8/18/2019 bnce

1/8

1

Dosimetri Boron Neutron Capture Cancer Therapy untuk Perencaaan Uji Invivo Pada Kanker Payudara

dengan Menggunakan Perangkat Lunak Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNP-X)

olehMuhammad Ilma Muslih Arrozaqi

14/372!2/PP"/4734

Akan dilakukan penelitian tentang dosimetri  Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) sebagai dasar 

 perencanaan uji in vivo untuk kanker payudara. Komponen dosis yang diperhitungkan dalam penelitian inimeliputi dosis hasil aktivasi boron, dosis recoil   proton, dosis hamburan dari neutron cepat dan neutronepitermal, serta dosis gamma yang berasal dari interaksi neutron termal dengan hidrogen. 1! akandiaktivasi sumber neutron terkolimasi yang keluar dari beam port  tembus reaktor nuklir kartini 1 k". !erkasneutron tersebut memiliki spesi#ikasi #luks neutron epitermal $,% & 1' n(cm)s, rasio dosis neutron cepatterhadap #luks neutron epitermal ),1* & 1 +1% y cm)(n, rasio dosis terhadap #luks neutron epitermal 1,1- & 1+1%

y cm)(n, rasio #luks neutron termal terhadap neutron epitermal ,1) dan rasio arus neutron terhadap #lukstotal adalah ,'%$. Kolimator dari beam port   tembus radial akan dimodi#ikasi terlebih dahulu agar bidangirradiasi lebih luas. !aik sumber radiasi maupun organisme uji in vivo dimodelkan menggunakan perangkatlunak Monte Carlo N-Particle eXtended  (MCNPX)  dan keseluruhan perhitungan dosis didekati melalui proses

simulasi jejak partikel oleh perangkat lunak tersebut. asil dosimetri berupa konsentrasi boron dan /aktuirradiasi optimum sehingga diperoleh dosis terapeutik yang sesuai.

Kata kunci 0 !23, 4osimetri, M256, Invivo ########################################################################################## 

1$ Introduction

5revalensi kanker yang tercatat selama kurun limatahun 7)*+)1)8 menunjukkan bah/a dari %),$ juta penderita kanker, ada -,% juta ji/a penderita

kanker payudara. Kemudian disusul oleh penderitakanker prostat sebanyak %,9 juta ji/a, kanker colorectum sebanyak %,$ juta ji/a dan kanker paru+ paru sebanyak 1,9 juta ji/a. !erdasarkan datatersebut dapat disimpulkan bah/a kanker payudaramerupakan salah satu kanker dengan jumlah

 penderita rata+rata terbanyak setiap tahunnya 7!ray,et al., )1%8.5erhimpunan :nkologi ;adiasi Indonesia 75:;I8mencatat bah/a jumlah pusat #asilitas radioterapi diIndonesia tidak lebih dari % unit. 5adahal untuk satu pasien saja bisa membutuhkan beberapa kali terapi.

IA2, 3elecobalt, dll8 dankemoterapi adalah karena baik sel sehat maupun selkanker sama+sama mengalami kerusakan. 4enganmengambil prinsip  As low As reasonably Achivable

7A>A;A8, umumnya terapi tersebut dilakukansedikit demi sedikit dengan #raksi tertentu yang ber#okus pada sel kanker. al ini karenaketerbatasan kemampuan sel sehat untuk  beregenerasi 7Alotiby, )1)8. :leh karena itu, telah

dikembangkan beberapa metode terapi kanker lain berbasis radiasi neutron yaitu Boron Neutron CaptureTherapy 7!238. 3erapi tersebut merupakan bentuk 

 biner 7gabungan antara kemoterapi dan radioterapi8

sehingga diharapkan dapat menutup kelemahan beberapa metode di atas.!23 menggunakan neutron termal dan epitermalyang memiliki energi di ba/ah ) Me?. eutrontersebut dapat dihasilkan dari berbagai sumber antaralain, ;eaktor termal 7@) Me?8, )$)2# atau melalui

reaksi 9!e 7p,d8 '!e kemudian %7d,n8e

7Anonim728, )18. !23 menggunakan radiasisekunder yang hanya akan muncul jika neutrontermal berinteraksi dengan 1!, menghasilkan berkasradiasi B dan *>i.

