## Modification of Materials and Thickness Layer of Radial Piercing Beamport (RPB) Reflector on Kartini Reactor for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT)

## Octaviana Erawati F, Riyatun, dan Suharyana
Jurusan Fisika Fakultas MIPA Universitas Sebelas Maret Jl. Ir Sutami 36 A Surakarta octavianaerfa@gmail.com
Received 9-01-2015, Revised 6-04-2015, Accepted 8-04-2015, Published 30-04-2015

## ABSTRACT
Modification  of  materials  and  thicknesses  reflector  RPB  of  Kartini  reactor  has  been  done  to support cancer therapy with BNCT method. Modifications have been investigated by computer simulation  method  based  on  software  MCNP5.  Neutron  beam  for  BNCT  must  be  fulfill  the criteria  recommended  by  International  Atomic  Energy  Agency  (IAEA),  two  of  which  are 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 > 10 9 . n.cm -2 .s -1 and 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 <  0,05 .  Before  the  modification  of the  neutron  beam  done,  the  measurements  in  the  end  of  the  RPB  indicate  that 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 = 8,55 × 10 07 n.cm -2 .s -1 and 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 =  2,91 . These conditions were not fulfilling the requirements of the IAEA, so that the modification of the reflector material and thickness layer of RPB should be done. Those modifications were done by varying the materials PbF2, Pb- nat, 209Bi, Ni-nat (95%) and Fe-nat. The simulation result showed if the material Ni-nat (95%) on the thickness 1.5 cm was use as a coating material reflector optimally. The results after the modification  showed  that 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 increased  7,54%  with  the  increase  amounted  to 1,14 × 10 8 n.cm -2 .s -1 . 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 decrease 21,45%, then decreasing the value of 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 became  1,70.    After  the  modification  the  results  has  not  yet  fulfill  the  criteria  of  the  IAEA. Because of the reflector was not the only guide neutron beam. Moderator and filter have not been optimized to deliver results for files that match the criteria of the IAEA for BNCT. Therefore, in future studies modified with the addition of a neutron moderator and also filter is expected to help increasing the quantity of 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 and decreasing of 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 . Keywords : BNCT, RPB, reflector, beam neutron, IAEA.

## ABSTRAK
Modifikasi  bahan  dan  ketebalan  pelapis  reflektor  RPB  reaktor  Kartini  telah  dilakukan  untuk mendukung terapi kanker dengan metode BNCT. Modifikasi dilakukan dengan metode simulasi komputer  berbasis  perangkat  lunak    MCNP5.  Berkas  neutron  untuk  keperluan  BNCT  harus memenuhi  parameter-parameter  yang  disyaratkan  oleh  IAEA,  dua  diantaranya  adalah 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 > 10 9 . n.cm -2 .s -1 dan 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 <  0,05 .  Sebelum  dilakukan modifikasi  pengukuran  berkas  neutron  pada  ujung  RPB  menunjukkan  bahwa 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 = 8,55 × 10 07 n.cm -2 .s -1 dan 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 =  2,91 . Kondisi tersebut belum memenuhi persyaratan IAEA,  sehingga dilakukan modifikasi bahan dan ketebalan pelapis reflektor RPB. Modifikasi dilakukan dengan mengoptimasi bahan pelapis reflektor dengan variasi bahan PbF 2, Pb-nat, 209 Bi,  Ni-nat  (95%)  dan  Fe-nat.  Dari  hasil  simulasi  menunjukkan  jika  material  Ni-nat (95%) pada ketebalan 1,5cm merupakan material dengan ketebalan optimum untuk digunakan sebagai  bahan  pelapis  reflektor.  Hasil  simulasi  setelah  dilakukan  modifikasi  pelapis  reflektor menunjukkan bahwa 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 meningkat sebesar 7,54% dengan bertambah menjadi sebesar 1,14 × 10 8 n.cm -2 .s -1 . 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 menurun  sebesar  21,45%,  sehingga  menurunkan  nilai
𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 menjadi sebesar 1,70 . Setelah dilakukan modifikasi hasilnya belum juga memenuhi  kriteria  IAEA.  Hal  ini  disebabkan  karena  reflektor  bukan  merupakan  satu-satunya pemandu  berkas  neutron.  Fungsi  moderator  dan  filter  belum  dioptimalkan  untuk  memberikan hasil berkas yang sesuai kriteria IAEA untuk BNCT. Oleh karena itu pada penelitian selanjutnya modifikasi dengan penambahan moderator dan juga filter neutron diharapkan dapat membantu meningkatkan kuantitas 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 dan menurunkan 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 .
Kata kunci : BNCT, RPB , reflektor, fluks neutron, IAEA .

