Pemodelan Perisai Radiasi Fasilitas Boron Neutron Capture Therapy dengan Sumber Neutron Kolom Termal Reaktor Kartini Menggunakan Simulator Monte Carlo N Particle Extended
Pemodelan Perisai Radiasi Fasilitas Boron Neutron Capture Therapy dengan Sumber Neutron Kolom Termal Reaktor Kartini Menggunakan Simulator Monte Carlo N Particle Extended
复制标题
Pemodelan Perisai Radiasi Fasilitas 硼中子俘获疗法 dengan Sumber Neutron Kolom Termal Reaktor Kartini Menggunakan Simulator Monte Carlo N Particle Extended
DOI：
--
复制
发表时间：
2015
期刊：
影响因子：
--
通讯作者：
Ir. Yohannes Sardjono
中科院分区：
文献类型：
--
作者：
M. Adrian;M. Harto;Ir. Yohannes Sardjono
硼中子俘获疗法（BNCT）是一种新型的硼中子俘获疗法，是一种新型的硼中子俘获疗法。Pemodelan ini menencakup pemilihan bahan dan penentuan ketebalan perisai。Perisai ini diharuskan manpu menahan radiasi yang keluar ruangan sehinga radiasi yang bocor berada di bawah ambang dosis bagi pekerja radiasi sebesar 20 mSv/tahun。巴汉阳diuji adalah石蜡，beton barit，硼化聚乙烯，304不锈钢丹鼓。Perhitungan menggunakan fasilitas统计程序Monte Carlo N Particle version Extended (MCNPX) untuk menentukan laju dosis bobo[endan], 10,42 Aƒi?½A， ¼Sv/jam。Tiga desain telah dibuh dandesain yang dipilih adalah desain pertama yang melapisi ruangan berukuran panjang 200厘米，lebar 200厘米丹汀吉166,40厘米。Bahan penyusun设计了pertamama adalah石英石，石英石长20厘米，石英石长30厘米。Parafin setebal 15 cm dan beton barit setebal 15 cm dengan ukuran yang lebih keecil dari lapisan utama ditambahkan untuk mengurangi radiasi primer dari termal kolom yang masih cuup besar。拉州放射学研究，7,85 Aƒi？1 / 2 A，  1 / 4 Sv/jam pada sel 227 dengan rata-rata laju dosis sebesar 2,60 Aƒi 1 / 2 A，  1 / 4 Sv/jam。Pertimbangan lainnya adalah volume dan harga dari perisai radiasi。
Telah dilakukan pemodelan perisai radiasi untuk fasilitas Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada ujung kolom termal Reaktor Kartini dengan kolimator yang telah didesain sebelumnya. Pemodelan ini mencakup pemilihan bahan dan penentuan ketebalan perisai. Perisai ini diharuskan mampu menahan radiasi yang keluar ruangan sehingga dosis radiasi yang bocor berada di bawah ambang dosis bagi pekerja radiasi sebesar 20 mSv/tahun. Bahan yang diuji adalah parafin, beton barit, borated polyethylene, stainless steel 304 dan timbal. Perhitungan menggunakan fasilitas tally pada program Monte Carlo N Particle version Extended (MCNPX) untuk menentukan laju dosis bocor dengan ambang 10,42 Aƒi?½A‚¼Sv/jam. Tiga desain telah dibuat dan desain yang dipilih adalah desain pertama yang melapisi ruangan berukuran panjang 200 cm, lebar 200 cm dan tinggi 166,40 cm. Bahan penyusun desain pertama adalah parafin setebal 20 cm dan beton barit setebal 30 cm sebagai lapisan utama. Parafin setebal 15 cm dan beton barit setebal 15 cm dengan ukuran yang lebih kecil dari lapisan utama ditambahkan untuk mengurangi radiasi primer dari termal kolom yang masih cukup besar. Laju dosis radiasi terbesar adalah 7,85 Aƒi?½A‚¼Sv/jam pada sel 227 dengan rata-rata laju dosis sebesar 2,60 Aƒi?½A‚¼Sv/jam. Pertimbangan lainnya adalah volume dan harga dari perisai radiasi.
Studies were carried out to design a shielding for BNCT facility in the end of Reaktor Kartini thermal column with predesigned collimator. The design consists of selecting materials and their thickness. The shielding is required to absorb the leaking radiation until the dose limit value of 20 mSv/year for radiation worker has been met. The materials considered were paraffin, barite concrete, borated polyethylene, stainless steel 304, and lead. The leaking radiation rate determination was done using MCNPX tally facilities which should be less than the dose limit of 10.42 Aƒi?½A‚¼Sv/hour. Design number one was selected as the best from three designs for a room with dimension including length, width and height of 200 cm, 200 cm and 166.40 cm, respectively. The first and main material layers were used parafin and barite concrete of 20 and 30 cm thickness, respectively. The additional material layers were used parafin and barite concrete of 15 cm and 15 cm thickness, with less volume than the main layer to decrease the primary radiation from the thermal column. Maximum radiation dose rate was 7.85 Aƒi?½A‚¼Sv/h in cell 227 with average dose rate of 2.60 Aƒi?½A‚¼Sv/h. The other considerations were the volume and the cost of the shield.