(Bsa) Design Based DD Neutron Generator 2,45 Mev For Bnct

BEAM SHAPING ASSEMBLY (BSA) DESIGN BASED D-D
NEUTRON GENERATOR 2,45 MeV FOR BNCT TREATMENT
FACILITY
Oleh,
Desman Perdamaian Gulo
NIM: 642010007
TUGAS AKHIR
Diajukan kepada Program Studi Fisika, Fakultas Sains dan Matematika guna memenuhi
sebagian dari persyaratan untuk memperoleh gelar Sarjana Sains
Program Studi Fisika
FAKULTAS SAINS DAN MATEMATIKA
UNIVERSITAS KRISTEN SATYA WACANA
SALATIGA
2015
1
2
3
4
5
KATA PENGANTAR
Puji syukur penulis panjatkan ke hadirat Tuhan Yang Maha Esa atas berkat kasih
karunia dan rahmat-Nya penulis dapat menyelesaikan skripsi ini dengan baik.
Tugas akhir ini ditulis dan disusun untuk memenuhi sebagian persyaratan untuk memperoleh
gelar Sarjana Sains (S.Si) Fisika di Universitas Kristen Satya Wacana Salatiga.
Penyusunan tugas akhir ini tidak lepas dari bantuan, dukungan dan kerjasama dari
berbagai pihak. Atas segala bantuan dan dukungan tersebut, pada kesempatan ini penulis
mengucapkan terimakasih kepada :
1.
Keluarga tercinta ibu, bapak, abang-abang saya, serta seluruh keluarga yang selama ini
terus mendoakan, memberikan dukungan baik materil, semangat dan perhatian sehingga
penulis dapat menyelesaikan skripsi dengan baik.
2.
Bapak Dr. Suryasatriya Trihandaru, S.Si., M.Sc.nat. selaku dosen pembimbing utama atas
waktu, tenaga, kritik dan saran serta wejangan-wejangannya dari awal hingga akhir
sehingga skripsi ini dapat terselesaikan dengan baik.
3.
Bapak Ir. Slamet Santoso, M.Sc. selaku dosen pembimbing pendamping I yang telah
bersedia meluangkan waktu untuk memberikan saran, motivasi, dan berbagi pengalaman.
Membimbing penulis dengan penuh kesabaran selama penelitian hingga tugas akhir ini
selesai.
4.
Bapak Prof. Ir. Yohannes Sardjono, selaku dosen pembimbing pendamping II yang selalu
member semangat dan motivasi dalam menyelesaikan tulisan ini serta mengarahkannya.
5.
Seluruh Dosen FSM UKSW, khususnya Dosen Fisika dan Pendidikan Fisika: Bapak
Suryasatriya T., Bapak Andreas Setiawan, Bapak Adita Sutrisno, Ibu Diane Noviandini,
Ibu Santi, Ibu Marmi Sudarmi, Bapak Ferdi S. Rondonuwu, Bapak Wahyu H.K., Bapak
Nur Aji Wibowo, Ibu Debora Natalia S., dan Bapak Alva atas bimbingan dan ilmu yang
diberikan kepada penulis selama kuliah.
6.
Mas Tri, Mas Sigit, dan Pak Tafip selaku Laboran Fisika dan Pendidikan Fisika FSM
UKSW atas segala bantuannya selama ini. Maaf jika selama ini selalu merepotkan.
7.
Sahabat-sahabat tercinta saya yaitu teman-teman Pendidikan Fisika dan Fisika 2010,
Wahyu, David, Olik, Anisa, Nita, Galuh, Uchi, Eigche, Mariam, Lita, Dian, Erfi, Maya,
Anti, Kris, Kukuh, Eskelon, Arif, Gigih, Hafidz, Pujo, terimakasih atas segala bantuan dan
semangat yang kalian berikan.
8.
Teman-teman seperjuangan selama skripsi, Uchi, Gigih, Havidz, Galuh, Erfy, Dian, dan
Kukuh terimakasih atas segala bantuan dan semangat yang telah diberikan.
vi
9.
Teman-teman sepelayanan di PERKANTAS Salatiga Kak Lius, Kak Yuyun, Kak Deby,
Kak Eres, Kak Kris, Kak Daniel, Kak Ronald sebagai PKTBku, teman-temanku
seperjuangan, terkasih, dan terhebat PMK teners (Kezia (FKIP), Inda (FEB), Dora (FKIP),
Josua (FTeol), Manasye (FTeol), Lisa (FSM), Ratih (FTeol), Ko Dani (FTEK), Pujo
(FSM), Kriswantoro (FSM)) yang selalu mendukung dan mendoakan saya dalam suka dan
duka menjalani Tugas Akhir ini. Thank You so mach.
10. KTB HALAS Kak Ronald (FTeol), Kriswantoro (FSM), Pujo (FSM), dan Ishak (FSM)
yang sudah menjadi tempat curahan hati dalam menyelesaikan Tugas Akhir ini serta selalu
membantu dalam doa dan kata-kata motivasi.
11. AKTBku KTB HAGAI Frenky (FBS), Ebit (FSM), dan Johan (FSM) yang selalu
mendukung, mendoakan, memberi semangat dalam menyelesaikan Tugas Akhir ini dengan
baik.
12. Teman-teman kos Kauman 32, Ishak (FSM), Frenky (FBS), Ramah (FTI), Ebit (FSM),
Dexan (FIK), Andre (FSM), Willy (FEB), serta semua teman-teman kos lainnya yang tidak
dapat disebutkan satu per satu terimakasih atas dukungan dan semangat yang telah
diberikan.
13. Segenap pihak yang turut membantu dan terlibat dalam pelaksanaan penelitian dan
penyusunan tugas akhir ini.
Penulis menyadari masih banyak kekurangan dalam penulisan dan penyelesaian tugas akhir ini.
Oleh karena itu, penulis mengharapkan kritik dan saran yang bersifat membangun dari pembaca
bagi perbaikan penulis. Apabila dalam penyusunan tugas akhir ini ada kata-kata yang kurang
berkenan di hati pembaca, penulis mohon maaf yang sebesar-besarnya. Akhirnya penulis
berharap tugas akhir ini dapat bermanfaat bagi pembaca, khususnya bagi pihak-pihak yang
berkepentingan.
Salatiga, September 2015
Penulis
vii
MOTTO
“Do all things without complaining and disputing
(Philippians 2:14)”
“Be the best of the best”
viii
DAFTAR ISI
HALAMAN JUDUL .........................................................................................................
i
LEMBAR PENGESAHAN...............................................................................................
ii
PERNYATAAN TIDAK PLAGIAT................................................................................
iii
PERNYATAAN PERSETUJUAN AKSES .....................................................................
iv
PERNYATAAN KEASLIAN KARYA TULIS TUGAS AKHIR .................................
v
KATA PENGANTAR .......................................................................................................
vi
MOTTO .............................................................................................................................
viii
DAFTAR ISI ......................................................................................................................
ix
BAB I
PENDAHULUAN ............................................................................................
1
1.1 Pendahuluan................................................................................................
1
1.2 Dasar Teori .................................................................................................
2
1.3 Daftar Pustaka.............................................................................................
4
BAB II
BEAM SHAPING ASSEMBLY (BSA) DESIGN BASED D-D
NEUTRON GENERATOR 2,45 MeV FOR BNCT TREATMENT
FACILITY .......................................................................................................
6
2.1. Pendahuluan ..............................................................................................
8
2.2. Metode Penelitian ......................................................................................
9
2.3. Hasil dan Diskusi .......................................................................................
11
2.4. Kesimpulan ................................................................................................
14
