MONTE CARLO N-PARTICLE TRANSPORT CODE MCNP

35 objek yang diteliti dan sumber radiasi yang digunakan, MCNP mampu mensimulasikan interaksi neutron yang terjadi di otak. Keluaran yang didapatkan dari simulasi MCNP adalah fluks neutron, dosis hamburan neutron dan dosis foton yang keluar dari kolimator. Fluks neutron keluaran MCNP inilah yang kemudian digunakan untuk menghitung dosis yang berasal dari interaksi neutron dengan material di jaringan. Berdasar hasil perhittungan pada penlitian ini, konsentrasi boron di dalam tumor yang paling baik adalah 25-35µg tumor dengan menggunakan arah penyinaran superior dan anteroposterior. Arah penyinaran lateral untuk kasus ini tidak dapat digunakan karena jarak sumber dengan jaringan tumor terlalu jauh. Dengan arah penyinaran dan konsentrasi yang sesuai tersebut, dosis yang diterima kulit kurang dari 3Gy. Jarak sumber radiasi dengan tumor harus dibuat seminimal mungkin. Hal ini dikarenakan fluks neutron optimal pada kedalaman 2,4 cm. Waktu iradiasi yang dibutuhkan adalah 3,5517 jam 10µg borong tumor; 3,1690 jam 15 µg borong tumor; 2,8625 jam 20 µg borong tumor; 2,60992 jam 25 µg borong tumor; 2,40328 jam 30 µg borong tumor; 2,403288 jam 35 µg borong tumor. 3. Irhas 2014 dalam penelitiannya yang berjudul “Dosimetri Boron Neutron Capture Therapy Pada Kanker Hati Hepatocelluler Carcinoma Menggunakan MCNP-code dengan Sumber Neutron Kolom Termal Reaktor Kartini . Dalam penelitian tersebut, digunakan tujuh variasi konsentrasi boron 20; 25; 30; 35; 40; 45; 47 µgg. Variasi konsentrasi boron menghasilkan laju dosis masing-masing sebesar 0,059; 0,072; 0,084; 0,098; 0,108; 0,12; 0,0125 Gydetik. Waktu iradiasi yang dibutuhkan untuk masing-masing konsentrasi adalah 14 menit 1 detik; 11 menit 36 detik; 9 menit 53 detik; 8 menit 30 detik; 7 menit 41 detik; 6 menit 54 detik; 6 menit 38 detik. Waktu iradiasi untuk jaringan kanker semakin singkat saat penggunaan konsentrasi boron jaringan semakin tinggi. 36 4. Ahdika Setiyadi 2015 dalam penelitiannya yang berjudul “Dosis Boron Neutron Capture Therapy BNCT pada kanker kulit melanoma Maligna menggunakan MVNPX-code dengan sumber neutron dari beamport tembus Reaktor Kartini ”. Dalam penelitian tersebut digunakan tiga variasi boron untuk mendapatkan nilai laju dosis total radiasi yang diterima dan waktu iradiasi pada jaringan kanker. Berdasarkan hasil penelitian ini diketahui bahwa laju dosis pada jaringan kanker untuk dosis boron 25 μgg tumor adalah 0,00546 Gydetik dengan waktu iradiasi 91,57 menit, 30 μgg tumor adalah 0,00638 Gydetik dengan waktu iradiasi 78,37 menit dan 35 μgg tumor adalah 0,00739 Gydetik dengan waktu iradiasi 67,63 menit.Waktu iradiasi untuk jaringan kanker semakin singkat saat penggunaan konsentrasi boron pada jaringan semakin tinggi.

