SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN...

55
perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ DARI 103 Pd 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 SURAKARTA Juli, 2011

Transcript of SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN...

Page 1: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

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

SURAKARTAJuli, 2011

Page 2: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ DARI 103PdPADA BRACHYTHERAPY PAYUDARA MENGGUNAKAN

SOFTWARE MCNP5 DENGAN TEKNIK PBSI

ADISTI GUSMAVITAM0207019

Jurusan Fisika Fakultas Matematika Dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret Surakarta

ABSTRAK

SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ DARI 103PdPADABRACHYTHERAPY PAYUDARA MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN TEKNIK PBSI. Telah berhasil dieksekusi simulasimenggunakan 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 adalah103Pd dengan aktivitas 7,7256 × 10 Bq, waktu paruh 16,9 hari dan energi emisi gamma sebesar 21KeV. 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 danmenentukan tally. Hasil simulasi digunakan untuk menentukan dosis serapanpada payudara kiri, tulang dada dan paru-paru kiri.Variasi jumlah seed dilakukan untuk mendapatkan nilai dosis serapan yang berbeda-beda. Grafikantara dosis serapan tiap organ dan jumlah seed menunjukan hubungan dalam bentuk polinomial. Untuk mencapai dosis optimum pada brachytherapy payudarayaitu 90Gy dapat ditentukan.Jumlah seed untuk mencapai dosis tersebut adalah91 seed. Sedangkan nilai dosis serapan pada organ tulang dada lebih besar dibanding organ paru-paru kiri. Simulasi menunjukkan bahwa dosis serapanpada brachytherapy payudara dapat ditentukan dengan menggunakan MCNP5.

Kata kunci: dosisserapan, brachytherapy payudara, palladium-103, MCNP5, PBSI

Page 3: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

SIMULATION OF BREAST BRACHYTHERAPY TO DETERMINE ABSORBED DOSE RADIATION OF-γ FROM 103Pd

EMPLOYING MCNP5 AND PBSI TECHNIQUE

ADISTI GUSMAVITAM0207020

Departement of Physics, Mathematics and Natural SciencesFaculty,Sebelas Maret University, Surakarta

ABSTRACTSIMULATION 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 inthe organs left breast, rib cage and left lung by adapting PBSI technique. 103Pdwas 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 21KeV.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 function from mentioned equation. Optimum dose brachytherapy is 90 Gy. The total seeds are 114. Simulation shows that absorbed dose of breastbrachytherapy can be determined using MCNP5.

Key words:absorbed dose, breast brachytherapy, palladium-103, MCNP5, PBSI

Page 4: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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?”~~ Ibrani 13:6 ~~

Page 5: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

vii

PERSEMBAHAN

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

Fakultas MIPA Universitas Sebelas Maret.

Page 6: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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

dapat terselesaikan dengan baik.

Page 7: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

ix

Semoga Tuhan memberikan balasan yang lebih baik atas kebaikan dan

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

Adisti Gusmavita

Page 8: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

DAFTAR ISI

halaman

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. MCNP5 ...................................................................................... 19

Page 9: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

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

LAMPIRAN – LAMPIRAN............................................................................ 50

Page 10: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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 disebut lumpectomy. 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

metode MHDR yaitu Permanent Breast Seed Implant (PBSI). Metode ini dapat

Page 11: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

2

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 brachytherapy kanker 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

payudara menggunakan metode Monte Carlo dan piranti lunak MCNP juga telah

Page 12: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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

organ-organ lain yang memiliki heterogenitas material penyusun.

Page 13: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

4

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 phantom manusia 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

membunuh sel kanker payudara?

Page 14: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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 seed untuk mencapai dosis serapan optimum

3. Menghitung dosis serapan 103Pd 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-γ sebesar 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,

tulang dada dan paru-paru kiri.

Page 15: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

6

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 software MCNP5 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

pengembangan lebih lanjut dari skripsi ini.

Page 16: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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

Gambar 2.1.