2.5. Ucapan Terimakasih ..................................................................................
15
2.6. Daftar Pustaka ...........................................................................................
15
Lampiran ...........................................................................................................................
16
Surat Keterangan IJAP UNS .............................................................................
17
ix
BAB I
PENDAHULUAN
1.1
Pendahuluan
Kanker adalah tumor ganas yang tumbuh akibat pembelahan sel yang tidak normal dan tidak
terkontrol. Menurut data dunia, kasus penyakit kanker tahun 2008 mencapai 12,6 juta kasus [1].
Tahun 2012 sebaran kasus kanker yang terbanyak di dunia adalah kanker payudara mencapai 25,2
% per 100.000 jiwa[2]. Negara bagian Asia Tenggara khususnya Indonesia menempati urutan
tertinggi kasus kanker payudara yakni 18.6 per 100.000 disusul oleh Brunei dan Malaysia dengan
angka 17,9 per 100.000 dan 14,7 per 100.000[3]. Dari data statistik WHO tahun 2012, menargetkan
penyakit kanker payudara di Indonesia tahun 2030 akan meningkat sampai tujuh kali lipat[4,5].
Kanker payudara merupakan sebuah tumor yang menular yang dimulai dari tumbuhnya sel-sel
kanker di dalam payudara. Tumor ini seperti sebuah kelompok sel-sel kanker yang dapat tumbuh
dan menyebar disikitar dada. Kebanyakan kasus kanker payudara menyerang wanita[6]. Di dunia
teknologi medis, sudah dilakukan beberapa metode untuk menyembuhkan penyakit kanker.
Berikut metode yang sudah dikembangkan :
a. Pembedahan (surgery). Pembedahan merupakan pengobatan dengan menggunakan teknik
membedah daerah sekitar kanker dan kemudian mengangkat kanker tersebut. Akan tetapi,
metode ini mempunyai resiko yaitu luka bedah yang luas. Selain itu, metode pembedahan tidak
dapat diterapkan pada organ-organ vital seperti otak atau pembuluh darah utama[7,8].
b. Radioterapi (radiotherapy). Radioterapi merupakan pengobatan kanker menggunakan radiasi
ion. Radiasi ion yang digunakan adalah sinar X, dari sumber bahan cobalt dengan partikel
akselerator. Akan tetapi, kelemahan terapi ini adalah dapat memberikan iritasi pada kulit seperti
kulit menjadi merah, kering, bersisik, dan gatal[9].
c. Kemoterapi (chemotherapy). Kemoterapi merupakan metode dengan mengijeksi(suntik) jenis
oba-obatan ke arteri terdekat yang mensuplai darah ke kanker. Kandungan obat yang dialirkan
memiliki dosis tinggi sehingga memberikan efek samping pada penderita seperti mual, muntah,
rambut rontok, dan kemungkinan kambuh[7].
d. Brakiterapi (Brachytherapy) adalah tipe terapi radiasi dimana sumber radiasi (radioaktif)
ditanam atau ditempatkan secara langsung di dalam kanker. Kelemahan terapi ini tidak dapat
diterapkan di lokasi kanker yang vital seperti otak, hati, paru-paru[10,14].
Oleh sebab itu, perlu dicari alternatif lain untuk penyembuhan penyakit kanker payudara. Salah
satu metode yang sedang dikembangkan di dunia medis saat ini adalah terapi kanker dengan
menembakan berkas neutron (n) ke boron-10 yang di injeksi ke daerah sel kanker. Metode ini
disebut juga Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). Boron-10 yang digunakan adalah unsur non
radioaktif (stabil), sehingga aman bagi tubuh. Metode ini sudah lama digunakan untuk
penyembuhan kanker di otak dan leher dan memberikan hasil yang efektif[11,12,13].
Sistem kerja BNCT adalah “cell targeting”. Artinya, memberikan terapi hanya pada sel-sel
payudara yang rusak saja. Hal ini dikarenakan radiasi alpha dari inti Helium dan Lithium hanya
mempunyai jangkauan yang kecil antara 4-9 micrometer, sedangkan diameter sel antara 10-20
micrometer, sehingga reaksi ini hanya terbatas didalam sel kanker saja[11]. Untuk mencapai sel
target, diperlukan suatu penghantar berkas neutron (energi rendah) dari reaktor kartini ke sel
kanker dengan spesifikasi energi yang dihasilkan adalah energi epitermal [11]. Penghantar ini
disebut juga kolimator. Kolimator ini akan di desain di beam port tembus dinding reaktor kartini.
1
Oleh sebab itu, penelitian ini bertujuan untuk mendesain kolimator BNCT dengan output berkas
neutron epitermal untuk terapi kanker payudara dengan softwere MCNPX[15,16].
1.2
Dasar Teori
1.2.1 Kanker Payudara (Breast Cancer)
Salah satu kanker yang paling berbahaya dan sering menyerang para wanita adalah kanker
payudara (breast cancer). Jaringan sistem getah bening (lymph system) di dalam payudara
merupakan hal terpenting dalam mengetahui penyebaran kanker pada payudara. Getah bening ini
terbungkus dalam bongkolan-bongkolan kecil yang disebut lymph nodes. Bongkolan-bongkolan ini
terkumpul dari sistem imun sel yang dihubungkan oleh jaringan/saluran getah bening (lymphatic
vessels). Lymphatic vessels seperti urat darah halus yang berfungsi untuk membawa cairan
pembersih yang disebut lymph yang berada di payudara. Sel kanker payudara dapat masuk
kedalam saluran ini dan mulai bertumbuh di dalam bongkolan-bongkolan kecil. Kemudian akan
menyebar pada daerah lobula[6]. Berikut gambar penampang sel kanker pada payudara.
(a)
(b)
Gambar 1. (a) Jaringan lymph nodes di dalam payudara, (b) penampang sel kanker yang telah
menyebar pada lobula[6].
Sel-sel kanker di dalam sistem jaringan lobula tersebut semakin lama akan semakin membesar
hingga menyebar ke seluruh bagian payudara dan sekitarnya. Untuk mengobati kanker tersebut,
sel-sel kanker harus diberantas secara langsung. Salah satu metode yang efektif adalah terapi
radiasi neutron menggunakan senyawa boron.
1.2.2 Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)
Salah satu metode pengobatan kanker yang tidak memberi efek samping pada sel-sel sehat adalah
dengan metode terapi tangkapan neutron[17]. Konsep dasarnya yang digunakan adalah reaksi
nuklir[18]. Neutron berfungsi untuk membelah inti dari boron 10B. Metode pembelahan tersebut
disebut juga Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). Di Indonesia, BNCT mulai dikenal sejak
tahun 1999 dan terus berkembangkan sampai saat ini[8].
Metode BNCT merupakan sebuah metode pengobatan kanker terapi yakni dengan cara
memposisikan sejumlah 10B dari senyawa boron kedalam sel-sel tumor dan kemudian ditembakan
dengan cara iradiasi menggunakan neutron termal ataupun epitermal untuk menghasilkan energi
linear tinggi (LET) yang digunakan untuk merusak tumor atau sel-sel kanker[13,19]. Mekanisme
perusakan sel-sel kanker akan berlangsung selama BNCT bereaksi membelah inti 10B dan
menghasilkan partikel  dan 7Li yang dipecahkankan dari inti[10]. Keberhasilan BNCT terletak
pada ketepatan pengiriman 10B ke tumor, level rendah di dalam lingkup jaringan, dan energi
neutron termal yang cukup pada posisi tumor[23]. Berikut gambar tentang reaksi BNCT:
2
Gambar 2. Prinsip kerja Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)
Skema hasil reaksi peluruhan pada gambar 2 sebagai berikut[8,21] :
   
