di tengah sumber aktif antara titik P(r,) dan sumbu aktif (o). Bila sumber radiasi dianggap sebagai titik, maka perhitungan faktor geometri menggunakan rumus [9,10]: 

G(r) 

1  r2



Sumber radiasi gamma Ir-192 yang dibuat oleh Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR-BATAN) mempunyai bentuk seperti ditunjukkan pada Gambar 2. Komposisi materi sumber aktif Ir-192 terdiri atas campuran 30% iridium-192 dan 70% platina dengan ukuran panjang 3,5 mm dan diameter 0,5 mm. Sedangkan kapsul pembungkus sumber aktif terbuat dari stainless steel (SS) AISI 316L sepanjang 5,54 mm, diameter luar 1,2 mm dan diameter dalam 0,5 mm.

Gambar 2. Bentuk sumber Ir-192. Gambar 1. Geometri sumber radiasi dalam perhitungan dosis menurut AAPM-TG43 [5,8]. Dari Gambar 1, maka posisi titik P(r0, 0) adalah posisi titik P pada jarak r0 = 1 cm dari tengah sumber aktif dan 0 = 90o (pada sumbu Y), sedangkan posisi titik P(r, 0) adalah posisi titik P pada jarak r cm dari tengah sumber aktif dan 0 = 90o (sepanjang sumbu Y). Karena sumber radiasi gamma Ir-192 adalah sumber radioaktif yang berbentuk silinder kecil atau batang atau garis, maka faktor geometri dihitung dengan rumus [7,8]: 

β  , jika θ  0 o   G(r, θ)   2 L r sin2 θ 1 o (r  L /4) , jika θ  0

dimana: r : jarak dari titik P(r,) terhadap tengah sumber aktif (cm), L : panjang sumber aktif (cm), β : besar sudut di titik P terhadap ujung-

Untuk menentukan fungsi dosis radial, digunakan simulasi dengan MCNP6 dengan melalui tiga tahapan, yaitu membuat inputan, running, dan interpretasi output. Membuat input MCNP dilakukan dengan mengisikan “kartu”. Terdapat tiga kartu dalam inputan MCNP yaitu kartu sel, kartu permukaan, dan kartu data. Kartu sel dan kartu permukaan merupakan inputan geometri dari obyek yang akan disimulasikan, sementara kartu data merupakan informasi mengenai material obyek simulasi, definisi dari sumber partikel, dan tally atau besaran fisis yang akan dihitung. Urutan pengisian kartu dalam input MCNP diperlihatkan pada Gambar 3. Hal terpenting dalam pemodelan dengan MCNP adalah geometri. Akurasi hasil pemodelan juga sangat ditentukan oleh kesesuaian dengan geometri obyek yang akan dimodelkan [11]. Obyek yang akan disimulasi harus didefinisikan sebagai suatu sel. Untuk sebuah obyek bisa didefinisikan menjadi lebih

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 38


Gambar 3. Susunan kartu dalam inputan MCNP [6]. dari satu sel. Pendefinisian menjadi lebih dari satu sel dapat dikarenakan jenis material yang berbeda, bisa dikarenakan sengaja dibedakan, atau dikarenakan kesulitan dalam memodelkan geometrinya. Dalam inputan MCNP, kartu permukaan diisi dengan bentuk dan nilai dari bidang permukaan yang memotong sumbu koordinat. Setelah pengisian inputan geometri obyek dalam kartu sel dan kartu permukaan maka dilanjutkan dengan mengisi kartu data. Yang diisikan dalam kartu data adalah data material, data sumber partikel, tally yang diinginkan, jumlah partikel yang disimulasi, dan lain-lain. Data material yang diisikan dalam kartu data adalah komposisi isotop dari material sel. Penulisan data material juga spesifik karena berupa kode yang akan berkaitan dengan interaksi yang ingin dilakukan oleh MCNP. Karena di dalam “library” MCNP terdapat berbagai bentuk interaksi dari ketiga partikel (neutron, foton, elektron) dengan beragam isotop. Sumber diartikan sebagai daerah dimana partilel yang disimulasikan itu “lahir”. Sedangkan tally merupakan besaran fisis yang diinginkan dari hasil simulasi (output MCNP) [6]. Data-data yang digunakan sebagai inputan dalam simulasi ini adalah: model geometri dari jaringan lunak tubuh manusia, model sumber radiasi, dan model dosimetri. Untuk meniru atau mewakili jaringan lunak tubuh manusia digunakan medium air