Page 17: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

8

inti

= ℎ

= ℎ M

L

KN

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

KL

M

N

Page 18: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

9

Dari gambar (2.2) di atas terlihat bahwa foton terhambur dengan sudut θ

sedangkan elektron akan bergerak membentuk sudut φ terhadap 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

elektronelektron

positron

Page 19: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

10

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

berubah menjadi radikal H, radikal OH dan radikal oksigen. Radikal ini akan

Page 20: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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,

PdnPd 1031102 (2.3)

Radiasi- γ energi rendah merupakan radiasi yang efektif untuk penanganan

terapi kanker internal. Dengan energy- γ rendah maka semua energi radiasi akan

Page 21: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

12

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,

banyaknya peluruhan terdistribusi tak homogen yang menembus tiap satuan

Page 22: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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 m merupakan massa organ tubuh dalam satuan kg.

2.3.2. Bilangan Transformasi

Total bilangan transformasi ialah hasil perkalian dari aktivitas awal dari

suatu radioaktif dalam satuan becquerel dengan umur hidup radioaktif itu.

Page 23: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

14

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

untuk bermetastasis (Rose dan Wynder, 1986).

Page 24: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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, intracavitary ataupun 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)

(b)

Page 25: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

16

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

gambar 2.5.

Page 26: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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

4

Page 27: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

18

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

radiotherapy yang sesaat dengan dosis tinggi.

Page 28: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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.

Metode ini akan mencari kemungkinan terlebih dahulu sebelum memahami

Page 29: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

20

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

menggambarkan perjalanan partikel.

Page 30: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

21

Materi

4

1

5

Foton datang

2

3e+

e-

2

4

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

(Vised). Pada subbab berikutnya akan dibahas tentang Vised.

Page 31: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

22

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 button yang memungkinkan memasukkan informasi secara cepat dan dapat

memvisualisasi bentuk geometrinya. Vised memunginkan 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.

Vised terdiri 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.

Gambar 2.7. Start-up Konfigurasi Vised

Page 32: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

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

Help Menunjukkan nomor versi.

Page 33: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

24

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.

berikut ini:

Tabel 2.2. Jenis Tally Fn 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 MeVF2 :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 tally tinggi Pulsa *F8+F8

MeVMuatan

Page 34: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

Waktu penelitian dilakukan selama semester Februari

1. Piranti Keras

Seperangkat Personal C

Sistem Operasi : Microsoft Windows

Processor : Intel® Atom™ CPU N470

Memory : 1024

Berikut tampilan rincian dari piranti yang digunakan

Gambar 3.1 Rincian Piranti Keras

25

BAB IIIMETODOLOGI 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 Penelitian

Juli 2011.

bit (6.1 build 7600)

@1,83 GHz (2 CPUs),˜1,8GHz

m Penelitian

Page 35: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

26

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.

7. Pemilihan tally.

Page 36: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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/cm3 dan 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

3.1.

Page 37: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

28

Tabel 3.1. Komposisi Dasar dan Densitas Organ Tubuh Model Phantom ORNL-

MIRD (Eckerman, 2002)

KomponenPersen massa

Jaringan lunak Tulang Paru-paruH 10,454 7,337 10,134C 22,663 25,475 10,238N 2,490 3,057 2,866O 63,525 47,893 75,752F 0 0,025 0

Na 0,112 0,326 0,184Mg 0,013 0,112 0,007Si 0,030 0,002 0,006P 0,134 5,095 0,080S 0,204 0,173 0,225Cl 0,133 0,143 0,266K 0,208 0,153 0,194Ca 0,024 10,190 0,009Fe 0,005 0,008 0,037Zn 0,003 0,005 0,001Rb 0,001 0,002 0,001Sr 0 0,003 0Zr 0,001 0 0Pb 0 0,001 0

Densitas , g/cm3 , g/cm3 , g/cm3

3.3.2. 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

MCNP5 adalah jenis partikel yang dipancarkan, energi dan kelimpahan partikel, arah

Page 38: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

29

berkas partikel, dan geometri yang berupa posisi dan bentuk sumber radioaktif.

Sumber radiasi yang digunakan dalam pemodelan ini diperlihatkan dalam Tabel 3.2.

Tabel 3.2. Data Sumber Radiasi untuk Input MCNP5

Sumber Keterangan

Nuklida 103PdBentuk TitikBanyaknya seed

Energi 103PdJenis partikelPenempatan sumber

5 ; 10; 15; 20; 25; 30; 35; 40; 45; 50; 55 dan 60.0,021 MeVFoton dan elektronDi 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

deposisi energi tiap satuan muatan elektron dengan satuan “MeV”.

Page 39: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

30

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

payudara yaitu:

Page 40: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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

dosis serap dalam satuan Gray maka harus dikalikan dengan bilangan transformasi.

