analisis laju dosis gamma di permukaan kolam · pdf filegamma di permukaan kolam sebagai...

Analisis Laju Dosis Gamma di Permukaan ………………..(Rasito, RH Oetami, dkk.)

256

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAIFUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER

Rasito, R.H. Oetami, P. Ilham Yazid dan Sudjatmi K.A

Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri – BATANJl. Tamansari No.71 Bandung 40132 Jawa Barat

1email: [email protected]

ABSTRAK

ANALISIS LAJU DOSIS GAMMA DI PERMUKAAN KOLAM REAKTOR TRIGA 2000 SEBAGAIFUNGSI TINGGI AIR PENDINGIN PRIMER. Air pendingin primer reaktor TRIGA 2000 selainberfungsi sebagai pendingin teras juga sebagai perisai radiasi neutron dan gamma yang berasal dari terasmaupun hasil interaksi neutron dengan material. Sebagai perisai radiasi maka ketinggian air pendingin primerdari teras sampai kepermukaan kolam sangat berpengaruh terhadap serapan radiasi. Dalam penelitian inidilakukan penentuan secara analitik dan statistik laju dosis gamma di permukaan kolam reaktor TRIGA2000 sebagai fungsi ketinggian air pendingin primer. Perhitungan secara analitik dilakukan menggunakanmetode titik Kernel dengan program Microshield 6.20 sedangkan secara statistik dilakukan menggunakanmetode monte carlo dengan program MCNP5. Perbandingan hasil pengukuran dengan hasil perhitungankedua metode memperlihatkan bahwa hasil perhitungan kedua metode perlu dikalikan dengan faktornormalisasi untuk sesuai dengan pengukuran yaitu 0,4 untuk metode titik Kernel dan 0,8 untuk metodemonte carlo.

Kata kunci : air pendingin primer, reaktor TRIGA 2000, laju dosis gamma, titik Kernel, monte carlo

ABSTRACT

ANALYSIS OF GAMMA DOSE RATE AT POOL SURFACE OF TRIGA 2000 REACTOR AS A WATERLEVEL FUNCTION OF PRIMARY WATER COOLANT. TRIGA 2000 reactor water coolant have somefunction i.e as a core coolant and as a radiation shield from the core and neutron capture in materials. As aradiation shield, the water level of primary water coolant is the most important for radiation attenuation. Inthis research we determined the analytical and statistical result of estimating the gamma dose rate in theTRIGA 2000 reactor pool surface as a function of water level of primary water coolant. Analytical calcula-tion was done using point Kernel method with Microshield 6.20, whereas statistical calculation of montecarlo method with MCNP computer code is used. The discrepancies between experiment and two methodsare justified and it is found that we have to normalize the results from both methods to experiment resultwith factor of 0.4 for point Kernel method and of 0.8 for monte carlo method.

Keywords : primary water coolant, TRIGA 2000 reactor, gamma dose rate, point Kernel, monte carlo

PENDAHULUAN

Reaktor TRIGA 2000 merupakan salah satujenis reaktor penelitian yang ada di Indonesia.Reaktor TRIGA 2000 merupakan hasilmodifikasi dari reaktor TRIGA MARK IIproduksi General Atomic. Dalam operasinyareaktor TRIGA 2000 menggunakan elemen bakarjenis uranium diperkaya dengan jumlah elemenbakar seluruhnya adalah 111 buah. Dari jumlahtersebut, 41 buah elemen bakar tipe U8,5 (8,5 w-%), 65 buah tipe U12 (12 w-%), dan 5 buah tipeU20 (20 w-%). Di dalam teras ring-D dipasangbatang kedali jenis FFCR (fuel follower controlrod) yaitu batang kendali yang disertakan denganelemen bakar. Batang kendali berjumlah 5 buahdengan tipe FF20 (20 w-%). Dipasang pula 4buah grafit yaitu di ring A-1, E-5, E-15, dan E-23,dan terdapat 1 posisi yang kosong yaitu di ring G-

1 [1]. Konfigurasi elemen bakar di teras reaktorTRIGA 2000 diperlihatkan pada Gambar 1.

