Desain Beam Shaping Assembly (BSA) berbasis D-D Neutron Generator 2,45 MeV untuk Uji Fasilitas BNCT
Desman P. Gulo 1 , Suryasatriya T. 1 , Slamet Santosa 2 , dan Y. Sardjono 2
1 Program Studi Fisika, Fakultas Sains dan Matematika, Universitas Kristen Satya Wacana, Salatiga
2 Pusat Sains dan Teknologi Akselelator-BATAN, Yogyakarta 192010022@student.uksw.edu
Received 08-06-2015, Revised 07-08-2015, Accepted 20-08-2015, Published 20-10-2015

## 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  2.55×10 11 n/s.  The  energy  and  flux  that  we  found  is  in  the range  of  quick  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/cm 2 s 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 MgF 2 and A1F 3 . 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 4.64×10 8 n/cm 2 /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 D-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  PSTA-BATAN  Yogyakarta  sebesar  2,55×10 11 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  10 9 n/cm 2 s.  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  MgF 2 dan  AlF 3 .  Moderator  tersebut  diatur
ketebalannya hingga memenuhi standar IAEA menggunakan perangkat lunak MCNPX. Dari hasil simulasi optimasi moderator BSA, didapatkan fluks epitermal sebesar 4,64×10 8 n/cm 2 /s untuk kedua bahan moderator dengan ketebalan moderator masing-masing 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

## PENDAHULUAN
Dalam dunia medis ada beberapa metode standar pengobatan kanker yang telah dilakukan seperti pembelahan, kemoterapi, radioterapi 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, 10 B  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 10 B  yang  menghasilkan 7 Li (stabil) dan 4 He 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 7 Li yang tidak stabil akan menghasilkan sinar gamma yang memiliki LET kecil sehingga tidak membahayakan organ tubuh yang lain [6- 9,10] . 10 Boron  sangat  efektif  menyerap  neutron  termal  karena  memiliki  tampang  lintang yang  besar  yakni  sebesar  3840  barns [3] .  Disamping  itu,  jangkauan 7 Li  dan 4 He  sangat pendek  hanya  sekitar  5-9  mm.  Ukuran  ini  lebih  kecil  daripada  diameter  sel  sehingga sifatnya sering juga disebut “cell targeting” .

## 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  D-D  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 PSTA-BATAN Yogyakarta.
  % 1 , 6   % 9 , 93     MeV , Li 48 0 7 3                            MeV 31 , 2 Li He MeV 79 , 2 Li He B n B * 7 3 4 2 7 3 4 2 * 11 5 1 0 10 5
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  10 9 n/cm 2 /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] .
Tabel 1. Rekomendasi IAEA untuk parameter BNCT [16] Parameter Notasi (satuan) Rekomendasi IAEA Fluks neutron epitermal
  s cm / n 2 epitermal 
> 10 9 Rasio laju dosis neutron cepat dan fluks neutron epitermal
  2 epitermal f cm . Gy / D  
< 2×10 -13 Rasio laju dosis gamma dan fluks neutron epitermal
  2 epitermal cm . Gy / D    < 2×10 -13
Rasio fluks termal dan epitermal epitermal termal /   < 0,05 Rasio arus dan fluks epitermal epithermal / J  > 0,7 Grup neutron cepat E > 10 keV Grup neutron epitermal 1 eV < E < 10 keV Grup neutron termal 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.

## METODE

## A. D-d neutron generator
Salah satu perusahaan yang mengembangkan NG adalah adelphi technology . Generator ini menggunakan  reaksi  D(d,n) 3 he.  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  diekstrak  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  PSTA- BATAN Yogyakarta dengan menggunakan Persamaan 1.
 N Y  (1)
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(cm 2 ). Tampang lintang  untuk  interval  energi  tumbukan  deuteron  100-150  keV  adalah  ±1×10 -26 cm 2 –  ±8×10 -
26 cm 2[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, sehingga Persamaan 1 dapat dijabarkan menjadi Persamaan 2.
dx A N dY A          (2)
𝝆 adalah kerapatan Ti (4,51 g.cm -3 ), a merupakan nomor massa Ti (47,9 g.mol -1 ) [11] . Pada makalah  ini  ketebalan  target dx diasumsikan  sebesar  0,01  cm.  Besarnya  ditentukan dengan menggunakan Persamaan 3.
Z I   (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 900 µa yaitu 2,55×10 11 n/s.

## B. 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,  AlF 3 , fluental (terdiri dari senyawa campuran 1% LiF+30% Al+69% AlF), dan MgF 2 [10,15] . Pada makalah ini bahan moderator yang digunakan adalah MgF 2 dan AlF 3 karena kedua bahan ini  memiliki  harga  yang  terjangkau  dibandingkan  fluental  yang  sangat  mahal.  Pada penelitian  sebelumnya,  menunjukan  bahwa  bahan  AlF 3 merupakan  bahan  moderator terbaik yang dapat menghasilkan energi neutron di bawah 10 keV. Selain itu, bahan AlF 3 lebih  efektif  mereduksi  neutron  cepat.  Bahan  MgF 2 juga  sering  digunakan  untuk memproduksi neutron dalam interval energi epitermal. MgF 2 lebih bagus karena memiliki tampang  lintang  hamburan  elastis  yang  baik  untuk  neutron  cepat  dan  dua  unsurnya
memiliki  nomor  massa  yang  kecil.  Sehingga  MgF 2 direkomendasikan  sebagai  bahan moderator  karena  hanya  membutuhkan  beberapa  waktu  saja  untuk  memoderasi  neutron cepat [8] .

