Pemodelan Kolimator di Radial Beam......... (Bemby Yulio Vallenry)
PEMODELAN KOLIMATOR DI RADIAL BEAM PORT REAKTOR KARTINI UNTUK

## BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY
Bemby Yulio Vallenry 1) , Andang Widiharto 2) , Yohannes Sardjono 3) 1,2) Jurusan Teknik Fisika FT UGM Jln. Grafika 2 Yogyakarta 55281
3) Pusat Sains dan Teknologi Akselerator-BATAN (PSTA-BATAN) Jln. Babarsari Yogyakarta 6101 Email: bembyyuliov@gmail.com
Diterima editor 9 Desember 2013 Disetujui untuk publikasi  12 Februari 2014

## ABSTRAK
PEMODELAN  KOLIMATOR  DI RADIAL BEAM  PORT REAKTOR  KARTINI  UNTUK BORON NEUTRON  CAPTURE  THERAPY . Salah  satu  metode  terapi  kanker  adalah Boron  Neutron  Capture Therapy (BNCT).  BNCT  memanfaatkan  tangkapan  neutron  oleh 10 B  yang  terendapkan  pada  sel  kanker. Keunggulan BNCT dibandingkan dengan terapi radiasi lainnya adalah tingkat selektivitas yang tinggi karena tingkatannya  adalah  sel.  Pada  penelitian  ini  dilakukan  pemodelan  kolimator  di radial  beamport reaktor Kartini    sebagai  dasar  pemilihan  material  dan  manufature  kolimator  sebagai  sumber  neutron  untuk  BNCT. Pemodelan  ini  dilakukan  dengan  simulasi  menggunakan  perangkat  lunak Monte  Carlo  N-Particle versi  5 (MCNP 5). MCNP 5 adalah suatu paket program untuk memodelkan sekaligus menghitung masalah transpor partikel  dengan  mengikuti  sejarah  hidup  neutron  semenjak  lahir,  bertranspor  pada  bahan  hingga  akhirnya hilang  karena  mengalami  reaksi  penyerapan  atau  keluar  dari  sistem.  Pemodelan  ini  menggunakan  variasi material  dan  ukurannya  agar  menghasilkan  nilai  dari  tiap  parameter-parameter  yang  sesuai  dengan rekomendasi  I International  Atomic  Energy  Agency (IAEA)  untuk  BNCT,  yaitu  fluks  neutron  epitermal ĭHSL![ 9 n.cm -2 .s -1 , rasio antara laju dosis neutron cepat dan fluks neutron epitermal ( ئ IĭHSL x  10 -13 Gy.cm 2 .n -1 ,  rasio  antara  laju  dosis  gamma  dan  fluks  neutron  epitermal  ( ئ ȖĭHSL   [ -13 Gy.cm 2 .n -1 UDVLRDQWDUDIOXNVQHXWURQWHUPDOGDQHSLWHUPDOĭWKĭHSLGDQUDVLRDQWDUDDUXVGDQIOXNV neutron  epite UPDO -ĭHSL !  %HUGDVDUNDQ KDVLO RSWLPDVL GDUL SHPRGHODQ LQL PDWHULDO GDQ XNXUDQ penyusun  kolimator  yang  didapatkan  yaitu  0,75  cm  Ni  sebagai  dinding  kolimator,  22  cm  Al  sebagai moderator  dan  4,5  cm  Bi  sebagai  perisai  gamma.  Keluaran  berkas  radiasi  yang  dihasilkan  dari  pemodelan NROLPDWRUUDGLDOEHDPSRUW\DLWXĭHSL [ 6 n.cm -2 s -1 , ئ IĭHSL [ -13 Gy.cm 2 .n -1 , ئ ȖĭHSL x  10 -12 Gy.cm 2 .n -1 ĭWKĭHSL    GDQ -ĭHSL    %HUGDVDUNDQ SHQHOLWLDQ LQL KDVLO RSWLPDVL parameter  sebagai  persyaratan  kolimator  untuk  BNCT  yang  keluar  dari radial beam  port tidak  sepenuhnya memenuhi kriteria  yang direkomendasikan oleh IAEA sehingga perlu dilakukan penelitian lebih lanjut agar tercapainya persyaratan IAEA.
Kata kunci: BNCT, radial beamport , MCNP 5, kolimator

