komputasi dosimetri radiasi dengan metode monte carlo

KOMPUTASI DOSIMETRI RADIASI
DENGAN METODE MONTE CARLO
Razali Rasvid
Jurusan Fisika FMIPA Universitas Negeri Jakarta
Jl. Pemuda no.l0 Jakarta 13220
Abstrak
Penelitian ini bertujuan untuk mengungkapkan aspek-aspek fisis dari Terapi BNCT.
Pemodelan real<si-reaksiantara neutron dengan elemen-elemenpenyusunjaringan dibuat untuk
menghitung serapan neutron dan dosisserapnyapada ketebalan kanker 2 cm dengan kedalaman
kanker yang berbeda-beda 3 cm, 4 cm , dan 5 cm. Dari hasil perhitungan dapat diketahui bahwa
boron sangat dontinan menyerap neutron. Jumlah neutron yang diserap kanker lebih besar dari
jumlah neutron yang diserap oleh jaringan normal. Boron memberikan kontribusi sebesar 84 %o
terhadap dosis yang diserap oleh jaringan dan diperoleh wahu total irradiasi sekitar 155,04
sampai190,47menit.
Kata Kunci : Monre Carlo, BNCT
l.
Pendahuluan
Suatu metode terapi kanker yang baru yaitu terapi tangkapanneutron oleh boron (Boron
Neutron Capture Therapy / BNCT) saat ini sedang dikembangkan di Jepang (Kanda dkk, 1983)
dan di beberapa negara di Eropa (Moss, 1995).Riset-risetBNCT merupakanriset multi disiplin
yang mencakup tiga bidang riset ; (a), Riset Sumber Neutron (mengembangkansumber neutron
untuk terapi), (b) Riset Tissue equivalenl (mengembangkansuatu senyawa yang menyerupai
jaringan sebenamya),(c) Rrse/ Dosimetri Radiasi (mengembangkanteknik dan program komputasi
untuk memprediksi dosis serap jaringan pada terapi serta prediksi aspek-aspek medis lainnya
sebelumsuatu terapi sesungguhnyadilakukan).
Pada terapi BNCT, berkas neutron diiradiasikan / ditembakkan pada jaringan kanker.
Dalam perjalan neutron menuju kanker, neutron berinteraksi dengan elemen- elemen penyusun
jaringan (H, C, N, O, Ca, Cl, dll) dan apabilaterjadi reaksi tangkapanakan dilepaskansejumlah
energi ke lingkungan jaringan. Oleh karena itu perlu diketahui tingkat keamanan terapi meliputi
dosimetri radiasi sepanjang jaringan serta kontribusi boron dan elemen jaringan. Mengingat
dosimetri radiasi neutron yang diserap jaringan tidak dapat diukur secaralangsung pada organ
urbuh yang di terapi, maka diperlukan penelitian-penelitiandengancara membuat jaringan tiruan /
jaringan setara(Tissue Equivalent ) dan melakukanperhitungandosimetri secarakomputasi.
Penelitian ini berfujuan untuk mengembangkansuatu komputasi dosimetri dengan metode
Monte Carlo berbasis PC sehingga dapat digunakan untuk memprediksi distribusi dosis serap
n€utron sepanjangjaringan, memprediksi kontribusi elemen dan boron dalam menyerap neutron,
penelitian adalah ; sumber neutron
memprediksi laju dosis dan waktu total terapi. Batasan-batasan
cpithlrmal dengan 4 spektrum energi,jaringannya berbentuk slab dan isotropik, ketebalanjaringan
normal 3 cm sampai 5 cm dan ketebalankanker 2 cm, jenis interaksi yang terjadi adalah tangkapan
neutron dan tumbukan lenting sempurna,dan jumlah neutron yang disimulasikan sebanyak 100000
partikel neutron.
A - 41
KomputasiDosimetri RadiasidenganMetode Monte Carlo
2.
Pembahasan
2.1
Konsep Terapi Tangkapan Neutron
Keunggulan dari terapi BNCT dilandasi kenyataan bahwa komponen- komponen utama
penyusun jaringan memiliki tampang lintang tangkapan neutron termal yang kecil. Sementara
tampang lintang tangkapan neutron termal oleh boron-IO sangat besar (3838 barn). Sehingga
probabilitas terjadinya tangkapan neutron oleh Boron lebih besar dibandingkan dengan elemenelemen penyusun jaringan. Sebelum di iradiasi dengan neutron termal, boron-IO disuntikan
kedalam tubuh pasien dan telah dirancang secara farmasi agar boron-I0 terkumpul di daerah
kanker. Setiap neutron yang berinteraksi denganboron akan menghasilkanreaksi ;
tlg *
ltt r
'rt-r+ia
(2,4Mey)
(l)
Energi tersebut bila dilepaskan dilingkungan sel akan menyebabkanrusaknya sel kanker
iKobayashi dan Kanda, 1983). Keunggulan lain dari terapi BNCT adalah fraksi energi yang diserap
oleh boronjauh lebih besar dari fraksi energi yang diserap elemenpenyusunjaringan.