Page 41: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

32

Gambar 3.2. Diagram Alur Kerja Penelitian

MCNP Quickstar(Memahami kode MCNP dan komputer telah terinstallasi program MCNP)

Buat input file pada VisedMembuat geometri ORNL-MIRD adult female phantom dan payudara,

meliputi :1. Membuat Surface2. Mendefinisikan material Cell3. Membuat Cell

Tentukan sumber radioaktif 103Pd sinar-γ yang digunakan, serta variasi jumlah seed 103Pd

(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

Kesimpulan

Baca File Mctal

Page 42: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

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

Definisi Sumber Radioaktif

Page 43: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

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 cell dari

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

geometri tampak depan. Untuk nomor cell lain dapat dilihat pada lampiran 5.

Page 44: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

Gambar 4

Gambar 4.2. Geometri Payudara (

Setelah proses running,

eksekusi disimpan dalam file

foton 103Pd dengan materi pada

foton yang terjadi saat proses

Gambar 4.1. Tampilan Geometri ORNL-MIRD

Gambar 4.2. Geometri Payudara (Cell no.65) Tampak Samping Kiri

running, file output yang berisi informasi kejadian

eksekusi disimpan dalam file outq. Beberapa hasil interaksi yang terjadi antara

Pd dengan materi pada cell payudara. Tabel 4.1 menjelaskan interaksi

foton yang terjadi saat proses running.

35

Tampak Samping Kiri

yang berisi informasi kejadian-kejadian

Beberapa hasil interaksi yang terjadi antara

an interaksi

Page 45: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

36

Tabel 4.1. Energi Interaksi Foton yang Dilepaskan Ketika Terjadi

dalam Cell Payudara (Hasil Running 30 Seed)

Interaksi Foton Energi (MeV)

Foton Keluar (Escape) 1,9289 × 10Hamburan 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

bilamana partikel-partikel dengan laju tinggi mengalami suatu percepatan yang

cepat. Bilamana suatu partikel melintas dekat dengan inti atom, maka gaya tarik

Coulomb yang kuat menyebabkan partikel menyimpang tajam dari lintasan

awalnya. Perubahan arah yang disebabkan oleh percepatan radial berarti bahwa

foton-foton bremsstrahlung memiliki suatu distribusi energi yang kontinu

(Cember, 1983). Energi kontinu ini yang akan berperan dalam menghancurkan

nukleus sel kanker.

Interaksi foton yang terjadi juga menghasilkan interaksi electron dalam

cell payudara. Sehingga interaksi elektron juga dicatat dalam simulasi ini.

Page 46: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

37

Interaksi elektron yang dihasilkan dari ionisasi 103Pd dengan material cell dapat

dilihat pada tabel 4.2.

Tabel 4.2. Energi Interaksi Elektron dari Hasil Interaksi Foton yang

Dilepaskan Ketika Terjadi dalam Cell Payudara (Hasil Running 30 Seed)

Interaksi Elektron Energi (MeV)

Photo-Electric 1,8717 × 10Photon auger 1,0406 × 10

Interaksi elektron dengan materi menghasilkan photon-auger dengan

energi sebesar 1,0406 × 10-4 MeV. Telah dipaparkan bahwa 103Pd juga

menghasilkan fotoauger yang dapat memutuskan ikatan kromosom (Ikawati,

2010). Sedangkan energi hasil interaksi Photo-Electric lebih besar, yaitu 1,8717 × 10-2 MeV. Sehingga peristiwa efek fotolistriklah yang lebih bermanfaat dalam

proses matinya sel kanker, dimana hasil ionisasi dari peristiwa EFL dapat bereaksi

dengan dengan DNA sehingga menimbulkan kerusakan DNA dan akhirnya

menimbulkan kematian sel kanker (Tjokronagoro, 2001). Pengaruh radiasi dalam

mekanisme matinya sel kanker akan dijelaskan pada subbab berikutnya.

4.2. Pengaruh Radiasi Pengion dalam Proses Matinya Sel Kanker

Pada dasarnya suatu jaringan bila terkena radiasi, akan menyerap energi

radiasi dan akan menimbulkan ionisasi atom-atom. Ionisasi tersebut dapat

menimbulkan perubahan kimia dan biokimia yang pada akhirnya akan

menimbulkan kerusakan biologi. Kerusakan sel yang terjadi itu dapat berupa

kerusakan kromosom, mutasi, perlambatan pembelahan sel dan kehilangan

kemampuan untuk berproduksi (Tjokronagoro, 2001).