## ABSTRACT
MODELLING  COLLIMATOR  OF  RADIAL  BEAM  PORT  KARTINI  REACTOR  FOR  BORON NEUTRON  CAPTURE  THERAPY . One of the cancer therapy methods is BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). BNCT utilizes neutron nature by 10 B deposited on cancer cells. The superiority of BNCT compared to the rradiation therapy is the high level of selectivity since its level is within cell. This study was carried out on collimator modelling in radial beam port of reactor Kartini for BNCT. The modelling was conducted by simulation  using  software  of  Monte  CarloN-Particle  version5 (MCNP  5).  MCNP5 is a  package  of the programs for both simulating and calculating the problem of particle transport by following the life cycle of a  neutron  since  its  birth  from  fission  reaction,  transport  on  materials,  until  eventually  lost  due  to  the absorption reaction or out from the system. The collimator modelling used materials which varied in size in order to generate the value of each of the parameters in accordance with the recommendation of the IAEA, the  epithermal neutron flux ( ĭHSL ) > 1.0 x  10 9 n.cm -2 s -1 , the  ratio between the  neutron dose  rate fast and epithermal neutron flux ( ئ IĭHSL ) < 2.0 x10 -13 Gy.cm 2 .n -1 , the  ratio  of gamma dose  rate and epithermal neutron flux ( ئ ȖĭHSL ) < 2.0 x10 -13 Gy.cm 2 .n -1 , the  ratio between the  thermal and epithermal neutron flux ( ĭWKĭHSL ) < 0.05 and the ratio between the current and flux of the epithermal neutron ( -ĭHSL ) > 0.7. Based on  the  results  of the  optimization of the modeling,  the  materials and sizes  of  the collimator  construction obtained were 0.75 cm Ni as collimator wall, 22 cm Al as a moderator and 4.5 cm Bi as a gamma shield. The outputs of the radiation beam generated from collimator modeling of the radial beam port were ĭHSL = 5.25
x 10 6 n.cm -2 .s-1, ئ IĭHSL = 1.17 x 10 -13 Gy.cm 2 .n -1 , ئ ȖĭHSL = 1.70 x 10 -12 Gy.cm 2 .n -1 , ĭWKĭHSL = 1.51 and -ĭHSL = 0.731. Based on this study, the results of the beam radiation coming out of the radial beam port did not fully meet the criteria recommended by the IAEA so need to continue this study to get the criteria of IAEA.
Keywords: BNCT, radial beamport, MCNP 5, collimator