## PENDAHULUAN
Kanker merupakan penyakit kelainan sel,  dimana sel  tumbuh secara tidak terkendali karena aktivitas pembelahan sel melebihi batas normal. Jika sel kanker tidak dimatikan, dapat menular kejaringan terdekat atau menyebar terbawa aliran cairan ke seluruh tubuh [1] . Kasus kanker di Indonesia meningkat setiap tahunnya. World Health Organization (WHO,2012) menyatakan bahwa dari 250 juta penduduk Indonesia tidak kurang  dari 0,12% nya dinyatakan mengidap kanker [2-4] . Angka kematian  yang disebabkan oleh penyakit ini mencapai  65%. Jenis kanker terbanyak bagi wanita adalah kanker servik, payudara, dan paru-paru,  sedangkan untuk pria adalah  kanker  paru-paru,  prostat  dan  liver [4] .  WHO  juga  memprediksikan  pada  2020  kasus kanker di Indonesia akan mencapai 366.875 kasus kanker dengan perkiraan kematian sebesar 239.030 kasus [2,3] . Oleh karena itu terapi kanker merupakan salah satu bidang penting dalam dunia medis.
Dari fakta di  atas  maka  metode pengobatan kanker terus berkembang. Salah satunya  adalah radioterapi,  yang  memanfaatkan  energi  radiasi  dari  unsur  dan  partikel  radioaktif  sebagai pembunuh  sel  kanker.  Radiasi  dapat  menyebabkan  kerusakan,  kematian  bahkan  perubahan sifat  sel  akibat  rusaknya  ikatan  dalam  struktur  DNA [5] .  Prinsip  keamanan  radioterapi  sama seperti metode terapi yang lain, yaitu memaksimalkan kerusakan pada jaringan sel kanker dan meminimalkan efek negatif pada sel normal, oleh karena itu radioterapi memiliki acuan dosis tertentu. Kematian sel atau perubahan pada sel, bergantung pada dosis radiasi yang diterapkan. Ionisasi langsung pada DNA oleh radiasi dengan Linear Energy Transfer (LET) tinggi akan menyebabkan  mutasi  DNA,  sehingga  terjadi  gangguan  fungsi  dan  kematian  sel  atau jaringan [6,7] .
Salah  satu  radioterapi  adalah  BNCT,  yaitu  teknik  terapi  yang  memanfaatkan  interaksi tangkapan neutron oleh inti 10 B yang akan menghasilkan partikel-α dan inti hasil 7 Li melalui reaksi 10 B(n,α) 7 Li [8] .  Energi  partikel-α  inilah  yang  dimanfaatkan  untuk  merusak  sel  kanker dalam  jaringan    tubuh.  Jangkauan/ range partikel-α  sangat    pendek  seukuran  dimensi  sel, sehingga  efek  radiasi  dapat  difokuskan  pada  sel  kanker  dan  mengurangi  efek  negatif  sel sehat [9] . BNCT dilakukan dengan menyuntikan senyawa boron kedalam sel kanker. Senyawa boron  tersebut  misalnya  Borocaptate  Sodium  (BSH)  dan  Boronophenylaine  (BPA) [10] . Perbandingan  konsentrasi  serapan  senyawa 10 B  oleh  sel  kanker  dan  sel  sehat  adalah  10:1, sehingga terapi ini bersifat selektif karena peluang neutron bereaksi dengan 10 B di sel kanker lebih besar daripada sel sehat [11] .
Setidaknya dalam  BNCT terdapat  dua hal  penting,  yaitu metode penempatan senyawa  yang mengandung 10 B ke dalam sel serta penyediaan sumber neutron. Penyediaan sumber neutron merupakan bagian dari makalah ini. Neutron yang diperlukan untuk berinteraksi dengan inti 10 B  merupakan  neutron  termal/energi  rendah.  Menjadi  tantangan  tersendiri  bahwa  banyak kasus  kanker  terletak  di  bagian  dalam  tubuh  sehingga  secara  praktis  diperlukan  neutron berenergi di atas termal yaitu epitermal. Kajian secara medis mengharuskan peneliti melalukan uji in  vivo dan in  vitro sebelum  dilakukan  uji  klinis,  maka  penyediaan  neutron  dari  reaktor nuklir merupakan pilihan untuk uji pra klinis tersebut.
Pada umumnya neutron berdasarkan energinya dikelompokkan menjadi tiga 3 golongan , yaitu neutron  termal,  epitermal  dan  neutron  cepat.  Rentang  energi  termal  yaitu  neutron  yang memiliki energi < 0,5 eV. Neutron dengan rentang energi 0,5 eV – 0,01 MeV diklasifikasikan kedalam  neutron  epitermal.  Sedangkan  neutron  dengan  energi  tinggi  yaitu  >0,01  MeV diklasifikasikan kedalam neutron cepat [11] .
Reaksi  BNCT  memerlukan  neutron  termal,  akan  tetapi  agar  neutron  mampu  menjangkau bagian dalam dari kulit  maka digunakan neutron epitermal. Neutron termal hanya mencapai pada permukaan kulit dan mengalami penurunan secara eksponensial saat memasuki jaringan kulit. Neutron epitermal mampu menempuh jarak 2-3 cm di dalam kulit dan setelah itu juga mengalami penurunan energi secara eksponensial [9] .
Kuantitas dan kualitas berkas neutron yang digunakan dalam keperluan BNCT telah diatur oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) meliputi 5 parameter, yang harus dipenuhi oleh setiap  fasilitas  pendukung  BNCT  sehingga  aspek  kesehatan  dan  keselamatan  baik  untuk pekerja maupun pasien iradiasi dapat terpenuhi. Parameter-parameter tersebut disajikan pada Tabel 1.
Tabel 1. Kriteria IAEA [9] Parameter Notasi (satuan) Rekomendasi IAEA Fluk neutron epitermal 𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 (𝑛/𝑐𝑚 2 𝑠) > 1.0 × 10 9 Rasio  laju  dosis  neutron  cepat dan fluks neutron epitermal 𝐷 𝑓 ̇ /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 (𝐺𝑦 𝑐𝑚 2 /𝑛) < 2.0 × 10 −13 Rasio  laju  dosis  gamma  dan fluks neutron epitermal 𝐷 𝛾 ̇ /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 (𝐺𝑦 𝑐𝑚 2 /𝑛) < 2.0 × 10 −13 Rasio  antara  fluks  termal  dan epitermal 𝛷 𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 /𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 < 0.05 Rasio  antara  arus  neutron  dan fluks neutron 𝐽/𝛷 𝑒𝑝𝑖𝑡ℎ𝑒𝑟𝑚𝑎𝑙 > 0.7