berbentuk bola dengan jari-jari 25 cm dan kemudian model sumber radiasi Ir-192 seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2 diasumsikan berada tepat di pusat bola. Sedangkan model dosimetri yang digunakan adalah tally F6 yang akan menghitung deposisi energi atau besar energi radiasi yang diserap oleh medium air dengan satuan MeV/g [12]. Hasil output MCNP6 adalah nilai dari simulasi satu buah partikel atau satu foton. Untuk mendapatkan dosis yang sebenarnya masih harus dikalikan dengan jumlah partikel atau jumlah foton dan lamanya penyinaran [13]. Karena satuan dosis serap adalah gray atau J/kg dan satuan laju dosis adalah gray/s, maka hasil tally F6 yang bersatuan MeV/g perlu dikalikan dengan suatu faktor yang disebut faktor multiplikasi (FM) sehingga hasilnya menjadi gray/s. 1 MeV/g = 106 x 1,602 x 10–19 J/(10–3 kg) = 1,602 x 10 –10 gray untuk 1 foton. Aktivitas sumber radiasi Ir-192 yang digunakan adalah 10 Ci = 3,7x1011 foton/s, sehingga faktor multiplikasinya adalah FM = 1,602x10 –10 gray x 3,7x1011 foton/s = 59,274 gray/s. Jumlah foton gamma yang disimulasikan adalah 108 dan menggunakan spektrum energi radiasi gamma Ir-192 yang lengkap seperti ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Spektrum energi radiasi gamma Ir-192 [14]. Energi (MeV)

Fraksi

0.06149 0.06300 0.07130 0.07340 0.11009 0.13634 0.17698 0.20131 0.20580 0.28004 0.28327 0.29596 0.30847 0.31651 0.32931 0.37449 0.41647

0.00713192 0.00904863 0.00295484 0.000772031 0.0000565651 0.000818388 0.0000191136 0.00210347 0.0147230 0.000103680 0.00117097 0.0127795 0.0145714 0.369344 0.0000827303 0.00321293 0.00296153

Energi (MeV)

Fraksi

0.42053 0.46807 0.48458 0.48530 0.48904 0.58859 0.59337 0.59940 0.60442 0.61247 0.70398 0.76600 0.88454 1.06148 1.08970 1.37830

0.000327088 0.213200 0.0142059 0.00000980639 0.00197599 0.0201254 0.000189531 0.0000172860 0.0366937 0.0236646 0.0000238206 0.00000665052 0.00130113 0.000235353 0.00000478285 0.00000553616

Untuk menentukan fungsi dosis radial dilakukan dengan cara fitting data pada berbagai posisi r dari 0,5 cm – 25 cm yang diperoleh dari simulasi dengan MCNP6 dan sesuai dengan standar TG-43 fungsi dosis radialnya berbentuk polinomial orde 5 [10]:

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 39


 g(r)  a 0  a 1r  a 2 r 2  a 3 r 3  a 4 r 4  a 5 r 5  Kemudian sebagai perbandingan pada makalah ini juga ditampilkan fungsi dosis radial jika sumber radiasi Ir-192 diasumsikan berbentuk titik.

jarak 5 cm seperti ditunjukkan pada Gambar 3. Pada jarak lebih dari 5 cm, laju dosisnya sudah sangat kecil (sudah tidak efektif lagi). sumber batang

sumber titik

2.50000E-01

Setelah software MCNP6 diberi input berupa model geometri, model sumber radiasi, dan model dosimetri (tally F6), kemudian dirunning, maka dihasilkan nilai laju dosis serap arah radial seperti ditunjukkan pada Tabel 2. Nilai laju dosis arah radial tersebut jika ditampilkan dalam grafik laju dosis radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi ditunjukkan pada Gambar 4. Tabel 2. Nilai laju dosis radial Ir-192. r (cm) 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 18 20 22.5 25

 (r, θ ) (Gy/s) D  (r ) (Gy/s) D 0 sumber batang 1.90575E-01 4.89295E-02 2.19125E-02 1.23743E-02 7.93869E-03 5.52306E-03 4.05824E-03 3.10435E-03 1.98032E-03 1.36617E-03 9.94960E-04 7.52527E-04 5.85517E-04 4.66678E-04 3.77622E-04 3.10051E-04 2.57401E-04 2.15417E-04 1.81538E-04 1.54116E-04 1.12205E-04 8.22407E-05 5.54559E-05 3.51768E-05

sumber titik 2.13874E-01 5.37852E-02 2.39920E-02 1.35326E-02 8.67924E-03 6.03621E-03 4.43752E-03 3.39736E-03 2.16942E-03 1.49844E-03 1.09202E-03 8.26912E-04 6.44280E-04 5.13124E-04 4.15803E-04 3.41553E-04 2.83674E-04 2.37684E-04 2.00551E-04 1.70163E-04 1.23948E-04 9.09392E-05 6.12103E-05 3.87403E-05