Page 47: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

38

Reaksi yang terjadi antara radiasi pengion dengan sel kanker bisa berupa

reaksi langsung dan reaksi tak langsung. Reaksi langsung atau reaksi direk adalah

interaksi yang terjadi antara radiasi pengion dengan sel kanker, dalam hal ini

interaksi langsung antara radiasi pengion dengan DNA di dalam kromosom pada

inti. Atom – atom yang menyusun molekul pada DNA, mengalami ionisasi,

akibatnya DNA kehilangan fungsi-fungsinya sehingga sel-sel kanker mengalami

penghentian dalam proses poliferasinya.

Reaksi indirek atau tak langsung adalah reaksi terpenting dalam proses

interaksi radiasi pengion dengan sel kanker. Molekul air dan molekul oksigen

yang terdapat intraseluller dan ekstraseluller akan terkena radiasi pengion.

Akibatnya elektron akan terlempar keluar orbit dan akan berubah menjadi ion H+

dan ion OH- serta ion oksigen. Ion-ion ini bersifat tidak stabil dan berubah

menjadi radikal-radikal. Radikal-radikal tersebut secara kimiawi sangat berbeda

dengan molekul asalnya dan mempunyai kecenderungan besar untuk bereaksi

dengan DNA sel kanker. Akibat dari reaksi tersebut maka akan terjadi kerusakan

DNA yang dapat berupa putusnya kedua backbone DNA, satu backbone DNA

putus, kerusakan dasar (base damage), kerusakan molekul gula (sugar damage),

DNA-DNA crosslink dan DNA protein crosslink (Tjokronagoro, 2011). Diantara

reaksi yang terjadi di dalam sel kanker, selain kerusakan DNA pada kromosom,

akibat reaksi direk dan indirek dari radiasi pengion, juga terjadi suatu efek

sitologis yang disebut aberasi kromosom. Radiasi akan menghambat proses

pembelahan sel. Radiasi yang terjadi pada saat sel kanker dalam proses interfase

dan mulai membelah, beberapa sel akan mengalami aberasi kromosom. Akibat

aberasi kromosom ini dapat terjadi beberapa kemungkinan (Adrijono, 2003):

1. Kematian sel kanker yang segera terjadi.

2. Aberasi terus menerus setelah beberapa kali sel kanker membelah.

Secara fisis dapat dijelaskan bahwa, sel kanker akan rusak karena hasil

ionisasi 103Pd. Sel sehat memiliki proses kematian yang pasti berdasarkan umur

hidup sel tersebut. Sel akan mati dengan sendirinya apabila sudah tua atau rusak.

Page 48: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

39

Sel kanker mudah dan cepat membelah secara terus-menerus hingga mencapai

keadaan metastasis. Pembelahan sel ini membutuhkan energi yang tinggi untuk

metabolisme, sehingga relatif sebagian penderita kanker menjadi lemah dan relatif

meiliki berat badan yang sangat kurang dari berat badan normal. Untuk

membunuh sel kanker tersebut diperlukan energi yang sesuai dengan kondisi

pasien dan perkembangan sel kanker. Energi ionisasi akan membuat atom-atom

dalam sel bergetar. Energi tersebut akan diserap, energi kinetik yang diserap oleh

sel kanker akan menyebabkan sel menjadi panas sehingga sel akan terbakar dan

mati.

Tenaga ionisasi γ dari 103Pd dapat memutuskan kromosom, sehingga DNA

pada sel kanker akan rusak. Dengan pemberian dosis yang meningkat dan tepat,

maka akan semakin banyak sel-sel kanker yang mati dan mengecil. Sel-sel kanker

yang mati akan hancur, dibawa oleh darah dan diekskresi keluar dari tubuh

melalui urine. Sebagian besar sel-sel sehat akan bisa pulih kembali dari pengaruh

radiasi. Tetapi bagaimanapun juga, kerusakan sel-sel sehat merupakan penyebab

atau efek samping dari terapi. Sel-sel sehat yang terkena radiasi akan segera

memulihkan diri setelah terkena radiasi.

