SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP
|
|
- Liana Kartawijaya
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-19 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP Kasmudin 1 1) Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir BATAN, kasmudin@batan.go.id ABSTRAK SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-19 UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP. Salah satu penggunaan sumber radiasi dalam bidang kesehatan adalah radioterapi untuk menyembuhkan organ tubuh yang terkena tumor atau kanker. Dalam bidang radioterapi dikenal istilah brakiterapi (brachytherapy), yaitu bentuk radioterapi dimana sumber radiasi ditempatkan di dalam atau di tempat yang sedekat mungkin dengan daerah yang memerlukan pengobatan secara radiasi. Setiap jenis sumber radiasi yang digunakan dalam brakiterapi harus memiliki data distribusi dosis serap yang salah satunya adalah fungsi dosis radial, yaitu fungsi untuk menghitung reduksi (pengurangan) laju dosis berdasarkan hamburan dan serapan sinar gamma dalam medium (jaringan lunak tubuh manusia) sepanjang sumbu yang tegak lurus sumber radiasi untuk semua titik-titik dengan sudut polar = 9 o. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mencari fungsi dosis radial dari sumber brakiterapi iridium- 19 (Ir-19). Untuk keperluan menentukan fungsi dosis radial, maka pertama kali harus dilakukan perhitungan laju dosis serap dengan cara simulasi menggunakan software MCNP6. Telah berhasil dilakukan simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir-19 menggunakan software MCNP6 dan menghasilkan data laju dosis arah radial yang kemudian digunakan untuk menentukan fungsi dosis radial. Fungsi dosis radial sumber Ir-19 yang diperoleh dengan fitting data berupa polinomial orde 5 untuk sumber batang adalah g(r) = r.r.1r 3 + 8e-6r 4 1e-7r 5 dengan koefisien determinasi R = 1, yang berarti datanya cocok untuk fungsi polinomial orde 5, sesuai dengan rekomendasi AAPM TG-43U1. Dengan dihasilkannya fungsi dosis radial tersebut, maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat. Kata kunci: simulasi, laju dosis serap, fungsi dosis radial, Ir-19, mcnp. ABSTRACT A SIMULATION OF RADIAL ABSORBED DOSE OF AN IRIDIUM-19 SOURCE FOR BRACHYTHERAPY USING MCNP. One use of radiation sources in the health sector is radiotherapy to cure organs affected by the tumor or cancer. In the field of radiotherapy known term brachytherapy, the form of radiotherapy where a radiation source is placed inside or in a place as close as possible to the area needing radiation treatment. Each type of radiation source used in brachytherapy should have absorbed dose distribution data, one of which is a radial dose function, which is a function to accounts for the reduction of the dose rate based on scattering and absorption in the medium along the transverse axis of the radiation source, for all points where the polar angle equals to 9 o. The purpose of this study was to look for the radial dose function of iridium-19 (Ir-19) brachytherapy source. For the purposes of determining the radial dose function, it must first be done absorbed dose rate calculation by simulation using MCNP6 software. It has been successfully carried out a simulation of the human body absorbed dose of Ir-19 gamma radiation source using the MCNP6 software and generate radial dose rate data which is then used to determine the radial dose function. Radial dose function of Ir-19 sources were obtained by fitting the data is a fifth order polynomial for the cylindrical source is g (r) = r -.r -.1r 3 + 8e-6r 4-1e-7r 5 with a coefficient of determination R = 1, which means that the data is suitable for 5 th order polynomial function, in accordance with the recommendation of the AAPM TG-43U1. With the conclusion of the radial dose function, then the value of radial dose function g (r) for various values of r can be determined accurately. Keywords: simulation, absorbed dose rate, radial dose function, Ir-19, mcnp. 36
2 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN PENDAHULUAN Seiring dengan perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi, penggunaan zat radioaktif sebagai sumber radiasi dalam berbagai bidang kehidupan terus meningkat, termasuk dalam bidang kesehatan. Salah satu penggunaan sumber radiasi dalam bidang kesehatan adalah radioterapi untuk menyembuhkan organ tubuh yang terkena tumor atau kanker. Dalam bidang radioterapi dikenal istilah brakiterapi (brachytherapy), berasal dari kata Yunani brachy yang berarti jarak pendek. Brakiterapi yang juga dikenal sebagai radioterapi internal adalah bentuk radioterapi dimana sumber radiasi ditempatkan di dalam atau di tempat yang sedekat mungkin dengan daerah yang memerlukan pengobatan secara radiasi. Brakiterapi umumnya digunakan sebagai pengobatan yang efektif untuk kanker prostate, payudara, kanker kulit, dan juga dapat digunakan untuk mengobati tumor di beberapa bagian tubuh lainnya [1]. Salah satu teknik terapi kanker serviks adalah iradiasi dengan menggunakan alat brakiterapi. Sayangnya di Indonesia hanya rumah sakit tertentu yang menyediakan fasilitas tersebut. Ditambah lagi mayoritas pasien kanker serviks di Indonesia tidak biasa dengan alat tersebut karena biayanya mahal. Untuk mengatasi persoalan tersebut, maka Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) dalam hal ini Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir (PRFN) mengembangkan alat brakiterapi kanker serviks tersebut dengan menggunakan bahan lokal []. Pada tahun 9, sumber radiasi untuk brakiterapi dengan laju dosis rendah diperkenalkan [3]. Tetapi sumber ini akhirnya tidak jadi digunakan karena untuk satu kali terapi membutuhkan waktu 5 jam hanya untuk satu pasien. Kemudian mulai tahun 1, dikembangkan sumber radiasi untuk brakiterapi dengan laju dosis menengah (medium) menggunakan isotop iridium-19 (Ir-19) dengan aktivitas 5 1 Curie [4]. Sebelum sumber radiasi Ir-19 digunakan untuk brakiterapi, maka harus dilakukan perhitungan terlebih dahulu terhadap distribusi dosis serap pada medium (jaringan lunak tubuh manusia) yang terkena radiasi untuk memastikan bahwa aktivitas sumber, jumlah sumber, dan umur sumber sesuai dengan yang diperlukan atau telah memenuhi persyaratan dalam pengobatan. Seperti yang direkomendasikan oleh protokol AAPM report No. 84 yang merupakan pembaharuan (revisi) dari AAPM-TG 43 bahwa setiap jenis sumber radioaktif yang digunakan dalam brakiterapi harus memiliki data parameter distribusi dosis serap yang salah satunya adalah fungsi dosis serap arah radial atau selanjutnya disebut fungsi dosis radial [5]. Dalam penelitian ini untuk melakukan perhitungan (simulasi) dosis serap oleh jaringan lunak tubuh manusia terhadap radiasi sinar gamma dari sumber Ir-19 digunakan software MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Version 6). MCNP6 adalah software berbasis monte carlo yang dibuat oleh tim monte carlo dari Laboratorium Nasional Los Alamos, USA dan diaplikasikan untuk menyimulasikan perjalanan partikel neutron, foton, dan elektron dalam material tiga dimensi mulai dari partikel atau foton itu lahir kemudian berinteraksi dengan material hingga berakhir di daerah mati [6]. Software ini sangat baik digunakan untuk analisis dosimetri. Metode monte carlo merupakan metode numerik statistik dengan menyimulasikan bilangan acak untuk penyelesaian masalah yang tidak mungkin diselesaikan secara analitik. Sebagai medium simulasi untuk mewakili tubuh manusia digunakan air karena air memiliki kerapatan yang hampir sama dengan jaringan lunak tubuh manusia [5]. