SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ
DARI
103Pd PADA
BRACHYTHERAPY
PAYUDARA
MENGGUNAKAN
SOFTWARE
MCNP5
DENGAN TEHNIK PBSI
Disusun oleh :
ADISTI GUSMAVITA
M0207019
SKRIPSI
Diajukan untuk memenuhi sebagian
persyaratan mendapatkan gelar Sarjana Sains Fisika
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM
UNIVERSITAS SEBELAS MARET
commit to user
SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-
γ DARI
103Pd
PADA
BRACHYTHERAPY
PAYUDARA MENGGUNAKAN
SOFTWARE MCNP5 DENGAN TEKNIK PBSI
ADISTI GUSMAVITA
M0207019
Jurusan Fisika Fakultas Matematika Dan Ilmu Pengetahuan Alam
Universitas Sebelas Maret Surakarta
ABSTRAK
SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-
γ DARI
103Pd
PADABRACHYTHERAPY PAYUDARA
MENGGUNAKAN SOFTWARE
MCNP5
DENGAN TEKNIK
PBSI.
Telah berhasil dieksekusi simulasi
menggunakan software MCNP5 untuk menentukan energi yang diserap per
transformasi partikel pada organ payudara kiri, tulang dada dan paru-paru kiri
dengan mengadaptasi tehnik PBSI. Sumber radioaktif yang digunakan adalah
103Pd dengan aktivitas
7,7256 × 10
Bq, waktu paruh
16,9
hari dan energi emisi
gamma sebesar
21
KeV. Untuk simulasi diperlukan geometri tubuh manusia,
definisi sumber dan output (tally) berupa model pulsa distribusi energi.Geometri
yang dibuat berupa phantom ORNL-MIRD, sumber
103Pd dalam bentuk titik dan
menentukan tally. Hasil simulasi digunakan untuk menentukan dosis serapan
pada payudara kiri, tulang dada dan paru-paru kiri.Variasi jumlah seed
dilakukan untuk mendapatkan nilai dosis serapan yang berbeda-beda. Grafik
antara dosis serapan tiap organ dan jumlah seed menunjukan hubungan dalam
bentuk polinomial. Untuk mencapai dosis optimum pada brachytherapy payudara
yaitu 90Gy dapat ditentukan.Jumlah seed untuk mencapai dosis tersebut adalah
91 seed. Sedangkan nilai dosis serapan pada organ tulang dada lebih besar
dibanding organ paru-paru kiri. Simulasi menunjukkan bahwa dosis serapan
pada brachytherapy payudara dapat ditentukan dengan menggunakan MCNP5.
commit to user
ABSORBED DOSE RADIATION OF-
γ FROM
103Pd
EMPLOYING MCNP5 AND PBSI TECHNIQUE
ADISTI GUSMAVITA
M0207020
Departement of Physics, Mathematics and Natural SciencesFaculty,
Sebelas Maret University, Surakarta
ABSTRACT
SIMULATION OF BREAST BRACHYTHERAPY TO DETERMINE
ABSORBED DOSE RADIATION OF-
γ FROM
103Pd EMPLOYING MCNP5
AND PBSI TECHNIQUE.Have successfully executed the simulation using the
software MCNP5 to determine the energy absorbed per particle transformation in
the organs left breast, rib cage and left lung by adapting PBSI technique.
103Pd
was used to radioactive source which has an activity
7,7256 × 10
Bq, a half-life
of
16,9
days and emits gamma ray with energy of
21
KeV.The input needed for
MCNP5 are male-phantom geometry, source definition of radiation source, and
tally high-pulse energy. An ORNL-MIRD phantom geometry, point sources of
125I
and tally was used to the simulation in this research. The results of simulation
were used to determine the absorbed dose at breast, rib cage and left lung. Total
seed was varied to obtain different absorbed dose. A curve between absorbed
dose and total seed was designated polynomial connection. Total seed to achieve
optimum dose can be calculated by substituted breast brachytherapy optimum
dose to
ݕ
function from mentioned equation. Optimum dose brachytherapy is 90
Gy. The total seeds are 114. Simulation shows that absorbed dose of breast
brachytherapy can be determined using MCNP5.
commit to user
vi
MOTTO
”Sebab itu, janganlah kamu kuatir akan hari besok, karena hari
besok mempunyai kesusahannya sendiri. Kesusahan sehari
cukuplah untuk sehari”
~~
Matius 6:34
~~
“ Nothing impossible for Jesus Christ, nothing unthinkable for you
if you believe HIM”
~~
Aldy Lasso
~~
” Dalam masalah hati nurani, pikiran pertamalah yang terbaik.
Dalam masalah kebijaksanaan, pemikiran terakhirlah yang paling
baik. “
~~
Robert Hall
~~
“Apabila bertambah banyak pikiran dalam batinku,
Penghiburan-Mu menyenangkan jiwaku”
~~ Mazmur 94:19 ~~
“Sebab itu dengan yakin kita dapat berkata : Tuhan adalah
Penolongku. Aku tidak akan takut. Apakah yang dapat dilakukan
manusia terhadap aku?”
commit to user
vii
Dalam nama Yesus Kristus, karya ini kupersembahkan kepada:
1. Tuhan-ku Yesus Kristus atas kekuatan, kelancaran dan curahan
roh kudus-Nya sehingga skripsi ini dapat selesai.
2. Mama dan Bapak ku tersayang yang setiap hari memberi kasih
sayang dan untaian doa kudus, hingga aku bisa menyelesaikan
pendidikanku sampai sekarang.
3. Adikku dio yang selalu membantu dan mendukung. Belahan
jiwaku Mas Nugroho, terima kasih untuk semuanya kau tetap
untuk selamanya.
4. Saudara-saudaraku keluarga besar Wignyo Suhardjo dan
Soejoso, terima kasih untuk doa dan dukungannya.
Sahabat-sahabatku SMANRA yang selalu bawa keceriaan dalam hidup
ini.
5. Keluarga Fisika 007, terima kasih untuk kebersamaan dan
persahabatan yang indah tak terlupakan.
6. Almamater yang kubanggakan, khususnya Jurusan Fisika
commit to user
viii
KATA PENGANTAR
Puji syukur kepada Tuhan Yang Maha Esa, yang telah melimpahkan
rahmat dan hidayahnya sehingga penulis dapat menyelesaikan penulisan laporan
penelitian dengan judul “Simulasi Penentuan Dosis Serapan Radiasi-
γ dari
103Pd
Brachytherapy Payudara Menggunakan Software MCNP5 dengan Teknik PBSI.”
Laporan penelitian ini tidak akan selesai tanpa adanya bantuan dari
berbagai pihak. Oleh karena itu, Penulis menyampaikan terima kasih kepada:
1. Drs. Suharyana, M.Sc, Ph.D. selaku Pembimbing I sekaligus pembimbing
akademik yang telah mendampingi selama penelitian, memberi motivasi,
bimbingan dan saran dalam penyusunan skripsi.
2. Dra. Riyatun M.Si. selaku Pembimbing II yang telah memberikan latihan
kesabaran, bimbingan dan saran dalam penyelesaian skripsi.
3. Ir. Tagor M. Sembiring dari PTRKN BATAN selaku pemegang lisensi MCNP
di Indonesia.
4. Bapak Muhtarom, S.Si. selaku Fisikawan Medis RSUD Dr. Moewardi
Soerakarta, atas waktu dan informasi yang dibutuhkan penulis dalam
melengkapi skripsi ini.
5. Keluargaku tercinta, mama, bapak, dan adikku Dio. Terima kasih kalian selalu
ada buatku.
6. Mas nugroho. Terima kasih kau selalu ada dan mendukung langkahku.
7. Temanku Agitta Rianaris, S.Si., terima kasih konsultasi dan ilmu nya.
8. Keluarga besar fisika angkatan 2007, terima kasih atas dukungan, bantuan,
dan semangatnya.
9. Adik-adikku angkatan 2008,2009 dan 2010.
10. Semua pihak yang telah membantu penulis sehingga laporan penelitian ini
commit to user
ix
bantuan yang telah diberikan. Penulis menyadari bahwa masih terdapat banyak
kekurangan baik dalam isi maupun cara penyajian materi. Oleh karena itu, penulis
mengharapkan kritik dan saran membangun guna perbaikan di masa datang.
