Zailani, Rosilatul
Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Published : 2 Documents
Articles

Found 2 Documents
Search
Journal : TRI DASA MEGA - Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir

OPTIMIZATION OF BIOLOGICAL SHIELD FOR BORON NEUTRON CAPTURE CANCER THERAPY (BNCT) AT KARTINI RESEARCH REACTOR Priambodo, Gani; Nugroho, Fahrudin; Palupi, Dwi Satya; Zailani, Rosilatul; Sardjono, Yohannes
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 19, No 3 (2017): Oktober 2017
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (821.431 KB)

Abstract

A study to optimize a model of neutron radiation shielding for BNCT facility in the irradiation room has been performed. The collimator used in this study is a predesigned collimator from earlier studies. The model includes the selection of the materials and the thickness of materials used for radiation shield. The radiation shield is required to absorb leaking radiation in order to protect workers at the threshold dose of 20 mSv/year. The considered materials were barite concrete, paraffin, stainless steel 304 and lead. The leaking neutron radiation dose rates have been determined using Monte Carlo N Particle Version Extended (MCNPX) with a radiation dose limit rate that is less than 10 µSv/hour. This dose limit is in accordance with BAPETEN regulation related the threshold dose for workers, in which the working duration is 8 hours per day and 5 days per week. It is recommended that the best model for the irradiation room has a dimension 30 cm width, 30 cm length, 30 cm height and a main layer of irradiation room shielding made from the material paraffin which is 68 cm thickness on the left side and bottom of the irradiation room, 70 cm thickness on the right side of the iradiation room, 45 cm thickness on the front of the irradiation room and 67 cm thickness on the top of the irradiation room. The additional layers of 15 cm and 10 cm thickness are used along with paraffin in order to reduce the intensity of primary radiation from piercing the beamport after two primary layers. There is no neutron radiation leakage in this model.Keywords: Radiation shielding, BNCT, MCNPX, radiation dose rate, piercing beamport. OPTIMASI PERISAI RADIASI NEUTRON FASILITAS RUANGAN IRADIASI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE CANCER THERAPY (BNCT) DENGAN SUMBER BEAMPORT TEMBUS REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan pemodelan perisai radiasi neutron untuk fasilitas Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada sekeliling ruangan iradiasi. Pemodelan mencakup pemilihan bahan dan tebal yang digunakan untuk perisai radiasi. Perisai diharuskan mampu menahan radiasi yang keluar ruangan sehingga dosis radiasi berada di bawah ambang dosis bagi pekerja radiasi sebesar 20 mSv/tahun. Bahan yang dipertimbangkan adalah beton barit, paraffin, stainless steel 304 dan timbal. Perhitungan laju dosis neutron epitermal dilakukan dengan menggunakan program Monte Carlo N Particle Version Extended (MCNPX) dengan batasan laju dosis radiasi kurang dari 10 µSv/jam, sesuai dengan peraturan Kepala BAPETEN mengenai batas ambang laju dosis pekerja radiasi, dengan asumsi perhitungan waktu kerja 8 jam per hari dan 5 hari per minggu. Desain pertama dari empat desain yang telah dibuat kemudian dipilih sebagai desain yang direkomendasikan dengan laju dosis di bawah batas ambang 10 µSv/jam. Ruangan iradiasi memiliki dimensi panjang 30 cm, lebar 30 cm dan tinggi 30 cm. Lapisan utama perisai pada desain pertama berbahan paraffin setebal 68 cm pada sisi kiri dan bawah ruangan, 70 cm pada sisi kanan ruangan, 45 cm pada sisi depan ruangan dan 67 cm pada sisi atas ruangan. Paraffin setebal 15 cm dan 10 cm ditambahkan sebagai peredam intensitas radiasi primer dari beamport tembus yang masih cukup besar.Kata Kunci: perisai radiasi, BNCT, MCNPX, laju dosis radiasi, beamport tembus.
NEUTRON AND GAMMA SPECTRUM ANALYSIS OF KARTINI RESEARCH REACTOR FOR BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) Zailani, Rosilatul; Priambodo, Gani; Sardjono, Yohannes
JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA Vol 20, No 2 (2018): JUNI 2018
Publisher : Pusat Teknologi Dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN)

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (6355.028 KB)