Pendinginan teras reaktor TRIGA 2000dilakukan secara konveksi alamiah menggunakanair murni. Terdapat dua sistem pendingin yaitusistem pendingin primer dan sistem pendinginsekunder. Sistem pendingin primer berfungsimengambil panas dari teras reaktor sementarasistem pendingin sekunder berfungsimemindahkan panas dari air pendingin primer kelingkungan. Teras dan air pendingin primerreaktor TRIGA 2000 diperlihatkan pada Gambar2. Ketinggian air pada kondisi operasi normaladalah 6,45 m dari permukaan teras reaktor.

Prosiding Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 - 2910Hal 256-263

257

Gambar 1. Konfigurasi elemen bakardi teras reaktor TRIGA 2000

Gambar 2. Teras dan air pendingin primerreaktor TRIGA 2000

Batas keselamatan operasi harus dipenuhipada pengoperasian sebuah reaktor nuklir. Selainbatas keselamatan teknis reaktor, bataskeselamatan tersebut juga dimaksudkan untukbatas keselamatan radiologi. Batas keselamatanradiologi yang dipersyaratkan bagi reaktorTRIGA 2000 diantaranya adalah laju paparanradiasi dipermukaan kolam air pendingin reaktor.Batas keselamatan ini tidak boleh dilampauiuntuk tujuan keselamatan bagi pekerja radiasi,masyarakat dan lingkungan.

Laju dosis radiasi di permukaan kolam sangatdipengaruhi oleh tinggi air pendingin primer didalam tangki reaktor. Air pendingin primer selainberfungsi sebagai pendingin teras reaktor jugaberfungsi sebagai bahan penyerap radiasi neutrondan gamma yang berasal dari teras. Penurunanketinggian air pendingin primer disamping akan

mengurangi proses pendinginan juga akanmeningkatkan laju dosis di permukaan kolam.Oleh karena itu perhitungan laju dosis radiasigamma di permukaan kolam sebagai fungsi tinggiair pendingin primer perlu dilakukan. Manfaatdari perhitungan ini adalah untuk menentukantinggi minimal air pendingin yang menghasilkandosis gamma yang masih memenuhi standarkeselamatan radiasi.

METODE PERHITUNGAN

Perhitungan laju dosis gamma akandilakukan secara analitik dan statsistik. Secaraanalitik akan dilakukan menggunakan metodetitik Kernel, sedangkan secara statistik dilakukanmenggunakan metode Monte Carlo.

Metode titik Kernel

Metode titik Kernel merupakan pendekatanmakroskopik yang digunakan untuk menghitunglaju paparan radiasi gamma dengan asumsi bahwaperambatan radiasi gamma bersifat memancar. Didalam metode titik Kernel, sumber radiasi yangberbentuk volume akan diurai menjadi sel-selsumber yang kecil (titik Kernel). Dari tiap titikKernel ini akan dihitung kontribusi laju dosis dititik ditempatkannya detektor [2].

Dalam penelitian ini metode titik Kerneldigunakan untuk menghitung fluks gamma dipermukaan teras reaktor TRIGA 2000. Denganmengasumsikan bahwa teras reaktor sebagai suatusumber yang berbentuk bola dengan volume Vteras

maka jari-jari teras dirumuskan sebagai;

3

4

3

terasV

R …………..(1)

Dengan memanfaatkan persamaan Taylormaka fluks radiasi gamma pada jarak t daripermukaan teras yang berjari-jari R dandikelilingi oleh perisai dengan tebal t’ dapatdirumuskan sebagai [3];

))1((

)1()()(2

)]()([

)(

')()1(')()1(

)(2

2

1

2

21 tEtE

RE

c

iicap

t

eBeB

etRE

RESEJS

EQ c

…………(2)

Dalam persamaan (2) B adalah parameter Taylordan α1, α2 adalah faktor build-up yaitu faktor yangdigunakan untuk memperhitungkan adanyahamburan. µ(E) adalah koefisien serapan perisai,µc(E) adalah total koefisien serapan teras, Sadalah rapat laju fisi, dan J(E) adalah grup energi


258

gamma hasil fisi langsung dan hasil peluruhan.Adapun )(ES i

capmerupakan sinar gamma yang

dihasilkan dari reaksi tangkapan neutron yangdirumuskan sebagai ;

)(2

)( EfNQES iicap

ith

icap

…………(3)

dengan )( Ef i adalah jumlah gamma hasil tiap

satu tangkapan oleh bahan ke-i, icap

iN adalah

tampang lintang makroskopik dari bahan ke-i dan

thQ adalah fluks neutron thermal yang

dirumuskan sebagai )/()( fth NfisilajurapatQ .

