ANALISIS PERISAI RADIASI PADA ABWR (Bang Rozali, Nina Kusumah, Djoko Hari Nugroho, Darlis)

ANALISIS PERISAI RADIASI PADA ABWR. Telah dilakukan analisis perisai radiasi pada ABWR. Analisis dilakukan untuk mempelajari kemampuan perisai radiasi pada ABWR untuk menahan radiasi netron dan gamma. Analisis dilakukan dengan menggunakan program MCNP. Program ini merupakan program simulasi transport partikel dengan metoda Monte Carlo. Analisis dilakukan terhadap struktur perisai fungsional reaktor. Struktur perisai fungsional terletak pada daerah drywell terdiri dari dinding perisai reaktor dan dinding drywell. Dinding perisai reaktor terdiri dari beton setebal 0.6 m yang diapit oleh dua pelat baja masing-masing setebal 3.7 cm. Dinding drywell berupa silinder beton setebal 2 m yang ditutup dengan tutup beton setebal 2.4 m. Berdasarkan hasil analisis didapatkan bahwa perisai radiasi fungsional mampu menahan radiasi netron dan gamma hingga tingkat dosis 0,229 Gy/jam. Secara umum perisai untuk bangunan reaktor mampu mempertahankan tingkat dosis kurang dari 10 Gy/jam di luar bangunan reaktor sebagaimana batasan desain perisai radiasi untuk bangunan reaktor.
ABSTRACT
RADIATION SHIELDING ANALYSIS ON ABWR. Radiation shielding analysis on ABWR has been done. This analysis is conducted to study the capability of radiation shield of ABWR to attenuate neutron and gamma radiation. The analysis was done by using MCNP computer code. This code is a simulation program of particle transport by using Monte Carlo method. The analysis was focused on functional shields of the reactor. Functional shielding structure is located in the drywell region, this structure consist of reactor shield wall and drywell wall. Reactor shield wall consist of concrete of 0.6 m thick sandwiched withtwo steel plates of 3.7 cm thick each. Drywell wall is a concrete cylinder of 2m thick. Based on the analysis result, it is found that Functional radiation shield capable of attenuating neutron and gamma radiation at dose level0,229 Gy/hr. In general, the shielding for the reactor building capable of maintaining open areas at dose rates less than design limit of 10 Gy/h.