## PENDAHULUAN
Kanker merupakan  penyebab  kematian  kedua  di  dunia  untuk  penyakit  tidak  menular.  Di Indonesia,  salah  satu  dari  negara  berkembang,  telah  banyak  yang  menjadi  korban  akibat  penyakit kanker.  Berdasarkan  data  dari World  Health  Organization yang  dipublikasikan  dalam  buku World Health  Statistic ,  ada  kurang  lebih  165  orang  meninggal  untuk  setiap  100.000  populasi  dikarenakan penyakit  kanker  [1]. Salah  satu  terapi  kanker  yang  sedang  berkembang  saat  ini  yaitu  BNCT  yang memanfaatkan tangkapan neutron termal oleh isotop 10 B. Sebenarnya tidak hanya 10 B yang memiliki kecenderungan  menyerap  neutron  termal.  Terdapat  nuklida  selain 10 B  untuk  BNCT  yang  memiliki tampang lintang serapan yang lebih tinggi yaitu isotop 157 Gd. Namun, berdasarkan penelitian Cheng et al. (1995)  kelemahan  dari  reaksi 157 *GQȖ PHODOXL WHUDSL *G1&7 Gadolinium  Neutron  Capture Therapy ) adalah produk hasil reaksi yang dipancarkan tidak selektif pada tingkatan sel sehingga dapat terjadi kerusakan pada sel sehat [2].
BNCT  memanfaatkan  nuklida stabil 10 B untuk  menangkap  neutron  melalui reaksi 10 %QĮ 7 Li. Proses  infusi  nuklida  stabil 10 B  ke  dalam  tubuh  sangat  berpengaruh  terhadap  jumlahnya  yang terakumulasi  ke  dalam  sel  kanker.  Tipe  penyuntikan  yang  telah  ada  adalah intravena (i.v.)  dan intracarotidly (i.c.). Intravena merupakan  penyuntikan  senyawa  yang  mengandung 10 B  melalui pembuluh  vena  sedangkan  penyuntikan  secara intracarotidly merupakan  penyuntikan  senyawa  yang mengandung 10 B  melalui  arteri  carotit  internal.  Penyuntikan  dengan  i.v.  diperoleh  rasio  antara konsentrasi  boron  di  sel  kanker  dan di  darah  adalah  3,5:1.  Sedangkan  untuk  metode  infusi  i.c. menghasilkan rasio yang jauh lebih besar yaitu 10:1 [3]. Setelah 10 B bereaksi dengan neutron termal maka  menjadi 11 B  dalam  keadaan  yang  tidak  stabil  dan  untuk  menuju  stabil  maka  meluruh  dalam waktu  10- GHWLN ODOX PHQJKDVLONDQ SDUWLNHO Į 7 Li  dan  sinar  gamma  dengan  energinya  masing- PDVLQJDGDODKVHNLWDU0H90H9GDQ0H93DUWLNHOĮGDQ 7 Li memiliki Linear Energy Transfer (LET)  yang  tinggi,  masing-masing  adalah  196  keV/ ȝ m dan  162  keV/ ȝ m.  Jangkauan  dari kedua partikel ini masing-masing berjarak 9 ȝ m dan 5 ȝ m sehingga iradiasi dapat secara selektif pada sel  yang  mengandung 10 B [4].  Ada dua jenis  neutron  yang  dapat digunakan sebagai  sumber  neutron dalam BNCT yaitu neutron termal dan epitermal. Neutron termal biasanya digunakan untuk sel kanker yang  terletak  di  permukaan  kulit  ( superficial )  sedangkan  untuk  neutron  epitermal  digunakan  pada daerah  sel  kanker  yang  lebih  dalam  yaitu  8  sampai  10  cm  dari  permukaan  kulit  karena  akan termoderasi  terlebih  dahulu  oleh  jaringan  tubuh  sehingga  ketika  mencapai  sel  kanker  sudah  dalam bentuk neutron termal [5].
Reaktor  Kartini  beroperasi  pada  daya  100  kW  dan  memiliki  enam  saluran  yang  langsung terhubung  dengan  inti  reaktor  untuk  melewatkan  neutron  keluar,  salah  satunya  yaitu  saluran radial beam  port .  Saat  ini,  saluran radial  beam  port belum  dimanfaatkan  sebagai  sumber  neutron  untuk BNCT.  Oleh  karena  itu  perlu  dilakukan  optimasi  desain  kolimator  pada  saluran radial  beam  port dengan  melakukan  pemodelan  kolimator  menggunakan  simulasi Monte  Carlo  N-Particle versi  5 (MCNP 5) dengan hasil keluaran berupa berkas radiasi yang mengacu pada rekomendasi International Atomic Energy Agency (IAEA) untuk pemanfaatan sebagai sumber neutron untuk BNCT.

