37-1
2016
KeselamatanNuklir
2016
PERHITUNGAN DOSIS FOTON YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI DAN PASIEN PADA KASUS TERAPI BNCT KANKER OTAK MENGGUNAKAN KODE MCNPX
Petrananda Dea, Dian Novitasari, Suharyana, Riyatun
Progam Studi Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sebelas Maret Surakarta suharyana61@staff.uns.ac.id
ABSTRAK
PERHITUNGAN DOSIS FOTON YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI DAN PASIEN PADA KASUS TERAPI BNCT KANKER OTAK MENGGUNAKAN KODE MCNPX. Telah dilakukan perhitungan dosis efektif foton yang diterima oleh seorang pekerja radiasi dan pasien pada metode terapi kanker BNCT. Simulasi secara keseluruhan dilakukan menggunakan software MCNPX. Tubuh pasien disimulasikan dengan phantom ORNL-MIRD.
Sumber neutron yang digunakan berbasis proton siklotron dengan energi proton maksimum 30 MeV dan arus operasional 1 mA. Berkas proton ditembakkan pada material target 9Be dan reaksi yang diharapkan adalah 9Be(p,2n+p)7Be dan 9Be(p,n)9B. Dosis foton yang diterima oleh pekerja radiasi ditimbulkan dari sumber neutron berbasis siklotron serta dari interaksi neutron dengan unsur penyusun udara dan BSA.Sedangkan, untuk perhitungan dosis foton yang diterima oleh pasien berasal dari interaksi neutron dengan unsur penyusun tubuh dan dari Beam Shaping Assembly (BSA). Hasil perhitungan laju dosis efektif foton total di ruang terapi bernilai (0,4695 ± 0,0028) mSv/jam, sehingga dosis efektif foton yang diterima oleh seorang pekerja radiasi adalah (0,4114 ± 0,0028) mSv dalam satu tahun. Jika dibandingkan dengan NBD, hasil tersebut jauh lebih rendah dari NBD yang ditetapkan, yaitu 20 mSv/tahun. Sedangkan pada pasien, dengan asumsi waktu terapi selama 1 jam, dosis foton terbesar yang diterima masing-masing bagian kepala adalah 0,03 Gy, dengan NBD 0,5 Gy. Berdasarkan hasil tersebut, dapat dinyatakan bahwa dosis foton yang diterima oleh pekerja radiasi maupun pasien berada pada kondisi aman
Kata kunci: BNCT, dosis foton, MCNPX ABSTRACT
CALCULATION OF PHOTON EFFECTIVE DOSE ON RADIATION WOKER AND PATIENT WITH BNCT USING MCNPX CODE. The calculation of photon effective dose rate on radiation worker and patient using BNCT has been done. All of simulation have been done using software MCNPX. Patient has been simulated with ORNL-MIRD phantom. This research used proton cyclotron based neutron source with maximum proton energy 30 MeV and operating current 1 mA. Proton beam has been bombarded to 9Be target and the reactions are expected to be 9Be(p,2n+p)7Be and9Be(p,n)9B. Absorbed dose photon in radiation worker is generated by cyclotron based neutron source and from the interaction of neutrons with the elements in air and Beam Shaping Assembly (BSA). Whereas, for the calculation of the photon absorbed dose in patient is from the interaction of neutrons with element of the body and BSA. The result of the calculation of the effective dose rate total photons in the therapy room is (0.4695 ± 0.0028) mSv/hr, so that the absorbed photon effective dose radiation worker is (0.4114 ± 0.0028) mSv in a year. When compared with NBD, the results are much lower than the specified NBD, which is 20 mSv/year. While on patients, the time of treatment assumed for 1 hour, the largest of absorbed photon dose on each section of the head was 0.03 Gy, with NBD is 0.5 Gy. Based on these results, we can concluded that the absorbed photon dose in radiation worker and patient are in a safe condition.
