ABSTRAK ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE. Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO yang berbentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor ini sangat aman karena mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) dengan keselamatan inheren pasif. Temperatur keluaran gas helium teras reaktor dirancang pada kisaran 700 C dengan temperatur masukan sekitar 250 C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar reaktor berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium dioksida (UO2) berpengkayaan 17 % (235 U). Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, Outer Pyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda bahan bakar dilakukan pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras reaktor. Pemanfaatan program EGS99304 untuk menentukan jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) yang digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor. Teras reaktor dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor sebesar 8,47027X10 17 neutron/detik. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks neutron ke dalam dosis neutron dari International Commission on Radiological Protection (ICRP) dan National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras reaktor. Hasil analisis ini mengindikasikan bahwa pekerja radiasi aman dan terlindungi dari sumber radiasi neutron sesuai dengan persyaratan regulasi yang berlaku. Secara keseluruhan, dari hasil analisis perhitungan tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang dipersyaratkan. Hasil penelitian ini dapat digunakan untuk melengkapi data desain ketebalan perisai radiasi reaktor. Kata kunci: TRISO, pebble, RDE, laju dosis neutron, ICRP dan NCRP.

No abstract

No abstract

No abstract

No abstract