Perpustakaan Digital ITB

Telah dilakukan karakterisasi berkas neutron keluaran enam tabung berkas reaktor RSG-GAS sebagai sumber neutron untuk uji in-vitro BNCT. Karakterisasi dilakukan secara simulasi menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNP dan PHITS. Simulasi dilakukan dengan memodelkan geometri dan material reaktor RSG-GAS dan sumber radiasi yang berasal dari reaksi fisi di dalam teras reaktor dengan 40 bundel bahan bakar tipe U3Si2Al kadar 235U 19,75%. Fluks neutron dan gamma hasil reaksi fisi disimulasikan dari teras reaktor hingga enam ujung tabung berkas yaitu S1, S2, S3, S4, S5, S6 dengan panjang 400 cm dan diameter 30 cm. Hasil simulasi menunjukkan berkas tertinggi untuk tabung berkas tipe radial adalah di S5 dengan fluks neutron termal 1,93?1010 cm-2s-1, neutron epitermal 8,41?109 cm-2s-1, neutron cepat 1,64?1010 cm-2s-1, dan dosis gamma 1680 Sv/j. Sedangkan berkas tertinggi pada tabung berkas tipe tangensial adalah di S2 dengan fluks neutron termal 6,41?109 cm-2s-1, neutron epitermal 1,37?109 cm-2s-1, neutron cepat 1,39?109 cm-2s-1, dan dosis gamma 96 Sv/j. Modifikasi berkas untuk uji in-vitro BNCT telah didesain BSA menggunakan material Bi 10 cm sebagai filter gamma, Al 45 cm sebagai filter neutron cepat, Al 1 cm sebagai reflektor, Pb sebagai apertur gamma dan LiF sebagai perisai neutron. Desain BSA tersebut mampu menurunkan fluks neutron cepat menjadi 10-3 kali, dosis gamma menjadi 10-3 kali, fluks neutron termal dan epitermal menjadi 10-2 kali. Penempatan BSA pada tabung berkas dengan neutron cepat terendah (S6) untuk uji in-vitro microtube yang berisi larutan boron (10B 90%) konsentrasi 1 ppm dihasilkan dosis alfa 7,2?10-5 Gy/s, dosis 7Li 3,4?10-5 Gy/s, dosis proton 5,8?10-5 Gy/s, dosis gamma 7,3?10-7 Gy/s.