4.3. Dosis Serapan dari Hasil Simulasi dan Perhitungan Hasil

Tujuan utama dalam pembuatan simulasi ini yaitu untuk menghitung dosis

serapan dan menganalisa hasil yang didapat serta membandingkan hasil dengan

literatur. Hasil running program yang berisi nilai energi terdeposisi per

transformasi tersimpan dalam file “mctal” yang dapat dilihat pada Lampiran 6.

Aktivitas total adalah aktivitas tiap seed yang digunakan dikalikan jumlah

seed yang digunakan. Hasil deposisi energi per transformasi partikel pada organ

dari hasil running dituliskan pada Tabel 4.3.

Page 49: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

40

Tabel 4.3. Hasil Running Simulasi dari File Mctal

JumlahEnergi pada

PayudaraEnergi pada Paru-

paru KiriEnergi pada Tulang

Dada

Seed

Energi (E) MeV(x 10-3)

Kesalahan Relatif(x 10-5)

Energi (E) MeV (x 10-4)

Kesalahan Relatif(x 10-5)

Energi (E) MeV(x 10-3)

Kesalahan Relatif(x 10-5)5 6,263 1,5 4,77 6,5 3,709 2,110 5,996 1,6 3,99 7,1 4,673 1,915 5,933 1,7 4,95 6,4 4,596 1,920 6,403 1,8 5,01 6,4 5,171 1,725 7,654 1,3 4,07 7,1 5,154 2,030 7,771 1,3 3,42 7,7 4,920 2,235 8,196 1,2 2,88 8,4 4,999 2,440 8,987 1,2 2,69 8,7 5,112 2,445 9,809 1,1 2,41 9,2 5,092 2,650 10,12 0,1 2,19 9,7 4,992 2,755 10,78 0,1 2,01 1,02 4,789 2,960 10,79 0,1 1,83 1,06 4,633 3,0

Keterangan : Kesalahan Relatif : ∆ × 100%

Hasil running tersebut masih dalam satuan MeV/Trans sehingga harus

dikonversi ke dalam satuan Gray/Trans. Sebagaimana yang sudah diuraikan pada

BAB II, bahwa untuk menentukan bilangan trasnformasi yaitu menggunakan

persamaan (2.5). Hasil perhitungan yang masih dalam satuan Gray/Trans

dikalikan bilangan transformasi akan menghasilkan nilai dosis serap tiap organ

dengan satuan Gray. Langkah atau metode perhitungan dapat dilihat dalam

Lampiran 7.

Dari hasil perhitungan, didapatkan data dosis serapan pada payudara, paru-

paru dan tulang dada dengan variasi jumlah seed seperti pada tabel 4.4. Variasi

seed dilakukan agar didapatkan variasi aktivitas yang digunakan dalam simulasi.

Tentunya dengan semakin banyak seed yang digunakan maka semakin besar pula

nilai aktivitas totalnya. Dan dengan semakin besar nilai aktivitas totalnya maka

semakin besar pula nilai dosis serap pada tiap organ yang dihitung dalam simulasi

ini.

Page 50: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

41

Tabel 4.4. Dosis Serapan Hasil Perhitungan

SEED

PAYUDARA PARU-PARU KIRI TULANG DADADosis

Serapan (D)(Gray)

DeltaDosis(ΔD)

Dosis Serapan (D)

(Gay)

Delta Dosis(ΔD)

Dosis Serapan (D)

(Gray)

Delta Dosis(ΔD)5 2,2599 0,0034 0,2056 0,0013 0,6496 0,001410 4,3271 0,0069 0,3444 0,0024 1,6372 0,003115 6,4226 0,0109 0,6404 0,0041 2,4152 0,004620 9,2171 0,0166 0,8639 0,0055 3,6229 0,006225 13,809 0,0180 0,8780 0,0062 4,5139 0,009030 16,824 0,0219 0,8847 0,0068 5,1711 0,013835 20,701 0,0248 0,8683 0,0073 6,1309 0,014740 25,944 0,0311 0,9294 0,0081 7,1642 0,017245 31,857 0,0350 0,9364 0,0086 8,0291 0,020950 36,514 0,0365 0,9463 0,0092 8,7447 0,023655 42,806 0,0428 0,9549 0,0097 9,2273 0,026860 46,689 0,0467 0,9470 0,0100 9,7394 0,0292

Dari tabel 4.4 dibuat grafik perbandingan dosis serapan dari ketiga organ

yang dihitung.

