OPTIMASI BAHAN KOLIMATOR DAN DOSIMETRI UJI IN VIVO BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA BEAM PORT TEMBUS REAKTOR KARTINI DENGAN METODE SIMULASI MONTE CARLO N-PARTICLE EXTENDED (MCNPX)

IKNA URWATUL WUSKO, Prof. Dr. Kusminarto;Prof. Yohannaes Sardjono

2016 | Tesis | S2 Ilmu Fisika

Penelitian mengenai optimasi bahan kolimator dan dosimetri uji in vivo Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada beam port tembus reaktor Katini dengan metode simulasi MCNPX telah dilakukan di Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Yogyakarta. Penelitian ini dilakukan sebagai pengujian awal sebelum dilakukannya penelitian tentang uji klinis BNCT. BNCT adalah jenis terapi nuklir alternatif yang memanfaatkan reaksi Boron-10(n,alfa)7Litium yang menghasilkan energi kinetik total 2,79 MeV. Linear Energy Transfer (LET) dari partikel alfa dan recoil 7Li akan terdeposit secara lokal pada rentang jarak 5-9 mikrometer. Optimasi bahan kolimator dilakukan sehingga memenuhi syarat IAEA. Agar memenuhi syarat IAEA penelitian ini melakukan perbaikan desain dan variasi pada beberapa parameter sampai diperoleh kondisi yang optimum yaitu Ni-nat setebal 1,75 cm sebagai dinding kolimator, Al2S3 setebal 29 cm sebagai moderator, Al2O3 setebal 0,5 cm sebagai filter, Pb dan Bi setebal 4 cm sebagai perisai gamma ujung kolimator dan Bi setebal 1,5 cm sebagai perisai gamma pangkal kolimator. Hasil dari optimasi bahan kolimator tersebut diantaranya; fluks neutron epitermal 2,92x10 pangkat 9 n/cm pangkat 2 s, komponen arus 1,16 cm pangkat -1, komponen neutron termal 0,20, komponen dosis neutron cepat 1,41x10 pangkat -13 Gy cm pangkat -2/n dan komponen dosis gamma 3,15x10 pangkat -13 Gy cm pangkat 2/n. Simulasi radiasi uji in vivo ini dilakukan oleh software MCNPX dengan konsentrasi Boron-10 optimal sebesar 47 mikrogram/gram tumor. Laju dosis total yang diterima oleh jaringan tumor sebesar 900x10 pangkat -4 Gy/s. Dosis radiasi pada jaringan tumor sebesar 50+/-3 Gy dengan waktu penyinaran selama 9 menit 10 sekon. Dengan dosis tersebut dosis yang diterima pada jaringan kulit dan jaringan hati sehat berturut-turut sebesar (6,00+/-0,05) x10 pangkat -2 Gy dan (10,00+/-0,05)x10 pangkat -2 Gy. Ini menunjukkan dosis yang diterima jaringan sehat masih dalam batas aman.

A research about the optimation of collimator material and in vivo testing dosimetry Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) on radial piercing beam port Katini nuclear reactor by MCNPX simulation method has been done in the National Nuclear Energy Agency (BATAN) Yogyakarta. This study was conducted as an initial test before doing research on clinical trials of BNCT. BNCT is a type of therapy alternative that used nuclear reaction Boron-10 (n,alfa) 7Li producing 2.79 MeV total kinetic energy. Linear Energy Transfer (LET) of apha particles and 7Li recoil will be deposited locally on the distance range 5-9 micrometer. Collimator material optimization is done so as to qualify IAEA. To be eligible IAEA conducted a study of design improvements and variations on some parameters to optimum condition are Ni-nat thickness of 1.75 cm as a collimator wall, Al2S3 as thick as 29 cm as a moderator, Al2O3 0.5 cm thick as a filter, Pb and Bi thickness of 4 cm as the end of the gamma shield collimators and Bi thickness of 1,5 cm as the base gamma shield collimators. The results from the optimization of collimator material are: epithermal neutron flux of 2.92x10 pangkat 9 n/cm pangkat2 s, 1.16 cm pangkat -1 is the current component, 0.20 is components of thermal neutron, fast neutron dose component is 1.41 x 10 pangkat -13 Gy cm pangkat 2/n and components of the gamma dose is 3.15 x10 pangkat -13 Gy cm pangkat 2/n. Simulating radiation in vivo test is carried out by software MCNPX with a concentration of Boron-10 is used optimally by 47 microgram/gram tumor. The total dose was accepted in the tumor tissue 900 x 10 pangkat -4 Gy/s. Radiation dose on the tumor tissue is 50+/-3 Gy with time irradiation during 9 hours and 10 seconds. With that dose was given into skin tissue and healthy liver tissue consecutive (6.00+/-0.05) x 10 pangkat -2 Gy and (10.00+/-0.05)x10 pangkat -2 Gy. It shows the dose received by healthy tissue is still within safe limits.

Kata Kunci : BNCT, Optimasi, Reaktor Kartini, Uji In vivo, Dosimetri/BNCT,Optimation,Kartini Reactor. in vivo testing,Dosimetri