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mencari fungsi dosis radial dari sumber radiasi gamma Ir-19 berbentuk batang (silinder). Dan sebagai pembanding juga mencari fungsi dosis radial dari sumber radiasi gamma Ir-19 jika diasumsikan berbentuk titik. METODOLOGI Untuk keperluan perhitungan fungsi dosis radial, maka pertama kali harus dilakukan perhitungan laju dosis serap arah radial. Fungsi dosis radial adalah fungsi untuk menghitung reduksi (pengurangan) laju dosis berdasarkan hamburan dan serapan sinar gamma dalam medium (jaringan lunak tubuh manusia) sepanjang sumbu yang tegak lurus sumber radiasi untuk semua titik-titik dengan sudut polar = 9 o dan dirumuskan sebagai [7]: 37
3 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN D(r,θ ) G(r,θ ) g( r) D(r,θ ) G(r,θ ) dimana: D (r,θ ) = laju dosis pada jarak r (cm) dan = 9 o, (r,θ ) = laju dosis pada D jarak r = 1 cm dan = 9 o, G(r, θ ) = faktor geometri pada pada jarak r (cm) dan = 9 o, dan G(r,θ ) = faktor geometri pada jarak r = 1 cm dan = 9 o. Protokol dosimetri sumber brakiterapi, selain bergantung pada spektrum foton dan medium yang digunakan, juga tergantung pada konstruksi dan geometri sumber radioaktifnya [5]. Untuk lebih jelasnya, posisi suatu titik terhadap sumber radiasi pada (r, ) ditunjukkan pada Gambar 1. Y ujung sumber aktif (rad), : besar sudut di tengah sumber aktif antara titik P(r,) dan sumbu aktif ( o ). Bila sumber radiasi dianggap sebagai titik, maka perhitungan faktor geometri menggunakan rumus [9,1]: 1 G(r) r Sumber radiasi gamma Ir-19 yang dibuat oleh Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR-BATAN) mempunyai bentuk seperti ditunjukkan pada Gambar. Komposisi materi sumber aktif Ir-19 terdiri atas campuran 3% iridium-19 dan 7% platina dengan ukuran panjang 3,5 mm dan diameter,5 mm. Sedangkan kapsul pembungkus sumber aktif terbuat dari stainless steel (SS) AISI 316L sepanjang 5,54 mm, diameter luar 1, mm dan diameter dalam,5 mm. Gambar. Bentuk sumber Ir-19. Gambar 1. Geometri sumber radiasi dalam perhitungan dosis menurut AAPM-TG43 [5,8]. Dari Gambar 1, maka posisi titik P(r, ) adalah posisi titik P pada jarak r = 1 cm dari tengah sumber aktif dan = 9 o (pada sumbu Y), sedangkan posisi titik P(r, ) adalah posisi titik P pada jarak r cm dari tengah sumber aktif dan = 9 o (sepanjang sumbu Y). Karena sumber radiasi gamma Ir-19 adalah sumber radioaktif yang berbentuk silinder kecil atau batang atau garis, maka faktor geometri dihitung dengan rumus [7,8]: G(r, θ) (r L /4), jika θ β o L r sin θ 1 o, jika θ dimana: r : jarak dari titik P(r,) terhadap tengah sumber aktif (cm), L : panjang sumber aktif (cm), β : besar sudut di titik P terhadap ujung- Untuk menentukan fungsi dosis radial, digunakan simulasi dengan MCNP6 dengan melalui tiga tahapan, yaitu membuat inputan, running, dan interpretasi output. Membuat input MCNP dilakukan dengan mengisikan kartu. Terdapat tiga kartu dalam inputan MCNP yaitu kartu sel, kartu permukaan, dan kartu data. Kartu sel dan kartu permukaan merupakan inputan geometri dari obyek yang akan disimulasikan, sementara kartu data merupakan informasi mengenai material obyek simulasi, definisi dari sumber partikel, dan tally atau besaran fisis yang akan dihitung. Urutan pengisian kartu dalam input MCNP diperlihatkan pada Gambar 3. Hal terpenting dalam pemodelan dengan MCNP adalah geometri. Akurasi hasil pemodelan juga sangat ditentukan oleh kesesuaian dengan geometri obyek yang akan dimodelkan [11]. Obyek yang akan disimulasi harus didefinisikan sebagai suatu sel. Untuk sebuah obyek bisa didefinisikan menjadi lebih 38
4 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN Gambar 3. Susunan kartu dalam inputan MCNP [6]. dari satu sel. Pendefinisian menjadi lebih dari satu sel dapat dikarenakan jenis material yang berbeda, bisa dikarenakan sengaja dibedakan, atau dikarenakan kesulitan dalam memodelkan geometrinya. Dalam inputan MCNP, kartu permukaan diisi dengan bentuk dan nilai dari bidang permukaan yang memotong sumbu koordinat. Setelah pengisian inputan geometri obyek dalam kartu sel dan kartu permukaan maka dilanjutkan dengan mengisi kartu data. Yang diisikan dalam kartu data adalah data material, data sumber partikel, tally yang diinginkan, jumlah partikel yang disimulasi, dan lain-lain. Data material yang diisikan dalam kartu data adalah komposisi isotop dari material sel. Penulisan data material juga spesifik karena berupa kode yang akan berkaitan dengan interaksi yang ingin dilakukan oleh MCNP. Karena di dalam library MCNP terdapat berbagai bentuk interaksi dari ketiga partikel (neutron, foton, elektron) dengan beragam isotop. Sumber diartikan sebagai daerah dimana partilel yang disimulasikan itu lahir. Sedangkan tally merupakan besaran fisis yang diinginkan dari hasil simulasi (output MCNP) [6]. Data-data yang digunakan sebagai inputan dalam simulasi ini adalah: model geometri dari jaringan lunak tubuh manusia, model sumber radiasi, dan model dosimetri. Untuk meniru atau mewakili jaringan lunak tubuh manusia digunakan medium air berbentuk bola dengan jari-jari 5 cm dan kemudian model sumber radiasi Ir-19 seperti yang ditunjukkan pada Gambar diasumsikan berada tepat di pusat bola. Sedangkan model dosimetri yang digunakan adalah tally F6 yang akan menghitung deposisi energi atau besar energi radiasi yang diserap oleh medium air dengan satuan MeV/g [1]. Hasil output MCNP6 adalah nilai dari simulasi satu buah partikel atau satu foton. Untuk mendapatkan dosis yang sebenarnya masih harus dikalikan dengan jumlah partikel atau jumlah foton dan lamanya penyinaran [13]. Karena satuan dosis serap adalah gray atau J/kg dan satuan laju dosis adalah gray/s, maka hasil tally F6 yang bersatuan MeV/g perlu dikalikan dengan suatu faktor yang disebut faktor multiplikasi (FM) sehingga hasilnya menjadi gray/s. 1 MeV/g = 1 6 x 1,6 x 1 19 J/(1 3 kg) = 1,6 x 1 1 gray untuk 1 foton. Aktivitas sumber radiasi Ir-19 yang digunakan adalah 1 Ci = 3,7x1 11 foton/s, sehingga faktor multiplikasinya adalah FM = 1,6x1 1 gray x 3,7x1 11 foton/s = 59,74 gray/s. Jumlah foton gamma yang disimulasikan adalah 1 8 dan menggunakan spektrum energi radiasi gamma Ir-19 yang lengkap seperti ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Spektrum energi radiasi gamma Ir-19 [14]. Energi (MeV) Fraksi Energi (MeV) Fraksi Untuk menentukan fungsi dosis radial dilakukan dengan cara fitting data pada berbagai posisi r dari,5 cm 5 cm yang diperoleh dari simulasi dengan MCNP6 dan sesuai dengan standar TG-43 fungsi dosis radialnya berbentuk polinomial orde 5 [1]: 39