## C. 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  10 9 n/cm 2 /s.  Nilai neutron epitermal ini merupakan keluaran yang diharapkan dari BSA. Oleh sebab itu perlu didesain 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  PSTA-BATAN  Yogyakarta  untuk mendapatkan  neutron  epitermal  pada  keluaran  BSA.  Diameter keluaran  BSA  yang digunakan adalah 1 cm.
Gambar 2. (Color Online) Desain BSA untuk BNCT : (1) kolimator (udara), (2) Kolimator (Ni), (3) Moderator (MgF 2 dan AlF 3 ), (4) Reflektor(Pb), (5) Reflektor (Parafin), dan (6) Perisai Gamma (Bi)
Tabel 2. Variasi ketebalan moderator terhadap fluks epitermal dan neutron termal
No Moderator (cm) + konfigurasi BSA epitermal  epitermal termal   1 MgF 2 (15) 4,64×10 8 0,0023 2 MgF 2 (14) + AlF 3 (1) 6,35×10 7 0,00045 3 MgF 2 (12) + AlF 3 (3) 1,18×10 8 0,00018 4 MgF 2 (10) + AlF 3 (5) 1,81×10 8 0,00020 5 MgF 2 (7,5) + AlF 3 (7,5) 2,63×10 8 0,00017 6 MgF 2 (5) + AlF 3 (10) 3,45×10 8 0,00018 7 MgF 2 (3) + AlF 3 (12) 4,09×10 8 0,00024 8 MgF 2 (1) + AlF 3 (14) 4,62×10 8 0,00051 9 AlF 3 (15) 4,64×10 8 0,0026
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 (ketebalan 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  (MgF 2 dan  AlF 3 )  akan dioptimasi dengan mengatur ketebalannya. Ukuran ketebalan moderator yang divariasikan seperti yang terlihat pada Tabel 2.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
a. Neutron Yield
Jumlah neutron  yield seperti  yang  ditunjukan  pada  Tabel  3  adalah  jumlah neutron  yield dari NG milik PSTA-BATAN Yogyakarta dengan spesifikasi energi E tumbukan deuteron sebesar  100-150  keV  dan  arus I dari  400-900  µA,  yang  diperoleh  dari  perhitungan menggunakan Persamaan 2.
Tabel 3. Produksi neutron/detik terhadap berkas arus I deuteron dan energi E tumbukan deuteron Energi Tumbukan Deuteron (keV) Neutron Yield (n/s) 400 µA 500 µA 600 µA 700 µA 800 µA 900 µA 100 1,42×10 10 1,77×10 10 2,13×10 10 2,48×10 10 2,83×10 10 3,19×10 10 110 4,25×10 10 5,31×10 10 6,38×10 10 7,44×10 10 8,50×10 10 9,56×10 10 120 7,09×10 10 8,86×10 10 1,06×10 11 1,24×10 11 1,42×10 11 1,59×10 11 130 8,50×10 10 1,06×10 11 1,28×10 11 1,49×10 11 1,70×10 11 1,91×10 11 140 9,92×10 10 1,24×10 11 1,49×10 11 1,74×10 11 1,98×10 11 2,23×10 11 150 1,13×10 11 1,42×10 11 1,70×10 11 1,98×10 11 2,27×10 11 2,55×10 11
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  disetiap  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 900 µA yaitu sebesar 2,55×10 11 n/s. Kurva kenaikan neutron yield dapat dilihat pada Gambar 3.
Tabel 4. Tampang lintang  (cm 2 ) terhadap energi tumbukan deuteron (keV)
Energi Tumbukan Deuteron (keV) Tampang Lintang  (cm 2 ) 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.
Gambar 3. (Color Online) 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  2,55×10 11 n/s.  Nilai neutron yield ini dipakai dalam mendesain BSA sebagai sumber neutron dengan energi E 2,45 MeV menggunakan perangkat lunak MCNPX.

