Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Abstrak :
Beton menjadi salah satu material yang biasa digunakan sebagai dinding penghalang radiasi, khususnya pada radiasi yang berasal dari hamburan pasien dan kebocoran kepala linac. Semakin tebal beton yang digunakan maka semakin baik pula kemampuan dinding untuk menghalangi radiasi. Tetapi dinding beton yang terlalu tebal juga memiliki kekurangan, yaitu menghabiskan material yang lebih banyak dan luas daerah yang lebih besar. Sehingga perhitungan dilakukan untuk menentukan ketebalan dinding yang optimal dalam mendesain ruangan radioterapi. Selanjutnya kemampuan dinding dalam menghalangi radiasi di uji dengan menggunakan simulasi Monte Carlo. penelitian ini menggunakan simulasi Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) untuk menghitung dosis dari desain ruangan instalasi radioterapi dengan sumber linac 15 Mv. Ketebalan dinding ruangan radioterapi harus dapat menghalangi radiasi sekunder sampai pada nilai batas laju dosis 0,2 mSv per minggu untuk pekerja radiasi (pada area terkontrol) dan 0,001 mSv per minggu untuk masyarakat umum (pada area tidak terkontrol). perhitungan ketebalan dinding sekunder didasarkan pada persamaan Safety report series 47 dengan menggunakan parameter umum pada radioterapi. Pada penelitian ini dinding sekunder didesain dengan ketebalan 0,882 m pada area terkontrol dan 1,36 m pada area tidak terkontrol. Desain sampel digunakan untuk membandingkan tingkat efisiensi dan efektivitas dari desain ruangan yaitu dinding sekunder dengan ketebalan 1,8 m pada area terkontrol dan 2,8 m pada area tidak terkontrol. Hasilnya ketebalan dinding pada area terkontrol dapat menghalangi radiasi hingga di bawah standar, sedangkan area tidak terkontrol perhitungan masih perlu diperhatikan. ......Concrete is one of the materials commonly used as radiation barrier walls, especially in radiation from patient scattering and head leakage. The thicker the concrete used, the better the ability of the walls to block radiation. But if concrete walls that are too thick also have drawbacks, namely spend more materials and have a larger area. So the calculation is carried out to determine the optimal wall thickness in designing the radiotherapy room. Furthermore, the ability of the wall to block radiation is tested using a Monte Carlo simulation. This study uses a Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) simulation to calculate the dose from the design of the radiotherapy installation room with a 15 MV linac source. The wall thickness of the radiotherapy room must be able to block secondary radiation up to a dose rate limit of 0.2 mSv per week for radiation workers (in controlled area) and 0.001 mSv per week for the general public (in uncontrolled area). secondary wall thickness calculation is based on the equation on Safety report series 47 using general parameters in radiotherapy. In this study, the secondary wall was designed with a thickness of 0.882 m in controlled area and 1.36 m in uncontrolled area. The sample design is used to compare the efficiency and effectiveness of the room design, namely the secondary wall with a thickness of 1.8 m in the controlled area and 2.8 m in the uncontrolled area. As a result, the walls in the controlled area can withstand radiation below standard, while the uncontrolled area still needs attention.

Abstrak :
Irradiator yang dikaji adalah tipe kolam menggunakan sumber radiasi Cobalt-60 (Co-60) bentuk batang pensil yang tersusun sebagai rak papan pipih. Iradiator di desain untuk aktivitas 2 MCi. Namun untuk analisis keselamatan, aktivitas yang dipertimbangkan adalah 1,5 kali atau 3 MCi. Apabila iradiator sedang tidak beroperasi sumber radiasi tersimpan dan terendam dalam dasar kolam air yang mempunyai ukuran panjang 360 cm, lebar 280 cm dan kedalaman 600 cm. Tujuan dari analisis ini adalah untuk mengetahui pada kedalaman berapa radiasi ,menggunakan program MCNP6. Dari hasil analisis didapatkan bahwa pada kedalaman 163 cm dosis radiasi di dalam air kolam sudah mendekati nol uSv/jam. Dapat disimpulkan bahwa jika pada saat iradiator tidak beroperasi dan sumber radiasi berada di dasar kolam, maka paparan yang dihasilkan di atas kolam masih dalam batas aman bagi operator sesuai dengan ketentuan keselamatan BAPETEN.

