M.llma Muslih A. ST., dkk ISSN0216-3128 163

PERANCANGAN KOLIMATOR DI BEAM PORT TEMBUS REAKTORKARTINI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY

M. lima Muslih A.I, Yohannes Sardjono2, Andang Widihartol1Teknik Fisika. Fakultas Teknik Universitas Cadjah .Mada.fl. C;rqfikaNo.2,"Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN.fl. Babarsari Kotak Pas 6101 YKBB YOGYAKARTA 55281

ilmamuslih@gmail.com

ABSTRAK

PERANCANGAN KOLIMATOR DI BEAM PORT TEMBUS REAKTOR KART/NI UNTUK BORON NEUTRON

CAPTURE THERAPY. Telah dilakukan penelitian tentang desain kolimator yang menghasilkan neutron epitermal untukkeperluan uji in vivo Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) di Reaktor Riset Kartini dengan menggunakan perangkat lunakMonte Carlo N-Particle (MCNP). Reaktor dimodelkan sebagai sumber neutron dan bekerja pada daya 100 kW. Simulasimenunjukkan bahwa desain kolimator yang optimal adalah kolimator yang tersusun atas dinding kolimator berbahan Nikel (95%) setebal1,5 cm. Moderator Al 1350 (99.5%) setebal15 em, Perisai gamma Pb seteball cm dan penambahan Boral setebal1,5 cm. ujung kolimator berupa aperture dengan diameter 2 em sesuai dengan kebutuhan uji in vivo. Fluks maksimum yangdiperoleh sebesar 5,03 x 108 n.cm-2s-1 Sedangkan kualitas keluaran radiasi terdiri dari komponen neutron cepat sebesar 2.17x 10-13 Gy.cm2n-1• komponen gamma sebesar 1.16 x 10-13 Gy.cm2n-'. rasio antara neutron termal dan neutron epitermalsebesar 1,20 x 10-1 dan direksionalitas maksimum sebesar 0,835. Tiga diantara parameter tersebut belum memenuhi kriteriadari 1AEAyaitujluks neutron yang kurang dari 1 x 109 n.cm-2s-', komponen neutron cepat yang lebih dari 2 x10·13 Gy.cm"n·1dan rasio antara neutron termal dan neutron epitermallebih dari 0,05. Meski begitu, jluks neutron epitermal ini masih dapatdigunakan karena lebih dari 5 x J(I n.cm·2s·/ dan komponen neutron cepat masih cukup dekat dengan kriteria sehingga masihlayak untuk uji in vivo BNCT.

Kata Kunci .'BNCT, MCNP, kolimator, beam port tembus, 1AEA, in vivo, epitermal

ABSTRACT

DESIGN OF COLLIMATOR IN THE RADIAL PIERCING BEAM PORT OF KARTINI REACTOR FOR BORONNEUTRON CAPTURE THERAPY. Studies were carried out to design a collimator which results in epithermal neutron beamfor in vivo experiment of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) at the Kartini Research Reactor by means of Monte Carlo N­Particle (MCNP) codes. Reactor within 100 kW of thermal power was used as the neutron source. All materials used were variedin size, according to the value of meanfree 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 y-ray shielding, 1.5 cm thick of Boral as additionalmaterial, with 2 cm aperture diameter, epithermal neutron beam with maximum jlux of 5.03 x J(I n.cm·2s-1 could be produced.The beam has minimum fast neutron and y-ray components of, respectively, 2.17 x 10-13Cy.cm2n-1 and 1.16 x 10-13 Gy.cm2n·l.minimum thermal neutron per epithermal neutron ratio of 0.12, and maximum directionality of 0.835 . It did not fully pass the1AEA's criteria, since the epithermalneutronjlux was below the recommended value, 1.0 x 109 n.cm·"s·l. Nonetheless, it wasstill usable with epithermal neutron jlux exceeding 5.0 x Irf n.cm·"s·/ and fast neutronjlux close to 2 x 10./3 Gy.em" n·1 it is stillfeasible for BNCT in vivo experiment.

KeYIVords.'BNCT, MCNP, collimator, radial piercing beamport, 1AEA, in vivo, epithermal

PENDAHULUAN

Terapi yang umum digunakan dalam pengobatankanker adalah radioterapi. Terapi ini meman­faatkan radiasi energi tinggi seperti sinar-x, sinargama atau elektron. Efek dari radiasi tersebut dapatmembunuh sel kanker melalui mekanisme ionisasi

DNA sel pada daerah lokal yang terpapar radiasi.Kelemahan dari terapi ini adalah ikut terpaparnyajaringan sehat yang segaris atau sejajar dengan

pemukaan sel kanker, terutama yang lebih dekatdengan sumber radiasi. Terlebih lagi ada attenuasiuntuk bagian tubuh yang lebih dalam sehingga adavariasi distribusi dosis untuk tiap kedalaman yangberbeda. Meskipun berbagai macam teknik penyinar­an telah dikembangkan untuk memperoleh hasil yangoptimal seperti 3D Conformal Radiotherapy,Stereotactic Radiotherapy, dan High Dose RateBrachytherapy, pada beberapa kasus metode ini

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - SATAN

Yogyakarta,lO-11juni2014

/64 ISSN0216-3128 M. lima Muslih A,S. T. ,dkk

masih meninggalkan efek jangka panjang padajaringan sehat.

Salah satu bagian dari radioterapi yang poten­sial untuk dikembangkan adalah Boron NeutronCapture Therapy (BNCT). Teknik ini memanfaatkannuklida non-radioaktif 1<13untuk menangkap neutronmelalui reaksi IOB(n,afLi. Hasil dari reaksi inimempunyai karakteristik Linier Energy Transfer(LET) yang tinggi (untuk partikel a mendekati 150keV~m·1 dan untuk 7Li mendekati 175 keV~m·l).Jangkauan dari partikel ini berada pad a jarak 4,5 ~mhingga 10 J..lm, sehingga energi terdeposisi terbatasdalam sel tunggal (diameter sel 18 ± 2 J..lm)[1].

[ [;Hel + [;Li]+ 2.79 MeV (6.1%)

I~BJ+ I~nl-[~Bt

[;He)"'I~Lit"'2.31 MeV (93.9%)

L I; LiI'" Y (0.48 MeV)

Gambar 1. Skema hasil peluruhan dariBoron Neutron Capture Therapy!3].

Boron-II mempunyai waktu paruh yang sangatsingkat yaitu sekitar 1O,12SM.llma Muslih A,S.T. ,dkk

sedangkan Lithium-7 sekitar 10.5 s. Pada senyawaeampuran boron, disertakan juga seavanger yangsangat reaktif terhadap lithium-7 sehingga lithiumakan terikat dan keluar tubuh melalui mekanisme

metabolisme. Hal ini penting karena dosis therapiutieuntuk lithium mendekati dosis toksik. Sedangkanpartikel alpha akan berubah menjadi helium setelahmendapatkan elektron melalui reaksi ionisasi daneksitasi. Karena helium merupakan gas mulia yangbersifat inert, helium akan keluar dari tubuh tanpabereaksi seeara kimiawi.

Ada dua jenis neutron yang dapat digunakansebagai sum bel' neutron dalam BNCT yaitu neutrontermal dan neutron epitermal. Neutron termalbiasanya digunakan untuk sel kanker yang terletak dipermukaan kulit (Superficial). Untuk area yang lebihdalam (8-10 em) menggunakan neutron epitermal,karena akan termoderasi oleh jaringan tubuh(terutama yang memiliki kandungan air yang banyak)sehingga akan meneapai sel kanker dalam bentukneutron termal (penjelasan lebih lengkap, akandipaparkan bagian dasar teori)[1J.

Untuk menunjang fasilitas BNCT, diperlukansum bel' Neutron dengan kriteria tertentu. Sum bel'neutron pada fasilitas BNCT bisa diperoleh dariReaktor Nuklir atau Compact neutron Generator. DiIndonesia sendiri telah tersedia tiga Reaktor Nukliruntuk keperluan riset yang dioperasikan oleh BadanTenaga Nuklir Nasional (BAT AN), yaitu ReaktorTRIGA 2000 di Bandung, TRIGA MARK-II(Reaktor Kartini) di Yogyakarta dan Reaktor SerbaGuna - G.A. Siwabessy di Serpong.

DASAR TEORI

Parameter Berkas NeutronDalam BNCT, diperlukan neutron termal yang

eukup untuk bereaksi dengan senyawa boron berlabeldalam sel tumor pada volume target. Maka, padavolume target yang letaknya lebih dalam di bawahpermukaan kulit, neutron yang digunakan adalahneutron epitermal. Sementara pada volume targetyang letaknya di permukaan eukup menggunakanneutron termal(2].

110.",.", •• ,,11''''''''''(<0''''

Gambar 3. Kurva distribusi fluks neutron

termal dan neutron epitermal!31.

Neutron epitermal dapat menembus jaringandan menghasilkan neutron termal maksimum padakedalaman 2-3 em di bawah permukaan kulit danturun seeara eksponensial pada kedalaman selanjut­nya. Penetrasi berkas ini bisa ditingkatkan denganmenaikan energi rerata neutron epitermal denganukuran berkas yang keci\. Berbeda dengan neutronepitermal, neutron termal justru turun seearaeksponensial sejak dari permukaan. Oleh karena itu,neutron termal sesuai untuk pengobatan kanker padapermukaan kulit!41.

Sebagian besar berkas neutron termal disertairadiasi lainya dan tidak seeara selektif diserap olehsenyawa berlabel dalam sel, sehingga baik jaringansehat maupun tumor akan mengalami kerusakanjaringan. Maka diharapkan adanya desain kolimatoryang optimal sedemikian sehingga menghasilkanneutron epitermal yang sampai pada kedalamantumor untuk waktu terapi yang rasional danseminimal mungkin tidak ada radiasi lain. Ada duaprinsip sifat berkas radiasi, yaitu intensitas dankualitas. Internsitas radiasi ditentukan oleh waktu

terapi sedangkan kualitas radiasi berhubungandengan jenis radiasi, energi dan intensitas relatifantara radiasi lainya.

