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 jangka waktu dari Agustus 2015- Maret 2016. 3.2. Alat dan Bahan 3.2.1. Piranti Keras High Performance Computing (HPC) yang meliputi: 1) Frontend, dengan spesifikasi: 2 Intel six- core Xeon X5650 cpu (12 core 2,7 GHz) 12 GB DDR3 ECC RAM (1GB per core) 2 300 GB SAS 10k hard disk (RAID 1) 4 500 GB SAS 7,2k hard disk (RAID 10) 2) 4 Computing Node, dengan spesifikasi: 2 Intel six- core Xeon X5650 cpu (12 core 2,7 GHz) 12 GB DDR3 ECC RAM (1GB per core) 2 300 GB SAS 10k hard disk (RAID 1) 3.2.2. Piranti Lunak Sistem Operasi : CentOS x86_64 versi 5.6 Sistem Cluster : Rocks Cluster 5.4.3 Viper Compiler : GNU versi 4.1.2, Intel CC 12.0.0.084, Intel Fortran 12.0.0.084 Performance Library : Intel MKL MCNPX : Perangkat lunak utama yang digunakan untuk simulasi kode komputer 19
20 Visual Editor Notepad++ Total Commander 32 bit Microsoft Excel Microsoft Word Origin : Perangkat lunak yang digunakan untuk menampilkan desain phantom dan sumber netron dari file input MCNPX : Perangkat lunak yang digunakan untuk menyusun kode komputer MCNPX dan membaca output hasil running : Perangkat lunak yang digunakan dalam proses running data : Perangkat lunak yang digunakan sebagai akuisisi data hasil running : Perangkat lunak yang digunakan untuk penyusunan laporan : Perakat lunak yang digunakan untuk pembuatan grafik 3.2.3 Data Data yang diperlukan dalam pembuatan pemodelan antara lain: 1) Input model phantom ORNL-MIRD (Reed, 2007). 2) Geometri penyedia berkas neutron yang dibuat Sato (Sato et al., 2014). 3) Isotop dan densitas material untuk pemodelan penyedia berkas neutron yang dibuat Sato et al., 2014. 3.3. Metode Penelitian Metode penelitian yang digunakan adalah metode simulasi komputasi dengan program berbasis Monte Carlo dengan software MCNPX. Pembuatan simulasi dilakukan dalam empat tahapan yakni, studi pustaka dan pengumpulan data; validasi sumber radiasi hasil penelitian Sato et al, 2014; modifikasi sumber radiasi; serta perhitungan dosis pada phantom ORNL-MIRD. Simulasi sumber neutron didefinisikan dengan menembakkan proton ke lempeng berilium, sehingga dihasilkan berkas neutron. Berkas neutron ini selanjutnya akan dipancarkan pada kepala yang terserang kanker, yang disimulasikan dengan phantom ORNL-MIRD. Berikut Gambar 3.1. yang menjelaskan proses tahapan penelitian.
21 Tahap awal Studi pustaka Pengumpulan data Validasi hasil keluaran pemandu berkas neutron Modifikasi model pemandu berkas neutron Analisis hasil modifikasi Penambahan phantom ORNL-MIRD Perhitungan laju dosis foton pada masing- masing organ Analisis hasil Kesimpulan Gambar 3.1. Diagram Alir Tahap Pelaksanaan Penelitian 3.3.1. Studi Pustaka dan Pengumpulan Data Studi pustaka dilakukan pada ilmu yang terkait dengan BNCT dan dosimetri kanker. Selain itu, pelaksanaan simulasi juga membutuhkan geometri pemandu berkas neutron yang dibuat Sato et al., 2014 dan file masukan penyusun phantom ONRL-MIRD. Data input yang diperlukan melingkupi data material dan densitas material. Geometri pemandu berkas neutron diacu dari penelitian Sato et al.,2014 dengan spesifikasi material dari Compendium of Material Composition Data for Radiation Transport Modeling (McCone et al., 2011). Sedangkan file masukan penyusun phantom ONRL-MIRD diperoleh dari Medical Physics Calculations with MCNP: A PRIMER (Reed, 2007).
