1. Home
  2. Volume 19 Nomor 2 Juli 2016
  3. Tursinah

PEMETAAN LAJU DOSIS GAMMA DI GREEN HOUSE DENGAN METODE MONTE CARLO PROGRAM PHITS

Rasito Tursinah(1), Putu Sukmabuana(2),


(1) BATAN
(2) BATAN
Corresponding Author

Abstract


Pemetaan laju dosis gamma di green house dilakukan dalam rangka proteksi dan keselamatan radiasi personil. Laju dosis gamma dihasilkan dari adanya penggunaan radionuklida 134Cs dan 60Co dalam kegiatan penelitian faktor transfer dan remediasi. Di dalam ruang green house terdapat 12 buah kotak ukuran 1 x 1 x 0,5 m3 yang diisi tanah andosol dengan tebal tanah 20 cm dan 2 buah bak oval panjang 1,7 m, lebar 0,5 m dan tinggi 0,5 m yang diisi air. Dari 12 kotak tersebut 6 kotak diisi tanah yang dikontaminasi radionuklida, sedangkan dari 2 bak oval 1 bak diisi air yang dikontaminasi. Radionuklida kontaminan yang digunakan pada penelitian pertama adalah 134Cs dan pada penelitian kedua adalah 60Co dengan aktivitas masing-masing 2 MBq. Dengan menggunakan program komputer PHITS yang berbasis perhitungan Monte Carlo laju dosis gamma di dalam dan di luar ruang green house dihitung. Berdasarkan hasil perhitungan diperoleh laju dosis gamma adalah 0,1 µSv/jam – 1 µSv/jam baik untuk sumber 134Cs ataupun 60Co. Nilai laju dosis gamma tersebut terkategori aman karena masih di bawah nilai batas yang diijinkan untuk pekerja maupun publik.

Keywords


laju dosis gamma;green house;metode Monte Carlo;PHITS

References


Bapeten, “Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor 4 Tahun 2009 tentang Dekomisioning Reaktor Nuklir,” Jakarta, 2009.

Rasito; R.H. Oetami; Zulfakhri; Tri Cahyo L.; S. Sofyan; Z. Arifin, “PENENTUAN DOSIS RADIASI GAMMA TERESTRIAL DENGAN TEKNIK SPEKTROSKOPI GAMMA DAN MONTE CARLO,” in Prosiding Seminar Nasional Fisika, 2010, pp. 146–156.

K. Niita; T. Sato; H. Iwase; H. Nose; H. Nakashima; L. Sihver, “PHITS-a particle and heavy ion transport code system,” Radiat. Meas., vol. 41, pp. 1080–1090, 2006.

Wielopolski L.; Doron O., “Nuclear spectroscopy for in situ soil elemental analysis: Monte Carlo simulations,” Appl. Radiat. Isot., vol. 70, pp. 1085–1088, 2012.

R.J. McConn; C.J. Gesh; R.T. Pagh; R.A. Rucker; R.G. Williams, Compendium of Material Composition Data for Radiation Transport Modeling. 2011.

ICRP, “Conversion coefficients for radiological protection quantities for external radiation exposures ICRP Publication 116,” 2010.

A. Clouvas; S. Xanthos; M. Antonopoulos-Domis; J. Silva, “Monte carlo calculation of dose rate conversion factors for external exposure to photon emitter in soil,” Health Phys., vol. 78, no. 3, pp. 295–302, 2000.

W. J.D., “Monte Carlo modelling of large scale NORM source using MCNP, Journal of Environmental Radioactivity 125,” J. Environ. Radioact., pp. 55 – 60, 2013.

M. M.E., “Application of gamma ray transmission method for study the properties of cultivated soil,” Ann. Nucl. Energy, vol. 40, pp. 53–59, 2012.

U. Akar Tarim; O. Gurler; E.N. Ozmutlu; S. Yalcin, “Monte carlo calculations for gamma-ray mass attenuation coefficients of some soil samples,” Ann. Nucl. Energy, vol. 58, pp. 198–201, 2013.

Gurler O.; Akar Tarim U., “An investigation on determination of attenuation coeficients for gamma-rays by monte Carlo method,” J. Radioanal. Nucl. Chem., vol. 293, pp. 397–401, 2012.

Bin Han; Juying Zhang; Yong Hum Na; Peter F. Caracappa; X. George Xu, “MODELLING AND MONTE CARLO ORGAN DOSE CALCULATIONS FORWORKERS WALKING ON GROUND CONTAMINATED WITH Cs-137 AND Co-60 GAMMA SOURCES,” Radiat. Prot. Dosimetry, vol. 141, no. 3, pp. 299–304, 2010.


Full Text: PDF (Bahasa Indonesia)

DOI: 10.17146/gnd.2016.19.2.3032

Copyright (c) 2018 GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir

Creative Commons License
This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial-ShareAlike 4.0 International License.