5 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN g(r) a a r a r a 3r a 4r a 5r Kemudian sebagai perbandingan pada makalah ini juga ditampilkan fungsi dosis radial jika sumber radiasi Ir-19 diasumsikan berbentuk titik. jarak 5 cm seperti ditunjukkan pada Gambar 3. Pada jarak lebih dari 5 cm, laju dosisnya sudah sangat kecil (sudah tidak efektif lagi)..5e-1 sumber batang sumber titik HASIL DAN PEMBAHASAN Setelah software MCNP6 diberi input berupa model geometri, model sumber radiasi, dan model dosimetri (tally F6), kemudian dirunning, maka dihasilkan nilai laju dosis serap arah radial seperti ditunjukkan pada Tabel. Nilai laju dosis arah radial tersebut jika ditampilkan dalam grafik laju dosis radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi ditunjukkan pada Gambar 4. Tabel. Nilai laju dosis radial Ir-19. (r,θ (Gy/s) D (r) (Gy/s) r (cm) D ) Beda (%) sumber batang sumber titik E E E E E-.399E E E E E E E E E E E E E E E E-4 1.9E E E E E E E E E E E E E E E E-4.551E E E E E E E E E E E Dari Tabel didapat data bahwa nilai laju dosis serap arah radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi antara sumber batang dan sumber titik ada perbedaan sekitar 1% dimana secara keseluruhan nilai laju dosis radial sumber batang selalu lebih kecil dari nilai laju dosis radial sumber titik untuk jarak yang sama. Hal ini disebabkan karena distribusi radiasi sinar gamma untuk sumber titik lebih homogen (isotropis) ke segala arah dibandingkan distribusi radiasi sinar gamma sumber batang. Tetapi keduanya memiliki tren efektivitas laju dosis yang sama yaitu sampai laju dosis radial (Gy/s).E-1 1.5E-1 1.E-1 5.E-.E jarak dari tengah sumber (cm) Gambar 4. Grafik laju dosis radial. Kemudian dengan menggunakan Pers. (1), Pers. (), dan Pers. (3), nilai laju dosis radial pada Tabel bisa diubah menjadi fungsi dosis radial seperti ditunjukkan pada Tabel 3. Nilai fungsi dosis radial pada Tabel 3 tersebut jika ditampilkan dalam grafik fungsi dosis radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi Ir-19 ditunjukkan pada Gambar 5. Tabel 3. Nilai fungsi dosis radial Ir-19. r (cm) g (r) g (r) sumber batang sumber titik Beda (%) Dari Tabel 3 didapat data bahwa nilai fungsi dosis serap arah radial terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi antara sumber batang dan sumber titik tidak jauh berbeda. Perbedaannya hanya,84% dan secara umum nilai fungsi dosis radial sumber batang selalu lebih kecil dari nilai fungsi dosis radial sumber titik untuk jarak yang sama, kecuali pada jarak 4
6 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN cm keduanya bernilai sama, dan pada jarak kurang dari 1 cm nilai fungsi dosis radial sumber batang lebih besar dari nilai fungsi dosis radial sumber titik. Hal ini disebabkan karena faktor geometri antara sumber batang dan sumber titik berbeda. Seperti halnya nilai laju dosis kedua sumber, nilai fungsi dosis kedua sumber juga memiliki tren yang sama seperti ditunjukkan pada Gambar 5. fungsi dosis radial g(r) sumber batang sumber titik jarak dari tengah sumber (cm) Gambar 5. Grafik fungsi dosis radial. Untuk membuktikan bahwa hasil simulasi MCNP6 ini sudah benar, Tabel 4 menyajikan perbandingan beberapa data nilai fungsi dosis radial sumber batang Ir-19 antara hasil simulasi MCNP6 dan referensi [7]. Dari Tabel 4 tersebut terlihat bahwa perbedaan nilai fungsi dosis radial sumber batang hasil simulasi MCNP6 dan referensi [7] sangat kecil. Untuk jarak yang sama, secara umum nilai fungsi dosis radial sumber batang hasil simulasi MCNP6 relatif selalu lebih besar dari nilai fungsi dosis radial sumber batang referensi [7], kecuali pada jarak 1 cm keduanya bernilai sama dan pada jarak cm nilai fungsi dosis radial sumber batang hasil simulasi MCNP6 lebih kecil dari nilai fungsi dosis radial sumber batang referensi [7]. Rata-rata perbedaannya adalah,1%. Tabel 4. Perbandingan beberapa nilai fungsi dosis radial sumber batang Ir-19. r (cm) g (r) g (r) hasil simulasi referensi [7] Beda (%) Sesuai dengan rekomendasi AAPM-TG 43U1, persamaan fungsi dosis radial dicari berdasarkan fitting data nilai fungsi dosis radial terhadap jarak dari tengah sumber radiasi berupa persamaan polinomial orde 5 [1]. Berdasarkan data Tabel 3 dan grafik pada Gambar 5, persamaana polinomial orde 5 fungsi dosis radial untuk sumber batang adalah g(r) r.r r 8e - 6r 1e - 7r dengan koefisien determinasi R = 1 dan persamaan polinomial orde 5 fungsi dosis radial untuk sumber titik adalah g(r) r.11r e - 5r 4e - 6r 9e - 8r dengan koefisien determinasi R = 1. Karena koefisien determinasi, R = 1, baik untuk fungsi dosis radial sumber batang maupun untuk fungsi dosis radial sumber titik, berarti memang terbukti tepat atau cocok rekomendasi dari AAPM-TG 43U1, yaitu bahwa persamaan fungsi dosis radial yang dicari berdasarkan fitting data nilai fungsi dosis radial terhadap jarak dari tengah sumber radiasi adalah berupa persamaan polinomial orde 5. Perbandingan nilai koefisien fungsi polinomial orde 5 dari fungsi dosis radial sumber batang dan sumber titik ditunjukkan pada Tabel 5. Tabel 5. Perbandingan koefisien fungsi dosis radial polinomial orde 5. Koefisien sumber batang sumber titik a a A..11 A 3.1 6e-5 A 4 8e-6 4e-6 A 5 1e-7 9e-8 Nilai R 1 1 Dengan dihasilkannya Pers. (5) dan Pers. (6), maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat. Misalnya untuk menentukan nilai fungsi dosis radial g(r) pada jarak r = 4.5 cm dari tengah sumber Ir-19, maka nilai r ini disubstitusikan ke Pers. (5) sehingga di dapat nilai fungsi dosis radial g(r) = dan kemudian bila nilai r ini disubstitusikan ke Pers. (6) di dapat nilai fungsi dosis radial g(r) = Nilai fungsi dosis radial untuk sembarang nilai r yang lain bisa dihitung dengan menggunakan Pers. (5) 41