Ketika ditambahkan sinar gamma langsungmaupun hasil peluruhan maka kita harusmemasukkan hamburan tak elastik neutron danradiasi tangkapan neutron thermal. Karena sinargamma yang dihasilkan dari teras reaktordidominasi oleh hasil tangkapan neutron makasinar gamma yang dihasilkan dari hamburanneutron dapat diabaikan [3].

Metode Monte Carlo

Salah satu metode yang dapat dimanfaatkanuntuk menghitung nilai laju dosis radiasi adalahmonte carlo. Metode monte carlo merupakanmetode numerik statistik dengan menyimulasikanbilangan acak untuk menyelesaikan masalah yangsulit diselesaikan secara analitik. Dalampenelitian ini perhitungan monte carlo dilakukandengan mengunakan program komputer MCNP5(Monte Carlo N-Particle version 5). MCNP5merupakan perangkat lunak komputer berbasismonte carlo yang diaplikasikan untuk menghitungperjalanan partikel yaitu neutron, foton, danelektron. Perangkat lunak ini dikerjakan oleh timmonte carlo X-5 (2003) dari LaboratoriumNasional Los Alamos [4,5].

Untuk melakukan perhitungan denganMCNP5 diperlukan tiga parameter input yaitugeometri, sumber radiasi, dan laju dosis gamma.Geometri yang dimasukkan sebagai parameterinput meliputi teras, reflektor, thermal column,thermalizing column, air pendingin priner, dantangki reaktor.

Dalam pendefinisian sumber radiasidibutuhkan nilai kuat sumber (source strength).Nilai ini selanjutnya digunakan untukmenormalisasi nilai-nilai keluaran dari MCNP5.Laju dosis gamma yang dihitung merupakanradiasi gamma yang dihasilkan dari reaksi fisiyang terjadi di elemen bakar. Untuk itu kuatsumber merupakan jumlah gamma tiap satuanwaktu dari reaksi fisi pada daya reaktor 2 MW.Sebelumnya menentukan jumlah reaksi fisi untuk

setiap satuan daya yaitu dengan persamaankonversi sebagai berikut:

swattfisix

MeV

fisi

joulex

MeV

watt

sjoule

/1047,3

18010602.1

1/1

10

13 ….(4)

Berdasarkan persamaan tersebut diperolehbahwa untuk daya reaktor 2 MW terjadi reaksi fisi

161094,6 fisi/s. Kuat sumber radiasi gamma

diperoleh dengan memberikan input MCNP5berupa tally fluks foton dalam perhitungankritikalitas.

ssumberkuatcmTallyFscm /4/ 22 .(5)

Dalam mendefinisikan sumber, spektrumenergi dari sumber sangat penting untukdimodelkan. Untuk mendapatkan sumber radiasigamma diperoleh dengan menjalankan MCNP5dalam perhitungan kritikalitas menggunakan tallyfluks F4 dan tally energi En. Hanya saja tally F4yang digunakan adalah F4p yaitu tally fluks untukfoton. Fluks dan spektrum energi gamma di terasreaktor yang diperoleh dari perhitungankritikalitas reaktor TRIGA 2000 menggunakanMCNP5 diperlihatkan pada Gambar 3 dan 4.

Gambar 3. Distribusi fluks sinar gammadi teras reaktor TRIGA 2000

Gambar 4. Spektrum sinar gammadi teras reaktor TRIGA 2000


259

Setelah diperoleh spektrum energi gammamaka dilakukan pembuatan geometri sumberradiasi yang baru. Geometri sumber radiasi yangbaru dapat dibuat dengan melakukan modifikasiyaitu dengan mengubah sumber yang semulaberbentuk titik di dalam elemen bakar menjadisatu buah sumber yang berbentuk silinder denganvolume yang melingkupi elemen bakar. Geometrisumber radiasi yang dimodelkan dapat mengikutigeometri teras reaktor. Dari sini didapatkan terasreaktor sebagai satu sumber radiasi yang baruyaitu sumber radiasi berbentuk silinder dengantidak lagi mempertimbangkan elemen bakar didalamnya.