Keywords: BNCT, photon dose, NBD, MCNPX
37-2
I. PENDAHULUAN
Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) merupakan metode penyembuhan kanker dengan memanfaatkan reaksi tangkapan neutron termal oleh inti 10B. Reaksi ini dapat dinyatakan dalam bentuk Persamaan 1 berikut ini,
[ ] [ ]
[ ] [ ] [ ] [ ] [ ]
[ ] [ ] (1)
Pengobatan dengan BNCT dilakukan dengan menginjeksikan isotop non- radioaktif 10B ke dalam tubuh pasien melalui senyawa, kemudian diiradiasi dengan berkas neutron. Reaksi ini menghasilkan partikel α dan inti Li yang memiliki Linear Energy Transfer (LET) masing- masing 150 keV/µm dan 175 keV/µm, lebih tinggi jika dibandingkan dengan partikel gamma dengan LET 38 keV/µm [1]. Selain itu, jangkauan partikel α dan Li sebesar (8-10) µm dan (4,5-5) µm lebih pendek dibanding sel tunggal penyusun tubuh yang berdiameter 12- 13 µm. Dengan fakta inilah, BNCT diharapkan dapat mengurangi risiko kerusakan sel sehat di sekitar sel kanker karena interaksi partikel α dan Li dengan materi tubuh hanya berada di dalam sel kanker [2], [3].
Terdapat dua komponen penting dalam BNCT, yaitu konsentrasi 10B pada sel kanker dan ketersediaan berkas neutron sebagai sumber iradiasi. Pemberian 10B dilakukan dengan cara menyuntikkan senyawa yang mengandung 10B ke tubuh pasien melalui pembuluh darah. Selanjutnya, sel kanker diiradiasi dengan berkas neutron yang berasal dari sumber neutron [1].
Salah satu sumber neutron untuk BNCT ialah sumber neutron berbasis proton siklotron. Sumber neutron berbasis proton siklotron yang telah diproduksi oleh Sumitomo Heavy Industries (SHI) tipe HM-30 memiliki keluaran berkas proton berenergi maksimum sebesar 30 MeV dengan arus operasional 1 mA [4].
Proton akan ditembakkan ke material target untuk menghasilkan berkas neutron. Material target yang direkomendasikan sebagai penghasil neutron ialah 9Be, karena memiliki titik leleh yang tinggi [5]. Reaksi yang diharapkan dalam sumber neutron berbasis siklotron adalah 9Be(p,2n+p)7Be dan 9Be(p,n)9B yang kemudian
berkas neutron dilewatkan menuju pemandu berkas neutron.
Pemandu berkas neutron yang digunakan ialah Beam Shaping Assembly (BSA) yang mampu mengarahkan berkas neutron menuju target kanker sekaligus pembentuk berkas neutron agar sesuai dengan standar yang ditetapkan oleh IAEA [6].
Neutron merupakan partikel tidak bermuatan, sehingga tidak dipengaruhi oleh medan listrik yang berasal dari inti. Oleh karena itu, neutron mampu mendekati inti atom, bahkan menembus inti atom yang dilewatinya. Ketika menumbuk materi, neutron akan dihamburkan atau akan diserap [7].
Interaksi neutron dengan materi terdiri atas hamburan dan serapan. Interaksi hamburan dapat terjadi ketika sebuah neutron berjalan menumbuk inti target kemudian diserap dan pada akhirnya neutron akan keluar dari inti dengan pengurangan energi kinetik. Reaksi serapan merupakan reaksi antara neutron dengan inti target yang kemudian neutron tersebut menghilang karena diserap oleh inti. Hasil dari reaksi serapan ialah terbentuknya inti baru bersama dengan pemancaran partikel bermuatan ataupun sinar ɣ (foton) [8].
Serapan neutron hambur dari BSA oleh unsur penyusun udara akan menghasilkanfoton. Selain itu, foton juga dihasilkan dari sistem BSA itu sendiri melalui interaksi neutron dengan unsur penyusun udara pada sistem BSA tersebut. Radiasi foton juga dihasilkan melalui mekanisme Bremsstrahlung ketika proton menumbuk target 9Be.
Foton akan memberikan dampak negatif pada pekerja radiasi di ruang terapi karena adanya interaksi foton dengan jaringan tubuh. Jaringan tubuh tersusun atas beberapa unsur, dengan prosentase >10%
diantaranya adalah oksigen, karbon, hidrogen dan nitrogen. Interaksi jaringan tubuh dengan neutron akan menghasilkan foton seperti yang ditunjukkan pada Persamaan 2 [8], [9].