7 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN untuk sumber radiasi gamma bentuk batang dan menggunakan Pers. (6) untuk sumber radiasi gamma bentuk titik. KESIMPULAN Dari uraian di atas bisa diambil kesimpulan bahwa software MCNP bisa digunakan untuk pemodelan dan simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir-19, baik untuk sumber bentuk batang maupun sumber bentuk titik. Telah berhasil dilakukan simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir- 19 menggunakan software MCNP dan menghasilkan data laju dosis arah radial yang kemudian digunakan untuk menentukan fungsi dosis radial. Fungsi dosis radial merupakan salah satu parameter sumber brakiterapi yang harus ditentukan terlebih dahulu sebelum digunakan untuk terapi. Fungsi dosis radial sumber Ir-19 yang diperoleh dengan fitting data berupa polinomial orde 5 untuk sumber batang adalah g(r) = r.r.1r 3 + 8e-6r 4 1e-7r 5 dan untuk sumber titik adalah g(r) = r.11r 6e-5r 3 + 4e-6r 4 9e-8r 5. Kedua fungsi dosis radial tersebut mempunyai koefisien determinasi R = 1, yang berarti datanya cocok untuk fungsi polinomial orde 5, sesuai dengan rekomendasi AAPM TG-43U1. Dengan dihasilkannya fungsi dosis radial, maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat. UCAPAN TERIMA KASIH Dengan selesainya penulisan kti ini, saya mengucapkan terima kasih kepada Kepala Bidang Mekanik, Struktur, dan Proses PRFN, Bapak Dr. Ir. M. Dhandhang Purwadi atas konsultasinya dan juga bantuannya dalam menyediakan komputer canggih untuk running MCNP. Saya juga mengucapkan terima kasih kepada Bapak Dipl.-Ing. Ari Satmoko, DEA atas diskusi dan konsultasinya. DAFTAR PUSTAKA 1. Bahn, D.K., Treatment of Prostate Cancer: Radioactive Seed Implantation, Cancer News on the Net, Department of Radiology, Crittenton Hospital, Rochester, 11.. A. Satmoko, T. Harjanto, I.M. Putra, and Kristiyanti, The Preliminary Prototype of Medium Dose Rate Brachyterapy Equipment, Atom Indonesia Vol. 39 No., T. Harjanto, Perekayasaan Brachyterapy Low Doserate, Technical Report, PRPNbatan, Serpong, A. Susila, A. Satmoko, A. Rifai, dan Kristiyanti, Perekayasaan Brachyterapy Medium Doserate, Jurnal Perangkat Nuklir, Vol. 5, No. 1, Mei Purwaningsih, A., Simulasi Dosis Radial Sumber Brakiterapi Iridium-19 Tipe H-1 dengan Menggunakan MCNPX.6., Prosiding Seminar Pertemuan Ilmiah Tahunan Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN, Jakarta, 8 9 November Rasito, Pengenalan MCNP untuk Pengkajian Dosis, Pusat Pendidikan dan Pelatihan, BATAN, BrachyPLAN User's Guide and Tutorial, sonotech-gesellschaft für sonographische Technologie mbh, Germany, Ibon Suparman, Sunarhadijoso Soenarjo, Heru Prasetio, Program Komputasi Isodosis dan TPS Seed 15 I untuk Brakiterapi, Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka, Volume 14, Nomor, Oktober Nath, R., et.al., Dosimetry of Interstitial Brachytherapy Sources: Recommendation of The AAPM Radiation Therapy Committee Task Group No. 43, Medical Physics, Vol., No., February M.J. Rivard, B.M.Coursey, L.A. DeWerd et al, "Update of AAPM Task Group No. 43 Report: A revised AAPM protocol for brachytherapy dose calculations," Medical Physics Vol. 31, , Rasito, dkk., Pemetaan Dosis Radiasi Gamma di Fasilitas Kalibrasi PTNBR untuk Sumber 6 Co 4 GBq dengan MCNP5, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Fungsional 4
8 YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 15 ISSN Pengembangan Teknologi Nuklir IV, Jakarta, 15 Desember Shultis, J.K. and Faw, R.E, An MCNP Primer, Department of Mechanical and Nuclear Engineering, Kansas State University, Manhattan, Kristiyanti, Edy Karyanta, Analisis Dosis Radiasi pada Kolam Iradiator Gamma MCi Menggunakan MCNP, Majalah Prima, Volume 11, Nomor, PRPN- BATAN Puspiptek Serpong, pdf. TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Apakah pernah dilakukan interkomparasi dengan software lain seperti microshield?. Bagaimana cara interkomparasi data agar dapat dikatakan valid? 3. Mohon dijelaskan hubungan antara sumber titik dengan sumber batang! Jawaban 1. Belum pernah.. Interkomparasi data hasil simulasi dilakukan dengan membandingkan data hasil dengan data referensi yang digunakan (lihat Tabel 4.) 3. Bentuk sumber Ir-19 yang sebenarnya adalah batang (silinder), sedangkan sumber Ir-19 digunakan sebagai pembanding. 43
PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP
PERHITUNGAN KETEBALAN BAHAN PERISAI Pb SEBAGAI KONTAINER ISOTOP Ir-192 UNTUK BRAKITERAPI MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP Kristiyanti 1, Kasmudin 1 1) PRFN-BATAN, email: kristiyantiwst@yahoo.com, kasmudin@batan.go.id
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah suatu penyakit yang disebabkan oleh adanya sel-sel yang membelah secara abnormal tanpa kontrol dan mampu menyerang jaringan sehat lainnya. Data
Lebih terperinciPENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.
PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX Ajeng Sarinda Yunia Putri 1, Suharyana 1, Muhtarom 2 1 Prodi Fisika, Universitas Sebelas Maret,
Lebih terperinciKARAKTERISTIK KUAT KERMA DAN KONSTANTA LAJU DOSIS SUMBER Ir-192 mhdr BERDASARKAN SIMULASI MONTE CARLO
KARAKTERISTIK KUAT KERMA DAN KONSTANTA LAJU DOSIS SUMBER Ir-192 mhdr BERDASARKAN SIMULASI MONTE CARLO S.Aisah 1, Heru Prasetio 2, dan M.Fadli 1 1 Departemen Fisika, FMIPA, Universitas Indonesia 2 Pusat
Lebih terperinciSIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
290 Simulasi Efisiensi Detektor Germanium Di Laboratorium AAN PTNBR Dengan Metode Monte Carlo MCNP5 ABSTRAK SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
Lebih terperinciANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP
ANALISIS DOSIS RADIASI PADA KOLAM AIR IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN MCNP Kristiyanti, Edy Karyanta Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir - BATAN Email : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI
Lebih terperinciSIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Muhayatun S., dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri
Lebih terperinciPerhitungan Laju Dosis Serap untuk Simulasi Terapi Kanker Serviks dengan Metode High Dose Rate Berdasarkan TG-43U1
Perhitungan Laju Dosis Serap untuk Simulasi Terapi Kanker Serviks dengan Metode High Dose Rate Berdasarkan TG-43U1 Saumi Ramdhani 1, Siti Nurul Khotimah 1, Susila Wardaya 2 dan Freddy Haryanto 1 1 Program
Lebih terperinciPENENTUAN DISTRIBUSI DOSIS SUMBER RADIASI LDR 192 Ir BRAKITERAPI MENGGUNAKAN FILM GAFCHROMIC EBT 2 DI MEDIUM AIR DAN UDARA
PENENTUAN DISTRIBUSI DOSIS SUMBER RADIASI LDR 192 Ir BRAKITERAPI MENGGUNAKAN FILM GAFCHROMIC EBT 2 DI MEDIUM AIR DAN UDARA Rifki Andrian 1, Margo S 1, Heru Prasetio 1,2, Atang 3, dan T Harianto 3 1 Departemen
Lebih terperinciSIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5
ABSTRAK SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Annisatun Fathonah dan Suharyana Jurusan Fisika FMIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami No.36
Lebih terperinciBAB III METODOLOGI PENELITIAN
BAB III METODOLOGI PENELITIAN 3.1. Tempat dan Waktu Penelitian Penelitian ini dilakukan di laboratorium Komputasi Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Sebelas Maret, Surakarta dengan
Lebih terperinciPERMANENT SEED IMPLANT DOSIMETRY (PSID) VERSI 4.5 SEBAGAI PROGRAM ISODOSIS DAN TREATMENT PLANNING SYSTEM (TPS) UNTUK BRAKITERAPI
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 1410-8542 Journal of Radioisotopes and Radiopharmaceuticals Vol 17 No 1 April 2014 PERMANENT SEED IMPLANT DOSIMETRY (PSID) VERSI 4.5 SEBAGAI PROGRAM ISODOSIS DAN
Lebih terperinciSIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito, P. Ilham Y., Rini Heroe Oetami, dan Ade Suherman Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari
Lebih terperinciMetode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis.