Untuk mendapatkan keluaran berupa lajudosis maka digunakan beberapa jenis tallydiantaranya tally fluks detektor (F5), tally energidosis (DE), dan tally fungsi dosis (DF). Tally F5digunakan untuk memberikan keluaran MCNP5berupa nilai fluks di detektor yang berbentuk titikmaupun cincin [4,5]. Namun dikarenakan geometrireaktor TRIGA 2000 yang tidak simetri maka didalam perhitungan dosis tidak digunakan tallydetektor bentuk cincin tetapi hanya digunakantally detektor bentuk titik. Formula matematikyang dilakukan MCNP5 dalam menghitung flukspada detektor bentuk titik diperlihatkan padapersamaan (6).

tEprdtdEFji tE

,,5 (MeV. /cm2.s) ...(6)

Dalam pemodelan ini beberapa detektorbentuk titik ditempatkan di permukaan air tangkireaktor TRIGA 2000. Fluks yang diperolehselanjutnya dikonversi menjadi nilai dosismenggunakan tally energi dosis (DEn) dan tallyfungsi dosis (DFn) [3]. Nilai kedua tally tersebutdiambil dari ICRP-21 yang memberikan faktorkonversi fluks ke dalam laju dosis gamma [6].

HASIL DAN PEMBAHASAN

Reaktor TRIGA 2000 memiliki volumeteras V = 149689 cm3 sehingga dalam asumsi

bentuk bola akan memiliki jari-jari R = 32,94 cmdan luas permukaan A = 13631,29 cm2. Untukkondisi operasi normal daya 2 MW maka padateras reaktor akan dihasilkan reaksi fisi dengankerapatan 4,6×1011 fisi/cm3 dan dihasilkan1,8×1017 neutron dan sejumlah sinar gamma.Untuk menghitung penyerapan sinar gamma olehteras dan air maka digunakan Tabel 1 yang berisidata fraksi berat dan serapan massa bahan untukbeberapa kelompok energi.

Perhitungan dosis radiasi gamma dipermukaan kolam dilakukan untuk variasi tinggiair pendingin primer 0 – 6,55 m diukur mulai daripermukaan teras hingga ke permukaan tangki.Perhitungan dengan metode titik Kerneldilakukan menggunakan Persamaan 2 sedangkandengan metode monte carlo dilakukanmenggunakan MCNP5. Program MCNP5dijalankan menggunakan PC CPU 2,67 GHz,RAM 240 MB dengan sistem operasi Windows-XP.

Teras reaktor TRIGA 2000 tersusun olehbeberapa komponen dengan beragam jenismaterial. Namun dalam perhitungan denganmetode titik Kernel ini teras reaktor dimodelkansebagai satu material dengan rapat jenis 1,41g/cm3. Komposisi model teras reaktor TRIGA2000 dengan fraksi berat serta koefisien serapanuntuk 4 kelompok energi sinar gammadiperlihatkan pada Tabel 1. Koefisien serapansinar gamma dari material teras serta faktor build-up dan parameter Taylor untuk interaksi sinargamma dengan air diperlihatkan pada Tabel 1 dan2. Nilai tersebut merupakan hasil perhitunganmenggunakan Microshield 6.20 yang didasarkanpada data dari Radiation Shielding InformationCenter (RSIC) dan ANS 6.4.3 [7,8]. Dari beberapakomponen yang menyusun teras, pengelompokandilakukan berdasarkan jenis material yaitu air,alumunium, zirkonium, UZrH, SS-304, dan grafit.Dengan rapat jenis teras 1,41 g/cm3 maka tiapkelompok material memiliki fraksi berat terhadapteras sebagaimana diperlihatkan pada Tabel 1.