2.2
Komputasi BNCT denganMetode Monte Carlo
Metode Monte Carlo adalah metode yang menggunakan random walk atau langkahlangkah acak dalam menjelaskan proses-prosesfisis. Dalam penelitian ini, simulasi Monte Carlo
dibuat untuk mensimulasi perjalanansetiap neutron didalam jaringan yang bersifat acak. Langkah
acak atau random walk yang disimulasikan meliputi ;
Lankahacak l. Menentukankeadaanawal neutron;
posisi awal
cosinusarah awal
energi awal neutron
:
:
:
Xo: (random),Yo: 0, Zo : (random)
Coso: 0 , Co sB : l, Co sy : 0
0 < e' <0,25 , energispektrum1
0,25 < (' < 0,50 , energispektmm2
0,50 < (' <0,75 , energispektrum3
0,75 < (' < 1,00 ,energispektrum4
(dimana(' adalahrandom)
Langkahacak2. Menentukanposisipertamaneutron.
Peluangte{adinya tumbukanpada suatu kedudukanataufungsi distribusipeluangf(L) neutron
adalah
(2)
, 0<L< o
-f (L): E e -z t
Sedangkanpeluang terjadinya tumbukan sepanjanglintasan tersebut atau fungsi distribusi
komulatipF(L) adalah;
F(L) =l - e-Et
(3)
Untuk L yang kontinyu makaF(L) berdistribusi seragamdalam interval (0,1). Sehingga F(Z)
dapatdiwakili olehsuatubilanganacak( yang berdistribusiseragam(0,1).Dengandemikiannilai
L dapatdinyatakandalambilanganacak sebagaiberikut;
I
1 = _ 7 tn ( e
(4)
Proceedings,Komputer dan Sistem Intelijen (KOMMIT
A-42
AuditoriumUniversitasC@
4r
secarafisis,Ladalahjarakbebasrata-rata/meanprepathyangmenyatakanpanjang
posisi pertama neutron adalah ;
neutron sebelum rreut o'n bertumbukan. sehingga
=
X t : X s, Y t : Y s* L, danZ t Z o
Langkah acak 3. SelEksi elemen yang akan ditumbuk'
tumbukan
terdapat-sejumlah n elemen yang berlainan, maka
Apabila di dalam *"oiu1989);
akan terjadi denganelemenke-k menurut (Breismeister'
k - lnJ
\ as
nt
L L'*
Ty
*=1
k= t
*=l
Nilai dari lrr dihitung sebagaiberikut ;
L*@) = (No)r @,k) + o,(e))o
elemenke k dan No adalahjumlah atom
dimana, X11adalahtotal tampanglintang makroskopis
selang0 sampai 1.
elemenke_k. sedangkan(" adalahbilangan acak dalam
Lanskahacak4' Seleksijenisinteraksi'
elastisatautangkapanneutron'
JenisinteraksiyangAipififrsecararandomadalahtumbukan
1989)
seleksinyaadaiahiebagaiberikut(Briesmeister,
attt
<
maka secara berurutan program
Jika pilihan langkah acak adalah tumbukan elastis,
setelah terhambur'
*"rrgiritur,g arah Lamburan neutron dan posisi neutron
maka riwayat neutron berakhir dan |lt'
Jika pilihan langkah acak adalah tangkapan neutron,
elemen yang menangkap neutron, koor'il
direkam kelompok data tangkapan neutron mengenai
jaringan'
terjadinya tangkapandan energiyang diserap
Lanekah acak 5. Menentukanarah hamburanneutron'
dilakukan secararandom dengan
Penentuan arah hamburan setelahterjadi tumbukan
dan sudut azimut { hamburan,
cosinus sudut hambur cos €) (dalam koordinat pusat massa)
c o s O : Z -4 (, , "
d a n $ : 2 rre " "
beberapa
Setelahneutron terhambur,maka neutronakan bergeraklurus
menjadi;
dari L, sehinggaPosisinYa
Xnt
: X i*
Lcosa, Y nt - Y i* L c o s B , Z n t
: Zi * Lcosy
Sedangkanenergineutronsetelahterhambur'
Er=E,
f\ i+ Mz + 2 M c o s @)
(M + t )' z
A-43
KomputasiDosimetri RadiasidenganMetode Monte Carlo
denganM adalah massarelatip elemen dan Cos @ adalahcosinus sudut hambur dalam sistem pusat
massa
3.
