PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR

TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

Rasito

1

, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana

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

1

email: plasma_nuke00@yahoo.com

ABSTRAK

PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5. Pemodelan dosis digunakan untuk analisis keselamatan radiasi serta

kemampuan perisai reaktor TRIGA 2000 dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma. Pemodelan dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNP5. Untuk melakukan perhitungan dengan MCNP5 dibutuhkan input berupa model geometri reaktor, sumber radiasi, dan laju dosis. Pemodelan sumber radiasi dibuat dengan bantuan program TRIGA-MCNP. Pemodelan sumber radiasi dikhususkan pada kondisi reaktor operasi daya penuh 2 MW dengan elemen bakar seluruhnya dalam kondisi baru. Radiasi neutron dan gamma yang dimodelkan hanya yang berasal dari teras reaktor, sementara sumber radiasi lain seperti penyimpanan elemen bakar bekas, air pendingin primer, dan demineralizer tidak ikut dimodelkan karena pengaruhnya yang tidak signifikan saat reaktor operasi. Perhitungan dosis neutron dan gamma dilakukan pada beberapa titik di dalam perisai dan di daerah kerja. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa dosis neutron di luar perisai reaktor TRIGA 2000 masih di bawah NBD yaitu 2,5x10-10 mrem/jam di sisi selatan dan 0,1 mrem/jam di sisi utara, sementara dosis gamma di sisi selatan di bawah NBD yaitu 2 mrem/jam dan di sisi utara di atas NBD yaitu 9 mrem/jam.

Kata kunci : dosis neutron dan gamma, reaktor TRIGA 2000, MCNP5

ABSTRACT

NEUTRON AND GAMMA DOSE MODELING IN THE TRIGA 2000 REACTOR USING MONTE CARLO METHOD MCNP5. Dose modeling is applied for TRIGA 2000 reactor shield performance in

gamma and neutron absorption. In this modeling we used MCNP5 computer code. Inputs for are in MCNP5 need geometry models i.e reactor, radiation source, and dose rate. The radiation source geometry was modeled using TRIGA-MCNP code. In this model the reactor power of 2 MW and all fuel is fresh were assumed. Neutron and gamma radiation was modeled only from core, while others radiation source i.e spent fuels storage, primary water coolant, and demineralizer was not modeled cause no significant. The calculation of neutron and gamma dose were taken several points in shield and work area. The calculation result showed that neutron dose rate was lower than dose limit of 2,5x10-10 mrem/hour at south side and 0,1 mrem/hour at north side, meanwhile the gamma dose rate at south side was lower than dose limit of 2 mrem/hour and higher than dose limit of 9 mrem/hour at north side.

Keywords : gamma and neutron dose, TRIGA 2000 reactor, MCNP5

1. PENDAHULUAN

Peningkatan daya reaktor akan meningkatkan paparan radiasi di sekitar reaktor yang juga akan meningkatkan dosis radiasi yang diterima personil. Untuk mengetahui tingkat dosis radiasi di ruang reaktor terutama di daerah kerja diperlukan pemetaan dosis. Jika hasil pemetaan

dosis di beberapa daerah kerja reaktor memiliki dosis di atas nilai batas dosis yang dizjinkan (NBD) maka dilakukan tindakan proteksi radiasi berupa penambahan jarak, pengurangan waktu kerja ataupun penambahan perisai.

Peningkatan daya reaktor TRIGA 2000 dari 250 kW menjadi 2 MW diperkirakan akan meningkatkan laju dosis hingga delapan kali lebih

besar. Untuk itu perlu dilakukan pemetaan dosis di reaktor TRIGA 2000. Untuk mengetahui dosis radiasi di daerah kerja dapat dilakukan dengan pengukuran secara langsung oleh petugas proteksi radiasi (PPR) menggunakan surveimeter. Namun sebelum pengukuran dilakukan perlu pemetaan dosis radiasi menggunakan suatu model perhitungan dosis dimana hal ini bermanfaat untuk mengurangi terimaan dosis PPR. Dalam melakukan pemetaan dosis diperlukan pemodelan perhitungan dosis.