Semoga laporan penelitian ini dapat memberi manfaat bagi penulis khususnya dan
pembaca pada umumnya. Amin
Surakarta, Juli 2011
commit to user
DAFTAR ISIhalaman
HALAMAN JUDUL... i
HALAMAN PENGESAHAN ... ii
HALAMAN PERNYATAAN.. ... iii
HALAMAN ABSTRAK... iv
HALAMAN ABSTRACT ... v
HALAMAN MOTTO ... vi
HALAMAN PERSEMBAHAN ... vii
KATA PENGANTAR ... viii
DAFTAR ISI ... x
DAFTAR SIMBOL ... xii
DAFTAR TABEL... xii
DAFTAR GAMBAR ... xiv
DAFTAR LAMPIRAN... xv
BAB I PENDAHULUAN ... 1
I.1. Latar Belakang Masalah ... 1
I.2. Rumusan Masalah ... 4
I.3. Tujuan ... 5
I.4. Batasan Masalah ... 5
I.5. Luaran Yang diharapkan... 6
I.6. Sistematika Penulisan ... 6
BAB II TINJAUAN PUSTAKA... 7
2.1. Interaksi Foton dengan Materi ... 7
2.1.1. Efek Foto Listrik ... 7
2.1.2. Efek Compton ... 8
2.1.3. Produksi Pasangan ... 9
2.1.4. Interaksi Foton dengan Sel ... 10
2.2.103Pd sebagai Radioaktif ... 11
2.3. Dosimetri ... 12
2.3.1. Dosis Serapan ... 13
2.3.2. Bilangan Transformasi... 13
2.4.Brachytherapy Payudara ... 14
2.5.1. Sejarah Metode Monte Carlo ... 19
2.5.2. MCNP ... 20
2.5.3. Visual Editor (Vised) ... 22
2.5.4. Tally MCNP ... 24
BAB III METODOLOGI PENELITIAN ... 25
3.1. Waktu Penelitian ... 25
3.2. Alat dan Bahan... 25
3.3. Prosedur Pembuatan Simulasi... 26
3.3.1. Model Geometri Phantom ... 27
3.3.2. Model Sumber Radiasi... 28
3.3.3. Model Pulsa Distribusi Energi ... 29
3. 3.4. Prosedur Pembuatan File Input Dan Pengolahan Data ... 30
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ... 34
4.1. Geometri Phantom Model ORNL-MIRD ... 34
4.2. Pengaruh Radiasi Pengion dalam Proses Matinya Sel Kanker .. 37
4.3. Dosis Serapan dari Hasil Simulasi dan Perhitungan ... 39
BAB V KESIMPULAN DAN SARAN... 45
5.1. Simpulan ... 45
5.2. Saran... 46
DAFTAR PUSTAKA ... 47
commit to user
1
BAB I
PENDAHULUAN
1.1 Latar Belakang Masalah
Salah satu penyakit ganas yang sering menyerang wanita dan sangat
mematikan ialah kanker payudara. Kanker payudara didefinisikan sebagai suatu
penyakit neoplasma yang ganas yang berasal dari parenchyma (Rose dan
Wynder, 1986). Jika kanker payudara masih berada dalam stadium I dan II, maka
salah satu tahapan awal dalam mengatasi kanker payudara ialah operasi
pembedahan atau yang disebutlumpectomy. Sel kanker tersusun atas sel abnormal
yang tumbuh dalam jaringan tertentu dan akar sel yang tertinggal dapat terus
tumbuh tidak terkontrol (Tjokronagoro, 2001). Untuk itu, setelah operasi
pembedahan pasien dianjurkan melakukan terapi radiasi yang bertujuan utuk
membunuh sel-sel kanker di tempat pengangkatan tumor dan daerah sekitarnya.
Terdapat dua jenis terapi radiasi yang dapat dilakukan, yaitu radiasi
eksternal(radiotherapy) dan radiasi internal(brachytherapy). Brachytherapy ialah
terapi radiasi dengan mendekatkan sumber radiasi ke sumber penyakit atau sering
dinamakan dengan terapi radiasi sumber tertutup (Awaludin, 2007). Jenis
radioaktif yang biasa digunakan dalam Brachytherapy payudara ialah 192Ir,103Pd
dan 131Cs (Jansen, 2007).
Salah satu metode brachytherapy payudara ialah Mammosite High Dose
Rate Brachytherapy System(MHDR). Perawatan ini menggunakan kateter sebuah
balon berisi radioaktif 192Ir. Namun metode ini mempunyai kendala yaitu, pasien
yang akan melakukan perawatan terbatas pada pasien yang sudah memiliki ruang
lumpectomy dimana dalam ruang tersebut akan diisi dengan balon kateter.
Sehingga untuk pasien dengan stadium awal tidak dapat dilakukan perawatan
menggunakan metode MHDR. Metode lain yang dapat mengatasi kendala pada
dilakukan dengan pasien pada stadium awal tanpa melakukan operasi
pengangkatan jaringan terlebih dahulu.
Fisikawan medis biasanya mengitung dosis yang diberikan hanya dengan
mengasumsikan homogenitas material, namun pada kenyataannya material
penyusunnya berbeda-beda (Muhtarom, 2011). Pemberian dosis yang berlebihan
akan membahayakan jaringan sehat lain dalam tubuh, tetapi jika pemberian dosis
kurang maka untuk proses treatment dirasa kurang efektif. Untuk itu diperlukan
metode penyimulasian agar didapatkan dosis serap yang aman dan efektif. Salah
satu metode yang dapat digunakan untuk perhitungan dosis serap dan
memperhatikan heterogenitas material ialah metode Monte Carlo. Sedangkan
untuk mensimulasikan penentuan dosis serapan yang tepat dengan menggunakan
program MCNP(Monte Carlo N-Particle).
Metode Monte Carlo merupakan metode statistik numerik yang digunakan
untuk menyelesaikan masalah-masalah yang tidak dimungkinkan diselesaikan
secara analitik. MCNP5 adalah salah satu versi dari perkembangan MCNP. Piranti
lunak komputer berbasis metode Monte Carlo ini dibuat oleh Los Alamos
National Laboratory, inc dan dipakai dalam penelitian skripsi penulis. MCNP5
mampu mensimulasikan perjalanan partikel neutron, foton dan elektron (X-5
Monte Carlo Team, 2005).
Penelitian – penelitian yang telah dilakukan untuk membandingkan hasil
simulasi dengan eksperimen menggunakan MCNP antara lain: dalam dunia medis
yang diantaranya telah dilakukan oleh Lazarine (2006), Robinson (2006) tentang
single seed implant pada dosimeter brachytherapy, Zhengdong (2009) tentang
taksiran dosimetri pada brachytherapykanker payudara dan serviks menggunakan
aplikator balon dan FSD dengan pemodelan payudara bergeometri spherical,
Agitta (2011) tentang simulasi penentuan dosis serapan pada brachytherapy
prostat dengan sumber radioaktif 125I. Dalam bidang detektor radiasi yaitu
simulasi efisiensi detector NaI(Tl) dan HPGe yang dilakukan oleh Annisatun
(2010).
Beberapa penelitian tentang pengukuran dosis serap pada Brachytherapy
commit to user
3
dilakukan dengan berbagai aplikasi diantaranya yang dilakukan oleh Kassas,dkk
(2005) melakukan penelitian pembuatan simulasi dengan metode Monte Carlo
untuk menghitung dosis serap pada brachytherapy payudara menggunakan
aplikator balon yang ditanam di dalam jaringan payudara. Yang,dkk (2009),
menggunakan aplikator berbentuk-D yang mengadaptasi metode MHDR. Dari
hasil pemodelan menggunakan MCNP menunjukkan hasil yang memuaskan dan
mendekati sempurna dengan penyimpangan hasil pengukuran tidak lebih dari 5%
dari eksperimen nyata.
Untuk penelitian yang menggunakan metode PBSI telah dilakukan oleh
Jansen, dkk (2007). Jansen menggunakan sumber 125I sebagai seed yang ditanam
dalam payudara. Namun, pendistribusian dosis serapnya berpengaruh terhadap
organ lain seperti jantung dan tulang belakang. Para ahli kemudian mencari
sumber radioaktif yang lebih tepat untuk menggantikan 125I.
Kemudian Pignol (2007) bereksperimen dengan menggunakan 103Pd dan
terus dikembangkan hingga tahun 2011 ini. Dari hasil penelitian yang telah
dilakukan Pignol, penggunaan 103Pd relatif aman karena sebaran dosis serap di
organ lain selain payudara relatif kecil dibandingkan penggunaan 125I. Pignol
mengungkapkan bahwa untuk organ payudara mendapatkan nilai dosis serap 90
Gy, organ lain seperti paru-paru, tulang dada dan jantung hanya terpengaruh
sebesar ±5 Gy.