Bab II. Teori Dasar II.1. Metode Monte Carlo Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis. Metode ini sering digunakan untuk
Lebih terperinciTREATMENT PLANNING SYSTEM PADA KANKER PROSTAT DENGAN TEKNIK BRACHYTERAPY
TREATMENT PLANNING SYSTEM PADA KANKER PROSTAT DENGAN TEKNIK BRACHYTERAPY Junios )*, Kariman D ) STIKes Prima Nusantara Bukittinggi, Jl. Kusuma Bhakti No. 99 Gulai Bancah STKIP PGRI Sumatera Barat, Padang,
Lebih terperinciANALISIS POTENSI KETIDAK-PRESISIAN POSISI SUMBER ISOTOP IRIDIUM-192 AKIBAT LINTASAN BELOKAN PADA PERANGKAT BRAKITERAPI DOSIS SEDANG
SEMINAR NASIONAL ANALISIS POTENSI KETIDAK-PRESISIAN POSISI SUMBER ISOTOP IRIDIUM-192 AKIBAT LINTASAN BELOKAN PADA PERANGKAT BRAKITERAPI DOSIS SEDANG Ari Satmoko Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN, Kawasan
Lebih terperinciPEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5
PEMETAAN DOSIS RADIASI GAMMA DI FASILITAS KALIBRASI PTNBR UNTUK SUMBER 60 Co 400 GBq DENGAN MCNP5 Rasito, Rini H. Oetami, Tri Cahyo L., Endang Kurnia, Suhulman, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin Pusat Teknologi
Lebih terperinciKARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT
KARAKTERISASI DOSIMETRI SUMBER BRAKITERAPI IR-192 MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT Mahmudi Rio Putra (1), Dian Milvita (1), Heru Prasetio (2) (1) Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas, Padang Kampus Unand
Lebih terperinciJURNAL IPTEKS TERAPAN Research of Applied Science and Education V10.i3 ( )
TREATMENT PLANNING SYSTEM PADA KANKER PROSTAT DENGAN TEKNIK BRACHYTERAPY Junios *, Kariman D STIKes Prima Nusantara Bukittinggi, Jl. Kusuma Bhakti No. 99 Gulai Bancah STKIP PGRI Sumatera Barat, Padang,
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM
ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN KONTAINER PERALATAN BRAKITERAPI MDR UNTUK TERAPI KANKER LEHER RAHIM Kristiyanti, Abdul Jalil Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, Kawasan Puspiptek Serpong 15314 Abstrak ANALISIS
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) BATAN E-mail : kristiyantiwst@yahoo.com ABSTRAK
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah sel yang pertumbuhan dan penyebarannya tidak terkontrol. Pertumbuhannya menyebar ke sekitar jaringan dan dapat bermetasis pada tempat yang jauh. Penyakit
Lebih terperinciUNIVERSITAS INDONESIA DISTRIBUSI DOSIS SUMBER IRIDIUM-192 LDR BRAKITERAPI MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO DENGAN PROTOKOL AAPM TG-43 SKRIPSI.
DISTRIBUSI DOSIS SUMBER IRIDIUM-192 LDR BRAKITERAPI MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO DENGAN PROTOKOL AAPM TG-43 SKRIPSI Effendy 0305020349 FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM PROGRAM STUDI FISIKA
Lebih terperinciAnalisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo
Analisis Persamaan Respon Dosis Thermoluminescent Dosimeter (TLD) Pada Spektrum Sinar-X Menggunakan Metode Monte Carlo Merina Handayani 1, Heru Prasetio 2, Supriyanto Ardjo Pawiro 1 1 Departemen Fisika,
Lebih terperinciKARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO
KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO Rasito, Zulfahri, S. Sofyan, F. Fitriah, Widanda*) ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER
Lebih terperinci1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World
1BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker merupakan salah satu penyakit tidak menular yang menjadi masalah kesehatan masyarakat baik di dunia maupun di Indonesia. Di dunia, 21% dari seluruh kematian
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X VEETHA ADIYANI
PENENTUAN DOSIS SERAP RADIASI- 99m Tc PADA TUMOR PARU-PARU DALAM TAHAP DIAGNOSIS MENGGUNAKAN SOFTWARE MONTE CARLO N-PARTICLE X Disusun oleh: VEETHA ADIYANI M0209054 SKRIPSI JURUSAN FISIKA FAKULTAS MATEMATIKA
Lebih terperinciPENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co
PENENTUAN KARAKTERISASI CERROBEND SEBAGAI WEDGE FILTER PADA PESAWAT TELETERAPI 60 Co M. Azam, K. Sofjan Firdausi, Sisca Silvani Jurusan Fisika, FMIPA,Universitas diponegoro ABSTRACT Wedge filter usually
Lebih terperinciPERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60
PERANCANGAN RUANGAN RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN SUMBER Co-60 Kristiyanti, Budi Santoso, Abdul Jalil, Sukandar PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang Selatan, 15310 ABSTRAK. PERANCANGAN
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN. Salah satu bentuk pemanfaatan radiasi pengion adalah untuk terapi atau yang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Salah satu bentuk pemanfaatan radiasi pengion adalah untuk terapi atau yang dinamakan radioterapi. Penggunaan radiasi pengion dalam pengobatan ini dimulai setelah penemuan
Lebih terperinciPerkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak
Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV Azizah 1, Abdurrouf 1, Bunawas 2 1) Jurusan Fisika Universitas Brawijaya Malang
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kanker adalah penyakit akibat pertumbuhan yang tidak normal dari sel-sel jaringan tubuh yang berubah menjadi sel kanker. Sel-sel kanker ini dapat menyebar ke
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciHUBUNGAN ANTARA LAJU DOSIS SERAP AIR DENGAN LAPANGAN RADIASI BERKAS ELEKTRON PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK ELEKTA
HUBUNGAN ANTARA LAJU DOSIS SERAP AIR DENGAN LAPANGAN RADIASI BERKAS ELEKTRON PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK ELEKTA C. Tuti Budiantari, Nurman R. Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN
Lebih terperinciSELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL. Masril. Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP
Prosiding Seminar Nasional Fisika ISBN 979-25-1950-5 Hal 257-263 SELF-ABSORPTION COMPUTING OF PHOTON GAMMA IN VOLUMETRIC SAMPEL Masril Dosen Jurusan Fisika FMIPA UNP Have been measurement of gamma ray
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah. Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah 1.1.1 Latar belakang Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan peningkatan dari waktu ke waktu. Dalam bidang kedokteran, pemanfaatan
Lebih terperinciANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF
ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF KRISTIYANTI, WIRANTO BUDI SANTOSO, ISTOFA PUSAT REKAYASA PERANGKAT NUKLIR Abstrak ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF.
