PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP

PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI

KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI

MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP

Kristiyanti

1

, Kasmudin

1

1) PRFN-BATAN, email:

kristiyantiwst@yahoo.com

,

kasmudin@batan.go.id

ABSTRAK

PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP. Telah dilakukan perhitungan kembali tebal kontainer brakiterapi dari bahan timbal (Pb). Kontainer tersebut digunakan untuk menyimpan sumber isotop iridium-192 (Ir-192) dengan aktivitas 10 Ci. Perhitungan yang terdahulu menggunakan metode pelemahan intensitas dengan asumsi sumber isotop berbentuk titik. Sedangkan pada makalah ini perhitungan menggunakan software MCNP6 (Monte Carlo N Particle), dengan bentuk isotop sebagai batang silinder dengan dilapisi kelongsong Stainless Steel 316L. Perhitungan dilakukan untuk mengetahui besarnya paparan yang masih keluar dari kontainer. Sumber isotop dimodelkan sebagai sebuah sel. Kontainer dimodelkan berlapis-lapis dengan ketebalan tertentu. Kemudian kontainer berada dalam bola udara dan dilapisi dengan selimut bola berisi air yang berfungsi sebagai detektor. Sesuai dengan Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) No 4 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir dosis efektif rata-rata petugas radiasi 20 mSv/th. Dari hasil perhitungan didapatkan bahwa pada ketebalan Pb 6 cm, dosis efektif yang diterima sebesar 9,45148 mSv/tahun. Bisa disimpulkan bahwa kontainer Pb dengan ketebalan 6 cm bisa dijadikan rekomendasi dalam pembuatan kontainer sumber Ir-192 bagi brakiterapi dengan aktivitas sampai 15 Ci.

Kata kunci: kontainer brakiterapi, Ir-192, keselamatan radiasi, MCNP

ABSTRACT

THE CALCULATION OF THE Pb SHIELDING THICKNESS OF Ir-192 ISOTOPE CONTAINER FOR BRACHYTHERAPHY USING THE MCNP SOFTWARE. The thickness of lead (Pb) as shielding material for the brachyteraphy container has been recalculated. The container fuctions to localize the isotope iridium-192 source (Ir-192) with activity 10 Ci. In the previous calculation, the method is the weakening intensity by assuming the isotop sources as a point. Where as in this paper, calculations uses software MCNP6 (Monte Carlo N Particle). The isotope source is a cylindrical rod with cladding coated Stainless Steel 316L. The calculation is done to determine the amount of exposure outside of the container. Isotope source is modeled as one cell. The container is modelled in laminated cells with certain thickness. Then the container is located in the air ball and coated with a water-filled ball blanket serving as a detector. In accordance with the Regulation of the Nuclear Energy Regulatory Agency (BAPETEN) No. 4 of 2013 on the Protection and Radiation Safety in Nuclear Power Utilization, the average effective dose of radiation for operator is 20 mSv / yr. From the calculation it was found that the thickness of 6 cm Pb would received an effective dose of 9,45148 mSv / year. It can be concluded that the containers in Pb with a thickness of 6 cm can be recommended in the manufacture of Ir-192 sources containers for brachytherapy with up to 15 Ci of activity.

PENDAHULUAN

Kontainer Brakiterapi adalah tempat penyimpanan sementara sumber isotop. Telah dibuat kontainer dari bahan timbal (Pb) untuk sumber isotop Iridium 192 (Ir-192). Kontainer di samping berfungsi sebagai wadah sumber isotop juga sebagai perisai radiasi. Kontainer telah dibuat sendiri oleh Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir (PRFN) dengan cara dicor. Perhitungan ketebalan bahan perisai radiasi, menggunakan persamaan pelemahan intensitas radiasi dan dengan asumsi perhitungan sumber isotop berbentuk titik, dengan aktivitas 10 Ci [1].

Sumber radiasi gamma Ir-192 yang dibuat oleh Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR-BATAN) mempunyai bentuk seperti ditunjukkan pada Gambar 1. 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 [2].

