ABSTRAK
Skripsi ini berisi hasil penelitian tentang simulasi geometri pada struktur dan material kolimator untuk uji in vivo Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) menggunakan Software Monte Carlo N-Particle (MCNP-5). Reaktor sebagai sumber neutron dimodelkan yang dioperasikan pada daya 250 kW.  Hasil desain geometri menggunakan struktur yang dilakukan oleh Ilma dan material kolimator yang diusulkan oleh Octaviana adalah tersusun atas dinding kolimator dengan ketebalan 1,5 cm dengan material Nikel, moderator dengan ketebalan 15 cm dengan material Aluminium,  filter dengan ketebalan 1,5 cm dengan material CdF2, material Pb untuk perisai gamma dengan ketebalan 1 cm, dan ujung kolimator didesain berupa apperture dengan diameter 2 cm sesuai dengan kebutuhan uji in vivo. Fluks neutron epithermal yang diperoleh sebesar 5,11 × 1010 n/(cm2.s). Laju dosis serap neutron per fluks neutron epithermal sebesar 1,26 × 10-12 Gy.(cm2/n). Laju dosis serap gamma per fluks neutron epithermal sebesar 6,49 ×10-12 Gy.(cm2/n). Rasio antara fluks neutron termal dan fluks neutron epithermal sebesar 0,002, rasio antara arus neutron dan fluks neutron sebesar 33,8. Dua diantara parameter tersebut belum memenuhi kriteria dari IAEA yaitu laju dosis serap neutron cepat per fluks neutron epithermal >2 ×10-13 Gy.(cm2/n) dan laju dosis serap gamma per fluks neutron epithermal. Meskipun begitu laju dosis serap neutron cepat dan laju dosis serap gamma masih cukup dekat dengan kriteria sehingga masih layak untuk uji in vivo BNCT.
Kata kunci: BNCT, MCNP, kolimator, beamport, in vivo.
ABSTRACT
This research concerned about geometry simulation in the structure and collimator materials for purposes of in vivo Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) using Monte Carlo N-Particle (MCNP-5) software. Reactors as a neutron source is modeled operated on the power of 250 kW. The results of the design geometry of the structures made by Ilma and collimator material proposed by Octaviana is composed of a collimator by wall thickness of 1.5 cm with material Nickel, moderator whichthe thickness was 15 cm with Aluminium material, filter material which was the thickness of 1.5 cm with Boral material, Pb to shield gamma material with a thickness of 1 cm, and the tip of collimator was designed by aperture with a diameter of 2 cm according to the needs of in vivo test. Epithermal neutron flux is obtained at 5.11 × 1010 n/(cm2.s). Neutron dose rate per epithermal neutron flux is 1.26 × 10-12 Gy.(cm2/n ). Gamma dose rate per epithermal neutron flux is 6.49 × 10-12 Gy.(cm2/n). The ratio between the thermal neutron flux and epithermal neutron flux is 0.002. The ratio between the neutron flow and neutron flux is 33.8. These two parameters do not fillthe criteria of the IAEA which is fast neutron dose rate per epithermal neutron flux that the value is          >2 × 10-13 Gy.(cm2/n) and gamma dose rate per epithermal neutron flux. However, neutron dose  rate and gamma dose rate are still close enough to the criteria so it is still possible to betested in vivo BNCT.
Keywords : BNCT, MCNP, collimator, beamport, in vivo.