Intensitas Neutron EpitermalDefinisi umum untuk neutron epitermal dalam

penelitian ini adalah neutron yang berada padarentang energi 0,5 eV hingga 10 ke V. Penelitian yangtelah ada menunjukkan bahwa fluks berkas neutronepitermal minimum yang sesuai adalah 109neutronem·2s·1 Bisa juga menggunakan berkas denganintensitas 5 x 108 neutron em,2s,1 namun perlu waktu

Prosiding Pertemuan dan Presentasi lImiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator . BATAN

Yogyakarta, 10·11 fun! 2014

M.lIma Muslih A,S.T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 165

iradiasi yang lebih lama. Jika menggunakanintensitas yang lebih tinggi (1010), waktu penyinaranyang lebih singkat harus diimbangi denganpeningkatan kualitas berkas sinar. Tetapi ketika harusmembuat pilihan, para praktisi cenderung lebihmemilih kualitas sinar daripada intensitas selamamasih dalam waktu penyinaran yang wajar (mungkinbisa diperpanjang hingga satujam)14J•

Kualitas berkas sinarKualitas berkas didetinisikan oleh empat para­

meter sebagai berikut:

1. Komponen neutron cepatDalam penelitian ini, rentang neutron cepat

didetinisikan pada rentang energi diatas 10 keY.Dalam neutron cepat, ada berkas radiasi lain yangtidak diinginkan oleh karena karakteristiknya, sepertiproton dengan LET tinggi dan radikal bebas. Padafasilitas BNCT yang telah ada rentang dosis darikomponen ini adalah 2,5-13 x 10·13 Gy cm2 perneutron epitermal dan pada volume target adalah 2 x10-13 Gy cm2 per neutron epitermal[4,6J•

2. Komponen sinar gammaKarena sinal' gamma tidak hanya menyinari

volume target yang telah diinjeksikan senyawabertanda, melainkan sebagian besar jaringan sehat disekitarnya, maka komponen ini harus dihilangkan.Karena disamping dari reaktor, gamma juga akandihasilkan melalui reaksi (n,y) di dalam tubuh pasien.Pada volume target, nilai yang diijinkan adalahadalah 2 x 10-13 Gy cm2 per neutron epitermal.Sedangkan pada fasilitas BNCT yang telah ada,berada pada rentang 1-13 x 10-13 Gy cm2 per neutronepitermal[6J•

3. Rasio antara fluks neutron termal dan epitennalUntuk mengurangi kerusakan pada permllkaan

klllit, maka neutron termal harus diminimalisir. Rasio

fluks neutron termal dan epitermal harus kurang dari0,05[6J•

4. Rasio antara arus neutron total dan fluks neutrontotal

Rasio ini menunjukkan fraksi neutron yangbergerak kearah luar/depan port. Nilai yang disaran­kan untuk poin ini adalah lebih besar dari 0,7. Hal iniuntuk membatasi divergensi berkas neutron (mengu­rangi iradiasi diluar target yang telah ditentukan)serta untuk membantu fleksibilitas pasien selamaberada sejajar dengan sumbu port. Artinya saatpasien tidak memungkinkan cukup dekat denganlubang keluaran, maka posisi pasien yang agak jauhtidak menyebabkan organ lain terirradiasi[6J• Secaraumum, disajikan dalam Tabel 1.

Ada dua metode dasar untuk melakukan pende­katan fluks netron yang sesuai pada neutron yangbersumber dari reaktor. Yaitu spectrum shifting dan

filtering. Spectrum shifting menggunakan moderator

Tabel 1. Parameter berkas neutron yang disarankanIAEA.

Parameter

NotasiRekomendasi

(satuan)IAEA

Fluk neutron

<1>epi (n> 1.0 x 109epitermalIcm2 s)

Laju dosis

Dr/<1>epi(Gy

neutron cepat I

- cm2 In)< 2.0 x 10-13fluks neutron Dr/<1>epi(Gy

epitermal- cm2 In)

Laju dosis

Dyl<1>ePi (Gy

gamma I fluks

- cm2/n)Dy< 2.0 x 10-13neutron l<1>epi(Gyepitermal

- cm2 In)

Rasio antara fluks termal dan<1>thl<1>epi< 0.05

epitermal Rasio antara arusneutron danJ l<1>epi> 0.7

fluks neutron

Sumber.

untuk menurunkan energi neutron cepat ke rentangneutron termal atau epitermal. Sedangkan padajiltering menggunakan material yang menyerapneutron pada energi tertentu. Untuk reaktor yangmempunyai bllkaan fasilitas irradiasi yang besarseperti kolom termal, biasanya menggunakan spec­trum shifting atau bisa dikombinasikan denganjiltering. Pada reaktor yang hanya mempunyai portyang sempit dan panjang, teknik jiltering harusdigunakan[4J•

Secara umum, ada beberapa komponen koli­mator yang dapat dioptimasi untuk memperoleh ke­luaran neutron yang sesuai. Diantaranya: dindingkolimator, moderator, filter, perisai gamma, aperture[2J

1. Dinding kolimatorDiperlukan reflektor yang sesuai untuk me­

naikkan intensitas berkas. Selain itu kenaikan berkas

juga dapat dicapai dengan membuat bentuk dindingkolimator seperti kerucut dengan diameter awal yanglebaI' dan aperture ujung yang sempit. Bahan dindingkolimator yang sesuai untllk reflektor adalah yangmempunyai tam pang lintang hamburan dan masaatom relatif yang besar. Bahan yang direkomendasi­kan untuk komponen ini adalah Pb, Bi, PbF2[4J•

Namun, Ni juga dapat digunakan. Berdasarkanpenelitian yang dilakukan Marko Mucec dan salah

satu jurnal yang diterbitkan Elsevier menunjukkan

Prosiding Pertemllan dan Presentasi llmiah - Penelitian Dasar llmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 juni 2014

166 ISSN0216-3128 M. lima Muslih A,S. T. ,dkk

11 I 2 3 4 5 6 7 8 9 10 II

Thickness of natural nickel layer, em

Gambar 4. Fluks neutron epitermaJ untuk setiapvariasi ketebalan dinding kolimator Ni[7].

bahwa neutron epitermal akan mening-kat seteJahketebaJan dinding kolimator Ni mencapai 6,5 cm .

Untuk dinding kolimator yang letak-nya dekatdengan ujung keluaran, diperlu-kan beam delimiteruntuk menyerap neutron.

Bagian ini tersusun dari B4C atau 6Li2C03 yangterdispersi dalam poly-ethylene. Neutron epitermalyang menumbuk bagian ini akan mengalamitermalisasi dan ditangkap dengan emisi sinar gammayang minimal[4].

2. Moderator

Moderator untuk neutron cepat yang paling baikadalah yang mempunyai masa atom yang rendah.Hasil aktivasi neutron dari bahan moderator harus

memiliki umur yang pendek. Bahan yang sesuaiuntuk sifat diatas adalah AI, A1203, dan AIF3'Kombinasi AI dengan A1203 atau AlF3 bisamemoderasi neutron cepat secara efisien karenatampang lintang 0 dan F dapat mengisi celah padadaerah resonansi AI[4].

3. Perisai sinar gammaBahan yang digunakan untuk pensal gamma

adalah bahan yang mempunyai densitas atom yangtinggi. Pb dan Bi adalah material yang bagus untukmengurangi sinar gamma yang keluar dari reaktordan bersifat transparan bagi neutron meskipun akantetap sedikit mempengaruhi penurunan intensitasberkas neutron. Bismuth hampir sarna baiknyadengan timbal, tetapi dapat melewatkan neutronepitermal dengan lebih baik[41.

4. Filter

Bagian ini berfungsi untuk menahan neutroncepat dan neutron termal, serta meloloskan neutronepitermal yang keluar dari reaktor. Bahan yang bisadigunakan untuk filter neutron termal adalah 6Li danlOB (mempunyai tam pang lintang l/v). Bahan dengantampang lintang l/v bisa menghabiskan neutrondengan energi di bawah spektrum neutron epitermaI.Selain itu dapat dikombinasikan menjadi LiF,campuran ini secara efektif menangkap neutron

o 1 ~ 3 •• 7 x l) 10

[~!.~~.~.~~]II

1:,0120

-110 _~I (X) =!

90 "2~()i70 <!:

60 ~

50 :!-40 ';;

:10 it.·20

10

energi rendah, di bawah 10 eV dan mengurangineutron dengan energi diatas 10 ke V[6].

Tampang lintang serapan dari isotop 6~imempunyai interferensi minimum yang sangatrendah dan lebar pada rentang energi antara beberapaeV hingga 10 keY sehingga material ini sangat sesuaiuntuk tujuan BNCT[6,7J.

5. Aperture

Aperture berfungsi untuk menentukan tampanglintang yang keluar dari port, sehingga umumnyadiletakan pada ujung port. Dalam presentasi yangdisajikan oleh Nicoletta Protti yang berjudul Theefficacy of Boron Neutron Capture Therapy on smallanimal models, dia menggunakan aperture 3-4 cmdalam uji coba yang dilaporkan dalam " In vivoefficacy test of BNCT for NRL T: BDIX rats +IOBPA_f,[81. Aperture dapat divariasikan sesuaidengan kebutuhan uji selama dalam ukuran yangdapat wajar sehingga memungkinkan untuk dideteksihasilnya[21.

Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)Adalah teknik terapi yang didesain untuk

meradiasi volume target hingga pada tingkatan selsecara selektif menggunakan partikel bermuatandengan Linear Energy Transfer yang tinggi.Chadwick (1932) menemukan bahwa lOBmempunyaikecendurangan yang tinggi untuk menangkap neutronpada energi termal «0,1 eV) dan berubah menjadilIB. Karena lIB tidak stabil, maka segera setelah ituterjadi disintegrasi memancarkan alpha menjadi IIU[41.Tampang lintang lOBjauh lebih tinggi dibanding­kan dengan tampang lintang unsur penyusun tubuhmanusia, sehingga probabilitas untuk terjadinyareaksi inti dengan unsur penyusun tubuh manusiajauh lebih kecil dibandingkan dengan lOB.