Lebih terperinciAnalisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi
Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi Fiqi Diyona 1,*, Dian Milvita 1, Sri Herlinda 2, Kri Yudi Pati Sandy 3 1 Jurusan Fisika
Lebih terperinciANALISIS KUALITAS RADIASI DAN KALIBRASI LUARAN BERKAS FOTON 6 DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK VARIAN CLINAC CX 4566 ABSTRAK
SEMINAR NASIONAL ANALISIS KUALITAS RADIASI DAN KALIBRASI LUARAN BERKAS FOTON 6 DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK VARIAN CLINAC CX 4566 Cacaelia Tuti Budiarti 1, Nurman Rajagukguk 2, Assef Firnando
Lebih terperinciTEORI DASAR RADIOTERAPI
BAB 2 TEORI DASAR RADIOTERAPI Radioterapi atau terapi radiasi merupakan aplikasi radiasi pengion yang digunakan untuk mengobati dan mengendalikan kanker dan sel-sel berbahaya. Selain operasi, radioterapi
Lebih terperinciSIMULASI DISTRIBUSI DOSIS SERAP PADA BRACHYTHERAPY PROSTAT MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN MODEL SEED IMPLANT ISOAID ADVANTAGE TM IAPd-103A
SIMULASI DISTRIBUSI DOSIS SERAP PADA BRACHYTHERAPY PROSTAT MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNP5 DENGAN MODEL SEED IMPLANT ISOAID ADVANTAGE TM IAPd-103A Disusun oleh : POUNDRA SETIAWAN M0211058 SKRIPSI Diajukan untuk
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah Di seluruh dunia, kanker merupakan penyakit mematikan pada urutan kedua setelah penyakit kardiovaskular. Pada tahun 2012, penelitian yang dilakukan oleh International
Lebih terperinciPRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir
ABSTRAK PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir Suhartono, Suparno, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PRARANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN
Lebih terperinciRANCANG BANGUN SISTEM MEKANIK PEMBATAS PENGGERAK SELING PADA PERANGKAT BRAKITERAPI DOSIS SEDANG UNTUK KANKER SERVIK
RANCANG BANGUN SISTEM MEKANIK PEMBATAS PENGGERAK SELING PADA PERANGKAT BRAKITERAPI DOSIS SEDANG UNTUK KANKER SERVIK Nur Khasan, Tri Harjanto, Ari Satmoko PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 71, Tangerang
Lebih terperinciRANCANG BANGUN SISTEM MEKANIK PEMBATAS PENGGERAK SELING PADA PERANGKAT BRAKITERAPI DOSIS SEDANG UNTUK KANKER SERVIK
RANCANG BANGUN SISTEM MEKANIK PEMBATAS PENGGERAK SELING PADA PERANGKAT BRAKITERAPI DOSIS SEDANG UNTUK KANKER SERVIK Nur Khasan, Tri Harjanto, Ari Satmoko Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir (PRPN) BATAN E-mail
Lebih terperinciEVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN
EVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN Ismail T., Syamsir Dewang, Bualkar Abdullah Jurusan Fisika, Fakultas
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI
ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju ABSTRAK ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali, Beny Syawaludin Pusat Rekayasa Perangkat
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN BERAT KONTAINER SUMBER Ir-192 AKTIVITAS 10 Ci UNTUK BRAKITERAPI HDR
PROSDNG SEMNAR PENELTAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLR ANALSS PERHTUNGAN BERAT KONTANER SUMBER r-192 AKTVTAS 1 Ci UNTUK BRAKTERAP HDR Kristiyanti, Tri Harjanto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN,PUSPPTEK
Lebih terperinciBORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT)
BAB 3 BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), merupakan terapi kanker dengan memanfaatkan reaksi penangkapan neutron termal oleh isotop boron-10 yang kemudian menghasilkan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Seiring dengan perkembangan zaman, teknologi di bidang kesehatan juga semakin berkembang. Saat ini yang mendapatkan perhatian khusus di dunia kesehatan adalah tumor.
Lebih terperinciPENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER. Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih *
PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE CARLO: SIMULASI INTERAKSI NEUTRON PERTAMA PADA GEOMETRI SILINDER Topan Setiadipura, Anik Purwaningsih * ABSTRAK PENGEMBANGAN AWAL KODE KOMPUTER METODA MONTE
Lebih terperinciBAB III BESARAN DOSIS RADIASI
BAB III BESARAN DOSIS RADIASI Yang dimaksud dengan dosis radiasi adalah jumlah radiasi yang terdapat dalam medan radiasi atau jumlah energi radiasi yang diserap atau diterima oleh materi yang dilaluinya.
Lebih terperinciJurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Hasanuddin
ANALISIS PENGGUNAAN BOLUS PADA PASIEN KANKER DI DAERAH SUPERFISIAL YANG DIRADIASI DENGAN 6 MeV MENGGUNAKAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) Anwar Latif, Dr.Bualkar Abdullah, Prof.Dr.Dahlang Tahir, Satrial
Lebih terperinciBAB III PROTOKOL PENANGANAN KANKER PROSTAT DENGAN EKSTERNAL BEAM RADIATION THERAPY (EBRT)
BAB III PROTOKOL PENANGANAN KANKER PROSTAT DENGAN EKSTERNAL BEAM RADIATION THERAPY (EBRT) 3.1 Protokol Standar Penanganan Kanker Prostat dengan Teknik EBRT 7 Protokol standar pada penanganan kanker prostat
Lebih terperinciPEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5 Rasito 1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung
Lebih terperinciSIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI
Simulasi Monte Carlo...(Rasito, dkk) SIMULASI MONTE CARLO UNTUK PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS TANAH DENGAN SPEKTROMETER GAMMA IN-SITU TERKOLIMASI Rasito, Putu Sukmabuana, dan Tri Cahyo Laksono PSTNT - BATAN
Lebih terperinciANALISIS HASIL PENGUKURAN PERCENTAGE DEPTH DOSE (PDD) BERKAS ELEKTRON LINAC ELEKTA RSUP DR. SARDJITO
ANALISIS HASIL PENGUKURAN PERCENTAGE DEPTH DOSE (PDD) BERKAS ELEKTRON LINAC ELEKTA RSUP DR. SARDJITO Suharni*, Kusminarto**, Pramudita Anggraita* *Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Jl. Babarsari
Lebih terperinciDESAIN DAN PEMBUATAN PERANGKAT BANTU KOTAK REKONSTRUKSI UNTUK SIMULASI PADA FASILITAS TPS (TREATMENT PLANNING SYSTEM) BRAKITERAPI UNTUK KANKER SERVIK
DESAIN DAN PEMBUATAN PERANGKAT BANTU KOTAK REKONSTRUKSI UNTUK SIMULASI PADA FASILITAS TPS (TREATMENT PLANNING SYSTEM) BRAKITERAPI UNTUK KANKER SERVIK Nur Khasan 1, Wahyuni Z.I 2, Donny Nurmayady 3 1,2,3
Lebih terperinciPENGARUH VARIASI AIR GAP TERHADAP DOSIS SERAP PENYINARAN BERKAS ELEKTRON PADA PESAWAT LINAC SIEMENS / PRIMUS M CLASS 5633
Youngster Physics Journal ISSN : 2303-7371 Vol. 3, No. 3, Juli 2014, Hal 217-222 PENGARUH VARIASI AIR GAP TERHADAP DOSIS SERAP PENYINARAN BERKAS ELEKTRON PADA PESAWAT LINAC SIEMENS / PRIMUS M CLASS 5633
Lebih terperinciPENGARUH SUDUT GANTRI TERHADAP KONSTANSI DOSIS SERAP DI AIR PESAWAT TELETERAPI Co-60 XINHUA MILIK RUMAH SAKIT dr. SARJITO YOGYAKARTA
C Tuti Budiantari, dkk. ISSN 016-318 73 PENGARUH SUDUT GANTRI TERHADAP KONSTANSI DOSIS SERAP DI AIR PESAWAT TELETERAPI Co-60 XINHUA MILIK RUMAH SAKIT dr. SARJITO YOGYAKARTA C Tuti Budiantari dan Nurman
Lebih terperinciPENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN
PENENTUAN TEBAL PERISAI RADIASI PERANGKAT RADIOTERAPI EKSTERNAL Co-60 UNTUK POSISI PENYINARAN Kristiyanti, Budi Santoso, Leli Yuniarsari, Wiranto B.S. Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10.