Pada tahun 1990 Whittmore melakukan simulasi BNCT dengan menggunakan sumber neutron dari  reaktor  nuklir  OSU  TRIGA  MARK  II,  menyatakan  bahwa  fluks  neutron  untuk  BNCT optimum tercapai jika reaktor dioperasikan pada daya 10MW [12] . Daya reaktor ini cukup tinggi untuk menghasilkan neutron yang cukup banyak. Tujuh tahun berikutnya, Stephen melakukan simulasi  BNCT  dengan  reaktor  yang  sama  tetapi  dengan  daya  operasi  1MW.  Modifikasi dengan  penambahan  D 2 O  sebagai  moderator,  Sulfur  dan  Lithium  Carbonat  sebagai  filter neutron, menghasilkan fluks neutron epitermal pada orde 10 8 n.cm -2 .s -1[13] . Hal ini memberikan gambaran bahwa karakteristik berkas neutron mencapai target sangat ditentukan oleh material pemanduan neutron yang digunakan.
Pada tahun 2014 perkembangan penelitian BNCT dari segi penyediaan sumber neutron masih terfokus pada upaya memenuhi ketentuan IAEA. Proses panduan neutron menuju target 10 B dilakukan dengan modifikasi bahan material dan ukuran dari reflektor, kolimator, moderator serta filter dari berkas neutron. Kasesaz melakukan penambahan reflektor Pb dan moderator Al,  sedangkan  untuk  filternya  digunakan  Cd  dan  Bi.  Sumber  neutron  didapat  dari Tehran Reseacrh  Reactor (TRR).  Penelitian  ini  menghasilkan  fluks  neutron  epitermal  masih  pada rentang orde 10 8 n.cm -2 .s -1[14] . Shaaban dalam penelitiannya juga menghasilkan fluks neutron pada  rentang  orde  10 8 n.cm -2 .s -1 dengan  menambahkan  material  yang  sama  namun  dengan menggunakan Miniatur Neutron Source Reactor (MNSR) [15] .
Penyediaan  sumber  neutron  untuk  BNCT  di  Indonesia  masih  merupakan  penelitian berkelanjutan  terpusat  di  reaktor  penelitian  Kartini  Yogyakarta.  Kondisi  operasi  reaktor Kartini 100 kW, daya ini 10kali lebih rendah dari daya reaktor TRIGA MARK II yang biasa digunakan  dalam  penelitian-penelitian  terkait  BNCT.  Metode  simulasi  komputer  dilakukan dengan program transport neutron Monte Carlo N’ Particle Code (MCNP). Simulasi transport neutron  dilakukan  dengan  metode  Monte  Carlo,  yakni  menggunakan random  walk atau langkah-langkah acak dalam merunut perjalanan partikel. Metode ini dapat diaplikasikan untuk menghitung perjalanan partikel dari partikel hidup ketika dilepaskan dari sumbernya sampai partikel  mati  karena  lepas,  terserap,  dan  sebagainya [16] .  Program  MCNP  dibuat  oleh Los AlamosNational Laboratory , Los Alamos, New Mexico
Beberapa  penelitian  telah  dilakukan,  Muh  Ilma  melakukan  simulasi  sebuah  kolimator  RPB yang  menghubungkan  teras  reaktor  ke apperture berkas  neutron.  Material  yang  digunakan adalah Ni sebagai reflektor, Al sebagai moderator, untuk filter digunakan Boral dan Pb. Pada penelitian  ini  didapatkan  fluks  neutron  epitermal  orde  10 8 n.cm -2 .s -1[17] .    Dwi  Wahyu melakukan  optimasi  desain  kolimator  pada Radial  Piercing  Beamport (RPB).  Optimasi dilakukan dengan menambahkan Ni sebagai reflektor, 32 S sebagai moderator dan Cd serta Pb sebagai  filter  menghasilkan  fluks  neutron  epitermal  mencapai  orde  10 9 n.cm -2 .s -1[18] .  Kedua simulasi belum sepenuhnya menghasilkan karakteristik neutron yang memenuhi kriteria IAEA. Metode simulasi dilakukan secara dua tahap, yaitu tahap perekaman fluks neutron pada pangkal RPB untuk selanjutnya digunakan sebagai acuan sumber neutron yang keluar dari teras reaktor. Dengan  pemaksaan  dua  tahap  ini,  maka  akan  mereduksi  kemungkinan-kemungkinan  yang terjadi secara riel . Oleh karena itu pada penelitian ini digunakan simulasi satu tahap dengan harapan akan memberikan hasil yang lebih akurat.
Salah  satu  komponen    penting  pada  penyediaan  berkas  neutron  adalah  reflektor.  Reflektor merupakan  komponen  yang  memastikan  suatu  sistem  mampu  menjaga  kestabilan  jumlah neutron di dalam kolimator dipantulkan kembali ke arah semula sehingga neutron tidak bocor keluar  dari  sistem  kolimator.  Material  yang  digunakan  juga  harus  bersifat  menyerap  foton energi tinggi agar tidak bocor keluar kolimator.
RPB  merupakan  saluran  yang  langsung  menembus  bagian  teras  reaktor  sehingga diharapkan  fluks  neutron  pada  saluran  ini  masih  cukup  tinggi  dibanding  dengan  saluran lainnya. RPB sejauh ini belum dimanfaatkan untuk keperluan apapun di reaktor Kartini. Untuk menjamin  berkas  neutron  tetap  tinggi  diujung  keluaran apperture, maka  RPB  dilapisi  suatu bahan  yang  mampu  memantulkan  neutron  kembali  kedalam  RPB.  Material  yang  cocok digunakan  untuk  bahan  pelapis  reflektor  adalah  material  yang  memiliki  tampang  lintang hamburan  elastis  yang  tinggi.  Material  yang  disarankan  oleh  IAEA  sebagai  bahan  pelapis reflektor diantaranya adalah PbF 2 , Pb-nat, Ni-nat (95%), Bi-209, dan Fe-nat [9] .