Gambar' 5. Skema mekanisme Boron Neutron

Capture Therapyl6J,

Interaksi Radiasi dengan Materi

A.1. Interaksi Neutron

Beberapa hal yang penting untuk dibahasterlebih dahulu terkait interaksi neutron adalah

konsep tampang lintang, yaitu luas tampang inti darisudut pandang neutron. Tampang lintang inikebergan-tungannya terhadap energi kinetik neutron,juga probabilitas relatif bahwa tumbukan neutrondengan ini akan berlanjut dengan reaksi hamburan,absorbsi atau reaksi lainya[91.

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator . BATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

M. lima Mus/ih A,S. T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 167

Gambar 6. Berkas neutron yang menumbukbahan[91.

Jika arah gerak neutron digambarkan dalam arahsumbu x, maka akan tampak seperti Gambar 6. Bilaberkas neutron mengandung n'fI neutron per em)yang bergerak dengan keeepatan v searah sumbu,maka intensitasnya adalah I = n'fI. v. Sebagaitambahan, untuk fluks didetinisikan sebagai penju­mlahan skalar dari intensitas yang mempunyai arahbervariasi. Diasumsikan bahwa neutron akan terserapatau terhambur saaat melewati suatu bidang dengantebal dx, intensitas sebelum tumbukan diwakilidengan I(x) dan setelah tumbukan I(x + llx) .Untuk sejumlah N inti/cm3, terdapat N.dx inti per

em2 dan tiap inti memiliki luas termal (J' em2, makafraksi luas yang terhalang inti adalah N. a.dx ,sehingga diperoleh hubungan sebagai berikut.

1. Tampang Lintang NeutronNeutron merupakan partikel netral. Medan

Iistrik inti dan elektron, tidak akan mempengaruhiIintasan neutron dan tetap akan bergerak lurus.Neutron hanya akan keluar dari lintasan jika neutronmengalami tumbukan dengan inti sehingga terham­bur ke arah Iintasan yang baru atau hilang karenaabsorbsi. Neutron akan mengalami beberapa kalitumbukan sebelum akhirnya mengalami absorbsiyang menyebabkan elektron hilang atau mati. Darisudut pandang neutron yang bergerak, material yangdilewatinya tampak sangat kosong karena neutronhanya akan bereaksi dengan inti yang menjadihambatan neutron. Atom seeara umum mempunyaijari-jari pada orde 10.8 sedangkan inti atom 10,12,maka ketika neutron bergerak, fraksi bidang tegaklurus arah gerak neutron yang terisi hambatan adalah[(10'12) /(10.8)]2= 10.8. Oleh karena itu daya tern busneutron sangat tinggi[9J•

Tampang lintang makroskopik memiliki satuancm-l, sehingga untuk persamaan untuk neutron takterhambur adalah

(7)

(6)

(5)r = Na

I(x) = e-~x10

Karena perbandingan intensitas akhir denganintensitas awal adalah fungsi probabilitas, makadapat ditentukan pula probablitas netron lolos padahamburan pertama dan terhambur pada kejadianselanjutnya pada ketebalan dx. Probabilitas ini dapatdinotasikan sebagai p(x)dx dan dapat diperolehdengan eara mengalikan probilitas neutron lolos padatahap pertama dan probabilitas neutron terhamburpada tahap kedua.

p(x)dx = r.e-~xdx (8)

Dengan mengetahui probabilitas ini, kita dapatmenghitung jarak rerata antara dua peristiwahamburan yang ditempuh neutron (mean free path).

A = fo""xp(x)dx = fo"" r. e-~Xdx = i (9)

Diperoleh bahwa jarak bebas rerata adalah resiprokdari termallintang makroskopik.

2. Jenis Reaksi

Probabilitas neutron yang telah dipaparkan diatas adalah probabilitas neutron mengalami tumbuk­an, tanpa memperhatikan jenis tumbukan yangterjadi. Oleh karena itu, biasanya ditulis sebagai atuntuk menunjukkan tampang lintang total. Saatmenumbuk inti, ada dua kemungkinan kejadian yangdialami oleh neutron yaitu terhambur (scattered) danterserap (absorbed), sehingga hubunganya dapatdituliskan sebagai berikut

sedangkan untuk neutron terhambur,

.!....= rdx10

Besaran (J didetinisikan sebagai tampang lintangmikroskopik dengan satuan cm2/inti. Dimana Ibarn setara dengan lO'24cm2• Dari persamaanterse but, ada definisi lain yakni tam pang lintangmakroskopik.

I(x)

- .•..----1 dx 1--

1(0)

I (x + dx) = (1 - Nadx)1 (x)ddxl(X) = -Nal(x)

dl(x) = -NadI(x)

Setelah di integrasikan diperoleh

I(x) = 10' e-Nux

(1)

(2)

(3)

(4)

(10)

Maka, ketika terjadi tumbukan probabiltas neutronterhambur oleh inti adalah as/at dan terserap olehinti aa/ at.

Reaksi hamburan antara neutron dengan intidapat terjadi melalui dua proses yaitu hamburanelastik (n) dan inelastik (n'), sehingga dalamtam pang lintang hamburan diungkapan dalampersamaan berikut

Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah - Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Tekno1ogi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

168 ISSN 0216 - 3128 M. 1/ma Muslih A,S.!. ,dkk

(II)Pada hamburan elastik, nilai momentum dan energikinetik neutron sebelum dan sesudah hamburan

bernilai sama, sedangkan pada hamburan inelastik,neutron memberikan sebagian energinya kepada intidan meninggalkan inti dalam keadaan tereksitasi.Setelah memperoleh energi dari neutron, intimengeluarkan energi eksitasinya dengan meman­carkan sinar gamma bersamaan terpancarnya kembalineutron dari inti.

Pada reaksi penyerapan, neutron terserap masukkedalam inti atom membentuk inti gabungan dalamkeadaan tereksitasi. Namun, energi eksitasi tidakdikeluarkan dalam bentuk neutron, melainkan sinargamma. Reaksi ini bisa disebut reaksi penangkapan,

dengan tampang lintang dilambangkan (Jy. Reaksipenangkapan ini akan menghasilkan isotop baru danjika tidak stabil akan mengalami peluruhan radio­aktif. Untuk unsur yang dapat berfisi, ketika terjadipenyerapan neutron inti dapat mengalami reaksipenangkapan atau mengalami reaksi fisi. Oleh karenaitu pada unsur ini dapat dituliskan

(12)

Maka probabilitas terjadinya tangkapan dalam

serapan adalah (Jy/(Ja. , dan probabilitas terjadinya

reaksi fisi dalam serapan adalah (Jr!(Ja.'

3. Rentang Energi NeutronSecara umum rentang energi yang perlu

diperhatikan dalam mempelajari neutron di reaktornuklir adalah pada rentang 0,001 eV < E <10 MeV, sehingga dapat disimpulkan bahwa rentangenergi dalam reaktor nuklir adalah sangat besarhingga mencapai 10 orde. Neutron dinyatakan seba­gai neutron cepat (fast neutron) jika eneginya terda­pat pada daerah dim ana banyak neutron fisi dipancar­kan yaitu 0,1 MeV < E < 10 MeV, sedangkan neu­tron termal (termal neutron) adalah neutron denganenergi yang cukup kecil sehingga gerakan termal dariatom sekitar dapat berpengaruh secara signifikanterhadap keadaan hamburan neutron tersebut, yaknipada rentang 0,001 eV < E < 1 eV, sedangkan yangberada diantaranya disebut neutron epitermal padarentang 1 eV < E < 0,1 MeV [9]. Energi yangberada diatas rentang yang disebutkan diatasbiasanya disebut neutron relativistik, sementara yangberada di bawah batas rentang disebut neutrondingin.

A.2.Interaksi sinar gamma

Sinar gamma merupakan gelombang elektro­magnetik yang membawa energi dalam bentuk paket­paket yang disebut foton. Foton dapat berperilakusebagai partikel tanpa masa dan tak bermuatan yangselalu bergerak dengan kecepatan cahaya. Sinargamma merupakan radiasi pengion meskipun ionisasi

yang dihasilkan sebagian besar melalui prosesionisasi sekunder. Karena tidak bermuatan, sinargamma tidak kehilangan energinya melalui interaksicoulumb dengan elektron suatu atom atau partikelbermuatan. Sinar ini akan kehiJangan energinya saatberinteraksi dengan materi melalui tigajenis interaksiyaitu efek fotolistrik, hamburan compton danproduksi pasangan.

I. Efek Fotolistrik

Tnteraksi ini menyebabkan energi foton terserapseluruhnya oleh elektron orbital yang terikat kuatoJeh suatu atom. Energi foton yang ditransfer,digunakan oleh elektron untuk melepaskan diri dariorbitnya dan sisanya digunakan untuk bergeraksebagai energi kinetik. Elektron yang dihasilkan dariperistiwa ini disebut fotoelektron. Energi kinetrikfotoelektron yang bergerak diungkapkan dalampersamaan (13).

(13)

Peristiwa ini terutama terjadi pada rentang energifoton antara 0,01 MeV hingga 0,5 MeV dan efekfotolistrik ini umumnya terjadi pada materi dengan Zyang besar, seperti tembaga (Z=29). Seperti halnyaneutron, probabilitas te~jadinya interaksi dapatdiwakili oleh tampang lintang mikroskopik. Untuktam pang lintang mikroskopik dinotasikan sebagai(Jpe (pe: photoelectric).

2. Hamburan ComptonTnteraksi ini terjadi apabila foton berinteraksi

dengan elektron bebas atau elektron yang tidakterikat dengan kuat oleh inti, yaitu elekton terluardari atom. Energi foton yang berinteraksi tidakdiserap seluruhnya oleh elektron sehingga dihasilkanfoton hamburan dengan energi lebih rendah darifoton mula-mula dan terhambur dengan suduttertentu, sedangkan elektron akan terlepas daTiorbitnya dan bergerak dengan energi kinetik tertentu.Kemungkinan terjadinya hamburan compton berku­rang bila Z bertambah[l2J.