Tabel 1. Koefisien serapan linier dari bahan utama teras reaktor

Energi(MeV)

µair

(cm-1)µalumunium

(cm-1)µzirkonium

(cm-1)µU-ZrH

(cm-1)µSS-304

(cm-1)µgrafit

(cm-1)Total µc

(cm-1)Fraksi berat 0,7044 0,0480 0,0024 0,2121 0,0179 0,0152 1.0

1 0,0706 0,1655 0,3728 0,3598 0,4659 0,0953 0,09793 0,0396 0,0953 0,2359 0,2240 0,2822 0,0543 0,05575 0,0303 0,0767 0,2194 0,2095 0,2450 0,0407 0,04557 0,0250 0,0689 0,2233 0,2144 0,2327 0,0126 0,0401


260

Tabel 2. Faktor build-up dan parameter Taylor untuk interaksi sinar gamma dengan air

Energi (MeV) α1 α2 B

1 - 0,09037 - 0,0252 19,6013 - 0,03550 0,03206 11,115 - 0,01820 0,01640 8,3857 - 0,02633 0,07097 4,635

Tabel 3. Jumlah sinar gamma yang dihasilkan ( /cm3. s)

Energi (MeV) j(E)Langsung &

peluruhan S×j(E)Dari interaksi neutron

dengan H, Zr, Al, U, FeTotal

0 – 1 8,4 3,86E+12 1,13E+13 1,52E+131 – 3 3,3 1,52E+12 1,27E+13 1,42E+133 – 5 0,4 1,84E+11 2,56E+11 4,40E+115 – 7 0,046 2,13E+10 1,50E+11 1,71E+11

Untuk memperhitungkan faktor hamburansinar gamma oleh perisai air maka faktor build-updan parameter Taylor sebagaimana diperlihatkanpada Tabel 2 dimasukkan ke dalam perhitunganmetode titik Kernel. Pada Tabel 3 diperlihatkankuat sumber gamma yang dihasilkan dari teras yangdibagi dalam 4 kelompok energi. Dalam hal inipendekatan konservatif dilakukan dengan hanyamenggunakan energi sinar gamma 0 – 7 MeVsebagai penyumbang laju dosis gamma [10] .

Kuat sumber radiasi gamma yangdiperlihatkan pada Tabel 3 merupakan sinar gammayang dihasilkan dari teras reaktor TRIGA baik darifisi langsung, peluruhan produk fisi, dan hasiltangkapan neutron oleh atom H, Zr, Al, U, dan Fe.Kelimpahan j(E) dari keempat kelompok energisinar gamma tersebut merupakan jumlahan darihasil fisi langsung (prompt gamma) dan hasilpeluruhan (delayed gamma) yang diperoleh dariperumusan Chilton dkk [9].

Gambar 5 – 8 memperlihatkan fluks sinargamma di permukaan kolam sebagai fungsi tinggiair pendingin primer untuk energi sinar gamma 0 –1 MeV, 1 – 3 MeV, 3 – 5 MeV dan 5 – 7 MeV.Garis putus-putus merupakan hasil perhitunganmonte carlo sedangkan garis sambung merupakanhasil perhitungan titik Kernel. Nilai fluks gammayang layak diambil dari hasil simulasi MCNP5adalah yang memberikan kesalahan statistik < 5%[4].

Gambar 5. Fluks sinar gamma energi 0-1 MeV padapermukaan kolam sebagai fungsi tinggi air

Gambar 6. Fluks sinar gamma energi 1-3 MeVpada permukaan kolam sebagai fungsi tinggi air


261



Secara teori fluks sinar gamma yang dihasilkandari perhitungan monte carlo akan lebih kecildibandingkan hasil titik Kernel. Hal ini karenaMCNP5 hanya memodelkan sinar gamma yangdihasilkan dari fisi dan interaksi neutron denganmaterial, sementara sinar gamma yang dihasilkandari radionuklida produk fisi maupun hasilpeluruhan tidak dapat dimodelkan [4,5]. Untuk itudalam perhitungan monte carlo digunakan nilaikuat sumber radiasi gamma yang ada pada Tabel 3.Gambar 9 memperlihatkan laju dosis gamma dipermukaan kolam reaktor TRIGA sebagai fungsitinggi air pendingin primer menggunakan montecarlo dan titik Kernel.

