13
MODIFIKASI BEAMPORT REAKTOR GAMMA-RAY 414 ISSN 0216 - 3128 PEMODELAN DAN KARTINI UNTUK FASILITAS PROMPT NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS Syarip, dkk. Syarip PTAPB BATAN Yogyakarta Pujo Priyantono Fakultas Teknik Fisika UGM ABSTRAK PEMODELAN DAN MODlFlKASI BEAMPORT REAKTOR KARTINI UNTUK FASIUTAS PROMPT GAMMA-RA Y NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Dalam rangka meningkatkan pemanfaatan pengoperasian reaktor reaktor KARTINI akan dikembangkanfasilitas analisis unsur dengan metode prompt gamma-ray neutron activation analysis (PGNAA), maka diperlukan penelitian sebagai studi awal untuk mengetahui kelayakannya. Penelitian bertujuan untuk menganalisis kelayakan beamport tembus radial (radial piercing beamport) dan beamport radial (radial beamport), reaktor KARTINI sebagai sumber neutron untuk fasi/itas PGNAA. Perhitungan fluks neutron dan paparan sinar gamma dilakukan dengan membuat simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Car/o N-Particle (MCNP). Perhitungan dilakukan pada beamport reaktor KARTINI yang sudah dimodifikasi menggunakan kolimator timbal dan jilter dari timbal atau bismut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa fluks neutron termal rata-rata yang dihasi/kan pada model modifikasi beamport radial dengan jilter timbal setebal 4 em dan jilter bismut setebal 5 em memiliki ni/ai yang sarna besarnya yaitu (4.91 ± 0.4799) x Iff' n.cm,2.s,l. Sedangkan fluks neutron termal rata-rata pada model modifikasi beamport radial ternbus denganjilter timbal setebal 3 em danJilter bismllt setebal 4 em masing-masing sebesar (2.16 ± 0.8313) x 106 n.Cm,2.s,1 dan (2.71 ± 0.6402) x 106 n.cm,2.s' I. Sedangkan paparan radiasi sinal' gamma pada keempat modifikasi berni/ai 0 mR/h. Dari hasi/ tersebut dapat disimpulkan bahwa reaktor KARTINllayak untuk digunakan dan dikembangkan sebagai fasi/itas PGNAA. Kata kunci: Beamport, PGNAA, Kolimator, Reaktor KARTINI ABSTRACT MODHUNG AND MODIFICATION OF KARTINI REACTOR /J/~/tMPORT FOR I'IWMI'T GAMMA-NA}, NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS FACILITY. To enhance the utilization of Kartiini reactor operations. an element analysis facility with prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) method will be developed at Kartini reactor, therefore, a preliminary feasibility study have to be done. This research objective is to analyze the feasibility of radial piercing beamport and radial beamport of Kartini reactor to be used as neutron source of PGNAA facility. The neutron and gamma-ray exposure calculations were done by making simulations using Monte Carlo N-Particle (MCNP). These calculations were done for Kartini reactor's beamport that has been modified using lead collimator and jiltered with lead or bismuth. This research shows that the average thermal neutron flux is same for both radial beam ports with lead jilter of 4 em and bismuth jilter of 5 em, which is 4.91 ± 0.4799 x 106 n.cm,2.s,l. The average thermal neutron fllL': for radial piercing beam port with leadjilter of 3 em and bismuthjilter of 4 em is 2.16 ± 0.8313 x 106 n.cm'2 .. ~-1 and 2. 71 ± 0.6402 x Iff' n.cm·2.S·1 respectively. The gamma-ray exposure for all beam port modifications is 0 mR/h. Based on this result can be concluded that Kartini reactor is feasible to be used and to be developed further for PGNAA facility. Keyword: Beamport, PGNAA, Collimator, Kartini reactor PENDAHULUAN Dompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis r (PGNAA) merupakan salah satu metode analisis aktivasi neutron untuk menentukan kandungan suatu unsur yang didasarkan pad a terjadinya sinar gamma serentak yang dihasilkan dari inti yang tereksitasi setelah menyerap neutron. Oleh karena itu, lInsur yang tidak dapat ditentukan oleh analisis aktivasi neutron konvensional karena tidak diproduksinya nuklida radioaktif yang akan digunakan, seperti H, B, N, Si, dan Cd, dapat ditentukan dengan PGNAA. Belakangan ini, PGNAA sudah banyak dikaji lebih luas dengan intalasi tabung pengarah neutron hasil Prosidlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006

PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Embed Size (px)

Citation preview

Page 1: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

MODIFIKASI BEAMPORT REAKTORGAMMA-RAY

414 ISSN 0216 - 3128

PEMODELAN DANKARTINI UNTUK FASILITAS PROMPTNEUTRON ACTIVATION ANALYSIS

Syarip, dkk.