Dari beberapa penelitian yang sudah dilakukan Kassas (2005), Yun Yang
(2009) dan Zhengdhong (2009), pemodelan yang dilakukan berupa dua buah
geometri spherical sebagai analogi dari jaringan payudara dan sebuah balon
kateter. Kemudian oleh Jansen (2007) menggunakan sebuah kubus yang
didalamnya terdapat geometri bola, dimana kubus dianalogikan sebagai jaringan
di sekitar payudara dan geometri bola dianalogikan sebagai payudara. Sehingga
penelitian hanya terbatas dan kurang relevan dengan bentuk nyata dari payudara
yang berupa setengah bola (Pignol, 2009). Geometri phantom yang dimodelkan
tersebut kurang akurat apabila digunakan untuk menggambarkan geometri tubuh
manusia. Geometri tubuh manusia memiliki bentuk kompleks dan memiliki
Oleh karena itu, diperlukan pendekatan geometri yang menyerupai tubuh
manusia, organ-organ di dalamnya dan termasuk komposisinya. Dalam penelitian
skripsi ini dibuat simulasi brachytherapy payudara untuk mengetahui pengaruh
dosis serapan pada jaringan payudara, paru-paru dan tulang dada menggunakan
metode Monte Carlo dengan piranti lunak MCNP5. Pembuatan simulasi
membutuhkan beberapa masukan yang meliputi geometri ORNL-MIRD yaitu
terdiri dari pembuatan surface, memasukkan material dan pembuatan cell yang
merupakan tahapan awal. Tahapan selanjutnya, dilakukan pendefinisian sumber
radioaktif yang digunakan yaitu, 103Pd. Seed implant diasumsikan sebagai
titik-titik yang menyebar pada jaringan payudara. Selanjutnya dilakukan penentuan
variasi banyaknya dosis implant atau seed yang akan digunakan dalam penelitian.
Tahap terakhir yaitu pemilihan tally untuk energi deposisi per transformasi pada
masing-masing organ yang diteliti.
Metode simulasi ini memuat dosimetri tumor dengan geometri yang sesuai
yang telah dipaparkan oleh komisi MIRD (Medical International Radiation Dose
Committee) dan ORNL (Oak Ridge National Laboratory) yaitu ORNL-MIRD.
ORNL-MIRD merupakan simulasi phantommanusia yang terdiri dari dua bagian
utama tubuh yaitu badan dan kepala serta enam organ dalam yang terdiri dari
ginjal, hati, ovarium, pankreas, limpa, dan tyroid (Lazarine, 2006). Dengan
simulasi dan geometri ini diharapkan dosis serapan yang diserap oleh organ
payudara maupun paru-paru dapat diketahui secara lebih signifikan.
1.2 Rumusan Masalah
Permasalahan yang ingin diselesaikan dalam penelitian ini adalah :
1. Bagaimana mendesain file input model geometri phantom tubuh manusia
wanita Asia dewasa yang sesuai dengan ORNL-MIRD menggunakan Visual
Editor MCNP5?
2. Berapakah jumlah seed optimum 103Pd sesuai hasil dari simulasi untuk
commit to user
5
3. Bagaimanakah dosis serap pada organ payudara dibandingkan dengan organ
tulang dada dan paru-paru?
1.3 Tujuan Penelitian
Tujuan dari penelitian ini adalah:
1. Membuat bentuk geometri phantom tubuh wanita Asia dewasa yang sesuai
dengan ORNL-MIRD dengan menggunakan software MCNP5.
2. Menentukan jumlah seeduntuk mencapai dosis serapan optimum
3. Menghitung dosis serapan103Pd pada organ payudara, tulang dada dan
paru-paru.
1.4 Batasan Masalah
Batasan masalah penelitian ini antara lain:
1. Simulasi dilakukan dengan menggunakan MCNP5.
2. Wanita yang dibuat dalam simulasi ini ialah wanita Asia dewasa dengan
diameter payudara 17 cm.
3. Digunakan analogi dari metode PBSI.
4. Palladium-103 digunakan sebagai sumber radiasi brachytherapy memiliki
aktivitas 2,088 mCi atau 7,7256x107 Bq, dengan waktu paruh 16,9 hari dan
energi emisi-γsebesar 0,021 MeV.
5. Digunakan variasi jumlah seed yang digunakan yaitu 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35,
40, 45, 50, 55, dan 60. Seed dianalogikan sebagai titik-titik yang tersebar
merata pada cell payudara.
6. Simulasi hanya dibuat untuk mengetahui dosis serapan pada payudara kiri,
1.5 Luaran yang Diharapkan
Luaran yang diharapkan dari penelitian ini adalah simulasi brachytherapy
payudara untuk menghitung dosis serapan pada payudara, tulang dada dan
paru-paru. Selanjutnya simulasi yang dibuat dapat digunakan untuk pengembangan
berikutnya misalnya pengaruh selain pada paru - paru yaitu pada jantung dan
tulang belakang atau jaringan lain di sekitar payudara. Hasil penelitian dapat
dipublikasikan dalam jurnal ilmiah. Dan skripsi ini dapat digunakan sebagai
panduan untuk pemula dalam menggunakan softwareMCNP5 terutama di Jurusan
Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret.
1.6 Sistematika Penulisan
Laporan skripsi ini disusun dengan sistematika sebagai berikut:
BAB I Pendahuluan
BAB II Tinjauan Pustaka
BAB III Metodologi Penelitian
BAB IV Hasil dan Pembahasan
BAB V Penutup
Pada Bab I dijelaskan mengenai latar belakang penelitian, perumusan
masalah, batasan masalah, tujuan penelitian, luaran yang diharapkan, serta
sistematika penulisan skripsi. Bab II berisi dasar teori yang mendasari penelitian
yang dilakukan. Bab III berisi metode penelitian yang meliputi waktu, tempat dan
pelaksanaan penelitian, alat dan bahan yang diperlukan, serta langkah-langkah
kerja dalam penelitian. Bab IV berisi tentang hasil penelitian dan analisa yang
dibahas dengan acuan dasar teori yang berkaitan dengan penelitian. Terakhir, Bab
V berisi simpulan dari pembahasan di bab sebelumnya dan saran-saran untuk
commit to user
7
BAB II
TINJAUAN PUSTAKA
2.1. Interaksi Foton dengan Materi
Foton adalah gelombang elektromagnetik dengan panjang pendek seperti
sinar-X dan gamma (γ). Dari segi fisis interaksi foton dengan atom materi yaitu
efek fotolistrik, hamburan Compton dan produksi pasangan (Beiser, 1995). Ketiga
interaksi tersebut akan dijelaskan pada subbab berikutnya. Akan dijelaskan pula
dari segi biologi interaksi foton dengan jaringan dalam tubuh.
2.1.1. Efek Foto Listrik
Efek fotolistrik merupakan interaksi foton dengan elektron orbital terikat.
Hasil reaksi adalah foton akan menghilang dan elektron atomik terlempar sebagai
elektron bebas dan memiliki energi kinetik yang besarnya sama dengan selisih
antara energi foton datang dikurangi energi ikat elektron tersebut (Utari, 2004).
Elektron bebas akibat efek fotolistrik ini dinamakan fotoelektron (Beiser, 1995).
Fotoelektron ini memiliki tenaga kinetik yang besarnya ditunjukkan dalam
persamaan (2.1) di bawah ini
= ℎ − ∅ (2.1)
Ek merupakan besarnya energi kinetik elektron, hv merupakan energi foton dan Ø
menyatakan fungsi kerja. Efek fotolistrik secara skematis dapat dilihat pada
inti = ℎ
= ℎ M
L
K
N L
M
K
Gambar 2.1. Skema Efek Foto Listrik (Desi dan Munir, 2001)
Dari persamaan (2.1) di atas terlihat bahwa agar efek fotolistrik terjadi,
maka energi foton harus sekurang-kurangnya sama dengan energi ikat elektron
yang berinteraksi.
2.1.2. Efek Compton
Hamburan Compton merupakan interaksi antara foton dan elektron bebas
atau hampir bebas yaitu yang berada pada kulit terluar dari atom (Beiser, 1995).
Energi radiasi hanya sebagian saja diserap untuk mengeluarkan elektron dari atom
(foto-electron) sedangkan sisa energi akan terpancar sebagai “scattered
radiation” atau hamburan radiasi dengan energi yang lebih rendah daripada
energi semula. Efek Compton terjadi pada elektron-elektron yang terikat secara
lemah pada lapisan kulit terluar pada penyinaran dengan energi radiasi yang lebih
tinggi yaitu berkisar antara 200-1000 KeV (Gabriel, 1996).
Gambar 2.2. Skema Hamburan Compton (Desi dan Munir, 2001)
inti
= ℎ − ∅
= ℎ M
L
K K
L
M
commit to user
9
Dari gambar (2.2) di atas terlihat bahwa foton terhambur dengan sudut θ
sedangkan elektron akan bergerak membentuk sudut φterhadap arah datang foton
mula-mula (Beiser, 1995). Hubungan antara foton gelombang datang (λ), foton
terhambur (λ’) dan arah hambur (θ) ditunjukkan dalam persamaan (2.2) :
− = (1 − ) (2.2)
2.1.3. Produksi Pasangan
Produksi pasangan yaitu suatu proses pembentukan positron dan elektron
melalui energi radiasi dari sinar-γ yang melebihi 1,022 MeV yaitu energi diam
positron + elektron. Proses ini terjadi apabila radiasi-γ tinggi mendekati atau
memasuki medan listrik inti. Energi radiasi ini akan berubah menjadi elektron dan
positron. Ini sesuai dengan teori Einstein yang menyatakan bahwa energi ekivalen
dengan massa (Gabriel, 1996). Proses terjadinya positron dan elektron menjadi
dua sinar gamma masing-masing dengan energi 0,51 MeV disebut proses
annihilasi. Setelah kehilangan energi karena ionisasi sepanjang perjalanannya,
positron bisa bergabung dengan sebuah elektron dan lenyap bersama-sama dalam bentuk energi γ.
