Analisis Distribusi Fluks Neutron Dan Laju Dosis Sinar Gamma Pada Kolom Termal Reaktor Kartini Untuk Boron Neutron Capture Therapy (Bnct) Dengan Software Phits

Abstract

Dalam penelitian ini dilakukan modifikasi desain kolom termal reaktor Kartini secara komputasi menggunakan metode Monte Carlo dengan software Particle and Heavy Ion Transport Code System (PHITS). Distribusi fluks neutron dan laju dosis sinar gamma yang dihasilkan oleh reaktor ini dianalisis untuk memastikan beberapa parameter telah memenuhi ketentuan IAEA untuk keperluan BNCT. Material yang digunakan dalam simulasi ini yaitu 16 cm Al, 12 cm Pb, 15 cm Ni, dan 87 cm grafit pada modifikasi 1 dan 87 cm, 74.5 cm, dan 61.5 cm pada modifikasi 2. Energi yang digunakan yaitu sebesar 2 MeV, 2.5 MeV, dan 3 MeV. Hasil simulasi dari desain tersebut dilakukan analisis parameter fluks neutron epitemal, neutron cepat, dosis gamma, rasio antara fluks termal dan epitemal, serta rasio antara arus neutron dan fluks neutron total. Modifikasi 2 dengan energi 2 MeV dan 2.5 MeV menunjukkan modifikasi terbaik untuk simulasi kolom termal yang sesuai dengan ketentuan IAEA yaitu menghasilkan fluks neutron epitermal sebesar 1.78×109 n/cm2s dan 1.46×109 n/cm2s serta dosis gamma sebesar 1.72×10-13 Gycm2/n dan 1.91×10-13 Gycm2/n.