SyaripPTAPB BATAN Yogyakarta

Pujo PriyantonoFakultas Teknik Fisika UGM

ABSTRAK

PEMODELAN DAN MODlFlKASI BEAMPORT REAKTOR KARTINI UNTUK FASIUTAS PROMPT

GAMMA-RA Y NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Dalam rangka meningkatkan pemanfaatan

pengoperasian reaktor reaktor KARTINI akan dikembangkanfasilitas analisis unsur dengan metode promptgamma-ray neutron activation analysis (PGNAA), maka diperlukan penelitian sebagai studi awal untukmengetahui kelayakannya. Penelitian bertujuan untuk menganalisis kelayakan beamport tembus radial(radial piercing beamport) dan beamport radial (radial beamport), reaktor KARTINI sebagai sumber

neutron untuk fasi/itas PGNAA. Perhitungan fluks neutron dan paparan sinar gamma dilakukan denganmembuat simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Car/o N-Particle (MCNP). Perhitungan dilakukanpada beamport reaktor KARTINI yang sudah dimodifikasi menggunakan kolimator timbal dan jilter daritimbal atau bismut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa fluks neutron termal rata-rata yang dihasi/kan

pada model modifikasi beamport radial dengan jilter timbal setebal 4 em dan jilter bismut setebal 5 emmemiliki ni/ai yang sarna besarnya yaitu (4.91 ± 0.4799) x Iff' n.cm,2.s,l. Sedangkan fluks neutron termalrata-rata pada model modifikasi beamport radial ternbus denganjilter timbal setebal 3 em danJilter bismlltsetebal 4 em masing-masing sebesar (2.16 ± 0.8313) x 106 n.Cm,2.s,1 dan (2.71 ± 0.6402) x 106 n.cm,2.s'I. Sedangkan paparan radiasi sinal' gamma pada keempat modifikasi berni/ai 0 mR/h. Dari hasi/ tersebutdapat disimpulkan bahwa reaktor KARTINllayak untuk digunakan dan dikembangkan sebagai fasi/itasPGNAA.

Kata kunci: Beamport, PGNAA, Kolimator, Reaktor KARTINI

ABSTRACTMODHUNG AND MODIFICATION OF KARTINI REACTOR /J/~/tMPORT FOR I'IWMI'T GAMMA-NA},

NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS FACILITY. To enhance the utilization of Kartiini reactor operations.

an element analysis facility with prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) method will bedeveloped at Kartini reactor, therefore, a preliminary feasibility study have to be done. This researchobjective is to analyze the feasibility of radial piercing beamport and radial beamport of Kartini reactor tobe used as neutron source of PGNAA facility. The neutron and gamma-ray exposure calculations were done

by making simulations using Monte Carlo N-Particle (MCNP). These calculations were done for Kartinireactor's beamport that has been modified using lead collimator and jiltered with lead or bismuth. Thisresearch shows that the average thermal neutron flux is same for both radial beam ports with lead jilter of 4em and bismuth jilter of 5 em, which is 4.91 ± 0.4799 x 106 n.cm,2.s,l. The average thermal neutron fllL': forradial piercing beam port with leadjilter of 3 em and bismuthjilter of 4 em is 2.16 ± 0.8313 x 106 n.cm'2 ..~-1

and 2. 71 ± 0.6402 x Iff' n.cm·2.S·1 respectively. The gamma-ray exposure for all beam port modifications is 0mR/h. Based on this result can be concluded that Kartini reactor is feasible to be used and to be developedfurther for PGNAA facility.

Keyword: Beamport, PGNAA, Collimator, Kartini reactor

PENDAHULUAN

Dompt Gamma-ray Neutron Activation Analysisr (PGNAA) merupakan salah satu metode analisisaktivasi neutron untuk menentukan kandungan suatuunsur yang didasarkan pad a terjadinya sinar gammaserentak yang dihasilkan dari inti yang tereksitasi

setelah menyerap neutron. Oleh karena itu, lInsuryang tidak dapat ditentukan oleh analisis aktivasineutron konvensional karena tidak diproduksinyanuklida radioaktif yang akan digunakan, seperti H,B, N, Si, dan Cd, dapat ditentukan dengan PGNAA.Belakangan ini, PGNAA sudah banyak dikaji lebihluas dengan intalasi tabung pengarah neutron hasil

Prosidlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 2: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128 4/5

rekayasa pada berbagai jenis reaktor. PGNAAmenggunakan berkas neutron yang diteruskan darireaktor menembus tabung pengarah yang memberi­kan keuntungan dapat diterapkan pada berbagai jenisdan ukuran sampel karena iradiasinya dilakukan diluar reactor (Nair, K. Sudarsan dkk, 2003).

Oalam rangka pemanfaatan pengoperasianreaktor untuk meningkatkan pendayagunaan reaktorKARTINI akan dikembangkan fasilitas analisisunsur dengan metode prompt ga.mma-ray neutronactivation analysis (PGNAA), maka diperlukanpenelitian sebagai studi awal untuk mengetahuikelayakan reaktor KARTINI bila digunakan sebagaifasilitas PGNAA tersebut.