Salah satu model perhitungan yang dapat dimanfaatkan untuk pemodelan dosis adalah metode monte carlo dengan salah satu program komputernya yaitu MCNP5 (Monte Carlo N-Particle version 5). Program komputer MCNP5 adalah alternatif yang sangat baik untuk menyelesaikan masalah perhitungan dosis. MCNP5 merupakan perangkat lunak komputer menggunakan metode monte carlo yang diaplikasikan untuk menghitung perjalanan partikel yaitu neutron, foton, dan elektron. Perangkat lunak ini dikerjakan oleh tim monte carlo X-5 (2003) dari Laboratorium Nasional Los Alamos, USA. Metode monte carlo merupakan metode numerik statistik yang digunakan untuk menyelesaikan masalah-masalah dengan menyimulasikan bilangan acak untuk masalah-masalah yang tidak mungkin diselesaikan secara analitik. Geometri reaktor TRIGA 2000 yang komplek menjadikan penggunaan MCNP5 untuk pemetaan dosis di reaktor merupakan bentuk penyelesaian terbaik.

2. TATA KERJA

Untuk dapat melakukan pemodelan dosis di reaktor TRIGA 2000 menggunakan MCNP5 dibutuhkan beberapa model sebagai inputan. Pemodelan yang diperlukan adalah geometri reaktor, sumber radiasi, dan output berupa laju dosis.

2.1 Model Geometri reaktor

Hal terpenting dalam pemodelan dengan MCNP5 adalah geometri. Akurasi hasil pemodelan juga sangat ditentukan oleh kesesuaian dengan geometri obyek yang akan dimodelkan. Tahapan yang tersulit dalam pemodelan dengan MCNP5 adalah dalam pembuatan geometri obyek terutama obyek-obyek yang komplek. Reaktor TRIGA 2000 dan reaktor pada umumnya memiliki geometri yang sangat komplek sehingga memberikan kesulitan tersendiri dalam pemodelan. Geometri reaktor yang dimodelkan meliputi komponen reaktor,

bangunan reaktor dan air pendingin. Seluruh bagian dari reaktor TRIGA 2000 dimasukkan ke dalam pemodelan geometri karena semua memiliki kontribusi dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Geometri bangunan reaktor diperlihatkan pada Gambar 1 dan geometri teras reaktor diperlihatkan pada Gambar 2. Dimensi dan material dalam geometri reaktor dibuat sebagai inputan MCNP5 dengan tampilan dalam MCNP visual editor diperlihatkan pada Gambar 3.

(a) (b)

Gambar 1. Geometri reaktor TRIGA 2000. (a) Tampak luar dan (b) tampang lintang

(a) (b)

Gambar 2. Geometri teras reaktor TRIGA 2000. (a) tampak samping dan (b) tampak atas

Selain perisai, komponen dan bahan lain yang ada di dalam reaktor termasuk air pendingin masing-masing memiliki kontribusi dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma. Tingkat penyerapan masing-masing bahan terhadap neutron dan gamma sangat ditentukan oleh tampang lintang serapan dari tiap-tiap atom di dalam bahan. Radiasi neutron umumnya mudah diperlambat oleh bahan dengan kandungan atom ringan seperti hidrogen, karbon, boron dan sangat mudah diserap oleh kadmium. Adapun radiasi gamma mudah diserap oleh bahan dengan kandungan atom berat seperti timbal dan uranium.

Gambar 3. Geometri reaktor TRIGA 2000 dalam MCNP Visual Editor

Tabel 1. Komposisi material berdasarkan fraksi berat [1,2].

Udara Air Beton SS304 Bahan

bakar Zirkonium Grafit Timbal Boron karbida Unsur ID MCNP5 0,0012 g/cm3 1 g/cm3 0.075 g/cm3 7,82 g/cm3 5,94 g/cm3 6,5 g/cm3 1,67 g/cm3 11,35 g/cm3 2,4 g/cm3 Hidrogen 1001 0.667 7.86e-3 35.03 Boron 5010 0.158 Boron 5011 0.6417 Karbon 6000 1 0.2 Nitrogen 7014 0.778 Nitrogen 7015 2.89e-3 Oksigen 8016 0.20946 0.333 4.39e-2 Argon 18000 9.34e-3 Natrium 11023 1.05e-3 Magnesium 12000 1.4e-4 Alumunium 13027 2.39e-3 Silikon 14000 1.58e-2 Kalium 19000 6.9e-4 Kalsium 20000 2.92e-3 Kromium 24000 0.19 Mangan 25055 0.0175 Besi 26000 3.1e-4 0.7 Nikel 28000 0.0925 Zirkonium 40000 1981.63 1 Timbal 82000 1 Uranium 92235 55.0 Uranium 92238 220.0

Untuk menghitung interaksi neutron dan gamma dengan atom yang terkandung di dalam komponen reaktor maka MCNP5 membutuhkan pemodelan material sebagai inputan. Material yang dimodelkan diantaranya adalah udara, air, beton berat, alumunium, besi, SS-304, boron karbida, elemen bakar UZr-H, zirkonium, grafit, dan timbal. Komposisi material di reaktor TRIGA 2000 berdasarkan fraksi berat diperlihatkan pada Tabel 1.