8/18/2019 bnce

2/8

2

toksisitas rendah dan cepat dikeluarkan dari dalamtubuh. Karena permasalahan tersebut, saat ini sedang

dikembangkan senya/a pemba/a 1!  yang berbasisanalog 7turunan8 curcumin. Eenya/a tersebut akanmengenali reseptor spesi#ik F;) yang ada padakanker payudara sehingga hanya akan terdeposisi di

 jaringan tersebut 7Meiyanto, et al., )18.Eebelum senya/a analog curcumin  pemba/a 1!

diaplikasikan secara klinis terhadap manusia, perludilakukan uji coba praklinis terlebih dahulu yangsalah satunya berupa uji in vivo. Gji ini merupakanuji coba langsung terhadap organisme sampel yangmemiliki si#at biologis mirip manusia, sehingga e#ek #armakologik dan e#ek radiasinya dapat diketahui

secara langsung. :rganisme yang diuji adalah berupatikus yang telah diinjeksi tumour jenis 3*4 dimana3umor ini akan tumbuh secara spesi#ik di dalamkelenjar payudara.Eebagai persiapan pelaksanaan uji in vivo  tersebut $harus disusun terlebih dahulu sebuah perencanaan

 penelitian (!%perimental &etup)  terkait radiasi yangmeliputi dosimetri radiasi. 4osimetri untuk terapi!23 terhadap kanker payudara telahdiperhitungkan secara komputasional oleh ovianti7)1%8 dengan sumber neutron Kolom termal ;eaktor Kartini melalui simulasi menggunakan Monte Carlo

 N Particle (MCNP)  versi $. 4alam versi ini, #itur yang tersedia terbatas pada berkas radiasi #oton,neutron dan elektron 7Anonim7F8, )%8. 5adahalinteraksi partikel dalam !23 melibatkan radiasisekunder berupa ion berat 7partikel B dan recoil  *>i8.5ada penelitian tersebut, dosimetri untuk ion berat

tidak menggunakan metode komputasi numerik dariM25 namun didekati dengan analisis perhitungandosis yang hanya mengacu pada #luks neutron dan#oton, sehingga akurasinya rendah 7ovianti, )1%8.

?ersi lanjutan yang melengkapi M25$adalah M25-eXtended 7M2568, dimana versi ini

mampu menganalisis jejak interaksi partikel secaralebih komprehensi# karena dapat menyimulasikan %$macam berkas radiasi termasuk ion berat 75elo/itz,)'8. 4engan menggunakan perangkat lunak tersebut, diharapkan perencanaan dosimetri untuk ujiin vivo  dapat dihitung secara lebih akurat.

!erdasarkan latar belakang tersebut, penulis memilihtopik ini sebagai bahan penelitian untuk menyelesaikan permasalahan di atas.

2$ %asic Princi&'e

2$1$ Dosimetry

4osimetri adalah salah satu aspek yang penting untuk 

dianalisa dalam terapi berbasis radiasi. Eel+sel atau jaringan yang terin#eksi kanker atau tumor harusmenerima dosis di atas batas dosis lethal   agar tidak ada perkembangan sel kanker sekunder, sedangkansel+sel atau jaringan sehat harus menerima dosis di ba/ah ambang keselamatan, sehingga sel atau

 jaringan tersebut tidak mengalami kerusakan. 4alamuraian ini akan dibahas tentang dosis serap dan dosisekuivalen.

4osis serap dide#inisikan sebagai jumlah energi yangdideposisikan oleh berkas radiasi ke dalam medium

 per satuan masa. !erdasarkan de#inisi tersebut,satuan EI yang digunakan adalah

8/18/2019 bnce

3/8

3

satuan tersebut tetap tidak direkomendasikan. I2;Gmenganjurkan untuk mengganti istilah dosis

ekuivalen menjadi dosis serap ;!F terbobot 7 'B!-*ei"hted Absorbed dose)  dan menggunakan satuany. Meskipun keduanya memiliki konsep yanghampir sama, namun memiliki tujuan yang berbeda.

al yang penting dan /ajib adalah setiap kuantitasyang terlibat harus dijabarkan secara jelas untuk 

menghindari risiko kerancuan 7Eauer/ein, et al.,)118.Mengingat e#ektivitas dan keselamatan radioterapisangat bergantung pada dosis radiasi yang diterimaoleh tumor dan jaringan sehat, perhitungan distribusidosis radiasi atau dosimetri sangat diperlukan sebagai

 bagian dari perencanaan penelitian uji in vivo7Koivunoro, )1)8. 5erhitungan tersebut meliputi penentuan konsentrasi senya/a 1! dalam sel tumor dan /aktu paparan optimal. 4engan demikiandiperoleh dosis radiasi maksimal pada tumor 7dosislethal 8 namun jaringan sehat tetap mendapatkan

 paparan radiasi di ba/ah dosis ambang keselamatan.al ini untuk menghindari sisa tumor yang berpotensi tumbuh kembali dan mengurangi e#ek stokhastik kerusakan jaringan sehat baik berupa e#ek kronis maupun e#ek akut 7Anonim7!8, )18.5emodelan organ penting terkait kanker payudara

meliputi jaringan kulit, jaringan kelenjar payudara, jaringan kanker dan jaringan paru+paru sebagai or"anat ris+ . Gnsur penyusun beberapa jaringan tersebutditunjukkan dalam 3abel ).1 berikut0