## METODOLOGI PENELITIAN

## Alat dan Perangkat Lunak yang digunakan
Program  utama  yang  digunakan  adalah Monte  Carlo  N-Particle  Code versi  5  (MCNP5), dengan  input  ditulis  dengan  Visual  Editor  5-4.23-12N  dan  Notepad++  v6.0,  serta  Origin  8 untuk menampilkan grafik. Input file MCNP adalah model dan geometri reaktor Kartini yang telah dipublikasikan oleh Budi Rohman pada Jurnal Sains dan Tekhnologi Nuklir Indonesia seperti yang ditunjukkan pada gambar 1 [19] . Pada model input ini Reaktor Kartini diasumsikan dalam kondisi bahan bakar baru ( fresh reactor ), semua batang kendali terbenam sempurna.

## Proses Simulasi dan Pengambilan Hasil
Simulasi dilakukan dilakukan dengan memodifikasi  file input ModelR.Kartini_Budi  dengan menambahkan surface card dan cell card . Penambahan ini dilakukan pada pangkal dan ujung serta beberapa titik disepanjang RPB dengan tujuan untuk mengetahui fluks neutron pada titik- titik tersebut.
Pendiskripsian  hasil  untuk  simulasi  dengan  menggunakan  MCNP  dilakukan  dengan menambahkan sintax Tally. Pada penelitian ini digunakan tally F4:N untuk memperoleh fluks neutron  rata-rata  yang  melewati  suatu  volume  geometri  yang  ditentukan.  Nilai  tersebut menunjukkan jumlah partikel per cm 2 , dapat dihubungkan dengan daya reaktor (100kW) untuk menentukan laju fisi, sebagai berikut:
( 10 5 W ) ( 1J s ⁄ W ) ( 1MeV 1.602×10 -13 ) ( 1fisi 200Mev ) = 3,121 × 10 15 𝑓𝑖𝑠𝑖 𝑠 (1)
Tiap  fisi  mengeluarkan  rata-rata  2,42  neutron  sehingga  angka  ini  sering  disebut  faktor normalisasi neutron fisi, maka diperoleh :
( 3,121×10 15 fisi s ) ( 2.42 n fisi ) =7.553×10 15 n/s (2)
Nilai ini yang kemudian digunakan sebagai faktor multiplikasi untuk Tally 4 [20] .

