Perancangan Kolimator Di Beam Port Tembus

Reaktor Kartini Untuk Boron Neutron Capture

Therapy

Muhammad Ilma Muslih Arrozaqi1, Andang Widiharto2, Yohannes Sardjono3

1,2 Jurusan Teknik Fisika FT UGM

Jln. Grafika 2 Yogyakarta 55281 INDONESIA 1muhammad.ilma.m.a@ugm.ac.id

2andang@ugm.ac.id

3 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan, Badan Tenaga Nuklir Nasional BATAN

Jl. Babarsari Yogyakarta INDONESIA 3sardjono.batan@gmail.com

Intisari Telah dilakukan penelitian tentang desain kolimator yang menghasilkan neutron epitermal untuk keperluan uji in vivo Boron

Neutron Capture Therapy (BNCT) di Reaktor Riset Kartini dengan menggunakan perangkat lunak Monte Carlo N-Particle (MCNP).

Reaktor dimodelkan sebagai sumber neutron dan bekerja pada daya 100 kW. Simulasi menunjukkan bahwa desain kolimator yang

optimal adalah kolimator yang tersusun atas dinding kolimator berbahan Nikel (95 %) setebal 1,5 cm, Moderator Al 1350 (99,5%)

setebal 15 cm, Perisai gamma Pb setebal 1 cm dan penambahan Boral setebal 1,5 cm. ujung kolimator berupa aperture dengan diameter

2 cm sesuai dengan kebutuhan uji in vivo. Fluks maksimum yang diperoleh sebesar 5,03 x 108 n.cm-2.s-1. Sedangkan kualitas keluaran

radiasi terdiri dari komponen neutron cepat sebesar 2,17 x 10-13 Gy.cm2.n-1, komponen gamma sebesar 1,16 x10-13 Gy.cm2.n-1, rasio

antara neutron termal dan neutron epitermal sebesar 1,20 x 10-1 dan direksionalitas maksimum sebesar 0,835. Tiga diantara parameter

tersebut belum memenuhi kriteria dari IAEA yaitu fluks neutron yang kurang dari 1 x 109 n.cm-2.s-1, komponen neutron cepat yang

lebih dari 2 x10-13 Gy.cm2.n-1 dan rasio antara neutron termal dan neutron epitermal lebih dari 0,05. Meski begitu, fluks neutron

epitermal ini masih dapat digunakan karena lebih dari 5 x 108 n.cm-2.s-1 dan komponen neutron cepat masih cukup dekat dengan

kriteria sehingga masih layak untuk uji in vivo BNCT.

Kata kunci BNCT, MCNP, kolimator, beam port tembus, kriteria, IAEA, in vivo, fluks neutron epitermal

Abstract Studies were carried out to design a collimator which results in epithermal neutron beam for in vivo experiment of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the Kartini Research Reactor by means of Monte Carlo N-Particle (MCNP) codes. Reactor within

100 kW of thermal power was used as the neutron source. All materials used were varied in size, according to the value of mean free

path for each material. MCNP simulations indicated that by using 5 cm thick of Ni (95%) as collimator wall, 15 cm thick of Al as

moderator, 1 cm thick of Pb as -ray shielding, 1.5 cm thick of Boral as additional material, with 2 cm aperture diametr, epithermal neutron beam with maximum flux of 5.03 x 108n.cm-2.s-1 could be produced. The beam has minimum fast neutron and -ray components of, respectively, 2.17x10-13Gy.cm2.n-1 and 1.16 x 10-13 Gy.cm2.n-1, minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio

of 0.12, and maximum directionality of 0.835 . It did not fully pass the IAEAs criteria, since the epithermal neutron flux was below the recommended value, 1.0 x 109 n.cm-2.s-1. Nonetheless, it was still usable with epithermal neutron flux exceeding 5.0 x 108 n.cm-2.s-1and

fast neutron flux close to 2 x10-13Gy.cm2.n-1. it is still feasible for BNCTin vivo experiment.

Keywords design, collimator, epithermal neutron beam, BNCT, MCNP, criteria.

I. PENDAHULUAN

Dokumen ini adalah template. Sebuah salinan elektronik

yang dapat di-download dari situs jurnal Teknofisika. Untuk

pertanyaan di atas kertas panduan, silakan hubungi panitia

publikasi konferensi seperti yang ditunjukkan pada situs web. I

Berdasarkan data dari World Helth Organization (WHO)

yang dipublikasikan dalam buku World Health Statistic 2012 ,

ada sekitar 36 juta kasus kematian (63%) karena penyakit non

wabah. Sementara kanker menempati urutan kedua penyebab

kematian setelah penyakit jantung, yaitu sekitar 21% dari total

penyakit tak menular, dengan peningkatan kematian mulai dari

7,6 juta hingga 13 juta jiwa tiap tahunya. Lebih dari dua pertiga

dari semua kasus kematian yang disebabkan oleh kanker terjadi

di negara dengan pendapatan rendah dan menengah,

diantaranya kanker paru-paru, payudara, kolorektal dan kanker

hati. Mayoritas dari kasus tersebut berakhir dengan kematian.

Di Indonesia, ada kurang lebih 165 orang mati untuk setiap

100.000 populasi karena kanker [1].

Kanker adalah penyakit yang disebabkan oleh sel

normal yang mengalami perubahan sifat sehingga tumbuh

secara tak terkendali. Pertumbuhan yang tak terkendali tersebut

menghasilkan sebuah jaringan yang disebut tumor. Jika tidak

segera dilakukan pengobatan dengan baik, tumor tersebut akan

menyebabkan beberapa gangguan antara lain: menyebar ke

jaringan terdekat, menyebabkan tekanan pada struktur tubuh

lainya dan menyebar ke bagian lain tubuh melalui pembuluh

limfa atau aliran darah. Semua gangguan diatas dapat

memberikan dampak yang serius pada tubuh manusia. Dalam

banyak kasus, kanker yang tidak ditangani dengan baik akan

menyebabkan kematian [2].

Pada negara berkembang, kesadaran untuk mengobati

kanker tidak setinggi pada negara maju. Aspek ini disebabkan

oleh beberapa faktor. Pertama, biaya pengobatan kanker belum

cukup terjangkau oleh sebagian besar penyakit kanker, bahkan

dalam kasus tertentu membutuhkan perawatan intensif dengan

melibatkan peralatan medis akurasi tinggi yang biayanya mahal

seperti kanker otak. Kedua, metode yang telah ada hanya

memberikan pengobatan secara paliative dan belum

menjangkau ke arah curative untuk kasus kanker tingkat lanjut.

Tujuan dari pengobatan paliative ini adalah mengurangi rasa

sakit atau memperpanjang harapan hidup pasien, sehingga ini

tidak secara total mengobati pasien. Pada keadaan ini, mereka

lebih memilih untuk meninggalkan masa pengobatan dan

beralih ke pengobatan alternatif. Ketiga, beberapa metode

pengobatan memiliki efek samping yang beresiko meskipun

efek ini tidak terjadi secara langsung dan bersifat deterministik.

Biasanya dalam melakukan penanganan kanker tidak hanya

melibatkan satu metode pengobatan untuk menekan efek

samping tersebut sekaligus meningkatkan efektifitas terapi agar

diperoleh hasil yang maksimal. Pada dasarnya ada empat

metode standar terapi kanker. Metode tersebut diantaranya

adalah kemoterapi, radioterapi dan immunoterapi. Masing-

masing metode itu mempunyai batasan dan kelemahan

sehingga pada sebagian besar terapi kanker menggunakan

kombinasi terapi diatas.

Terapi yang umum digunakan dalam pengobatan kanker

adalah radioterapi. Terapi ini memanfaatkan radiasi energi

tinggi seperti sinar-x, sinar gama atau elektron. Efek dari

radiasi tersebut dapat membunuh sel kanker melalui

mekanisme ionisasi DNA sel pada daerah lokal yang terpapar

radiasi. Kelemahan dari terapi ini adalah ikut terpaparnya

jaringan sehat yang segaris atau sejajar dengan pemukaan sel

kanker, terutama yang lebih dekat dengan sumber radiasi.

Terlebih lagi ada attenuasi untuk bagian tubuh yang lebih

dalam sehingga ada variasi distribusi dosis untuk tiap

kedalaman yang berbeda. Meskipun berbagai macam teknik

penyinaran telah dikembangkan untuk memperoleh hasil yang

optimal seperti 3D Conformal Radiotherapy, Stereotactic

Radiotherapy, dan High Dose Rate Brachytherapy, pada

beberapa kasus metode ini masih meninggalkan efek jangka

panjang pada jaringan sehat [3,4].

Salah satu bagian dari radioterapi yang potensial untuk

dikembangkan adalah Boron Neutron Capture Therapy

(BNCT). Teknik ini memanfaatkan nuklida non-radioaktif 10B

untuk menangkap neutron melalui reaksi ini 10B(n,)7Li. Hasil dari reaksi ini mempunyai karakteristik Linier Energy Transfer

(LET) yang tinggi (untuk partikel mendekati 150 keVm-1 dan untuk 7Li mendekati 175 keVm-1). Jangkauan dari

partikel ini berada pada jarak 4,5 m hingga 10 m , sehingga

energi terdeposisi terbatas dalam sel tunggal (diameter sel 18

2 m ) [3].

Gbr. 1 Skema hasil peluruhan dari Boron Neutron Capture

Therapy [3].

Boron-11 mempunyai waktu paruh yang sangat singkat yaitu

sekitar 10-12 s sedangkan Lithium-7 sekitar 10-5 s. Pada

senyawa campuran boron, disertakan juga scavanger yang

sangat reaktif terhadap lithium-7 sehingga lithium akan terikat

dan keluar tubuh melalui mekanisme metabolisme. Hal ini

penting karena dosis therapiutic untuk lithium mendekati dosis

toksik. Sedangkan partikel alpha akan berubah menjadi helium

setelah mendapatkan elektron melalui reaksi ionisasi dan

eksitasi. Karena helium merupakan gas mulia yang bersifat

inert, helium akan keluar dari tubuh tanpa bereaksi secara

kimiawi.