22 3.3.2. Validasi Penyedia Neutron Model penyedia neutron dibuat berdasarkan hasil penelitian Sato et al., 2014. Dalam penelitian tersebut, penyediaan berkas neutron dilakukan dengan menembakan proton dengan energi tertentu ke target 9 Be sehingga dihasilkan neutron. Berikut Gambar 3.2. yang menunjukan geometri sumber penyedia neutron yang dibuat Sato et al., 2014. Keterangan gambar: No Keterangan (material) Tebal (cm) 1 Reflektor (Pb) 50 2 Target (Be) 0,05 3 Moderator (CaF 2 ) 40 4 Shielding γ (Bi) 1 5 Shielding neutron termal (Cd) 0,1 6 Kolimator (polietilen-lif) 20 Gambar 3.2. Geometri penyedia berkas neuton yang dibuat Sato (Sato et al., 2014) Untuk proton dengan energi 8 MeV dan tebal logam yang divariasikan, Sato memperoleh hasil bahwa dosis neutron cepat per neutron epitermal akan turun secara eksponensial seiring dengan pertambahan tebal filter logam. Hasil ini ditampilkan dalam grafik pada Gambar 3.3. Berdasarkan hasil penelitian tersebut, penulis memilih filter logam Fe, karena dengan filter tersebut diperoleh dosis neutron cepat per fluks neutron epitermal paling kecil. Dengan pertimbangan tersebut, validasi hanya dilakukan untuk filter logam Fe, dengan ketebalan filter 7 hingga 20 cm.
23 Gambar 3.3. Grafik hubungan dosis neutron cepat per neutron epitermal terhadap ketebalan filter (Sato et al., 2014) Gambar 3.4. Grafik hubungan fluks neutron epitermal terhadap ketebalan filter (Sato et al., 2014) 3.3.3. Modifikasi Penyedia Neutron Setelah dilakukan validasi pada penyedia berkas neutron yang dibuat Sato, selanjutnya pembuatan simulasi dilakukan dengan model tersebut. Pada penelitian ini, digunakan proton dengan energi 30 MeV dan arus proton 1mA. Pemilihan energi dilakukan dengan pertimbangan fluks neutron termal yang dibutuhkan
24 untuk BNCT. Dengan energi proton yang tinggi fluks neutron termal yang mencapai kanker diharapkan dapat lebih tinggi. Sedangkan arus proton dipilih 1 ma karena sudah cukup untuk menghasilkan fluks neutron yang sesuai dengan kriteria IAEA. Hasil fluks yang diperoleh selanjutnya dibandingkan dengan parameter IAEA (Tabel 2.1) untuk memastikan kesesuaiannya. Berikut Gambar 3.5 yang menunjukan tahapan modifikasi penyedia berkas neutron. Mulai Input definisi surface Input definisi cell Input definisi material, sumber dan tally Penambahan filter neutron Fluks neutron Analisa fluks neutron Ya Variasi filter neutron? Tidak Fluks neutron optimal Sistem penyedia dan pemandu neutron optimal Selesai Gambar 3.5 Tahapan modifikasi penyedia berkas neutron
25 Modifikasi dilakukan pada filter neutron bertujuan untuk mengurangi fluks neutron cepat, sehingga kerusakan sel sehat akibat interaksi dengan neutron cepat dapat diminimalkan. Pemberian filter dilakukan didepan kolimator, dengan variasi ketebalan filter. Material filter yang digunakan adalah LiF dan AlF 3. Penghitungan fluks dilakukan dengan memilih tally F4 pada masing- masing cell, sehingga akan diperoleh hasil banyaknya partikel tiap satuan volume di cell tersebut. Dalam hal ini cell mewakili bagian tertentu pada pemandu berkas. Selanjutnya, hasil yang diperoleh dikalikan dengan faktor multiplikasi (fm n ) yang diperoleh dengan persamaan (3.1). fm n = p n p p I p Q p (3.1) Dengan p n merupakan populasi neutron, p p merupakan populasi proton, I p merupakan arus proton dan Q p merupakan muatan proton. 