Running MCNPX METODE PENELITIAN

41 ̇ = ⃛ 8 dengan : ⃛ : laju pembentukan Hidrogen-2 atau laju pelepasan gamma fotonkg.s =Bq kg : koefisien laju dosis serap atau aktivitas spesifik : 1,6 x 10 -13 ᵡ 2,33 MeVγ = 3,568 x 10 -13 ⁄ : fraksi dosis serap gamma ditentukan dengan melihat lampiran 4 b. Laju dosis proton reaksi Nitrogen Perhitungan dosis proton dihasilkan oleh reaksi pada persamaan 3. Pada reaksi ini dihasilkan diantaranya proton dengan energi Q 0,66 MeV. Perhitungan laju dosis dilakukan dengan menggunakan persamaan 9. ̇ 9 keterangan : ̇ : laju dosis proton Gys : fluks neutron termal neutron.cm -2 .detik -1 : jumlah atom nitrogen per kg jaringan atomkg jaringan : tampang lintang miksroskopik serapan Nitrogen cm 2 Q : energi partikel MeV c. Laju dosis alfa hasil interaksi Boron dengan neutron termal 42 Perhitungan dosis alfa dihasilkan oleh reaksi pada persamaan 1. Pada reaksi ini dihasilkan diantaranya alfa dengan energi rerata Q 2,33 MeV. Perhitungan laju dosis dilakukan dengan menggunakan persamaan 10. ̇ 10 keterangan : ̇ : laju dosis alfa Gydetik : fluks neutron termal neutron.cm -2 .detik -1 : jumlah atom Boron per kg jaringan atomkg jaringan : tampang lintang mikroskopik serapan Boron 10 cm 2 : energi partikel MeV d. Laju dosis total Dosis total pada penelitian ini memiliki prinsip yang sama dengan dosis ekuivalen pada proteksi radiasi. Dosis ekuivalen merupakan sebaran dosis yang khusus digunakan dalam proteksi radiasi dan menyatakan besarnya tingkat kerusakan pada jaringan tubuh akibat terserapnya sejumlah energi radiasi dengan memperhatikan faktor-faktor yang mempengaruhinya. Dosis ekuivalen didapatkan dengan mengalikan dosis serap dengan faktor bobot radiasi. Dosis total dari masing-masing radiasi memiliki kontribusi yang berbeda diantaranya karena faktor Relative Biological Effectiveness RBE, Coumpound Biological Effectiveness CBE dan Dose Reduction Factor DRF. Penentuan nilai faktor kualitas radiasi pada BNCT setelah mempertimbangkan faktor-faktor yang mempengaruhi efek biologis. Efek biologis memiliki perbedaan akibat sifat suatu jaringan terhadap materi berbeda radio sensitif, radio resisten dan radio rensponsif. Faktor kualitas radiasi yang digunakan dalam penelitian ini yaitu sebagai berikut. 43 Tabel 14. Faktor kualitas radiasi. Sumber radiasi Faktor bobot radiasi Alfa 3,8 tumor 1,3 jaringan sehat Proton 3,2 Neutron hamburan 3,2 Gamma 1 Sumber: Mika Kortesniemi, 2002. Persamaan yang dilakukan untuk perhitungan dosis total dari dosimetri BNCT mengikuti persamaan 11. ̇ ̇ ̇ ̇ ̇ 11 keterangan : : faktor kualitas radiasi dari alfa : faktor kualitas radiasi dari proton : faktor kualitas radiasi hamburan neutron : faktor kualitas radiasi gamma

BAB IV HASIL PENELITIAN DAN PEMBAHASAN

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 KULIT MELANOMA MENGGUNAKAN MCNPX DENGAN SUMBER NEUTRON DARI KOLOM TERMAL REAKTOR KARTINI.

2 12 98

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