## Validasi ModelR.Kartini_Budi
Validasi secara simulasi dilakukan dengan memastikkan jika ModelR.Kartini_Budi memiliki keff=1,00. Kondisi ini didapat dengan megatur posisi batang kendali dengan cara menaikkan atau menurunkan batang kendali. Validasi juga dilakukan dengan mengukur fluks neutron pada masing-masing ring pada teras reaktor dan membandingkan hasil simulasi ModelR.Kartini_Budi  dengan  eksperimen  langsung  pada  reaktor  Kartini.  Posisi  masing- masing ring ditunjukkan pada gambar 2.
Gambar 1 . ModelR.Kartini_Budi [19]
Gambar 2 . Konfirgurasi Teras Reaktor Kartini [21]

## Modifikasi RPB
RPB ModelR.Kartini_Budi sebelum dilakukan modifikasi ditunjukkan oleh gambar 3. Bagian pertama  merupakan  bagian  yang  menembus  langsung  ke  teras  reaktor,  berbentuk  tabung dengan panjang  145cm dan diameter 17,78cm.  Bagian kedua merupakan bagian yang berada dalam kungkungan lapisan beton, memiliki panjang 190 cm dan diameter 22,23 cm. Modifikasi dilakukkan pada bagian 2, hal ini dilakukkan untuk menjaga agar neutron tidak hilang keluar dari  sistem  RPB,  sehingga  fluks  neutron  tetap  terjaga  sampai  ujung  apperture.  Modifikasi dilakukkan terhadap material pelapis reflektor kolimator, dan ketebalan dari material tersebut.
Gambar 3. RPB ModelR.Kartini_Budi

## Modifikasi Material Pelapis Reflektor Kolimator
Dalam rangka menentukan bahan material yang sesuai, maka dilakukan variasi bahan material reflektor sesuai yang direkomendasikan IAEA yaitu PbF 2 , Pb-nat, Ni-nat (95%), Bi-209, dan Fe-nat. Ni- nat (95%), memiliki material pengotornya antara lain 55 Mn 1,5%, Fe -nat 1%, Si -nat 0,5%, Cu -nat 1%, 12 C 0,5%, Ti -nat 0,1%.  Tebal lapisan dibuat sama sebesar 1,5 cm. Material- material  yang direkomendasikan IAEA memiliki tampang lintang hamburan elastis terhadap neutron yang cukup besar, seperti Gambar 4a s.d 4d.
(a) (b)
(c) (d)
Gambar 4. (a) Kurva tampang lintang elastis, (b) Kurva tampang lintang elastis rentang energi termal, (c)  Kurva tampang lintang elastis rentang energi epitermal, (d) Kurva tampang lintang elastis rentang energi cepat [23]

## Modifikasi ketebalan bahan pelapis paling optimum
Setelah didapatkan material yang sesaui untuk bahan pelapis reflektor. Langkah terakhir adalah dilakukan  optimasi  ketebalan  bahan  pelapis  reflektor.  Optimasi  dilakukan  dengan memvariasikan ketebalan bahan pelapis dari 0,5cm – 6,0cm.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Hasil Validasi File Input Geometri Reaktor
Hasil  simulasi  menunjukkan  bahwa  nilai  kritikalitas  ( keff) dari  file  input  adalah (1,00749±0,00045) ,  sedangkan  nilai  acuan  reaktor  ideal  adalah  ( 1,00±0,01) .  Evaluasi terhadap nilai ini menunjukkan selisih nilai sebesar 0.00749. Nilai ini dapat diterima karena reaktor dengan keff > 1 dapat dikendalikan dengan  batang kendali. Dalam hal ini didapatkan posisi  optimum  untuk  batang  kendali  adalah  ketika  batang  pengawas  ditarik  100%,  batang kompensasi ditarik 80% dan batang pengatur dibenamkan 26.67% .
Fluks neutron pada berbagai ring sesuai geometri reaktor di Gambar 1 ditampilkan pada Tabel 3.
Tabel 2. Fluks neutron pada Ring B,C,D dan F Posisi bahan bakar Fluks neutron rata-rata (n/cm 2 s) Selisih Relatif (%) Eksperimen [22] Simulasi Ring B 1,78 ×10 12 1,87 ×10 12 5,06 Ring C 1,56 ×10 12 1,47 ×10 12 5,77 Ring D 1,14 ×10 12 1,19 ×10 12 4,38 Ring F 1,12 ×10 12 1,02 ×10 12 8,93
Terdapat selisih rata-rata maksimum sebesar 6,03%.  Selisih ini dapat muncul karena kondisi bahan bakar pada simulasi adalah fuel fresh , sedangkan eksperimen dilakukan setelah bahan bakar mengalami operasi reaksi fisi. Demikian pula pada eksperimen tidak dicantumkan posisi
batang kendali. Selisih maksimum kurang dari 10 % menyimpulkan bahwa file input tervalidasi cukup baik.

