BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

dokumen-dokumen yang mirip
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

1BAB I PENDAHULUAN. sekaligus merupakan pembunuh nomor 2 setelah penyakit kardiovaskular. World

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Masalah

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah

BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT)

BAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

DOSIS SERAP DI SEKITAR BATAS DISTRIBUSI BORON

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

BAB I PENDAHULUAN. utama kematian akibat keganasan di dunia, kira-kira sepertiga dari seluruh kematian akibat

Diterima editor 9 Desember 2013 Disetujui untuk publikasi 12 Februari 2014

DOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY

adukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang

BAB 1 PENDAHULUAN. radionuklida, pembedahan (surgery) maupun kemoterapi. Penggunaan radiasi

TEORI DASAR RADIOTERAPI

Metode Monte Carlo adalah metode komputasi yang bergantung pada. pengulangan bilangan acak untuk menemukan solusi matematis.

BAB 1 PENDAHULUAN. Salah satu bentuk pemanfaatan radiasi pengion adalah untuk terapi atau yang

Jumlah Proton = Z Jumlah Neutron = A Z Jumlah elektron = Z ( untuk atom netral)

PEMODELAN BNCT SHIELDING BERBAHAN PARAFIN DAN ALUMINIUM UNTUK FASILITAS MENGGUNAKAN SIMULATOR MCNP

HALAMAN PENGESAHAN. Dr. Fahru Nurosyid, S.Si., M.Si

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

PENGUKURAN FAKTOR WEDGE PADA PESAWAT TELETERAPI COBALT-60 : PERKIRAAN DAN PEMODELAN DENGAN SOFTWARE MCNPX.

Modification of Materials and Thickness Layer of Radial Piercing Beamport (RPB) Reflector on Kartini Reactor for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)

Desain Beam Shaping Assembly (BSA) berbasis D-D Neutron Generator 2,45 MeV untuk Uji Fasilitas BNCT

FISIKA ATOM & RADIASI

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

R and D Project Comissioning fasilitas Uji In vitro dan In Vivo BNCT di Beamport tembus Reaktor Kartini

TARGET BERILIUM SEBAGAI SUMBER NEUTRON PADA BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY

Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Hasanuddin

BAB I PENDAHULUAN. Beberapa radiasi berbahaya karena dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya,

BAB I PENDAHULUAN. Kanker payudara adalah keganasan yang terjadi pada sel-sel yang terdapat

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

KOMPUTASI DOSIMETRI RADIASI DENGAN METODE MONTE CARLO

5. KIMIA INTI. Kekosongan elektron diisi elektron pada kulit luar dengan memancarkan sinar-x.

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

I. PENDAHULUAN. A. Latar Belakang Masalah. Kanker kepala dan leher merupakan salah satu tumor ganas yang banyak

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

BAB I PENDAHULUAN. digunakan di Indonesia dalam berbagai bidang, diantaranya untuk pembangkit

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

: Dr. Budi Mulyanti, MSi. Pertemuan ke-16

KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif

KARTINI SKRIPSII. Oleh

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6

DESAIN KOLIMATOR TIPE TABUNG UNTUK PENYEDIA- AN BERKAS RADIOGRAFI DENGAN SUMBER GENE- RATOR NETRON

MODEL ATOM. Atom : bagian terkecil suatu elemen yg merupakan suatu partikel netral, dimana jumlah muatan listrik positif dan negatif sama.

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

Analisis Pengaruh Sudut Penyinaran terhadap Dosis Permukaan Fantom Berkas Radiasi Gamma Co-60 pada Pesawat Radioterapi

DESAIN PERISAI RADIASI UNTUK SIKLOTRON DECY-13 MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Kimia Inti dan Radiokimia

DAFTAR ISI. HALAMAN JUDUL... i. PERNYATAAN BEBAS PLAGIARISME... ii. HALAMAN PENGESAHAN... iii. HALAMAN TUGAS... iv. KATA PENGANTAR...

Desain Ulang Shielding Ruangan Linear Accelerator (Linac) untuk Keselamatan Radiasi Di Gedung 14 PSTA-BATAN Yogyakarta

BAB 2 RADIOTERAPI KARSINOMA TIROID. termasuk untuk penyakit kanker kepala dan leher seperti karsinoma tiroid.