## b. Beam Shaping Assembly (BSA)
Dari  beberapa  variasi  ketebalan  moderator  BSA  yang  sudah  dioptimasi  menggunakan perangkat  lunak  MCNPX  (ditunjukan  oleh  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  4,64×10 8 n/cm 2 /s  untuk  bahan  MgF 2 dan  AlF 3 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.
Tabel 5. Perbandingan rekomendasi IAEA dengan hasil optimasi
Notasi (satuan) Rekomendasi IAEA Hasil Optimasi BSA MgF 2 (15 cm) AlF 3 (15 cm)
  s cm / n 2 epitermal  > 10 9 4,64×10 8 4,64×10 8
  2 epitermal f cm . Gy / D   < 2×10 -13
1,32×10 -10 1,60×10 -10
  2 epitermal cm . Gy / D   
< 2×10 -13 1,88×10 -13 1,86×10 -13
epitermal termal /   < 0,05 0,0023 0,0026 epithermal / J  > 0,7 3,10 3,76
Tabel  5  menunjukan  besar  fluks  epitermal  hasil  optimasi  BSA  dengan  menggunakan bahan  moderator  MgF 2 dan  AlF 3 yang  masih  belum  memenuhi  standar  IAEA.  Hal  ini disebabkan suplai neutron yield dari sumber NG masih relatif kecil sehingga keluaran dari BSA  belum  bisa  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.cm 2 )  dengan  fluks  neutron  epitermal (n/cm 2 s)  yakni  sebesar  1,86×10 -13 (Gy.cm 2 ).  Nilai  ini  memenuhi  kriteria  karena  masih lebih kecil dari 2×10 -13 (Gy.cm 2 ). Selanjutnya, nilai yang memenuhi standar IAEA adalah perbandingan  fluks  termal  dan  epitermal  lebih  kecil  dari  0,05  yakni  untuk  MgF 2 sebesar
0,0023  dan  AlF 3 0,0026  serta  nilai  perbandingan  berkas  arus J dengan  fluks  epitermal diatas 0,7 yakni 3,10 untuk MgF 2 dan 3,76 untuk AlF 3 .
Gambar 4. (Color Online) Pengaruh ketebalan moderator terhadap fluks epitermal
Perubahan  fluks  neutron  terhadap  ketebalan  moderator  ditunjukan  oleh  Gambar  4. Moderator  MgF 2 pada  ketebalan  3  cm  memberikan  nilai  fluks  yang  maksimal  yakni sebesar  7,36×10 8 n/cm 2 /s.  Kemudian  semakin  bertambah  ketebalan  moderator  fluksnya semakin  kecil.  Artinya,  besar  tampang  lintang  hamburan  elastis  dengan  menggunakan bahan  MgF 2 maksimum  pada  ketebalan  3  cm.  Sedangkan  moderator  berbahan  AlF 3 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  4,78×10 8 n/cm 2 /s.  Jika  diteruskan  pada  ketebalan berikutnya, bahan AlF 3 fluks epitermalnya akan cenderung menurun.

## KESIMPULAN
Perhitungan neutron  yield NG  milik  PSTA-BATAN  Yogyakarta  memberikan  hasil  yang maksimum yakni sebesar 2,55×10 11 n/s pada energi E tumbukan deuteron 150 keV dengan arus I 900  µA.  Hasil  optimasi  BSA  menunjukan  bahwa  nilai  fluks  epitermal  yang dihasilkan  sebesar  4,64×10 8 n/cm 2 /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.

## 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.

## DAFTAR PUSTAKA
1. 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.
2. Bergaoui, K., Reguigui, N., Gary, C.K., Brown, C., Cremer, J.T., dan Vainionpa, J.H. 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.
3. Morcos,  H.N.,  dan  Naguib,  K.  2014.  Production  of  Optimal  Epithermal  Neutron Beams for BNCT . Sop Transactions On Applied Physics , Vol. 1, No. 2.
4. 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.
5. Fantidis,  J.G.,  Saitioti,  E.,  Bandekas,  D.V.,  dan  Vordos,  N.  2013.  Optimised  BNCT Facility  Based  on  a  Compact  D-D  Neutron  Generator. International  Journal  of Radiation Research, Vol. 11, No. 4, Hal. 207-214
6. 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.
7. 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.
8. Danial, S., Dariush,  S.,  dan Milad, S. 2012. Evaluation  of Design Neutron Filters  in BNCT. Open Acces Scientific Reports, Vol.1, Issue 11.
9. 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.
10. 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.
11. Sam, S., dan Nargolwalla. 1973. Activation Analysis with Neutron Generator. Wiley, The University of Machigan, Hal. 15-23.
12. Djoko,  S.P.,  Prajotno,  Slamet,  S.,  Lely,  S.,  Suharni,  Taufik,  dan  Sardjono,  Y.  2014. Generator  Neutron  Kompak  Sebagai  Sumber  Neutron  untuk  BNCT .  Status  Boron Neutron Capture Cancer Therapy di Indonesia, Hal. 479-489.
13. 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 .
14. Vainionpaa, J.H., Gary, C.K., Harris, J.L., Piestrup, M.A., Pantell, R.H., dan Jones, G. 2014.  Technology  and  Applications  of  Neutron  Generators  Developed  by  Adelphi Technology, Inc. Physics Procedia , Vol. 60, Hal. 203-211.
15. Kasesaz,  Y.,  Khalafi,  H.,  dan  Rahmani,  F.  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.
16. IAEA. 2001. Current Status of Neutron Capture Therapy. Viena: IAEA, ISSN 1011- 4298
17. Tak,  P.,  dan  Lou.  2003.  Compact  D-D/D-T  Neutron  Generators  and  Their Applications. Disertasi . Nuclear Engineering, University of California, Berkeley, Hal. 5-6.