## Pengaruh Reflektor RPB terhadap Fluks Neutron
Pengurangan  fluks neutron dapat diakibatkan oleh interaksi neutron dengan material-material penyusun  RPB.  Selain  itu,  RPB  melewati  lapisan  pendingin  reaktor  atau  kolam  air  dan kungkungan beton sehingga neutron banyak yang termoderasi. Adanya kebocoran neutron juga dapat menyebabkan pengurangan fluks neutron. Tabel 3 menunjukkan penurunan fluks neutron sepanjang perjalanannya melintasi RPB dari hasil simulasi menggunakan ModelR.Kartini_Budi.  Tabel  3  menunjukkan  jika  penurunan  rata-rata  fluks  neutron  dari pangkal RPB sampai ujung RPB adalah sebesar 99,96%.
Tabel 3. Fluks neutron pada pangkal & ujung beamport sebelum dilakukkan optimasi
Posisi Fluks neutron (n/cm 2 s) Termal Epitermal Cepat Pangkal RPB 6.16  × 10 11 2.88  × 10 11 5.64  × 10 11 Ujung RPB 2.49 × 10 08 8.55 × 10 07 2.97 × 10 08
Pada gambar 5a terlihat  bahwa dari hasil simulasi,    fluks neutron termal, epitermal  maupun cepat mengalami  penurunan seiring dengan bertambahnya jarak dari teras reaktor. Penurunan neutron cenderung memiliki trend yang sama. Penurunan rata-rata fluks tersebut mencapai orde 10 -4 ncm 2. s -1 pada  jarak  240cm  dari  teras  reaktor.  Gambar  5b  menunjukkan  penurunan  fluks neutron dari hasil eksperimen yang mencapai orde 10 -3 ncm 2. s -1 (a) (b)
(c)
Gambar 5 . (a) Penurunan fluks neutron dari hasil simulasi menggunakan MCNP5, (b) Penurunan fluks neutron dari hasil eksperimen [24 ] , (c) Penurunan fluks neutron total dari hasil simulasi dan eksperimen
Gambar 5c menunjukkan jika fluks neutron untuk hasil ekperimen lebih rendah 10 3 n.cm -2 s -1 dari  hasil  simulasi.  Namun,  terlihat  jika  hasil  simulasi  memiliki trend yang  identik  dengan trend hasil  ekperimen,  sehingga  hasil  ini  dapat  digunakan  sebagai  hasil  pendekatan. Sedangkan untuk penyimpangan diduga disebabkan oleh adanya kebocoran fluks neutron yang terjadi pada kondisi real.

## Hasil Optimasi Reflektor RPB
Hasil  simulasi  menunjukan  bahwa  material  Ni-nat  (95%)  merupakan  material  yang  paling optimal  untuk  digunakan  sebagai  material  pelapis  reflektor.  Hasil  tersebut  disajikan  pada gambar  6,  dimana  material  Ni-nat  (95%)  memiliki  fluks  neutron  paling  tinggi  jika dibandingkan  dengan  material  lain  dan  sebelum  dilakukan  optimasi.  Dengan  menghitung selisih  relatif  fluks  neutron  dari  sebelum  dan  setelah  ditambahkan  material  pelapis  maka gambar 6 juga menunjukkan bahwa material Ni-nat (95%) mampu meningkatkan fluks neutron epitermal sebesar 7,54%. Peningkatan fluks neutron epitermal dapat disebabkan oleh adanya sumbangan neutron cepat yang termoderasi ketika melewati daerah resonansi dari material Ni- nat (95%). Untuk material lain, justru menunjukkan penurunan mencapai   26,13% - 47,26% dari sebelum ditambahkan material tersebut. Disamping itu material Ni-nat (95%) juga mampu menurunkan fluks neutron termal mencapai 21,45%, dan material lain hanya sebesar 7,28% - 16,19% saja. Penurunan dari fluks neutron cepat untuk material Ni-nat (95%) juga tidak terlalu signifikan  hanya  sebesar  7,89%.  Sehingga  hal  ini  akan  menguntungkan  ketika  dilakukkan optimasi moderator pada penelitian selanjutnya.
Gambar 6. Fluks neutron pada ujung beamport sebagai fungsi meterial penyusun reflektor
Analisis berdasarkan data tampang lintang pada  gambar 4b juga menunjukkan jika material 58 Ni memiliki tampang lintang hamburan elastis terbesar jika dibandingkan dengan material lain yaitu sebesar 26,25 barn pada rentang energi termal [23] . Tampang lintang hamburan elastis untuk rentang energi epitermal ditunjukkan oleh gambar 4c. Material 209 Bi, 60 Ni, dan 56 Fe pada kisaran  energi  10 -3 MeV  telah  mengalami  resonansi,  artinya  pada  energi  tersebut  ketiga material  akan  memoderasi/menurunkan  energi    neutron.  Material 19 F, 58 Ni,  dan 208 Pb  pada rentang  energi  epitermal  belum  mengalami  resonansi,    ini  artinya  untuk  ketiga  material  ini masih menghamburkan neutron epitermal tanpa menurunkan energi dari neutron tersebut. Hal ini sesuai dengan hasil yang ditunjukkan oleh gambar 6, dimana untuk material Ni-nat (95%) dan PbF2 memiliki fluks neutron epitermal yang lebih tinggi jika dibandingkan dengan ketiga material  lain.  Dari  hasil  analisis  tampang  lintang  dan  hasil  simulasi  maka  diputuskan penggunaan material Ni-nat (95%) sebagai material pelapis reflektor kolimator.
Optimasi  selanjutnya  adalah  pemilihan  ketebalan  Ni-nat  (95%)  yang  optimum  untuk  disain kolimator  pada  model  reaktor  Kartini.  Langkah  ini  dilakukkan  melihat  pada  penelitian sebelumnya,  untuk  disain  yang  berbeda  ketebalan  dinding  kolimator  juga  akan  berbeda. Optimasi ini dilakukkan dengan memvariasi ketebalan Ni-nat (95%) sehingga diperoleh fluks neutron  epitermal  yang  optimum.  Hasil  optimasi  ketebalan  Ni-nat  (95%)  dapat  dilihat  pada gambar 7.
Gambar 7. Hasil optimasi ketebalan Ni-nat (95%) pada bagian ujung RPB
Gambar  7  menunjukkan  jika  fluks  neutron  epitermal  mencapai  kondisi  maksimum  pada ketebalan 1,5cm yaitu sebesar 1,14×10 08 n.cm -2 .s -1 . Hasil ini diambil pada bagian ujung RPB. Jika dilakukkan tinjauan lebih dalam lagi seperti yang ditunjukkan pada tabel 4 penurunan rata- rata fluks neutron dari pangkal RPB hingga ujung RPB setelah dilakukkan optimasi bahan dan ketebalan  pelapis  reflektor  masih  sangat  besar  yaitu  sebesar  99,96%.  Penurunan  ini  dapat disebabkan oleh adanya material-material pengotor pada Ni-nat (95%) yang memiliki tampang lintang serapan yang cukup besar. 55 Mn, dan 48 Ti memiliki tampang lintang serapan berturut- turut  sebesar  13,410  barn  dan  7,843  barn [23] .  Sehingga 55 Mn,  dan 48 Ti  dapat  mengabsorbsi neutron dan menurunkan fluks neutron.