Inti atom Radioaktivitas. Purwanti Widhy H, M.Pd

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

ANALISIS HASIL PENGUKURAN PERCENTAGE DEPTH DOSE (PDD) BERKAS ELEKTRON LINAC ELEKTA RSUP DR. SARDJITO

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI

BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang dan Rumusan Masalah. Penggunaan radiasi dalam bidang kedokteran terus menunjukkan

PELURUHAN GAMMA ( ) dengan memancarkan foton (gelombang elektromagnetik) yang dikenal dengan sinar gamma ( ).

BAB I PENDAHULUAN. Kanker kepala dan leher adalah penyebab kematian akibat kanker tersering

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

KARAKTERISTIK BERKAS PADA BEAM PORT TEMBUS DAN SINGGUNG REAKTOR KARTINI

LEMBAR SOAL ULANGAN AKHIR SEMESTER TAHUN (UTAMA) Mata Pelajaran (Beban) : Fisika 4 ( 4 sks) Hari/Tanggal : Rabu, 01 Desembar 2010

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

MAKALAH APLIKASI NUKLIR DI INDUSTRI

EVALUASI TEBAL DINDING RUANGAN PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) SINAR-X DI INSTALASI RADIOTERAPI RUMAH SAKIT UNIVERSITAS HASANUDDIN

PEMODELAN SHIELDING BERBAHAN PARAFIN DAN ALUMINIUM UNTUK FASILITAS BNCT MENGGUNAKAN SIMULATOR MCNP SKRIPSI

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

PENEMUAN RADIOAKTIVITAS. Sulistyani, M.Si.

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di

FISIKA INTI DI BIDANG KEDOKTERAN, KESEHATAN, DAN BIOLOGI

Jumedi Marten Padang*, Syamsir Dewang**, Bidayatul Armynah***

PENELITIAN DAN PENGEMBANGAN AKSELERATOR PARTIKEL BERMUATAN. Pusat Sains dan Teknologi Akselerator Badan Tenaga Nuklir Nasional

RADIOAKTIF 8/7/2017 IR. STEVANUS ARIANTO 1. Oleh : STEVANUS ARIANTO TRANSMUTASI PENDAHULUAN DOSIS PENYERAPAN SIFAT-SIFAT UNSUR RADIOAKTIF REAKSI INTI

Perkiraan Dosis dan Distribusi Fluks Neutron Cepat dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV. Abstrak

I. PENDAHULUAN. penduduk dunia yaitu sekitar 7 miliar pada tahun 2011 (Worldometers, 2012),

PELURUHAN RADIOAKTIF

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

Waaaah Negara-Negara Maju Ini Memiliki Sistem Pendidikan Terbaik Dunia

BAB II LINEAR ACCELERATOR

Pendahuluan. Etiologi dan Epedimiologi

ANALISIS DOSIS PADA PENYEMBUHAN KANKER PAYUDARA DENGAN BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) MENGGUNAKAN MCNP X

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang 1.2 Runusan Masalah

REAKSI NUKLIR NANIK DWI NURHAYATI,S.SI, M.SI. nanikdn.staff.uns.ac.id nanikdn.staff.fkip.uns.ac.id / (0271)

Partikel sinar beta membentuk spektrum elektromagnetik dengan energi

VERIFIKASI BERKAS ELEKTRON PESAWAT LINEAR ACCELERATOR (LINAC) DENGAN VARIASI ENERGI PADA WATER PHANTOM Raden Asrisal, Syamsir Dewang, Dahlang Tahir

UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A

Transkripsi:

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 bagian tubuh lainnya sehingga dapat menyebabkan kematian. Kanker merupakan salah satu penyakit yang menjadi masalah kesehatan masyarakat di dunia maupun di Indonesia. Menurut data International Agency for Research on Cancer (IARC) tahun 2012, diperkirakan ada 14,1 juta kasus kanker di seluruh dunia pada tahun 2012 dan 8,2 juta diantaranya meninggal dunia. Jumlah ini diperkirakan akan meningkat menjadi 24 juta pada tahun 2035. Di Indonesia terdapat 299.700 jiwa terkena penyakit kanker dengan angka kematian 194.500 jiwa (Ferlay et al, 2012). Menurut penelitian Oeminati et al. (2011) dari Badan Penelitian dan Pengembangan Kesehatan, menunjukkan bahwa ada 5 provinsi yang prevalensi kankernya melebihi prevalensi kanker nasional (>5.03%), yaitu Provinsi DIY sebesar 9.66%, Jawa Tengah sebesar 8.06%, DKI Jakarta sebesar 7.44%, Banten sebesar 6.35%, dan Sulawesi Utara sebesar 5.76%. Fakta-fakta ini menunjukkan bahwa pengobatan terhadap kanker sangat diperlukan. Ada beberapa macam pengobatan untuk menyembuhkan penyakit ini. Pengobatan tersebut pada umumnya dibagi menjadi tiga bagian: pembedahan, radioterapi, dan terapi sistemik (Anonim A, 2013). Radioterapi adalah pengobatan kanker pada umumnya yang menggunakan radiasi dosis tinggi untuk menghancurkan sel-sel kanker dan menyusutkan tumor. Sinar-X, sinar-, dan partikel bermuatan adalah jenis radiasi yang digunakan untuk pengobatan kanker. Radiasi ini digunakan dalam tingkat energi yang tinggi, sehingga dapat menyebabkan ionisasi dalam sel-sel normal di sekitarnya. Selain itu, 1

berkas yang dihasilkan dari jenis radiasi tersebut ternyata kurang efektif karena memiliki Linear Energi Transfer (LET) rendah (53 kev m -1 atau kurang). Teknik radioterapi kanker lainnya yang sedang dalam tahap penelitian dan pengembangan adalah Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). Prinsip fisika dari teknik BNCT ini berdasarkan pada reaksi nuklir yang terjadi ketika Boron stabil ( 10 B) diiradiasi dengan menggunakan neutron dengan energi rendah (neutron termal). 10 B memiliki tampang lintang interaksi dengan neutron termal yang tinggi. Reaksi ini menghasilkan partikel α dan 7 Li. Jangkau partikel α di dalam jaringan sangat pendek sehingga dosis yang diterima oleh jaringan tumor maksimal sedangkan jaringan normal disekitar tumor menerima dosis minimal. Ada dua jenis neutron yang dapat digunakan sebagai sumber neutron dalam BNCT yaitu neutron termal dan neutron epitermal. Neutron termal memiliki energi 1 mev 1 ev dengan suhu 20 o C dan biasanya digunakan untuk terapi kanker yang terletak di permukaan kulit (Superficial). Neutron epitermal memiliki energi 1 kev 10 kev dan digunakan untuk area yang lebih dalam (8 10 cm), karena akan termoderasi oleh jaringan tubuh (terutama yang memiliki kandungan air yang banyak) sehingga akan mencapai sel kanker dalam bentuk neutron termal. Neutron termal memiliki daya tembus yang lebih rendah dibandingkan dengan neutron epitermal (Sauerwein dan Moss, 2009). BNCT sendiri memiliki keunggulan antara lain mematikan sel kanker dan meminimalkan resiko kerusakan sel sehat, daya ionisasi sangat tinggi dan radiasinya nyaris tak berbekas, 10 B terlokalisasi hanya di sel kanker, dan tingkat toksisitasnya sangat rendah (Sardjono, 2013). Sumber neutron pada fasilitas BNCT bisa diperoleh dari Californium-252, Akselerator, Compact Neutron Generator (CNG), dan Reaktor Nuklir (Wolfgang et al, 2012). Akselerator sendiri terdiri dari beberapa tipe yaitu Sealed Tubes, Electrostatic Accelerators, Cyclotrons dan Linear Accelerators (LINAC). Dari ke empat tipe akselerator tersebut LINAC merupakan solusi yang sangat baik untuk pengiriman aliran berkas pada energi dari beberapa MeV. Terdapat beberapa jenis 2