Ada dua jenis neutron yang dapat digunakan sebagai

sumber neutron dalam BNCT yaitu neutron termal dan neutron

epitermal. Neutron termal biasanya digunakan untuk sel kanker

yang terletak di permukaan kulit (Superficial). Untuk area yang

lebih dalam (8-10 cm) menggunakan neutron epitermal, karena

akan termoderasi oleh jaringan tubuh (terutama yang memiliki

kandungan air yang banyak) sehingga akan mencapai sel

kanker dalam bentuk neutron termal (penjelasan lebih lengkap,

akan dipaparkan bagian dasar teori) [3].

Untuk menunjang fasilitas BNCT, diperlukan sumber

Neutron dengan kriteria tertentu. Sumber neutron pada fasilitas

BNCT bisa diperoleh dari Reaktor Nuklir atau Compact

neutron Generator. Di Indonesia sendiri telah tersedia tiga

Reaktor Nuklir untuk keperluan riset yang dioperasikan oleh

Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), yaitu Reaktor

TRIGA 2000 di Bandung , TRIGA MARK-II (Reaktor Kartini)

di Yogyakarta dan Reaktor Serba Guna - G.A. Siwabessy di

serpong. Dari ketiga reaktor tersebut , reaktor yang bisa

dimanfaatkan untuk fasilitas BNCT adalah Reaktor Kartini [4].

Reaktor Kartini bekerja pada daya 100 kW dan

mempunyai enam saluran yang langsung terhubung dengan inti

reaktor untuk melewatkan Neutron keluar. Seperti tampak pada

gambar dibawah ini.

Gbr.2 Pandangan atas dari irisan Reaktor Kartini [5].

Untuk keperluan penelitian BNCT , Beam Port

Tembus ( Radial Piercing Beam Port) adalah saluran yang

sesuai untuk uji In Vivoterkait terapi kanker. Yaitu pengujian

biologis yang menggunakan organisme uji seperti hewan

dengan asumsi semua jaringan, sel-sel penyusun tubuh, serta

enzim-enzim yang ada dalam tubuh hewan uji tersebut

memiliki kesamaan dengan manusia. Saluran ini langsung

menembus reflektor grafit dan mempunyai pangkal paling

dekat dengan inti reaktor, sehingga dilewati oleh neutron

dengan nilai fluks yang paling tinggi dibandingkan dengan

saluran yang lainya. Saat ini Beam Port Tembus masih berupa

saluran yang disumbat dengan kayu (bagian dalam) dan

aluminium yang berisi beton (bagian luar). Agar bisa

difungsikan untuk keperluan uji In Vivo BNCT diperlukan

collimator yang sesuai dengan persyaratan yang telah di

tentukan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA).

Sebelum dilakukan pemasangan, dibutuhkan penelitian untuk

membuat sebuah rencana desain terlebih dahulu. Dalam

penelitian tersebut tidak dapat dilakukan secara langsung

melalui pengukuran tetapi melalui simulasi yang bertujuan

untuk efisiensi biaya dan menekan resiko kecelakaan radiasi

saat pengukuran langsung, agar diperoleh sebuah desain

collimator yang siap pakai. Hal inilah yang melatarbelakangi

penulis dalam perancangan kolimator di beam port tembus

Reaktor Kartini untuk Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)

sehingga diharapkan mampu menjadi solusi terhadap masalah

yang dipaparkan diatas.

II. TINJAUAN PUSTAKA

A. Parameter Berkas Neutron

Dalam BNCT, diperlukan neutron termal yang cukup

untuk bereaksi dengan senyawa boron berlabel dalam sel tumor

pada volume target. Maka, pada volume target yang letaknya

lebih dalam di bawah permukaan kulit, neutron yang digunakan

adalah neutron epitermal. Sementara pada volume target yang

letaknya di permukaan cukup menggunakan neutron termal [4].

Gbr. 3 Kurva distribusi fluks neutron termal dan neutron

epitermal [5].

Neutron epitermal dapat menembus jaringan dan

menghasilkan neutron termal maksimum pada kedalaman 2-3

cm di bawah permukaan kulit dan turun secara eksponensial

pada kedalaman selanjutnya. Penetrasi berkas ini bisa

ditingkatkan dengan menaikan energi rerata neutron epitermal

dengan ukuran berkas yang kecil. Berbeda dengan neutron

epitermal, neutron termal justru turun secara eksponensial sejak

dari permukaan. Oleh karena itu, neutron termal sesuai untuk

pengobatan kanker pada permukaan kulit [6].

Sebagian besar berkas neutron termal disertai radiasi

lainya dan tidak secara selektif diserap oleh senyawa berlabel

dalam sel, sehingga baik jaringan sehat maupun tumor akan

mengalami kerusakan jaringan. Maka diharapkan adanya

desain kolimator yang optimal sedemikian sehingga

menghasilkan neutron epitermal yang sampai pada kedalaman

tumor untuk waktu terapi yang rasional dan seminimal

mungkin tidak ada radiasi lain. Ada dua prinsip sifat berkas

radiasi, yaitu intensitas dan kualitas. Internsitas radiasi

ditentukan oleh waktu terapi sedangkan kualitas radiasi

berhubungan dengan jenis radiasi, energi dan intensitas relatif

antara radiasi lainya [4,6].

1) Intensitas Neutron Epitermal: Definisi umum

untuk neutron epitermal dalam penelitian ini adalah neutron

yang berada pada rentang energi 0,5 eV hingga 10 keV.

Penelitian yang telah ada menunjukkan bahwa fluks berkas

neutron epitermal minimum yang sesuai adalah 109neutron cm-

2s-1. Bisa juga menggunakan berkas dengan intensitas 5 108

neutron cm-2s-1 namun perlu waktu iradiasi yang lebih lama.

Jika menggunakan intensitas yang lebih tinggi (1010), waktu

penyinaran yang lebih singkat harus diimbangi dengan

peningkatan kualitas berkas sinar. Tetapi ketika harus membuat

pilihan, para praktisi cenderung lebih memilih kualitas sinar

daripada intensitas selama masih dalam waktu penyinaran yang

wajar (mungkin bisa diperpanjang hingga satu jam) [6].

1) Kualitas berkas sinar:Kualitas berkas didefinisikan oleh empat parameter sebagai berikut.

- Komponen neutron cepat. Dalam penelitian ini, rentang

neutron cepat didefinisikan pada rentang energy diatas 10 keV.

Dalam neutron cepat, ada berkas radiasi lain yang tidak

diinginkan oleh karena karakteristiknya, seperti proton dengan

LET tinggi dan radikal bebas. Pada fasilitas BNCT yang telah

ada rentang dosis dari komponen ini adalah 2,5-13 10-13 Gy

cm2 per neutron epitermal dan pada volume target adalah 2

10-13 Gy cm2 per neutron epitermal [4,6].

- Komponen sinar gamma. Karena sinar gamma tidak hanya

menyinari volume target yang telah diinjeksikan senyawa

bertanda, melainkan sebagian besar jaringan sehat di sekitarnya,

maka komponen ini harus dihilangkan. Karena disamping dari

reaktor, gamma juga akan dihasilkan melalui reaksi (n,) di dalam tubuh pasien. Pada volume target, nilai yang diijinkan

adalah adalah 2 10-13 Gy cm2 per neutron epitermal.

Sedangkan pada fasilitas BNCT yang telah ada, berada pada

rentang 1-13 10-13 Gy cm2 per neutron epitermal [6].

- Rasio antara fluks neutron termal dan epitermal. Untuk

mengurangi kerusakan pada permukaan kulit, maka neutron

termal harus diminimalisir. Rasio fluks neutron termal dan

epitermal harus kurang dari 0,05 [6].

- Rasio antara arus neutron total dan fluks neutron total.Rasio

ini menunjukkan fraksi neutron yang bergerak kearah luar /

depan port. Nilai yang disarankan untuk poin ini adalah lebih

besar dari 0,7. Hal ini untuk membatasi divergensi berkas

neutron (mengurangi iradiasi diluar target yang telah

ditentukan) serta untuk membantu fleksibilitas pasien selama

berada sejajar dengan sumbu port. Artinya saat pasien tidak

memungkinkan cukup dekat dengan lubang keluaran, maka

posisi pasien yang agak jauh tidak menyebabkan organ lain

terirradiasi [6]. Secara umum, disajikan dalam Tabel 2.1

Tabel 1. Parameter berkas neutron yang disarankan IAEA.

Parameter Notasi (satuan) Rekomendasi

IAEA

Fluk neutron

epitermal (/

2 ) > 1.0 109

Laju dosis

neutron cepat /

fluks neutron

epitermal

/(

2/) < 2.0 1013

Laju dosis

gamma / fluks

neutron

epitermal

/(

2/) < 2.0 1013

Rasio antara

fluks termal dan

epitermal

/ < 0.05

Rasio antara arus

neutron dan

fluks neutron

/ > 0.7

B. Kolimator untuk BNCT

Ada dua metode dasar untuk melakukan pendekatan

fluks netron yang sesuai pada neutron yang bersumber dari

reaktor. Yaitu spectrum shifting dan filtering. Spectrum shifting

menggunakan moderator untuk menurunkan energi neutron

cepat ke rentang neutron termal atau epitermal. Sedangkan

pada filtering menggunakan material yang menyerap neutron

pada energi tertentu. Untuk reaktor yang mempunyai bukaan

fasilitas irradiasi yang besar seperti kolom termal, biasanya

menggunakan spectrum shifting atau bisa dikombinasikan

dengan filtering. Pada reaktor yang hanya mempunyai port

yang sempit dan panjang, teknik filtering harus digunakan [6].

Secara umum, ada beberapa komponen kolimator

yang dapat dioptimasi untuk memperoleh keluaran neutron

yang sesuai. Diantanrannya: dinding kolimator, moderator,

filter, perisai gamma, aperture [4].

