SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192
UNTUK BRAKITERAPI DENGAN MENGGUNAKAN MCNP
Kasmudin1
1) Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir – BATAN, email: kasmudin@batan.go.id
ABSTRAK
SIMULASI DOSIS SERAP RADIAL SUMBER IRIDIUM-192 UNTUK BRAKITERAPI
DENGAN MENGGUNAKAN MCNP. Salah satu penggunaan sumber radiasi dalam bidang kesehatan
adalah radioterapi untuk menyembuhkan organ tubuh yang terkena tumor atau kanker. Dalam bidang
radioterapi dikenal istilah brakiterapi (brachytherapy), yaitu bentuk radioterapi dimana sumber radiasi
ditempatkan di dalam atau di tempat yang sedekat mungkin dengan daerah yang memerlukan pengobatan
secara radiasi. Setiap jenis sumber radiasi yang digunakan dalam brakiterapi harus memiliki data distribusi
dosis serap yang salah satunya adalah fungsi dosis radial, yaitu fungsi untuk menghitung reduksi
(pengurangan) laju dosis berdasarkan hamburan dan serapan sinar gamma dalam medium (jaringan lunak
tubuh manusia) sepanjang sumbu yang tegak lurus sumber radiasi untuk semua titik-titik dengan sudut polar
0 = 90o. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mencari fungsi dosis radial dari sumber brakiterapi iridium192 (Ir-192). Untuk keperluan menentukan fungsi dosis radial, maka pertama kali harus dilakukan
perhitungan laju dosis serap dengan cara simulasi menggunakan software MCNP6. Telah berhasil dilakukan
simulasi dosis serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir-192 menggunakan software MCNP6
dan menghasilkan data laju dosis arah radial yang kemudian digunakan untuk menentukan fungsi dosis
radial. Fungsi dosis radial sumber Ir-192 yang diperoleh dengan fitting data berupa polinomial orde 5 untuk
sumber batang adalah g(r) = 0.9979 + 0.0043r – 0.0002r2 – 0.0001r3 + 8e-6r4 – 1e-7r5 dengan koefisien
determinasi R2 = 1, yang berarti datanya cocok untuk fungsi polinomial orde 5, sesuai dengan rekomendasi
AAPM TG-43U1. Dengan dihasilkannya fungsi dosis radial tersebut, maka nilai fungsi dosis radial g(r)
untuk berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat.
Kata kunci: simulasi, laju dosis serap, fungsi dosis radial, Ir-192, mcnp.
ABSTRACT
A SIMULATION OF RADIAL ABSORBED DOSE OF AN IRIDIUM-192 SOURCE FOR
BRACHYTHERAPY USING MCNP. One use of radiation sources in the health sector is radiotherapy to
cure organs affected by the tumor or cancer. In the field of radiotherapy known term brachytherapy, the form
of radiotherapy where a radiation source is placed inside or in a place as close as possible to the area
needing radiation treatment. Each type of radiation source used in brachytherapy should have absorbed dose
distribution data, one of which is a radial dose function, which is a function to accounts for the reduction of
the dose rate based on scattering and absorption in the medium along the transverse axis of the radiation
source, for all points where the polar angle equals to 90o. The purpose of this study was to look for the
radial dose function of iridium-192 (Ir-192) brachytherapy source. For the purposes of determining the
radial dose function, it must first be done absorbed dose rate calculation by simulation using MCNP6
software. It has been successfully carried out a simulation of the human body absorbed dose of Ir-192
gamma radiation source using the MCNP6 software and generate radial dose rate data which is then used to
determine the radial dose function. Radial dose function of Ir-192 sources were obtained by fitting the data is
a fifth order polynomial for the cylindrical source is g (r) = 0.9979 + 0.0043r - 0.0002r2 - 0.0001r3 + 8e-6r4
- 1e-7r5 with a coefficient of determination R2 = 1, which means that the data is suitable for 5th order
polynomial function, in accordance with the recommendation of the AAPM TG-43U1. With the conclusion of
the radial dose function, then the value of radial dose function g (r) for various values of r can be determined
accurately.
Keywords: simulation, absorbed dose rate, radial dose function, Ir-192, mcnp.
