Perkiraan Dosis Dan Distribusi Fluks Neutron Cepat Dengan Simulasi Monte Carlo MCNPX Pada Fantom Saat Terapi Linac 15 MV

Linac (Linear Accelerator) dengan energi di atas 10 MV akan menghasilkan neutron cepat karena terjadi interaksi antara foton dengan inti atom suatu material dengan nomor atom (Z) tinggi. Salah satu metode yang dapat digunakan untuk menghitung dosis neutron cepat yang dihasilkan oleh Linac adalah dengan menggunakan metode simulasi Monte Carlo. Salah satu aplikasi dari kode transport radiasi Monte Carlo yang dapat menghitung dosis dan fluks neutron adalah MCNPX (Monte Carlo N-Particle eXtended). Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui dosis ekivalen dan distribusi fluks partikel neutron pada saat terapi Linac dengan metode simulasi Monte Carlo pada program MCNPX. Fantom disimulasikan menggunakan program MCNPX untuk menentukan dosis pada tiap organ dan ditribusi fluks pada fantom. Simulasi penyinaran dilakukan pada 4 sudut yaitu 0°, 90°, 180°, dan 270°. Hasil dari penelitian ini yaitu diperoleh dosis ekivalen neutron cepat paling tinggi terdapat pada permukaan tubuh yaitu dengan total sebesar 6,32 x10-11 mSv. Sedangkan dosis paling rendah terdapat pada kaki kiri bawah yaitu dengan total sebesar 4,77 x10-13 mSv. Fluks paling tinggi pada penyinaran sudut 0° terdapat pada daerah payudara yaitu sebesar 1,40x10-6 MeV/cm3. Fluks paling tinggi pada penyinaran sudut 90° terdapat pada bagian tubuh sebelah kiri fantom yaitu sebesar 1,60x10-5 MeV/cm3. Fluks paling tinggi pada penyinaran sudut 180° terdapat pada punggung fantom yaitu sebesar 9,00x10-6 MeV/cm3. Fluks paling tinggi pada penyinaran 270° terdapat pada bagian tubuh sebelah kanan fantom yaitu sebesar 1,40x10-5 MeV/cm3. Kata kunci : Linac, neutron cepat, simulasi Monte Carlo, MCNPX

Kalibrasi Film Gafchromic Xr-qa2 Menggunakan Sumber Beta Sr-90, Kr-85 Dan Pm-147

Film Gafchromic XR-QA2 merupakan film dosimeter yang digunakan untuk mengetahui kualitas radiasi saat terapi. Terdapat sumber beta yang digunakan untuk terapi, agar film gafchromic XR-QA2 dapat digunakan sebagai kualitas kontrol radiasi sumber beta, maka dilakukan penelitian untuk mengetahui respon film gafchromic XR-QA2 terhadap dosis dan terhadap energi dari sumber radiasi beta. Pengukuran respon film Gafchromic XR-QA2 terhadap dosis dilakukan dengan menggunakan variasi dosis 0,3 Gy, 0,5 Gy, 0,7 Gy, 1,0 Gy, sedangkan pengukuran respon film Gafchromic XR-QA2 terhadap energi dilakukan dengan pemberian dosis yang sama pada setiap sumber yang memiliki energi yang berbeda yaitu dengan dosis sebesar 1,0 Gy. Pengukuran respon film Gafchromic XR-QA2 terhadap dosis dapat disimpulkan bahwa semakin besar dosis yang diterima, semakin besar nilai densitasnya. Hal ini menunjukkan bahwa respon film linier terhadap besarnya dosis yang dipaparkan. Sedangkan untuk pengukuran respon film Gafchromic XR-QA2 terhadap energi, dapat disimpulkan bahwa film gafchromic XR-QA2 bergantung pada besarnya energi dari sumber beta 90Sr, 85Kr, 147Pm

Comparative Analysis of Direct and Indirect 131I Measurement Methods from the Stack to Outdoor

The radioisotope production facility at PUSPIPTEK Serpong produces and processes 131I that can disperse to the settlements (community) and the environment around the Serpong Nuclear Area (SNA). 131I is produced routinely for medical uses in hospitals and pharmacies, for both domestic uses and export. 131I is a beta and gamma emitting radioactive material and can cause thyroid cancer. The problem was that there was so far no research and in-depth assessment of the aerial dispersion of 131I radioactivity emitted from the radioisotope production stack to the environment at actual conditions. The research was conducted through simultaneous measurement of 131I radioactivity in the stack of the 131I radioisotope production facility, Serpong, and outdoor in house courtyards around SNA in normal condition (no accident) based on the variations of the distance and wind direction. Direct measurements were carried out with a portable in-situ NaI(Tl) detector at outdoor, and with a LaBr3 detector in the stack. Indirect measurements were carried out by using charcoal filter and vacuum pump in the stack and outdoor. The direct measurement method has many advantages over the indirect measurement. The direct measurement method was found to be more accurate, less expensive, easier to operate, needing just one operator in its implementation, portable, and can be operated continuously and for long durations. The overall activity concentrations of 131I on average obtained by either direct or indirect method were still below the upper limit of 131I activity concentration in the air (530 Bq/m3) stipulated by the Regulation of the Chairman of BAPETEN (Perka BAPETEN) No. 7/2013.