1) Dinding kolimator: Diperlukan reflektor yang sesuai

untuk menaikan intensitas berkas. Selain itu kenaikan berkas

juga dapat dicapai dengan membuat bentuk dinding kolimator

seperti kerucut dengan diameter awal yang lebar dan aperture

ujung yang sempit. Bahan dinding kolimator yang sesuai untuk

reflektor adalah yang mempunyai tampang lintang hamburan

dan masa atom relatif yang besar. Bahan yang

direkomendasikan untuk komponen ini adalah Pb, Bi, PbF2 [6].

Namun, Ni juga dapat digunakan. Berdasarkan penelitian yang

dilakukan Marko Mucec dan salah satu jurnal yang diterbitkan

Elsevier menunjukkan bahwa neutron epitermal akan

meningkat setelah ketebalan dinding kolimator Ni mencapai

6,5 cm [4,7].

Gbr. 4 Fluks neutron epitermal untuk setiap variasi ketebalan

dinding kolimator Ni [7].

Untuk dinding kolimator yang letaknya dekat dengan

ujung keluaran, diperlukan beam delimiter untuk menyerap

neutron. Bagian ini tersusun dari B4C atau 6Li2CO3 yang

terdispersi dalam polyethylene. Neutron epitermal yang

menumbuk bagian ini akan mengalami termalisasi dan

ditangkap dengan emisi sinar gamma yang minimal [6].

- Moderator. Moderator untuk neutron cepat yang paling baik

adalah yang mempunyai masa atom yang rendah. Hasil aktivasi

neutron dari bahan moderator harus memiliki umur yang

pendek. Bahan yang sesuai untuk sifat diatas adalah Al, Al2O3,

dan AlF3. Kombinasi Al dengan Al2O3 atau AlF3 bisa

memoderasi neutron cepat secara efisien karena tampang

lintang O dan F dapat mengisi celah pada daerah resonansi Al

[6].

- Perisai sinar gamma. Bahan yang digunakan untuk perisai

gamma adalah bahan yang mempunyai densitas atom yang

tinggi. Pb dan Bi adalah material yang bagus untuk mengurangi

sinar gamma yang keluar dari reaktor dan bersifat transparan

bagi neutron meskipun akan tetap sedikit mempengaruhi

penurunan intensitas berkas neutron. Bismuth hampir sama

baiknya dengan timbal, tetapi dapat melewatkan neutron

epitermal dengan lebih baik [6].

- Filter. Bagian ini berfungsi untuk menahan neutron cepat dan

neutron termal, serta meloloskan neutron epitermal yang keluar

dari reaktor. Bahan yang bisa digunakan untuk filter neutron

termal adalah 6Li dan 10B (mempunyai tampang lintang 1/v).

Bahan dengan tampang lintang 1/v bisa menghabiskan neutron

dengan energi di bawah spektrum neutron epitermal. Selain itu

dapat dikombinasikan menjadi LiF, campuran ini secara efektif

menangkap neutron energi rendah , di bawah 10 eV dan

mengurangi neutron dengan energi diatas 10 keV [8]. Tampang

lintang serapan dari isotop 60Ni mempunyai interferensi

minimum yang sangat rendah dan lebar pada rentang energi

antara beberapa eV hingga 10 keV sehingga material ini sangat

sesuai untuk tujuan BNCT [8,9].

- Aperture. Aperture berfungsi untuk menentukan tampang

lintang yang keluar dari port, sehingga umumnya diletakan

pada ujung port. Dalam presentasi yang disajikan oleh

Nicoletta Protti yang berjudul The efficacy of Boron Neutron

Capture Therapy on small animal models, dia menggunakan

aperture 3-4 cm dalam uji coba yang dilaporkan dalam In vivo efficacy test of BNCT for NRLT: BDIX rats + 10BPA-f [10]. Aperture dapat divariasikan sesuai dengan kebutuhan uji

selama dalam ukuran yang dapat wajar sehingga

memungkinkan untuk dideteksi hasilnya [4].

III. DASAR TEORI

A. Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)

Adalah teknik terapi yang didesain untuk meradiasi

volume target hingga pada tingkatan sel secara selektif

menggunakan partikel bermuatan dengan Linear Energy

Transfer yang tinggi. Chadwick (1932) menemukan bahwa

10B mempunyai kecendurangan yang tinggi untuk menangkap

neutron pada energi termal (

= . . Sebagai tambahan, untuk fluks didefinisikan sebagai penjumlahan skalar dari intensitas yang mempunyai

arah bervariasi. Diasumsikan bahwa neutron akan terserap atau

terhambur saaat melewati suatu bidang dengan tebal , Intensitas sebelum tumbukan diwakili dengan () dan setelah tumbukan ( + ). Untuk sejumlah /3 , terdapat . inti per cm2 dan tiap inti memiliki luas termal cm2, maka fraksi luas yang terhalang inti adalah . . , sehingga diperoleh hubungan sebagai berikut.

( + ) = (1 )() (3.1)

() = () (3.2)

()

()= (3.3)

Setelah di integrasikan diperoleh

() = 0. (3.4)

Besaran didefinisikan sebagai tampang lintang mikroskopik dengan satuan 2/ atau . Dimana 1 barn setara dengan 10242. Dari persamaan tersebut, ada definisi lain yakni tampang lintang makroskopik.

= (3.5)

Tampang lintang makroskopik memiliki satuan 1, sehingga untuk persamaan untuk neutron tak terhambur

adalah

()

0= (3.6)

sedangkan untuk neutron terhambur,

0= (3.7)

Karena perbandingan intensitas akhir dengan

intensitas awal adalah fungsi probabilitas, maka dapat

ditentukan pula probablitas netron lolos pada hamburan

pertama dan terhambur pada kejadian selanjutnya pada

ketebalan . Probabilitas ini dapat dinotasikan sebagai () dan dapat diperoleh dengan cara mengalikan probilitas neutron lolos pada tahap pertama dan probabilitas neutron

terhambur pada tahap kedua.

() = . (3.8)

Dengan mengetahui probabilitas ini, kita dapat

menghitung jarak rerata antara dua peristiwa hamburan yang

ditempuh neutron (mean free path).

= ()

0= . =

1

0

(3.9)

Diperoleh bahwa jarak bebas rerata adalah resiprok

dari termal lintang makroskopik.

2) Interaksi partikel alpha: Karena alpha merupakan

partikel berat dan bermuatan, partikel ini sangat reaktif

terhadap materi dan menghasilkan sejumlah besar ion di

sepanjang lintasannya, namun tidak mempunyai penetrasi

yang dalam. Sebagai contoh, 5 MeV alpha hanya mampu

mencapai jarak 3,6 cm di udara dan tidak dapat menembus

selapis kertas. Untuk material lain dengan densitas yang lebih

padat jarak tembus reratanya akan berkurang secara

proporsional. Pada jaringan tubuh mamalia, partikel alpha

berenergi 5 MeV hanya mampu menembus hingga kedalaman

4 m [14]. Proses yang paling mungkin terlibat dalam

penyerapan alpha adalah ionisasi dan eksitasi dari elektron

orbital. Ionisasi terjadi ketika partikel alpha cukup dekat

dengan elektron sehingga menarik elektron tersebut dari

orbitnya melalui gaya coulumb. Setiap terjadi interaksi

tersebut , partikel alpha kehilangan energi kinetiknya dan

melambat. Selain itu, energi kinetik alpha juga berkurang

akibat elektron yang tereksitasi. Seiring dengan melambatnya

partikel alpha, kecenderungan untuk menyebabkan ionisasi

akan naik dan akan mencapai puncaknya pada akhir lintasan.

Setelah berhasil menangkap elektron, partikel alpha akan

berubah menjadi atom helium. Karena alpha mempunyai

penetrasi yang rendah, maka tidak berbahaya jika berupa

paparan eksternal. Kecuali jika nuklida pemancar partikel

alpha berada dalam tubuh, maka kerusakan jaringan akan

lebih besar dibandingkan dengan radiasi yang lain [14].

3) Interaksi radiasi dengan tubuh: Interaksi radiasi

dengan materi biologi diawali dengan proses eksitasi atau

ionisasi yang terjadi dalam waktu 10-15 detik setelah paparan

radiasi. Reaksi ini segera diikuti dengan interaksi fisiko kimia

yang menghasilkan pembentukan ion radikal dalam 10-10 detik

(ditunjukkan oleh persamaan reaksi (3.13)). Reaksi ini akan

menghasilkan radikal bebas dalam waktu 10-5 detik

(ditunjukkan oleh persamaan (3.14) dan (3.15)). Radikal bebas

menginduksi terjadinya reaksi biokimia yang menimbulkan

kerusakan khususnya pada DNA sehingga menyebabkan efek

biologis. Elektron sekunder yang dihasilkan dari proses ionisasi

akan berinteraksi secara langsung maupun tidak langsung.

Secara langsung bila penyerapan energi dari elektron tersebut

langsung terjadi pada molekul organik dalam sel yang

mempunyai arti biologi penting, seperti DNA, sedangkan

interaksi secara tidak langsung bila terlebih dahulu terjadi

interaksi radiasi dengan molekul air dalam sel yang efeknya

kemudian mengenai molekul organik penting [15].

2 + +

(3.15)

2+ + +

(3.16)

+ 2 + (3.17)

Penyerapan energi radiasi oleh molekul air dalam

proses radiolisis air akan menghasilkan ion radikal yang

kemudian akan dihasilkan radikal bebas (H* dan OH*).

Radikal bebas adalah suatu atom atau molekul bebas, tidak

bermuatan dan mempunyai sebuah elektron yang tidak

berpasangan pada orbit terluarnya. Radikal bebas bersifat tak

stabil, sangat reaktif dan toksik terhadap molekul organik vital

tubuh. Radikal bebas yang telah terbentuk dapat saling

berinteraksi menghasilkan suatu molekul hidrogen peroksida

yang stabil dan toksik. Karena sebagian besar tubuh manusia

terdiri dari air (80%) , maka sebagian besar interaksi radiasi

dalam tubuh terjadi secara tidak langsung [15].