_______________________
________________________________________________
_____________________
36
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
PENDAHULUAN
Seiring dengan perkembangan ilmu
pengetahuan dan teknologi, penggunaan zat
radioaktif sebagai sumber radiasi dalam
berbagai bidang kehidupan terus meningkat,
termasuk dalam bidang kesehatan. Salah satu
penggunaan sumber radiasi dalam bidang
kesehatan
adalah
radioterapi
untuk
menyembuhkan organ tubuh yang terkena
tumor atau kanker. Dalam bidang radioterapi
dikenal istilah brakiterapi (brachytherapy),
berasal dari kata Yunani “brachy” yang berarti
“jarak pendek”. Brakiterapi yang juga dikenal
sebagai radioterapi internal adalah bentuk
radioterapi dimana sumber radiasi ditempatkan
di dalam atau di tempat yang sedekat mungkin
dengan daerah yang memerlukan pengobatan
secara
radiasi.
Brakiterapi
umumnya
digunakan sebagai pengobatan yang efektif
untuk kanker prostate, payudara, kanker kulit,
dan juga dapat digunakan untuk mengobati
tumor di beberapa bagian tubuh lainnya [1].
Salah satu teknik terapi kanker serviks
adalah iradiasi dengan menggunakan alat
brakiterapi. Sayangnya di Indonesia hanya
rumah sakit tertentu yang menyediakan
fasilitas tersebut. Ditambah lagi mayoritas
pasien kanker serviks di Indonesia tidak biasa
dengan alat tersebut karena biayanya mahal.
Untuk mengatasi persoalan tersebut, maka
Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN)
dalam hal ini Pusat Rekayasa Fasilitas Nuklir
(PRFN) mengembangkan alat brakiterapi
kanker serviks tersebut dengan menggunakan
bahan lokal [2]. Pada tahun 2009, sumber
radiasi untuk brakiterapi dengan laju dosis
rendah diperkenalkan [3]. Tetapi sumber ini
akhirnya tidak jadi digunakan karena untuk
satu kali terapi membutuhkan waktu 5 jam
hanya untuk satu pasien. Kemudian mulai
tahun 2010, dikembangkan sumber radiasi
untuk brakiterapi dengan laju dosis menengah
(medium) menggunakan isotop iridium-192
(Ir-192) dengan aktivitas 5 – 10 Curie [4].
Sebelum
sumber
radiasi
Ir-192
digunakan untuk brakiterapi, maka harus
dilakukan perhitungan terlebih dahulu terhadap
distribusi dosis serap pada medium (jaringan
lunak tubuh manusia) yang terkena radiasi
untuk memastikan bahwa aktivitas sumber,
jumlah sumber, dan umur sumber sesuai
dengan yang diperlukan atau telah memenuhi
persyaratan dalam pengobatan. Seperti yang
direkomendasikan oleh protokol AAPM report
No. 84 yang merupakan pembaharuan (revisi)
dari AAPM-TG 43 bahwa setiap jenis sumber
radioaktif yang digunakan dalam brakiterapi
harus memiliki data parameter distribusi dosis
serap yang salah satunya adalah fungsi dosis
serap arah radial atau selanjutnya disebut
fungsi dosis radial [5].
Dalam penelitian ini untuk melakukan
perhitungan (simulasi) dosis serap oleh
jaringan lunak tubuh manusia terhadap radiasi
sinar gamma dari sumber Ir-192 digunakan
software MCNP6 (Monte Carlo N-Particle
Version 6). MCNP6 adalah software berbasis
monte carlo yang dibuat oleh tim monte carlo
dari Laboratorium Nasional Los Alamos, USA
dan diaplikasikan untuk menyimulasikan
perjalanan partikel neutron, foton, dan elektron
dalam material tiga dimensi mulai dari partikel
atau foton itu “lahir” kemudian berinteraksi
dengan material hingga berakhir di daerah
“mati” [6]. Software ini sangat baik digunakan
untuk analisis dosimetri. Metode monte carlo
merupakan metode numerik statistik dengan
menyimulasikan
bilangan
acak
untuk
penyelesaian masalah yang tidak mungkin
diselesaikan secara analitik. Sebagai medium
simulasi untuk mewakili tubuh manusia
digunakan air karena air memiliki kerapatan
yang hampir sama dengan jaringan lunak tubuh
manusia [5]. Tujuan dari penelitian ini adalah
untuk mencari fungsi dosis radial dari sumber
radiasi gamma Ir-192 berbentuk batang
(silinder). Dan sebagai pembanding juga
mencari fungsi dosis radial dari sumber radiasi
gamma Ir-192 jika diasumsikan berbentuk titik.