C. KERANGKA BERPIKIR

Berdasarkan uraian dari BAB I sampai penelitian yang relevan, akan dilakukan penelitian simulasi menggunakan MCNPX pada kanker kulit melanoma dengan sumber neutron dari desain kolimator pada kolom termal Reaktor Kartini untuk mencari nilai dosis BNCT dan waktu iradiasi yang diperlukan untuk membunuh jaringan kanker tersebut. Penelitian ini menggunakan variabel bebas berupa konsentrasi boron yang dimasukkan dalam jaringan kanker. 37

BAB III METODE PENELITIAN

A. Waktu dan Tempat Penelitian

Penelitian ini dilakukan pada bulan September 2014 sampai bulan Juni 2017 bertempat di Pusat Sains dan Teknologi Akselerator Badan Tenaga Nuklir Nasional PSTA BATAN Yogyakarta. Penelitian yang dilakukan berupa pembuatan kode input untuk MCNPX yang berisi data spesifikasi geometri dan material kanker kulit melanoma.

B. Variabel Penelitian

1. Variabel Bebas

Variabel bebas pada penelitian ini adalah konsentrasi boron yang dimasukkan ke dalam jaringan kanker kulit melanoma dengan variasi sebagai berikut: 10 gg kanker; 15 gg kanker; 20 gg kanker; 25 gg kanker; 30 gg kanker, 35 gg kanker. 2. Variabel Terikat Variabel terikat pada penelitian ini adalah nilai fluks neutron dan laju dosis gamma pada jaringan kulit, otot, tulang dan kanker kulit melanoma. 3. Variabel Kontrol Variabel kontrol pada penelian ini adalah nilai fluks neutron dan laju dosis gamma dari sumber keluaran kolom termal Reaktor Kartini.

C. Alat Penelitian

Penelitian ini dilakukan dengan simulasi fasilitas iradiasi untuk terapi kanker menggunakan BNCT. Alat dan bahan pada penelitian ini diuraikan sebagai berikut: 1. Perangkat keras berupa sebuah laptop dengan spesifikasi Prosessor Intel Atom CPU N2800 1,86 GHz; RAM 2 GB dan sistem operasi Windows 7 Starter 32 bit. 2. Perangkat lunak Perangkat lunak yang digunakan pada penelitian ini meliputi:

Dokumen yang terkait

PERANCANGAN PEMANDU BERKAS NEUTRON HASIL REAKSI PROTON 30 MeV PADA TARGET BERILIUM SEBAGAI SUMBER NEUTRON PADA BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNPX.

0 0 18

ANALISIS DOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA KANKER OTAK (GLIOBLASTOMA MULTIFORM) MENGGUNAKAN MCNPX-CODE DENGAN SUMBER NEUTRON DARI KOLIMATOR KOLOM TERMAL REAKTOR NUKLIR KARTINI.

1 9 102

Institutional Repository | Satya Wacana Christian University: Optimasi Sudut Penyinaran Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada Kanker Paru-Paru Menggunakan Simulasi MCNPX

0 0 1

ANALISIS DOSIS PADA KANKER PAYUDARA DENGAN BNCT MENGGUNAKAN MCNPX DENGAN SUMBER NEUTRON GENERATOR.

0 0 2

ANALISIS DOSIS PADA PENYEMBUHAN KANKER PAYUDARA DENGAN BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) MENGGUNAKAN MCNP X.

0 3 94

ANALISIS FLUKS NEUTRON PADA BEAM PORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI UNTUK FASILITAS UJI IN VIVO DAN IN VITROBORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT).

0 0 2

ANALISIS FLUKS NEUTRON PADA BEAM PORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI UNTUK FASILITAS UJI IN VIVO DAN IN VITROBORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT).

0 0 3

DESAIN PERISAI RADIASI FASILITAS UJI IN VITRO BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA BEAM PORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI MENGGUNAKAN SIMULATOR MONTE CARLO N-PARTICLE EXTENDED (MCNPX).

0 2 2

DOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA KANKER KULIT (MELANOMA MALIGNA) MENGGUNAKAN MCNPX-CODE DENGAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT TEMBUS REAKTOR KARTINI.

0 2 2

OPTIMIZATION OF BIOLOGICAL SHIELD FOR BORON NEUTRON CAPTURE CANCER THERAPY (BNCT) AT KARTINI RESEARCH REACTOR

0 0 10