Gambar 4.3 Grafik Hubungan antara Jumlah Seed dan Dosis Serapan pada

Cell Payudara, Paru-paru Kiri dan Tulang Dada

0.0000

5.0000

10.0000

15.0000

20.0000

25.0000

30.0000

35.0000

40.0000

45.0000

50.0000

0 10 20 30 40 50 60

Dos

is s

erap

an (G

y)

Jumlah seedparu-paru kiri tulang dada payudara

Page 51: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

42

Terlihat bahwa dosis serapan pada organ payudara lebih besar dibanding

dari tulang dada dan paru-paru. Tentu saja hasil ini disebabkan akibat peletakkan

sumber radioaktif di dalam payudara, karena organ utama yang akan diterapi ialah

payudara bagian kiri. Perhitungan dosis pada paru-paru kiri dan tulang dada

dimaksudkan untuk membandingkan nilai dosis serapan yang berguna untuk

memberikan pemahaman bahwa organ paru-paru kiri dan tulang dada relatif aman

terhadap efek samping dari bachytherapy.

Nilai dosis serapan pada tulang dada lebih besar dibandingkan dengan nilai

dosis serap pada paru-paru, hal ini disebabkan karena letak tulang dada yang

menempel pada payudara, sedangkan paru-paru terletak setelah tulang dada.

Walaupun nilai dosis serapan yang diterima tulang dada lebih besar

dibandingkan paru-paru, namun nilai tersebut juga jauh lebih kecil dibandingkan

nilai dosis serapan yang diterima oleh payudara. Misalnya, pada jumlah seed 60

buah nilai dosis serapan pada tulang dada 9,739 sedangkan pada jumlah seed

yang sama nilai dosis serapan pada payudara 46,689 . Jika dihitung dalam

rasio perbandingan nilai dosis serapan tulang dada dengan nilai dosis serapan

payudara adalah 1 ∶ 4,8. Sehingga dengan pemahaman ini, pasien tidak perlu

khawatir akan efek samping terapi yang relatif aman. Dengan kata lain, paru-paru

sudah terlindungi dengan adanya tulang dada, sebelum radiasi γ sampai pada

paru-paru radiasi akan diserap oleh payudara dan tulang dada.

Page 52: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

43

Gambar 4.4 Grafik Hubungan antara Jumlah Seed dengan Dosis Serapan

pada Cell Payudara

Dari Gambar 4.4 menunjukkan bahwa semakin banyak seed yang

diimplankan dalam simulasi maka semakin besar pula nilai dosis serapannya.

Telah dijelaskan sebelumnya bahwa jumlah seed mempengaruhi jumlah peluruhan

foton tiap detik. Sehingga dapat disimpulkan bahwa sivitas radioaktif maka

semakin besar dosis serapan. Grafik tersebut dibuat dengan model trendline

polinomial yang memiliki persamaan garis yaitu,

= 0,007 + 0,352 − 0,132 (4.2)

Berdasarkan simulasi dan perhitungan, jumlah seed maksimum yang

divariasikan pada penelitian ini yaitu 60 seed yang masih kurang memenuhi dosis

90 Gy. Sehingga untuk meningkatkan dosis serapan tersebut jumlah seed harus

ditambahkan.

Dengan persamaan (4.2) untuk mencapai nilai dosis yang optimum dapat

dilakukan intrapolasi dan ekstrapolasi untuk mendapatkan jumlah seed. Jika

merupakan fungsi dosis serapan, maka adalah jumlah seed yang diimplankan.

Jika = 90, maka didapatkan nilai = 91seed. Implantasi seed sebanyak itu

tidaklah mungkin dilakukan dalam sekali waktu pengobatan. Terapi dilakukan

beberapa kali hingga dosis serapan pada organ mencapai nilai optimum.

y = 0.007x2 + 0.352x - 0.132R² = 0.998

0.00

10.00

20.00

30.00

40.00

50.00

60.00

0 10 20 30 40 50 60 70

Dos

is S

erap

an (G

y)

Jumlah SeedBreast Poly. (Breast)

Page 53: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

44

Pemberian dosis pada payudara dipantau supaya laju dosis peluruhan seed

kurang dari 2,5 cGy/menit atau 15 Gy/jam dengan periode treatment ± 60 hari

dengan durasi 1 kali perawatan membutuhkan waktu ±60 menit (Muhtarom,

2011). Hanya dianjurkan 1 kali perawatan dalam 1 hari. Laju dosis awal yang

digunakan sebesar 3,33 cGy/menit atau 2 Gy/jam dan kemudian kontrol laju dosis

kurang dari 2,5 cGy/menit hingga didapatkan total dosis 90 Gy (Pignol, 2009).