Dalam hubungannya dengan respon sel, dikenal istilah

Radiosensitivitas. Yaitu tingkat sensitivitas terhadap paparan

radiasi yang berhubungan dengan kematian sel, khususnya

kemampuan reproduktif sel. Kemampuan reproduktif sel

adalah hilangnya kemampuan sel untuk melakukan

pembelahan (proliferasi) setelah sel melakukan mitosis dua

atau tiga kali. Radiosensitivitas suatu sel bergantung pada

faktor fisik, kimia dan biologi sel. Faktor fisik yang

berpengaruh antara lain meliputi LET radiasi, dosis, laju dosis,

dan distribusi waktu paparan radiasi (tunggal dan fraksinasi)

[15].

B. Perangkat lunak Monte Carlo N-Particle (MCNP)

MCNP (Monte Carlo N-Particle Transport

Code) adalah perangkat lunak serbaguna yang dikembangkan

oleh Los Alamos National Laboratory (LANL) untuk

menghitung transpor partikel dan radiasi menggunakan metode

stokastik yang disebut Monte Carlo. Beberapa fenomena

transport meliputi neutron, foton, elektron, dan gabungannya.

Rentang energi neutron yang mampu dihitung MCNP adalah

antara 10-11 MeV hingga 20 MeV untuk semua isotop dan lebih

dari 150 MeV untuk beberapa isotop. Untuk rentang energi

foton yang mampu dihitung adalah antara 1 KeV hingga 1 GeV.

Perangkat lunak ini dilengkapi kemampuan untuk menghitung

keff sebagai fitur standarnya [16].

Pengguna dapat membuat file input yang kemudian

dapat dibaca oleh MCNP untuk diolah berdasarkan perhitungan

yang diinginkan. File input ini terdiri dari informasi yang

meliputi spesifikasi geometri, deskripsi material, lokasi dan

karakteristik dari sumber neutron, foton dan elektron serta tipe

tally (perhitungan) yang diinginkan. Monte Carlo bekerja

dengan cara menduplikasi secara teoritis proses statistik

(seperti interaksi partikel nuklir dengan bahan) dan sangat

berguna untuk masalah kompleks yang tidak dapat dimodelkan

oleh kode komputer yang menggunakan metode deterministik.

Peristiwa probabilistik individu yang terdiri dari suatu proses,

disimulasikan secara berurutan [16].

Gbr. 7 Kejadian acak dari interaksi neutron dengan material

fisi [16].

Gambar 7. merepresentasikan jejak dari interaksi

neutron pada material dengan geometri slab (lempeng) yang

mengalami reaksi fisi. Insiden pertama dipilih secara acak

untuk ditentukan dimana interaksi terjadi, sesuai dengan

hukum fisis yang mengatur proses berdasarkan material yang

terlibat. Pada tahap ini, tumbukan neutron terjadi pada nomor

1. Neutron terhambur dengan arah seperti gambar diatas, yang

dipilih secara acak sesuai distribusi hamburan fisisnya. Dalam

peristiwa ini juga dihasilkan foton yang akan disimpan

sementara waktu untuk dianalisis nantinya. Pada nomor 2,

reaksi fisi terjadi sehingga neutron yang datang berubah

menjadi dua neutron baru dengan arah yang berbeda beserta

satu berkas foton. Salah satu neutron dan foton disimpan

kembali untuk dianalisis kemudian. Neutron fisi yang pertama

ditangkap pada insiden nomor 3 dan berakhir disini. Neutron

yang telah tersimpan pada interaksi sebelumnya, keluar dari

slab pada nomor 4 setelah disampling secara acak. Foton hasil

dari reaksi fisi mengalami interaksi pada kejadian nomor 5 dan

keluar dari slab pada kejadian nomor 6. Sisa foton yang

tergenerasi pada insiden pertama terserap pada kejadian nomor

7. Perlu diketahui bahwa partikel tersimpan yang dianalisis

pertama kalinya oleh MCNP adalah partikel yang terbentuk

paling akhir [16].

Salah satu fitur yang disediakan dalam MCNP untuk

perhitungan terkait fenomena teknik nuklir adalah tally.

Masing-masing tally memiliki tujuan kalkulasi numerik yang

berbeda-beda sesuai jenisnya. Berikut disajikan beberapa tally

sesuai fungsi perhitungannya.

Tabel 2. Jenis tally yang disediakan oleh MCNP

Tally Mode

partikel

Deskripsi Satuan

F1 :N, :P, :E Arus yang

melewati surface

Partikel

F2 :N, :P, :E Fluks rerata yang

melewati surface

Partikel/cm2

F4 :N, :P, :E Fluks rerata yang

melewati cell

Partikel/cm2

F5a :N, :P uks pada titik Partikel/cm2 F6 :N, :P, :N,P Energi deposisi

rerata yang

melewati cell

MeV/g

F7 :N Energi deposisi fisi

dalam cell

MeV/g

F8 :N, :P, :E, :P,E Distribusi pulsa

energi pada

detektor

Pulsa

Surface yang dimaksud pada tabel 3.1 adalah batas

suatu geometri, sedangkan cell adalah suatu volume geometri

yang dibatasi oleh surface. N,P dan E mewakili jenis radiasi

yaitu neutron, foton dan elektron.

Perangkat lunak serupa yang telah dikembangkan

adalah SHIELD. Untuk hasil yang lebih baik, MCNP5 dapat

digantikan dengan perangkat lunak tersebut.

C. Visual Editor

Visual Editor (Vised) dikembangkan untuk untuk

membantu pengguna dalam membuat file input MCNP

menggunakan menu button. Vised juga dapat digunakan untuk

menampilkan preview geometri yang telah dibuat tanpa

menggunakan vised seperti notepad. Melalui vised, pengguna

dapat dengan mudah mengatur dan melihat secara rinci

komponen geometri yang ditampilkan dari berbagai sudut

pandang.

Gbr. 8 Tampilan antarmuka Visual editor.

IV. PELAKSANAAN PENELITIAN

A. Alat dan Bahan Penelitian

Pendekatan yang dipilih untuk penelitian ini adalah

berbasis simulasi dengan menggunakan seperangkat Personal

Computer dengan spesifikasi sebagai berikut:

Processor : Intel Core i5 CPU 2.93 GH RAM : 4 GB

Operating System: Windows 7 32-bit

Software :

Micosoft Excel 2007

Notepad++ v6.3.3

Visual editor 5-4.23-12N

Monte Carlo N-Particle version 5 (MCNP5)

B. Tata Laksana Penelitian

Penelitian ini dilaksanakan mulai bulan Maret 2013

sampai Septermber 2013, dengan hasil berupa spesifikasi

geometri dan material kolimator pada beam port tembus untuk

Boron Neutron Capture Therapy. Penelitian dilaksanakan di

Pusat Akselerator dan Proses Bahan BADAN TENAGA

NUKLIR NASIONAL yang beralamat di Jl. Babarsari Kotak

Pos 6101 YKBB YOGYAKARTA.

Pelaksanaan dimulai dengan mempersiapkan alat,

bahan dan kompetensi. Alat dan bahan yang dimaksud telah

dijelaskan pada subbab sebelumnya, sedangkan kompetensi

yang harus dikuasai adalah penggunaan software MCNP5

meliputi tata cara input dengan menggunakan code serta

pembacaan file output sesuai dengan kebutuhan. Tata cara

pembacaan file input akan dijelaskan lebih lanjut pada lampiran

D. Kemudian dilakukan pemodelan Reaktor Kartini sebagai

sumber neutron. Setelah Reaktor kartini termodelkan dengan

baik, dilakukan perancangan kolimator pada beam port tembus.

Data hasil keluaran dari perancangan kolimator dianalisis untuk

diambil pertimbangan apakah desain tersebut memenuhi

kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA. Jika belum

memenuhi, maka dilakukan perancangan ulang tiap bagian

kolimator hingga diperoleh hasil yang optimal. Hasil akhirnya

berupa spesifikasi kolimator yang meliputi geometri dan

dimensi material yang dirumuskan dalam kesimpulan.

Pemodelan Reaktor Kartini dimulai dari pembuatan

geometri reaktor. Data reaktor yang meliputi dimensi serta

material penyusunnya diperoleh dari dokumen Laporan

Analisis Keselamatan (LAK), pengamatan langsung di

lapangan serta informasi narasumber yang bekerja di Reaktor

Kartini. Dalam pembuatan geometri, bahan bakar diasumsikan

merupakan bahan bakar baru. Dari informasi tersebut, Reaktor

Kartini dapat dimodelkan. Model tersebut kemudian dievaluasi

Keff dan fluksnya pada beberapa titik (ring bahan bakar) dan

divalidasi dengan data pengukuran lapangan. Jika belum sesuai,

maka batang kendali divariasikan hingga diperoleh hasil yang

dekat dengan parameter validasi. Jika model reaktor telah

cukup dekat (mirip) dengan reaktor sesungguhnya, maka model

ini dapat digunakan sebagai sumber neutron untuk kolimator

yang akan dirancang.

Metode perancangan kolimator yang diambil adalah

metode sekuensial. Artinya tiap bagian kolimator dirancang

secara berurutan dan independen terhadap bagian lainnya.

Urutan bagian tersebut dimulai dari dinding kolimator,

moderator, perisai gamma, filter serta aperture. Perancangan

tiap bagian kolimator tersebut dilakukan dengan optimasi

keluaran kolimator setelah divariasikan ketebalannya.