(2) Radiasi foton tidak lain adalah radiasi elektromagnetik. Foton dapat berperilaku sebagai partikel dengan berinteraksi dengan senyawa dalam tubuh. Tiga interaksi utama foton dengan atom materi yaitu efek fotolistrik, hamburan Compton dan produksi pasangan [10]. Ketiga interaksi foton dengan materi akan menghasilkan elektron yang dapat menyebabkan atom penyusun jaringan tubuh tereksitasi dan atau terionisasi sehingga menyebabkan kerusakan atau bahkan kematian sel tubuh [11].
Berdasarkan uraian singkat yang telah dijelaskan sebelumnya, diketahui bahwa foton akan mengakibatkan putusnya rantai DNA sehingga sel mati. Oleh karena itu, perlu dilakukan perhitungan laju dosis efektif foton di ruang terapi BNCT dan perhitungan dosis serap foton yang diterima oleh
37-3
pasien untuk menjamin keselamatan pekerja radiasi dan pasien. Nilai batas dosis (NBD) yang diperbolehkan, diatur dalam Peraturan Pemerintah No.
33 Tahun 2007 dan dalam Perka BAPETEN No.4 Tahun 2013 pasal 15 [12]. NBD bagi pekerja radiasi adalah 20 mSv pertahun dalam periode 5 tahun, sehingga dosis akumulasi dalam 5 tahun tidak boleh melebihi 100 mSv. Sedangkan untuk pasien NBD yang diperbolehkan untuk bagian kepala bernilai 0,5Gy [11].
Di dalam makalah ini dilaporkan hasil perhitungan dosis efektif foton yang diterima pekerja radiasi dan pasien pada instalasi BNCT dengan sumber neutron berbasis proton siklotron. Sikloton diasumsikan beroperasi dengan energi proton maksimum 30 MeV dan arus 1 mA.
II. METODOLOGI
Penelitian ini dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan software MCNPX. Perancangan BSA berdasarkan hasil penelitian Sato [13] dan Hashimoto [5], dengan reaksi proton dan 9Be sebagai sumber penyedia neutronnya. Proton ditembakan pada
9Be dengan arah monodirectional. Pendefinisian sumber dilakukan dengan fungsi SDEF sebagai berikut:
sdef POS=-97.77 0 94 PAR=9 erg=30 AXS=1 0 0 VEC=1 0 0 RAD=d1 DIR=1
Untuk membentuk berkas neutron yang sesuai dengan standard IAEA pada BNCT, maka digunakan sistem pemandu berkas neutron atau BSA. Model geometri BSA dapat ditampilkan melalui Gambar 1.
Gambar 1. Geometri BSA Keterangan:
1 : target berilium 2 : reflector Pb
3 : filter neutron cepat Fe 4 : moderator CaF2
5 : filter neutron termal & filter ɣ (Cd, LiF & Bi)
6 : dinding kolimator Pb 7 : dinding kolimator LiF
Simulasi BNCT dilakukan pada kanker otak dengan arah penyinaran neutron secara lateral. Pengecekan dilakukan untuk mengetahui ada atau tidaknya neutron yang terhambur dari sistem BSA ke ruang terapi karena adanya jarak antara BSA dengan pasien. Ruang terapi disimulasikan berbentuk bola dengan diameter 12 m.
Tally F4 digunakan untuk mengetahui besarnya fluks neutron hambur dan foton hasil. Hasil tally F4 selanjutnya dikalikan dengan faktor pengali neutron.
Nilai faktor pengali diperoleh melalui Persamaan 3.
(3) dengan nilai nproton ditentukan oleh arus proton. Oleh karena arus proton bernilai 1 mA, maka nilai nproton
sama dengan .
Rasio antara jumlah neutron dengan proton melalui reaksi p(Be,n)B dalam simulasi yang dibuat menghasilkan neutron sebesar:
Model geometri BSA beserta phantom ditampilkan pada Gambar 2. Daerah yang diperhitungkan untuk pengukuran laju dosis efektif foton total di ruang terapi adalah daerah 1.