Abstrak :
ABSTRAK
Nuklir adalah salah satu sumber energi baru yang patut dipertimbangkan untuk memenuhi kebutuhan energi nasional. Penggunaan bahan nuklir berbasis thorium oksida ThO2 telah dikembangankan oleh beberapa negara maju sebagai bahan bakar nuklir untuk mengurangi dan menggantikan pemakaian uranium yang banyak digunakan sebagai bahan bakar untuk pembangkit listrik tenaga nuklir PLTN di dunia. Pada saat ini Batan Tenaga Nuklir Nasional BATAN berusaha merancang suatu reaktor daya eksperimental RDE dari turunan reaktor tipe High Temperature Gas-cooled Reactor HTGR . Reaktor nuklir tipe HTGR mempunyai dua bentuk bahan bakar yaitu prismatik dan bola pebble . RDE yang akan dikembangkan di Indonesia mempunyai bahan bakar uranium dan atau thorium berbentuk bola. Dalam penelitian ini dilakukan pemodelan dan simulasi panas pembangkitan oleh reaksi fisi yang disebabkan oleh neutron, dan perpindahan panas antara bahan bakar bentuk pebble dengan media pendingin gas helium pada reaktor daya eksperimental. Analisis neutronik dan termal-aliran dalam teras RDE seperti ini belum pernah dilakukan di Indonesia. Tujuan dilakukannya penelitian ini adalah untuk memperoleh desain teras yang aman pada kondisi neutronik yang kritis dari teras RDE. Pemodelan dan simulasi transport partikel neutron untuk analisis pembangkitan panas reaksi fisi dilakukan dengan perangkat lunak berbasis metoda monte carlo-MCNP, dan untuk fenomena transport dalam proses pendinginan RDE dilakukan dengan perangkat lunak komputasi dinamika fluida FLUENT 6.3. Teras aktif RDE dimodelkan dengan geometri silinder berdiameter 180 cm dan tinggi 197 cm. MCNP dapat memodelkan struktur geometri bahan bakar bola dalam teras reaktor RDE dengan baik untuk mensimulasikan transport neutron dan distribusi reaksi fisi. Aliran pendingin gas helium melalui bola-bola bahan bakar dalam teras reaktor dimodelkan sebagai aliran fluida dalam medium berpori. Tiga mode perpindahan panas dan aliran turbulen pendingin dimodelkan dalam proses pendinginan. Dari pemodelan dan simulasi neutronik diperoleh nilai kritikalitas keff =1.0921 dan densitas daya yang dihasilkan sebesar 2.03 watts/cm3. Hasil ini kemudian dimasukkan dalam pemodelan proses pendinginan dan aliran fluida dalam teras RDE sehingga menghasilkan temperatur maksimum pendingin gas helium sebesar 970.32K. Kritikalitas neutronik keff lebih dari satu, tetapi tak melebihi 1,3 dan kondisi termal teras menunjukkan bahwa desain teras RDE sangat aman.

---

ABSTRACT
Nuclear is one of new energy sources that should be considered to meet national energy demands. The usage of Thorium Oxide ThO2 based nuclear fuel has been developed by some developed countries to reduce and replace Uranium that was commonly used as nuclear fuel for nuclear power plants in the world. Nowdays, BATAN is trying to design an experimental power reactor RDE which is the derivative type of High Temperature Gas cooled Reactor HTGR . HTGR has two types of fuel i.e. Prismatic and Pebble. RDE, which will be developed in Indonesia uses spherical uranium and or thorium as its fuel. This research performs modeling and simulation of fission heat generation caused by neutronas well heat transfer between fuel pebble and helium gas as cooling medium in the experimental power reactor. This thermal flow analysis in the RDE core has never been conducted in Indonesia. The objective of this study is to obtain a safe reactor core design in critical neutronic condition of the RDE core. Modeling and simulation of neutron particle transport for fission heat generation analysis were conducted using a software based on Monte Carlo method MCNP, and for the transport phenomena in the cooling process of RDE was conducted using computational fluid dynamics software FLUENT 6.3.26. RDE active core was modeled using cylindrical geometry with a diameter of 180 cm and 197 cm high. MCNP can model the geometrical structure of the Pebble fuel within the RDE core properly to simulate neutron transport and distribution of fission reaction. Flow of helium gas coolant through the pebble fuel in the reactor core was modeled as a fluid flow in a porous medium. Three types of heat transfer and turbulent coolant flow were modeled in the cooling process. Results obtained from Neutronic modeling and simulation i.e. criticality values of 1.0921 keff and average power density of 2.03 watts cm3. These results were later inserted into the cooling process and fluid flow modeling in the RDE core, so that generate the maximum temperature of the coolant helium gas at about 970.32 K. Neutronic criticality more than one, but not exceeding 1.3 and the core thermal conditions showed that the design of the RDE core is very safe.