Beda (%) 12.23 9.92 9.49 9.36 9.33 9.29 9.35 9.44 9.55 9.68 9.76 9.88 10.04 9.95 10.11 10.16 10.21 10.34 10.47 10.41 10.47 10.58 10.38 10.13

Dari Tabel 2 didapat data bahwa nilai laju dosis serap arah radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi antara sumber batang dan sumber titik ada perbedaan sekitar 10% dimana secara keseluruhan nilai laju dosis radial sumber batang selalu lebih kecil dari nilai laju dosis radial sumber titik untuk jarak yang sama. Hal ini disebabkan karena distribusi radiasi sinar gamma untuk sumber titik lebih homogen (isotropis) ke segala arah dibandingkan distribusi radiasi sinar gamma sumber batang. Tetapi keduanya memiliki tren efektivitas laju dosis yang sama yaitu sampai

laju dosis radial (Gy/s)

2.00000E-01

HASIL DAN PEMBAHASAN

1.50000E-01

1.00000E-01

5.00000E-02

0.00000E+00 0

5

10

15

20

25

30

jarak dari tengah sumber (cm)

Gambar 4. Grafik laju dosis radial. Kemudian dengan menggunakan Pers. (1), Pers. (2), dan Pers. (3), nilai laju dosis radial pada Tabel 2 bisa diubah menjadi fungsi dosis radial seperti ditunjukkan pada Tabel 3. Nilai fungsi dosis radial pada Tabel 3 tersebut jika ditampilkan dalam grafik fungsi dosis radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi Ir-192 ditunjukkan pada Gambar 5. Tabel 3. Nilai fungsi dosis radial Ir-192. r (cm) 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 18 20 22.5 25

g (r) sumber batang 1.00211 1.00000 1.00204 1.00401 1.00552 1.00686 1.00667 1.00559 1.00209 0.99537 0.98661 0.97460 0.95969 0.94431 0.92456 0.90340 0.88019 0.85430 0.82646 0.79829 0.73557 0.66560 0.56804 0.44483

g (r) sumber titik 0.99411 1.00000 1.00366 1.00642 1.00855 1.01005 1.01068 1.01065 1.00837 1.00295 0.99486 0.98396 0.97028 0.95402 0.93543 0.91445 0.89134 0.86615 0.83897 0.80992 0.74666 0.67631 0.57614 0.45017

Beda (%) -0.80 0.00 0.16 0.24 0.30 0.32 0.40 0.50 0.63 0.76 0.84 0.96 1.10 1.03 1.18 1.22 1.27 1.39 1.51 1.46 1.51 1.61 1.43 1.20

Dari Tabel 3 didapat data bahwa nilai fungsi dosis serap arah radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi antara sumber batang dan sumber titik tidak jauh berbeda. Perbedaannya hanya 0,84% dan secara umum nilai fungsi dosis radial sumber batang selalu lebih kecil dari nilai fungsi dosis radial sumber titik untuk jarak yang sama, kecuali pada jarak

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 40


1 cm keduanya bernilai sama, dan pada jarak kurang dari 1 cm nilai fungsi dosis radial sumber batang lebih besar dari nilai fungsi dosis radial sumber titik. Hal ini disebabkan karena faktor geometri antara sumber batang dan sumber titik berbeda. Seperti halnya nilai laju dosis kedua sumber, nilai fungsi dosis kedua sumber juga memiliki tren yang sama seperti ditunjukkan pada Gambar 5. sumber batang

Sesuai dengan rekomendasi AAPM-TG 43U1, persamaan fungsi dosis radial dicari berdasarkan fitting data nilai fungsi dosis radial terhadap jarak dari tengah sumber radiasi berupa persamaan polinomial orde 5 [10]. Berdasarkan data Tabel 3 dan grafik pada Gambar 5, persamaana polinomial orde 5 fungsi dosis radial untuk sumber batang adalah 

sumber titik

g(r)  0.9979  0.0043r  0.0002r 2  0.0001r 3  8e - 6r 4  1e - 7r 5

1.1

dengan koefisien determinasi R2 = 1 dan persamaan polinomial orde 5 fungsi dosis radial untuk sumber titik adalah

fungsi dosis radial g(r)