6,1%
   
93,9%
 24 He  37 Li  2,79MeV

10
1
11
5B  0n  5B 
 4 He  7 Li *  2, ,31MeV
3
2
     
*
 Li  0,48MeV 
7
3
11
B mempunyai waktu paruh yang sangat singkat yaitu 10-12s sedangkan 7Li sekitar 10-5 s. Pada
senyawa campuran boron, disertakan scavanger yang sangat reaktir terhadap 7Li sehingga lithium
akan terikat dan keluar tubuh melalui proses metabolisme. Energi neutron thermal
( 0,001eV  E  1eV ) diperbolehkan untuk iradiasi disekitar kulit luar sedangkan energi neutron
epitermal ( 1eV  E  0,1MeV ) digunakan pada daerah kanker di bawah kulit atau bagian dalam
tubuh[24]. Pada penelitian ini digunakan energi neutron epitermal karena posisi tumor kanker
berada pada daerah dalam tubuh yakni di dalam payudara.
Agar terapi ini dapat tepat sasaran diperlukan suatu kolimator yang bisa menghasilkan fluks
epithermal neutron yang optimal. Mendesain kolimator tersebut dibutuhkan sebuah software dalam
merancang dimensinya. Berikut standar Berkas neutron untuk BNCT menurut kriteria IAEA.
Tabel 1. Parameter berkas Neutron untuk BNCT dari kriteria IAEA
Parameter
Notasi (satuan)
Kriteria IAEA
Rasio laju dosis
<
2,0
x 10-13
Df
cepat terhadap
 epi
fluks neutron
epitermal
( Gy.cm 2 / n )
Rasio laju dosis
< 2,0 x 10-13
D
gamma terhadap
 epi
fluks neutron
( Gy.cm 2 / n )
epitermal
Rasio fluks
< 0,05
neutron termal
 th
terhadap fluks
 epitermal
neutron
epitermal
Rasio arus
>0,7
J
neutron terhadap
 epitermal
fluks neutron
Fluks neutron
>1,0 x 109
 epi
epitermal.
3
( cm 2 s 2 n )
1.2.3 MCNPX
Monte Carlo N-Particle (MCNPX) merupakan suatu perangkat lunak yang dapat mensimulasikan
persamaan matematis dalam bentuk geometri. MCNPX di desain untuk menjalankan simulasi
partkel yang banyak dengan interval energi. Program MCNPX dikembangkan sejak tahun 1994
yang merupakan perkembangan dari MCNP4B dan LAHET 2.8 untuk mendukung Accelelator
Production of Tritium Project (APT). Kelebihan dari MNCPX adalah fitur tool lebih lengkap.
Beberapa kemampuan baru terutama untuk analisa tranasmutasi, burn up dan produksi partikel
tunda. Beberapa tally (mode perhitungan) dan mentode baru reduksi varian juga telah
dikembangkan untuk teknik analisis data yang lebih baik. Beberapa standar satuan yang dipakai
dalam MCNPX sebagai berikut.
No
1
2
3
4
5
6
7
Tabel 2. Satuan Standar MCNPX
Besaran
Satuan
panjang
centimeter
energi
MeV
densitas atom
Atoms/barn-cm
densitas masa
g/cm3
waktu
Shakes (10-8 sekon)
temperatur
MeV(kT)
tampang lintang
Barns (10-24 cm2)
Adapun standar batasan energi radiasi yang dapat disimulasikan :
No
1
2
3
4
5
Tabel 3. Interval Energi yang diperbolehkan
Rentang energi
Keterangan
neutron
0-20 MeV untuk semua isotop
neutron
0-150 MeV untuk 42 isotop tertentu dan
hanya sampai 100 MeV untuk 9Be
foton
1 keV-100 GeV
elektron
1 keV-1GeV
proton
1-150 MeV
Algoritma yang dipakai dalam MCNPX dibagi dalam 3 bagian, yakni :
1. Surface card : batas-batas geometri standar yang mengekspresikan persamaan matematika.
2. Data card
: berisi tentang unit volume, unsur penyusun unit volume, sumber radiasi, dsb.
3. Cell card
: bagian yang memuat unit volume yang dirangkai dari surface cell dan data
card[19].
1.3
1.
2.
3.
4.
5.
Daftar Pustaka
GLOBOCAN 2008, Global Cancer Facts and figures 2nd Ed., American Cancer Society,
2011
Pancreatic Cancer, Cancer Facts & Figures 2013, American Cancer Society, 2013
Merel K, Rosana N, dkk. The Burden of Cancer in Member Countries of the Association of
Southeast Asian Nation (ASEAN). Asian Pasific Journal of Cancer Prevention, vol.13:411420. 2012
WHO. 2012. World Health Statistic 2012. World Health Organization. ISBN 978 92 4
1564441
Andriani dan Virhan Novianry, Statistik Profil Kesehatan di Provinsi Kalimantan Barat,
Persentase Rakor BNCT di PTAPB BATAN Yogyakarta, 12 Juni 2013
4
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
18.
19.
20.
21.
22.
23.
24.
Breast Cancer, American Cancer Society, 2014
Owen, Hywel., Technologies for delivery of Proton and Ion Beams for Radiotherapy. USA,
2013
University College London Hospital, Radiotherapy to the breast, NHS Foundation Trust, 2013
John Floberg, The Physics of Boron Neutron Capture Therapy: an emerging and innovative
treatment for glioblastoma and melanoma, Caleton College, 2005
Patient Education, Chemotherapy, The Patient Education Institute, 2011. www.X-Plain.com.
Bagaswoto P., Porspective of BNCT in Breast Cancer Treatment in Indonesia, Status BNCT
in Indonesia, Yohannes S.(BATAN), ISBN: 978-602-9431-87-2,2014
Sabriani Z., Rena Widita, Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) Dose Calculation using
Geometrical Factors Spherical Interface for Glioblastoma Multiforme, ITB, 87.53, 2010
Alexander V.S., Boron Neutron Capture Therapy of Cancer as a Part of Modern
Nanomedicine, Int. of Nano and Molecular Medicine, University of Missouri-Columbia,
USA, 1:1, 2014
Kondrashina, Olga V., Targeted Drug Delivery System of Gd3+ for Neutron Capture Therapy
against Csncer is Metalorganic Magnetic Nanoparticles. Rusia. Nanomedine Biotherapeutic
Discov Volume 3 Issue 2. ISSN : 2155-983X JNBD, 2013, an open access journal
P. Kotiluoto, I. Auterinen, MNCP study for Epithermal Neutron Irradiation of an Isolated
Liver at the Finnish BNCT facility, Aplication Radiation ad Isotopes, 61:781-785, 2004
J.K. Shultis, R. E. Faw, An MCNP Primer, Kansei State University, Manhattan, 2011
Peng Wang, Haining Z., dkk., Boron Neutron Capture Therapy Induces Apoptosis of Glioma
Cells Through Bcl-2/Bax, BMC Cancer, 10:661, 2010
F. Rossi, K. Ono, dkk., BNCT : Neutron Dose Evalution Using a Monte Carlo code,
Radiation Effects & Defects in Solids, Vol.164, Nos. 5-6, May-June 2009, 350-356
J. D. Brockman, D. W. Nigg, dkk., Characterization of a Boron Neutron Capture Therapy
Beam Line at the University of Missouri Research Reactor, J. Radional Nicl Chem 282:157160, 2009
T. Mitsumoto, S. Yajima, dkk., Cyclotron-Based Neutron Source For BNCT, Application of
Accelerators in Research and Industry, Proc. 1525:319-322, 2013
Rolf F. Barth, M. Graca H. V., dkk., Current Status of Boron Neutron Capture Therapy of
High Grade Gliomas and Recurrent Head and Neck Cancer, Radiation Oncology, 7:146, 2012
Feng-Yi Yang, Wen-Yuan Chang, dkk., Pharmacokinetic Analysis and Uptake of 18F-FBPAFr After Ultrasound-Induced Blood-Brain Barrier Disruption for Potential Enhancement of