ABSTRAK ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI PERANGKAT RIA IP10. Benar Bukit, Kristiyanti, Hari Nurcahyadi Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir-BATAN ANALISIS PERHITUNGAN KETEBALAN PERISAI RADIASI
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kanker adalah penyakit yang timbul karena adanya pertumbuhan yang tidak normal pada sel jaringan tubuh. Disebut tidak normal, karena sel-sel tumbuh dengan cepat dan
Lebih terperinciANALISIS KESEIMBANGAN KONSTRUKSI PESAWAT TDS BRAKITERAPI MEDIUM DOSE RATE
ABSTRAK ANALISIS KESEIMBANGAN KONSTRUKSI PESAWAT TDS BRAKITERAPI MEDIUM DOSE RATE Bandi Parapak Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir Kawasan Puspiptek, Gedung 71 Lt. 2, Serpong, Tangerang Selatan ANALISIS KESEIMBANGAN
Lebih terperinciINTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK
INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK Moeridun Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten. ABSTRAK INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL
Lebih terperinciANALISIS DOSIS SERAP RADIASI PADA PERBEDAAN DIMENSI DAN BENTUK LAPANGAN PENYINARAN BERKAS RADIASI FOTON 6 MV
ANALISIS DOSIS SERAP RADIASI PADA PERBEDAAN DIMENSI DAN BENTUK LAPANGAN PENYINARAN BERKAS RADIASI FOTON 6 MV Oleh, Hieronimus Honorius Lada NIM: 642014801 TUGAS AKHIR Diajukan kepada Program Studi Fisika,
Lebih terperinciANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK
ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK Kristiyanti 1, Wahyuni Z Imran 1, Lely Yuniarsari 1 1 Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir BATAN ABSTRAK ANALISIS WAKTU
Lebih terperinciSIMULASI DISTRIBUSI SUHU KOLAM IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN FLUENT
SIMULASI DISTRIBUSI SUHU KOLAM IRADIATOR GAMMA 2 MCi MENGGUNAKAN FLUENT Sanda, Kasmudin Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir, BATAN, Tangerang Selatan, Indonesia. Email : sanda@batan.go.id, kasmudin@batan.go.id
Lebih terperinciPERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF
PERANCANGAN PERISAI RADIASI PADA KEPALA SUMBER UNTUK PESAWAT RADIOTERAPI EKSTERNAL MENGGUNAKAN CO-60 PADA POSISI BEAM OFF Leli Yuniarsari, Kristiyanti, Bang Rozali,Beny Syawaludin PRPN BATAN, Kawasan PUSPIPTEK,
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS SERAP LAPANGAN RADIASI PERSEGI PANJANG BERKAS FOTON 10 MV DENGAN PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN
PENENTUAN DOSIS SERAP LAPANGAN RADIASI PERSEGI PANJANG BERKAS FOTON 10 MV DENGAN PENGUKURAN DAN PERHITUNGAN SRI INANG SUNARYATI Puslitbang Keselamatan Radiasi dan Biomedika Nuklir Batan ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciPENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI MCNP. D. Andiwijayakusuma *
Pengembangan Antarmuka Konversi File Data Nuklir Terevaluasi pada Rentang Suhu. (Dinan Andiwijakusuma) PENGEMBANGAN ANTARMUKA KONVERSI FILE DATA NUKLIR TEREVALUASI PADA RENTANG SUHU TERTENTU UNTUK APLIKASI
Lebih terperinciPERBANDINGAN DOSIS TERHADAP VARIASI KEDALAMAN DAN LUAS LAPANGAN PENYINARAN (BENTUK PERSEGI DAN PERSEGI PANJANG) PADA PESAWAT RADIOTERAPI COBALT-60
PERBANDINGAN DOSIS TERHADAP VARIASI KEDALAMAN DAN LUAS LAPANGAN PENYINARAN (BENTUK PERSEGI DAN PERSEGI PANJANG) PADA PESAWAT RADIOTERAPI COBALT-60 Dortua Helena Sidabutar dan Evi Setiawati Jurusan Fisika,
Lebih terperinciPERHITUNGAN GERAK FLEKSIBELITAS SUMBER RADIASI ISOTOP IR 192 DI DALAM LUBANG TUBE PADA PERANGKAT BRAKITERAPI UNTUK TERAPI KANKER S
SEMINAR NASIONA SDM TEKNOOGI NUKIR VII YOGYAKARTA, 16 NOVEMBER 011 PERHITUNGAN GERAK FEKSIBEITAS SUMBER RADIASI ISOTOP IR 19 DI DAAM UBANG TUBE PADA PERANGKAT BRAKITERAPI UNTUK TERAPI KANKER S Sanda, Ari
Lebih terperinciANALISA DOSIS RADIASI KANKER MAMMAE MENGGUNAKAN WEDGE DAN MULTILEAF COLLIMATOR PADA PESAWAT LINAC
ANALISA DOSIS RADIASI KANKER MAMMAE MENGGUNAKAN WEDGE DAN MULTILEAF COLLIMATOR PADA PESAWAT LINAC Sri Rahayu*, Bidayatul Armynah**, Dahlang Tahir** *Alumni Jurusan Fisika Konsentrasi Fisika Medik FMIPA
Lebih terperinciBuletin Fisika Vol. 8, Februari 2007 : 31-37
31 Buletin Fisika Vol. 8, Februari 2007 : 31-37 Pengaruh Posisi dan Sudut Penyinaran Pada Radio Terapi Kanker Dengan Menggunakan Metode Clarkson s (Ratnawati I Gusti Ayu, Suharta W.G., Widyatmika I Putu,
Lebih terperinciJurnal Fisika Unand Vol. 3, No. 2, April 2014 ISSN
STUDI AWAL UJI PERANGKAT KAMERA GAMMA DUAL HEAD MODEL PENCITRAAN SINGLE PHOTON EMISSION COMPUTED TOMOGRAPHY (SPECT) MENGGUNAKAN SUMBER RADIASI MEDIUM ENERGY Ra 226 Friska Wilfianda Putri 1, Dian Milvita
Lebih terperinciDOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY
Dosis Boron Neutron (Ahdika Setiyadi) 65 DOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA KANKER KULIT (MELANOMA MALIGNA) MENGGUNAKAN MCNPX-CODE DENGAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT TEMBUS REAKTOR KARTINI
Lebih terperinciWidyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: ISSN
Widyanuklida, Vol. 14 No. 1, November 2014: 22-27 ISSN 1410-5357 Fasilitas Sumber Terbungkus Iridium-192untuk Radiografi Industri Storage Facility of Iridium-192 Sealed Source for Industrial Radiography
Lebih terperinciPENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO
Prosiding Seminar Nasional Fisika 2010 ISBN : 978 979 98010 6 7 PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO Rasito 1, R.H. Oetami, Zulfakhri, Tri Cahyo L.,