1.0 0.9 0.8 0.7



0.6

g(r)  0.9903  0.0104r  0.0011r 2  6e - 5r 3  4e - 6r 4  9e - 8r 5

0.5 0.4 0 1 2

3 4 5 6

7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 jarak dari tengah sumbe r (cm)

Gambar 5. Grafik fungsi dosis radial. Untuk membuktikan bahwa hasil simulasi MCNP6 ini sudah benar, Tabel 4 menyajikan perbandingan beberapa data nilai fungsi dosis radial sumber batang Ir-192 antara hasil simulasi MCNP6 dan referensi [7]. Dari Tabel 4 tersebut terlihat bahwa perbedaan nilai fungsi dosis radial sumber batang hasil simulasi MCNP6 dan referensi [7] sangat kecil. Untuk jarak yang sama, secara umum nilai fungsi dosis radial sumber batang hasil simulasi MCNP6 relatif selalu lebih besar dari nilai fungsi dosis radial sumber batang referensi [7], kecuali pada jarak 1 cm keduanya bernilai sama dan pada jarak 20 cm nilai fungsi dosis radial sumber batang hasil simulasi MCNP6 lebih kecil dari nilai fungsi dosis radial sumber batang referensi [7]. Rata-rata perbedaannya adalah 0,1%. Tabel 4. Perbandingan beberapa nilai fungsi dosis radial sumber batang Ir-192. r (cm) 1 2 3 4 5 6 7 8 10 15 20

 

g (r) hasil simulasi 1.00000 1.00401 1.00686 1.00559 1.00209 0.99537 0.98661 0.97460 0.94431 0.82646 0.66560

g (r) referensi [7] 1.0000 1.0037 1.0051 1.0034 0.9987 0.9912 0.9807 0.9680 0.9349 0.8212 0.6861

Beda (%) 0.000 0.031 0.175 0.218 0.339 0.421 0.603 0.682 1.007 0.641 -2.988





dengan koefisien determinasi R2 = 1. Karena koefisien determinasi, R2 = 1, baik untuk fungsi dosis radial sumber batang maupun untuk fungsi dosis radial sumber titik, berarti memang terbukti tepat atau cocok rekomendasi dari AAPM-TG 43U1, yaitu bahwa persamaan fungsi dosis radial yang dicari berdasarkan fitting data nilai fungsi dosis radial terhadap jarak dari tengah sumber radiasi adalah berupa persamaan polinomial orde 5. Perbandingan nilai koefisien fungsi polinomial orde 5 dari fungsi dosis radial sumber batang dan sumber titik ditunjukkan pada Tabel 5. Tabel 5. Perbandingan koefisien fungsi dosis radial polinomial orde 5. Koefisien a0 a1 A2 A3 A4 A5 2 Nilai R

sumber batang 0.9979 0.0043 – 0.0002 – 0.0001 8e-6 –1e-7 1

sumber titik 0.9903 0.0104 – 0.0011 – 6e-5 4e-6 – 9e-8 1

Dengan dihasilkannya Pers. (5) dan Pers. (6), maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat. Misalnya untuk menentukan nilai fungsi dosis radial g(r) pada jarak r = 4.25 cm dari tengah sumber Ir-192, maka nilai r ini disubstitusikan ke Pers. (5) sehingga di dapat nilai fungsi dosis radial g(r) = 1.00736 dan kemudian bila nilai r ini disubstitusikan ke Pers. (6) di dapat nilai fungsi dosis radial g(r) = 1.01121. Nilai fungsi dosis radial untuk sembarang nilai r yang lain bisa dihitung dengan menggunakan Pers. (5)

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 41


untuk sumber radiasi gamma bentuk batang dan menggunakan Pers. (6) untuk sumber radiasi gamma bentuk titik. KESIMPULAN Dari uraian di atas bisa diambil kesimpulan bahwa software MCNP bisa digunakan untuk pemodelan dan simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir-192, baik untuk sumber bentuk batang maupun sumber bentuk titik. Telah berhasil dilakukan simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir192 menggunakan software MCNP dan menghasilkan data laju dosis arah radial yang kemudian digunakan untuk menentukan fungsi dosis radial. Fungsi dosis radial merupakan salah satu parameter sumber brakiterapi yang harus ditentukan terlebih dahulu sebelum digunakan untuk terapi. Fungsi dosis radial sumber Ir-192 yang diperoleh dengan fitting data berupa polinomial orde 5 untuk sumber batang adalah g(r) = 0.9979 + 0.0043r – 0.0002r2 – 0.0001r3 + 8e-6r4 – 1e-7r5 dan untuk sumber titik adalah g(r) = 0.9903 + 0.0104r – 0.0011r2 – 6e-5r3 + 4e-6r4 – 9e-8r5. Kedua fungsi dosis radial tersebut mempunyai koefisien determinasi R2 = 1, yang berarti datanya cocok untuk fungsi polinomial orde 5, sesuai dengan rekomendasi AAPM TG-43U1. Dengan dihasilkannya fungsi dosis radial, maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat.