Pengurangan energi foton menjadi foton ter­hambur dapat diwakili oleh selisih panjang gel om­bang yang diungkapkan dalam persamaan (14).

hLlil=il'-il=-(l-cose) (14)

meC

3. Produksi pasanganPeristiwa ini terjadi karena adanya interaksi

antara foton dengan medan listrik dalam inti atomberat. Jika interaksi terjadi, maka foton akan lenyapdan berubah menjadi pasangan elektron-positron.Karena masa diam elektron ekuivalen dengan energi0,511 MeV, maka produksi pasangan hanya akandapat terjadi jika energi foton lebih daTi atau samadengan 1,02 MeV (2mec2). Keduanya akankehilangan energinya melalui ionisasi atom bahan

Prosiding Pertemuan dan Presentasi lImiah - Penelitian Dasar lImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

M.l/ma Muslih A,S.T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 169

Void

I n,~hh~nl;'O,"Ulrun

Gambar 7. Kejadian acak dari interaksi neutrondengan material fisi[l4J.

Gambar 7. merepresentasikanjejak dari interak­si neutron pada material dengan geometri slab(lempeng) yang mengalami reaksi fisi. lnsidenpertama dipilih secara acak untuk ditentukan dimanainteraksi terjadi, sesuai dengan hukum fisis yangmengatur proses berdasarkan material yang terlibat.Pada tahap ini, tumbukan neutron terjadi pada nomorI. Neutron terhambur dengan arah seperti Gambar 7,yang dipilih secara acak sesuai distribusi hamburan

Penyerapan energi radiasi oleh molekul air dalamproses radiolisis air akan menghasilkan ion radikalyang kemudian akan dihasilkan radikal bebas (H*dan OH*). Radikal bebas adalah suatu atom ataumolekul bebas, tidak bermuatan dan mempunyaisebuah elektron yang tidak berpasangan pada orbitterluarnya. Radikal bebas bersifat tak stabil, sangatreaktif dan toksik terhadap molekul organik vitaltubuh. Radikal bebas yang telah terbentuk dapatsaling berinteraksi menghasilkan suatu molekulhidrogen peroksida yang stabil dan toksik. Karenasebagian besar tubuh manusia terdiri dari air (80%) ,maka sebagian besar interaksi radiasi dalam tubuhterjadi secara tidak langsung[13J•

A.5. Perangkat lunak Monte Carlo N-Particle(MCNP)

MCNP (Monte Carlo N-Particle TransportCode) adalah perangkat lunak serbaguna yang di­kembangkan oleh Los Alamos National Labo­ratory (LANL) untuk menghitung transpor partikeldan radiasi menggunakan metode stokastik yangdisebut Monte Carlo. Beberapa fenomena transportmeliputi neutron, foton, elektron, dan gabungannya.Rentang energi neutron yang mampu dihitung MCNPadalah antara 10-11MeV hingga 20 MeV untuk semuaisotop dan lebih dari 150 MeV untuk beberapaisotop. Untuk rentang energi foton yang mampudihitung adalah antara 1 eV hingga 1 GeV. Perangkatlunak ini dilengkapi kemampuan untuk menghitungkeff sebagai fitur standarnya[14].

( 15)

(16)

(17)

H20 ~ HzO+ + e­

H20+ ~ H+ + OH*

e- + H20 ~ OH- + H*

A.4. Interaksi radiasi dengan tubuh

Interaksi radiasi dengan materi biologi diawalidengan proses eksitasi atau ionisasi yang terjadidalam waktu \0-15 detik setelah paparan radiasi.Reaksi ini segera diikuti dengan interaksi fisikokimia yang menghasilkan pembentukan ion radikaldalam \0-10 detik (ditunjukkan oleh persamaan reaksi(15)). Reaksi ini akan menghasilkan radikal bebasdalam waktu 10-5 detik (ditunjukkan oleh persamaan(16) dan (17)). Radikal bebas menginduksi terjadinyareaksi biokimia yang menimbulkan kerusakankhususnya pada DNA sehingga menyebabkan efekbiologis. Elektron sekunder yang dihasilkan dariproses ionisasi akan berinteraksi secara langsungmaupun tidak langsung. Secara langsung bilapenyerapan energi dari elektron tersebut langsungterjadi pada molekul organik dalam sel yangmempunyai arti biologi penting, seperti DNA,sedangkan interaksi secara tidak langsung bilaterlebih dahulu terjadi interaksi radiasi dengan mole­kul air dalam sel yang efeknya kemudian mengenaimolekul organik penting(13J•

A.3. Interaksi partikel alpha

Karena alpha merupakan partikel berat danbermuatan, partikel ini sangat reaktif terhadap materidan menghasilkan sejumlah besar ion di sepanjanglintasannya, namun tidak mempunyai penetrasi yangdalam. Sebagai contoh, 5 MeV alpha hanya mampumencapai jarak 3,6 cm di udara dan tidak dapatmenembus selapis kertas. Untuk material lain dengandensitas yang lebih padat jarak ternbus reratanyaakan berkurang secara proporsional. Pada jaringantubuh mamalia, partikel alpha berenergi 5 MeVhanya mampu menembus hingga kedalaman 4 ~m[12]. Proses yang paling mungkin terlibat dalampenyerapan alpha adalah ionisasi dan eksitasi darielektron orbital. lonisasi terjadi ketika partikel alphacukup dekat dengan elektron sehingga menarikelektron tersebut dari orbitnya melalui gaya coulumb.Setiap terjadi interaksi tersebut, partikel alphakehilangan energi kinetiknya dan melambat. Selainitu, energi kinetik alpha juga berkurang akibatelektron yang tereksitasi. Seiring dengan melambat­nya partikel alpha, kecenderungan untuk menyebab­kan ionisasi akan naik dan akan mencapai puncaknyapada akhir lintasan. Setelah berhasil menangkapelektron, partikel alpha akan berubah menjadi atomhelium. Karena alpha mempunyai penetrasi yangrendah, maka tidak berbahaya jika berupa paparaneksternal. Kecuali jika nuklida pemancar partikelalpha berada dalam tubuh, maka kerusakan jaringanakan lebih besar dibandingkan dengan radiasi yanglain[12].

dan positron-elektron akan bergabung kembali(annihilasi) menghasilkan foton.

Prosiding Pertemuan dan Presentasi llmiah - Penelitian Dasar llmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

170 ISSN0216-3I28 M. lIma Muslih A,S. T. ,dkk

fisisnya. Dalam peristiwa ini juga dihasilkan fotonyang akan disimpan sementara waktu untukdianalisis nantinya. Pada nomoI' 2, reaksi fisi terjadisehingga neutron yang datang berubah menjadi duaneutron baru dengan arah yang berbeda beserta satuberkas foton. Salah satu neutron dan foton disimpankembali untuk dianalisis kemu-dian. Neutron fisi

yang pertama ditangkap pada insiden nomoI' 3 danberakhir disini. Neutron yang telah tersimpan padainteraksi sebelumnya, keluar dari slab pada nomoI' 4setelah disampling secara acak. Foton hasil darireaksi fisi mengalami interaksi pada kejadian nomoI'5 dan keluar dari slab pada k<:iadian nomoI' 6. Sisafoton yang tergenerasi pada insiden pertama terserappada kejadian nomoI' 7. Perlu diketahui bahwapartikel tersimpan yang dianalisis pertama kalinyaoleh MCNP adalah partikel yang terbentuk palingakhir[l4J.

Salah satu fitur yang disediakan dalam MCNPuntuk perhitungan terkait fenomena teknik nukliradalah tally. Masing-masing tally memiliki tujuankalkulasi numerik yang berbeda-beda sesuai jenis­nya. Berikut disajikan beberapa tallies sesuai fungsiperhitungannya.

Tabel 3. Jenis tally yang disediakan oleh MCNP

Tally ModeDeskripsiSatnan

partikeI Fl:N,:P,:EArus yangPartikel

melewati surfaceF2:N, :P,:EFinks rerata yangPartikel/cm2

melewati sUilaceF4:N, :P,:EFinks rerata yangPartikel/cm2

melewati cellF5a:N, :P finks pada titikPartikel/cm2

F6:N,:P, :N,PEnergi deposisiMeV/g

rerata yang melewati cellF7:N Energi deposisiMeV/g

fisi dalam ce IIF8:N,:P,:E,Oistribusi pulsaPulsa

:P,Eenergi pada

detektor

Sum bel': [16]

Surface yang dimaksud pada Tabel 3. adalahbatas suatu geometri, sedangkan cell adalah suatuvolume geometri yang dibatasi oleh surface. N,P danE mewakili jenis radiasi yaitu neutron, foton danelektron.

PELAKSANAAN PENELITIAN

Pelaksanaan penelitian dimulai dengan pemo­delan Reaktor Kartini sebagai sum bel' neutron.Setelah Reaktor kartini termodelkan dengan baik,dilakukan perancangan kolimator pada beam porttembus. Data hasil keluaran dari perancangankolimator dianalisis untuk diambil pertimbangan

apakah desain tersebut memenuhi kriteria yangdirekomendasikan oleh lAEA. Hasil akhirnya berupaspesifikasi kolimator yang meliputi geometri dandimensi material yang dirumuskan dalam kesim­pulan.

Data reaktor yang meliputi dimensi sertamaterial penyusunnya diperoleh dari dokumenLaporan Analisis Keselamatan (LAK), pengamatanlangsung di lapangan serta informasi narasumberyang beke~ia di Reaktor Kartini. Dalam pembuatangeometri, bahan bakar diasumsikan merupakan bahanbakar baru. Dari informasi tersebut, Reaktor Kartinidapat dimodelkan. Model tersebut kemudiandievaluasi K~ff dan fluksnya pada beberapa titik (ringbahan bakar) dan divalidasi dengan data pengukuranlapangan. Jika belum sesuai, maka batang kendalidivariasikan hingga diperoleh hasil yang dekatdengan parameter validasi. Jika model reaktor telahcukup dekat (mirip) dengan reaktor sesungguhnya,maka model ini dapat digunakan sebagai sum bel'neutron untuk kolimator yang akan dirancang.