2.2 Model Sumber Radiasi

Dalam pemetaan dosis menggunakan MCNP5 di reaktor TRIGA 2000 sumber radiasi yang dimodelkan hanya berasal dari reaksi fisi elemen bakar di teras reaktor. Sebagaimana disebutkan dalam model geometri reaktor, dalam model sumber radiasi juga diambil hanya pada kondisi awal reaktor TRIGA 2000 dengan seluruh

elemen bakar masih baru (fresh fuel). Di reaktor TRIGA 2000 digunakan elemen bakar jenis uranium diperkaya dengan jumlah elemen bakar seluruhnya 111 buah. Dari jumlah tersebut, 41 buah elemen bakar tipe U85 (8,5 w-%), 65 buah tipe U12 (12 %), dan 5 buah tipe U20 (20 w-%). Di dalam teras ring-D dipasang batang kedali jenis FFCR (fuel follow control rod) yaitu batang kendali yang disertakan dengan elemen bakar. Batang kendali berjumlah 5 buah dengan tipe FF20 (20 w-%). Dipasang pula 4 buah grafit yaitu di ring A-1, E-5, E-15, dan E-23, namun terdapat 1 posisi yang kosong yaitu di ring G-1.

Dalam pembuatan geometri sumber radiasi di dalam teras reaktor TRIGA 2000 dilakukan menggunakan bantuan program komputer lain yaitu TRIGA-MCNP dengan tampilan sebagaimana pada Gambar 4. Program komputer ini awalnya hanya dirancang untuk menghitung

kritikalitas reaktor TRIGA, namun hasil keluarannya yang berupa geometri elemen bakar dapat digunakan untuk mendefinisikan sumber radiasi di reaktor TRIGA 2000 yang selanjutnya dapat dimanfaatkan dalam pemodelan dosis.

Gambar 4. Tampilan TRIGA-MCNP untuk pemodelan sumber radiasi

Untuk memanfaatkan TRIGA-MCNP dalam pemodelan sumber radiasi maka dilakukan modifikasi pada hasil keluaran yang diinginkan. Modifikasi yang dilakukan adalah dengan menambahkan tally fluks ternormalisasi kuat sumber dan tally energi. Tally merupakan bahasa MCNP untuk menyebutkan besaran fisika yang diinginkan. Penambahan tally ini akan memberikan keluaran berupa spektrum energi dari sumber radiasi.

Dalam pendefinisian sumber radiasi dibutuhkan nilai kuat sumber (source strength). Nilai ini selanjutnya digunakan untuk menormalisasi nilai-nilai keluaran dari MCNP5. Jika sumber radiasi berbentuk zat radioaktif maka nilai kuat sumber merupakan nilai aktivitas dalam satuan becquerel atau currie. Namun dalam pemodelan ini sumber radiasinya adalah hasil reaksi fisi yang terjadi di dalam elemen bakar. Radiasi neutron dan gamma yang akan dihitung nilai dosisnya merupakan neutron dan gamma hasil reaksi fisi yang terjadi di elemen bakar. Oleh karena itu kuat sumber dari model sumber radiasi merupakan jumlah partikel neutron dan gamma per satuan waktu hasil reaksi fisi pada daya reaktor 2 MW. Nilai kuat sumber diperoleh dari perhitungan jumlah reaksi fisi yang diperlukan untuk menghasilkan daya setiap watt-nya. Untuk mendapatkan nilai tersebut digunakan persamaan konversi sebagai berikut:

s watt fisi x MeV fisi joule x MeV watt s joule − = ⎟⎟ ⎠ ⎞ ⎜⎜ ⎝ ⎛ ⎟⎟ ⎠ ⎞ ⎜⎜ ⎝ ⎛ ⎟ ⎠ ⎞ ⎜ ⎝ ⎛ − / 10 47 , 3 180 10 602 . 1 1 / 1 10 13 (1)