Boron Delivery for Neutron Capture Therapy, JNM, 55:616-612, 2014
Danise B. P., MCNPXTM User’s Manual, Departement of Energy, 2008
Media
Nuklir.
Interaksi
Neutron.
Diakses
dari
medianuklir.files.wordpress.com/2010/08/interksi-neutron.pdf
5
BAB II
BEAM SHAPING ASSEMBLY (BSA) DESIGN BASED D-D
NEUTRON GENERATOR 2,45 MeV FOR BNCT TREATMENT
FACILITY
DESAIN BEAM SHAPING ASSEMBLY (BSA) BERBASIS D-D
NEUTRON GENERATOR 2,45 MeV UNTUK UJI FASILITAS BNCT
Desman P. Gulo1, Suryasatriya T.1, Slamet Santosa2, dan Y. Sardjono2
Program Studi Fisika, Fakultas Sains & Matematika, Universitas Kristen Satya Wacana, Salatiga
2
Pusat Sains dan Teknologi Akselelator-BATAN, Yogyakarta
1
Email: [email protected]
ABSTRACT
Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is one of the cancer treatments that are being developed
in nowadays. In order to support BNCT treatment for cancer that exists in underneath skin like
breast cancer, the facility needs a generator that is able to produce epithermal neutron. One of the
generator that is able to produce neutron is D-D neutron generator with 2,45 MeV energy. Based
on the calculation of this paper, we found that the total production of neutron per second (neutron
yield) from Neutron Generator (NG) by PSTA-BATAN Yogyakarta is 2,55×1011 n/s. The energy
and flux that we found is in the range of fast neutron. Thus, it needs to be moderated to the level of
epithermal neutron which is located in the interval energy of 1 eV to 10 KeV with 10 9 n/cm2s flux.
This number is the recommendation standard from IAEA. Beam Shaping Assembly (BSA) is
needed in order to moderate the quick neutron to the level of epithermal neutron. One part of BSA
that has the responsibility in moderating the quick neutron to epithermal neutron is the moderator.
The substance of moderator used in this paper is MgF2 and A1F3. The thickness of moderator has
been set in in such a way by using MCNPX software in order to fulfill the standard of IAEA. As
the result of optimizing BSA moderator, the data obtain epithermal flux with the total number of
4,64×108 n/cm2/s for both of moderators with the thickness of moderator up to 15 cm. At the end of
this research, the number of epithermal flux does not follow the standard of IAEA. This is because
the flux neutron that is being produced by NG is relatively small. In conclusion, the NG from
PSTA-BATAN Yogyakarta is not ready to be used for the BNCT treatment facility for the
underneath skin cancer like breast cancer.
Keywords: BNCT, BSA, neutron yield, epithermal neutron, MNCPX
ABSTRAK
Salah satu terapi kanker yang sedang dikembangkan saat ini adalah metode Boron Neutron
Capture Therapy (BNCT). Dalam mendukung uji fasilitas BNCT pada kanker yang berada di
bawah permukaan kulit seperti kanker payudara dibutuhkan suatu generator yang dapat
menghasilkan neutron epitermal. Salah satu generator yang dapat menghasilkan neutron adalah D6
D neutron generator dengan energi sebesar 2,45 MeV. Dari hasil perhitungan pada makalah ini,
didapatkan produksi neutron per detik (neutron yield) dari Neutron Generator (NG) milik PSTABATAN Yogyakarta sebesar 2,55×1011 n/s. Energi dan fluks tersebut termasuk dalam range
neutron cepat. Oleh sebab itu perlu dimoderasi ke level neutron epitermal yakni pada interval
energi antara 1eV sampai 10KeV dengan fluks sebesar 109 n/cm2s. Nilai ini merupakan
rekomendasi standar IAEA. Untuk memoderasi neutron cepat tersebut dibutuhkan suatu desain
Beam Shaping Assembly (BSA) yang berfungsi untuk memoderasi neutron cepat ke level neutron
epitermal. Salah satu bagian BSA yang berperan dalam memoderasi neutron cepat ke neutron
epitermal adalah moderator. Pada makalah ini bahan moderator yang digunakan adalah MgF2 dan
AlF3. Moderator tersebut diatur ketebalannya hingga memenuhi standar IAEA menggunakan
perangkat lunak MCNPX. Dari hasil simulasi optimasi moderator BSA, didapatkan fluks epitermal
sebesar 4,64×108 n/cm2/s untuk kedua bahan moderator dengan ketebalan moderator masingmasing 15 cm. Dari hasil penelitian ini, nilai fluks epitermal tersebut masih belum tercapai sesuai
dengan standar IAEA. Hal ini disebabkan karena fluks neutron yang dihasilkan dari NG masih
relatif kecil sehingga masih belum bisa digunakan untuk uji fasilitas BNCT pada kanker yang
berada di bawah kulit seperti kanker payudara.
Kata kunci: BNCT, BSA, neutron yield, neutron epitermal, MNCPX
7
2.1 Pendahuluan
Dalam dunia medis ada beberapa metode standar pengobatan kanker yang telah dilakukan seperti
pembelahan, kemotherapi, radiotherapi dan lain sebagainya[1]. Salah satu pengobatan kanker yang
menjanjikan sedang dikembangkan sampai saat ini adalah pengobatan kanker dengan metode
Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)[2,3]. Metode BNCT pertama kali diperkenalkan sekitar
tahun 1960an tetapi hanya menunjukan sedikit perkembangan karena salah satu penghasil neutron
termal atau epitermal yang kurang ekonomis yakni dari reaktor nuklir. Akan tetapi, dalam
perkembangannya, para peneliti berhasil menciptakan penghasil neutron yang lebih efisien. Salah
satunya adalah Neutron Generator (NG)[4,5].
Metode BNCT terdiri dari dua bagian. Pertama, 10B terdistribusi dalam area sel tumor yang dibawa
oleh agen pembawa boron. Kedua, penyediaan sumber neutron[3]. Bagian kedua merupakan fokus
pembahasan pada makalah ini. BNCT bertujuan untuk meminimalisir efek samping dari
radioterapi yang mengenai tubuh. Konsep dasar metode BNCT adalah reaksi inti yang terjadi
antara neutron dengan 10B yang menghasilkan 7Li (stabil) dan 4He di dalam jaringan tumor (lihat
Gambar 1). Ion Litium (stabil) dan partikel alfa menghasilkan Linear Energy Transfer (LET) yang
tinggi sehingga sangat efektif untuk merusak jaringan sel tumor sedangkan 7Li yang tidak stabil
akan menghasilkan sinar gamma yang memiliki LET kecil sehingga tidak membahayakan organ
tubuh yang lain[6-9,10]. 10Boron sangat efektif menyerap neutron termal karena memiliki tampang
lintang yang besar yakni sebesar 3840 barns[3]. Disamping itu, jangkauan 7Li dan 4He sangat
pendek hanya sekitar 5-9 mm. Ukuran ini lebih kecil daripada diameter sel sehingga sifatnya
sering juga disebut “cell targeting”.