Gambar 9. Laju dosis gamma di permukaan kolamreaktor TRIGA sebagai fungsi tinggi air pendingin

Jika tangki reaktor TRIGA terisi penuh airmaka tinggi air pendingin primer dari permukaanteras adalah 6,55 m. Untuk membandingkannyadengan hasil pengukuran maka pemodelan tersebutdisesuaikan dengan kondisi sesungguhnya. Tinggiair pendingin primer pada kondisi operasi normalumumnya adalah 6,3 cm atau sekitar 15 cm dibawah ujung permukaan tangki.

Hasil perhitungan akan dibandingkan denganhasil pengukuran laju dosis yang dilakukan padaoperasi reaktor 11 Mei 2006. Reaktor TRIGA 2000dioperasikan pada daya 1 MW selama 1 jam.Pengukuran dilakukan dengan menempatkansurveimeter gamma 1 m di atas permukaan airtinggi 6,3 m atau 7,3 m dari permukaan teras. Lajudosis gamma yang terukur di permukaan kolamsebelum operasi 0,015 mrem/jam dan setelahoperasi 6,3 mrem/jam. Laju dosis tersebutmerupakan jumlahan laju dosis gamma yangberasal dari teras dan radionuklida di dalam airpendingin primer. Adapun hasil perhitungan lajudosis di permukaan kolam sumbangan dari terasuntuk daya 1 MW dan tinggi air 6,3 m denganmetode titik Kernel adalah 8,2 mrem/jam danmonte carlo adalah 4,8 mrem/jam. Hasilperhitungan ini belum memasukkan laju dosisgamma sumbangan dari radionuklida yang ada diair pendingin primer.

Keberadaan radionuklida di air pendinginprimer akan memberikan kontribusi dosis gammadi permukaan kolam. Untuk perkiraan kontribusiradionuklida dalam air pendingin primer terhadaplaju dosis gamma di permukaan kolam maka dipilihnuklida yang memiliki waktu paruh di atas ordejam. Cuplikan air pendingin primer pada operasitersebut diambil dan diukur radioaktivitasnyamenggunakan spektrometer gamma. Hasilidentifikasi radionuklida di air pendingin primerdengan umur paruh diatas 1 jam diperlihatkan padaTabel 4. Sumbangan laju dosis gamma dariradioaktivitas air pendingin primer tersebut padatinggi air 6,3 m adalah 2,7 mrem/jam. Kontribusidari teras dan radioaktivitas air pendingin primerterhadap laju dosis gamma di permukaan kolamsebagai fungsi tinggi air pendingin diperlihatkanpada Gambar 10.

Tabel 4. Radioaktivitas air pendingin primerreaktor TRIGA 2000 daya 1 MW

No. Radionuklida Aktivitas (Bq/ml)

1. 41Ar 28,912. 24Na 78,023. 54Mn 0,044. 56Mn 7,055. 58Co 0,046. 60Co 0,057. 187W 9,80


262

Gambar 10. Laju dosis gamma di permukaan kolam reak-tor TRIGA 2000 hasil sumbangan dari teras dan radioak-

tivitas air pendingin primer

Hasil pengukuran menunjukkan kontribusidosis gamma dari teras pada daya 1 MW dengantinggi air 6,3 m adalah 3,6 mrem/jam. Nilai tersebutmasih lebih rendah jika dibandingkan dengan hasilperhitungan dengan titik Kernel yaitu 8,2 mrem/jamdan dengan monte carlo 4,8 mrem/jam. Hasil perhi-tungan metode titik Kernel adalah 0,4 kali lebihbesar dari hasil pengukuran sedangkan metodemonte carlo adalah 0,8 kali. Faktor 0,4 untuk titikKernel dan 0,8 untuk monte carlo selanjutnya dapatdigunakan sebagai faktor normalisasi hasil perhi-tungan dari kedua metode untuk setiap variasi ket-inggian air. Dari hasil perbandingan tersebut jugamenunjukkan bahwa pengaruh radionuklida di airpendingin primer cukup besar terhadap laju dosisgamma di permukaan kolam.