Langkah pertama, adalah studi referensi dalam pemilihan

material bagian kolimator. Tahap ini penting untuk dilakukan

agar tidak perlu dilakukan uji berbagai macam material yang

ada, sehingga membutuhkan waktu yang lama dalam proses

simulasinya. Material yang telah direkomendasikan dalam

referensi kemudian diuji sesuai fungsinya. Pada bagian

kolimator yang pertama, yaitu dinding kolimator yang

berfungsi untuk meningkatkan dan mempertahankan neutron

epitermal, maka paremeter ujinya adalah fluks neutron termal

sehingga bahan pertimbangannya adalah fluks neutron

epitermal maksimum yang dapat dicapai setelah divariasikan

ketebalannya. Untuk moderator neutron, berfungsi untuk

menurunkan fluks neutron epitermal sehingga parameter ujinya

adalah komponen neutron cepat (/). Komponen neutron cepat keluaran kolimator untuk setiap variasi ketebalan

moderator dianalisa untuk dipilih nilainya yang cukup kecil.

Pemilihan ini juga mempertimbangkan fluks neutron epitermal

karena penambahan moderator juga akan mengurangi fluks

neutron epitermal juga, padahal diharapkan neutron epitermal

yang dicapai adalah sebesar-besarnya sehingga pada tahapan

ini diperlukan optimasi dan pengambilan keputusan. Untuk

perisai gamma berfungsi untuk mengurangi intensitas radiasi

gamma tanpa mengurangi fluks neutron epitermal secara

signifikan, sehingga perlu dilakukan optimasi penambahan

perisai gamma agar diperoleh / yang sekecil-kecilnya dan fluks neutron epitermal yang tinggi. Filter digunakan untuk

mengurangi fluks neutron termal sedemikian sehingga / cukup kecil sesuai persyaratan IAEA. Seperti halnya bagian kolimator sebelumnya, bagian ini juga dioptimasi agar

neutron epitermal tidak turun terlalu besar. Namun pada

penelitian ini tidak dilakukan penambahan filter karena

material yang direkomendasikan tidak tersedia di pasar industri

material. Bagian terakhir adalah aperture. Aperture adalah

lubang keluaran kolimator yang menyempit untuk

mengendalikan berkas radiasi agar tidak menyebar secara

divergen. Lubang aperture tidak divariasikan diameternya dan

ditetapkan 2 cm. Namun disekitar lubang ditambahkan material

yang mampu mengurangi berkas radiasi agar aman bagi

lingkungan.

Pada awalnya tiap bagian kolimator diuji coba dengan

menambahkan beberapa material ideal yang berbeda secara

bergantian agar diperoleh material dengan sifat yang paling

baik sesuai fungsinya sebagai bagian dari kolimator. Material

terpilih kemudian dievaluasi ketersediaannya dalam industri

material dan dipilih material yang kemurniannya cukup tinggi.

Material ini kemudian divariasikan untuk dioptimasi sesuai

fungsinya sebagaimana dijelaskan diatas.

1) Pemodelan Reaktor Kartini: Reaktor Kartini

termasuk anggota dari Reaktor TRIGA (Training Research and

Isotopes Production General Atomic). Reaktor TRIGA adalah

jenis reaktor nuklir yang digunakan untuk pendidikan,

pelatihan, penelitian dan produksi isotop yang dibuat oleh

Perusahaan General Atomic di Amerika Serikat. Teras Reaktor

TRIGA berbentuk silinder dengan terdiri atas kisi-kisi tempat

dudukan elemen bahan bakar, elemen dummy, dan batang

kendali. Elemen-elemen tersebut tersusun dalam 6 daerah atau

ring yang sepusat (A, B, C, D, E, dan F). Pada masing-masing

ring sepusat dengan jarak yang sama, sehingga akan

membentuk sebuah silinder [16].

Gbr. 9 Konfigurasi bahan bakar Reaktor Kartini [16].

Ukuran batang kelongsong bahan bakar, dan radius

masing-masing ring disajikan dalam Tabel 4.1.

Tabel 3.. Ukuran elemen bahan bakar TRIGA Reaktor Kartini.

Panjang total 73,04 75,39 cm

Panjang Aktif 38 cm

Panjang Grafit 6,5-9,5 cm

Diameter luar kelongsong 37 mm

Tebal cakram molibdenum 35,6 mm

Tebal kelongsong 0,5 mm

Gap bahan bakar-kelongsong 0,2 mm

Radius Ring A 0 cm

Radius Ring B 4.05384 cm

Radius Ring C 7.98068 cm

Radius Ring D 11.94562 cm

Radius Ring E 15.91564 cm

Radius Ring F 19.8882 cm

Reaktor ini dapat dioperasikan pada daya maksimum

250 kW.. Dalam memodelkan Reaktor Kartini, menggunakan

acuan spesifikasi yang didokumentasikan di Laporan Analisis

Keselamatan (LAK). Spesifikasi tersebut meliputi geometri

dan bahan tiap-tiap bagian teras reaktor kartini. Sistem yang

dimodelkan hanya dibatasi pada teras reaktor sebagai sumber

neutron beserta beton pengungkung. Beberapa bagian yang

mempengaruhi kekritisan juga dipertimbangkan dalam

pemodelan ini seperti Reflektor, Rotary specimen rack (Lazy

Suzan), beam port tembus dan kisi alumunium.

Saat ini Reaktor Kartini dioperasikan pada daya 100

kW yang dicapai dengan menarik batang kendali pengaman

100 %, kompensasi 65 % dan pengatur 55 %. Pada kondisi ini

telah diperoleh keff yang mendekati 1 dan nilai fluks neutron

yang mendekati nilai referensi pada penelitian sebelumnya

(Ring B = 1,78 x 1012 n/cm2, Ring C =1,56 x 1012 n/cm2, dan

Ring D =1,14 x 1012 n/cm2). Untuk memperoleh nilai tersebut,

telah dilakukan simulasi menggunakan MCNP5 dengan

100.000 partikel (history) sebagai initial condition dan 1020

siklus total. Jumlah tersebut menghasilkan akurasi dan

penyimpangan error hingga 10-4. Dalam perhitungan keff

digunakan KCODE card dan dalam perhitungan fluks

menggunakan tally card F4:N.

1) Recording Neutron dan sinar gamma (SSW/SSR card) : Pada tahap ini, radiasi yang keluar dari inti reaktor akan

direkam di permukaan pangkal beam port. Hal ini bertujuan

untuk mempermudah perhitungan selanjutnya, memperolah

keakuratan yang tinggi dan mempersingkat proses running

yang berulang-ulang.

Pada dasarnya semakin banyak jumlah cell yang

dideklarasikan sebagai cell penting (important), maka waktu

yang dibutuhkan oleh MCNP untuk mensimulasikannya akan

semakin lama sehingga perlu dilakukan pengurangan important

cell agar waktu simulasi menjadi pendek. Untuk itu proses

simulasi dapat dilakukan dalam dua tahap. Tahap pertama

adalah tahap recording yaitu proses simulasi menggunakan

KCODE dengan menyertakan SSW card. Dalam proses ini,

semua bagian reaktor dideklarasikan sebagai important cell dan

semua komponen radiasi yang masuk ke dalam beam port

tembus dari inti reaktor akan dibaca oleh MCNP dan disimpan

dalam bentuk file SSR. Sangat penting untuk memasukan

partikel awal (history) dengan jumlah besar agar diperoleh hasil

sampling yang akurat dan error yang kecil. Dalam penelitian

ini diambil nilai 108 history untuk sampling dan 25 siklus.

Proses pada tahapan ini memang akan memakan waktu yang

lama, namun akan mempermudah pada proses selanjutnya.

Tahap kedua adalah tahap untuk memanggil kembali file SSR

hasil bacaan MCNP pada tahap pertama. Pada tahap ini, bagian

selain yang berhubungan dengan beam port tembus

dideklarasikan sebagai non-important cell. Permukaan pangkal

beam port tembus yang telah direkam menjadi sumber radiasi

untuk perhitungan selanjutnya. Karena important cell jauh

lebih sedikit dari sebelumya, maka running yang dilakukan

MCNP juga jauh lebih singkat, sehingga waktu untuk

melakukan optimasi perancangan kolimator semakin efisien.

Keuntungan lain yang diperoleh dari simulasi dua

tahap ini adalah, keluaran dari inti reaktor yang masuk kedalam

kolimator selalu tetap. Berbeda dengan perhitungan yang

dilakukan dalam sekali simulasi tanpa recording, selain waktu

simulasi untuk keseluruhan optimasi akan lama, keluaran dari

inti reaktor juga akan berubah-ubah meskipun sedikit, karena

konsep Monte Carlo yang bersifat probabilistik, sehingga

variabel kontrol tidak bernilai tetap.

2) Perhitungan parameter: Sebelum dilakukan

optimasi, maka perlu diketahui parameter apa yang akan

menjadi dasar optimasi. Parameter yang dimaksud meliputi

fluks neutron epitermal, fluks neutron termal, fluks neutron

total, laju dosis neutron cepat, laju dosis gamma, dan arus

neutron. Dalam perhitungan parameter-parameter tersebut

digunakan tally yang sesuai dengan tujuan perhitungannya

berdasarkan yang tertera pada tabel 3.1. Untuk perhitungan

fluks neutron dan laju dosis neutron cepat menggunakan tally

dengan jenis F4:N, sedangkan untuk perhitungan laju dosis

foton menggunakan tally jenis F4:P dan untuk perhitungan arus

neutron menggunakan F1:N. Pada umumnya, penggunaan tally

F4 digunakan untuk menghitung fluks rerata yang melewati

suatu volume geometri sedangkan untuk menghitung fluks

yang melewati suatu permukaan digunakan tally F2. Namun

dalam penggunaan praktis, F4 lebih fleksibel untuk digunakan

karena dapat mendefinisikan bagian yang berbeda yang

dibatasi permukaan yang sama.

Seperti yang disinggung dalam paragraf sebelumnya,

F4 digunakan dalam tiga tujuan perhitungan yang berbeda.

Tetapi dalam MCNP tidak diijinkan penggunaan jenis tally

yang sama dalam sekali perhitungan. Oleh karena itu, perlu

ditambahkan indeks untuk membedakan masing-masing

perhitungan tersebut. Indeks tersebut diletakkan antara huruf F

dengan n (nomor tally). Dalam penelitian ini F4:N digunakan

untuk perhitungan fluks neutron, F14:N untuk perhitungan laju

dosis neutron cepat, dan F24:P untuk perhitungan laju dosis

gamma.

