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

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)

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

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)

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

NEUTRON RESPONSE FUNCTION OF BONNER SPHERE SPECTROMETER WITH 6LiI(Eu) DETECTOR

The detector response function was needed to measure the neutron fluence based on the count rates from Bonner Sphere Spectrometer (BSS). The determination of response function of a BSS with 6LiI(Eu) detector has been performed using Monte Carlo MCNPX code. This calculation was performed for BSS using scintillation detector of 4 mm × 4 mm 6LiI(Eu) which is placed at the center of a set of polyethylene spheres i.e bare, 2", 3", 5", 8", 10", and 12" diameters. The BSS response functions were obtained for neutron energy of 1x10-9 MeV - 1x102  MeV in 111 energy bins and each value has an uncertainty less or equal to 2 %. The response function were compared with two response functions reported in the literature i.e IAEA document in Technical Reports Series 403 (TRS-403) and the calculation from Vega-Carrillo, et al. Also validated with measurement 252Cf neutron spectra, that shown the simulated BSS spectra were quite close to the experimental measured with a differrence of 3%.Neutron Response Function of Bonner Sphere Spectrometer With 6LiI(Eu) Detector. The detector response function was needed to measure the neutron fluence based on the count rates from Bonner Sphere Spectrometer (BSS). The determination of response function of a BSS with 6LiI(Eu) detector has been performed using Monte Carlo MCNPX code. This calculation was performed for BSS using scintillation detector of 4 mm × 4 mm 6LiI(Eu) which is placed at the center of a set of polyethylene spheres i.e bare, 2", 3", 5", 8", 10", and 12" diameters. The BSS response functions were obtained for neutron energy of 1x10-9 MeV - 1x102  MeV in 111 energy bins and each value has an uncertainty less or equal to 2 %. The response function were compared with two response functions reported in the literature i.e IAEA document in Technical Reports Series 403 (TRS-403) and the calculation from Vega-Carrillo, et al. Also validated with measurement 252Cf neutron spectra, that shown the simulated BSS spectra were quite close to the experimental measured with a differrence of 3%

TEKNIK AKTIVASI FOIL INDIUM UNTUK MENENTUKAN DISTRIBUSI NEUTRON TERMAL DALAM FANTOM PADAT DI BAWAH IRADIASI LINAC 15MV

Dewasa ini, penggunaan pesawat linear accelerator (linac) untuk kegiatan terapi pada penyakit kanker mulai intensif digunakan.Keuntungan utama linac dibanding dengan pesawat teleterapi adalah tidak lagi menggunakan sumber radioaktif serta memiliki variasi energi sehingga bisa disesuaikan dengan kebutuhan. Ketika sebuah pesawat linac dioperasikan di atas 10 MV, maka akan terjadi reaksi fotoneutron (γ,n) hasil dari interaksi energi sinar-X tinggi yang menumbuk material-material penyusun komponen pesawat linac seperti target, kolimator dan filter. Reaksi fotoneutron ini akan menghasilkan neutron. Pengukuran fluks neutron sangat penting untuk dilakukan terkait dengan keselamatan pada tindakan radioterapi dikarenakan emisi neutron ini merupakan radiasi sekunder yang akan menaikkan resiko kanker sekunder pada pasien akibat bertambahnya dosis radiasi yang diterima. Studi ini mengevaluasi fluks neutron yang dihasilkan oleh pesawat linac 15 MV menggunakan teknik aktivasi foil. Sebanyak 45 foil disisipkan dalam fantom padat yang diradiasi oleh linac untuk mengetahui besarnya fluks neutron terhadap fungsi kedalaman.Nilai yang didapat dimaksudkan untuk mengestimasi dosis tambahan untuk pasien ketika menjalani treatment menggunakan linac pada operasi di atas 10 MV. Dengan menggunakan hasil analisa spektrometer gamma dari foil indium yang teraktivasi, nilai fluks mengalami kenaikan seiring dengan bertambahnya kedalaman sampai pada 7 cm di bawah permukaan dengan nilai 2,6 x 106 ncm-2s-1 kemudian terus menurun seiring bertambahnya jarak. Pola ini terjadi karena adanya proses termalisasi neutron. Dengan menggunakan metode faktor konversi dosis neutron termal, maka diketahui dosis tambahan dari fluks neutron maksimum yang diterima pasien adalah 0,86 mSv/menit. Kontribusi dosis ini relatif kecil yaitu sebesar 0,1% dari dosis terapi.Kata kunci: Fluks neutron termal, LINAC, indium, fantom, aktivasi foil. Nowadays, using linear accelerator (LINAC) for therapeutic cancer activity intensively use. The advantages of linac compared to teletherapy plane are no longer using radioactive sources and have a variety of energy thus can be adapted to the needs . When a linac is operated above 10 MV , there will be a photoneutron reaction (γ,n) from the interaction of high X-rays energy striking the material components of linac such as target , collimator and filter. Photoneutron reaction will produce neutrons. Measurement of neutron flux is very important to the safety in the radiotherapy due to neutron emission is a secondary radiation that would increase the risk of secondary cancers in patients due to increasing the dose of radiation received . This study evaluated the neutron flux generated by the 15 MV linac using foil activation technique. The 45 foils inserted in a solid phantom irradiated by the linac to determine the neutron flux on the function of depth. This value will be used to estimate the additional dose to the patient while undergoing treatment using the linac operating above 10 MV. By using a gamma spectrometer analysis of the activated indium foil, flux values increase by adding depth of up to 7 cm below the surface with a value of 2.6 x 106 ncm-2s-1 and it would be decrease by increasing depth. This pattern occurs because the neutron thermalization process. By using the method of thermal neutron dose conversion factor, additional dose for maximum neutron flux that received by patients was 0.86 mSv/min. This dose contribution is relatively small, it is only 0.1 % of the therapeutic dose. Keywords: Thermal neutron flux, LINAC, indium, phantom, activation foil