KESIMPULAN

Penentuan laju dosis gamma di permukaankolam reaktor TRIGA 2000 sebagai fungsi tinggiair pendingin primer dapat dilakukan dengan baikmenggunakan metode titik Kernel dan monte carlo.Hasil pemodelan juga dapat diterapkan untukmemperkirakan laju dosis gamma di permukaankolam jika terjadi kecelakaan berupa berkurangnyaair pendingin primer. Berdasarkan perbandinganhasil perhitungan kedua metode dengan pengukuranmenunjukkan nilai yang mendekati dengan faktornormalisasi 0,4 untuk metode titik Kernel dan 0,8untuk metode monte carlo.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepadabapak Sudrajat, Kusman, Tri Cahyo, Soleh Sofyan,dan Zaenal Arifin dalam pemetaan laju dosis direaktor TRIGA. Juga kepada bapak Teguh danWawan atas bantuannya dalam penyediaan datareaktor TRIGA 2000 Bandung serta bapak EndangKurnia atas bantuannya dalam pengadaan programkomputer Microshield versi 6.20.

DAFTAR PUSTAKA

1. PTNBR, Laporan Analisis Keselamatan AkhirReaktor TRIGA 2000 Bandung, PTNBR –BATAN, Bandung (2006)

2. PROKHORETS, I.M. et al., Point-Kernel me-thod for radiation fields simulation,PROBLEM OF ATOMIC SCIENCE ANDTECHNOLOGY, Series: Nuclear Physics In-vestigation (48), p.106 – 109 (2007)

3. TABBAKH FARSHID dan AZIMAHMADINYAR, Analytical and statisticalcalculation of gamma dose rate for the accidentof losing the shield for Tehran Research Reac-tor, Chinese Physics C (HEP & NP), Vol.32,No. 11 (2008)

4. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP – AGeneral Monte Carlo N-Particle TransportCode, Version 5. Volume II: User’s Guide,LA-UR-03-1987, Los Alamos NationalLaboratory, Los Alamos, New Mexico (2003)

5. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP – AGeneral Monte Carlo N-Particle TransportCode, Version 5. Volume 1: Overview andTheory, LA-UR-03-1987, Los AlamosNational Laboratory, Los Alamos, NewMexico (2003)6. ICRP Committee 3 Task Group, P. Grande andM. C. O’Riordan, chairmen, “Data for Protec-tion Against Ionizing Radiation from ExternalSources: Supplement to ICRP Publication 15,”ICRP-21, International Commission on Radio-logical Protection, Pergamon Press (April1971).

7. ANSI/ANS-6.4.3, Gamma-ray attenuation co-efficient and biuld-up factor for engineeringmaterials, American Nuclear Society, 1991

8. Microshield version 6.20 user’s manual, GroveSoftware, Lynchburg, 2005

9. Chilton, A.B., J.K. Shultis, dan R.E. Faw,Principles of Radiation Shielding, Prentice-Hall, Englewood Cliffs, N.J, 1984

10. BLAKEMAN E.D., D.E. PEPLOW, J.C.WAGNER, B.D. MURPHY, D.E. MUELLER,PWR Facility Dose Modeling Using MCNP5and The CADIS/ADVANTG Variance – Re-duction Methodology, ORNL/TM-2007/133,Oak Ridge National Laboratory (2007).

TANYA JAWABPertanyaanBagaimana memperoleh nilai factor normalisasiuntuk metode :

a. Monte Carlo = 0,8b. Kernel = 0,4

(Rokhmadi, PTRKN BATAN)

JawabanFaktor normalisasi diperoleh setelah dibandingkandengan hasil pengukuran pada tinggi air normal.Hasil berbanding pada kondisi ini menunjukkan


263

bahwa perhitungan dengan montecarlo adalah 0,8kali, sedangkan titik kernel 0,4 kali dibandingkanhasil pengukuran. Nilai factor tersebut digunakanuntuk menormalisasi hasil perhitungan untuk setiapvariasi tinggi air pendingin

analisis laju dosis gamma di permukaan kolam · pdf filegamma di permukaan kolam sebagai...

Documents