Lebih terperinciBerkala Fisika ISSN : Vol. 16, No. 4, Oktober 2013, hal
Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 16, No. 4, Oktober 2013, hal 131-138 PEMBUATAN KURVA ISODOSIS 2D DENGAN MENGGUNAKAN KURVA PERCENTAGE DEPTH DOSE (PDD) DAN PROFIL DOSIS DENGAN VARIASI KEDALAMAN UNTUK
Lebih terperinciKOREKSI KURVA ISODOSIS 2D UNTUK JARINGAN NONHOMOGEN MENGGUNAKAN METODE TAR (TISSUE AIR RATIO)
KOREKSI KURVA ISODOSIS 2D UNTUK JARINGAN NONHOMOGEN MENGGUNAKAN METODE TAR (TISSUE AIR RATIO) Ryan Kurniawan, Vincensius Gunawan dan Choirul Anam Jurusan Fisika, Fakultas Sains dan Matematika, Universitas
Lebih terperinciVERIFIKASI PENENTUAN LAJU DOSIS SERAP DI AIR BERKAS FOTON 6 MV DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100 C MILIK RUMAH SAKIT
VERIFIKASI PENENTUAN LAJU DOSIS SERAP DI AIR BERKAS FOTON 6 MV DAN 10 MV PESAWAT PEMERCEPAT LINIER MEDIK CLINAC 2100 C MILIK RUMAH SAKIT dr. CIPTO MANGUNKUSUMO Nurman R. dan C. Tuti Budiantari Pusat Teknologi
Lebih terperinciPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON
MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciUNIVERSITAS INDONESIA. PENENTUAN PARAMETER DISTRIBUSI DOSIS DALAM AIR DARI SUMBER BRAKITERAPI Ir-192 HDR (HIGH-DOSE RATE) DENGAN MONTE CARLO TESIS
UNIVERSITAS INDONESIA PENENTUAN PARAMETER DISTRIBUSI DOSIS DALAM AIR DARI SUMBER BRAKITERAPI Ir-192 HDR (HIGH-DOSE RATE) DENGAN MONTE CARLO TESIS RUSMANTO 0806421432 FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinciHALAMAN PENGESAHAN. Dr. Fahru Nurosyid, S.Si., M.Si
HALAMAN PENGESAHAN Skripsi dengan judul: PERHITUNGAN LAJU DOSIS FOTON PADA PENGOBATAN KANKER OTAK GLIOBLASOMA MULTIFORMIS DENGAN BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY MENGUNAKAN METODE MONTE CARLO Yang ditulis
Lebih terperinciRADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin
RADIOKALORIMETRI Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15314, Telp/fax (021) 7563141 1. PENDAHULUAN
Lebih terperinciSISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT
SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT Suhaedi Muhammad 1 dan Rr. Djarwanti,RPS 2 1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, BATAN Gedung B Lantai 2, Kawasan
Lebih terperinciUJI FUNGSI PROTOTIP PERANGKAT MEKANIK BRAKITERAPI MDR-Ir192-IB10
UJI FUNGSI PROTOTIP PERANGKAT MEKANIK BRAKITERAPI MDR-Ir192-IB10 Tri Harjanto, Indarzah M, Ari Satmoko Pusat Perangkat Nuklir dan Rekayasa-BATAN Kawasan Puspiptek Gedung 71 Serpong,Tangerang selatan15310,
Lebih terperinciYoungster Physics Journal ISSN : Vol. 4, No. 1, Januari 2015, Hal
Youngster Physics Journal ISSN : 2302-7371 Vol. 4, No. 1, Januari 2015, Hal 127-132 PEMBUATAN KURVA ISODOSIS 2D UNTUK BERKAS ELEKTRON ENERGI 5 MeV MENGGUNAKAN PROFILE DOSE DAN KURVA PERCENTAGE DEPTH DOSE
Lebih terperinciPENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN
PENENTUAN KEMBALI KOMPOSISI KOMPOSIT KARET ALAM TIMBAL OKSIDA SEBAGAI PERISAI RADIASI SINAR-X SESUAI KETENTUAN BAPETEN Kristiyanti, Tri Harjanto, Suripto Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir - BATAN E-mail
Lebih terperinciBAB II Besaran dan Satuan Radiasi
BAB II Besaran dan Satuan Radiasi A. Aktivitas Radioaktivitas atau yang lebih sering disingkat sebagai aktivitas adalah nilai yang menunjukkan laju peluruhan zat radioaktif, yaitu jumlah inti atom yang
Lebih terperinciBAB IV PERBANDINGAN DATA DAN ANALISIS JUMLAH MONITOR UNIT OUTPUT SOFTWARE ISIS DENGAN OUTPUT SIMULASI MONTE CARLO
BAB IV PERBANINGAN ATA AN ANALISIS JUMLAH MONITOR UNIT OUTPUT SOFTWARE ISIS ENGAN OUTPUT SIMULASI MONTE CARLO 4.1 ata ata yang diambil adalah nilai jumlah Monitor Unit hasil software ISIS dan nilai jumlah
Lebih terperinciANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER
Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan.. (Rasito, RH Oetami, dkk.) ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 000 SEBAGAI FUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham
Lebih terperinciSIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX USING MCNP5
Simulasi Desain Perisai Radiasi MBE-lateks Menggunakan MCNP5 (Darsono, Safirudin, M.Toifur) SIMULASI DESAIN PERISAI RADIASI MBE-LATEKS MENGGUNAKAN MCNP5 SIMULATION FOR RADIATION SHIELDING DESIGN OF EBM-LATEX
Lebih terperinciBab II. Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo
Bab II Prinsip Fundamental Simulasi Monte Carlo Metoda monte carlo adalah suatu metoda pemecahan masalah fisis dengan menirukan proses-proses nyata di alam memanfaatkan bilangan acak/ random. Jadi metoda
Lebih terperinciANALISIS PENGARUH PERUBAHAN SENTRASI DOSIS DAN JARAK BLADDER TERHADAP DISTRIBUSI DOSIS PADA PERENCANAAN BRACHYTHERAPY KANKER SERVIKS
Youngster Physics Journal ISSN : 30-7371 Vol. 1, No. 4, Juli 013, Hal 11-16 ANALISIS PENGARUH PERUBAHAN SENTRASI DOSIS DAN JARAK BLADDER TERHADAP DISTRIBUSI DOSIS PADA PERENCANAAN BRACHYTHERAPY KANKER
Lebih terperinciFAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR
78 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR Pujadi 1, Gatot Wurdiyanto 1 dan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Radiasi nuklir merupakan suatu bentuk pancaran energi. Radiasi nuklir dibagi menjadi 2 jenis berdasarkan kemampuannya mengionisasi partikel pada lintasan yang dilewatinya,
Lebih terperinciPenentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down
Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi
Lebih terperinci