Berdasarkan konversi di dalam Persamaan (1) diperoleh bahwa untuk menghasilkan daya sebesar P (watt) diperlukan jumlah reaksi fisi . Karena dalam satu kali peristiwa fisi dihasilkan 2,5 neutron maka dengan daya reaktor 2 MW akan dihasilkan populasi neutron:

P ∗ × 10 10 47 , 3 s neutron x fisi neutron s watt fisi x watt x / 10 8 , 1 / 5 , 2 / 10 72 , 7 10 0 . 2 17 10 6 = × − × (2)

Nilai merupakan kuat sumber neutron untuk model sumber radiasi reaktor TRIGA 2000 pada daya 2 MW. Adapun untuk memperoleh kuat sumber radiasi gamma maka secara langsung dapat diperoleh dari MCNP5. Kuat sumber radiasi gamma diperoleh dengan memberikan input MCNP5 berupa tally fluks foton dalam perhitungan kritikalitas.

s n / 10 8 , 1 × 17

Fluks neutron diperoleh dengan penerapan Persamaan (3) untuk tiap energi neutron yang ditentukan. Distribusi fluks untuk tiap energi neutron di teras reaktor TRIGA 2000 keluaran MCNP5 dan menggunakan Persamaan (3) diperlihatkan pada Gambar 5.

(

)

) ( / 4 3 2 cm volume s neutron sumber kuat TallyF s cm neutron ₌ × ⎟ ⎠ ⎞ ⎜ ⎝ ⎛ ⋅ φ (3 )

Dalam mendefinisikan sumber, spektrum energi dari sumber sangat penting untuk dimodelkan. Neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi memiliki energi yang kontinyu. Untuk mendapatkan spektrum energi neutron dari reaksi fisi maka dalam perhitungan kritikalitas menggunakan TRIGA-MCNP ditambahkan beberapa tally yaitu tally fluks neutron (F4n) dan tally energi (En). Tally F4 digunakan untuk menghitung fluks rata-rata di dalam cell (misalnya elemen bakar), sementara tally En digunakan untuk menempatkan fluks yang diperoleh berdasarkan bin energi yang ditentukan. Spektrum neutron di teras reaktor TRIGA 2000 hasil keluaran MCNP5 diperlihatkan pada Gambar 6.

Gambar 5. Distribusi fluks neutron di teras reaktor TRIGA 2000

Gambar 6. Spektrum neutron di teras reaktor TRIGA 2000

Sebagaimana sumber radiasi neutron, sumber radiasi gamma juga diperoleh dengan melakukan running MCNP5 menggunakan tally fluks F4 dan tally energi En. Hanya saja tally F4 yang digunakan adalah F4p yaitu tally fluks untuk foton. Dari keluaran MCNP5 diperoleh fluks dan spektrum energi gamma di teras reaktor

sebagaimana diperlihatkan Gambar 7 dan 8. Spektrum energi dan distribusi fluks neutron dan gamma keduanya diambilkan dari hasil simulasi pada titik yang berada di dalam teras reaktor reaktor.

Gambar 7. Distribusi fluks gamma di teras reaktor TRIGA 2000

Gambar 8. Spektrum gamma di teras reaktor TRIGA 2000

Tabel 2. Faktor konversi fluks-laju dosis neutron dan gamma versi ICRP-21[4].

Dosis Neutron Dosis Gamma

DE (MeV) DF (rem/jam)/n/cm2-dtk) DE (MeV) DF (rem/jam)/n/cm2-dtk) 2.50E-08 3.85E-06 0.01 2.78E-06

1.00E-07 4.17E-06 0.015 1.11E-06 1.00E-06 4.55E-06 0.02 5.88E-07

1.00E-05 4.35E-06 0.03 2.56E-07 1.00E-04 4.17E-06 0.04 1.56E-07 1.00E-03 3.70E-06 0.05 1.20E-07 1.00E-02 3.57E-06 0.06 1.11E-07 1.00E-01 2.08E-05 0.08 1.20E-07 5.00E-01 7.14E-05 0.1 1.47E-07