## METODOLOGI
Penelitian dilakukan pada saluran radial beam port reaktor Kartini yang posisinya ditunjukkan pada Gambar 1, 2 dan 3.
Gambar 1. Tampak atas irisan reaktor Kartini [5]
Gambar 2.  Dimensi radial beam port
Gambar 3. Bagian-bagian kolimator yang dioptimasi.

## Pemodelan Reaktor Kartini
Spesifikasi  dari  reaktor  Kartini  mengikuti  data-data  yang  didokumentasikan  didalam  buku pedoman Laporan Analisis Keselamatan (LAK). Reaktor Kartini dimodelkan sebagai sumber neutron yang akan digunakan selanjutnya pada kolimator. Pada tahap ini, ukuran-ukuran dari teras reaktor yang berbentuk  silinder  dengan  struktur  penyusunnya  dimodelkan  atas  komponen-komponen  utamanya yaitu  elemen  bakar,  elemen  grafit  ( dummy ),  central  thimble,dan  batang  kendali.  Komponen  tersebut tersebar pada pada teras reaktor yang tersusun dalam enam daerah (ring A, B, C, D, E dan F) sehingga membentuk sebuah silinder seperti yang ditunjukkan pada Gambar 4.
Gambar 4. Konfigurasi teras reaktor [6].
Setelah  dimodelkan  teras  reaktornya  maka  selanjutnya  dilakukan  perhitungan  kekritisan. Perhitungan kekritisan dilakukan pada daya tetap reaktor 100 kW. Diagram alir perhitungan kekritisan reaktor adalah seperti ditunjukkan pada Gambar 5.
Gambar 5. Diagram alir simulasi MCNP 5 [7].

## Pemodelan Dinding Kolimator
Penggunaan kolimator adalah untuk merefleksikan neutron sehingga dapat menaikkan intensitas berkas  neutron  pada  ujung  kolimator.  Material  yang  digunakan  adalah  material yang  mempunyai tampang lintang hamburan dan massa atom relatif yang besar. Beberapa kandidat material yang cocok di  antaranya  adalah  Ni,  Pb,  Bi  dan  PbF 2 [5, 8,  9].  Pada  penelitian  ini,  pengujian  tiap  material dilakukandengan  variasi  ketebalan  tiap  0,25  cm sampai  dengan  3  cm  untuk  memperoleh  data  yang
Pemodelan Kolimator di Radial Beam......... (Bemby Yulio Vallenry)
optimal. Optimasi ini ditujukan untuk mendapatkan fluks neutron epitermal sebesar-besarnya sehingga diharapkan sesuai dengan syarat IAEA untuk BNCT yaitu  > 1.0 x 10 9 n.cm -2 .s -1 [4].

## Pemodelan Moderator
Moderasi neutron cepat yang paling baik adalah bahan yang mampu menurunkan rasio antara laju  dosis neutron cepat dan  fluks neutron epitermal ( ئ IĭHSLVHFDUDRSWLPDO Material  yang  dipilih adalah  material  yang  memiliki  tampang  lintang  miroskopik  lebih  besar  pada  rentang  energi  neutron cepat dibandingkan pada rentang energi neutron epitermal. Beberapa material yang diujikan adalah Al, Al2O3 dan AlF3  [5,  8,  9]. Pada  penelitian  ini,  pengujian  tiap  material  dilakukan dengan  variasi ketebalan  Al  22  cm,  Al2O3  16  cm,  AlF3  15  cm,  S  27  cm,  Al2S3  27  cm  dan  grafit  8  cm  untuk memperoleh  data  yang  optimal. Optimasi  ini  ditujukan  untuk  mendapatkan  nilai ئ IĭHSL serendah- rendahnyanya  sehingga  diharapkan  sesuai  dengan  syarat  IAEA  untuk  BNCT  yaitu  <  2.0  x  10 -13 Gy.cm 2 .n -1 [4].