METODOLOGI
Untuk keperluan perhitungan fungsi
dosis radial, maka pertama kali harus
dilakukan perhitungan laju dosis serap arah
radial. Fungsi dosis radial adalah fungsi untuk
menghitung reduksi (pengurangan) laju dosis
berdasarkan hamburan dan serapan sinar
gamma dalam medium (jaringan lunak tubuh
manusia) sepanjang sumbu yang tegak lurus
sumber radiasi untuk semua titik-titik dengan
sudut polar 0 = 90o dan dirumuskan sebagai
[7]:
_______________________
________________________________________________
_____________________
37
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________

g (r ) 
 (r, θ ) G(r , θ )
D
0
0
0


D(r0 , θ 0 ) G(r, θ 0 )

 (r, θ ) = laju dosis pada jarak r
dimana: D
0
 (r , θ ) = laju dosis pada
(cm) dan 0 = 90o, D
0
0
jarak r0 = 1 cm dan 0 = 90o, G(r, θ 0 ) = faktor
geometri pada pada jarak r (cm) dan 0 = 90o,
dan G(r0 , θ 0 ) = faktor geometri pada jarak r =
1 cm dan 0 = 90o.
Protokol dosimetri sumber brakiterapi,
selain bergantung pada spektrum foton dan
medium yang digunakan, juga tergantung pada
konstruksi dan geometri sumber radioaktifnya
[5]. Untuk lebih jelasnya, posisi suatu titik
terhadap sumber radiasi pada (r, ) ditunjukkan
pada Gambar 1.
Y
ujung sumber aktif (rad),
 : besar sudut di tengah sumber aktif antara
titik P(r,) dan sumbu aktif (o).
Bila sumber radiasi dianggap sebagai titik,
maka
perhitungan
faktor
geometri
menggunakan rumus [9,10]:

G(r) 
1

r2

Sumber radiasi gamma Ir-192 yang
dibuat oleh Pusat Teknologi Radioisotop dan
Radiofarmaka (PTRR-BATAN) mempunyai
bentuk seperti ditunjukkan pada Gambar 2.
Komposisi materi sumber aktif Ir-192 terdiri
atas campuran 30% iridium-192 dan 70%
platina dengan ukuran panjang 3,5 mm dan
diameter 0,5 mm. Sedangkan kapsul
pembungkus sumber aktif terbuat dari stainless
steel (SS) AISI 316L sepanjang 5,54 mm,
diameter luar 1,2 mm dan diameter dalam 0,5
mm.
Gambar 2. Bentuk sumber Ir-192.
Gambar 1. Geometri sumber radiasi dalam
perhitungan dosis menurut AAPM-TG43 [5,8].
Dari Gambar 1, maka posisi titik P(r0, 0)
adalah posisi titik P pada jarak r0 = 1 cm dari
tengah sumber aktif dan 0 = 90o (pada sumbu
Y), sedangkan posisi titik P(r, 0) adalah posisi
titik P pada jarak r cm dari tengah sumber aktif
dan 0 = 90o (sepanjang sumbu Y).
Karena sumber radiasi gamma Ir-192
adalah sumber radioaktif yang berbentuk
silinder kecil atau batang atau garis, maka
faktor geometri dihitung dengan rumus [7,8]:

β

, jika θ  0 o
 
G(r, θ)   2 L r sin2 θ 1
o
(r  L /4) , jika θ  0
dimana:
r : jarak dari titik P(r,) terhadap tengah
sumber aktif (cm),
L : panjang sumber aktif (cm),
β : besar sudut di titik P terhadap ujung-
Untuk menentukan fungsi dosis radial,
digunakan simulasi dengan MCNP6 dengan
melalui tiga tahapan, yaitu membuat inputan,
running, dan interpretasi output. Membuat
input MCNP dilakukan dengan mengisikan
“kartu”. Terdapat tiga kartu dalam inputan
MCNP yaitu kartu sel, kartu permukaan, dan
kartu data. Kartu sel dan kartu permukaan
merupakan inputan geometri dari obyek yang
akan disimulasikan, sementara kartu data
merupakan informasi mengenai material obyek
simulasi, definisi dari sumber partikel, dan
tally atau besaran fisis yang akan dihitung.
Urutan pengisian kartu dalam input MCNP
diperlihatkan pada Gambar 3.