Metode perancangan kolimator yang diambiladalah metode sekuensia!. Artinya tiap bagiankolimator dirancang secara berurutan dan independenterhadap bagian lainnya. Urutan bagian tersebutdimulai dari dinding kolimator, moderator, perisaigamma, filter serta aperture. Perancangan tiap bagiankolimator tersebut dilakukan dengan optimasikeluaran kolimator setelah divariasikan ketebalannya.Langkah pertama, adalah studi referensi dalampemilihan material bagian kolimator. Tahap inipenting llntuk dilakukan agar tidak perlu dilakukanllji berbagai macam material yang ada, sehinggamemblltuhkan waktu yang lama dalam prosessimulasinya. Material yang telah direkomendasikandalam referensi kemlldian diuji sesuai fungsinya.Pada bagian kolimator yang pertama, yaitu dindingkolimator yang berfungsi untuk meningkatkan danmempertahankan neutron epitermal, maka paremeterujinya adalah t1uks neutron termal sehingga bahanpertimbangannya adalah tlllks neutron epitermalmaksimum yang dapat dicapai setelah divariasikanketebalannya. Untuk moderator neutron, berfungsiuntuk menurunkan fluks neutron epitermal sehinggaparameter ujinya adalah komponen neutron cepat

( Dt/¢ePi)' Komponen neutron cepat keluarankolimator untuk setiap variasi ketebalan moderatordianalisa untuk dipilih nilainya yang cukup keci!.Pemilihan ini juga mempertimbangkan fluks neutronepitermal karena penambahan moderator juga akanmengurangi fluks neutron epitermal juga, padahaldiharapkan neutron epitermal yang dicapai adalahsebesar-besarnya sehingga pada tahapan ini diper­lukan optimasi dan pengambi Ian keputusan. Untukperisai gamma berfungsi untuk mengurangi intensitasradiasi gamma tanpa mengurangi fluks neutronepitermal secara signifikan, sehingga perlu dilakukanoptimasi penambahan perisai gamma agar diperoleh

Prosiding Pertemllan dan Presentasi llmiah - Penelitian Dasar llmll Pengetahuan dan Teknologi Nllklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

M. lima Muslih A,S. T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 171

Tabel 4. Ukuran elemen bahan bakar TRIGAReaktor Kartini.

Beberapa bagian yang mempengaruhi kekritisan jugadipertimbangkan dalam pemodelan ini sepertireflektor, rotary specimen rack (Lazy Suzan), beamport ternbus dan kisi aluminium.

Saat ini Reaktor Kartini dioperasikan pada daya100 kW yang dieapai dengan menarik batang kendalipengaman 100 %, kompensasi 65 % dan pengatur 55

%. Pada kondisi ini telah diperoleh k.ff yangmendekati 1 dan nilai fluks neutron yang mendekatinilai referensi pada penelitian sebelumnya (Ring B =1,78 X 1012 nlem2, Ring C =1,56 x 1012n1em2, danRing D =1,14 x 1012n1em2). Untuk memperoleh nilaitersebut, telah dilakukan simulasi menggunakanMCNP5 dengan 100.000 partikel (history) sebagaiinitial condition dan 1020 siklus total. Jumlah

terse but menghasilkan akurasi dan penyimpanganerror hingga 10'4. Dalam perhitungan keffdigunakanKCODE card dan dalam perhitungan fluksmenggunakan tally card F4:N.

Dy/rtJepi yang sekeeil-keeilnya dan fluks neutronepitermal yang tinggi. Filter digunakan untuk mengu­rangi fluks neutron termal sedemikian sehingga

rtJth/rtJepi eukup keeil sesuai persyaratan IAEA.Seperti hainya bagian kolimator sebelumnya, bagianini juga dioptimasi agar neutron epitermal tidak turunterlalu besar. Namun pada penelitian ini tidakdilakukan penambahan filter karena material yangdirekomendasikan tidak tersedia di pasar industrimaterial. Bagian terakhir adalah aperture. Apertureadalah lubang keluaran kolimator yang menyempituntuk mengendalikan berkas radiasi agar tidakmenyebar seeara divergen. Lubang aperture tidakdivariasikan diameternya dan ditetapkan 2 em.Namun disekitar lubang ditambahkan material yangmampu mengurangi berkas radiasi agar aman bagilingkungan.

B.1. Pemodelan Reaktor Kartini

Reaktor Kartini termasuk anggota dari ReaktorTRIGA (Training Research and isotopes ProductionGeneral Atomic). Reaktor TRIGA adalah jenisreaktor nuklir yang digunakan untuk pendidikan,pelatihan, penelitian dan produksi isotop yang dibuatoleh Perusahaan General Atomic di Amerika Serikat.

Teras Reaktor TRIGA berbentuk silinder denganterdiri atas kisi-kisi tempat dudukan elemen bahanbakar, elemen dummy, dan batang kendali. Elemen­elemen tersebut tersusun dalam 6 daerah atau ringyang sepusat (A, B, C, D, E, dan F). Pada masing­masing ring sepusat dengan jarak yang sama,sehingga akan membentuk sebuah silinder!141.

Sumber: [14)

A

BCDEF

73,04 - 75,39 em38em

6,5-9,5 em37mm

35,6 mm

0,5mm0,2mm

Oem

4.05384 em7.98068 em11.94562 em15.91564 em19.8882 em

Gambar 9. Konfigurasi bahan bakar Reaktor Kartini[14J

Ukuran batang kelongsong bahan bakar, dan radiusmasing-masing ring disajikan pada Tabel 4.

Reaktor ini dapat dioperasikan pada dayamaksimum 250 kW . Dalam memodelkan Reaktor

Kartini, menggunakan aeuan spesifikasi yangdidokumentasikan di Laporan Analisis Keselamatan(LAK). Spesifikasi tersebut meliputi geometri danbahan tiap-tiap bagian teras reaktor kartini. Sistemyang dimodelkan hanya dibatasi pada teras reaktorsebagai sumber neutron beserta beton pengungkung.

B.2. Perhitungan parameter

Sebelum dilakukan optimasi, maka perludiketahui parameter apa yang akan menjadi dasaroptimasi. Parameter yang dimaksud meliputi fluksneutron epitermal, fluks neutron term ai, fluks neutrontotal, laju dosis neutron eepat, laju dosis gamma, danarus neutron. Dalam perhitungan parameter­parameter tersebut digunakan tally yang sesuaidengan tujuan perhitungannya berdasarkan yangtertera pad a Tabel 3. Untuk perhitungan fluksneutron dan laju dosis neutron eepat menggunakantally dengan jenis F4:N, sedangkan untuk perhi­tungan laju dosis foton menggunakan tally jenis F4:Pdan untuk perhitungan arus neutron menggunakanFI:N. Pada umumnya, penggunaan tally F4digunakan untuk menghitung fluks rerata yangmelewati suatu volume geometri sedangkan untuk

Prosiding Pertemuan dan Presentasi llmiah - Penelitian Dasar llmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 juni 2014

172 ISSN 0216 - 3128 M. lima Muslih A,S. T. ,dkk

menghitung fluks yang melewati suatu permukaandigunakan tally F2. Namun dalam penggunaanpraktis, F4 lebih tleksibel untuk digunakan karenadapat mendefinisikan bagian yang berbeda yangdibatasi permukaan yang sarna.

Seperti yang disinggung dalam paragraf sebe­lumnya, F4 digunakan dalam tiga tujuan perhitunganyang berbeda. Tetapi dalam MCNP tidak diijinkanpenggunaan jenis tally yang sarna dalam sekaliperhitungan. Oleh karena itu, perlu ditambahkanindeks untuk membedakan masing-masing perhit­ungan tersebut. Indeks tersebut diletakkan antarahuruf F dengan n (nomor tally). Dalam penelitian iniF4:N digunakan untuk perhitungan fluks neutron,FI4:N untuk perhitungan laju dosis neutron eepat,dan F24:P untuk perhitungan laju dosis gamma.

Hasil dari perhitungan dengan MCNP berupadata tally pada volume geometri yang ditentukan,namun karena penghitungan terse but berdasarkanjumlah partikel per em2 dan tidak sesuai dengansatuan pada kriteria yang ditetapkan IAEA, makaterlebih dahulu harus dilakukan konversi daya ke lajufisi, sebagai berikut:

5 Cf/S) ( 1MeV )( 1fisi )(10 W) -W 1.602 x 10-13 200 MeV

fisi3,121 x 1015_ s

Faktor-faktor ini akan digunakan untuk mengkonversitally-tally input file dalam suatu card khusus (fmcard).

Terkait perhitungan dosis berdasarkan energiyang dilepaskan oleh berkas radiasi neutron danfoton gamma terhadap material, aeuan yang diguna­kan adalah Tabel kerma coefficients yangdikeluarkan dalam Dosimetry system 2002 (DS02)dari ICRU Report 63. Karena batas bawah energineutron eepat adalah 10'2 MeV, maka koefisisenkerma yang digunakan adalah pada energi diatas nilaitersebut, sedangkan untuk gamma menggunakankoeffisien kerma untuk semua rentang energi. Kodeuntuk memasukan Tabel konversi tersebut dalamMCNP adalah DEn dan DFn. DEn adalah card

mewakili energi berkas radiasi sedangkan DFnadalah koefisien kerma yang berkorelasi denganDEn.

Disamping itu, dalam perhitungan fluks neutrondiperlukan batasan untuk klasifikasi energi neutronsehingga bisa dibedakan fluks untuk neutron termal,neutron epitermal dan neutron eepat. Dalam MCNP,kita dapat memasukkan batas-batas atas dari energineutron melalui En card yang dipisah dengan spasi,karena MCNP menghitung fluks neutron dibawahbatas tersebut. Untuk penelitian ini diarnbil batas 5 x10,7, 10'2 dan 20 MeV. Artinya neutron termal beradadibawah 5 x 10,7 MeV, neutron epitermal beradapada 5 x 10,7< E<IO'2 MeV, dan neutron eepat padarentang 10,2< E< 20 MeV.

