NEUTRON FLUXES CALCULATION OF A BNCT FACILITY AT MALAYSIAN NUCLEAR AGENCY WITH MCNP CODE

Abstract

ABSTRACT

The objective of this research is to optimally design an arrangement for BNCT facility at a beam line through the thermal column of Malaysian TRIGA MARK II Reactor. There is no similar research had been done at this thermal column and all TRIGA reactors have different characteristics. The characteristics of the neutron beam needed are thermal neutron with a flux of 10⁹ ncm^-2s^-1. Collimator, moderator and shielding components (room) with reactor core and thermal column were simulated with Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP). Facility design was made with CATIA software. Flux of neutron outside the treatment room is zero. This means that the treatment room can shield the neutron effectively. 

ABSTRAK

Objektif penyelidikan ini adalah untuk mereka bentuk secara optimum susunan kemudahan BNCT pada garis rasuk melalui lohong terma Reaktor TRIGA MARK II Malaysia. Tiada kajian serupa telah dilakukan di lohong terma ini dan semua reaktor TRIGA mempunyai ciri yang berbeza. Ciri-ciri rasuk neutron yang diperlukan ialah neutron terma dengan fluks 10⁹ ncm^-2s^-1. Komponen kolimator, penyederhana dan pelindung (bilik) dengan teras reaktor dan lohong terma telah disimulasikan dengan Kod Pengangkutan N-Zarah Monte Carlo (MCNP). Reka bentuk kemudahan dibuat dengan perisian CATIA. Fluks neutron di luar bilik rawatan adalah sifar. Ini bermakna bilik rawatan boleh melindungi neutron dengan berkesan.