Hal terpenting dalam pemodelan dengan
MCNP adalah geometri. Akurasi hasil
pemodelan juga sangat ditentukan oleh
kesesuaian dengan geometri obyek yang akan
dimodelkan [11]. Obyek yang akan disimulasi
harus didefinisikan sebagai suatu sel. Untuk
sebuah obyek bisa didefinisikan menjadi lebih
_______________________
________________________________________________
_____________________
38
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
Gambar 3.
Susunan kartu dalam inputan MCNP [6].
dari satu sel. Pendefinisian menjadi lebih dari
satu sel dapat dikarenakan jenis material yang
berbeda, bisa dikarenakan sengaja dibedakan,
atau dikarenakan kesulitan dalam memodelkan
geometrinya. Dalam inputan MCNP, kartu
permukaan diisi dengan bentuk dan nilai dari
bidang permukaan yang memotong sumbu
koordinat. Setelah pengisian inputan geometri
obyek dalam kartu sel dan kartu permukaan
maka dilanjutkan dengan mengisi kartu data.
Yang diisikan dalam kartu data adalah data
material, data sumber partikel, tally yang
diinginkan, jumlah partikel yang disimulasi,
dan lain-lain. Data material yang diisikan
dalam kartu data adalah komposisi isotop dari
material sel. Penulisan data material juga
spesifik karena berupa kode yang akan
berkaitan dengan interaksi yang ingin
dilakukan oleh MCNP. Karena di dalam
“library” MCNP terdapat berbagai bentuk
interaksi dari ketiga partikel (neutron, foton,
elektron) dengan beragam isotop. Sumber
diartikan sebagai daerah dimana partilel yang
disimulasikan itu “lahir”. Sedangkan tally
merupakan besaran fisis yang diinginkan dari
hasil simulasi (output MCNP) [6].
Data-data yang digunakan sebagai
inputan dalam simulasi ini adalah: model
geometri dari jaringan lunak tubuh manusia,
model sumber radiasi, dan model dosimetri.
Untuk meniru atau mewakili jaringan lunak
tubuh manusia digunakan medium air
berbentuk bola dengan jari-jari 25 cm dan
kemudian model sumber radiasi Ir-192 seperti
yang ditunjukkan pada Gambar 2 diasumsikan
berada tepat di pusat bola. Sedangkan model
dosimetri yang digunakan adalah tally F6 yang
akan menghitung deposisi energi atau besar
energi radiasi yang diserap oleh medium air
dengan satuan MeV/g [12]. Hasil output
MCNP6 adalah nilai dari simulasi satu buah
partikel atau satu foton. Untuk mendapatkan
dosis yang sebenarnya masih harus dikalikan
dengan jumlah partikel atau jumlah foton dan
lamanya penyinaran [13]. Karena satuan dosis
serap adalah gray atau J/kg dan satuan laju
dosis adalah gray/s, maka hasil tally F6 yang
bersatuan MeV/g perlu dikalikan dengan suatu
faktor yang disebut faktor multiplikasi (FM)
sehingga hasilnya menjadi gray/s.
1 MeV/g = 106 x 1,602 x 10–19 J/(10–3 kg)
= 1,602 x 10 –10 gray untuk 1 foton.
Aktivitas sumber radiasi Ir-192 yang
digunakan adalah 10 Ci = 3,7x1011 foton/s,
sehingga faktor multiplikasinya adalah
FM = 1,602x10 –10 gray x 3,7x1011 foton/s
= 59,274 gray/s.
Jumlah foton gamma yang disimulasikan
adalah 108 dan menggunakan spektrum energi
radiasi gamma Ir-192 yang lengkap seperti
ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1.
Spektrum energi radiasi gamma Ir-192 [14].
Energi
(MeV)
Fraksi
0.06149
0.06300
0.07130
0.07340
0.11009
0.13634
0.17698
0.20131
0.20580
0.28004
0.28327
0.29596
0.30847
0.31651
0.32931
0.37449
0.41647
0.00713192
0.00904863
0.00295484
0.000772031
0.0000565651
0.000818388
0.0000191136
0.00210347
0.0147230
0.000103680
0.00117097
0.0127795
0.0145714
0.369344
0.0000827303
0.00321293
0.00296153
Energi
(MeV)
Fraksi
0.42053
0.46807
0.48458
0.48530
0.48904
0.58859
0.59337
0.59940
0.60442
0.61247
0.70398
0.76600
0.88454
1.06148
1.08970
1.37830
0.000327088
0.213200
0.0142059
0.00000980639
0.00197599
0.0201254
0.000189531
0.0000172860
0.0366937
0.0236646
0.0000238206
0.00000665052
0.00130113
0.000235353
0.00000478285
0.00000553616
Untuk menentukan fungsi dosis radial
dilakukan dengan cara fitting data pada
berbagai posisi r dari 0,5 cm – 25 cm yang
diperoleh dari simulasi dengan MCNP6 dan
sesuai dengan standar TG-43 fungsi dosis
radialnya berbentuk polinomial orde 5 [10]:
_______________________
________________________________________________
_____________________
39
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
 g(r)  a 0  a 1r  a 2 r 2  a 3 r 3  a 4 r 4  a 5 r 5 
Kemudian sebagai perbandingan pada
makalah ini juga ditampilkan fungsi dosis
radial jika sumber radiasi Ir-192 diasumsikan
berbentuk titik.