Gambar 2.3. Skema Produksi Pasangan (Widjaja Erie, 1970)
Energi radiasi >1,022 MeV
inti elektron
elektron elektron
2.1.4. Interaksi Foton dengan Sel
Onkogen merupakan suatu gen yang menyebabkan sel normal bermutasi
menjadi sel tumor maligna. Sel normal dapat bermutasi menjadi onkogen karena
beberapa sebab antara lain, proses kongenital dimana sejak lahir sudah membawa
onkogen, bahan kimia karsinogenik yang masuk ke dalam tubuh dan bereaksi
dengan DNA pada kromosom. Kemudian juga, virus onkogen yang bila
memasuki sel normal akan berintegrasi dengan kromosom yang ada di dalam
nukleus lalu melakukan transkripsi serta radiasi kronik yang terus-menerus
mengenai sel-sel normal. Bila sel sudah berubah menjadi sel kanker, maka ia
memiliki kemampuan yang tidak dimiliki oleh sel-sel normal, seperti kemampuan
mitosis yang sangat cepat, kemampuan memproduksi enzim kolagenesis yang
menyebabkan sel kanker mampu melakukan metastasis, hematogen (pembentukan
sel-sel darah) ke jaringan sekitar, serta kemampuan sel kanker untuk melakukan
angiogenesis yakni membentuk neovaskularisasi yang menyebabkan benjolan
(tumor) menjadi kanker ganas yang menjalar di jaringan lain (Adrijono, 2003).
Suatu jaringan bila terkena radiasi pengion, akan menyerap energi radiasi
dan akan menimbulkan ionisasi atom-atom. Ionisasi tersebut dapat menimbulkan
perubahan kimia dan biokimia. Pada akhirnya proses ionisasi akan menimbulkan
kerusakan biologi. Kerusakan biologi sel yang terjadi itu dapat berupa kerusakan
kromosom, mutasi, perlambatan pembelahan sel dan kehilangan kemampuan
untuk berproduksi (Tjokronagoro, 2001).
Sudah diketahui bahwa radiasi pengion menghasilkan pancaran energi atau
partikel yang bila mengenai sebuah atom akan menyebabkan terpentalnya elektron
keluar dari orbit elektron tersebut. Pancaran energi dapat berupa gelombang
elektromagnetik , yang dapat berupa sinar gamma dan sinar-X.
Radiasi pengion bila mengenai sel kanker, akan menimbulkan ionisasi air
sehingga menjadi ion H+, ion OH-dan ion oksigen. Ion ini bersifat tidak stabil dan
commit to user
11
bereaksi dengan DNA dan menimbulkan kerusakan DNA dan akhirnya
menimbulkan kematian sel kanker. Menurut Kirk dan Ribbans (2004) dapat
terjadi :
1. Reaksi ganda DNA pecah
2. Perubahan cross-linkage dalam rantai DNA
3. Perubahan basa yang menyebabkan degenerasi atau kematian sel
Kemampuan reparasi kerusakan pada sel-sel kanker lebih rendah daripada
sel-sel normal, sehingga akibat radiasi sel-sel kanker lebih banyak yang mati dan
yang tetap rusak dibandingkan dengan sel-sel nomal. Sel-sel yang masih bertahan
hidup akan mereparasi kerusakan DNA-nya sendiri-sendiri. Kemampuan reparasi
DNA sel normal lebih baik dan lebih cepat dibandingkan sel kanker. Keadaan ini
dipakai sebagai dasar untuk terapi menggunakan radiasi dari sumber radioaktif
pada kanker (Kirk dan Ribbans, 2004). Dijelaskan oleh Kumar (1996), ionisasi
mempunyai kekuatan untuk menghancurkan keutuhan sel dengan cara:
1. Merusak inti sel (nukleus).
2. Perubahan kimia yang dipicu oleh ionisasi radiasi.
2.2.103Pd sebagai Radioaktif
Sumber radioaktif yang digunakan dalam penelitian ini ialah 103Pd
merupakan pemancar radiasi-γ dengan energi 21 KeV dengan intensitas 63,9 %
(Awaludin, 2007). Anak luruh dari 103Pd yaitu rhodium-103 (103Rh). 103Pd
memiliki waktu paruh 16,9 hari dan dapat dibuat dengan metode aktivasi neutron
dengan sasaran 102Pd. Iradiasi neutron ini menghasilkan radioisotop 103Pd serta
memancarkan sinar-γ (Tanaka, 2006). Skema reaksi inti dalam pembentukan
radioisotop 103Pd dapat ditunjukkan seperti berikut,
n Pd Pd 1 103
102 (2.3)
Radiasi-γ energi rendah merupakan radiasi yang efektif untuk penanganan
diserap oleh proses interaksi foton dengan materi, sehingga radiasi-γ yang lolos
masuk ke dalam jaringan sehat relatif kecil (Muhtarom, 2011).
Radioaktif 103Pd juga memancarkan foto-auger yang sangat efektif
merusak DNA sel kanker. Spesifikasi data peluruhan dari 103Pd yang dibuat oleh
komite MIRD dapat dilihat pada Lampiran 1. Setelah melewati beberapa
peristiwa interaksi, foton dari emisi transisi X-ray diserap oleh elektron lain pada
atom yang sama dalam cell payudara. Elektron tersebut tereksitasi akibat
fotolistrik internal. Proses perubahan X-ray menjadi fotoelektron disebut efek
Auger (Alonso dan Finn, 1969).
2.3. Dosimetri
Dosimetri radiasi dapat diartikan sebagai ilmu yang mempelajari berbagai
besaran dan satuan dosis radiasi, sedangkan pengertian dosis adalah kuantisasi
dari proses yang ditinjau sebagai akibat radiasi mengenai materi (Cember, 1983).
Sangat penting untuk dibedakan antara “dosis serap” dan “dosis”. Pada
pengertian “dosis” tidak memiliki arti khusus dalam dosimetri radionuklida.
Secara sederhana, “dosis” digunakan untuk menjelaskan aktivitas yang diatur
seperti pada “dosis serap”. Kebanyakan kasus pembedaan ini dapat dilakukan dari
konteks pemakaiannya (Sgouros, 2005). Dalam proteksi radiasi pengertian dosis
adalah jumlah radiasi yang terdapat dalam medan radiasi atau jumlah energi
radiasi yang diserap atau diterima oleh materi (Gondhowiardjo, 2003).
Sebelum perlakuan brachyteraphy dilakukan, oncologist, dosimetrist, dan
fisikawan medis akan melakukan Treatment Planning System (TPS) untuk
menentukan letak sel tumor, dosis yang diberikan, lama waku treatment dan
rencana perlakuan yang optimal (Muchtarom, 2011). Rencana ini bertujuan untuk
memberikan dosis yang tinggi pada sel tumor dan dosis yang seminimum
mungkin pada jaringan sehat di sekitar tumor tersebut. Untuk tiap radionuklida,
commit to user
13
volume organ dapat dipastikan secara tepat, dan besarnya serapan dari tiap sumber
ke organ target dihitung oleh simulasi Monte Carlo.
2.3.1. Dosis Serapan
Dosis serap merupakan energi absorpsi yang menyebabkan ionisasi yang
secara primer bertanggung jawab untuk efek biologis dari radiasi (Adams, dkk.,
1997). Pada tahun 1975 International Commision on Radiological Unit (ICRU)
memakai Gray (Gy) sebagai dosis Satuan Internasional (SI). Pemakaian satuan Gy
ini untuk menghormati Harold Gray, ahli fisika kedokteran berkebangsaan Inggris
yang menemukan efek oksigen pada sel-sel yang diiradiasikan. Satu Gy adalah
dosis radiasi apa saja yang menyebabkan penyerapan energi 1 Joule pada 1 kg zat
penyerap, maka (Gabriel, 1996) :
1 Gy = 1 J/kg
= 107 erg/kg
= 100 rad
Dosis serapan ( ) adalah frasa yang tepat untuk menjelaskan besaran yang
penting dalam dosimetri radionuklida dengan satuan Gy. Dosis serapan
merupakan energi (E) yang terserap oleh jaringan tubuh persatuan massa
(Sgouros, 2005), sehingga dirumuskan :
= (2.4)
E merupakan banyaknya energi terdeposisi total yang dihasilkan oleh tiap
partikel dan mmerupakan massa organ tubuh dalam satuan kg.