Gambar 1. Bentuk sumber radiasi Ir-192 Sumber isotop Ir-192 yang tersimpan didalam kontainer akan dihitung paparannya dengan menggunakan software MCNP6 (Monte Carlo N Particle). Kontainer dimodelkan dengan beberapa sel yang berlapis sehingga terbentuk banyak sel. Pada jarak 100 cm, dipasang detektor yang berupa selimut bola untuk menghitung paparannya. Sesuai dengan ketentuan keselamatan dari Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) Nomor 4 Tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir disebutkan bahwa Nilai Batas Dosis (NBD) untuk pekerja

Radiasi, untuk dosis efektif rata-rata sebesar 20 mSv/tahun [3].

Dengan perhitungan menggunakan MCNP6 diharapkan didapatkan ketebalan kontainer yang lebih akurat dengan bentuk sumber yang telah dibuat dan memenuhi ketentuan keselamatan. Hasil ini diharapkan bisa digunakan sebagai bahan pertimbangan untuk menetapkan bahan kontainer.

TEORI

Paparan radiasi didefinisikan sebagai kemampuan radiasi sinar gamma atau sinar-X untuk menimbulkan ionisasi di udara dalam volume tertentu. Pengukuran paparan dapat dilakukan menggunakan alat dosimeter (analitik) atau probabilistik (statistik). Salah satu metode probabilistik yang dapat digunakan adalah Monte Carlo. MCNP6 menyimulasikan perjalanan partikel neutron, elektron, dan foton dalam satu material tiga dimensi dan akan menyimulasikan partikel tersebut dimulai dari dia “lahir” kemudian berinteraksi dengan material hingga berakhir di daerah “mati” [4].

Sumber radiasi Brakiterapi yaitu Ir-192 dengan aktivitas 10 Ci tersimpan di dalam kontainer dari bahan Pb. Sesuai dengan ketentuan keselamatan, dosis effektif yang diterima pada pada jarak 100 cm sebesar 20 mSv/th atau 2.000 mrem/th. Perhitungan yang telah dilakukan menggunakan asumsi sumber isotop Ir-192 berbentuk titik, menggunakan prinsip pelemahan intensitas. Persamaan pelemahan intensitas yang digunakan adalah [5]: 

e

t

I

I





0   dimana :

I = intensitas sesudah melalui perisai (mRem/tahun)

IO = intensitas mula-mula (mrem/tahun)

μ = koefisien atenuasi linier (cm–1) t = tebal perisai (cm)

Pers. (1) digunakan pada kondisi geometri yang baik yakni dengan berkas

radiasi sempit, dan terkolimasi dengan baik. Dari hasil perhitungan tersebut didapatkan tebal kontainer 9 cm untuk bentuk kontainer tinggi sama dengan diameter [6].

Dosis efektif

NBD dalam ketentuan BAPETEN dinyatakan dalam dosis efektif. Dosis efektif adalah besaran dosis yang khusus digunakan dalam proteksi radiasi untuk mencerminkan resiko terkait dosis, yang nilainya adalah jumlah perkalian dosis ekivalen yaitu besarnya tingkat kerusakan pada jaringan tubuh akibat terserapnya sejumlah energi radiasi dengan memperhatikan faktor bobot radiasi (wr) dan

faktor bobot jaringan (wt) yang

mempengaruhinya. Dosis effektif bisa dinyatakan dalam persamaan sebagai berikut [5]:

  

Dimana :

E = dosis efektif (rem) wr = faktor bobot radiasi

wt = faktor bobot jaringan

D = dosis serap (rad)

Nilai bobot jenis radiasi untuk Ir-192 besarnya untuk foton adalah satu (1) dan nilai bobot jaringan untuk seluruh tubuh diambil satu (1). Dengan mengkonversikan dosis serap dari gray/jam ke rad/jam maka dosis efektif bisa dihitung.

TATA KERJA

Kontainer Brakiterapi digunakan untuk sumber isotop Ir-192 dengan aktivitas 10 Ci. Dalam pembuatan kontainer, untuk keselamatan digunakan perhitungan dengan aktivitas 15 Ci. Pemodelan dengan MCNP6 membagi kontainer dalam beberapa sel yang berlapis.