jarak 5 cm seperti ditunjukkan pada Gambar 3.
Pada jarak lebih dari 5 cm, laju dosisnya sudah
sangat kecil (sudah tidak efektif lagi).
sumber batang
sumber titik
2.50000E-01
Setelah software MCNP6 diberi input
berupa model geometri, model sumber radiasi,
dan model dosimetri (tally F6), kemudian
dirunning, maka dihasilkan nilai laju dosis
serap arah radial seperti ditunjukkan pada
Tabel 2. Nilai laju dosis arah radial tersebut
jika ditampilkan dalam grafik laju dosis radial
terhadap jaraknya dari tengah sumber radiasi
ditunjukkan pada Gambar 4.
Tabel 2. Nilai laju dosis radial Ir-192.
r (cm)
0.5
1
1.5
2
2.5
3
3.5
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
18
20
22.5
25
 (r, θ ) (Gy/s) D
 (r ) (Gy/s)
D
0
sumber batang
1.90575E-01
4.89295E-02
2.19125E-02
1.23743E-02
7.93869E-03
5.52306E-03
4.05824E-03
3.10435E-03
1.98032E-03
1.36617E-03
9.94960E-04
7.52527E-04
5.85517E-04
4.66678E-04
3.77622E-04
3.10051E-04
2.57401E-04
2.15417E-04
1.81538E-04
1.54116E-04
1.12205E-04
8.22407E-05
5.54559E-05
3.51768E-05
sumber titik
2.13874E-01
5.37852E-02
2.39920E-02
1.35326E-02
8.67924E-03
6.03621E-03
4.43752E-03
3.39736E-03
2.16942E-03
1.49844E-03
1.09202E-03
8.26912E-04
6.44280E-04
5.13124E-04
4.15803E-04
3.41553E-04
2.83674E-04
2.37684E-04
2.00551E-04
1.70163E-04
1.23948E-04
9.09392E-05
6.12103E-05
3.87403E-05
Beda (%)
12.23
9.92
9.49
9.36
9.33
9.29
9.35
9.44
9.55
9.68
9.76
9.88
10.04
9.95
10.11
10.16
10.21
10.34
10.47
10.41
10.47
10.58
10.38
10.13
Dari Tabel 2 didapat data bahwa nilai
laju dosis serap arah radial terhadap jaraknya
dari tengah sumber radiasi antara sumber
batang dan sumber titik ada perbedaan sekitar
10% dimana secara keseluruhan nilai laju dosis
radial sumber batang selalu lebih kecil dari
nilai laju dosis radial sumber titik untuk jarak
yang sama. Hal ini disebabkan karena
distribusi radiasi sinar gamma untuk sumber
titik lebih homogen (isotropis) ke segala arah
dibandingkan distribusi radiasi sinar gamma
sumber batang. Tetapi keduanya memiliki tren
efektivitas laju dosis yang sama yaitu sampai
laju dosis radial (Gy/s)
2.00000E-01
HASIL DAN PEMBAHASAN
1.50000E-01
1.00000E-01
5.00000E-02
0.00000E+00
0
5
10
15
20
25
30
jarak dari tengah sumber (cm)
Gambar 4. Grafik laju dosis radial.
Kemudian dengan menggunakan Pers.
(1), Pers. (2), dan Pers. (3), nilai laju dosis
radial pada Tabel 2 bisa diubah menjadi fungsi
dosis radial seperti ditunjukkan pada Tabel 3.
Nilai fungsi dosis radial pada Tabel 3 tersebut
jika ditampilkan dalam grafik fungsi dosis
radial terhadap jaraknya dari tengah sumber
radiasi Ir-192 ditunjukkan pada Gambar 5.