Abstract

MCNPX was used to design a three-dimensional model of Kartini Research Reactor (KRR) as a neutron source and performed criticality calculation. The criticality calculation of the reactor aims to obtain the neutron and gamma spectrum by simulating the fission reaction inside the reactor core. Total source histories were 105 per cycle, when the number of cycle for criticality calcutation was 1000 cycles with 60 skipped cycles. The reactor criticality according to the simulation result is 1.00179±0.00007. The total neutron flux on ring A, B, C, D, E and F inside the reactor core are respectively 6.553×1011 n/cm2s, 4.53×1012 n/cm2s, 4.167×1012 n/cm2s, 3.751×1012 n/cm2s, 2.914×1012 n/cm2s and 3.107×1012 n/cm2s. The total gamma flux is 6.956×1011 particles/cm2s, 4.838×1012 particles/cm2s, 4.398×1012 particles/cm2s, 3.962×1012 particles/cm2s, 2.953×1012 particles/cm2s and 2.013×1012 particles/cm2s, respectively for each ring. Thermal neutron fluxes recorded on the base of radial piercing beamport were 4.678×1010 n/cm2s, with the epithermal neutron flux of 5.37×109 n/cm2s and fast neutron flux of 4.17×1010 n/cm2s. The gamma flux on that side reaches 4.22×1012 particles/cm2s. On the 92-cm-ranges from the base inside radial piercing beamport, both neutron and gamma flux decrease up to 5.11×108 n/cm2s for thermal neutron flux, 4.598×106 n/cm2s for epithermal neutron flux, 2.55×107 n/cm2s for fast neutron flux and 8.214×1010 particles/cm2s for gamma flux. In conclusion, the spectrum yield from this study can be use to define the source spectrum of the simulations and optimations prior to BNCT pre-clinical trial (in vivo/in vitro test) use KRR radial piercing beamport.Keywords: BNCT, radial piercing beamport, Kartini Research Reactor, neutron spectrum, gamma spectrum ANALISIS SPEKTRUM NEUTRON DAN GAMMA UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) DI REAKTOR KARTINI. MCNPX telah digunakan untuk memodelkan bentuk 3 dimensi dari Reaktor Kartini sebagai sumber neutron dan melakukan perhitungan kekritisan. Perhitungan kekritisan reaktor bertujuan untuk mendapatkan spektrum neutron dan gamma dengan mensimulasikan reaksi fisi yang terjadi di dalam inti reaktor. Jumlah source histories adalah 105 per iterasi, dimana banyaknya iterasi yang dilakukan dalam perhitungan kritikalisasi adalah 1000 iterasi dengan jumlah iterasi yang dilewatkan adalah 60 iterasi. Nilai kekritisan reaktor sesuai dengan hasil simulasi adalah 1,00179±0,00007. Fluks neutron total pada ring A, B, C, D, E and F di dalam inti reaktor masing-masing adalah 6,553×1011 n/cm2s, 4,53×1012 n/cm2s, 4,167×1012 n/cm2s, 3,751×1012 n/cm2s, 2,914×1012 n/cm2s and 3,107×1012 n/cm2s. Total fluks gamma adalah 6,956×1011 partikel/cm2s, 4,838×1012 partikel/cm2s, 4,398×1012 partikel/cm2s, 3,962×1012 partikel/cm2s, 2,953×1012 partikel/cm2s dan 2,013×1012 partikel/cm2s, masing-masing untuk tiap ring. Fluks neutron termal hasil perekaman pada pangkal beamport tembus radial adalah 4,678×1010 n/cm2s, dengan fluks neutron epitermal sebesar 5,37×109 n/cm2s dan fluks neutron cepat sebesar of 4,17×1010 n/cm2s. Fluks gamma pada bagian tersebut mencapai 4,22×1012 partikel/cm2s. pada jarak 92 cm dari pangkal beamport tembus radial, fluks neutron dan gamma turun mencapai 5,11×108 n/cm2s untuk fluks neutron termal, 4,598×106 n/cm2s untuk fluks neutron epitermal, 2,55×107 n/cm2s untuk fluks neutron cepat dan 8,214×1010 partikel/cm2s untuk fluks gamma. Kesimpulannya, spektrum yang dihasilkan pada studi kali ini dapat digunakan untuk mendefinisikan sumber dalam simulasi dan optimasi terutama untuk keperluan uji pre-klinis (uji in vivo/ in vitro) BNCT menggunakan beamport tembus radial Reaktor Kartini. Kata kunci: BNCT, beamport tembus radial, Reaktor Kartini, spektrum neutron, spektrum gamma