Dimana E adalah tam pang lintang makroskopik(em'l) total, Ni adalah densitas atom unsur(atom/em3) dan (Ji adalah tampang lintang mikros-

B.3. Perancangan Kolimator

Peraneangan kolimator meliputi pemilihanmaterial berdasarkan fungsinya dalarn memanipulasikeluaran serta optimasi ketebalan. Pemilihan materialdilakukan dengan mengujinya seeara langsungmelalui simulasi menggunakan MCNP. Padapengujian ini variasi dimensi diseragamkan sebagaivariabel kontrol. Setelah diperoleh material terpilih,dieva1uasi ketersediaannya di industri material.Material tersebut kemudian dioptimasi dengan variasiketebalan yang sesuai dengan jarak bebas reratamaterial uji tersebut. Sesuai yang telah dibahassebelumnya, jarak bebas rerata merupakan resiprokdari tampang lintang makroskopik. Namun, jikadiperlukan data yang lebih akurat, variasi ketebalandapat diambil pada nilai yang kurang dari jarak bebasreratanya. Pada material yang tersusun dari beberapaunsur, tarnpang lintang makroskopik dapat dihitungdengan persamaan (4.1)

Untuk menghasilkan daya sebesar 100 kW diperlukan3,121 x 1015fisijdetik. Dengan mengetahui laju fisitersebut, maka faktor normalisasi untuk setiap tallydapat ditentukan berdasarkan berkas radiasinya.Faktor normalisasi untuk neutron adalah sebagaiberikut

( fiSi) (2.42n)3,121 x 1015_S- fisi = 7,553 x 1015 njs

Nilai ini akan dipakai pada perhitungan fluks neutron(F4:N) dan perhitungan laju dosis neutron (FI4:N),sedangkan faktor normalisasi untuk foton gammaadalah sebagai berikut

Nilai ini akan dipakai pada perhitungan laju dosisgamma (F24:P). Pada perhitungan arus neutron (Fl :N)perlu dibagi dengan luas termal keluaran neutron padakolimator. Dalarn penelitian ini telah ditetapkanbahwa ujung aperture berdiameter 2 em, sehinggafaktor normalisasi menjadi

15~ 15 _n_7.553 x 10 s = 2.405 x 10 cm2• srr(1cm)2

L = l:r=l Ni(Ji

Ni = wfi e:A),

(18)

(19)

Prosiding Pertemuan dan Presentasi !lmiah - Penelitian Dasar !lmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sain5 dan Teknologi Akselerator - SATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

M. l/ma Muslih A,S. T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 173

kopiknya (em2). Densitas atom dihitung dengan

menggunakan persamaan (4.2) dimana adalahfraksi berat, adalah densitas eampuran (glem3),

adalah masa molekul relatif (gram/mol), danadalah bilangan avogadro yang nilainya 6,02 x 1023

atom/mol. Untuk sinar gamma, tam pang lintangmakroskopik total setara dengan koeffisien attenuasi11 • Bagian kolimator yang dioptimasi ditunjukkanpada Gambar 10.

Gambar 10. Sketsa dasar bagian kolimator yangakan dioptimasi dalam proses peraneang­annya.

I. Dinding KolimatorSeperti telah dijelaskan pada Bab II bahwa Ni

adalah material yang lebih baik dibandingkan denganPb, Bi, dan PbF2 hingga ketebalan 6,5 em. Meskipunbegitu, dalam pengujian tersebut jari-jari port yangdigunakan untuk melewatkan reaktor memilki jari­jari yang lebih besar dari beam port dalam penelitianini, sehingga tidak bisa disamakan. Beam port yangdikaji hanya memiliki jari-jari maksimum 9,5 emsehingga untuk ketebalan 6,5 em hanya menyisakanlubang dengan jari-jari 3 em. Oleh karena itu perludilakukan uji masing-masing material untuk diban­dingkan kemampuannya sebagai reflektor neutronepitermal yang baik. Material diuji untuk setiapketebalan 0,5 em untuk memperoleh data yangakurat. Kemudian material terpilih diajukan ke pihakmanufacturing untuk ditinjau ketersediaannya dandioptimasi ketebalannya.

2. Moderator

Karena fungsi dari bagian ini adalah untukmenurunkan energi neutron eepat ke energi neutrontermal, maka parameter yang dilihat saat optimasiadalah (laju dosis neutron eepat per fluks

neutron termal). Selain itu, fluks neutron epitermaljuga harus tetap dievaluasi karena panambahanbagian ini juga akan mengurangi nilai ini. Diha­rapkan hasil optimasi yang diperoleh adalah nilai

yang minimum namun fluks neutron epi­

termal masih di atas batas yang disarankan.Seperti pada bagian kolimator, tahapan pertama

dalam pengujian ini adalah membandingkan materialrekomendasi untuk dipilih yang paling bagus dalammemoderasi neutron cepat. Material terpilih kemu­dian ditinjau ketersediaannya dan diuji kembali untukmemperoleh ketebalan optimal dengan variasi sesuai

jarak bebas reratanya atau kurang dari itu. Untukalumunium, jarak bebas reratanya adalah 5 em.Tetapi agar diperoleh hasil yang akurat, variasi yangdiambil adalah I em.

3. Filter

Bagian ini mempunyai peran yang pentingdalam menyerap neutron eepat serta neutron termal.Meskipun begitu material yang disarankan bukanmerupakan bahan yang mudah untuk diperoleh dalamindustri material, sehingga optimasi untuk filter tidakdilakukan dan hasil akhimya berupa kolimator tanpafilter.

4. Perisai gammaBagian ini berfungsi untuk menghalangi sinar

gamma, oleh karena itu dipilih material yangmempunyai densitas tinggi. Material yang direko­mendasikan adalah Pb dan Bi. Pb mempunyaikoefisien attenuasi yang lebih besar dibandingkan Bi.Meskipun begitu, Bi dapat melewatkan neutronepitermallebih baik dibandingkan dengan Pb. Tetapi,Material Pb lebih mudah untuk diperoleh sehinggadiputuskan untuk menggunakan Pb sebagai perisaigamma.

Pb mempunyai jarak bebas rerata sekitar 1,5em. Namun, optimasi penelitian ini menggunakanvariasi 0,5 em karena mempertimbangkan pengu­rangan neutron yang terjadi.

5. ApertureAperture adalah bagian kolimator yang menge­

rueut pada bagian ujung untuk memusatkan berkasradiasi. Diameter ujung yang dipilih adalah 2 emsesuai tujuannya untuk uji in vivo dengan organismeuji tikus. Setiap pengujian pada bagian sebelumnya,selalu dilakukan pengukuran pada ujung aperture ini,sehingga keluarannya merupakan keluaran yangditerima langsung oleh organisme uji.

Desain kolimator dimulai dari pengujian din­ding kolimator. Pada tahap ini, semua material idealyang disarankan (Pb, Bi, PbF2 dan Ni) disimulasikanuntuk memperoleh material dengan sifat terbaikdalam mempertahankan fluks neutron epitermal.Material ideal tersebut kemudian digantikan denganmaterial non-ideal yang tersedia di pasaran industrimaterial sesuai rekomendasi pihak manufacturing.Material tersebut disimulasikan kembali denganvariasi ketebalan 0,5 em hingga tereapai nilai fluksneutron termal maksimum. Untuk setiap penambahanketebalan dinding kolimator, berarti pengurangandiameter dalam dari lubang kolimator. Setelah fluksneutron epitermal maksimum tereapai, langkahselanjutnya adalah mensimulasikan bahan moderatorideal (AI, A1203, dan AIF3) dengan variasi ketebalan5 em karena jarak be bas rerata dari material tersebutadalah sekitar itu. Material dengan sifat memoderasi

paling baik dipilih sesuai ketersediaannya untukdisimulasikan kembali dengan variasi ketebalan yang

Prosiding Pertemuan dan Presentasi !lmiah - Penelitian Dasar !lmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta.10-11Juni2014

174 ISSN 0216 - 3128 M. J1ma Mus/ih A,S. T. ,dkk

HASIL DAN PEMBAHASAN

Gambar 11. Dimensi beam port tembus.

Neutron berasal dari teras reaktor pada bagianpaling kiri dan akan keluar di ujung beam port bagian

lebih kecil untuk memperoleh data yang presisi. Daridata tersebut kemudian ditentukan ketebalan opti­mum yang mempertimbangkan Dr /<l>epi dan f1uksneutron epitermal. Setelah itu, simulasi dilanjutkandengan penambahan Pb di ujung kolimator. Para­meter yang dievaluasi adalah Dj/<l>ep;. Seperti padamoderator penambahan ketebalan Pb juga memper­timbangkan pengaruhnya terhadap pengurangan fluksneutron epitermal. Langkah terakhir adalah menge­valuasi tluks neutron di sekitar lubang aperture. Jikadiperlukan, bisa ditambahkan Boral yang bahanutamanya adalah Boron dan Alumunium dimanaAlumunium dapat memoderasi neutron cepat denganbaik dan boron dapat menyerap neutron termal hasilmoderasi alumunium.

A. Validasi Model Reaktor Kartini

Validasi model reaktor kartini meliputikritikalitas dan tluks neutron total pada beberapa ringbahan bakar dalam inti reaktor. Hasil simulasi

menunjukkan bahwa keff model Reaktor Kartiniadalah 1,0008 ±0.0007. Hasil ini cukup dekat dengannilai kritikalitas yang diharapkan yaitu 1,000 +0,0 IO.Fluks neutron pada bahan bakar di Ring B, Ring Cdan Ring 0 model reaktor masing-masing adalah1,52 x 1012,1,37 x 1012, dan 1,27 x 1012 n.cm·2.s·l,sedangkan pada kondisi sebenarnya, fluks yangterukur adalah 1,78 x JOI2, 1,56 x JOI2 'dan 1,14 x

1012n.cm·2.s·I[l5]. Penyimpangan nilai ini disebabkanoleh beberapa faktor diantaranya adalah kondisisebenarnya yang tidak ideal, beberapa geometrimodel bagian reaktor tidak persis sama dan kesalahanpada perhitungan faktor multiplikasi yang tidakmewakili kondisi sebenarnya. Meskipun begitu,model ini masih bisa digunakan sebagai pendekatandalam perancangan kolimator.