## Tabel 4. Fluks neutron pada pangkal dan ujung RPB setelah dilakukkan optimasi
Posisi Fluks neutron (n/cm 2 s) Termal Epitermal Cepat Pangkal RPB 6,16 ×10 11 2,88  × 10 11 5,64 ×10 11 Ujung RPB 1,94×10 08 1,14×10 08 2,45×10 08
Penambahan  reflektor  sejauh  ini  belum  membuat  fluks  neutron  epitermal  pada  ujung  RPB memenuhi  kriteria  yang disyaratkan oleh  IAE. Akan tetapi  dari hasil simulasi menunjukkan bahwa material Ni-nat(95%) merupakan material yang cocok digunakan sebagai bahan pelapis reflektror  dan  ketebalan  1,5  cm  merupakan  ketebalan  optimum  untuk  menghasilkan  fluks neutron epitermal yang maksimum.

## KESIMPULAN
Optimasi  bahan  dan  ketebalan  reflektor  RPB  yang  dilakukan  dengan  metode  simulasi ModelR.Kartini_Budi dengan menggunakan MCNP5 belum menghasilkan fluks neutron yang memenuhi kriteria yang ditetapkan oleh IAEA. Akan tetapi dari hasil simulasi ini didapatkan bahwa material Ni-nat (95%) cocok digunakan sebagai bahan pelapis reflektor. Pada ketebalan 1,5cm,  Ni-nat  (95%)  mampu  menghasilkan  fluks  neutron  epitermal  yang  optimum  yaitu sebesar 1,14 × 10 8 n.cm -2 .s -1 dengan  kenaikan  sebesar  7,54%  dari  sebelum  ditambahkan material tersebut.

## SARAN
Faktor multiplikasi  untuk Tally  F4 perlu dilakukan kajian ulang. Kondisi  pada saluran RPB bisa  diasumsikan  dalam  kondisi  menuju  vakum,  sehingga  dapat  meminimalisir  adanya tumbukan  neutron  dengan  atom-atom  udara  pada  saluran  RPB.  Penggunaan  jumlah  neutron tiap siklus (nrsck) pada scribd program perlu divariasikan terlebih dahulu untuk mendapatkan sebaran data yang lebih stabil.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Terimakasih  penulis  ucapkan  kepada  Pak  Aziz  salah  satu  staf  ahli  BAPETEN,  yang  telah memberikan  izin  dalam  penggunaan  model  reaktor  Kartini  yang  telah  dikembangnyanya bersama tim, serta pemberian izin untuk penggunaan software MCNP5.