  

  
 42 He  73 Li  2,79M eV

10
1
11
5B  0n  5B 
 4 He  7 Li *  2,31M eV
3
2
     
*

7
3 Li
6,1%
93,9%
   0,48MeV 
Gambar 1. Reaksi inti metode BNCT
Sebelumnya, metode BNCT sudah dilakukan pada kanker otak dan leher. Saat ini metode BNCT
sedang dikembangkan pada jaringan lunak seperti pada kanker payudara[4]. Untuk mendukung uji
fasilitas BNCT pada kanker payudara diperlukan suatu penghasil neutron. NG menjadi sebuah
alternatif yang dapat digunakan sebagai salah satu generator penghasil neutron untuk mendukung
metode BNCT. NG lebih praktis serta bisa digunakan di rumah sakit. Salah satu NG yang telah
dikembangkan adalah NG yang menggunakan reaksi D-D untuk menghasilkan neutron. Reaksi DD ini dapat menyuplai fluks neutron yang besar dari beam source yang kecil dengan menghasilkan
energi sebesar 2,45 MeV[2,9,13,14]. Pada makalah ini NG yang digunakan adalah NG milik PSTABATAN Yogyakarta.
Untuk tumor kanker yang berada di bawah permukaan kulit membutuhkan energi dan fluks
neutron epitermal. Oleh sebab itu, langkah awal yang perlu dilakukan adalah menghitung jumlah
produksi neutron per detik (neutron yield) dari hasil reaksi D-D neutron generator. Jika neutron
yield yang dihasilkan berada pada batas neutron cepat, maka perlu dimoderasi hingga mencapai
fluks epitermal sesuai dengan standar IAEA(lihat Tabel 1) yakni 109 n/cm2/s[3,10,13,15]. Cara
pengoptimasian energi dan fluks neutron dari NG ke bentuk neutron epitermal dibutuhkan sebuah
Beam Shaping Assembly (BSA) yang terdiri dari moderator, reflektor, kolimator, dan filter[9,15].
BSA ini berfungsi untuk mengarahkan pulsa neutron cepat dari NG ke pasien menjadi neutron
epitermal. Desain BSA harus memperhatikan interaksi neutron dengan materi sehingga jumlah
fluks neutron yang keluar dari BSA tepat dan tidak membahayakan pasien. Dalam pengoptimasian
BSA yang perlu diperhatikan juga adalah material/ bahan, ketebalan, perancangan, dan
konfigurasi[15].
8
Tabel 1. Rekomendasi IAEA untuk parameter BNCT[16]
Parameter
Notasi (satuan)
Rekomendasi IAEA
Fluks neutron epitermal
Rasio laju dosis neutron cepat
dan fluks neutron epitermal
Rasio laju dosis gamma dan
fluks neutron epitermal