2.3.2. Bilangan Transformasi
Total bilangan transformasi ialah hasil perkalian dari aktivitas awal dari
Menurut Lazarine (2006) total bilangan transformasi (Us) dapat dihitung dengan
menggunakan persamaan :
= (2.5)
A0 merupakan aktivitas awal radionuklida, τ ialah umur hidup
radionuklida dan λ merupakan konstan peluruhan yang memiliki harga yang
berbeda untuk setiap radionuklida. Umur hidup (τ) berbeda dengan umur paro
( ) suatu radioisotop. Oleh Beiser (1995), umur hidup isotop memiliki
hubungan yang berkebalikan dengan konstan peluruhan (λ)yaitu,
=
= , (2.6)
Jika total bilangan transformasi dapat ditentukan, maka total dosis pada
organ dapat dihitung. Menurut Lazarine (2006) hasil energi deposisi (E) pada
suatu organ dengan satuan (MeV/Trans). Persamaan (2.4) dapat dituliskan
kembali dengan :
= × (2.7)
2.4.Brachytherapy Payudara
Kanker payudara (carcinoma mammae) yaitu suatu penyakit yang timbul
dari pertumbuhan tak terkendali dari sel epitel di kelenjar mammary. Seperti
penyakit kanker lainnya, terjadi karena proses pembelahan sel yang tidak
terkendali akibat terjadinya mutasi gen-gen tertentu yang meregulasi mekanisme
pembelahan dan pertumbuhan sel. Diawali dengan transformasi sel epitel
payudara dari normal menjadi hiperplasia, diikuti dengan kemunculan atipia
kemudian menjadi malignan. Sel-sel malignan terus berkembang dari karsinoma
non-invasif menjadi karsinoma invasif kemudian menjadi sel yang berpotensial
commit to user
15
Pada gambar 2.4.a. ditampilkan bagian anatomi dari jaringan payudara
sehat dan gambar 2.4.b. ditampilkan jaringan payudara yang sudah terdapat sel
kanker yang dikategorikan dalam kanker payudara stadium 1. Pada stadium 1
yaitu ukuran sel kanker tidak lebih dari 3 cm dan belum terdapat titik-titik infeksi
di saluran getah bening atau dikatakan sel kanker belum bermestatasis.
Gambar 2.4. (a) Jaringan Payudara Sehat, (b) Jaringan Payudara yang
Terkena Kanker Stadium I (American Society of Clinical Oncology, 2005)
Brachy berasal dari Bahasa Yunani “brachios” yang berarti dekat,
sehingga brachytherapy secara bahasa dapat diartikan sebagai terapi dari jarak
dekat. Istilah ini digunakan untuk terapi radiasi sehingga brachytherapy secara
istilah berarti terapi radiasi dengan mendekatkan sumber radiasi ke sumber
penyakit. Metode terapi ini sering dinamakan dengan terapi radiasi sumber
tertutup atau sealed source (Awaludin, 2007).
Penerapan metode ini perlu memperhatikan distribusi dosis radiasi pada
jarak yang pendek secara interstisial, intracavitaryataupun intravascular. Dengan
metode terapi seperti ini, ketinggian dosis radiasi dapat diatur secara lokal pada
tumor dengan kecepatan dosis menyebar pada jaringan normal di sekitarnya
(Robinson, 2006). Brachytherapy dapat digunakan dengan tujuan untuk
menyembuhkan kanker stadium awal.
Interstitial brachytherapy adalah salah satu tehnik brachytherapy dengan
cara memasukkan sumber radiasi ke dalam jaringan kanker. Tentu saja dalam
(a)
melakukan implantasi pada organ menggunakan aplikator jarum atau kateter.
(Awaludin, 2007). Intracavitari brachytherapy merupakan kontak terapi radiasi
dimana diberikan radiasi dengan memasukkan aplikator melalui lumen (rongga
tubuh) yang kemudian akan diisi dengan sumber radioaktif misalnya 192Ir.
(Gondhowiardjo, 2003).
Mammosite High Dose Rate Brachytherapy System (MHDR) adalah salah
satu tehnik intracavitary brachytherapy. Pasien untuk perawatan ini terlebih
dahulu menjalani operasi pengangkatan jaringan kanker (lumpectomy). Tahap
selanjutnya yaitu memasukkan balon kateter ke dalam ruang lumpectomy yang
berisi 192Ir. Penggunaan metode ini hanya terbatas untuk pasien yang sudah
diangkat jaringan kankernya dan tidak bisa digunakan untuk kanker dalam
stadium awal.
Kendala yang dihadapi dengan metode MHDR dapat diatasi dengan
menggunakan tehnik interstitial brachytherapy, yaitu penanaman seed ke dalam
kateter berupa jarum yang sudah berisi sumber radioaktif. Salah satu metode dari
tehnik tersebut dikenal dengan sebutan Permanent Breast Seed Implant (PBSI)
(Pignol,2007). Sumber radioaktif yang biasa digunakan antara lain, 103Pd dan 125I
(Jansen, 2007). Mekanisme penanaman seed ke dalam payudara dapat dilihat pada
commit to user
17
Gambar 2.5.Proses Penanaman Seed Implant 103Pd(Jansen, 2007)
Keterangan dari gambar 2.5 adalah :
a. Pada gambar ini dijelaskan beberapa peralatan utama dalam melakukan
terapi ini, yaitu:
1. Gantry armrest yang berfungsi untuk meletakkan lengan pasien.
2. Green table plate yang berada di bawah tubuh pasien. Berfungsi
untuk menyimpan peralatan pendukung dari terapi ini, seperti
kabel penghubung dengan CT-Scan dan tali pengikat yang
berfungsi untuk meminimalisasi gerakan tubuh pasien saat terapi.
3. Thermoplastic sheet yang tersimpan di dalam green table plate.
Alat ini berfungsi sebagai penunjuk jarum seed yang akan
ditanam dalam payudara. Garis hitam merupakan pusat dan axis
dari lokasi terapi. Garis merah merupakan daerah hitung dan
tempat dimana beberapa seed akan ditanam. Alat ini tidak akan
berfungsi jika tidak dilengkapi dengan needle guiding positioned
(b.4).
b. Setelah pasien sudah mendapatkan posisi terapi yang nyaman maka
langkah selanjutnya harus memastikan posisi pasien aman yatiu dengan
memeriksa needle guiding positioned dan thermoplastic sheet sudah
melekat sempurna pada payudara.
c. Proses penanaman seed dibantu dengan CT-scan agar posisi seed berada di
wilayah yang dikehendaki.
d. Akhir dari tahapan terapi, yang mana jarum sudah ditanam dalam jaringan
payudara.
Proses perawatan ini memerlukan waktu ±60 menit (Pignol, 2007).
Tentunya tidak dilakukan 1 kali perawatan, tetapi dilakukan sesuai tingkat
kerusakan payudara akibat sel kanker. Dalam penanaman seed akan dipandu
dengan menggunakan CT-Scan dan USG. Dosis yang biasanya diberikan yaitu 90
Gy (Jansen, 2007). Pemberian dosis pada payudara dipantau supaya laju dosis
peluruhan seed kurang dari 2,50 cGy/menit dengan periode treatment sekitar 60
hari. Laju dosis awal yang diberikan sebesar 3,33 cGy/menit dan kemudian
dilakukan dengan kontrol laju dosis kurang dari 2,50 cGy/menit hingga
didapatkan total dosis adalah 90 Gy (Pignol, 2009).
Keuntungan brachytherapy dibandingkan radiasi sinar eksternal atau
radiotherapy antara lain :
1. Radiasi umumnya dibatasi oleh dosis implant, sehingga dosis yang
besar dapat dihantarkan ke sel tumor dengan dosis yang lebih rendah
mengenai jaringan normal, sehingga kontrol lokal tumor lebih baik
dan komplikasi lebih sedikit.
2. Secara umum brachytherapy dihantarkan secara berkelanjutan pada
dosis rendah, sehingga secara teori ini lebih efektif daripada
commit to user
19
Implant brachytherapy hanya efektif jika seluruh bagian tumor terlihat.
Tumor haruslah bisa diakses dan batasnya cukuplah jelas. Tumor yang besar dan
batasnya tidak terlihat biasanya tidak dilakukan brachytherapy karena sulit untuk
mencapai bagian tepi dari tumor (Baylay, 2007).
Penerapan tehnik brachyterapy dapat mengatasi keemahan pada
radiotherapy yang tidak focus terhadap sasaran yang beresiko tekena jaringan
sehat di sekitarnya. Oleh karena itu, diperlukan perkiraan efek biologis secara
kuantitatif saat akan dilakukan brachytheraphy pada pasien sebelum ekseskusi
dilakukan. Tidak seperti treatment lainnya, efek biologis dari terapi radionuklida
dapat didefinisikan secara tepat dari segi besaran fisis, yaitu dosis serapan yang
merupakan energi yang diserap oleh jaringan tiap satuan massa.
2.5. MCNP5
2.5.1. Sejarah Metode Monte Carlo
Ide pertama metode ini dicetuskan oleh Enrico Fermi di tahun 1930an.