Hasil dari perhitungan dengan MCNP berupa data

tally pada volume geometri yang ditentukan, namun karena

penghitungan tersebut berdasarkan jumlah partikel per cm2dan

tidak sesuai dengan satuan pada kriteria yang ditetapkan IAEA,

maka terlebih dahulu harus dilakukan konversi daya ke laju fisi,

sebagai berikut:

(105) (1 /

) (

1

1,602 1013) (

1

200 )

= 3,121 1015

Untuk menghasilkan daya sebesar 100 kW diperlukan 3,121 1015/. Dengan mengetahui laju fisi tersebut, maka faktor normalisasi untuk setiap tally dapat ditentukan

berdasarkan berkas radiasinya. Faktor normalisasi untuk

neutron adalah sebagai berikut

(3,121 1015

) (

2.42

) = 7,553 1015 /

Nilai ini akan dipakai pada perhitungan fluks neutron (F4:N)

dan perhitungan laju dosis neutron (F14:N), sedangkan faktor

normalisasi untuk foton gamma adalah sebagai berikut

(3,121 1015

) (

1

) = 3,121 1015 /

Nilai ini akan dipakai pada perhitungan laju dosis gamma

(F24:P). Pada perhitungan arus neutron (F1:N) perlu dibagi

dengan luas termal keluaran neutron pada kolimator. Dalam

penelitian ini telah ditetapkan bahwa ujung aperture

berdiameter 2 cm, sehingga faktor normalisasi menjadi

7.553 1015

(1 )2= 2.405 1015

2.

Faktor-faktor ini akan digunakan untuk mengkonversi tally-

tally input file dalam suatu card khusus (fm card ).

Terkait perhitungan dosis berdasarkan energi yang

dilepaskan oleh berkas radiasi neutron dan foton gamma

terhadap material, acuan yang digunakan adalah tabel kerma

coefficientsyang dikeluarkan dalam Dosimetry system 2002

(DS02) dari ICRU Report 63. Karena batas bawah energi

neutron cepat adalah 10-2 MeV, maka koefisisen kerma yang

digunakan adalah pada energi diatas nilai tersebut, sedangkan

untuk gamma menggunakan koeffisien kerma untuk semua

rentang energi. Kode untuk memasukan tabel konversi tersebut

dalam MCNP adalah DEn dan DFn. DEn adalah card mewakili

energi berkas radiasi sedangkan DFn adalah koefisien kerma

yang berkorelasi dengan DEn.

Disamping itu, dalam perhitungan fluks neutron

diperlukan batasan untuk klasifikasi energi neutron sehingga

bisa dibedakan fluks untuk neutron termal, neutron epitermal

dan neutron cepat. Dalam MCNP, kita dapat memasukan

batas-batas atas dari energi neutron melalui En card yang

dipisah dengan spasi, karena MCNP menghitung fluks neutron

dibawah batas tersebut. Untuk penelitian ini diambil batas 5 x

10-7, 10-2 dan 20 MeV. Artinya neutron termal berada dibawah

5 x 10-7 MeV, neutron epitermal berada pada 5 x 10-7< E

Material Pb lebih mudah untuk diperoleh sehingga diputuskan

untuk menggunakan Pb sebagai perisai gamma. Pb

mempunyai jarak bebas rerata sekitar 1,5 cm. Namun,

optimasi penelitian ini menggunakan variasi 0,5 cm karena

mempertimbangkan pengurangan neutron yang terjadi.

- Aperture. Aperture adalah bagian kolimator yang

mengerucut pada bagian ujung untuk memusatkan berkas

radiasi. Diameter ujung yang dipilih adalah 2 cm sesuai

tujuannya untuk uji in vivo dengan organisme uji tikus. Setiap

pengujian pada bagian sebelumnya, selalu dilakukan

pengukuran pada ujung aperture ini, sehingga keluarannya

merupakan keluaran yang diterima langsung oleh organisme

uji.

Desain kolimator dimulai dari pengujian dinding

kolimator. Pada tahap ini, semua material ideal yang

disarankan (Pb, Bi, PbF2 dan Ni) disimulasikan untuk

memperoleh material dengan sifat terbaik dalam

mempertahankan fluks neutron epitermal. Material ideal

tersebut kemudian digantikan dengan material non-ideal yang

tersedia di pasaran industri material sesuai rekomendasi pihak

manufacturing. Material tersebut disimulasikan kembali

dengan variasi ketebalan 0,5 cm hingga tercapai nilai fluks

neutron termal maksimum. Untuk setiap penambahan

ketebalan dinding kolimator, berarti pengurangan diameter

dalam dari lubang kolimator. Setelah fluks neutron epitermal

maksimum tercapai, langkah selanjutnya adalah

mensimulasikan bahan moderator ideal (Al, Al2O3, dan AlF3)

dengan variasi ketebalan 5 cm karena jarak bebas rerata dari

material tersebut adalah sekitar itu. Material dengan sifat

memoderasi paling baik dipilih sesuai ketersediaannya untuk

disimulasikan kembali dengan variasi ketebalan yang lebih

kecil untuk memperoleh data yang presisi. Dari data tersebut

kemudian ditentukan ketebalan optimum yang

mempertimbangkan / dan fluks neutron epitermal. Setelah itu, simulasi dilanjutkan dengan penambahan Pb di

ujung kolimator. Parameter yang dievaluasi adalah / . Seperti pada moderator penambahan ketebalan Pb juga

mempertimbangkan pengaruhnya terhadap pengurangan fluks

neutron epitermal. Langkah terakhir adalah mengevaluasi

fluks neutron di sekitar lubang aperture. Jika diperlukan, bisa

ditambahkan Boral yang bahan utamanya adalah Boron dan

Alumunium dimana Alumunium dapat memoderasi neutron

cepat dengan baik dan boron dapat menyerap neutron termal

hasil moderasi alumunium. Penambahan ini penting sebagai

komponen keselamatan untuk mengurangi fluks neutron di

sekitar lubang aperture.

C. Rencana Analisis Hasil

Dalam penelitian ini, analisis hasil dilakukan selama

simulasi. Setiap data hasil simulasi suatu bagian kolimator

dianalisis terlebih dahulu sebelum dianjutkan simulasi bagian

kolimator yang lain. Hal ini karena suatu bagian kolimator

saling mempengaruhi dan saling bergantung satusama lain.

Pada beberapa bagian kolimator, cukup dianalisis dengan

grafik. Namun, beberapa bagian yang lain tidak cukup ditinjau

dari grafik melainkan dibandingkan dalam bentuk tabel,

terkait pengaruhnya dengan parameter lain. Dalam hal ini

perlu dilakukan pengambilan keputusan dalam mengambil

nilai optimal.

V. PELAKSANAAN PENELITIAN

A. Validasi Model Reaktor Kartini

Validasi model reaktor kartini meliputi kritikalitas dan

fluks neutron total pada beberapa ring bahan bakar dalam inti

reaktor. Hasil simulasi menunjukkan bahwa keff model Reaktor

Kartini adalah 1,0008 0,0007. Hasil ini cukup dekat dengan

nilai kritikalitas yang diharapkan yaitu 1,000 +0,010. Fluks

neutron pada bahan bakar di Ring B, Ring C dan Ring D model

reaktor masing-masing adalah 1,52 x 1012, 1,37 x 1012 , dan 1,27

x 1012 n.cm-2.s-1, sedangkan pada kondisi sebenarnya, fluks

yang terukur adalah 1,78 x 1012, 1,56 x 1012 ,dan 1,14 x 1012

n.cm-2.s-1 [17]. Penyimpangan nilai ini disebabkan oleh

beberapa faktor diantaranya adalah kondisi sebenarnya yang

tidak ideal, beberapa geometri model bagian reaktor tidak

persis sama dan kesalahan pada perhitungan faktor multiplikasi

yang tidak mewakili kondisi sebenarnya. Meskipun begitu,

model ini masih bisa digunakan sebagai pendekatan dalam

perancangan kolimator.

B. Perancangan kolimator pada beam port tembus

Sebelum ditambahkan kolimator, beam port tembus

hanya berupa lubang kosong yang disumbat oleh kayu pada

bagian luar dan Alumunium pada bagian dalam. Ketika sumbat

tersebut dilepas, maka lubang beam port kosong mempunyai

dimensi seperti yang ditunjukkan pada Gambar 11.

Gbr. 11 Dimensi beam port tembus.

Neutron berasal dari teras reaktor pada bagian paling

kiri dan akan keluar di ujung beam port bagian 2, yakni bagian

paling kanan. Sehingga pengukuran parameter uji dilakukan

pada permukaan ujung bagian 2 beam port. Di dalam lubang

bagian 2 tersebut akan ditambahkan material tertentu sebagai

bagian dari kolimator sedemikian sehingga keluaran yang

dihasilkan sesuai dengan persyaratan IAEA.

15 cm 19 cm

156cm 117 cm

Teras (Bagian)

1)

(Bagian)

2)

1) Dinding Kolimator: Semua bahan yang direkomendasikan sebagai reflektor diuji dengan simulasi

menggunakan MCNP. Hasil simulasi dengan variasi ketebalan

0,5 cm berbagai bahan uji ditunjukkan dalam Gambar 5.2.

Gbr. 11 Fluks neutron epitermal Vs Tebal dinding kolimator

berbagai bahan.

Gambar tersebut menunjukkan bahwa material yang

memiliki kemampuan untuk mempertahankan neutron yang

paling baik adalah Nikel. Fluks neutron termal semakin

meningkat hingga ketebalan 3 cm. Artinya semakin tebal

dinding kolimator Ni semakin banyak juga jumlah neutron

yang mengalami refleksi. Peningkatan ini disebabkan adanya

pergeseran energi neutron dari neutron cepat menjadi neutron

epitermal. Pada ketebalan selanjutnya, fluks neutron epitermal

justru semakin turun. Hal ini karena ketebalan dinding

kolimator yang lebih besar membuat diameter dalam dari

kolimator semakin kecil sehingga terjadi semakin banyak

tumbukan antara neutron dengan dinding kolimator dan

menyebabkan pergeseran energi neutron yang semakin besar

hingga melawati daerah epitermal menuju daerah termal.