 epitermal n / cm 2 s

> 109


Gy.cm 
2
 /
D
f
epitermal Gy.cm
< 2×10-13
 /
D

epitermal
< 2×10-13
2
Rasio fluks termal dan epitermal
 termal /  epitermal
< 0,05
Rasio arus dan fluks epitermal
J /  epithermal
> 0,7
Grup neutron cepat
Grup neutron epitermal
Grup neutron termal
E > 10 keV
1 eV < E < 10 keV
E < 1 keV
Pada makalah ini yang akan dibahas adalah perhitungan jumlah neutron yield dari hasil reaksi D-D
neutron generator milik PSTA-BATAN Yogyakarta dengan menganggap energi neutron yang
dihasilkan dari reaksi D-D adalah 2,45 MeV serta mendesain BSA dengan pengoptimasian pada
ketebalan moderator. Ketebalan moderator diatur sedemikian rupa agar dapat mencapai kriteria
neutron epitermal. Pengoptimasian ini dilakukan dengan menggunakan perangkat lunak Monte
Carlo N Particle-X (MCNPX) yang dapat mengsimulasikan perjalanan partikel neutron suatu
material dalam bentuk tiga dimensi.
2.2
Bahan dan Metode
2.2.1 D-D Neutron Generator
Salah satu perusahaan yang mengembangkan NG adalah Adelphi Technology. Generator ini
menggunakan reaksi D(d,n)3He. Dari reaksi fusi tersebut menghasilkan neutron kira-kira 2,45
MeV dan Helium sebesar 0,82 MeV. Energi Helium sebesar 0,82 MeV tidak dapat digunakan
karena memiliki daya tembus yang pendek sedangkan neutron memiliki daya tembus yang panjang
sehingga dapat dimanfaatkan untuk uji fasilitas BNCT. Cara kerja D-D neutron generator adalah
plasma deuterium yang terbentuk di dalam sumber ion diinduksi menggunakan medan Radio
Frequency (RF) dari kawat tembaga. Selanjutnya plasma diektrak melalui lubang ekstraksi pada
kolom pemercepat sehingga ion-ion dipercepat hingga ~120 keV[5,14]. Dari hasil observasi, NG
milik PSTA-BATAN Yogyakarta mempunyai spesifikasi energi tumbukan deuteron 100-150 keV
dengan range arus I dari 400-900µA. Sebelum NG milik PSTA-BATAN Yogyakarta diuji coba
pada BNCT, terlebih dahulu dihitung jumlah neutron yield yang dihasilkan oleh NG PSTABATAN Yogyakarta dengan menggunakan persamaan berikut:
Y  N
(1)
dimana Y adalah neutron yield yang dihasilkan dari reaksi D-D (neutron/detik), N adalah jumlah
inti target per luasan target,  adalah tampang lintang reaksi D-D(cm2). Tampang lintang  untuk
interval energi tumbukan deuteron 100-150 keV adalah ±1×10-26 cm2 – ±8×10-26cm2[17]. 
merupakan jumlah rata-rata partikel penumbuk target (partikel/ detik)[11].
Dalam mendesain sistem target, ada tiga komponen penting di dalam sistem target yaitu unsur
utama target (D atau T), logam penguat (Al atau Cu) dan unsur perantara (Ti). Unsur perantara ini
berfungsi untuk meningkatan produksi neutron pada suhu tertentu. Logam penguat di-sputtering
dengan target kemudian diimplantasikan dengan target utama sehingga akan membentuk Titanium
Hydarte[12]. Disamping itu, ketebalan target akan menentukan seberapa besar neutron yang
diproduksi setiap detiknya. Oleh sebab itu, persamaan (1) dijabarkan menjadi:
9
 N A 
dY   
dx
 A 
dimana  kerapatan Ti (4,51 g cm-3), A nomor massa Ti (47,9 g mol-1)
(2)
[11]
. Dalam makalah ini,
ketebalan target dx diasumsikan sebesar 0,01 cm. Besarnya  ditentukan dengan menggunakan
persamaan berikut:

I
Z
(3)
 adalah jumlah partikel keluaran per detik. I adalah arus deuteron yang melewati setiap 1
deuteron. Z merupakan muatan 1 deuteron yaitu 1,6×10-19 C[11]. Hasil perhitungan neutron yield
ditampilkan pada Tabel 3 untuk masing-masing interval energi. Neutron yield maksimum
dihasilkan pada energi tumbukan deuteron 150 keV dengan arus deuteron I sebesar 900µA yaitu
2,55×1011 n/s.
2.2.2 Moderator
Salah satu bagian BSA yang berfungsi untuk memoderasi energi dan fluks neutron cepat menjadi
neutron epitermal adalah moderator. Bahan moderator harus memiliki karakteristik tampang
lintang hamburan yang besar untuk neutron cepat dan tampang lintang yang kecil untuk neutron
epitermal. Parameter lain yang menentukan kualitas bahan moderator adalah nomor massa harus
kecil karena moderasi neutron bisa berlangsung cepat sehingga dapat menghasilkan neutron
termal. Sebaliknya, jika nomor massa besar maka neutron tidak banyak kehilangan energi setiap
tumbukan pada bahan moderator. Ada beberapa bahan moderator BSA yang direkomendasi seperti
Al, AlF3, Fluental (terdiri dari senyawa campuran 1% LiF+30% Al+69% AlF), dan MgF2[10,15].
Pada makalah ini bahan moderator yang digunakan adalah MgF2 dan AlF3 karena kedua bahan ini
memiliki harga yang terjangkau dibandingkan fluental yang sangat mahal. Pada penelitian
sebelumnya, menunjukan bahwa bahan AlF3 merupakan bahan moderator terbaik yang dapat
menghasilkan energi neutron di bawah 10 keV. Selain itu, bahan AlF3 lebih efektif mereduksi
neutron cepat. Bahan MgF2 juga sering digunakan untuk memproduksi neutron dalam interval
energi epitermal. MgF2 lebih bagus karena memiliki tampang lintang hamburan elastis yang baik
untuk neutron cepat dan dua unsurnya memiliki nomor massa yang kecil. Sehingga MgF2
direkomendasikan sebagai bahan moderator karena hanya membutuhkan beberapa waktu saja
untuk memoderasi neutron cepat[8].
2.2.3 Desain dan Optimasi BSA
Dalam mendukung uji fasilitas BNCT untuk kanker yang berada di bawah permukaan kulit, nilai
minimum neutron epitermal yang harus didapatkan adalah 109 n/cm2/s. Nilai neutron epitermal ini
merupakan keluaran yang diharapkan dari BSA. Oleh sebab itu perlu mendesain BSA yang dapat
menghasilkan output sesuai dengan standar IAEA untuk BNCT pada Tabel 1 (lihat Gambar 2) agar
setelah melewati beberapa jaringan tubuh yakni dari kulit, otot, lemak, dan lainnya, neutron yang
diharapkan masuk ke jaringan tumor kanker adalah neutron termal[9]. Dalam makalah ini
mempunyai batasan masalah yakni hanya menguji coba (simulasi) pengoptimasian BSA
(khususnya moderator) dengan menggunakan keluaran neutron yield dari NG milik PSTABATAN Yogyakarta untuk mendapatkan neutron epitermal pada keluaran BSA. Diameter keluaran
BSA yang digunakan adalah 1 cm.
10
Deuterium
target
Deuterium
beam
1
2
3
4
5
6
Gambar 2. Desain BSA untuk BNCT : (1) kolimator (udara), (2) Kolimator (Ni), (3) Moderator
(MgF2 dan AlF3), (4) Reflektor(Pb), (5) Reflektor (Parafin), dan (6) Perisai Gamma (Bi)
Dalam pemilihan bahan kolimator dan reflektor BSA, kriteria yang direkomendasikan adalah
harus memiliki tampang lintang serapan yang kecil untuk neutron epitermal [15]. Pada makalah ini
salah satu bahan kolimator yang memenuhi kriteria tersebut adalah udara dan Ni sedangkan
reflektornya dari unsur Pb (tebal 2 mm) dan Parafin[10]. Bahan Pb dan Parafin digunakan untuk
mencegah pengurangan neutron yang keluar dari moderator selama proses moderasi berlangsung
sehingga diharapkan jumlah neutron tetap stabil saat termoderasi sampai di ujung keluaran BSA.
Untuk bahan perisai gamma yang digunakan adalah Bi karena memiliki tampang lintang serapan
yang kecil untuk neutron epitermal[15]. Pengoptimasian BSA dilakukan dengan cara menetapkan
ukuran kolimator, reflektor, dan perisai gamma terlebih dahulu. Kemudian, bahan moderator
(MgF2 dan AlF3) akan dioptimasi dengan mengatur ketebalannya. Berikut beberapa ukuran
ketebalan moderator yang divariasikan:
Tabel 2. Variasi ketebalan moderator terhadap fluks epitermal dan neutron termal
No.
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
2.3
Moderator (cm) + konfigurasi
BSA
 epitermal
 termal
 epitermal
MgF2 (15)
MgF2 (14) + AlF3 (1)
MgF2 (12) + AlF3 (3)
MgF2 (10) + AlF3 (5)
MgF2 (7,5) + AlF3 (7,5)
MgF2 (5) + AlF3 (10)
MgF2 (3) + AlF3 (12)
MgF2 (1) + AlF3 (14)
AlF3 (15)
4,64×108
6,35×107
1,18×108
1,81×108
2,63×108
3,45×108
4,09×108
4,62×108
4,64×108
0,0023
0,00045
0,00018
0,00020
0,00017
0,00018
0,00024
0,00051
0,0026
Hasil dan Pembahasan
2.3.1 Neutron Yield
Dari perhitungan dengan menggunakan persamaan (2), didapatkan jumlah neutron yield
(ditunjukan pada Tabel 3) dari NG milik PSTA-BATAN Yogyakarta dengan spesifikasi energi E
tumbukan deuteron sebesar 100-150 keV dan arus I dari 400-900µA.
11
Tabel 3. Produksi neutron/detik terhadap berkas arus I deuteron dan energi E tumbukan deuteron
Energi
Neutron Yield (n/s)
Tumbukan
Deuteron
400µA
500µA
600µA
700µA
800µA
900µA
(keV)
100
1,42×1010
1,77×1010
2,13×1010
2,48×1010
2,83×1010
3,19×1010
10
10
10
10
10
110
4,25×10
5,31×10
6,38×10
7,44×10
8,50×10
9,56×1010
120
7,09×1010
8,86×1010
1,06×1011
1,24×1011
1,42×1011
1,59×1011
130
8,50×1010
1,06×1011
1,28×1011
1,49×1011
1,70×1011
1,91×1011
10
11
11
11
11
140
9,92×10
1,24×10
1,49×10
1,74×10
1,98×10
2,23×1011
150
1,13×1011
1,42×1011
1,70×1011
1,98×1011
2,27×1011
2,55×1011
Pada Tabel 3 terlihat semakin besar energi tumbukan deuteron pada masing-masing interval arus I
semakin besar pula neutron yield yang dihasilkan. Hal ini disebabkan oleh perbedaan tampang
lintang  di setiap rentang energi E tumbukan deuteron. Untuk setiap rentan energi tumbukan
deuteron tersebut memiliki tampang lintang  seperti yang ditunjukan pada Tabel 4. Nilai
maksimum neutron yield yang dihasilkan terletak pada energi tumbukan deuteron 150 keV dengan
arus I sebesar 900µA yaitu sebesar 2,55×1011 n/s. Kurva kenaikan neutron yield dapat dilihat pada
Gambar 3.
Tabel 4. Tampang lintang  (cm2) terhadap energi tumbukan deuteron (keV)
Energi
Tumbukan
Tampang Lintang  (cm2)
Deuteron (keV)
100
±1,0×10-26
110
±3,0×10-26
120
±5,0×10-26
130
±6,0×10-26
140
±7,0×10-26
150
±8,0×10-26
Pada energi E tumbukan deuteron 150 keV menunjukan tampang lintang  yang relatif besar
sehingga pada interval ini, neutron yield yang dihasilkan lebih besar dibandingkan tampang lintang
 yang lainnya.
12
Gambar 3. Grafik Perbandingan neutron yield terhadap energi E tumbukan deuteron
Grafik pada Gambar 3 merupakan hasil perhitungan keluaran dari NG milik PSTA-BATAN
Yogyakarta. Nilai neutron yield maksimum yang ditunjukan adalah 2,55×1011 n/s. Nilai neutron
yield ini dipakai dalam mendesain BSA sebagai sumber neutron dengan energi E 2,45 MeV
menggunakan perangkat lunak MCNPX.
2.3.2 Beam Shaping Assembly (BSA)
Dari beberapa variasi ketebalan moderator BSA yang sudah dioptimasi menggunakan perangkat
lunak MCNPX (ditunjukan pada Tabel 2), semua masih belum memenuhi standar fluks
epitermal yang direkomenasi oleh IAEA pada Tabel 1. Dari data Tabel 2 terlihat bahwa hasil
keluaran BSA yang memiliki nilai fluks epitermal yang maksimal adalah sebesar 4,64×108
n/cm2/s untuk bahan MgF2 dan AlF3 dengan masing-masing ketebalan moderator adalah 15 cm.
Moderator ini meskipun masih belum memenuhi fluks epitermal sesuai standar IAEA, ada
beberapa parameter lain yang sudah memenuhi kriteria seperti yang ditunjukan pada Tabel 5 di
bawah ini.
Tabel 5. Perbandingan rekomendasi IAEA dengan hasil optimasi
Hasil Optimasi BSA
Notasi (satuan)
Rekomendasi IAEA
MgF2 (15 cm)
AlF3 (15 cm)

 epitermal n / cm 2 s

> 109
4,64×108
4,64×108
2
 /
D
f
epitermal Gy.cm
< 2×10-13
1,32×10-10
1,60×10-10
 /
D

epitermal
< 2×10-13
1,88×10-13
1,86×10-13
 termal /  epitermal
< 0,05
0,0023
0,0026
J /  epithermal
> 0,7
3,10
3,76


