Komponen Dosis pada BNCT

21 Penyalur berkas neutron ini terdiri dari: 1 Dua penyalur berkas neutron radial 2 Satu penyalur berkas neutron radial tembus 3 Penyalur berkas neutron singgung b. Kolom Termal Dipergunakan untuk keperluanirradiasi dengan neutron termal. Kolom ini trdiri dari grafitberukuran 1,2 m x 1,2 m dan panjangnya 1,6 m yang dilapis dengan boral dan aluminium. Kolom ini memanjang dari sisi luar reflektor ke permukaan sebelah dalam pintu penutup. c. Saluran Tengah Central Timble Saluran tengah ini didesain utuk keperluan irradiasi atau eksperien dengan fluks maksimum. Saluran ini berupa tabung berdiameter 3, 48 cm dan panjang 6 m yangmmajag dari atas sampai ke penyangga terasmelalui pusat teras. d. Fasilitas Iradiasi: F1, F-2 dan F-3 yang terdapatdi atas reflektor. e. Fasilitas Bulk Shielding Bulk Shielding berupa bak air berukuran panjang 265 cm lebar 240 cm dan tinggi 380 cm, yang dihubungkan dengan kolom termalisasi. Kolom termalisasi mirip dengan kolom termal, hanya ukurannya lebih kecil. Fasilitas ini digunakan untuk eksperimen perisai, dan juga untuk menyimpan sementara bahan bakar bekas. f. Perangkat Subkritik Perangkat subkritik merupakan reaktor kecil, di mana reaksi inti berantai hanya berlangsung selama ada sumber neutron tetap dari luar reaktor tersebut. Untuk mendapatkan sumber neutron tetap tersebut, reaktor subkritik dikopelkan dengan Reaktor Kartini, melalui peyalur berkas neutron radial. Bahan bakar yang digunakan dalam perangkat ini adalah uranium alam kadar U 235 = 7 dengan sebagai moderator digunakan air. Fasilitas ini berfungsi untuk keperluan studi parameter- parameter statis reaktor dari sistem konfigurasi uranium-air. 22 g. Sistem Transfer Pneumatik Sistem ini berfungsi untuk memasukkan dan mengeluarkan sampel dari dalam teras secara cepat. Sampel ditempatkan di dalam wadah rabbit dengan diameter ± 2, 5 cm, bergerak di dalam pipa. Gerakan rabbit didasarkan adanya perbedaan tekanan di dalam pipa, melalui blower. Udara dari sistem pneunematik dikeluarkan melalui filter. Tabel 3. Ringkasan Data Reaktor Kartini PSTA BATAN, 2013 Reaktor Tipe : Kolam Bahan bakar : U Zr H, 20 U-235 Moderator dan pendingin : Air Murni Daya : 50 Kwatt Fluks termal rata-rata : 1,2 x 10 13 ncm 2 det Fluks cepat rata-rata : 2,5 x 10 12 ncm 2 det Elemen Bakar Tipe : Standar TIRIGA 102 DAN 104 Panjang Total : 72,5 cm Diameter Luar : 3,7 cm Panjang Aktif : 35,6 cm Diamter LuarAktif : 3,56 cm Komposisi bahan Bakar : U Zr H Berat U235 tiap elemen : 37 g Kandungan U235 : 20 Kelongsong : Aluminium atau stinless steeltipe 304 Tebal Kelongsong : 0,7 mm Teras Bentuk : Silinder diameter 45 cm Tinggi : 72 cm 23 Massa kritis : 2484 gram U235 Massa beban penuh : 2675 gram U235 Jumlah bahan bakar : 75 buah Jumlah batang terkendali : 3 buah Kecepatan naik batang kendali : 51 cmmenit Reaktivitas lebih : 2,7 Perisai : beton barit dan air Batang kendali 1. Batang Pengaman Diameter luar : 2,5 cm Panjang total : 51 cm Bahan penyerap : serbuk boron karbida B4C Nilai reaktivitas : 2,535

2. Batang Kompensasi

Diameter luar : 2,5 cm Panjang total : 51 cm Bahan penyerap : serbuk boron karbida B4C Nilai reaktivitas : 2,6307

3. Batang Pengatur

Diameter luar : 2,5 cm Panjang total : 51 cm Bahan penyerap : serbuk boron karbida B4C Nilai reaktivitas : 1,882 Fasilitas Eksprimen 1. Tabung berkas neutron a. Tabung berkas radial tembus 1 buah b. Tabung berkas radial 2 buah c. Tabung berkas tangensial 1 buah 2. Saluran tengah 1 buah

Dokumen yang terkait

PERANCANGAN PEMANDU BERKAS NEUTRON HASIL REAKSI PROTON 30 MeV PADA TARGET BERILIUM SEBAGAI SUMBER NEUTRON PADA BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNPX.

0 0 18

ANALISIS DOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA KANKER OTAK (GLIOBLASTOMA MULTIFORM) MENGGUNAKAN MCNPX-CODE DENGAN SUMBER NEUTRON DARI KOLIMATOR KOLOM TERMAL REAKTOR NUKLIR KARTINI.

1 9 102

Institutional Repository | Satya Wacana Christian University: Optimasi Sudut Penyinaran Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada Kanker Paru-Paru Menggunakan Simulasi MCNPX

0 0 1

ANALISIS DOSIS PADA KANKER PAYUDARA DENGAN BNCT MENGGUNAKAN MCNPX DENGAN SUMBER NEUTRON GENERATOR.

0 0 2

ANALISIS DOSIS PADA PENYEMBUHAN KANKER PAYUDARA DENGAN BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) MENGGUNAKAN MCNP X.

0 3 94

ANALISIS FLUKS NEUTRON PADA BEAM PORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI UNTUK FASILITAS UJI IN VIVO DAN IN VITROBORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT).

0 0 2

ANALISIS FLUKS NEUTRON PADA BEAM PORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI UNTUK FASILITAS UJI IN VIVO DAN IN VITROBORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT).

0 0 3

DESAIN PERISAI RADIASI FASILITAS UJI IN VITRO BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA BEAM PORT TEMBUS RADIAL REAKTOR KARTINI MENGGUNAKAN SIMULATOR MONTE CARLO N-PARTICLE EXTENDED (MCNPX).

0 2 2

DOSIS BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY (BNCT) PADA KANKER KULIT (MELANOMA MALIGNA) MENGGUNAKAN MCNPX-CODE DENGAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT TEMBUS REAKTOR KARTINI.

0 2 2

OPTIMIZATION OF BIOLOGICAL SHIELD FOR BORON NEUTRON CAPTURE CANCER THERAPY (BNCT) AT KARTINI RESEARCH REACTOR

0 0 10