Nilai R2 dari grafik pada Gambar 4.4 adalah 0,998 yang menunjukkan bahwa

reliability dari titik-titik ordinat grafik mendekati nilai sempurna.

Dosis radiasi bergantung pada banyaknya energi yang disimpan atau

diserap oleh suatu material dan bergantung pada aktivitas radionuklida. Pemberian

radioaktif akan memberikan dosis yang bergantung pada aktivitas, lama waktu

radiasi, energi emisi radiasi dan jarak sumber ke target. Dari hasil simulasi dan

juga dari hasil perhitungan, dapat membuktikkan bahwa penggunaan radiasi γ

pada pengobatan kanker dapat dilakukan. Nilai dosis serap yang ada dapat

digunakan sebagai taksiran awal. Dosis serapan ini selanjutnya dapat digunakan

untuk mengetahui dampak biologis yang akan dialami pasien. Simulasi

menggunakan Monte Carlo menghasilkan nilai relative error yaitu kurang dari

0,05 %. Relative error yang kecil ini menunjukkan ketelitian dalam distribusi

sebaran foton pada organ terjadi secara merata.

Page 54: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

45

BAB V

PENUTUP

5.1. Simpulan

Dari penelitian yang sudah dilakukan, simulasi brachytherapy payudara

dengan variasi jumlah seed 103Pd menggunakan piranti lunak MCNP5 telah

berhasil dibuat. Berdasarkan hasil simulasi, data yang didapatkan dari hasil

perhitungan, maka dapat disimpulkan :

1. Geometri phantom wanita ORNL-MIRD telah berhasil dibuat dan telah

dilakukan proses eksekusi (running).

2. Dari hasil perhitungan dibuat grafik hubungan antara dosis serapan

dengan jumlah seed. Dimana sumbu y mewakili dosis serapan pada

payudara dan sumbu x mewakili jumlah seed. Persamaan garis yang

didapat dari grafik yaitu = 0,007 + 0,352 − 0,132. Dengan

persamaan garis linier tersebut, dapat diketahui jumlah seed optimum

untuk mencapai nilai dosis serapan optimum 90 Gy, didapatkan julah

seed optimum adalah 91 buah seed dengan posisi seed yang tersebar

merata diseluruh bagian payudara.

3. Dalam simulasi ini juga dihitung nilai dosis serapan pada tulang dada

dan paru-paru kiri, dari hasil yang didapat nilai dosis serap pada tulang

dada lebih besar dibandingkan nilai dosis serapan pada paru-paru kiri.

Sehingga dapat disimpulkan bahwa organ tulang dada dan paru-paru

relatif aman.

Page 55: SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γeprints.uns.ac.id/8469/1/193061311201107381.pdfperpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id commit to user SIMULASI PENENTUAN DOSIS SERAPAN RADIASI-γ

perpustakaan.uns.ac.id digilib.uns.ac.id

commit to user

46

46

5.2. Saran

Dalam simulasi yang dibuat ini, penulis menyadari masih banyak

kekurangan. Saran penelitian lebih lanjut :

1. Disarankan untuk menghitung distribusi dosis serapan disekitar seed

dan distribusi energi tiap seed yang diimplankan.

2. Disarankan dalam peletakkan sumber menggunakan geometri seed

dengan ukuran sebenarnya dan material pembungkus seed juga

disertakan kemudian memperhatikan peletakkan seed yang sesuai

dengan kenyataan terapi sehingga dapat ditinjau pengaruh peletakkan

seed terhadap nilai dosis serap.

3. Disarankan menghitung dosis serap dari sumber radioaktif lain

misalnya 131Cs, karena penggunaan 131Cs pada implant brachytherapy

mulai dikembangkan pertengahan tahun 2010.

4. Disarankan agar dapat dilakukan penelitian dari data yang ada pada

rumah sakit. Sehingga cakupan penelitian makin terbatas dan lebih

akurat, agar nantinya penelitian yang dilakukan dapat digunakan

sebagai acuan dalam melakukan proses terapi di rumah sakit.