Tabel 3. Nilai fungsi dosis radial Ir-192.
r (cm)
0.5
1
1.5
2
2.5
3
3.5
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
18
20
22.5
25
g (r)
sumber batang
1.00211
1.00000
1.00204
1.00401
1.00552
1.00686
1.00667
1.00559
1.00209
0.99537
0.98661
0.97460
0.95969
0.94431
0.92456
0.90340
0.88019
0.85430
0.82646
0.79829
0.73557
0.66560
0.56804
0.44483
g (r)
sumber titik
0.99411
1.00000
1.00366
1.00642
1.00855
1.01005
1.01068
1.01065
1.00837
1.00295
0.99486
0.98396
0.97028
0.95402
0.93543
0.91445
0.89134
0.86615
0.83897
0.80992
0.74666
0.67631
0.57614
0.45017
Beda (%)
-0.80
0.00
0.16
0.24
0.30
0.32
0.40
0.50
0.63
0.76
0.84
0.96
1.10
1.03
1.18
1.22
1.27
1.39
1.51
1.46
1.51
1.61
1.43
1.20
Dari Tabel 3 didapat data bahwa nilai
fungsi dosis serap arah radial terhadap jaraknya
dari tengah sumber radiasi antara sumber
batang dan sumber titik tidak jauh berbeda.
Perbedaannya hanya 0,84% dan secara umum
nilai fungsi dosis radial sumber batang selalu
lebih kecil dari nilai fungsi dosis radial sumber
titik untuk jarak yang sama, kecuali pada jarak
_______________________
________________________________________________
_____________________
40
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
1 cm keduanya bernilai sama, dan pada jarak
kurang dari 1 cm nilai fungsi dosis radial
sumber batang lebih besar dari nilai fungsi
dosis radial sumber titik. Hal ini disebabkan
karena faktor geometri antara sumber batang
dan sumber titik berbeda. Seperti halnya nilai
laju dosis kedua sumber, nilai fungsi dosis
kedua sumber juga memiliki tren yang sama
seperti ditunjukkan pada Gambar 5.
sumber batang
Sesuai dengan rekomendasi AAPM-TG
43U1, persamaan fungsi dosis radial dicari
berdasarkan fitting data nilai fungsi dosis radial
terhadap jarak dari tengah sumber radiasi
berupa persamaan polinomial orde 5 [10].
Berdasarkan data Tabel 3 dan grafik pada
Gambar 5, persamaana polinomial orde 5
fungsi dosis radial untuk sumber batang adalah

sumber titik
g(r)  0.9979  0.0043r  0.0002r 2
 0.0001r 3  8e - 6r 4  1e - 7r 5
1.1
dengan koefisien determinasi R2 = 1 dan
persamaan polinomial orde 5 fungsi dosis
radial untuk sumber titik adalah
fungsi dosis radial g(r)
1.0
0.9
0.8
0.7

0.6
g(r)  0.9903  0.0104r  0.0011r 2
 6e - 5r 3  4e - 6r 4  9e - 8r 5
0.5
0.4
0 1 2
3 4 5 6
7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26
jarak dari tengah sumbe r (cm)
Gambar 5. Grafik fungsi dosis radial.
Untuk membuktikan bahwa hasil
simulasi MCNP6 ini sudah benar, Tabel 4
menyajikan perbandingan beberapa data nilai
fungsi dosis radial sumber batang Ir-192 antara
hasil simulasi MCNP6 dan referensi [7]. Dari
Tabel 4 tersebut terlihat bahwa perbedaan nilai
fungsi dosis radial sumber batang hasil
simulasi MCNP6 dan referensi [7] sangat kecil.
Untuk jarak yang sama, secara umum nilai
fungsi dosis radial sumber batang hasil
simulasi MCNP6 relatif selalu lebih besar dari
nilai fungsi dosis radial sumber batang
referensi [7], kecuali pada jarak 1 cm keduanya
bernilai sama dan pada jarak 20 cm nilai fungsi
dosis radial sumber batang hasil simulasi
MCNP6 lebih kecil dari nilai fungsi dosis
radial sumber batang referensi [7]. Rata-rata
perbedaannya adalah 0,1%.