.

Gbr. 12 Tampang lintang hamburan 58Ni [9].

Gambar tersebut adalah distribusi tampang lintang

hamburan untuk berbagai energi pada 58Ni. Isotop ini

mempunyai presentase yang paling besar dalam nikel alam

yakni sekitar 80 % sedangkan sisanya (60Ni ) hanya sekitar

20 %. Dalam grafik tersebut tampak bahwa pada wilayah energi

epitermal, tampang lintang hamburannya adalah sekitar 20

hingga 30 barn. Sebagai perbandingan Pb dan Bi masing-

masing mempunyai tampang lintang hamburan 9 hingga 13

barn [4,9]. Hal inilah yang menjelaskan kenapa Nikel lebih baik

dari pada bahan uji lain.

Pada kenyataanya, Nikel dengan kandungan 100 %

sulit untuk ditemukan dalam pasar industri material. Sebagai

pendekatan dipilih Nikel dengan kemurnian 95 %. Hal ini

memungkinkn terjadi pergeseran titik optimasi sehingga perlu

dilakukan simulasi kembali untuk mengujinya.

Gbr. 13 Fluks neutron epitermal Vs Tebal dinding Ni 95%.

Hasil simulasi pada gambar 5.4 menunjukkan bahwa titik

puncak optimasi bergeser menjadi 1,5 cm. Hal ini karena

beberapa unsur bahan pengotor (5%) yang terkandung dalam

campuran Nikel tersebut mempunyai tampang lintang serapan

yang lebih besar dari Nikel, seperti yang ditunjukkan dalam

tabel berikut ini.

Tabel 4. Persentase campuran Ni 95% beserta tampang lintang

serapannya.

Unsur Persentase a barn

Ni 95 4,619

Mn 1,5 13,4118

Fe 1 2,585

Si 0,5 0,1691

Cu 1 4,4678

C 0,5 0,0034

Ti 0,5 17,294

Berdasarkan tabel tersebut, tampak bahwa unsur Mn

dan Ti mempunyai tampang lintang serapan yang lebih tinggi

dari Nikel. Unsur inilah yang menyebabkan fluks neutron

berkurang dan titik optimasi bergeser ke ketebalan yang lebih

kecil.

2) Moderator: Berikut disajikan grafik hasil uji beberapa material moderator.

-1

0

1

2

3

4

5

0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5 5

e

pi (

n/c

m2 )

x 1

09

Tebal dinding kolimator (cm)

Pb Bi PbF2 Ni R = 0.7213

-1

0

1

2

3

4

0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5 5 5.5 6 6.5

ep

i (n

/cm

2 ) x

10

9

Tebal dinding kolimator (cm)

Gbr. 14 df/epi Vs Tebal Moderator berbagai bahan.

Dari grafik tersebut tampak bahwa ketiga bahan

tersebut mempunyai pola yang sangat sama. Al, Al2O3, dan

AlF3 mempunyai kecenderungan yang hampir sama karena

unsur pokok penyusunnya sama-sama didominasi oleh Al.

Komponen neutron cepat terus menurun hingga pada ketebalan

tertentu dan naik kembali setelah kedalaman tertentu. Hal ini

karena pada awalnya neutron cepat termoderasi menjadi

neutron epitermal sehingga menambah fluks epitermal yang

artinya memperkecil pembilang dan memperbesar penyebut

parameter ini, sehingga menyebabkan parameter ini semakin

kecil. Pada penambahan ketebalan selanjutnya, spektrum

energi neutron telah berada pada daerah epitermal dan terus

termoderasi menuju daerah termal. Artinya fluks neutron

epitermal akan semakin berkurang dan penyebut dari parameter

tersebut juga akan semakin kecil. Hal ini menyebabkan

/ semakin naik kembali. Dari ketiga bahan tersebut, yang paling baik adalah Al karena mampu menurunkan

/ hingga pada titik terendahnya dengan cepat hingga pada ketebalan 20 cm, tetapi tidak menaikkan parameter ini

secara signifikan pada ketebalan selanjutnya. Karena faktor

ketersediaan, sebagai pendekatan dipilih Al dengan kode

manufacture 1350 dan kemurnian 99.5 %. Pengotornya antara

lain Si 0,1 %, Fe 0,4 %, Cu 0,05%, Mn 0,01 %, Ti 0,01 %, Ga

0,03 %, V 0,01 %, Zn 0,05 %, B 0,05%. Karena melibatkan dua

parameter yang dioptimasi, maka data lebih mudah untuk

dianalisis dalam bentuk tabel sebagai berikut

Tabel 5. Hasil simulasi moderator Al 1350 (95%)

Tebal

(cm)

x 109 /

Tebal

(cm) x 10

9 /

(n/cm2.s) (Gy-cm2/n) (n/cm2.s) (Gy-cm2/n)

5 1,16 311 13 0,11 900

6 1,5 259 14 0,28 84,5

7 0,772 453 15 0,577 7,1

8 1,96 147 16 0,249 24,7

9 1,47 111 17 0,243 163

10 1,07 199 18 0,299 100

11 0,532 556 19 0,203 453

12 0,846 342 20 0,196 98,3

Berdasarkan tabel tersebut tebal optimal berada pada

15 cm dengan fluks neutron epitermal 5,57 x 108 n/cm2.s dan

/ = 7,1 x 10-13Gy-cm2/n. Fluks neutron turun hingga di

bawah batas yang ditentukan IAEA. Meskipun begitu, nilai ini

masih dapat digunakan karena masih berada diatas 5 x 108

n/cm2.s.

3) Perisai gamma: Untuk menekan dosis gamma, ditambahkan material Pb di ujung kolimator. Pb mempunyai

jarak bebas rerata 1,5 cm. namun untuk mendapatkan

perubahan yang lebih akurat dipilih variasi 0,5 cm karena

panambahan ini juga mempengaruhi fluks neutron termal

meskipun sedikit. Berikut tabel hasil simulasi dengan

penambahan Pb.

Tabel 7. Hasil simulasi dengan penambahan perisai gamma Pb

Tebal (cm) x 10

9 / 1013

(n/cm2.s) (Gy-cm2/n)

0 0,557 151

0,5 0,506 14,4

1 0,405 1,16

1,5 0,402 1,16

Penambahan Pb pada ketebalan 1 cm menurunkan

fluks neutron epitermal hingga di bawah batas yang dapat

digunakan. Namun, mengurangi dosis gama secara signifikan.

Pada ketebalan selanjutnya, fluks neutron epitermal semakin

rendah namun hampir tidak berpengaruh terhadap komponen

gamma. Akhirnya optimasi yang dipilih adalah pada ketebalan

1 cm. Pada ketebalan ini fluks neutron epitermal berada di

bawah batas yang ditentukan IAEA (4,05 x 108 n/cm2.s), tetapi

dalam hal ini kualitas keluaran radiasi lebih diutamakan dari

pada fluks yang dibutuhkan. Kualitas radiasi yang dihasilkan

pada ketebalan tersebut sudah memenuhi kriteria IAEA untuk

BNCT yaitu 1,16 x 10-13Gy-cm2/n, sedangkan yang

disyaratkan adalah kurang dari 2 x 10-13Gy-cm2/n.

4) Aspek keselamatan :Pada bagian ini ditambahkan material Boral di sekeliling lubang aperture untuk mengurangi

fluks neutron yang keluar selain dari lubang aperture. Hasil

simulasi untuk penambahan Boral disajikan dalam tabel 6.

Tabel 8. Fluks neutron lingkungan setelah ditambahkan Boral

(n/cm2.s)

Tebal

(cm) Termal Epitermal Cepat Total

0,5 2,53 x 105 8,21 x 106 1,20 x 107 2,05 x 107

1 1,32 x 105 5,88 x 106 1,47 x 107 2,07 x 107

1,5 9,11 x 104 9,84 x 106 1,40 x 107 2,40 x 107

2 8,21 x 104 8,64 x 106 1,23 x 107 2,11 x 107

-2

0

2

4

6

5 10 15 20 25 30df/

epi

x 1

0-3

Tebal (cm)

Al AlF3 Al2O3

Tabel 6. Fluks neutron pada lubang aperture setelah

ditambahkan Boral

Te

bal

(c

m)

x 109 / 10

13 / 1013

(n/cm2.s) (Gy-cm2/n) (Gy-cm2/n)

0,5 0,512 2,58 1,20

1 0,506 2,49 1,17

1,5 0,503 2,17 1,16

2 0,482 2,26 8,14

Berdasarkan data dari kedua tabel tersebut tampak

bahwa penambahan Boral mempengaruhi fluks neutron di

sekeliling lubang aperture, terutama untuk neutron termal.

Tetapi penambahan ini juga mempengaruhi fluks neutron yang

ada pada lubang aperture. Pada penambahan boral setebal 0,5

cm, fluks neutron epitermal lebih besar jika dibandingkan saat

belum ditambahkan. Hal ini karena mendapat kontribusi dari

hamburan neutron dari material boral disekeliling lubang

aperture. Pada penambahan selanjutnya, fluks neutron

epitermal semakin turun karena neutron epitermal yang arah

nya tidak paralel dengan sumbu kolimator terserap oleh

material di sekeliling aperture. Tebal yang dipilih adalah pada

1,5 cm karena pada ketebalan tersebut fluks neutron epitermal

masih dalam batas yang digunakan sedangkan komponen

neutron cepat dan komponen gamma mencapai minimum.

Gbr. 15 Kolimator hasil optimasi pada beam port tembus.