B. Perancangan kolimator pada beam porttembus

Sebelum ditambahkan kolimator, beam porttembus hanya berupa lubang kosong yang disumbatoleh kayu pada bagian luar dan Alumunium padabagian dalam. Ketika sumbat terse but dilepas, makalubang beam port kosong mempunyai dimensi sepertiyang ditunjukkan pada Gambar II.

J~IW !

~'

!

I .~ ~~'\ •• fJl...I' ""' .. 1'1:". -» •••• 1 •••••.

.::1

I

'~Iu.

•• :~ \1.'•••. 1';" •••_ ••.. _ ' ••

eno.-I)(

E :~.~~ 0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5 5.s I

'Q. -5 ~----------eO. Tebal dinding kolimator (em)

B.1. Dinding Kolimator

Semua bahan yang direkomendasikan sebagairetlektor diuji dengan simulasi menggunakan MCN?Hasil simulasi dengan variasi ketebalan 0,5 emberbagai bahan uji ditunjukkan pada Gambar 5.2.

•• Pb II Bi &. PbF2 ANi

Gambar 13. Tampang lintang hamburan 58Ni[9J.

Gambar 12. Fluks neutron epitermal Vs Tebaldinding kolimator berbagai bahan.

2, yakni bagian paling kanan. Sehingga pengukuranparameter uji dilakukan pada permukaan ujungbagian 2 beam port. Di dalam lubang bagian 2tersebut akan ditambahkan material tertentu sebagaibagian dari kolimator sedemikian sehingga keluaranyang dihasilkan sesuai dengan persyaratan IAEA.

Gambar tersebut menunjukkan bahwa materialyang memiliki kemampuan untuk mempertahankanneutron yang paling baik adalah Nikel. Fluks neutrontermal semakin meningkat hingga ketebalan 3 em.Artinya semakin tebal dinding kolimator Ni semakinbanyak juga jumlah neutron yang mengalami retlek­si. Peningkatan ini disebabkan adanya pergeseranenergi neutron dari neutron cepat menjadi neutronepitermal. Pada ketebalan selanjutnya, tluks neutron

.epitermal justru semakin turun. Hal ini karenaketebalan dinding kolimator yang lebih besar mem­buat diameter dalam dari kolimator semakin kecil

sehingga terjadi semakin banyak tumbukan antaraneutron dengan dinding kolimator dan menyebabkanpergeseran energi neutron yang semakin besar hinggamelawati daerah epitcrmal menuju daerah termal.

019 I'm (B.agiaI'l2)

117

~

~ul 1015 (Oogion II

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah - Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta. 10-11 juni 2014

M. Ilma Muslih A,S. T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 175

B.2. Moderator

Berikut disajikan grafik hasil uji beberapamaterial moderator.

Gambar tersebut adalah distribusi tam panglintang hamburan untuk berbagai energi pada 58Ni.Isotop ini mempunyai presentase yang paling besardalam nikel alam yakni sekitar 80 % sedangkansisanya (6~i) hanya sekitar 20 %. Dalam grafikterse but tampak bahwa pada wilayah energi epiter­mal, tam pang lintang hamburannya adalah sekitar 20hingga 30 barn. Sebagai perbandingan Pb dan Bimasing-masing mempunyai tampang lintang hambur­an 9 hingga 13 barn[4.9]. Hal inilah yang menjelaskankenapa Nikellebih baik dari pada bahan uji lain.

Pada kenyataanya, Nikel dengan kandungan100 % sulit untuk ditemukan dalam pasar industrimaterial. Sebagai pendekatan dipilih Nikel dengankemurnian 95 %. Hal ini memungkinkn terjadipergeseran titik optimasi sehingga perlu dilakukansimulasi kembali untuk mengujinya.

'"b.-tX

'0.QJe

:;::."C

5 .-.- - -.-.- ..---.-------.--

4

3

2

1o

I-1 $ ---15. J 5

Tebal (em)

+AI .AIF3 AAI2034

~3... x

E2

v•...•. 1.se~

0-1

Gambar 14. Fluks neutron epitermal Vs Tebaldinding Ni 95%.

Hasil simulasi pada Gambar 14. menunjukkan bahwatitik puneak optimasi bergeser menjadi 1,5 em. Halini karena beberapa unsur bahan pengotor (5%) yangterkandung dalam eampuran Nikel tersebut mempu­nyai tampang lintang serapan yang lebih besar dariNikel, seperti yang ditunjukkan pada Tabel 5

Tabel 5. Persentase eampuran Ni 95% besertatampang lintang serapannya.

Unsur Persentasecr. barnNi

954,619Mn

1,513,4118Fe

12,585Si

0,50,1691Cu

I4,4678C

0,50,0034Ti

0,517,294

Sumber.

Berdasarkan tabel tersebut, tampak bahwa un­sur Mn dan Ti mempunyai tampang lintang serapanyang lebih tinggi dari Nikel. Unsur inilah yangmenyebabkan fluks neutron berkurang dan titikoptimasi bergeser ke ketebalan yang lebih keeil.

Gambar 15. df/<I>epiVs Tebal Moderator berbagaibahan.

Dari grafik tersebut tampak bahwa ketiga bahantersebut mempunyai pola yang sangat sarna. AI,Alz03, dan A1F3 mempunyai keeenderungan yanghampir sarna karena unsur pokok penyusunnya sama­sama didominasi oleh AI. Komponen neutron eepatterus menurun hingga pada ketebalan tertentu dannaik kembali setelah kedalaman tertentu. Hal ini

karena pad a awalnya neutron eepat termoderasimenjadi neutron epitermal sehingga menambah fluksepitermal yang artinya memperkeeil pembilang danmemperbesar penyebut parameter ini, sehinggamenyebabkan parameter ini semakin keeil. Padapenambahan ketebalan selanjutnya, spektrum energineutron telah berada pada daerah epitermal dan terustermoderasi menuju daerah termal. Artinya fluksneutron epitermal akan semakin berkurang danpenyebut dari parameter tersebut juga akan semakin

keeil. Hal ini menyebabkan Dtf¢.Jepi semakin naikkembali. Dari ketiga bahan tersebut, yang paling baik

adalah Al karena mampu menurunkan Dtf<I>epi

hingga pada titik terendahnya dengan eepat hinggapada ketebalan 20 em, tetapi tidak menaikkan para­meter ini secara signifikan pada ketebalan selanjut­nya. Karena faktor ketersediaan, sebagai pendekatandipilih Al dengan kode manufacture 1350 dankemurnian 99.5 %. Pengotornya antara lain Si 0,1 %,Fe 0,4 %, Cu 0,05%, Mn 0,0 I %, Ti 0,01 %, Ga 0,03%, V 0,01 %, Zn 0,05 %, B 0,05%. Karenamelibatkan dua parameter yang dioptimasi, makadata lebih mudah untuk dianalisis dalam bentuk

Tabel sebagai berikut.

Prosiding Pertemuan dan Presentasi IImiah - Penelitian Dasar IImu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta. 10-11 Juni 2014

176 ISSN 0216 - 3128 M. I/ma Mus/ih A,S. T. ,dkk

Tabel6. Hasil simulasi moderator Al 1350 (95%)

Tebal (em)

¢epi x 109Dr/¢ePi x 10-13

(nlem2.s)

(Gy-em2/n)

5

1,16 311

61,5 259

70,772 453

8

1,96 147

9

1,47 I I I

10

1,07 199

II

0,532 556

12

0,846 342

13

0,1 I900

14

0,28 84,5

15

0,577 7,1

16

0,249 24,7

17

0,243 163

18

0,299 100

19

0,203 453

20

0,196 98,3

Berdasarkan Tabel tersebut tebal optimal beradapada 15 em dengan fluks neutron epitermal 5,57 x

108 nlem2.s dan Dr/¢epi = 7,1 x 10.13 Gy-em2/n.Fluks neutron turun hingga di bawah batas yangditentukan IAEA. Meskipun begitu, nilai ini masihdapat digunakan karena masih berada diatas 5 x 108nlem2.s.

B.3. Perisai gammaUntuk menekan dosis gamma, ditambahkan

material Pb di ujung kolimator. Pb mempunyai jarakbebas rerata 1,5 em. namun untuk mendapatkanperubahan yang lebih akurat dipilih variasi 0,5 emkarena panambahan ini juga mempengaruhi fluksneutron termal meskipun sedikit. Berikut Tabel hasilsimulasi dengan penambahan Pb.Tabel 7. Hasil simulasi dengan penambahan perisai

gamma Pb

Tebal (em)

¢epi x 109Dy/¢epi x 10-13

(nlem2.s)

(Gy-em2/n)

°0,557 151

0,5

0,506 14,4

I

0,405 1,16

1,5

0,402 1,16

Penambahan Pb pada ketebalan 1 em menu­runkan fluks neutron epitermal hingga di bawah batasyang dapat digunakan. Namun, mengurangi dosis

gama seeara signifikan. Pada ketebalan selanjutnya,fluks neutron epitermal semakin rendah namunhampir tidak berpengaruh terhadap komponengamma. Akhirnya optimasi yang dipilih adalah padaketebalan I em. Pada ketebalan ini fluks neutron

epiterma\ berada di bawah batas yang ditentukanIAEA (4,05 x 108 n/em2.s), tetapi dalam hal inikualitas keluaran radiasi lebih diutamakan dari pad aflllks yang diblltllhkan. KlIalitas radiasi yangdihasilkan pada ketebalan tersebut sudah memenuhikriteria IAEA untuk BNCT yaitu I, I6 x 10·13 Gy­em2/n, sedangkan yang disyaratkan adalah kurangdari 2 x 10.13 Gy-em2/n.

B.4. Aspek keselamatan

Pada bagian ini ditambahkan material Boral disekeliling lubang aperture untuk mengurangi fluksneutron yang keluar selain dari lubang aperture. Hasilsimulasi untuk penambahan Boral disajikan dalamTabel 8.