Pada saat itu para fisikawan di Laboratorium Sains Los Alamos sedang
memeriksa perlindungan radiasi dan jarak yang akan ditempuh neutron melalui
beberapa macam material. Namun, data yang didapatkan tidak dapat membantu
untuk memecahkan masalah yang ingin mereka selesaikan karena ternyata
masalah tersebut tidak bisa diselesaikan dengan penghitungan analitik. Lalu John
von Neumann dan Stanislaw Ulam memberikan ide untuk memecahkan masalah
dengan memodelkan eksperimen di komputer. Metode tersebut dilakukan secara
untung-untungan, metode tersebut diberi kode nama Monte Carlo. Nama Monte
Carlo kemudian akhirnya menjadi populer oleh Enrico Fermi, Stanislaw Ulam,
dan rekan-rekan mereka sesama peneliti fisika. Nama Monte Carlo merujuk
kepada sebuah kota kasino terkenal di Monaco. Di sanalah paman Stanislaw Ulam
sering meminjam uang untuk berjudi. Kegunaan dari ketidakteraturan dan proses
yang berulang memiliki kesamaan dengan aktivitas di kasino. Hal yang berbeda
dari simulasi Monte Carlo adalah membalikkan bentuk simulasi yang umum.
permasalahan yang ada. Sementara umumnya menggunakan simulasi untuk
menguji masalah yang sebelumnya telah dipahami (Nadinastiti, 2010).
Penggunaan metode paling awal diketahui digunakan oleh Enrico Fermi di
tahun 1930. Pada waktu itu beliau menggunakan metode acak untuk menghitung
sifat dari neutron yang baru ditemukan. Baru setelah komputer pertama
diperkenalkan sekitar tahun 1945 metode Monte Carlo mulai dipelajari lebih
lanjut. Metode ini telah digunakan di bidang fisika, kimia fisika, dan lain-lain.
Rand Corporation dan U.S. Air Force merupakan sponsor utama dalam
pengembangan metode Monte Carlo pada waktu itu dan metode ini semakin
berkembang di berbagai bidang (Rohmah, 2009).
2.5.2. MCNP
Dari segi bahasa, MCNP kepanjangan dari Monte Carlo N-Particle.
Sedangkan pengertiannya ialah suatu kode simulasi komputer transport partikel
dengan kemampuan tiga dimensi menggunakan metode statisik. Hal ini berlainan
dengan metode transport yang bersifat deterministik. Dalam metode deterministik,
cara yang paling umum diterapkan adalah metode ordinat diskret untuk
menyelesaikan persamaan transport partikel rata-rata. Metode Monte Carlo tidak
memecahkan persamaan yang eksplisit tetapi mencari penyelesaian dengan cara
mensimulasikan partikel-partikel secara individual serta mencatat beberapa aspek
(disebut tally atau cacah) dari perilaku pertikel tersebut (X-5 Monte Carlo Team,
2003). MCNP5 merupakan salah satu versi MCNP yang diaplikasikan untuk
membuat simulasi interaksi partikel tidak bermuatan listrik yaitu neutron dan
foton (X-5 Monte Carlo Team, 2003).
MCNP mengikuti kejadian partikel yang sebenarnya dari partikel hidup
ketika dilepaskan dari sumbernya sampai partikel mati (karena lepas, terserap, dan
sebagainya) sebagaimana ditunjukkan pada gambar 2.6. Metode ini menggunakan
probabilitas distribusi sampel secara acak menggunakan data transport untuk
commit to user
21
Materi 4
1 5
Foton datang
2
3 e+ e
-2
4
[image:30.612.134.509.107.463.2]1
Gambar 2.6. Perjalanan Random Sebuah Foton Datang Mengenai Material
Gambar 2.6. menunjukkan perjalanan acak foton yang datang melewati
material. Pada dasarnya semua kemungkinan perjalanan partikel dihitung oleh
MCNP. Pada contoh ini, tumbukan foton kemungkinan terjadi pada titik 1. Foton
dihamburkan pada kemungkinan arah yang ditunjukkan, yang dipilih secara acak
dari distribusi hamburan. Foton yang mungkin dihasilkan, untuk sementara
disimpan untuk analisis berikutnya. Pada kondisi 1 terjadi hamburan Compton
yang menghasilkan dua kemungkinan peristiwa yaitu satu foton keluar dari sistem
pada posisi 5 atau satu foton terhambur. Foton hasil efek Compton yang pertama
menghasilkan pasangan elektron dan positron pada tempat 3 serta hamburan
foton. Setelah foton mengalami hamburan berkali-kali, pada tumbukan foton dan
materi akan menghasilkan efek fotolistrik sehingga tenaga foton habis dan foton
hilang pada keadaan 4. Foton yang disimpan tadi, sekarang kembali dan dengan
sampling acak, keluar dari luasan material pada keadaan 2 hingga mengalami
kedaan 4 dan 5.
User atau pengguna membuat suatu input file yang kemudian dibaca oleh
MCNP. File ini mengandung informasi tentang permasalahan dalam suatu area,
seperti detil geometri, deskripsi material dan pemilihan tampang lintang, letak dan
jenis sumber neutron dan foton, kemudian jenis tally yang digunakan dan tehnik
untuk meningkatkan efisiensi. File input dibuat menggunakan Visual Editor
2.5.3. Visual Editor(Vised)
Vised ditulis untuk membantu pengguna dalam menciptakan file input
MCNP menggunakan menu button (Carter dan Schwar, 2003). Tersedia pilihan
menu buttonyang memungkinkan memasukkan informasi secara cepat dan dapat
memvisualisasi bentuk geometrinya. Visedmemunginkan pengguna untuk dengan
mudah mengatur dan mengubah tampilan geometri. Hasil pemodelan dapat dilihat
pada jendela Vised. Untuk cara installasi program dapat dilihat pada Lampiran 2.
Tampilan awal ketika membuka MCNP Vised ditunjukkan dalam gambar 2.7.
Visedterdiri dari beberapa menu utama yaitu file, input, update plot, surface, cell,
data, run, particle display, tally plots, cross section plots, 3D view, read again,
back up, view dan help. Fungsi menu dapat dilihat pada Tabel 2.1.
[image:31.612.132.510.196.591.2]commit to user
[image:32.612.118.547.137.702.2]23
Tabel 2.1 Menu Utama pada Vised
Menu Option Deskripsi
File Digunakan untuk membuka dan menyimpan file. File-> New View
digunakan untuk membuka tambahan plot window ke dalam
geometri.
Input Digunakan untuk membawa sebuah editor teks sederhana yang
berisi isi lengkap input file.
Input file dapat diedit manual dengan tangan di jendela ini.
Update Plots Update kedua plot jendela.
Surface Memunculkan window surface untuk membuat, memindai atau
memodifikasi surface.
Cell Memunculkan window cell untuk membuat, memindai atau
memodifikasi cell.
Data Menu untuk kartu data umum: material, importants, dan
transformasi.
Run Mengaktifkan MCNP untuk menjalankan file input.
Particle Display Memunculkan source window yang memungkinkan untuk
menampilkan titik sumber dan lintasan partikel yang di plotting.
Tally Plot Menghitung plotting dari runtpe atau mctal file. Kemampuan ini,
sama ketika meminta MCPLOT (mcnp inp=filename z options).
Cross Section Plots Memungkinkan plotting dari penampang MCNP. Kemampuan ini,
sama ketika meminta MCPLOT (mcnp inp=filename ixz options).
3D View Memungkinkan render tampilan 3D geometri atau gambar
radiografi.
Read_again Memperbarui plot setelah file yang dibaca di telah dimodifikasi
oleh editor teks eksternal.
Backup Membuat file cadangan yang secara berurutan meningkat (inpn1,
inpn2, dan seterusnya).
View Memilih plot window yang aktif
2.5.4. Tally MCNP
Pemilihan tally digunakan untuk menentukan jenis hasil keluaran yang
diharapkan dari MCNP5. Informasi yang diinginkan dapat diperoleh dari satu atau
lebih kartu tally. Banyak spesifikasi kartu tally yang menggambarkan tally “bins”.
Tally didefinisikan dengan tipe tally dan tipe partikel yang menyertainya.
Informasi dalam tally selalu terkait dengan kartu data sebelumnya, termasuk pada
jenis partikel yang digunakan. Untuk mendapatkan hasil tally saja cukup
menggunakan tally Fn. Tally pada MCNP5 meliputi tally nomor 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7,
dan 8 atau kelipatan dengan nomor akhir yang sama dengan tally yang dipilih.
Masing-msing tally memiliki tujuan kalkulasi numerik yang berbeda-beda. Jenis
tally Fn yang disediakan oleh MCNP5 sebagaimana dituliskan pada Tabel 2.1.