*a+e' 1$1 Unsur &enyusun jaringan disekitar

&ayudara ,I-.U 1!0! Deng et a'$ 211

omor AtomP

Gnsur Hraksi unsur dalam jaringan

5ayudara Kulit 5aru+paru

1 ,1- ,1 ,1%

- 2 ,%%) ,) ,1$* ,% ,) ,%1

' : ,$)* ,-$ ,*9

11 a ,1 ,) ,)

1$ 5 ,1 ,1 ,)1- E ,) ,) ,%

1* 2l ,1 ,% ,%

19 K ,1 ,)

4ensitas 7g(cm%8 1,) 1,9 1,$

4alam !23 dosis radiasi yang dihasilkandibedakan menjadi empat komponen utama berdasarkan e#ek biologisnya, yaitu dosis gamma7 ,8, dosis neutron cepat 7  #ast 8, dosis nitrogen 7  N 8dan dosis 1! 7  B8 7Koivunoro, )1)8. Masing+masing komponen memiliki kontribusi yang berbeda

dalam memberikan kerusakan terhadap jaringan berdasarkan karakteristik radiasinya, sehingga tiap

komponen memiliki #aktor kualitas berbobot 7w

8yang berbeda yaitu seperti dirumuskan dalam persamaan ).1 berikut,

w B B N N #ast #ast   ( w ( w ( w ( w (

γ γ  = + + +

  $$JMF;FH:;MA3 78

 ,  terdiri dari dua komponen. Komponen pertama adalah dosis gamma primer yang berasal

dari reaktor, sedangkan komponen kedua adalahgamma sekunder yang berasal dari reaksi inti unsur  penyusun jaringan, dimana sebagian besar gammasekunder dihasilkan dari interaksi 17n,Q8) 7),))

Me?8. Gmumnya proses irradiasi berulang yangsingkat pada radioterapi sinar+&, memberikan nilai w, 1. 3etapi dalam metode !23 hanya dilakukan proses irradiasi tunggal yang memerlukan /aktulebih lama. 5adahal perpanjangan /aktu irradiasiuntuk sinar Q dengan laju dosis yang rendahmengakibatkan penurunan e#ektivitas penyinaranterhadap kerusakan biologis, terkait dengan laju

 perbaikan diri akibat radiasi  sublethal   pada 4A.:leh karena itu, dipertimbangkan #aktor penurunandosis 7 ose 'eduction actor - 4;H8 sebagai #aktor  bobot kualitas untuk sinar Q, yaitu rasio antara lajudosis rendah terhadap laju dosis tinggi yangdibutuhkan untuk mendapatkan e#ek biologis yang

sama. 4;H+Q bernilai D,* untuk laju dosis D,1-y(menit seperti ditunjukkan pada ambar ).1.

(am+ar 1$1 (raik 5u+ungan antara 'aju dosis

ter5ada& D.68 &ada 5e9an uji *ikus dan %a+i

,:auer9ein et a'$ 211

  #ast   dihasilkan dari moderasi neutron cepat,melalui reaksi 17n,nO81 p dalam jaringan. Haktor kualitas berbobot untuk neutron cepat merupakannilai F#ektivitas !iologis ;elati# 7 'elative

 Biolo"ical !##ectiness . ;!F8 yang dipengaruhi oleh

energi neutron cepat dan jenis jaringan. !erdasarkanstudi in vitro pada sel ?*9, eutron dengan energi,%+, Me? yang menembus jaringan lunak memiliki nilai ;!F sekitar @-,. 5ada rentang energitertentu ;!F akan menurun seiring dengan kenaikanenergi neutron, yaitu pada rentang energi $+1$ Me?.

;!F minimum bisa mencapai 1,*. 5ada energi yanglebih rendah dari ,% Me?, ;!F juga menurunhingga kurang dari , untuk energi ,1 Me? sepertiditunjukkan pada ambar ).) 7Eauer/ein, et al.,)118.