Tabel 4. Perbandingan beberapa nilai fungsi
dosis radial sumber batang Ir-192.
r (cm)
1
2
3
4
5
6
7
8
10
15
20
 
g (r)
hasil simulasi
1.00000
1.00401
1.00686
1.00559
1.00209
0.99537
0.98661
0.97460
0.94431
0.82646
0.66560
g (r)
referensi [7]
1.0000
1.0037
1.0051
1.0034
0.9987
0.9912
0.9807
0.9680
0.9349
0.8212
0.6861
Beda (%)
0.000
0.031
0.175
0.218
0.339
0.421
0.603
0.682
1.007
0.641
-2.988


dengan koefisien determinasi R2 = 1. Karena
koefisien determinasi, R2 = 1, baik untuk
fungsi dosis radial sumber batang maupun
untuk fungsi dosis radial sumber titik, berarti
memang terbukti tepat atau cocok rekomendasi
dari AAPM-TG 43U1, yaitu bahwa persamaan
fungsi dosis radial yang dicari berdasarkan
fitting data nilai fungsi dosis radial terhadap
jarak dari tengah sumber radiasi adalah berupa
persamaan polinomial orde 5. Perbandingan
nilai koefisien fungsi polinomial orde 5 dari
fungsi dosis radial sumber batang dan sumber
titik ditunjukkan pada Tabel 5.
Tabel 5. Perbandingan koefisien fungsi dosis
radial polinomial orde 5.
Koefisien
a0
a1
A2
A3
A4
A5
2
Nilai R
sumber batang
0.9979
0.0043
– 0.0002
– 0.0001
8e-6
–1e-7
1
sumber titik
0.9903
0.0104
– 0.0011
– 6e-5
4e-6
– 9e-8
1
Dengan dihasilkannya Pers. (5) dan Pers.
(6), maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk
berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat.
Misalnya untuk menentukan nilai fungsi dosis
radial g(r) pada jarak r = 4.25 cm dari tengah
sumber Ir-192, maka nilai r ini disubstitusikan
ke Pers. (5) sehingga di dapat nilai fungsi dosis
radial g(r) = 1.00736 dan kemudian bila nilai r
ini disubstitusikan ke Pers. (6) di dapat nilai
fungsi dosis radial g(r) = 1.01121. Nilai fungsi
dosis radial untuk sembarang nilai r yang lain
bisa dihitung dengan menggunakan Pers. (5)
_______________________
________________________________________________
_____________________
41
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
untuk sumber radiasi gamma bentuk batang
dan menggunakan Pers. (6) untuk sumber
radiasi gamma bentuk titik.
KESIMPULAN
Dari uraian di atas bisa diambil
kesimpulan bahwa software MCNP bisa
digunakan untuk pemodelan dan simulasi dosis
serap tubuh manusia terhadap sumber radiasi
gamma Ir-192, baik untuk sumber bentuk
batang maupun sumber bentuk titik. Telah
berhasil dilakukan simulasi dosis serap tubuh
manusia terhadap sumber radiasi gamma Ir192 menggunakan software MCNP dan
menghasilkan data laju dosis arah radial yang
kemudian digunakan untuk menentukan fungsi
dosis radial. Fungsi dosis radial merupakan
salah satu parameter sumber brakiterapi yang
harus ditentukan terlebih dahulu sebelum
digunakan untuk terapi. Fungsi dosis radial
sumber Ir-192 yang diperoleh dengan fitting
data berupa polinomial orde 5 untuk sumber
batang adalah g(r) = 0.9979 + 0.0043r –
0.0002r2 – 0.0001r3 + 8e-6r4 – 1e-7r5 dan untuk
sumber titik adalah g(r) = 0.9903 + 0.0104r –
0.0011r2 – 6e-5r3 + 4e-6r4 – 9e-8r5. Kedua
fungsi dosis radial tersebut mempunyai
koefisien determinasi R2 = 1, yang berarti
datanya cocok untuk fungsi polinomial orde 5,
sesuai dengan rekomendasi AAPM TG-43U1.
Dengan dihasilkannya fungsi dosis radial,
maka nilai fungsi dosis radial g(r) untuk
berbagai nilai r bisa ditentukan dengan akurat.
UCAPAN TERIMA KASIH
Dengan selesainya penulisan kti ini, saya
mengucapkan terima kasih kepada Kepala
Bidang Mekanik, Struktur, dan Proses PRFN,
Bapak Dr. Ir. M. Dhandhang Purwadi atas
konsultasinya dan juga bantuannya dalam
menyediakan komputer canggih untuk running
MCNP. Saya juga mengucapkan terima kasih
kepada Bapak Dipl.-Ing. Ari Satmoko, DEA
atas diskusi dan konsultasinya.