## DAFTAR PUSTAKA
1 UK,  Cancer  Research.  (2014). What  is  cancer .  Dipetik  Oktober  2014,  dari  Cancer Research UK: http://www.cancerresearchhuk.org
2 Ferlay,  J.,  Soerjomataram,  I.,  Dikshit,  R.,  Mathers,  C.,  Rebelo,  M.,  Parkin,  D.,  et  al. (2014). Cancer Incidence and Mortality Worldwie. International Journal of Cancer .
3 Ferlay, J., Soerjomataram, I., Ervik, M., Dikshit, R., Eser, S., Mather, C., et al. (2012). Cancer Incidence and Mortality Worldwide:IARC Cancer Base No.11. IARC.
4 Lyon. (2013). International Agency for Research on Cancer . Dipetik Desember 2014, dari GLOBOCAN: http://globocan.iarc.fr
5 Susworo,  Hutagalung,  E.  U.,  Diligo,  I.  H.,  &  Kamal,  A.  F.  (2013,  Mei).  Dasar-Dasar Radiasi:  Mekanisme  Radiasi  dan  Pengaruhnya  terhadap  DNA  serta  Jaringan  Tulang. Indonesian Journal of Cancer, 7 , 73-78.
6 Susworo. (2007). Radioterapi dasar-dasar radioterapi tata laksana radioterapi. Jakarta: UI-Press.
7 Lusiyanti, Y., & Syaifudin, M. (2008). Penerapan efek interaksi radiasi dengan. JFN, 2 , 1-12.
8 Tahara,  Y.,  Oda,  Y.,  Shiraki,  T.,  Yokobori,  H.,  &  Nakamura,  T.  (2006).  Engineering Design  of  a  Spallation  Reactio-Based  Neutron  Generator  for  Boron  Neutron  Capture Therapy. Journal of Nuclear Science and Thecnology, 43 , 9-19.
9 IAEA. (2001). CURRENT STATUS OF NEUTRON CAPTURE THERAPY. Viena: IAEA,ISSN 1011–4289.
10 Tetsuya, M., & Tetsuo, M. (2011). Progress in nuclear science and thecnology. Study on microdosimetry for boron neutron capture therapy. 2-242.
11 Wolfgang,  A.,  Sauerwein,  Pierre,  M.,  &  Andre,  W.  (2013).  Neutron  capture  therapy. Drugs for BNCT. 117-161.
12 Whittmore, W. (1992). A Compact TRIGA reactor for Boron neutron capture theraphy. Progress in Neutron Capture Therapy for Cancer (hal. 57-62). New York: Plenum Press. 13 Stephen, E. B. (1997). Epithermal neutron beam disign at the Oregon State University TRIGA MARK-II reactor (OSTR) Based on onte Crlo Methods. Kanokrat Tiyapun.
14 Kasesaz, Y., Khalafi, H., & Rahmani, F. (2014). Design of an epithermal neutron beam for BNCT in thermal column of Tehran research reactor. Annals of Nuclear Energy, Elsevier , 234-238.
15 Shaaban, I., & Albarhoum, M. (2015). Design calculation of an epithermal neutronic beam for BNCT neutronic beam for BNCT. Progress in Nuclear Energy, Elsevier , 297- 302.
16 X-5  Monte  Carlo  Team.  (1987). MCNP-A  general  Monte  Carlo  N-Particle  Transport Code  Version  5  Volume  1;Overview  and  Theory. Mexico:  Los  Alamos  National Laboratory
17 Muhammad, I. (2013). Perancangan kolimator di beamport tembus reaktor Kartini untuk boron neutron capture therapi. Skripsi. Yogyakarta: Universitas Gajah Mada.
18 Wahyuningsih, D. (2014). Optimasi Desain Kolimator Untuk Uji In Vivo Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada Beamport Tembus Reaktor Kartini menggunaka Simulasi MCNP5.Thesis. Yogyakarta: Universitas Gajah Mada.
19 Rohman,Budi. (2009). Koefisien Reaktivitas Temperature bahan Bakar Reaktor Krtini. Jurnal Sains dan Tekhnologi Nuklir Indonesia,X,2,59-70
20 John, R. L., & Anthony, J. B. (t.thn.). Introduction to Nuclear Engineering. New Jersey: Pentice Hall.
21 PSTA.  (2005). Laporan  Analisis  Keselamatan  Reaktor  Kartini. Yogyakarta:  PSTA- BATAN
22 Widarto, Mulyadi,E., Purwadi,  I., (2014). Kajian Awal Pengembangan Fasilitas Uji In Vitro/In Vivo Metode Boron Neutron Capture Cancer Therapy Dengan Memanfaatkan Potensi  Alternatif  Berbagai  Fasilitas  Iradiasi  untuk  Pendayagunaan  Reaktor  Triga Kartini. Laporan Penelitian, Lembaga Ilmu Pengetahuan Indonesia, Jakarta.
23 Soppera, N., Dupont, E., & Bossant, M. (2012). JANIS BOOK of Neutron-induced cross section. OECD NEA Data Bank.
24 Yusman, A. W., & Widyatmojo, Y. (2011). Penentuan karakteristik rapat daya reaktor Kartini. Prosiding  seinar  nasional  ke-17  teknologi  keselamatan  PLTN  serta  fasilitas nuklir (hal. 195-205). Yogyakarta: PSTA_BATAN.