## Pemodelan Perisai Gamma
Setelah  material  moderator  didapatkan,  maka  tahap  selanjutnya  yaitu  pemasangan  perisai gamma. Perisai gamma berfungsi untuk menghalangi sinar gamma yang keluar dari ujung radial beam port. Material perisai gamma yang diujikan adalah Pb dan Bi [5, 8, 9]. Material yang terpilih nantinya adalah  material  yang  dapat  menurunkan  rasio  antara  laju  dosis  gamma  dan  fluks  neutron  epitermal (D ሶ ȖĭHSLVHFDUDRSWLPDO3DGDWDKDSLQLRSWLPDVLGLODNXNDQ untuk  mendapatkan  D ሶ ȖĭHSL serendah- rendahnya sehingga diharapkan sesuai dengan syarat IAEA untuk BNCT yaitu < 2.0 x 10 -13 Gy.cm 2 .n -1 [4]. Untuk ketebalan material Pb 4, 5 cm dan Bi 4,5 cm menghasilkan 2x10 -12 Gy.cm 2 .n -1 .

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Validasi Pemodelan Reaktor Kartini
Perhitungan kritikalitas menggunakan MCNP 5 memberikan hasil k eff 1,0075 ± 0,0009 dengan posisi  batang  kendali  pengaman  100%,  kompensasi  50%  dan  pengatur  45%.  Hasil  k eff tersebut mendekati  dan  masih  dalam  rentang  standar  deviasi  dengan  nilai  kritikalitas  yang  diharapkan  yaitu 1,000 ± 0,010. Nilai fluks neutron yang terukur pada ring yang fluks neutronya tertinggi yaitu ring B dalah  1,34  x  10 12 n.cm -2 .s -1 ,  sedangkan  pada  kondisi  sebenarnya  adalah  1,24  x  10 12 n.cm -2 .s -1 [9]. Penyimpangan  nilai  ini  disebabkan  oleh  beberapa  faktor  diantaranya  pemodelan  reaktor  tidak  sama persis  dan  kondisi  material  yang  digunakan  dalam  keadaan  ideal  (baru).  Meskipun  begitu,  simulasi menggunakan  MCNP  ini  masih  bisa  digunakan  sebagai  pendekatan  dalam  pemodelan  kolimator karena burn up dan produksi fisi bahan bakar reaktor Kartini sangat kecil dikarenakan dayanya hanya 100 kW dan waktu operasinya tidak kontinyu.

## Optimasi Dinding Kolimator
Dinding  kolimator  difungsikan  sebagai  reflektor  neutron  sebagai  usaha  untuk  meningkatkan fluks neutron epitermal. Hasil simulasi pada bahan uji dinding kolimator dengan ketebalannya adalah seperti pada Gambar 6.
Gambar 6. Fluks neutron epitermal pada bahan uji dengan ketebalannya.
Gambar  6  menunjukkan  bahwa  bahan  uji  Ni  adalah  bahan  yang  paling  baik  untuk  dijadikan sebagai  dinding  kolimator  karena  kemampuannya  dalam  meningkatkan  fluks  neutron  epitermalnya. Berdasarkan  gambar  tersebut  didapatkan  material  yang  paling  baik  untuk  meningkatkan  nilai  fluks epitermal tertinggi adalah material Ni dengan ketebalan 0,75 cm. Hal tersebut sesuai dengan tampang lintang mikroskopik hamburan elastis yang dimiliki oleh Ni-58 yang merupakan isotop terbesar dari Ni alam yang nilanya lebih besar dibandingkan dengan material yang lain seperti yang ditunjukkan pada Gambar 7.
Gambar 7. Tampang lintang mikroskopik hamburan 58 Ni, Pb dan Bi [10].