Gambar 2. Geometri BSA dan phantom
Langkah selanjutnya dilakukan perhitungan laju dosis foton yang diterima oleh pasien beserta laju dosis efektif foton yang disebabkan oleh interaksi neutron dengan unsur penyusun udara dan foton yang berasal dari BSA. Perhitungan laju dosis efektif dilakukan dengan tally F4 dan selanjutnya dikonversi menggunakan koefisien kerma sehingga diperoleh besaran dosis. Koefisien kerma yang digunakan adalah koefisien kerma ICRP-21 [14]. Sedangkan untuk perhitungan laju dosis foton yang diterima pasien menggunakan koefesien kerma ICRP-1975 [14].
1 3 4
2
1
5 6 7
37-4
Laju dosis foton yang diterima oleh pasien memiliki satuan Gy/s. Jika diasumsikan terapi BNCT yang dilakukan selama 1 jam, maka dapat diperoleh dosis foton. Dosis foton yang diperhitungkan dalam penelitian ini adalah dosis foton yang diterima kepala pasien. Tubuh pasien disimulasikan dengan phantom ORNL-MIRD.
Laju dosis efektif yang diperoleh memiliki satuan rem/jam, selanjutnya dikonversi menjadi satuan Sv/jam, dimana 100 rem sama dengan 1 Sv.
Berdasarkan hasil yang diperoleh, dilakukan perhitungan dosis efektif foton dalam waktu 1 tahun.
Dosis efektif foton dibandingkan dengan NBD yang telah ditetapkan untuk menjamin keselamatan pekerja radiasi. Setelah diperoleh nilai laju dosis efektif foton di seluruh ruangan terapi, nilai rata-rata dosis efektif yang diterima seorang pekerja ( ̃ ) dapat dihitung dengan menggunakan Persamaan 4.
̃ =
× laju dosis di ruang terapi (4)
Dengan Persamaan 4 diperoleh nilai laju dosis efektif foton yang diterima seorang pekerja radiasi dalam 1 jam. Kemudian dilakukan perhitungan dosis efektif foton yang diterima selama 1 tahun.
Selain perhitungan dosis pada pekerja radiasi, perhitungan dosis dilakukan pada pasien khususnya pada bagian kepala. Geometri phantom kepala pasien ditampilkan pada Gambar 3. Selanjutnya hasil dosis foton yang diterima oleh masing- masing bagian kepala dibandingkan dengan NBD.
Gambar 3. Geometri Phantom Kepala Pasien Keterangan:
a :sel kanker d :otak sehat b : cranium e :kulit kepala c :kerangka muka f :kelenjar tiroid III. HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil yang diperoleh menunjukan bahwa terdapat neutron yang terhambur dari sistem BSA dengan fluks sebesar (1,3856 ± 0,0006) × 106 n.cm-2.s-1. Dengan melihat adanya neutron yang terhambur, dilakukan perhitungan laju dosis efektif foton di seluruh ruang
terapi. Dosis foton dalam perhitungan dihasilkan dari interaksi neutron dengan unsur penyusun udara dan dari BSA. Foton yang berasal dari BSA dihasilkan akibat adanya peristiwa bremstrahlung ketika proton menumbuk 9Be dan juga adanya interaksi neutron dengan unsur penyusun udara pada sistem BSA.
Hasil perhitungan laju dosis efektif foton total di ruang terapi bernilai (0,4695 ± 0,0028) mSv/jam. Dari hasil tersebut, diperoleh laju dosis efektif foton yang diterima seorang pekerja radiasi adalah sebesar (4,6966
× 10-5 ± 0,0028) mSv/jam, dan dosis efektif foton yang diterima adalah (0,4114 ± 0,0028) mSv dalam satu tahun. Jika dibandingkan dengan NBD yang bernilai 20 mSv, hasil tersebut jauh lebih rendah dari NBD yang ditetapkan, atau berada dalam kategori aman.
Hasil perhitungan dosis serap foton pada bagian kepala dapat ditampilkan pada Tabel 1. Hasil
menunjukkan bahwa dosis foton yang diterima masing- masing bagian kepala berada dalam kondisi aman.
