DESAIN AWAL PERISAI RADIASI DAN ANALISIS LAJU DOSIS DI DAERAH KERJA REAKTOR RISET INOVATIF MENGGUNAKAN MCNPX

ABSTRAK
DESAIN AWAL PERISAI RADIASI DAN ANALISIS LAJU DOSIS DI DAERAH KERJA
REAKTOR RISET INOVATIF MENGGUNAKAN MCNPX. Sesuai dengan renstra PTRKN yang
diantaranya adalah diperolehnya desain konseptual reaktor riset inovatif. Dari segi teras reaktor, desain
konseptual tersebut meliputi desain teras, desain termohidrolik dan desain perisai radiasi. Tujuan utama
dalam penelitian ini adalah desain perisai dan analisis laju dosis radiasi untuk mendapatkan kondisi yang
memenuhi batas keselamatan radiasi di daerah kerja reaktor riset inovatif. Analisis laju 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 berupa beton biasa dengan ketebalan 200 cm. Hasil analisis menunjukkan bahwa desain
perisai tersebut menghasilkan laju dosis maksimum 15,34 µSv/jam di dekat dinding perisai radiasi di daerah
balai eksperimen. Laju dosis tersebut telah memenuhi batas keselamatan radiasi yang ditentukan oleh Badan
Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN).
Kata kunci: Reaktor riset inovatif, perisai radiasi, laju dosis, MCNPX.
ABSTRACT
RADIATION SHIELD PRELIMINARY DESIGN AND ANALYSIS OF DOSE RATE IN THE
WORKING AREA OF INNOVATIVE RESEARCH REACTOR USING MCNPX. In accordance with the
PTRKN strategic plan, it was obtained the conceptual design of innovative research reactor. In terms of the
reactor core, the conceptual design of the core design, thermohydraulic design and radiation shield design.
The main objective of this research is the design of the shield and analysis of radiation dose rate to obtain
boundary conditions that meet radiation safety in the work area of innovative research reactor. Analysis of
the radiation dose rate is calculated using MCNPX program package by varying the wall thickness and type
of radiation shielding. From the calculation of gamma dose can be selected type and thickness of radiation
shielding required for a research reactor in the form of ordinary concrete with a thickness of 200 cm. The
analysis showed that the shield design produces maximum dose rate 15.34 µSv/ hour in near the shield wall
in the experiment hall. The dose rate in compliance with radiation safety limits set by the Nuclear Energy
Regulatory Agency (BAPETEN).
Keywords: Innovative research reactor, radiation shielding, dose rate, MCNPX