Tabel 8. Fluks neutron lingkungan setelah ditambahkan Boral (n/em2.s)

TebalTermalEpiterm

Cepat(em)( 105)

al( 105)

Total

( 105)0,5

2,5382,1120205

1

1.3258.8147207

1.5

0,91198,4140240

2

0,82186,4123211

Tabel 9. Fluks neutron pada lubang aperture setelahditambahkan Boral

¢epi xl09Dr/¢epiDy / ¢epi

Tebal

x 10-13x 10-13(em) (n/cm2.s)(Gy-cm2/n)(Gy-cm2/n)

0,5

0,512 2,581,20

I

0,506 2,491,17

1,5

0,503 2,171,16

2

0,482 2,268,14

Berdasarkan data dari kedua Tabel tersebut

tampak bahwa penambahan Boral mempengaruhifluks neutron di sekeliling lubang aperture, terutamauntuk neutron term a!. Tetapi penambahan ini jugamempengaruhi fluks neutron yang ada pada lubangaperture. Pada penambahan boral setebal 0,5 em,fluks neutron epitermallebih besar jika dibandingkansaat belum ditambahkan. Hal ini karena mendapatkontribusi dari hamburan neutron dari material boral

Prosiding Pertemuan dan Presentasi I1miah - Penelitian Dasar I1muPengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 Juni 2014

M. lima Muslih A,S. T. ,dkk. ISSN 0216 - 3128 177

Gambar 16. Kolimator hasil optimasi pada beamport tembus.

] ... JEij}-l!:::•.•

disekeliling lubang aperture. Pada penambahanselanjutnya, fluks neutron epitermal semakin turunkarena neutron epitennal yang arah nya tidak paraleldengan sumbu kolimator terserap oleh material disekeliling aperture. Tebal yang dipilih adalah pada1,5 em karena pada ketebalan tersebut fluks neutronepitermal masih dalam batas yang digunakansedangkan komponen neutron eepat dan komponengamma meneapai minimum.

Fluks neutron lingkungan masih dianggapeukup tinggi, sehingga dalam penerapan nantinyadiperlukan mekanisme proteksi radiasi bagi pekerjaradiasi. Disamping itu harus dilakukan studi lebihlanjut untuk menurunkan fluks neutron tersebut agarorgan sehat di sekitar titik uji, tidak ikut terpaparradiasi.

Keluaran akhir neutron berdasarkan optimasiyang telah dilakukan ditunjukkan pada Tabel 10.

lebih baik dibandingkan beberapa fasilitas BNCTdidunia.

Tabel

11.

fasilitas BNCT [17]_.-u...= ...•Iim!I!~~, ~-~ ••••• .."...~~~,

-',? "Y- .". -..,~,,,, ••••• - .",,---~.....--~I-~PC'tleR [spoo 1•••.llu(h" Owkoe

EC.Nl

Jlwnd•.•.......,.•..'-T.iw,n

"0.2SO.16/0,S1,.lS1,2/2.0

).1.0

0."1,2C.CiS0..1.71.01- 0.110.120,])<OJ',11."

0."6

0.•••...O.2~0 ••0,71

<1.0

4.740.9NIAles)1.'J5

:.;o.:!=_~ --. .cl.010.2).,'.714.9UI.'~;"~""") :;.:-- .

"14"""14~~J

KESIMPULAN DAN SARAN

Desain kolimator optimal pada beam porttern bus Reaktor Kartini untuk BNCT yang penguji­anya dilakukan seeara sekuensial dan independenuntuk masing-masing bagian kolimator adalahsebagai berikut.

I. Dinding kolimator dengan bahan Ni setebal1,5 em dan aperture 2 em,

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

3. Perisai gamma dengan bahan Pb setebal 1em,

4. Boron-Alumunium (Boral) seteball,5 em.

Keluaran berkas radiasi dari desain tersebut ditunjuk­kan dalam lima parameter berikut

I. Fluks neutron epitennal 5,03 x 108 nlem2.s2. Laju dosis neutron eepat per fluks neutron

epitermal 2,17 x 10-13 Gy-em2/n3. Laju dosis gamma per fluks neutron

epitermal 1,16 x 10-13 Gy-em2/n4. Rasio antara fluks tennal dan epitennal

0,1205. Rasio antara arus neutron dan f1uks neutron

total 0,835Parameter keluaran dari desain ini tidak sepe­

nuhnya memenuhi kriteria yang ditentukan IAEA.Namun jika dibandingkan fasilitas BNCT lain didunia, desain ini masih layak untuk digunakan.

Untuk memperoleh hasil yang lebih baik, makapenulis memiliki saran untuk penelitian selanjutnya.

I. Kerueut kolimator diperpanjang untukmengurangi fluks netron terhambur yangbukan berasal dari teras reaktor.

2. Ditambahkan Litium atau bahan yangmengandung Boron disekeliling lubangaperture untuk menyerap neutron yangboeor ke lingkungan

3. Untuk menekan fluks neutron termal denganlebih rendah, diperlukan material yangmenyerap neutron pada rentang energi

diasi hasilberkTabellO. Kel - - ----- --------

RekomenParameterNilai

dasi IAEA

5,03 x 1082,17 x 10·\31,16 x 10-13

0,1200,835

Ada tiga parameter yang belum tereapai sesuairekomendasi IAEA. Pertama adalah t1uks neutron

epitennal. Fluks neutron epitermal yang tereapaiadalah 5,03 x 108 nlem2.s. Meskipun belummeneapai kriteria, hasil tersebut masih layak untukdigunakan karena lebih dari 5 x 108 n/em2.s. Keduaadalah komponen neutron eepat. Komponen neutroneepat yang tereapai adalah 2,17 x 10·13Gy-em2/n.

Parameter ini sudah eukup dekat dengan kriteria.Ketiga adalah komponen neutron tennai. Parameterini masih eukupjauh dengan aeuan yaitu 0,120.

Meskipun desain ini belum sempuma, beberapaparameter kualitas radiasi yang dikeluarkan masih

Prosiding Pertemuan dan Presentasi !lmiah - Penelitian Dasar !lmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - BATAN

Yogyakarta, 10-11 juni 2014

/78 ISSN 02]6 - 3128 M. J/ma Muslih A,S. T. ,dkk

tersebut namun melewatkan neutron padarentang energi epitermal seperti 6~i.

DAFT AR PUST AKA

1. Wolfgang Sauerwein dan Ray Moss. Require­ment for Boron Neutron Capture Therapy(BNCT) at a Nuclear Research Reactor. TheEuropean BNCT Project, Belanda, 2009.

2. Nina Fauziah. A conceptual Design of NeutronCollimator in Thermal Column of Kartini

Research Reactor for Boron Neutron CaptureTherapy. Skripsi, Jurusan Teknik Fisika,Universitas Gadjah Mada, Yogyakarta, 2009.

3. Widarto. Analisis Dan Penentuan DistribusiFluks Neutron Saluran Tembus Radial UntukPendayagunaan Reaktor Kartini. Laporanpenelitian, Lembaga Ilmu PengetahuanIndonesia, Jakarta, 2002.

4. Current Status of Neutron Capture Therapy.Dokumen teknis, International Atomic EnergyAgency,Wina, 2001.

5. Gritzay, Kalchenko, Klimova, Razbudey,Sanzhur, dan Binneyvier. Monte-Carlocalculations for the development of a BNCTneutron source at the Kyiv ResearchReactor.Laporan penelitian, Elsevier, Amster­dam, 2004.

6. Katarzyna Tyminska. Filter/moderator systemfor a BNCT beam of epithermal neutrons atnuclear reactor MARIA. Laporan penelitian,Institute of Atomic Energy. Swierk-Otwock,2009.

7. N. Soppera, E. Dupont, and M. Bossant. Java­based Nuclear InformationSoftware: Book ofNeutron-induced Cross-sections. A technical

document, Nuclear Energy Agency, Issy-Ies­Moulineaux,2012.

8. Nicoletta Protti. The efficacy of Boron NeutronCapture Therapy on small animal models.Desertasi, University of Pavia, Pavia, 2012.

9. Media Nuklir. Interaksi neutron. Diakses dari

medianuklir.fi1es. wordpress.com/20 I 0/08/interaksi-neutron.pdf,5 Agustus 2013.

10. Dwi Wahyuningsih. Simulasi PengukuranDistribusi Dosis Serapan Pada BrachytherapyPayudara Menggunakan Mcnp5 Dengan Model

Seed Advantage TMI03Pd. Skripsi, UniversitasSebelas Maret, Surakarta, 2012.

II. European Centre of Technological Safety .Interaction of Radiation with Matter. Diakses

dari http://www.tesec-int.orglTechHaz­site%2008/Radiation-interaction.pdf.,29 Mei2013

12. Interaksi Radiasi Dengan Tubuh. Dokumenteknis, Insprektur Pratama, Jakarta, 2005.

13. Thomas E. Booth, John T. Goorley, AvneetSood, 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. ArthurForster, Elizabeth C. Selcow, and Teresa L.Roberts. MCNP-A General Monte Carlo N­Particle Transport Code, Version 5, Volume I:Overview and Theory. A technical document,LA-UR-03-1987, Los Alamos NationalLaboratory, New Mexico, 2003.

14. Arie Yusman Windiasari, Widarto dan YusmanWiyatmo. "Penentuan Karakteristik DistribusiRapat Daya Teras Reaktor Kartini" . ProsidingSeminar Nasional ke-17 Teknologi danKeselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, hal.195-205, Yogyakarta, I Oktober 20 II.

15. Thomas E. Booth, John T. Goorley, AvneetSood, 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. ArthurForster. Elizabeth C. Selcow, and Teresa L.Roberts. MCNP-A General Monte Carlo N­

Particle Transport Code, Version 5, Volume II:Overview and Theory. A technical document,LA-CP-03-0245, Los Alamos NationalLaboratory, New Mexico, 2003.

16. Introduction to the BNCT facility at the THOR.Dokumen teknis, Hsin-chu, 20 IO.

17. World U. S. Department of Commerce. X-rayMass AttenuationCoefficient. Diakses dari

http://physics.nist. gov/PhysRefDatalXray MassCoeflElemTab/z83.html,20 Mei 2013.

18. Sandvick. Nominal Composition Alloy.

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

Prosiding Pertemuan dan Presentasi llmiah - Penelitian Dasar llmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2014Pusat Sains dan Teknologi Akselerator - SATAN

Yogyakarta. 10-11 juni 2014