8/18/2019 bnce

4/8

4

(am+ar 1$2 (raik ;i'ai .%< ter5ada& energi

;eutron ,:auer9ein et a'$ 211

  N  berasal dari energi deposisi pada emisi proton dan recoil   12 saat berinteraksi dengannitrogen dalam jaringan melalui reaksi 1 7n,p812

7,-- Me?8. Melalui studi in  vitro 7sel ?*98diperoleh data bah/a penurunan energi dari *, Me?

hingga 1,1- Me? berdampak pada kenaikan ;!Fdari 1 sampai *. Gntuk energi proton yang rendahyaitu ,' Me? dan ,*% Me?, ;!F turun secara progresi# seperti yang ditunjukkan pada ambar ).%.

(am+ar 1$3 =ariasi .%< untuk se' =7! ter5ada&

energi &roton

4osis utama 7  B8 berasal dari reaksi neutron termaldengan 1!. Gntuk komponen ini, #aktor kualitasterbobot di/akili oleh nilai Compound Biolo"ical 

 !##ectiveness  72!F8 karena melibatkan konsentrasi1! dalam jaringan. 2!F bernilai tetap untuk rentang

variasi konsentrasi tertentu, namun memiliki nilaiyang berbeda+beda untuk setiap jenis jaringan. 4atalengkapnya ditunjukkan pada 3abel ).).

 *a+e' 1$2 6aktor -%< untuk +er+agai jaringan

ter5ada& konsentrasi 1% ,Is5iyama 214

 o

8/18/2019 bnce

5/8

5

menjadi

11

$ J B

  yang meluruh menjadi nuklida

*

% i

memancarkan radiasi /. 5roses tersebut dapatdigambarkan sebagai berikut0

1 1 11 A * $ $ ) %Jn B B i

α λ φ σ  α +    → +    →.

>aju pengurangan nuklida

1

$ B

adalah

--J MF;FH:;MA3 784ari neraca tersebut, diperoleh #ungsi jumlah nuklida1

$ B

terhadap /aktu

**J MF;FH:;MA3 78

Eelanjutnya laju pembentukan nuklida

11

$ J B

 dapatdirumuskan dalam bentuk

11$

1 11$ $

J

J

 B

 B B

dN  N 

dt  N 

α φσ λ −=

, ''J

MF;FH:;MA3 78

4imana, ϕ adalah #luks neutron , S adalah tampang

lintang mikroskopik reaksi dana

λ 

  adalah konstanta

 peluruhan nuklida

11

$ J B

. 5enyelesaian persamaan

untuk memperoleh jumlah nuklida

11

$ J B

 menjadi

1$

11 11$ $J J

787 8 7e 78 8

 B

 B

t  t t 

 B

 N  N t e N eα α 

λ    λ σφ 

α 

φσ 

λ σφ 

−   −−= −−

  +

.99J MF;FH:;MA3 78

4engan demikian aktivitas radiasi / adalah

1 11$ $ J

7 8 787e 8 78 B B

t    t t  A t N e N eα α 

λ    λ σφ α α α 

α 

λ φσ  λ λ σφ 

−   −−= −−

  +

. 11J MF;FH:;MA3 78

8/18/2019 bnce

6/8

6

7a8

7b8

(am+ar 1$4 ,a$ Ko'imator neutron &ada +eam&ort tem+us .eaktor ;uk'ir Kartini ,"rro>a?i 213$ ,+$

Perkiraan modiikasi ko'imator tan&a aperture

Modi#ikasi dia/ali dengan menghilangkan bagian

aperture  yang terdiri dari kerucut berongga, #ilter neutron termal 7!oral8 dan perisai gamma 75b8.Kemudian geometri yang baru ini disimulasikandengan M256 untuk dievaluasi.

8/18/2019 bnce

7/8

7

maupun jaringan sehat akan mati sehingga pengobatan tidak berhasil.

Eebelum dilakukan simulasi, perlu diketahui parameter apa yang akan menjadi dasar optimasi.4alam hal modi#ikasi kolimator, parameter yangdimaksud meliputi #luks neutron epitermal, #luksneutron termal, #luks neutron total, laju dosis neutroncepat, laju dosis gamma, dan arus neutron.