[image:33.612.127.519.166.684.2]berikut ini:
Tabel 2.2. Jenis TallyFn dan Modifikasi Tally(X-5 Monte Carlo Team, 2003)
Tally Mode
partikel
Deskripsi Units Modifikasi
tally
Units
F1 :N, :P, :E Arus permukaan Partikel *F1 MeV F2 :N, :P, :E Fluks permukaan Partikel/cm2 *F2 MeV/cm2 F4 :N, :P, :E Panjang lintasan yang
diperkirakan berdasarkan fluks
Partikel/cm2 *F4 MeV/cm2
F5 :N, :P Fluks dari sumber titik atau cincin detector
Partikel/cm2 *F5 MeV/cm2
F6 :N, :P, :N,P
Panjang lintasan yang diperkirakan
berdasarkan energi deposisi
MeV/g *F6 Jerks/g
F7 :N Panjang lintasan yang diperkirakan
berdasarkan deposisi energi fisi
Mev/g *F7 Jerks/g
F8 :N, :P, :E, :P,E
Pulsa tallytinggi Pulsa *F8 +F8
commit to user
Waktu penelitian dilakukan selama semester
1. Piranti Keras
Seperangkat
Personal C
Sistem Operasi
: Microsoft Windows
Processor
: Intel® Atom™ CPU N
Memory
: 1024
[image:34.612.117.512.206.670.2]Berikut tampilan rincian
Gambar 3.1 Rincian
25
BAB III
METODOLOGI PENELITIAN
3.1. Waktu Penelitian
enelitian dilakukan selama semester Februari – Juli 2011.
3.2. Alat dan Bahan
Personal Computer
dengan:
: Microsoft Windows 7 Starter 32-bit (6.1 build 7600)
: Intel® Atom™ CPU N470 @1,83 GHz (2 CPUs),˜1,8GHz
: 1024 MB RAM
Berikut tampilan rincian dari piranti yang digunakan:
Gambar 3.1 Rincian Piranti Keras yang Digunakan dalam Pe
Juli 2011.
bit (6.1 build 7600)
@1,83 GHz (2 CPUs),˜1,8GHz
2. Piranti Lunak
Software MCNP5
©, Microsoft Office Word
©2007 dan Microsoft Office Excel
©2007.
3. Data
Bahan dan densitas material untuk pemodelan
phantom
ORNL-MIRD versi
1996.
Input model
phantom
ORNL-MIRD.
3.3. Prosedur Pembuatan Simulasi
Prosedur pembuatan simulasi meliputi tiga tahap yaitu, pembuatan geometri
phantom
model ORNL-MIRD versi 1996, mendefinisikan sumber radiasi serta posisi
sumber radiasi, dan pemilihan
tally
pada *F8 supaya mendapatkan hasil berupa
distribusi energi dalam satuan MeV. Ketiga tahap tersebut akan dibahas lebih lanjut
pada subbab berikutnya. Langkah-langkah dalam pembuatan input meliputi :
1. Pembuatan
surface
dan ukuran
surface
.
Surface
merupakan suatu batasan
yang mengelilingi suatu
cell
. Suatu
surface
harus memiliki bentuk, ukuran
dan posisi.
2. Pembuatan input material yang berisi informasi densitas material dan
isotop yang digunakan.
3. Pembuatan
cell
dan ukuran
cell
.
Cell
merupakan suatu ruang atau bentuk
tertutup yang dibatasi oleh satu atau lebih
surface
. Dalam pembuatan
suatu
cell
diperlukan juga definisi material dan densitas dari
cell
tersebut.
4. Pemilihan mode partikel yang digunakan, dalam simulasi ini digunakan
mode partikel yang dideteksi adalah foton (P) dan elektron (E).
5. Pembuatan data transformasi.
6. Pendefinisian sumber radioaktif termasuk posisi
seed
di dalam payudara.
commit to user
27
3.3.1. Model Geometri Phantom
Geometri dan definisi material yang digunakan dalam pemodelan phantom
ORNL-MIRD sangatlah penting dalam simulasi
brachytherapy
payudara. Dalam
pembuatan geometri selalu dibutuhkan data input yang diperlukan meliputi densitas,
material penyusun, bentuk dan ukuran
surface
serta
cell
.
Geometri phantom terdiri dari tiga bagian utama yaitu,
1. Sebuah silinder ellips untuk menunjukan badan dan lengan, pada
bagian tubuh atas tertempel setengah lingkaran yaitu payudara.
2. Dua buah lingkaran kerucut yang terpotong ujungnya menggambarkan
anggota gerak kaki.
3. Sebuah silinder melingkar yang diletakkan pada batas setengah
silinder ellips menggambarkan leher dan kepala.
Ukuran diameter payudara normal wanita dewasa di Amerika adalah ±22 cm
(Jansen, 2007). Ukuran diameter payudara normal wanita dewasa Asia adalah 16-22
cm dengan massa 200 gram (scribd.com/perawatan-payudara). Dalam simulasi ini,
ukuan diameter payudara yang dipilih yaitu 17 cm. Pemodelan payudara pada
khususnya hanya dibuat berupa
cell
bergeometri
half sphere
dengan jari-jari 8,5 cm,
densitas
1,04
g/cm
3dan tertempel pada tulang dada pada posisi (x,y,z). Komposisi
penyusun payudara sama dengan komposisi jaringan lunak dengan volume 347 cc.
Data organ, densitas tiap cell organ dan volume sebagaimana dituliskan pada
Lampiran 4 (Lazarine, 2006). Komposisi dasar dan total densitas organ tubuh untuk
model phantom ORNL-MIRD dibuat oleh Eckerman (2002) dituliskan pada Tabel
Tabel 3.1. Komposisi Dasar dan Densitas Organ Tubuh Model Phantom
ORNL-MIRD (Eckerman, 2002)
Komponen
Persen massa
Jaringan lunak
Tulang
Paru-paru
H
10,454
7,337
10,134
C
22,663
25,475
10,238
N
2,490
3,057
2,866
O
63,525
47,893
75,752
F
0
0,025
0
Na
0,112
0,326
0,184
Mg
0,013
0,112
0,007
Si
0,030
0,002
0,006
P
0,134
5,095
0,080
S
0,204
0,173
0,225
Cl
0,133
0,143
0,266
K
0,208
0,153
0,194
Ca
0,024
10,190
0,009
Fe
0,005
0,008
0,037
Zn
0,003
0,005
0,001
Rb
0,001
0,002
0,001
Sr
0
0,003
0
Zr
0,001
0
0
Pb
0
0,001
0
Densitas
,
g/cm
3,
g/cm
3,
g/cm
33.3.2. Model Sumber Radiasi
Definisi sumber diperlukan untuk mensimulasikan perjalanan partikel. Dalam
simulasi ini sumber radiasi dimodelkan dalam bentuk titik-titik (
seeds
) yang
ditanamkan di dalam payudara. Definisi sumber yang diperlukan sebagai inputan
commit to user
29
berkas partikel, dan geometri yang berupa posisi dan bentuk sumber radioaktif.
[image:38.612.117.527.206.461.2]Sumber radiasi yang digunakan dalam pemodelan ini diperlihatkan dalam Tabel 3.2.
Tabel 3.2. Data Sumber Radiasi untuk Input MCNP5
Sumber
Keterangan
Nuklida
103Pd
Bentuk
Titik
Banyaknya seed
Energi
103Pd
Jenis partikel
Penempatan sumber
5 ; 10; 15; 20; 25; 30; 35; 40; 45; 50; 55
dan 60.
0,021 MeV
Foton dan elektron
Di dalam payudara yaitu
cell no. 65
Dalam kalkulasi dosis serapan diperlukan pula nilai aktifitas awal dan waktu
paruh dari radioaktif
103Pd, masing-masing nilainya
2,088
dan
16,9
hari.
3.3.3. Model Pulsa Distribusi Energi
Selanjutnya yang harus dilakukan dalam pembuatan simulasi ini ialah
pemilihan
tally.
Seperti yang sudah dijelaskan dalam bab sebelumnya bahwa perlu
digunakan
tally
yang sesuai dengan hasil yang diinginkan. Dipilihlah
tally
F8, yang
akan memberikan pulsa distribusi energi yang didapatkan dari tangkapan radiasi oleh
detektor.
Tally
F8 disebut juga
tally
pulsa tinggi. Kartu F8 digunakan untuk
memasukan data
cell
. Gabungan
tally
menghasilkan jumlahan
tally
dan bukan nilai
rata-ratanya. Energi bin dalam
tally
akan mengakumulasikan energi yang ditampung
pada sebuah
cell
oleh keseluruhan jalur yang dilewati seluruh foton. Foton dan
elektron pada
tally
F8 dapat dilakukan
tally
secara bersamaan sesuai keinginan.
