Analisis Laju Dosis Neutron Teras Rgtt200k Dengan McNp5

Abstract

ABSTRAK ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Disain koseptual teras reaktor RGTT200K (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) berdaya 200MWth yang mampu untuk kogenerasi. Teras reaktor berbentuk silinder non anular yang mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk pebble dan berpendingin gas helium. Bahan bakar RGTT200K berbentuk pebble (bola) yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) diperkaya 10 %. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan-lapisan: karbon berpori, karbon pirolitik dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), Silikon Karbida (SiC) dan karbon pirolitik luar (OPyC, Outer Pyrolitic Carbon). Perhitungan laju dosis neutron pada teras RGTT200K dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2 yang memanfaatkan file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1 pada temperatur operasi normal Tkernel=1200K dan kondisi kecelakaan Tkernel=1800K. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur kelompok energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum dan fluks neutron reaktor RGTT200K. Teras reaktor RGTT200K dibagi dalam 25 zona (5 zona arah radial dan 5 arah aksial). Perisai biologis reaktor RGTT200K menggunakan spesifikasi material beton dari LANL-USA. Perhitungan laju dosis neutron yang dipancarkan oleh sumber neutron dengan kartu tally F4 yang tersedia dalam program Monte Carlo yang dinormalisasi terhadap kuat sumber neutron reaktor RGTT200K. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi flux-to-dose dari International Commission on Radiological Protection (ICRP). Hasil perhitungan laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-74 untuk pekerja radiasi pada arah radial di bagian ujung luar perisai biologis pada temperatur operasi masing-masing adalah: 7,99; 14,30 dan 5,66 µSv/jam, untuk ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1, sedangkan untuk kondisi kecelakaan laju dosis neutron masing-masing diperoleh: 8,77; 5,71 dan 10,70 µSv/jam. Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan oleh Perka BAPETEN No. 4 tahun 2013. Khususnya untuk perhitungan laju dosis neutron dengan file ENDF/B-VII kedua kondisi operasi reaktor RGTT200K di bawah nilai standar persyaratan yaitu 10 µSv/jam (20 mSv/thn). Pemenuhan persyaratan keselamatan radiasi dengan ketebalan perisai biologis 100 cm menggunakan material beton untuk RGTT200K telah dicapai dengan baik menggunakan file ENDF/B-VII. is the non-annular cylindrical reactor core with TRISO kernel coated fuel particles in the form of balls called pebble and cooled by helium gas. The RGTT200K reactor core design adopts high temperature gas cooled reactor (HTGR) technology with inherent passive safety.. The RGTT200K spherical fuel called pebble fuel containing thousand of TRISO-coated fuel particles of uranium oxide (UO2) 10% enriched. TRISO coating comprises four layers, namely: porous carbon buffer layer, inner pyrol...

Analisis Kuat Sumber Neutron Dan Perhitungan Laju Dosis Neutron Teras Awal Rde

“…Semua perhitungan dilakukan pada teras awal yang menggunakan bahan bakar segar (fresh fuel). Status penelitian sebelumnya telah dilakukan perhitungan laju dosis pada reaktor tipe HTGR pebble-bed dengan daya 200 MWth (RGTT200K) [17] Untuk melakukan analisis kuat sumber menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2 diperlukan parameter input yaitu geometri, posisi sumber radiasi yang berupa reaksi fisi dalam kernel TRISO, jumlah kelompok energi ditentukan dengan menggunakan energy group structure yang sesuai dengan spektrum neutron reaktor jenis HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) yang akan dibangkitkan dengan program EGS99304. Data geometri lainnya yang dimasukkan sebagai parameter input meliputi ukuran kernel bahan bakar berlapis TRISO, pebble, teras, gas pendingin helium dan reflektor serta perisai radiasi dan perisai biologis [18,19] .…”

“…Nilai kuat sumber diperoleh dari perhitungan jumlah reaksi fisi yang diperlukan untuk menghasilkan daya setiap Watt-nya. Untuk mendapatkan nilai tersebut digunakan persamaan konversi, (CF) sebagai berikut [17] : e. Perhitungan awal laju dosis neutron pada teras reaktor.…”

“…Perhitungan laju dosis neutron pada teras reaktor dilakukan melalui perhitungan distribusi fluks neutron rerata yang dihasilkan pada teras awal ditentukan menggunakan persamaan berikut [17] : …”

“…Nilai kuat sumber neutron reaktor RDE pada teras awal diperoleh dengan menggunakan persamaan (1) dan persamaan (2), serta nilai keluaran dari MCNP untuk jumlah rerata neutron diproduksi per fission ( ) yang terjadi sebesar 2,4410 neutron/fisi adalah: NSSRDE = 10 7 (watt) X 3.47x10 10 (fisi/watt.detik) X 2,4410 (neutron/fisi) = 8,47027x10 17 neutron/detik Untuk menentukan laju dosis neutron yang dihasilkan dari teras awal RDE dihitung dari fluks neutron rata-rata dalam teras awal RDE menggunakan persamaan Tabel 4. Faktor konversi fluks neutron ke dalam dosis neutron [19] Energi, E Dengan demikian dapat dikatakan bahwa desain ketebalan perisai biologis yang dimodelkan sudah mencukupi dan aman bagi pekerja radiasi, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari sumber radiasi neutron.…”

GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE-BED REACTOR

“…The radiations must be continuously monitored to ensure the safety of radiation workers. Research on radiation doses on nuclear reactors and biological shields using MCNP5 program packages with Tally F2 and F5 has been widely done [9][10][11][12][13], similarly the research regarding calculations inventory analysis of HTGR fuel using MCNPX program package has also been done [14][15][16]. However, the current study will use the package program MCNP6 with Tally F4 to analyze the dose of gamma radiation from the HTGR core.…”