1.0 1.18E-04 0.15 2.38E-07 2.0 1.43E-04 0.2 3.45E-07 5.0 1.47E-04 0.3 5.56E-07 10.0 1.47E-04 0.4 7.69E-07 20.0 1.54E-04 0.5 9.09E-07 0.6 1.14E-06 0.8 1.47E-06 1.0 1.79E-06 1.5 2.44E-06 2.0 3.03E-06 3.0 4.00E-06 4.0 4.76E-06 5.0 5.56E-06 6.0 6.25E-06 8.0 7.69E-06 10.0 9.09E-06

Setelah spektrum energi neutron dan gamma diperoleh maka dilakukan pembuatan geometri sumber radiasi yang baru. Geometri sumber radiasi yang baru dapat dibuat dengan melakukan modifikasi yaitu dengan mengubah sumber yang semula berbentuk titik dengan jumlah 23200 menjadi satu buah sumber yang berbentuk silinder dengan volume yang melingkupi elemen bakar. Geometri sumber radiasi yang dimodelkan dapat mengikuti geometri teras reaktor. Dari sini didapatkan teras reaktor sebagai satu sumber radiasi yang baru yaitu sumber radiasi berbentuk silinder dengan tidak lagi mempertimbangkan

elemen bakar di dalamnya. _{Gambar 6. Teras reaktor sebagai geometri}

satu sumber radiasi baru

Geometri sumber radiasi baru dengan spektrum energi untuk neutron dan gamma yang diperoleh selanjutnya digunakan sebagai model sumber radiasi baru untuk perhitungan laju dosis di reaktor TRIGA 2000.

2.3 Model Laju Dosis

Untuk mendapatkan keluaran berupa laju dosis maka digunakan beberapa jenis tally diantaranya tally fluks detektor (F5), tally energi dosis (DE), dan tally fungsi dosis (DF). Tally F5 digunakan untuk memberikan keluaran MCNP5 berupa nilai fluks di detektor yang berbentuk titik maupun cincin. Namun dikarenakan geometri reaktor TRIGA 2000 yang tidak simetri maka di dalam perhitungan dosis tidak digunakan tally detektor bentuk cincin tetapi hanya digunakan tally detektor bentuk titik. Formula matematik yang dilakukan MCNP5 dalam menghitung fluks pada detektor bentuk titik diperlihatkan pada Persamaan 4.

(

,

,

)

(

1

/

)

5

dE

dt

r

p

E

t

cm

2

s

F

j i t E

⋅

=

∫

∫

φ

r

(4) Dalam pemodelan ini beberapa detektor bentuk titik ditempatkan di sepanjang garis Zo yang melalui pusat teras reaktor hingga di luar perisai. Fluks yang diperoleh selanjutnya dikonversi menjadi nilai dosis menggunakan tally energi dosis (DEn) dan tally fungsi dosis (DFn) [3]. Nilai kedua tally tersebut diambil dari faktor konversi fluks ke dalam laju dosis neutron dan gamma yang dikeluarkan ICRP (ICRP-21) dengan nilai diperlihatkan pada Tabel 2.

3. HASIL DAN PEMBAHASAN

Program MCNP5 setelah diberikan inputan berupa model geometri reaktor, model sumber radiasi, dan model laju dosis selanjutnya di-running menggunakan komputer PC CPU 2,67 GHz, RAM 240 MB dengan sistem operasi Windows-XP. Hasil running memperlihatkan nilai dosis neutron dan gamma di beberapa titik di reaktor TRIGA 2000 yang telah ditentukan. Dalam pemodelan laju dosis ditempatkan detektor berdiameter 0,02 cm sepanjang sumbu-Y pada Zo yang merupakan pusat teras reaktor. Model penempatan detektor titik diperlihatkan pada Gambar 11 dimana detektor berada pada posisi sepanjang garis Zo.

Gambar 11. Garis Zo pada reaktor TRIGA 2000 tampak bidang Y-Z

MCNP5 memberikan hasil keluaran berupa dosis neutron dan gamma di sepanjang garis Zo dimana detektor ditempatkan. Pusat reaktor merupakan daerah yang memiliki dosis neutron dan gamma tertinggi. Dosis tersebut kemudian menurun akibat penyerapan oleh material komponen reaktor terutama perisai. Dosis neutron dan gamma sepanjang garis Zo diperlihatkan pada Gambar 12 dan 13.