## Optimasi Moderator
Moderator  difungsikan  untuk  menurunkan  rasio  antara  laju  dosis  neutron  cepat  dan  fluks neutron epitermal ( ئ IĭHSLVHFDUDRSWLPDO'LDQWDUDPDWHULDO\DQJGLXMLNDQ sebagai moderator, hasil yang  paling  optimal  didapatkan  dengan  menggunakan  material  Al  dengan  ketebalan  22  cm dibandingkan  dengan  jenis  material  lain  dengan  ketebalannya  masing-masing.    Hal  itu  ditunjukkan seperti pada Gambar 8.
Gambar 8. ئ IĭHSLGDQ ئ ȖĭHSLRSWLPDOGDULWLDSPRGHUDWRUGHQJDQNHWHEDODQQ\D
Namun,  hasil  optimasi  seperti  pada  Gambar  8  harus  dibandingkan  kembali  dengan  nilai  fluks epitermalnya  seperti  pada  Gambar  9  sehingga  mendapatkan  hasil  yang  optimal  untuk  keseluruhan parameter ukur untuk BNCT.
Gambar 9. Fluks epitermal terhadap moderator dengan ketebalannya.
Berdasarkan Gambar 8 dan 9 yaitu material yang menjadi moderator terbaik adalah Al dengan ketebalan  22  cm  karena  mampu  menurunkan ئ IĭHSL SDOLQJ UHQGDKKLQJJD  [ -13 Gy.cm 2 /n. Namun, apabila dilihat dari parameter ئ ȖĭHSL$O6GHQJDQNHWHEDODQFPDGDODKPDWHULDO\DQJ paling  baik  karena  lebih  rendah  dibanding  Al  yaitu  6,59  x  10 -12 Gy.cm 2 /n.  Oleh  karena  itu  perlu GLEDQGLQJNDQ SXOD GHQJDQ ĭHSL WHUKDGDS PDWHULDO XML PRGHUDW or  dengan  ketebalannya.  Hasilnya, material Al mampu melewatkan fluks neutron epitermal lebih besar dibandingkan Al2S3 yaitu sebesar 8,91  x  10 6 n.cm 2 .s -1 .  Hal  inilah  yang  menyebabkan  Al  menjadi  material  terpilih  sebagai  moderator meskipun ئ ȖĭHSLUHODWLIOH bih tinggi dibandingkan Al2S3. Oleh sebab itu, perlu dilakukan optimasi kembali pada pemilihan material perisai gamma.

