ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5

Suwoto Suwoto, Zuhair Zuhair

DOI: http://dx.doi.org/10.17146/jstni.2016.17.2.2350

Sari


ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Disain koseptual teras reaktor RGTT200K (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) berdaya 200 MWth 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. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RGTT200K dirancang pada kisaran 950°C dengan temperatur masukan sekitar 625°C. Karena mampu untuk kogenerasi, di samping menghasilkan listrik, reaktor RGTT200K  menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk penelitian panas proses lainnya. 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 Tkernel=1200K dan pada kondisi kecelakaan Tkernel=1800K. Pemodelan heterogenitas ganda pada kernel bahan bakar partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar pebble. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group 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. Perhitungan dengan file JENDL-4 perlu dikaji ulang, karena hasilnya tidak ada konsistensi. Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan, 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), sesuai dengan Perka BAPETEN No. 4 tahun 2013. Namun demikian untuk pemenuhan persyaratan keselamatan radiasi yang tinggi, maka ketebalan perisai biologis dari material beton untuk RGTT200K disarankan ketebalannya harus lebih dari 100 cm.


Kata Kunci


RGTT200K, dosis neutron, MCNP5v1.2, ICRP, ENDF/B-VII, JENDL-4, JEFF-3.1

Teks Lengkap:

PDF

Refbacks

  • Saat ini tidak ada refbacks.


##submission.copyrightStatement##

##submission.license.cc.by-nc-sa4.footer##