Gambar 12 dan 13 merupakan grafik dosis neutron dan gamma pada garis Zo yang diambil pada ketinggian 1 meter dari permukaan lantai yang menembus dari arah BSF hingga pusat teras reaktor. Diperlihatkan hasil bahwa di pusat teras reaktor memiliki dosis neutron 1x1017 mrem/jam dan dosis gamma 1x1011 mrem/jam. Terjadi penurunan dosis neutron yang cukup besar pada komponen thermalizing column, thermal column, dan reflektor. Penurunan terbesar terjadi akibat pemantulan neutron oleh komponen reflektor yang terbuat dari material grafit. Penurunan selanjutnya diakibatkan oleh material perisai baik untuk radiasi neutron maupun gamma. Dalam Gambar 12 pada sisi kanan diperlihatkan terjadinya penurunan dosis neutron akibat penyerapan oleh air di BSF. Demikian juga pada Gambar 13 diperlihatkan adanya penurunan dosis gamma akibat penyerapan radiasi gamma oleh air di BSF.

Dosis neutron diluar perisai sisi utara (kiri) adalah 0,1 mrem/jam dan diluar perisai sisi selatan (kanan) sangat rendah yaitu 2,5x10-10 mrem/jam. Dosis neutron tersebut bahkan lebih rendah dari neutron alam yaitu sekitar 1 ~ 2 x10-2 mrem/jam. Rendahnya dosis neutron di daerah tersebut karena adanya penyerapan neutron yang cukup besar oleh air di BSF. Dosis gamma diluar perisai sisi utara (kiri) adalah 9 mrem/jam dan

diluar perisai sisi selatan (kanan) adalah 2 mrem/jam.

Gambar 12. Dosis neutron sepanjang garis Zo

Gambar 13. Dosis gamma sepanjang garis Zo

Untuk operasi daya 2 MW dihasilkan dosis di luar perisai sisi selatan di bawah nilai batas yang diijinkan (NBD), sedangkan di luar perisai sisi utara masih di atas NBD. Untuk menurunkan dosis di daerah tersebut telah diberikan perisai tambahan, hanya saja dalam simulasi ini tidak ikut dimodelkan. Nilai dosis hasil simulasi mendekati nilai dosis untuk daerah kerja sebagaimana tecantum di dalam Laporan Analisis Keselamatan reaktor TRIGA 2000 di luar perisai seperti di sisi selatan dan beam port yaitu ≤ 2,5 mrem/jam [5]. Hasil simulasi menunjukkan bahwa reaktor TRIGA 2000 dapat dioperasikan secara aman pada daya penuh 2 MW.

4. KESIMPULAN

Program MCNP5 dapat digunakan secara baik untuk pemodelan dosis radiasi neutron dan gamma di reaktor TRIGA 2000. Pemodelan dosis

dilakukan pada kondisi operasi daya penuh 2 MW dan seluruh elemen bakar dalam kondisi baru dengan hasil bahwa dosis neutron di luar perisai reaktor TRIGA 2000 di bawah NBD yaitu 2,5x10-10 mrem/jam di sisi selatan dan 0,1 mrem/jam di sisi utara, sedang dosis gamma di sisi selatan di bawah NBD yaitu 2 mrem/jam dan di sisi utara di atas NBD yaitu 9 mrem/jam.

5. UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepada bapak Sudrajat, Kusman, Tri Cahyo, Soleh Sofyan, dan Zaenal Arifin atas bantuannya dalam pengadaan denah pemetaan dosis di reaktor. Ucapan terima kasih juga disampaikan kepada bapak Ir. Endang Kurnia dan ibu Dr. Poppy atas dukungan sarana dan prasarananya di dalam kegiatan ini.

6. DAFTAR PUSTAKA

1. BLAKEMAN E.D., D.E. PEPLOW,

J.C. WAGNER, B.D. MURPHY, D.E. MUELLER, PWR Facility Dose

Modeling Using MCNP5 and The CADIS/ADVANTG Variance – Reduction Methodology, ORNL/TM-2007/133, Oak Ridge National Laboratory (2007)

2. HARMON C.D., ROBERT D.B.,

JUDITH F. BRIESMEISTER, R.A. FORSTER, Criticality Calculations with

MCNPP

TM

; A Primer, LA-12827-M, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico (1994)

3. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Volume II: User’s Guide, LA-UR-03-1987, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico (2003)

4. X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. Volume 1: Overview and Theory, LA-UR-03-1987, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico (2003)

5. PTNBR, Laporan Analisis Keselamatan Akhir Reaktor TRIGA 2000 Bandung, PTNBR – BATAN, Bandung (2006)

TANYA JAWAB