Data-data yang digunakan MCNP6 untuk perhitungan dosis meliputi [7]:

 kartu sel : diisi dengan obyek yang akan disimulasikan didefinisikan sebagai suatu sel.

 kartu permukaan : diisi dengan bentuk dan nilai dari bidang permukaan yang memotong sumbu koordinat. Untuk memudahkan dalam pemodelan, obyek

dengan geometri yang komplek, dibagi menjadi lebih banyak sel. Hasil simulasi sangat dipengaruhi oleh sejauh mana pemodelan geometri mendekati realita obyek.

 kartu data: berisi data material, data sumber partikel, dan tally yang akan diinginkan HASIL DAN PEMBAHASAN

Pemodelan

Data material yang digunakan terdiri dari: sumber isotop Ir-192, kelongsong Stainless Steel 316L, kontainer dari bahan Pb, udara sebagai lapisan luar dan untuk penempatan detektor.

Dalam pemodelan, untuk perhitungan paparan, dibuat detektor dalam bentuk selimut bola dengan jari-jari 100 cm tebal 0,1 cm selimut berisi air. Bentuk pemodelan seperti ditunjukkan pada Gambar 2.

Gambar 2. Bentuk model kontainer

Tally

merupakan besaran fisis yang diinginkan dari hasil simulasi. Agar MCNP6 menghitung energi yang terdisipasi pada suatu sel maka digunakan

tally

F6 sebagai inputan dengan satuan MeV/gr [8]. Pada kondisi ini MCNP6 akan memberikan output energi radiasi gamma yang terdisipasi dalam satuan MeV/gr dalam sel, dan untuk dosis satuannya adalah joule/kg atau gray. Untuk itu pada output masih harus diberikan faktor pengali atau Faktor Multiplication (FM).

Kartu data untuk kontainer yang berisi sumber isotop Ir-192 bisa ditulis sebagai berikut: Kartu data : mode p Data material Timbal (Pb), rho = 11.35 g/cc m1 82000. -1.000000

Iridium-192 (Ir-192), rho = 22.42 g/cc m2 77000. -1.000000 Udara, rho = 0.0012 g/cc m3 6000. -0.000150 7000. -0.784431 8000. -0.210748 18000. -0.004671 SS316L, rho = 8.02 g/cc m4 25000. -0.020000 14000. -0.010000 24000. -0.170000 28000. -0.120000 26000. -0.680000 air, rho = 1,00 g/cc m5 1000 1 8000 2

Sedangkan nilai faktor FM bisa dijelaskan sebagai berikut: Isotop Ir-192 memancarkan sinar gamma dengan 1 foton per peluruhan (1photon/ disintegration). Satu peluruhan per detik setara dengan satu Bacquerel. Besaran aktivitas diukur dengan Becquerel yang disingkat dengan lambang Bq. 1 Curie (Ci) didefinisikan sebagai 3,7.1010 peluruhan per detik, sehingga 1 Ci = 3,7.1010 Bq/dt. Radiasi didefinisikan sebagai pancaran atau rambatan energi melalui materi atau ruang dalam bentuk partikel atau gelembang elektromagnet. Satuan energi adalah Joule (J). Untuk proteksi radiasi digunakan satuan elektron volt (eV) dimana 1 eV adalah besar energi yang diperoleh bila elektron dipercepat melalui beda potensial 1 volt.

1 eV = 1,6 x 10-19 J 1 MeV = 1,6 x 10-13 J 1 erg = 1x 10-7 J 1 MeV = 1,6 x 10-6 erg

Laju dosis serap adalah dosis serap per satuan waktu dengan satuan Joule/kg.jam atau gray/jam. 1 gray adalah energi rata-rata sebesar 1 J yang diserap bahan dengan masa 1 kg. Jadi, 1 gray = 1 J/kg. Satuan lain adalah rad (1 rad adalah energi rata-rata sebesar 100 erg yang diserap bahan dengan masa 1 gram). Jadi, 1 rad = 100 erg/gr, sehingga 1 gray = 100 rad.

Perhitungan nilai FM sumber Ir-192 dengan aktivitas 15 Ci adalah sebagai berikut:

MeV th gr Gy ph hr th hr kg gr MeV J Ci des des ph Ci FM . . . 640159200 ) sec . 3600 ( ) 2000 ( ) . 10 ( ) 10 . 602 , 1 ( ) sec . 10 . 7 , 3 ( ) . 1 ( ) 15 ( 3 13 10         

