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

Efek Variasi Arus Waktu Terhadap Dosis Efektif Radiasi Lensa Mata Pada Penggunaan Bismuth Shielding Pada CT-Scan Kepala

A study has been carried out to determine the effect of time current variation on the effective dose of eye lens radiation on head CT scans. The aim of this study was to determine the effect of changing the flow of time on the effective dose of eye lens radiation and to determine the reduction in the effective dose of eye lens radiation when using bismuth shielding. The tools used are CT-scan, head mannequin, thermoliminescence dosimeter (TLD) calcium sulfate CaSO4;Dy, and bismuth shielding. The method used in this study uses the calculation of the effective dose of the 100 kV calibration curve from NuclindoLab and the equivalent dose. The measurement results show an average of each current of 31.540 mSv 100 mAs 43.947 mSv 150 mSv 59.808 msv 200 mAs 64.747 mSv 250 mAs, 137.083 mSv 300 mAs without bismuth and using bismuth 26.883 mSv 100 mAs 100 mAs, 27.847 mSv 27.84 mSv 200 mAs, 50.430 mSv 250 mAs, 81.334 mSv 300 mAs. Based on the results obtained, it is known that the effective dose obtained in the eye lens without bismuth is 67.42 ± 39.41 mSv and using bismuth is 48.85 ± 22.43 mSv with a dose reduction of 27%. As for efforts to reduce the dose received, it must be done by paying attention to the parameter settings on the CT-Scan examination such as voltage, current, slice thinkness, pitch and the use of protective equipment such as bismuth shielding

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

Perkiraan Dosis Ekuivalen Neutron Termal Pada Pasien Radioterapi Linac 15 MV

Penggunaan linac dengan energi foton lebih dari 10 MV akan menghasilkan neutron dari reaksi fotoneutron antara foton yang dihasilkan dengan bahan-bahan di sekitar kepala linac. Kami telah melakukan penelitian dengan menggunakan pesawat linac 15 MV untuk mengukur dosis ekuivalen neutron termal di dalam tubuh dengan menggunakan sebuah fantom atropomorfik berbahan polietilen yang disisipi detektor CR-39 beradiator BN-1. Ketika neutron cepat masuk ke dalam fantom dan berinteraksi, neutron cepat akan mengalami moderasi dan termalisasi menjadi neutron termal. Neutron termal tersebut dideteksi dengan detektor CR-39 beradiator BN-1 karena reaksi antara neutron termal dengan boron menghasilkan partikel alfa yang akan berinteraksi dengan detektor CR-39 dan menghasilkan jejak. Sebelum digunakan, detektor dikalibrasi terlebih dahulu dengan sumber neutron 252Cf untuk memperoleh persamaan kalibrasi y = 164x. Sensitivitas detektor CR-39 pada penelitian ini sebesar 164 jejak/cm2.µSv. Dosis ekuivalen neutron termal dari penyinaran linac dengan dosis terapi 2 Gy dan 3 Gy sebesar 52 - 206 µSv dengan ketidakpastian ±5% dan 78-309 µSv dengan ketidakpastian ±4%. Variasi dosis tersebut berhubungan dengan letak titik (kedalaman dan jarak dari isosenter penyinaran) dan jenis bahan pada fantom

PENENTUAN POTENSI RISIKO TENORM PADA INDUSTRI NON NUKLIR

NORM (Naturally Occurring Radioactive Material) merupakan bahan radioaktif yang sudah ada di alam sebagai bagian dari kehidupan manusia. NORM ada di mana-mana, karena semua bahan di udara, air, tanah, tanaman bahkan tubuh kita mengandung bahan radioaktif alam. Sedangkan TENORM (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) dapat diartikan sebagai bahan radioaktif alam yang terkonsentrasi atau naik kandungannya yang merupakan by product dari kegiatan industri non nuklir yang menggunakan bahan baku dari (dalam) kulit bumi. TENORM sering juga disebut LSA (Low Spesific Activity)