Neutron and gamma-ray deep penetration calculation through biological concrete shield of VVER-1000 reactor by a new technique based on variance reduction

Alizadeh, A.; Shirani, Amir Saeed; Kashi, Samira

doi:10.1016/j.anucene.2013.04.033

Cited by 13 publications

(5 citation statements)

References 3 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Being flexible and relatively low cost comparing to other materials such lead, ordinary and special concrete are widely used as a protective material against radiation [1,2].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Barite powder as sand substitution in concrete: Effect on some mechanical properties

Saidani

Ajam

Ouezdou

2015

Construction and Building Materials

View full text Add to dashboard Cite

“…Being flexible and relatively low cost comparing to other materials such lead, ordinary and special concrete are widely used as a protective material against radiation [1,2].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Barite powder as sand substitution in concrete: Effect on some mechanical properties

Saidani

Ajam

Ouezdou

2015

Construction and Building Materials

View full text Add to dashboard Cite

“…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] .…”

Section: Reaktorunclassified

“…Distribusi spektrum neutron maksimum terjadi pada teras reaktor RDE bagian tengah yaitu sebesar 4,37910x10 19 1/cm 2 .detik.MeV pada energi neutron sekitar 3,6x10 -8 MeV (0,036eV).…”

Section: Tabel 3 Pembagian 100 Zona Dalam Teras Reaktorunclassified

See 1 more Smart Citation

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

Suwoto

Adrial

Zuhair

2017

urania

View full text Add to dashboard Cite

ABSTRAK ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE.Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO yang berbentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor ini sangat aman karena mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) dengan keselamatan inheren pasif. Temperatur keluaran gas helium teras reaktor dirancang pada kisaran 700 C dengan temperatur masukan sekitar 250 C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar reaktor berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium dioksida (UO2) berpengkayaan 17 % ( 235 U). Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, Outer Pyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda bahan bakar dilakukan pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras reaktor. Pemanfaatan program EGS99304 untuk menentukan jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) yang digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor. Teras reaktor dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor sebesar 8,47027X10 17 neutron/detik. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks neutron ke dalam dosis neutron dari International Commission on Radiological Protection (ICRP) dan National Council on Radiation Protection and Measu-rements (NCRP). Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras reaktor. Hasil analisis ini mengindikasikan bahwa pekerja radiasi aman dan terlindungi dari sumber radiasi neutron sesuai dengan persyaratan regulasi yang berlaku. Secara keseluruhan, dari hasil analisis perhitungan tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang dipersyaratkan. Hasil penelitian ini dapat digunakan untuk melengkapi data desain ketebalan perisai radiasi reaktor.Kata kunci: TRISO, pebble, RDE, laju dosis neutron, ICRP dan NCRP.

show abstract

“…Sehingga diperlukan unsur-unsur tambahan di dalam perisai radiasi yang dapat menahan atau menangkap neutron secara efektif. Diantara unsur-unsur tambahan tersebut yang dapat menangkap radiasi neutron dengan sangat baik adalah boron, cadmium dan lain-lain yang memiliki tampang lintang tangkapan neutron yang besar [12,13,14]. Pada penelitian ini digunakan beton yang mengandung senyawa boron [15,16,17] sebagai perisai radiasi tambahan di depan tabung berkas yaitu jenis beton Boron Frits-baryte setebal 280 cm.…”

Section: Jarak Radial Dari Tengah Teras (Cm)unclassified

Desain Konseptual Perisai Radiasi Reaktor Rri-50

Hamzah

Kuntoro

2015

Tri Dasa Mega

View full text Add to dashboard Cite

ABSTRAKDESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50. Salah satu parameter yang harus dipenuhi dalam mendesain reaktor nuklir adalah desain perisai radiasi yang dapat menjamin keamanan dan keselamatan radiasi bagi pekerja dan masyarakat sekitar. Pada penelitian ini dilakukan desain perisai radiasi RRI-50 dengan elemen bakar berjenis U9Mo-Al berkerapatan tinggi dengan tipe pelat sebanyak 21 buah dan berdimensi seperti elemen bakar RSG-GAS tapi panjang aktifnya 70 cm. Konfigurasi teras terdiri dari 16 elemen bakar dan 4 elemen kendali serta 5 posisi iradiasi sehingga membentuk matriks 5 x 5. Tujuan dari penelitian ini adalah mendesain perisai radiasi dan menentukan distribusi laju dosis di daerah kerja dan di lingkungan reaktor RRI-50. Tahapan awal penelitian adalah perhitungan kuat sumber dan inventori bahan radioaktif teras reaktor dengan mensimulasikan operasi 50 MW selama 20 hari tiap siklus menggunakan program ORGEN2.1. Berdasarkan kuat sumber tersebut dan model yang dibuat menggunakan program VisEd, maka dilakukan analisis penentuan parameter perisai radiasi secara iteratif menggunakan program MCNPX. Pada tahap akhir, dilakukan analisis distribusi laju dosis di seluruh ruang di dalam dan di luar gedung reaktor juga menggunakan program MCNPX. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa ketinggian permukaan air adalah 1000 cm dan kombinasi 90 cm beton berat dan 60 cm beton biasa dapat digunakan sebagai perisai biologi. Desain perisai tersebut mereduksi laju dosis menjadi 0,05 µSv/jam di Balai Operasi sementara di Balai Eksperimen dan di luar gedung reaktor menjadi 4,2 µSv/jam dan 0,03 µSv/jam pada saat reaktor beroperasi. Hasil penelitian juga menunjukkan pemasagan perisai tambahan setebal 280 cm berjarak 300 cm di depan tabung berkas neutron radial yang terbuka mereduksi laju dosis gamma dan neutron menjadi 3,3 µSv/jam dan 3,1x10 -11 µSv/jam. Hasil-hasil penelitian ini menunjukkan bahwa desain perisai radiasi yang dibuat membuat reaktor RRI-50 menjadi aman dari bahaya radiasi bagi pekerja dan masyarakat sekitarnya.Kata kunci : Perisai radiasi, laju dosis, keselamatan radiasi, RRI-50. ABSTRACT RADIATION SHIELDING CONSEPTUAL DESIGN OF RRI-50 REACTOR. One of the parameters that must be met in the design of nuclear reactors is radiation shielding design to ensure the security and safety of workers and the surrounding community. This study has been conducted to design radiation shielding of RRI-50 with high density U9Mo-Al fuel elements that consist of 21 pieces of plate type fuel elements with dimension as same as RSG-GAS fuel elements but the active length is 70 cm. Core configurations consist of 16 fuel elements and 4 control elements and 5 irradiation positions to form a matrix of 5 x 5. The objective of this research is to design radiation shielding and determine the distribution of dose rates in the working

show abstract

Neutron and gamma-ray deep penetration calculation through biological concrete shield of VVER-1000 reactor by a new technique based on variance reduction

Cited by 13 publications

References 3 publications

Barite powder as sand substitution in concrete: Effect on some mechanical properties

Barite powder as sand substitution in concrete: Effect on some mechanical properties

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

Desain Konseptual Perisai Radiasi Reaktor Rri-50

Contact Info

Product

Resources

About