## Optimasi  Perisai Gamma
Salah  satu  dampak  dari  adanya  serapan neutron adalah  radiasi  gamma  yang  mempunyai  daya tembus yang tinggi sehingga dibutuhkan perisai gamma untuk mengurangi kontaminasi dosis gamma pada neutron epitermal dengan kata lain mengurangi rasio antara laju dosis gamma dan fluks neutron
epitermal. Perisai gamma yang baik adalah material yang mempunyai koefisien atenuasi yang besar. Koefisien ini sebanding dengan densitas bahan sehingga diperlukan bahan yang mempunyai densitas massa  yang  besar.  Oleh  karena  itu,  material  yang  diujikan  untuk  perisai  gamma  adalah  Pb  dan  Bi. Hasil pengukuran perisai gamma oleh material Pb dan Bi dengan variasi ketebalan dari 0,5 cm sampai 5 cm yang diperoleh setelah dilakukan simulasi MCNP 5 diperoleh ketebalan optimum 4,5 cm yang ditunjukkan pada Gambar 10 dan  11.
Gambar 10. ئ ȖĭHSLGDQ ئ IĭHSLRSWLPDOWHUKDGDSPDWHULDOXMLSHULVDL gamma dengan ketebalannya.
Gambar 11. Fluks epitermal terhadap material uji perisai gamma dengan ketebalannya.
Pada Gambar 10 dan 11 bahwa ketebalan 4,5 cm untuk bahan Pb dan Bi memberikan ئ ȖĭHSLPDVLQJ - masing adalah 2,02 x 10 -12 Gy.cm 2 .n -1 dan 1,70 x 10 -12 Gy.cm 2 .n -1 serta memberikan ئ IĭHSLPDVLQJ - masing  adalah  1,28  x  10 -13 Gy.cm 2 .n -1 dan  1,17  x  10 -13 Gy.cm 2 .n -1 .  Hasil  penelitian  mengacu  pada kriteria  IAEA  yang  merekomendasikan  bahwa  kedua  parameter  tersebut  ( ئ ȖĭHSL GDQ ئ IĭHSL masing-masing  bernilai  kurang  dari  2  x 10 -13 Gy.cm 2 .n -1 .  Bi  memberikan  nilai ئ ȖĭHSLGDQ ئ IĭHSL terendah. Namun, hanya satu parameter yang sesuai yaitu ئ IĭHSL[ -13 Gy.cm 2 .n -1 [11]. Gambar 11  menunjukkan  bahwa  material  Bi  lebih  optimal  untuk  melewatkan  fluks  neutron  epitermal dibandingkan  dengan  Pb.  Hal  tersebut  sesuai  dengan  tampang  lintang  mikroskopik  totalnya  seperti pada Gambar 12.
Gambar. 12 Tampang lintang mikroskopik total material uji perisai gamma [10].
Semua  jenis  material  sebagai  pendukung  bahan  kolimator  baik  dinding  kolimator,  moderator  dan apurture  yaitu  Bi,  Pb,  Ni,  PbF 2 Al 2 O 3 ,  AlF 3 ,  S,  Al 2 S 3 dan  grafit  maka  bahan  nikel  adalah  yang memenuhi untuk digunakan sebagai dinding kolimator dan material jenis Al sebagai moderator serta bismuth  sebagai  perisai  gamma.  Jenis  material-material  tersebut  mudah  didapat  di  pasaran  dan harganya mudah terjangkau.

## KESIMPULAN
Pemodelan kolimator pada radial beam port reaktor Kartini dilakukan dengan pengujian secara bertahap  untuk  masing-masing  bagian  kolimator.  Hasil  uji  optimasi  dari  material,  geometri  dan dimensi penyusun kolimator didapatkan bahwa tebal dinding kolimator 0,75 cm dengan material Ni, tebal moderator 22 cm dengan material Al, tebal perisai gamma 4,5 cm dengan material Bi. Hasil akhir NHOXDUDQ EHUNDV UDGLDVL GDUL NROLPDWRU DGDODK ĭHSL   [ 6 n.cm -2 .s -1 , ئ IĭHSL   [ -13 Gy.cm 2 .n -1 , ئ ȖĭHSL   [ -13 Gy.cm 2 .n -1 ĭWKĭHSL    GDQ -ĭHSL Berdasarkan penelitian  ini,  hasil  berkas  radiasi  yang  keluar  dari radial  beam  port tidak  sepenuhnya  memenuhi kriteria yang direkomendasikan oleh IAEA [3,12] sehingga diperlukan optimasi lebih lanjut terhadap parameter  berkas  radiasi  yang  belum  memenuhi  syarat  dengan  memvariasi  terhadap  jenis  material, geometri dan dimensi penyusun kolimator.