Fluks neutron lingkungan masih dianggap cukup tinggi,

sehingga dalam penerapan nantinya diperlukan mekanisme proteksi

radiasi bagi pekerja radiasi. Disamping itu harus dilakukan studi

lebih lanjut untuk menurunkan fluks neutron tersebut agar organ

sehat di sekitar titik uji, tidak ikut terpapar radiasi.

Keluaran akhir neutron berdasarkan optimasi yang telah

dilakukan ditunjukkan dalam tabel 9.

Tabel 9. Keluaran berkas radiasi hasil optimasi

Parameter Nilai Rekomendasi

IAEA

(/2) 5,03 x 108 > 1,0 109

/( 2/) 2,17 x 10-13 < 2,0 1013

/( 2/) 1,16 x 10-13 < 2,0 1013

/ 0,120 < 0,05

/ 0,835 > 0,7

Ada tiga parameter yang belum tercapai sesuai

rekomendasi IAEA. Pertama adalah fluks neutron epitermal. Fluks

neutron epitermal yang tercapai adalah 5,03 x 108 n/cm2.s.

Meskipun belum mencapai kriteria, hasil tersebut masih layak

untuk digunakan karena lebih dari 5 x 108 n/cm2.s. Kedua adalah

komponen neutron cepat. Komponen neutron cepat yang tercapai

adalah 2,17 x 10-13Gy-cm2/n. Parameter ini sudah cukup dekat

dengan kriteria. Ketiga adalah komponen neutron termal. Parameter

ini masih cukup jauh dengan acuan yaitu 0,120.

Meskipun desain ini belum sempurna, beberapa parameter

kualitas radiasi yang dikeluarkan masih lebih baik dibandingkan

beberapa fasilitas BNCT didunia.

Tabel 9. Perbandingan keluaran berkas radiasi fasilitas BNCT

[19]

VI. KESIMPULAN DAN SARAN

A. Kesimpulan

Desain kolimator optimal pada beam port tembus

Reaktor Kartini untuk BNCT yang pengujianya dilakukan

secara sekuensial dan independen untuk masing-masing

bagian kolimator adalah sebagai berikut.

1. Dinding kolimator dengan bahan Ni setebal 1,5 cm dan aperture 2 cm,

2. Moderator dengan bahan Al 1350 (99,5 %) setebal 15 cm,

3. Perisai gamma dengan bahan Pb setebal 1 cm, dan 4. Boron-Alumunium (Boral) setebal 1,5 cm.

keluaran berkas radiasi dari desain tersebut ditunjukkan dalam

lima parameter berikut

1. Fluks neutron epitermal 5,03 x 108 n/cm2.s

2. Laju dosis neutron cepat per fluks neutron epitermal 2,17 x 10-13 Gy-cm2/n

3. Laju dosis gamma per fluks neutron epitermal 1,16 x 10-13 Gy-cm2/n

4. Rasio antara fluks termal dan epitermal 0,120 5. Rasio antara arus neutron dan fluks neutron total 0,835

Parameter keluaran dari desain ini tidak sepenuhnya

memenuhi kriteria yang ditentukan IAEA. Namun jika

dibandingkan fasilitas BNCT lain di dunia, desain ini masih

layak untuk digunakan.

B. Saran

Untuk memperoleh hasil yang lebih baik, maka

penulis memiliki saran untuk penelitian selanjutnya.

1. Dalam desain ini, fluks neutron epitermal yang keluar dari aperture tidak hanya berasal dari teras reaktor secara

langsung tetapi juga dari hamburan dinding aperture.

Kolimasi yang lebih baik dapat dicapai dengan

memperpanjang dimensi kerucut aperture ke arah dalam

atau memperkecil sudut kerucut aperture. Perubahan ini

juga akan mempengaruhi parameter yang lain sehingga

perlu dilakukan studi lebih lanjut terkait dimensi yang

tepat untuk bagian aperture ini.

2. Untuk mengurangi fluks neutron yang bocor di sekeliling lubang aperture, perlu ditambahkan bahan yang menyerap

neutron dengan lebih baik seperti Lithium atau bahan

yang mengandung Boron pada kerucut aperture. Namun,

masih diperlukan studi lebih lanjut untuk memperoleh

material yang lebih baik dan dimensi yang tepat. Selain

itu, modifikasi bentuk aperture juga bisa dilakukan seperti

gambar berikut.

Gambar 6.1. Perubahan ujung aperture yang

direkomendasikan.

Perbedaan dari desain sebelumnya adalah

terdapat material yang mengandung boron (dalam contoh

diatas boral) pada kerucut aperture. Penambahan ini akan

menyerap neutron lebih banyak sehingga tidak bocor ke

lingkungan. Tetapi agar neutron pada sistem tidak ikut

terserap perlu ditambahkan pula lapisan Nikel yang

ketebalanya masih perlu dioptimasi pada ketebalan

selanjutnya.

3. Untuk menekan fluks neutron termal dengan lebih rendah, diperlukan material yang menyerap neutron pada rentang

energi tersebut namun melewatkan neutron pada rentang

energi epitermal. Material yang baik dalam hal ini adalah

60Ni, tetapi material tersebut tidak memadai dalam hal

ketersediaan dalam industri material sehingga perlu

dilakukan eksplorasi lebih lanjut terkait bahan dengan sifat

yang serupa.

REFERENSI

[1] World Health Statistic. Dokumen publik, World

Healtt Organization, Jenewa, 2006.

[2] Cancer Research UK. What Cancer Is. Diakses dari

http://www.cancerresearchuk.org/cancer-help/about-

cancer/what-is-cancer/cells/what-cancer-is, 2

Agustus 2013.

[3] Wolfgang Sauerwein dan Ray Moss. Requirement for

Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at a

Nuclear Research Reactor. The European BNCT

Project, Belanda, 2009.

[4] Nina Fauziah. A conceptual Design of Neutron

Collimator in Thermal Column of Kartini Research

Reactor for Boron Neutron Capture Therapy. Skripsi ,

Jurusan Teknik Fisika, Universitas Gadjah Mada,

Yogyakarta, 2009.

[5] Widarto. Analisis Dan Penentuan Distribusi Fluks

Neutron Saluran Tembus Radial Untuk

Pendayagunaan Reaktor Kartini. Laporan penelitian,

Lembaga Ilmu Pengetahuan Indonesia, Jakarta, 2002.

[6] Current Status of Neutron Capture Therapy.

Dokumen teknis, International Atomic Energy

Agency,Wina, 2001.

[7] Gritzay, Kalchenko, Klimova, Razbudey, Sanzhur,

dan Binneyvier. Monte-Carlo calculations for the

development of a BNCT neutron source at the Kyiv

Research Reactor.Laporan penelitian, Elsevier,

Amsterdam, 2004.

[8] Katarzyna Tyminska. Filter/moderator system for a

BNCT beam of epithermal neutrons at nuclear reactor

MARIA. Laporan penelitian, Institute of Atomic

Energy, wierk-Otwock, 2009.

[9] N. Soppera, E. Dupont, and M. Bossant. Java-based

Nuclear InformationSoftware: Book of Neutron-

induced Cross-sections. A technical document,

Nuclear Energy Agency, Issy-les-Moulineaux, 2012.

[10] Nicoletta Protti. The efficacy of Boron Neutron

Capture Therapy on small animal models. Desertasi,

University of Pavia, Pavia, 2012.

[11] Media Nuklir. Interaksi neutron. Diakses dari

medianuklir.files.wordpress.com/2010/08/interaksi-neutron.pdf, 5 Agustus 2013.

[12] Dwi Wahyuningsih. Simulasi Pengukuran Distribusi

Dosis Serapan Pada Brachytherapy Payudara

Menggunakan Mcnp5 Dengan Model Seed

Advantage TM103Pd. Skripsi, Universitas Sebelas

Maret, Surakarta, 2012.

[14] European Centre of Technological Safety .

Interaction of Radiation with Matter. Diakses

dari http://www.tesec-int.org/TechHaz-

site%2008/Radiation-interaction.pdf.,29 Mei

2013

[15] Interaksi Radiasi Dengan Tubuh. Dokumen teknis,

Insprektur Pratama, Jakarta, 2005.

[16] Thomas E. Booth, John T. Goorley, Avneet Sood,

Forrest B. Brown, H. Grady Hughes, Jeremy E.

Sweezy, Jeffrey S. Bull, Russell D. Mosteller, Richard

F. Barrett, Lawrence J. Cox, Richard E. Prael, Susan

E. Post, R. Arthur Forster, Elizabeth C. Selcow, and

Teresa L. Roberts. MCNPA General Monte Carlo

N-Particle Transport Code, Version 5, Volume I:

Overview and Theory. A technical document, LA-UR-

03-1987, Los Alamos National Laboratory, New

Mexico, 2003.

[17] Arie Yusman Windiasari, Widarto dan Yusman

Wiyatmo. Penentuan Karakteristik Distribusi Rapat

Daya Teras Reaktor Kartini . Prosiding Seminar

Nasional ke-17 Teknologi dan Keselamatan PLTN

Serta Fasilitas Nuklir, hal. 195-205, Yogyakarta, 1

Oktober 2011.

[18] Thomas E. Booth, John T. Goorley, Avneet Sood,

Forrest B. Brown, H. Grady Hughes, Jeremy E.

Sweezy, Jeffrey S. Bull, Russell D. Mosteller, Richard

F. Barrett, Lawrence J. Cox, Richard E. Prael, Susan

E. Post, R. Arthur Forster, Elizabeth C. Selcow, and

Teresa L. Roberts. MCNPA General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Volume II:

Overview and Theory. A technical document, LA-CP-

03-0245, Los Alamos National Laboratory, New

Mexico, 2003.

[19] Introduction to the BNCT facility at the THOR.

Dokumen teknis, Hsin-chu, 2010.

[20] World U. S. Department of Commerce. X-ray Mass

AttenuationCoefficient. Diakses dari

http://physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/

ElemTab/z83.html,20 Mei 2013.

[21] Sandvick. Nominal Composition Alloy.

Diakses dari http://sandvick.com, Oktober 2013.