Pengukuran Spektrum Dan Paparan Bremsstrahlung Dari Sumber Standar Beta Sr-90/y-90 Dan Kr-85

Telah dilakukan pengukuran spektrum dan paparan bremsstrahlung dari sumber standar beta 90Sr/90Y dan 85Kr dengan menggunakan spektrometer CdTe xR-100T untuk pengukuran spektrum dan berbagai jenis surveymeter untuk pengukuran paparan. Hasil yang didapatkan dalam penelitian ini untuk spektrum bremsstrahlung dengan sumber terbuka dari 90Sr/90Y didapatkan energi maksimal sebesar 90,85 keV sedangkan 85Kr energi maksimal sebesar 86,78 keV. Sedangkan hasil dari 90Sr/90Y didapatkan energy maksimal sebesar 89,37 keV dan energi maksimal 85Kr sebesar 86,41 keV. Kemudian untuk hasil paparan bremsstrahlung didapatkan hasil untuk detektor Babyline 61A memiliki hasil pengukuran yang lebih tinggi dibandingkan dengan detektor Inspector dan detektor Atomtek. Hal ini disebabkan karena kemampuan dari detektor yang berbeda-beda. Kemudian hasil pengukuran yang diperoleh dimana spektrum dan paparan bremsstrahlung dari sumber standar beta untuk 90Sr/90Y memiliki radiasi yang lebih tinggi dibandingkan dengan 85Kr. Serta sebagai informasi yang perlu diperhatikan dari bahaya bremsstrahlung bagi para pekerja dalam bidang industri

Penentuan Efisiensi Whole Body Counter ( Wbc ) Dual Probe Nai(tl) Pada Lima Kelompok Umur

Telah dilakukan penentuan efisiensi Whole Body Counter (WBC) dual probe NaI(Tl) untuk lima kelompok umur. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh besarnya nilai cacahan WBC dual probe NaI(Tl) PTKMR – BATAN dengan jarak optimum antara detektor, tyroid dan abdomen pada pengukuran Ba-133 dan Cs-137, serta menentukan nilai efisiensi dan batas terendah deteksi dari WBC dual probe NaI(Tl) untuk lima kelompok umur yaitu kelompok umur Balita (0 – 1 tahun), anak – anak (1 – 10 tahun), remaja (11 – 15 tahun), dewasa wanita dan dewasa pria (16 – 20 tahun). Hasil penelitian menunjukkan bahwa Nilai cacahan radioaktivitas terbesar ada pada jarak terdekat 6 cm, jarak ini yang disebut Jarak Optimum pengukuran. WBC dual probe NaI(Tl) yang dirancang mempunyai kemampuan mendeteksi kontaminasi interna pada kelompok umur 0-1 tahun, 1-10 tahun, 11-15 tahun, 16-20 tahun dewasa wanita dan 16-20 tahun dewasa pria yaitu sekitar 6,93. 10-4 % sampai 2,14.10-3 % untuk Ba-133 (356 keV) dan sebesar 6,02. 10-4 % sampai 1,29.10-3 % untuk Cs-137 (661,66 keV). Mampu mendeteksi kontaminasi Ba-133 terendah pada 129 Bq dan Cs-137 terendah sebesar 326 Bq saat kedaruratan nuklir untuk waktu pencacahan selama 8 menit

Pemantauan Radiasi Gamma Dengan Detektor RadEye PRD-ER Di Fasilitas Cyclotron Medik Selama Produksi Fluor-18

Produksi Fluor-18 (F-18) dengan cyclotron di fasilitas pelayanan PET menghasilkan dampak negatif yaitu dihasilkannya radiasi gamma yang besarnya signifikan. Besar laju dosis radiasi gamma yang sampai ke ruangan kerja di fasilitas cyclotron perlu untuk diketahui agar dapat menjadi bahan kajian dalam upaya optimalisasi tindakan proteksi radiasi. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui besar laju radiasi gamma di ruangan Fasilitas Cyclotron dengan menggunakan dosimeter RadEye PRD-ER. Laju dosis ekuivalen gamma diukur dengan RadEye PRD-ER pada saat produksi F-18 dan radiofarmaka FDG dengan Cyclotron (Cyclone 18/9) pada waktu iradiasi target 25, 50, dan 70 menit. Laju dosis ekuivalen radiasi gamma yang terdeteksi pada saat produksi F-18 berkisar antara 0,03 - 0,05 µSv/jam dan pada saat sintesis, sampling, dan quality control FDG berkisar antara 0,10 – 25,10 µSv/jam