Gy.cm 
2
Pada Tabel 5 menunjukan besar fluks epitermal hasil optimasi BSA dengan menggunakan
bahan moderator MgF2 dan AlF3 masih belum memenuhi standar IAEA. Hal ini disebabkan
suplai neutron yield dari sumber NG masih relatif kecil sehingga keluaran dari BSA belum bisa
13
mencukupi fluks epitermal sesuai standar IAEA. Akan tetapi, ada beberapa parameter yang
sudah memenuhi kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA antara lain perbandingan laju dosis
gamma (Gy.cm2) dengan fluks neutron epitermal (n/cm2s) yakni sebesar 1,86×10-13 (Gy.cm2).
Nilai ini memenuhi kriteria karena masih lebih kecil dari 2×10-13 (Gy.cm2). Selanjutnya, nilai
yang memenuhi standar IAEA adalah perbandingan fluks termal dan epitermal lebih kecil dari
0,05 yakni untuk MgF2 sebesar 0,0023 dan AlF3 0,0026 serta nilai perbandingan berkas arus J
dengan fluks epitermal di atas 0,7 yakni 3,10 untuk MgF2 dan 3,76 untuk AlF3.
Perubahan fluks neutron terhadap ketebalan moderator ditunjukan pada Gambar 4 di bawah ini.
Fluks Epitermal (n/cm2/s)
Perubahan Ketebalan Moderator terhadap
Fluks Epitermal
8.00E+08
7.00E+08
6.00E+08
5.00E+08
4.00E+08
3.00E+08
2.00E+08
1.00E+08
0.00E+00
MgF2
AlF3
0
5
10
15
Ketebalan moderator (cm)
20
Gambar 4. Pengaruh ketebalan moderator terhadap fluks epitermal
Moderator MgF2 pada ketebalan 3 cm memberikan nilai fluks yang maksimal yakni sebesar
7,36×108 n/cm2/s. Kemudian semakin bertambah ketebalan moderator fluksnya semakin kecil.
Artinya, besar tampang lintang hamburan elastis dengan menggunakan bahan MgF2 maksimum
pada ketebalan 3 cm. Sedangkan moderator berbahan AlF3 cenderung fluks epitermalnya naik
dari ketebalan terkecil 1 cm sampai 15 cm. Hal ini disebabkan tampang lintang hamburan
elastisnya maksimum pada ketebalan 15 cm yakni dengan fluks epitermal sebesar 4,78×108
n/cm2/s. Jika diteruskan pada ketebalan berikutnya, bahan AlF3 fluks epitermalnya akan
cenderung menurun.
2.4 Kesimpulan
Perhitungan neutron yield NG milik PSTA-BATAN Yogyakarta memberikan hasil yang
maksimum yakni sebesar 2,55×1011 n/s pada energi E tumbukan deuteron 150 keV dengan arus
I 900µA. Hasil optimasi BSA menunjukan bahwa nilai fluks epitermal yang dihasilkan sebesar
4,64×108 n/cm2/s masih belum memenuhi standar yang direkomendasikan oleh IAEA sehingga
NG milik PSTA-BATAN Yogyakarta masih belum bisa digunakan untuk uji fasilitas BNCT
untuk posisi tumor kanker di bawah permukaan kulit.
14
2.5 Ucapan Terimakasih
Terimakasih kepada PSTA-BATAN Yogyakarta yang sudah memberikan ijin untuk
melakukan observasi di ruang neutron generator sehingga penulis mendapatkan beberapa
informasi terkait spesifikasi NG milik PSTA-BATAN Yogyakarta.
2.6 Daftar Pustaka
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
Masayori, I., Kenichi, T., Satrou, E., dan Masaharu, H. 2015. Application of an
Ultraminiature Thermal Neutron Monitor for Irradiation Field Study of Accelerator-Based
Neutron Capture Therapy. Journal of Radiation Research, Hal. 1-6.
K., Bergaoui, N., Reguigui, C.K., Gary, C., Brown, J.T., Cremer, dan J.H., Vainionpaa.
2014. Development of New Deuterium-Deuterium (D-D) Neutron Generator for Prompt
Gamma-ray Neutron Activation Analysis. Applied Radiation and Isotopes, Vol. 94, Hal.
319-327.
H.N., Morcos, dan K., Naguib. 2014. Production of Optimal Epithermal Neutron Beams for
BNCT. Sop Transactions On Applied Physics, Vol. 1, No. 2.
Zafer, A. 2015. Boron Neutron Capture Therapy for Breast Cancer. International Journal
of Women’s Health and Reproduction Sciences, Vol. 3, No. 2. Hal. 77.
J.G., Fantidis, E., Saitioti, D.V., Bandekas, dan N., Vordos. 2013. Optimised BNCT
Facility Based on a Compact D-D Neutron Generator. International Journal of Radiation
Research, Vol. 11, No. 4, Hal. 207-214
Tetsuya, M., Tetsuo, M., dan Koji, N. 2011. Study on Microdosimetry for Boron Neutron
Capture Therapy. Progress in Nuclear Science and Technology, Vol. 2, Hal. 242-246.
Farshad, F. 2012. Monte-Carlo Simulation for Beam Shaping Assembly of Boron Neutron
Capture Therapy. Proceedings of the 2012 International Conference on Industrial
Engineering and Operations Management Istambul. Turkey.
Danial, S., Dariush, S., dan Milad, S. 2012. Evaluation of Design Neutron Filters in BNCT.
Open Acces Scientific Reports, Vol.1, Issue 11.
Fatemeh, S.R. dan Seyed, F.M. 2012. Simulation of the BNCT of Brain Tumors Using
MCNP Code: Beam Design and Dose Evaluation. Iranian Journal of Medical Physics, Vol.
9, No. 3, Hal. 183-192.
Fatemeh, T., S., Farhad, M., Faezeh, R., dan Fatemeh, S.R. 2014. BSA Optimization and
Dosimetric Assessment for an Electron Linac based BNCT of Deep-Seated Brain Tumors.
Journal Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol. 300, Hal. 1167-1174.
Sam, S., Nargolwalla. 1973. Activation Analysis with Neutron Generator. Wiley, The
University of Machigan, Hal. 15-23.
Djoko, S.P., Prajotno, Slamet, S., Lely, S., Suharni, Taufik, dan Y., Sardjono. 2014.
Generator Neutron Kompak Sebagai Sumber Neutron untuk BNCT. Status Boron Neutron
Capture Cancer Therapy di Indonesia, Hal. 479-489.
Alejandro, A.B., Santiago, G., Alejandro, A., Valda, Daniel, M.M., dan Andres, J.K. 2010.
Experimental and Simulated Characterization of a Beam Shaping Assembly for
Accelerator-Based Neutron Capture Therapy (AB-BNCT). VIII Latin American Symposium
on Nuclear Physics and Application. American Institute of Physics.
J.H., Vainionpaa, C.K., Gary, J.L., Harris, M.A., Piestrup, R.H., Pantell, dan G., Jones.
2014. Technology and Applications of Neutron Generators Developed by Adelphi
Technology, Inc. Physics Procedia, Vol. 60, Hal. 203-211.
Y., Kasesaz, H., Khalafi, dan F., Rahmani. 2013. Optimization of the Beam Shaping
Assembly in the D-D Neutron Generators-Based BNCT Using the Response Matrix
Method. Applied Radiation and Isotope, Vol. 82, Hal. 55-59.
IAEA. 2001. Current Status of Neutron Capture Therapy. Viena: IAEA, ISSN 1011-4298
Tak, P., Lou. 2003. Compact D-D/D-T Neutron Generators and Their Applications.
Dissertation, Nuclear Engineering, University of California, Berkeley, Hal. 5-6.
15
LAMPIRAN
16
Note: Surat Persetujuan IJAP UNS dalam format PDF (terlampir pada file lain)
17