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

KLIERENS LIMBAH PADAT URANIUM DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

ABSTRAK KLIERENS LIMBAH PADAT URANIUM DENGAN SPEKTROMETER GAMMA. Penetapan klierens material terkontaminasi dari kegiatan desmantling atau dekomisioning perlu dibuktikan dengan hasil pengukuran radionuklida yang terkandung dalam material tersebut. Pada penelitian ini telah dikembangkan teknik pengukuran langsung uranium dalam limbah padat untuk kepentingan klierens menggunakan spektrometri gamma dengan detektor HPGe. Metode pengukuran dikembangkan berdasarkan energi gamma 1001 keV dari Pa-234m dengan mempertimbangkan faktor-faktor yang mempengaruhi pengukuran seperti absorbsi diri, karakteristik detektor, dan cacahan latar. Untuk tujuan validasi, metode dibandingkan dengan teknik aktivasi netron (AAN). Efisiensi deteksi pada energi 1001 keV adalah antara 0,0991–0,1369 cps/Bq untuk densitas 0,51 – 1,81 g/cm3 dengan batas terendah deteksi antara 8 – 10 Bq/kg. Metode ini dapat diandalkan untuk pengukuran U-238 konsentrasi tinggi dengan nilai P<1%, sedangkan kinerja spektometer gamma memperlihatkan performa tinggi yang ditunjukkan dengan nilai Zscore <1. Kata Kunci : klierens, uranium, spektrometri gamma ABSTRACT CLEARANCES OF SOLID WASTE URANIUM BY USING GAMMA SPECTROMETRY. Clearances of contaminated materials arising from desmantling or decommissioning must be provided with the result of measurement of radionuclide content in such materials. In this research, direct measurement of uranium in solid waste for a clearance requirement had been developed by using gamma spectrometric with HPGe detector. The measurement method was developed based on 1001 keV gamma energy of Pa-234m concidering a self absorption, detector characteristic, background level factors. For validation purpose, this method was compared with a neutron activation analysis (NAA) techniques. Efficiency for 1001 keV of Pa-234m was 0,0991–0,1369 cps/Bq on dencity of 0,51–1,81 g/cm3 with a minimum detectable level of 8–10 Bq/kg. This method was useful for high concentration of U-238 with a precision in acceptance criteria P <1% and the gamma spectrometer showed a high performance with a value Zscore <1. Free Terms : clearances, uranium, gamma spectrometr