UCAPAN TERIMA KASIH Dengan selesainya penulisan kti ini, saya mengucapkan terima kasih kepada Kepala Bidang Mekanik, Struktur, dan Proses PRFN, Bapak Dr. Ir. M. Dhandhang Purwadi atas konsultasinya dan juga bantuannya dalam menyediakan komputer canggih untuk running MCNP. Saya juga mengucapkan terima kasih kepada Bapak Dipl.-Ing. Ari Satmoko, DEA atas diskusi dan konsultasinya.

DAFTAR PUSTAKA 1. Bahn, D.K., “Treatment of Prostate Cancer: Radioactive Seed Implantation”, Cancer News on the Net, Department of Radiology, Crittenton Hospital, Rochester, 2011. 2. A. Satmoko, T. Harjanto, I.M. Putra, and Kristiyanti, “The Preliminary Prototype of Medium Dose Rate Brachyterapy Equipment”, Atom Indonesia Vol. 39 No. 2, 2013. 3. T. Harjanto, Perekayasaan Brachyterapy Low Doserate, Technical Report, PRPNbatan, Serpong, 2009. 4. A. Susila, A. Satmoko, A. Rifai, dan Kristiyanti, ”Perekayasaan Brachyterapy Medium Doserate, Jurnal Perangkat Nuklir, Vol. 05, No. 01, Mei 2011. 5. Purwaningsih, A., ”Simulasi Dosis Radial Sumber Brakiterapi Iridium-192 Tipe H-01 dengan Menggunakan MCNPX 2.6.0”, Prosiding Seminar Pertemuan Ilmiah Tahunan Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN, Jakarta, 8 – 9 November 2013. 6. Rasito, Pengenalan MCNP untuk Pengkajian Dosis, Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN, 2013. 7. BrachyPLAN User's Guide and Tutorial, sonoTECH-Gesellschaft für sonographische Technologie mbH, Germany, 2010. 8. Ibon Suparman, Sunarhadijoso Soenarjo, Heru Prasetio, “Program Komputasi Isodosis dan TPS Seed 125I untuk Brakiterapi”, Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka, Volume 14, Nomor 2, Oktober 2011. 9. Nath, R., et.al., “Dosimetry of Interstitial Brachytherapy Sources: Recommendation of The AAPM Radiation Therapy Committee Task Group No. 43”, Medical Physics, Vol. 22, No. 2, February 1995. 10. M.J. Rivard, B.M.Coursey, L.A. DeWerd et al, "Update of AAPM Task Group No. 43 Report: A revised AAPM protocol for brachytherapy dose calculations," Medical Physics Vol. 31, 633-674, 2004. 11. Rasito, dkk., “Pemetaan Dosis Radiasi Gamma di Fasilitas Kalibrasi PTNBR untuk Sumber 60Co 400 GBq dengan MCNP5”, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 42


Pengembangan Teknologi Nuklir IV, Jakarta, 15 Desember 2009. 12. Shultis, J.K. and Faw, R.E, “An MCNP Primer”, Department of Mechanical and Nuclear Engineering, Kansas State University, Manhattan, 2011. 13. Kristiyanti, Edy Karyanta, “Analisis Dosis Radiasi pada Kolam Iradiator Gamma 2 MCi Menggunakan MCNP”, Majalah Prima, Volume 11, Nomor 2, PRPNBATAN Puspiptek Serpong, 2014. 14. http://members.aol.com/rprice1495/data/Ir 192.pdf.

TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Apakah pernah dilakukan interkomparasi dengan software lain seperti microshield? 2. Bagaimana cara interkomparasi data agar dapat dikatakan valid? 3. Mohon dijelaskan hubungan antara sumber titik dengan sumber batang! Jawaban 1. Belum pernah. 2. Interkomparasi data hasil simulasi dilakukan dengan membandingkan data hasil dengan data referensi yang digunakan (lihat Tabel 4.) 3. Bentuk sumber Ir-192 yang sebenarnya adalah batang (silinder), sedangkan sumber Ir-192 digunakan sebagai pembanding.

_______________________ ________________________________________________ _____________________ 43

SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP

Recommend Documents