LINAC yaitu, Radiofrequency Quadruple (RFQ) LINAC dan Drift-tube (D-T) LINAC dan keduanya juga bisa dikombinasi (Watterson, 2000). Di Jepang, telah dikembangkan LINAC untuk BNCT yang dapat memenuhi kebutuhan pelayanan medis di rumah sakit mengingat penggunaan reaktor yang kurang praktis. Jenis akselerator yang dikembangkan di Jepang untuk BNCT adalah kombinasi Radiofrequency Quadruple (RFQ) LINAC dan Drift-tube (D-T) LINAC yang bekerja pada daya 80 kw. Akselerator memiliki keunggulan lainnya yaitu akselerator dapat mudah dimatikan bila neutron tidak lagi diperlukan sementara reaktor memiliki persediaan permanen besar bahan radioaktif, biaya modal suatu sistem akselerator BNCT juga jauh lebih rendah daripada sistem reaktor, akselerator telah menjadi fitur yang menonjol dari departemen radioterapi di rumah sakit selama bertahun-tahun oleh sebab itu dokter memiliki pengalaman serupa dalam mengoperasikan perangkat untuk iradiasi pasien dan spektrum energi neutron dari reaksi nuklir tertentu jauh "lebih lunak" (kurang energik) daripada yang berasal dari fisi, sehingga lebih mudah untuk menghasilkan spektrum neutron epitermal "ideal" yang diperlukan untuk mengobati tumor (Kreiner, 2012). Secara singkat, akselerator pada BNCT menghasilkan energi proton yang kemudian ditembakkan ke target unsur material (Li atau Be) untuk menghasilkan neutron. Penelitian ini merupakan upaya untuk merancang suatu sistem reflektormoderator agar bisa digunakan untuk keperluan pengobatan medis. Sistem reflektor-moderator yang ideal adalah sistem yang bisa menghasilkan keluaran fluks neutron yang sesuai dengan ketentuan persyaratan IAEA. Sebelum sistem ini benar-benar dibuat, dibutuhkan penelitian untuk membuat sebuah rencana rancangan terlebih dahulu. Penelitian ini tidak dapat dilakukan secara langsung melalui pengukuran tetapi melalui simulasi yang bertujuan untuk efisiensi biaya dan menekan resiko kecelakaan radiasi saat pengukuran langsung. Dalam membuat konsep desain sistem reflektor-moderator diperlukan metode simulasi dengan komputasi numerik yang dapat menghitung interaksi partikel dengan materi. 3

MCNP5 adalah salah satu metode komputasi numerik yang dapat digunakan untuk menghitung interaksi partikel dengan materi. Penelitian ini diharapkan mampu menjadi solusi terhadap masalah yang dipaparkan diatas dalam memperoleh perancangan sistem refleksi-moderator LINAC untuk BNCT yang keluaran fluks neutronnya sesuai dengan ketentuan IAEA. 1.2 Rumusan Masalah Permasalahan yang ingin diselesaikan dalam penelitian ini adalah bagaimana desain sistem reflektor-moderator pada LINAC sebagai sumber neutron untuk BNCT agar keluaran fluks neutron sesuai dengan ketentuan IAEA menggunakan simulasi MCNP versi 5. 1.3 Tujuan Penelitian 1.3.1 Tujuan Umum Tujuan dari penelitian ini adalah merancang sistem reflektor-moderator pada LINAC sebagai sumber neutron untuk keperluan penelitian BNCT yang optimal sehingga keluaran melalui sistem reflektor-moderator memenuhi persyaratan yang telah ditentukan oleh IAEA dengan menggunakan MCNP versi 5. 1.3.2 Tujuan Khusus 1. Merancang bagian-bagian sistem reflektor-moderator yaitu moderator, reflektor, filter, perisai sinar gamma, dan kolimator. 2. Menganalisis pengaruh bahan material dan ketebalannya terhadap fluks neutron yang dihasilkan. 3. Memperoleh fluks neutron yang sesuai dengan standar IAEA. 4

1.4 Batasan Masalah Pada penelitian ini masalah dibatasi pada : 1. LINAC sebagai sumber proton yang akan ditembakkan ke target untuk menghasilkan neutron. 2. Berillium diasumsikan sebagai sistem target. 3. Diasumsikan energi proton 8 MeV dan arus proton 10 ma. 4. LINAC diasumsikan bekerja pada daya 80 kw. 5. Diasumsikan produksi neutron di sumber 1,25 x 10 13 n/s.ma. 6. Energi neutron yang dihasilkan diasumsikan 2,37 MeV. 7. Optimasi dilakukan dengan memvariasikan bahan material serta variasi ukuran ketebalan sistem reflektor-moderator. 8. Penyelesaian permasalahan dilakukan melalui simulasi menggunakan software Monte Carlo N-Particle 5. 1.5 Manfaat Penelitian Manfaat dari penelitian ini adalah : 1. Mengetahui material dan dimensi bagian penyusun sistem reflektormoderator pada LINAC BNCT untuk menghasilkan keluaran neutron yang optimal sehingga bisa bermanfaat dalam perencanaan pengobatan kanker dengan BNCT. 2. Menjadi referensi untuk penelitian lebih lanjut mengenai BNCT. 5