Hasil Penelitian
Dari hasil komputasi dosimetri dengan variabel kedalaman letak kanker yang berbeda (3
cm,4 cm dan 5 cm) dan tebal kanker 2 cm diperoleh informasi dosimetri ;
l. Pada perhitungan distribusi neutron berdasarkanspektrum energinya, pada kedalaman 2 cm
jumlah niutron yang memiliki energi (0,152-0,003) eV sama denganjumlah neutron mula-mula
untuk spektrum tersebut. Hal ini menunjukkan bahwa neutron yang memiliki energi diatas (1,520,003) eV akan berkurang energinya menjadi (0,152-0,003)eV. Menurut Moss (1995), neutron
epitermal akan menjadi neutron termal pada kedalaman sekitar 2 cm. Dapat pula diamati bahwa
denganmenggunakansumber neutron epitermal yang polikromatik distribusi neutron dalam kanker
semakindatar jika letak kanker semakin dalam.
2. Walaupun prosentaseboron hanya 0,001 % dalam jaringan normal dan 0,003 .Vodalam kanker,
tetapi boron sangat dominan menyerap neutron dibandingkan dengan hidrogen dan nitrogen.
Sedangkankarbon dan oksigen sangat sedikit menyerap neutron. Jumlah neutron rata-rata yang
diserapkanker lebih besar daripadajumlah neutron rata-ntayang diserapjaringan normal-
Gambar I. Perbandingan Distribusi DosisSerapyang ditimbulkan oleh Boron dengan elemen
jaringan.
3. Dari perhitungan distribusi dosis serap neutron, neutron memberikan kontribusi sekitar 84 %
terhadap dosis yang diserap jaringan. Sedangkan menurut Brownell (1963) kontribusi boron
sebesar86 7o. Sumber neutron yang polikromatik memberikan distribusi dosis serapyang semakin
datarpada kanker jika letak kanker semakin dalam. Suatu keadaanyang menguntungkandari terapi
karena akan memberikan distribusi dosis serap yang rata. Dihubungkan dengan dosis total untuk
mematikan kanker (Allen,1991) sebesar 40 Gy, maka diperlukan waktu total terapi dari hasil
simulasi sebagaiberikut ;
No
'abel 1. l(aktu Total
Laju Dosis
KedalamLetakKanker
(Gv / s)
I
2
J
4.
Kesimpulan
3cm
4cm
5cm
4'3 1
3,8 l 0-7
3 . 5 l 0' 7
Waktu Total Terapi
155,04ment
I75,44 ment
190.47ment
Proceedings,Komputer dan Sistem Intelijen (KOMMIT 2002)
Auditorium UniversitasGunadarma,Jakarta,21 - 22 Agustus 2002
A-44
Dari penelitian dapatdiambil beberapakesimpulansebagaiberikut ;
l. Boron paling dominan menyerap neutron yang diikuti oleh hidrogen dan nitrogen,
sedangkankarbon dan oksigen sangatsedikit menyerapneutron.
Semakin dalam letak kanker, distribusi jumlah neutron berdasarkan spektrum
energinyasemakin datar.
3 . Boron memberikan kontribusi sekitar 84 % terhadap dosis yang diserap jaringan
normal dan kanker.
4. Untuk kedalaman kanker 3 cm sampai 5 cm diperoleh laju dosis serap sebesar 4,3 .
l0-7 Gy sampai 3,5 . l0-7 Gy yang'memberikanwaktu total terapi 155 menit sampai
190menit
5.
Daftar Pustaka
t1]
Allen, B.J., 1991,"Neutron Sourceand Clinical Trials in Boron Neutron CaptureTherapy",
75,609-6I L
Am.J.Roentgenol,
t7l
Brownell, G.L, 1963,Neutron Spectroscopyand Dosimetry at TheMedical TherapyFacility
of MIT Reactor, Neutron Dosimetry vol.I, Vienna.
t3]
Fairchild, R.G, t965, "Development and Dositmetry of an Epithermal Neutron Beam for
*,
PossibleUse in Neutron CaptureTherapy Phys.Med.Biol.vol:I0, 491-504.
t4]
Hatanaka,Sweet, 1979, "Slow-Neutron Captue Therapy for Malignant Tumours ", IAEA-
t5]
t6]
sM-193,t48-173,
Therapyin Japan".
of BoronNeutronCapture
1983,"Experience
Kanda,K, Kobayashi,
Proceedingsof The Sixth International Corzferenceon Radiation, JAERI, 1258-1265.
Moss, R.L, 1995, Boron Neutron Capture Therapyat European ResearchReactor.
Intemational Meeting on ReducedEnrichment for Researchand Test Reactors,Paris.