Harga FM ini masih akan dikalikan dengan besarnya energi

tally

F6 pada sel yang mempunyai satuan MeV/gr per photon, sehingga akan didapatkan laju dosis dengan satuan gray/tahun, kemudian dikonversikan lagi menjadi dosis efektif dengan satuan Sv/jam. Dalam kartu data dimasukkan jumlah partikel yang akan disimulasikan atau number particle simulation (NPS). Semakin besar nilai NPS-nya maka akan semakin lama juga MCNP6 melakukan proses perhitungannya, namun keuntungannya adalah akan semakin rendah nilai kesalahannya. Jika 1 Ci = 3,7.1010 Bq atau untuk aktivitas 1 Ci akan terjadi 3,7.1010 peluruhan per detik. Maka dengan menggunakan sumber radiasi Ir-192 aktivitas 15 Ci akan terjadi 5,55.1011 peluruhan per detik. Jadi NPS yang dibutuhkan adalah 1011. Hasil output MCNP6 adalah nilai dari simulasi satu buah partikel. Untuk mendapatkan dosis sebenarnya masih dikalikan dengan jumlah partikel dan waktu penyinaran.

Isotop Ir-192 yang digunakan mempunyai komposisi 30 % Iridium dan 70 % platina [2]. Sumber isotop ditempatkan didalam kelongsong stenless steel. Dalam simulasi dengan menggunakan software MCNP6 ada bentuk yang disesuaikan yaitu ujung kelongsong sumber radiasi Ir-192 tidak siku-siku, tetapi mempunyai bentuk sedikit melengkung dan dalam hal ini bentuk sedikit melengkung tersebut diabaikan (dalam simulasi dibuat siku-siku). Sedangkan komposisi bahan Pb seperti pada Tabel 1 [9].

Tabel 1. Komposisi Pb lokal

Unsur % Unsur % Si Fe Cu Mn Mg Zn Ti Cr 0,00003 0,00006 0,00150 0,00007 0,00012 0,00001 0,00001 0,00005 Ni Pb Sn Zr Cd In Al 0,00018 99,99785 0,00004 0,00001 0,00001 0,00002 0,00005

Kandungan Pb dalam Tabel 1 mencapai 99,99785 % sedangkan kandungan lainnya relatif kecil sekali sehingga dianggap sebagai pengotor maka diabaikan, dalam analisis dianggap Pb 100 %.

Hasil

Perhitungan yang diharapkan adalah menggunakan NPS 1011. Tetapi karena keterbatasan kemampuan kecepatan komputer yang tersedia di PRFN, jika menggunakan NPS tersebut akan membutuhkan proses yang sangat lama yaitu lebih dari 216 jam, maka digunakan NPS 108 yang hanya membutuhkan waktu proses 13 menit. Sesuai dengan keakuratan dari hasil perhitungan MCNP6, kesalahan bisa diterima jika error hasil yang didapat lebih kecil atau sama dengan 0,01. Dari hasil perhitungan didapatkan dosis yang diterima detektor pada berbagai ketebalan kontainer Pb sebagai perisai radiasi disajikan pada Tabel 2 .

Tabel 2.

Pengaruh ketebalan Pb pada dosis yang diterima detektor dari sumber radiasi Ir-192

Tebal Pb (cm) Dosis (mSv/tahun) 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 7594,70 1586,13 390.164 105,268 30,6249 9.45148 3,07021 1.03340 0.375200 0.000000

Dari Tabel 2 terlihat bahwa pada ketebalan kontainer Pb 5 cm, dosis yang diterima detektor sebesar 30,6249 mSv/tahun dengan error 0.005 dan pada ketebalan kontainer Pb 6 cm, dosis yang diterima detektor sebesar 9,45148 mSv/tahun dengan error 0.010 sehingga pada ketebalan antara 5 cm sampai 6 cm sudah memenuhi ketentuan keselamatan dari BAPETEN sebesar 20 mSv/tahun. Dan untuk lebih amannya ketebalan kontainer Pb yang direkomendasikan adalah sebesar 6 cm. Hasil ini berbeda dengan penentuan ketebalan kontainer Pb secara deterministik sebesar 9 cm, karena simulasi dengan MCNP6 lebih mendekati keadaan yang

sebenarnya dibandingkan dengan cara deterministik yang lebih banyak menggunakan asumsi. Salah satu asumsi yang digunakan dalam perhitungan secara deterministik adalah energi foton gamma Ir-192 hanya menggunakan energi tunggal yaitu sebesar 0,38 MeV (energi rata-rata), sedangkan perhitungan dengan MCNP6 menggunakan spektrum energi yang lengkap seperti pada Tabel 3.