DAFTAR PUSTAKA
1. Bahn, D.K., “Treatment of Prostate
Cancer: Radioactive Seed Implantation”,
Cancer News on the Net, Department of
Radiology, Crittenton Hospital, Rochester,
2011.
2. A. Satmoko, T. Harjanto, I.M. Putra, and
Kristiyanti, “The Preliminary Prototype of
Medium
Dose
Rate
Brachyterapy
Equipment”, Atom Indonesia Vol. 39 No.
2, 2013.
3. T. Harjanto, Perekayasaan Brachyterapy
Low Doserate, Technical Report, PRPNbatan, Serpong, 2009.
4. A. Susila, A. Satmoko, A. Rifai, dan
Kristiyanti, ”Perekayasaan Brachyterapy
Medium Doserate,
Jurnal Perangkat
Nuklir, Vol. 05, No. 01, Mei 2011.
5. Purwaningsih, A., ”Simulasi Dosis Radial
Sumber Brakiterapi Iridium-192 Tipe H-01
dengan Menggunakan MCNPX 2.6.0”,
Prosiding Seminar Pertemuan Ilmiah
Tahunan
Pusat
Radioisotop
dan
Radiofarmaka BATAN, Jakarta, 8 – 9
November 2013.
6. Rasito,
Pengenalan
MCNP
untuk
Pengkajian Dosis, Pusat Pendidikan dan
Pelatihan, BATAN, 2013.
7. BrachyPLAN User's Guide and Tutorial,
sonoTECH-Gesellschaft
für
sonographische
Technologie
mbH,
Germany, 2010.
8. Ibon Suparman, Sunarhadijoso Soenarjo,
Heru Prasetio, “Program Komputasi
Isodosis dan TPS Seed 125I untuk
Brakiterapi”, Jurnal Radioisotop dan
Radiofarmaka, Volume 14, Nomor 2,
Oktober 2011.
9. Nath, R., et.al., “Dosimetry of Interstitial
Brachytherapy Sources: Recommendation
of The AAPM Radiation Therapy
Committee Task Group No. 43”, Medical
Physics, Vol. 22, No. 2, February 1995.
10. M.J. Rivard, B.M.Coursey, L.A. DeWerd
et al, "Update of AAPM Task Group No.
43 Report: A revised AAPM protocol for
brachytherapy dose calculations," Medical
Physics Vol. 31, 633-674, 2004.
11. Rasito, dkk., “Pemetaan Dosis Radiasi
Gamma di Fasilitas Kalibrasi PTNBR
untuk Sumber 60Co 400 GBq dengan
MCNP5”, Prosiding Pertemuan dan
Presentasi
Ilmiah
Fungsional
_______________________
________________________________________________
_____________________
42
SEMINAR NASIONAL XI
SDM TEKNOLOGI NUKLIR
YOGYAKARTA, 15 SEPTEMBER 2015
ISSN 1978-0176
_______________________
________________________________________________
_____________________________________________
Pengembangan Teknologi Nuklir IV,
Jakarta, 15 Desember 2009.
12. Shultis, J.K. and Faw, R.E, “An MCNP
Primer”, Department of Mechanical and
Nuclear Engineering, Kansas State
University, Manhattan, 2011.
13. Kristiyanti, Edy Karyanta, “Analisis Dosis
Radiasi pada Kolam Iradiator Gamma 2
MCi Menggunakan MCNP”, Majalah
Prima, Volume 11, Nomor 2, PRPNBATAN Puspiptek Serpong, 2014.
14. http://members.aol.com/rprice1495/data/Ir
192.pdf.
TANYA JAWAB
Pertanyaan
1. Apakah
pernah
dilakukan
interkomparasi dengan software lain
seperti microshield?
2. Bagaimana cara interkomparasi data
agar dapat dikatakan valid?
3. Mohon dijelaskan hubungan antara
sumber titik dengan sumber batang!
Jawaban
1. Belum pernah.
2. Interkomparasi data hasil simulasi
dilakukan dengan membandingkan data
hasil dengan data referensi yang
digunakan (lihat Tabel 4.)
3. Bentuk sumber Ir-192 yang sebenarnya
adalah batang (silinder), sedangkan
sumber Ir-192 digunakan sebagai
pembanding.
_______________________
________________________________________________
_____________________
43