Laporkan Masalah

Optimasi Material Target Pada Beam Shaping Assembly Untuk Boron Neutron Capture Therapy Menggunakan Program PHITS

RAKA RACHMANSYAH, Prof. Ir. Yohannes Sardjono, APU; Dr. Ir. Andang Widi Harto, M.T.

2022 | Skripsi | S1 TEKNIK NUKLIR

Kanker adalah penyebab utama kedua kematian secara global. Modalitas pengobatan utama dalam mengobati kanker adalah operasi, kemoterapi dan radioterapi. BNCT menggunakan boron-10 yang dimasukkan ke dalam tubuh yaitu pada jaringan kanker dan selanjutnya diiradiasi dengan neutron dengan energi rendah. Penelitian ini bertujuan untuk untuk mendapatkan desain BSA dengan material target neutron optimal yang memiliki keluaran berkas neutron memenuhi standar ketentuan IAEA. Pada penelitian ini, pemodelan BSA dilakukan dengan simulasi menggunakan program PHITS. Sumber proton diasumsikan menggunakan keluaran dari siklotron yang bekerja pada daya 30 MeV dan arus 2 mA. Variasi material target neutron yang digunakan ada berilium-9, litium-7, tungsten-184, dan tantalum-181. Hasil yang didapatkan dari penelitian ini adalah litium merupakan target neutron yang optimal pada desain BSA ini dengan fluks neutron epitermal sebesar 1,53 x 109 n.cm-2.s-1, rasio fluks neutron termal per fluks neutron epitermal sebesar 6,413 x 10-2, laju dosis neutron cepat terhadap fluks neutron epitermal sebesar 2,56 x 10-14 Gy.cm2.n-1, laju dosis gamma terhadap fluks neutron epitermal sebesar 1,25 x 10-14 Gy.cm2.n-1, dan rasio arus neutron per fluks neutron total 0,82. Hasil ini sudah memenuhi seluruh kriteria IAEA kecuali untuk rasio fluks neutron termal per fluks neutron epitermalnya.

Cancer is the second leading cause of death globally. The main treatment modalities in treating cancer are surgery, chemotherapy and radiotherapy. BNCT uses boron-10 which will be inserted into the body, namely in cancer tissue and then irradiated with low-energy neutrons. This study aims to obtain a BSA design with an optimal neutron target material that has a neutron beam output that meets IAEA standards. In this study, BSA modelling is done by simulation using PHITS program. The proton source is assumed to use the output from a cyclotron operating ata aa power of 30 MeV and a current of 2 mA. Variations of neutron target materials used are beryllium-9, lithium-7, wolfram-184, and tantalum-181. The results obtained from this study are that lithium is the optimal neutron target in this BSA design with an epithermal neutron flux of 1.53 x 109 n.cm-2.s-1, a ratio of thermal neutron flux per epithermal neutron flux of 6.413 x 10-2, the fast neutron dose rate to the epithermal neutron flux is 2.56 x 10-14 Gy.cm2.n-1, the gamma dose rate to the epithermal neutron flux is 1.25 x 10-14 Gy.cm2.n-1, and the ratio of neutron current per total neutron flux is 0.55. These results have met all the IAEA criteria except for the ratio of thermal neutron flux per epithermal neutron flux.

Kata Kunci : BNCT, IAEA, BSA, PHITS

  1. S1-2022-367528-abstract.pdf  
  2. S1-2022-367528-bibliography.pdf  
  3. S1-2022-367528-tableofcontent.pdf  
  4. S1-2022-367528-title.pdf