Tabel 1. Laju Dosis Foton dan Dosis Foton pada Bagian Kepala
Sel Laju Dosis Foton (Gy/s)
Dosis Foton (Gy)
Cranium 5,55×10-6 0,02
Kerangka muka 3,41×10-6 0,01
Otak sehat 6,70×10-6 0,02
Kulit kepala 5,32×10-6 0,02
Tiroid 7,77×10-6 0,03
IV. KESIMPULAN
Dosis foton yang diterima pekerja radiasi maupun pasien masih berada dalam kategori aman. Namun demikian, dengan melihat hasil laju dosis efektif foton total di ruang terapi, alangkah lebih baik jika ruangan terapi dipisahkan dengan ruang sistem BSA untuk menjamin keselamatan radiasi bagi pekerja. Sedangkan untuk pasien, perlu diberikan perisai foton.
V. UCAPAN TERIMA KASIH
Dengan penuh hormat, penulis mengucapkan terima kasih kepada Dr. Azizul Khakim yang telah memberikan pinjaman software MCNPX.
DAFTAR PUSTAKA
1. Sauerwein, W.A.G., Andrea, W., Moss, R., &
Nakagawa, Y. (2012). Neutron Capture Therapy Principles and Application. Germany: Springer.
2. Garabalino, M.A., Hughes, A.M., Molinari, A.J., Heber, E.M., Pozzi, E.C.C., Cardoso, L.L.,..., Schwint, A.E. (2011). Boron neutron capture therapy (BNCT) for the treatment of liver metastases: biodistribution studies of boron compounds in an experimental model. Radiat Environ Biophys (2011) 50: 199-207.
3. International Atomic Energy Agency. 2001.
Current Status of Neutron Capture Therapy, IAEA-TECDOC-1223. Vienna: IAEA.
c
a e
b d
f
37-5
4. Tanaka, H., Sakurai, Y., Suzuki, M., Takata, T., Masunaga, S., Kinashi, Y., Kashino, G., Liu, Y., Mitsumoto, T., Yajima, S., Tsutsui, H., Takada, M., Maruhashi, A., Ono, K. (2009). Improvement of dose distribution in phantom by using epithermal neutron source based on the Bse(p,n) reaction using a 30 MeV proton cyclotron accelerator. Applied Radiation and Isotopes, 67, S258-S261.
5. Hashimoto, Y., Hiraga, F., Kiyanagi, Y. (2015).
Optimal Moderators Materials at Various Proton Energies Considering Photon Dose Rate After Irradiation for An Accelerator-Driven 9Be(p,n) Boron Neutron Capture Therapy Neutron Source.
Applied Radiation and Isotopes, 106, 88-91.
6. Tanaka, H., Sakurai, Y., Suzuki, M., Masunaga, S., Mitsumoto, T., Fujita, K., Kashino, G., Kinashi, Y., Liu, Y., Takada, M., Maruhashi, A., Ono, K. (2011). Experimental verification of beam characteristics for cyclotron-based epithermal neutron source (C-BENS).Applied Radiation and Isotopes, 69, 1642-1645.
7. Lamarsh, J. R., & Baratta, A. J. (2001).
Introduction to Nuclear Engineering, Third Edition.USA: Prenticw-Hall, Inc.
8. DOE-HDBK. (1993). DOE Fundamentals Handbook, Nuclear physics and Reactor Theory Vol 1-2. Washington DC: U.S Departement of Energy.
9. Rasouli, F.S., Masoudi, S.F. (2012). Simulation of the BNCT of Brain Tumors Using MCNP Code:
Beam Designing and Dose Evaluation. Iranian Journal of Medical Physics Vol. 9, No. 3, 183- 192.
10. Beiser, A. (1995). Konsep Fisika Modern.Edisi ketiga.Erlangga. Jakarta.
11. Batan. 2013. Petugas Proteksi Radiasi Medik Tingkat 2 dan Tingkat 3. Jakarta: Batan.
12. Perka BAPETEN Nomor 4 Tahun 2013. Proteksi dan Keselatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. 6 Mei 2013. Berita Negara Republik Indonesia Tahun 2013 Nomor 672. Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN). Jakarta.
13. Sato, A., Takizawa, Y., Hiraga, F., Kiyanagi, Y.
(2014). Neutron slowing down efficiency depending on the proton energy for accelerator based BNCT. Physics Procedia 60, 15 – 22.
14. Thomas , E. B., Forrest, B. B., Jaffrey, S. B., Lawrence, J. C., John, T. G., Grady, H. H., et al.
(2003). MCNP- A general Monte Carlo N- Particle Transport Code, Version 5. California:
Los Alamos
