ANALISIS DOSIS GAMMA DI LUAR DINDING PERISAI RADIASI REAKTOR RISET

ABSTRAK
ANALISIS DOSIS GAMMA DI LUAR DINDING PERISAI RADIASI REAKTOR RISET.
Dalam pembangunan reaktor riset dibutuhkan perisai radiasi untuk menahan radiasi dari teras reaktor
ke daerah yang direncanakan akan menjadi tempat bekerja para personil operasi, pengguna reaktor,
maupun orang-orang yang dimungkinkan memasuki daerah itu. Tujuan penelitian ini adalah untuk
memperoleh efektivitas penurunan dosis dari bahan perisai berdasarkan komposisi dan densitasnya.
Kuat sumber berasal dari teras reaktor dan reflektor. Jenis perisai radiasi dipilih berdasarkan perisai
yang telah dipakai dalam beberapa reaktor riset yang telah ada. Dosis radiasi dihitung menggunakan
paket program MCNPX dengan cara memvariasi tebal dinding dan jenis perisai radiasinya. Dari
hasil perhitungan dosis gamma ini bisa dipilih jenis dan tebal perisai radiasi yang diperlukan untuk
reaktor riset tersebut. Untuk menurunkan dosis gamma menjadi sekitar 0,01 mSv/jam pada jarak 100
cm dari dinding perisai dibutuhkan tebal perisai barites sekitar 125 cm, tebal perisai Limonite
Brookhaven sekitar 100 cm dan perisai Limonite Steel Punchings CP-5 Shield tebal sekitar 90 cm.
Tabung berkas neutron yang terbuka akan mengakibatkan dosis sampai 1,6×103
mSv/jam.
Efektivitas penurunan dosis berbanding lurus dengan densitas material perisainya. Pada saat tabung
berkas neutron digunakan, dosis di depan tabung berkas neutron cukup tinggi sehingga perlu diberi
tambahan perisai radiasi agar di ruang kerja tetap memenuhi kriteri batas keselamatan.
Kata kunci: Reaktor riset, sumber gamma, perisai radiasi, MCNPX, tabung berkas neutron
ABSTRACT
ANALYSIS OF GAMMA DOSE IN THE OUTSIDE OF SHIELDING WALL OF RESEARCH
REACTOR. In the construction of a research reactor radiation shielding needed to reduce the
radiation from the reactor core into area where is to be used to work of the operating personnel,
users of the reactor, as well as possible the people who enter the area. The purpose of this study was
to obtain a dose reduction effectiveness of shielding materials based on the composition and density.
The gamma sources originating from the reactor core and reflector. The three kinds of shielding is
selected based on the type of radiation shield that has been used in several research reactors.
Gamma dose is calculated using MCNPX program package by varying the wall thickness and type
of radiation shielding. From the results of gamma dose calculations may be selected the type and
thickness of radiation shielding required for the research reactor. To reduce the gamma dose to
about 0,01 mSv/hr at a distance of 100 cm from the shield wall shield is required barites shielding
about 125 cm Brookhaven Limonite shielding about 100 cm and Limonite Punchings CP-5 Steel
Shield shielding about 90 cm thicknesses. Neutron beam tube that is open will result in doses up to
1.6×103
mSv/hr. The effectiveness of dose reduction is proportional to the density of the shield
material. At the time of the neutron beam tubes are used, the dose in front of the neutron beam tube
is high enough so is needed an additional radiation shielding to meet safety limit criteria.
Keywords: Research reactor, gamma source, radiation shielding, MCNPX, neutron beam tube