## SARAN
1. Perlu  dilakukannya  pencarian  material  dinding  kolimator  yang  memiliki  tampang  lintang mikroskopik  hamburan  elastik yang  lebih  besar  dari  Ni,  Pb,  Bi  dan  PbF 2 agar  fluks  neutron epitermal yang keluar dari ujung beam port memenuhi rekomendasi IAEA yaitu lebih besar dari 1 x 10 9 n.cm -2 .s -1 .
2. Perlu adanya pencarian material moderator selain Al, S, Al 2 O 3 , AlF 3 , Al 2 S 3 , Grafit atau kombinasi daripadanya yang memiliki tampang lintang mikroskopik total bernilai besar pada rentang energi cepat (> 10 keV) dan rendah pada rentang energi epitermal (0,5 eV < E < 10 keV) sehingga dapat menghasilkan  laju  dosis  neutron  cepat  per  fluks  neutron  epitermal  serendah-rendahnya  dengan melewatkan fluks neutron epitermal sebesar-besarnya dan memenuhi kriteria IAEA.
3. Perlu dicari kembali material perisai gamma selain Bi yang memiliki serapan gamma lebih besar tetapi serapan neutron epitermal serendah-rendahnya.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penulis mengucapkan terimakasih kepada Dr. Ir. Agus Arif, M.T. yang telah memberikan saran untuk  perbaikan  isi  dan  tulisan beserta  seluruh  anggota  tim  konsorsium  riset  insentif  SINas Kementerian  Riset dan Teknologi  Republik  Indonesia yang  berjudul "Pengembangan Teknologi  dan Aplikasi Boron Neutron Capture Cancer Therapy dengan Compact Neutron Generator ".

## DAFTAR PUSTAKA
1. World Health Organization, 2013, World health statistics 2013 . Available from:  hyperlink http://www.who.int/gho/publications/world_health_statistics/2013/en/.  Accessed 5  Juli
2014.
2. Tiyapun,  K.  Epithermal  neutron  beam  design  at  the  Oregon  State  University  TRIGA MARK  II  reactor  (OSTR)  based  on  Monte  Carlo  Methods. Thesis. ,  Oregon  State University, Corvallis; 1997
3. Rorer, D.A., Wambersie, G., Whitmore, R., Zamenhof, V., Levin, P., Andreo, dan Dodd, B. Current  status  of  neutron  capture  therapy.  A  technical  document,  IAEA-TECDOC-1223, IAEA, Vienna; 2001.
4. Sauerwein, W., dan Moss, R. Requirement for boron neutron capture therapy (BNCT) at a nuclear research reactor.  The European BNCT Project, Belanda; 2009
5. Ilma, M.  Perancangan kolimator di beam port tembus reaktor Kartini untuk boron neutron capture  therapy.  Skripsi,  Jurusan  Teknik  Fisika,  Universitas  Gadjah  Mada,  Yogyakarta; 2013.
6. BATAN.    Laporan  analisis  keselamatan  reaktor  Kartini.    Dokumen  Teknis, C7/05/B2/LAK/2005, Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Badan Tenaga Nuklir Nasional, Yogyakarta; 2005
7. Yazid, P.I. Monte Carlo N-Particle transport system slides. Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN), Jakarta; 2013.
8. Wolfgang  A.G.  Sauerwein,  Andrea  Wittig    Raymond  Moss,  Yoshinobu  Nakagawa. Neutron  capture  therapy  principles  and  applications.    Department  of  Radiotherapy  and Radiation  Oncology  Philipps-University  Marburg,  Marburg  Germany  Springer-Verlag Berlin Heidelberg; 2012.
9. Fauziah,  N. A  conceptual  design  of  neutron  collimator  in  thermal  column  of  Kartini research  reactor  for  boron  neutron  capture  therapy.  Skripsi,  Jurusan  Teknik  Fisika, Universitas Gadjah Mada, Yogyakarta; 2013.
10. Korea  Atomic  Energy  Research  Institute,  2000.  Table  of  Nuclides  and  Cross  Section Plotter.  Available  from: hyperlink  "http://atom.kaeri.re.kr/" http://atom.kaeri.re.kr/ . Accessed 5 Juli 2014.
11. K SKÖLD, T Gorlia, L Pellettieri, V Giusti . Boron Neutron Capture Therapy for Newly Diagnosed  Glioblastoma  Multiforme: an  Assessment  of  Clinical  Potential .  The  British Journal of Radiology. 2010; 83:597.
12. Tetsuya    Mukawa,    Tetsuo    Matsumoto,    dan    Koji  Niita.  Study  on  microdosimetry  for boron neutron capture therapy . Progress in Nuclear Science and Technology. 2011;  2: 242.