3.3.4. Perhitungan Laju Dosis Laju dosis yang dihitung adalah laju dosis foton hasil interaksi neutron dengan materi. Materi dalam hal ini diasumsikan berupa tubuh manusia yang disimulasikan dengan phantom ONRL- MIRD. Kanker disimulasikan berada pada lobus frontalis, dengan kedalaman 4,8 cm dan berdiameter 5 cm. Material penyusun phantom ditunjukan pada lampiran 2. Perhitungan dosis dilakukan dengan menggunakan fungsi de df pada MCNPX. Fungsi de df digunakan untuk mengkonversi hasil keluaran dalam satuan fluks menjadi satuan laju dosis. Sebelum digunakan fungsi de df, digunakan tally F4 untuk menghitung fluks partikel, yang dalam hal ini adalah foton pada suatu sel tertentu. Selanjutnya digunakan fungsi de df dengan koefisien kerma sebagai koefisien peubah dan faktor multiplikasi (fm p ) sebagai faktor pengalinya. Nilai koefisien kerma ditunjukan pada Lampiran 1, dan fm p ditentukan sesuai dengan persamaan 3.2. fm p = I p Q p (3.2) Dengan I p merupakan arus proton dan Q p merupakan muatan proton.
26 Penghitungan dosis dilakukan dengan konsentrasi 10 B sebesar 30 µg/g tumor. Pada file masukan yang dibuat, konsentrasi ini ditentukan dengan besarnya fraksi massa 10 B. Karena laju dosis diperhitungkan pada masing- masing organ, maka pemberian tally F4 dilakukan pada masing- masing sel yang bersesuaian dengan organ tersebut. Keluaran tally F4 selanjutnya akan langsung diubah ke dalam satuan laju dosis oleh fungsi de df, sehingga diperoleh keluaran dengan satuan gray/sekon (Gy/s). Untuk memastikan dosis yang diterima pasien pada pengobatan aman, dilakukan perhitungan dosis dengan waktu 60 menit. Waktu ini merupakan waktu yang disarankan oleh IAEA untuk fluk neutron epitermal <10 9 yaitu 60 menit (IAEA, 2001). Tahapan penghitungan laju dosis dan dosis dapat dilihat pada Gambar 3.6. 3.3.5. Analisa Data Pembahasan pada penelitian ini berkaitan dengan dosis serap foton yang diterima masing- masing organ pada pengobatan BNCT pada kasus kanker otak. Hasil yang diharapkan adalah hasil keluaran penyedia berkas dengan fluks neutron epitermal yang tinggi, namun dosis foton yang dihasilkan pada tiap organ minimum. 3.3.6. Kesimpulan Setelah dilakukan analisa, akan diperoleh bagaimana modifikasi penyedia berkas neutron yang menghasilkan fluks neutron epitermal yang paling optimal, bagaimana karakteristik berkas neutron yang dihasilkan, serta berapa dosis serap foton yang diterima oleh masing- masing organ. Dosis serap foton yang diterima masing- masing organ ini dapat dijadikan acuan untuk melihat sejauh mana neutron dapat menembus jaringan keras dan jaringan lunak di dalam tubuh, serta bagaimana efek biologis dari foton yang ditimbulkan pada pengobatan.
27 Mulai Input sistem penyedia dan pemandu neutron optimal Input phantom ORNL- MIRD Input definisi surface Input definisi cell Input definisi material, sumber dan tally Running data Ya Ada fatal error? Tidak Lolos statistical check? Ya Tidak Laju dosis foton tiap cell Analisis laju dosis dan dosis Selesai Gambar 3.6. Tahapan perhitungan dosis