Tabel 3.

Spektrum energi foton gamma Ir-192 [10] Energi (MeV) Fraksi

0.06149 0.00713192 0.06300 0.00904863 0.07130 0.00295484 0.07340 0.000772031 0.11009 0.0000565651 0.13634 0.000818388 0.17698 0.0000191136 0.20131 0.00210347 0.20580 0.0147230 0.28004 0.000103680 0.28327 0.00117097 0.29596 0.0127795 0.30847 0.0145714 0.31651 0.369344 0.32931 0.0000827303 0.37449 0.00321293 0.41647 0.00296153 0.42053 0.000327088 0.46807 0.213200 0.48458 0.0142059 0.48530 0.00000980639 0.48904 0.00197599 0.58859 0.0201254 0.59337 0.000189531 0.59940 0.0000172860 0.60442 0.0366937 0.61247 0.0236646 0.70398 0.0000238206 0.76600 0.00000665052 0.88454 0.00130113 1.06148 0.000235353 1.08970 0.00000478285 1.37830 0.00000553616

Kontainer yang telah dibuat mempunyai ketebalan 9 cm. Pada saat itu penentuan ketebalannya masih menggunakan perhitungan secara deterministik karena software MCNP6 belum digunakan di PRFN.

KESIMPULAN

Perhitungan ketebalan kontainer Pb metode pelemahan intensitas secara deterministik yang terdahulu dengan asumsi sumber radiasi isotop Ir-192 berbentuk titik dan memancarkan energi foton gamma rata-rata sebesar 0,38 MeV menghasilkan ketebalan kontainer Pb sebesar 9 cm. Sedangkan dengan

menggunakan software MCNP6 dengan bentuk sumber radiasi isotop Ir-192 yang sebenarnya menghasilkan ketebalan kontainer Pb sebesar 6 cm, yang berarti ketebalannya berkurang sepertiganya dibandingkan dengan penentuan ketebalan Pb secara deterministik. Hasil perhitungan ketebalan kontainer Pb dengan menggunakan software MCNP6 tersebut bisa dijadikan rekomendasi dalam pembuatan kontainer sumber Ir-192 untuk brakiterapi dengan aktivitas sampai 15 Ci.

DAFTAR PUSTAKA

1. Kristiyanti, Tri Harjanto, “Analisis perhitungan berat kontainer sumber Ir-192 aktivitas 10 Ci untuk Brakiterapi”, Proseding seminar PTAPB – BATAN, Yogyakarta, 2011.

2. Anik Purwaningsih,”Simulasi dosis radial Sumber Brakiterapi Iridium-192 tipe H-01 dengan menggunakan MCNPX 2.6.0”, Proseding Seminar Pertemuan Ilmiah Tahunan, PRR – BATAN, Jakarta, 2013. 3. Noname, Perka. BAPETEN, No 4 Tahun

2013, Tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. 4. Rasito, Pengenalan MCNP untuk Pengkajian Dosis, Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN, 2013.

5. Herman Chamber, Introduction to Health Physics, Pergamon Press, Northwestern University, 1983.

6. A. Satmoko, T. Harjanto, I.M. Putra, Kristiyanti, The Preliminary Prototype of Medium Dose Rate Brachyterapy Equipment, Atom Indonesia, 2013.

7. Noname, Manual MCNP6.

8. Shultis, J.K. and Faw, R.E., “An MCNP Primer”, Department of Mechanical and Nuclear Engineering, Kansas State University, Manhattan, 2011.

9. Noname, Analisis sample Timah dengan program GEN_AL, Metalurgi-LIPI, 18-Oct-2013.

10. http://members.aol.com/rprice1495/data/Ir 192.pdf.

TANYA JAWAB Pertanyaan

1. Mengapa sumber radiasi yang tersedia 10 Ci, tetapi pada simulasi digunakan 15 Ci ?

2. Mengapa medium yang dipakai reseptor adalah air bukan udara?

Jawaban

1. Untuk keselamatan nilai aktivitas untuk simulasi menggunakan nilai 1½ kali dari nilai aktivitas sumber yang ada. 2. Karena air mendekati kondisi tubuh

manusia yang 70% kandungan tubuhnya berupa air.