4isamping itu dalam hal dosimetri, ditambahkan lajudosis al#a, proton dan recoil *>i sebagai dosis primernya. 4alam perhitungan parameter+parameter tersebut digunakan tally yang sesuai dengan tujuan perhitungannya berdasarkan yang tertera pada 3abel%.1. 5erhitungan #luks neutron dan laju dosis neutron

cepat menggunakan tally  dengan jenis H0, perhitungan laju dosis #oton menggunakan tally jenisH05 dan perhitungan arus neutron menggunakanH10. Gntuk dosis primer, menggunakan H-0a untuk al#a , H-0h untuk proton dan H-0U*% untuk recoil *>i.

5ada umumnya, penggunaan tally  H

digunakan untuk menghitung #luks rerata yangmele/ati suatu volume geometri sedangkan untuk menghitung #luks yang mele/ati suatu permukaandigunakan tally  H). amun dalam penggunaan praktis, H lebih #leksibel untuk digunakan karena

dapat mende#inisikan bagian yang berbeda yangdibatasi permukaan yang sama. Eeperti yangdisinggung dalam paragra# sebelumnya, H

digunakan dalam tiga tujuan perhitungan yang berbeda. 3etapi dalam M25 tidak diijinkan penggunaan jenis tally  yang sama dalam sekali

 perhitungan. :leh karena itu, perlu ditambahkanindeks untuk membedakan masing+masing perhitungan tersebut. Indeks tersebut diletakkanantara huru#     dengan n  7nomor tally8. 4alam penelitian ini H0 digunakan untuk perhitungan#luks neutron, H10 untuk perhitungan laju dosis

neutron cepat, dan H)05 untuk perhitungan laju dosisgamma.

Eaat dijalankan, secara de#ault   M256

mensimulasikan jejak satu partikel yang diiterasi beberapa kali sehingga diperoleh suatu nilai #luksdengan eror relati# yang kecil. ilai ini berupa persentase atau #raksi dari probabilitas partikel

tersebut hingga sampai pada titik yang diukur. :lehkarena itu, diperlukan #aktor pengali 7multiplayer8yang me/akili kuat sumber sehingga diperoleh #lukssesungguhnya. Haktor pengali ini berupa hasilkonversi daya ke laju #isi, sebagai berikut0

( )$ 1$1%1

8/18/2019 bnce

8/8

:

An%n$m(), 2014. Research Reactor #sers$ %etors 'RR#%s(: Advances in %e"tron Thera)y.IAEA, 9$!na .n.An%n$m(), 2015. P"sat Data dan *nformasi. adan;$an+

 %Particle Trans)ort Code/ 0ersion 1. 9%-m! II, ;%A-am% Na$%na- ;a%"a%", a-$&%"n$a .n.A""%8a?$, M. I. M., 2013. !"an#an+an =%-$ma%" d$!am %" T!m R!a"anT!., 2012.-lobal cancer transitions according to the H"man Develo)ment *nde3 '45564575(: a )o)"lationbasedst"dy. ;an#! On#%-, Ed$$ 13, In!"na$%na- A+!n#&%" R!!a"#h %n an#!", ;%n .n."a, F., R!n, >., Ma!", E. B F!"-a , >., 2013.

E$ma! %& +-%a- #an#!" "!a-!n#! &%" 27 $! $nh! ad- %-a$%n $n 200:. a-am *nternational8o"rnal Cancer. 132, 1133C1145 .n.!m!", '. B >%hn%n, T., 200D. *ntrod"ction to Health Physics. Ed$$ 4, h! M#G"a/'$--%man$!, N!/ @%"< .n.

!n+, ;., ha%$n , ., @!, T. B ;$, G., 2011. Th!%$m!" a-#-a$%n &%" %"%n N!"%n a"!Th!"a. a-am Diagnostic Techni9"es and !"rgical +anagement of Brain T"mors. In!#h, D, 1731D:,///.$n!#h%!n.#%m .n.F!"-a, I., S%!"%maa"am, I., E"$

!a"m!n %& M!d$#a- h$#, M#G$-- n$!"$'!a-h !n"!, M%n"!a- .n.Sa&"%n%, A. 9., 2014. %"%n N!"%n a"!Th!"a %& an#!" a a a" %& M%d!"nNan%m!d$#$n!. *nternational 8o"rnal of +edical %ano Research/ . 12.

Sa!"/!$n, ., And"!a, ., Ram%nd , M. B@%h$n%, N., 2011. %e"tron Ca)t"re Thera)y  Princi)les and A))lications. S"$n+!", !"-$n .n.S%!"a, N., %n, E. B %an , M., 2012.8A%*! Boo of ne"tronind"ced crosssections.OE NEA aa an