Namun dapat juga hanya digunakan :E atau :P saja pada
tally
F8. Tanda asterisk (*)
pada F8 mengubah nilai
tally
dari
tally
pulsa tinggi dengan satuan “pulse” ke
tally
3.3.4. Prosedur Pembuatan File Input dan Pengolahan Data
File input (listing program) yang digunakan pada penelitian ini dapat dilihat
pada Lampiran 5. Langkah pembuatan input diawali dengan pembuatan
surface card
atau kartu permukaan, yang merupakan tampilan permukaan dari geometri model. Isi
dari kartu
surface
adalah jenis
surface
dan dimensinya. Di bawah
surface cards
dilanjutkan dengan
cell card
yang didalamnya berisi spesifikasi ruang antar
surface
yang meliputi
densitas
material, definisi material, dan nama tiap
cell
. Di bawah
cell
card
terdapat
transformation card,
kemudian didefinisikan sumber radiasi yang
digunakan dan dilanjutkan dengan perintah pemilihan
tally
. Penjelasan dari tiap
masukkan di atas akan dijelaskan pada Lampiran 3.
Selanjutnya sesudah proses masukkan input maka yang harus dilakukan ialah
proses
running.
Lama waktu running program harus ditentukan.
Running time
dapat
ditentukan dengan input berupa CTME ataupun NPS. CTME (
Computer Time Cutoff
Card
) akan menghentikan running berdasarkan menit yang diinputkan. NPS (
History
Cutoff Card
) akan menghentikan running saat jumlah riwayat hidup partikel sesuai
dengan yang diinputkan. Pada simulasi ini
running time
dihentikan dengan
menggunakan NPS
card
. NPS yang digunakan adalah 1.000.000. NPS akan
menetapkan secara spesifik jumlah partikel yang hidup tepat pada jumlah 1.000.000
dan perjalanan foton dan elektron berakhir.
Output
perhitungan MCNP disimpan dalam file bernama
mctal,
sedangkan
hasil running berupa kejadian-kejadian yang terjadi termasuk interaksi partikel
dengan material tersimpan dalam file
outq
. Contoh isi file
mctal
dapat dilihat pada
Lampiran 6.
Mctal
berisi tentang energi deposisi per transformasi dari hasil eksekusi
simulasi. Selain itu terdapat pula nilai
relative error
dan
tally fluctuation chart
(tfc).
TFC merupakan bin beberapa fluktuasi
tally
.
Variasi dari simulasi yang dibuat adalah jumlah
seed
yang digunakan. Posisi
seed
dipilih secara sembarang posisi dengan ketentuan
seed
masih berada pada
cell
commit to user
31
Batas kanan kiri (x)
: 8,63 ± 8,5 cm
Batas depan belakang (y)
: tidak boleh
≤
-7,480 cm
Batas atas (z)
: 46,87 ± 8,5 cm
Setiap perubahan variasi
seed
selanjutnya dihitung dosis serapan pada ketiga
organ yaitu payudara kiri, tulang dada dan paru-paru kiri. Luaran yang berupa energi
deposisi per transformasi ( ) tersebut masih harus diolah lagi untuk mendapatkan
nilai dosis serap. Luaran energi deposisi per transformasi tersebut masih dalam satuan
MeV/Trans dan harus dikonversi ke satuan Joule/Trans.
Infomasi yang didapat dari ORNL-MIRD yang dibuat sudah disertai dengan
volume organ dan densitas, maka massa tiap organ dapat diketahui dengan persamaan
(3.1) berikut,
= →
= ×
(3.1)
Dimana,
ρ
= densitas organ (gr/cc)
m
= massa organ (gr)
V
= volume organ (gr)
Sehingga nilai dosis serapan dapat dihitung menggunakan persamaan (2.4).
Satuan yang didapat dari perhitungan tersebut dalam Gray/Trans. Agar didapat nilai
Gambar 3.2. Diagram Alur Kerja Penelitian
MCNP Quickstar
(Memahami kode MCNP dan komputer telah terinstallasi program MCNP)
Buat input file pada Vised
Membuat geometri ORNL-MIRD adult female phantom dan payudara, meliputi :
1. Membuat Surface
2. Mendefinisikan material Cell 3. Membuat Cell
Tentukan sumber radioaktif
103Pd sinar-
γ yang digunakan,
serta
variasi jumlah
seed
103
Pd
(variasi
seed
dari 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35, 40, 45, 50, 55 dan 60 buah)
Kalkulasi dosis serapan tiap partikel pada variasi seed yang dipilih
(merupakan proses running)
Pengolahan data dan analisa
commit to user
[image:42.612.125.521.128.593.2]33
Gambar 3.3. Diagram Alur Prosedur Pengoperasian Simulasi
Energi deposisi
tulang dada
Variasi seed : 5, 15, 20, 25, 30, 35, 40, 45, 50, 55 dan 60 seed
Buat
Surface
Trnsformation
Definisi Material berupa densitas dan
isotope
Buat
Cell
Output
dan
Mctal
Energi deposisi
payudara kiri
Energi deposisi
paru-paru kiri
Pengolahan data dosis serapan dan pembuatan grafik
Definisi Sumber Radioaktif
commit to user
34
BAB IV
HASIL DAN PEMBAHASAN
Telah berhasil dieksekusi simulasi untuk menentukan nilai dosis serap dari
nuklida 103Pd pada penanganan brachytherapy payudara. Nilai dosis serap yang
didapatkan tidak hanya pada organ payudara saja, tetapi juga dilakukan
penghitungan dosis serap pada organ paru-paru dan tulang dada sebagai nilai
pembanding. Dalam penelitian ini, organ payudara yang dipilih adalah organ
payudara bagian kiri, sehingga paru-paru dan tulang dada yang diteliti juga bagian
kiri. Organ paru-paru dan tulang dada dipilih karena posisinya yang berada
dibawah atau melekat pada organ payudara.
4.1. Geometri Phantom Model ORN-MIRD
Listing input geometri phantom ORNL-MIRD dibuat oleh Oak Ridge
National Laboratory (ORNL) dengan analisis matematis dosis oleh komite
MIRD. Sebagaimana hasil running vised ditunjukkan pada Gambar 4.1 dan
Gambar 4.2. Terlihat dari gambar 4.1 bahwa hasil geometri memiliki perbedaan
warna yang tampak, hal tersebut disebabkan karena perbedaan densitas material
penyusun cell yang digunakan. Warna merah menunjukkan dunia luar, warna
kuning menunjukkan jaringan paru-paru, kemudian warna biru menunjukkan
jaringan lunak dan warna hijau menunjukkan jaringan tulang. Gambar 4.2
menunjukkan bagian organ payudara yang dibuat dalam cell berbentuk half
spherical. Angka-angka yang tampak dalam gambar menunjukkan nomor celldari
geometri tersebut. Nomor cell 65 merupakan cell payudara dan nomor cell 29
adalah cell tulang dada. Untuk nomor cell 9 yang menunjukkan cell paru-paru
kiri tidak tampak dalam posisi tampak samping cell 9 akan tampak dari posisi
commit to user
Gambar 4Gambar 4.2. Geometri Payudara (
Setelah proses running,
eksekusi disimpan dalam
foton 103Pd dengan materi
foton yang terjadi saat proses
Gambar 4.1. Tampilan Geometri ORNL-MIRD
Gambar 4.2. Geometri Payudara (Cellno.65) Tampak Samping Kiri
running, file outputyang berisi informasi kejadian
dalam file outq. Beberapa hasil interaksi yang terjadi
dengan materi pada cell payudara. Tabel 4.1 menjelaskan
i saat proses running.
35
Tampak Samping Kiri
kejadian-kejadian
yang terjadi antara
Tabel 4.1. Energi Interaksi Foton yang Dilepaskan Ketika Terjadi
dalam Cell Payudara (Hasil Running 30Seed)
Interaksi Foton Energi (MeV)
Foton Keluar (Escape) 1,9289 × 10
Hamburan Compton 1,8625 × 10
Bremsstrahlung 4,401 × 10
Dari tabel 4.1 dapat dilihat bahwa interaksi foton yang terjadi pada cell
payudara adalah Foton keluar, Compton Scatter dan Bremsstrahlung. Terjadi
peristiwa foton hilang dari cell payudara yaitu foton keluar dari sistem, seperti
yang telah dijelaskan dalam BAB II, Gambar 2.6. Pada peristiwa hamburan
Compton terjadi pelepasan energi sebesar 1,8625 × 10-4 MeV, sedangkan pada
peristiwa Bremsstrahlung terjadi pelepasan energi sebesar 4,401 × 10-6 MeV.
Terlihat bahwa energi pada hamburan Compton lebih besar dibandingkan energi
pelepasan Bremsstrahlung. Peristiwa hamburan ini memiliki arti penting dalam
matinya jaringan atau sel abnormal, elektron Compton tersebut melepaskan energi
kinetiknya dan merupakan salah satu dari partikel-partikel penyebab ionisasi yang
utama yang dihasilkan oleh radiasi-γ (Cember, 1983). Ionisasi tersebut yang
nantinya akan menyebabkan matinya sel kanker, mekanisme matinya sel dapat
dilihat pada subbab berikutnya. Bremsstrahlung adalah sinar-X yang terpancar
bil