Dalam penelitian ini dilakukan pemodelanpada saluran tembus radial (radial piercingbeamport) dan saluran radial (radial beamport) padareaktor Kartini dengan tujuan dapat diperoleh tluksneutron dan paparan radiasi sinar gamma yang layakuntuk fasilitas PGNAA. Dari segi tluks neutron studiini dititikberatkan untuk mcngctahui scbcrapa bcsartlllks neutron yang bisa digllnakan dalam melakukanaktivasi neutron di luar teras reaktor KARTINI.

Sedangkan penghitungan paparan radiasi sinargamma dimaksudkan untuk mengetahui karakteristiksistem pencacahan yang dibutuhkan, serta untukmencari paparan sinar gamma minimum agar perisaibiologi tambahan y~ng diperlukan untuk keselamat­an dapat diminimalkan. Penghitungan tluks neutrondan paparan sinar gamma dilakukan denganmembuat simulasi menggunakan perangkat lunakMonte Carlo N-Partic/e (MCNP). Diharapkan hasildari penelitian ini akan memberikan beberapa man­faat antara lain, dapat memberikan iformasi tentangkelayakan reaktor KARTINI sebagai fasilitasPGNAA.

DASAR TEORI

Prompt Gamma-ray Neutron Activation Ana­lysis (PGNAA) merupakan suatu metode untuk me­nentukan konsentrasi unsur pada berbagai jenissample yang didasarkan pada pengukuran karak­teristik dan intensitas sinar gamma serentak yangdipancarkan akibat proses tangkapan neutron olehunsur-unsur pada sample terse but. Energi sinargamma yang khas untuk masing-masing unsur di­gunakan untuk menentukan jenis unsur yang ter­kandung di dalam sampel. Sedangkan kadar unsurdi dalam sampel ditentukan dengan mengukur inten­sitas dari sinar gamma pada masing-masing energi,karena intensitas sinar gamma yang dipancarkansebanding dengan kadar unsur pada sampel terse but.

Metode PGNAA secara ideal cocok untuk

menentukan banyak unsur yang termasuk dalamunsur dengan nomor atom rendah seperti H, B, Si, P,S dan Ti. Unsur dengan nom or atom rendah ini sulitdideteksi atau sensitivitasnya kecil jika dideteksidengan menggunakan analisis aktivasi neutronkonvensional. Meskipun demikian, analisis aktivasineutron konvensional baik untuk diterapkan padaunsur-unsur berat. Analisis sampel yang besardengan berbagai geometri, menunjukkan kelebihandari penerapan metode PGNAA pada berbagai jenissampel seperti sampel biologi, sampel arkeologi dansampel geologi. Salah satu kelemahan utama darimetode PGNAA adalah sensitivitasnya yang rendahkarena rendahnya intensitas berkas neutron yangdigunakan biasanya - 106_108 n/cm2/s. (Choi, et all,2004).

Neutron yang dihasilkan dari reaktor nuklirmelalui beamport belum homogen dan menyebar,untuk mendapatkan berkas neutron yang dapatdipergunakan pad a prompt Ramma-ray neutronactivation analysis, maka berkas neutron harusdifokuskan atau disejajarkan agar neutron tepatmengenai sampel yang akan diiradiasi, untuk itudiperlukan alat yang disebut kolimator. Dindingkolimator dilapisi suatu material yang dapat men­cegah masuknya neutron ke dalam sistem melaluidinding kolimator serta mengurangi sudut hamburanyang kecil dalam sistem. Material pelapis mem­punyai tampang lintang hamburan neutron yangtinggi dan serapan terhadap neutronnya rendah.Bahan yang biasa digunakan sebagai penapis adalahboron, cadmium, dysprosium, europium, gadoli­nium, dan indium. Sebaran angular berkas neutronakan dibatasi oleh perbandingan LID yaitu perban­dingan panjang dengan diameter lubang kolimator.Semakin tinggi perbandingan LID maka semakinsempit sebaran berkas neutron (narrow beam­spread) sebuah kolimator.

Metode Monte Carlo

Metode Monte Carlo merupakan teknik sto­kastik yang prinsipnya berdasarkan pad a pengguna­an suatu bilangan acak atau random pada keboleh­jadian statistik untuk menyelesaikan masalah. Secarasederhana, metode Monte Carlo terdiri atas pen­simulasian sejumlah N riwayat partikel denganmenggunakan suatu bilangan acak (random num­ber). Oalam setiap riwayat partikel, bilangan acakdibangkitkan untuk melakukan pengukuran-peng­ukuran berkaitan dengan sifat-sifat partikel sepertikemungkinan distribusi sudut-sudut hamburan,panjangjejak di antara tumbukan, dan lain-lain.

Proslding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 3: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

4/6 ISSN 0216 - 3128 Syarip, dkk.

3

1

5 ·I···~.............6

/ .•.•.:<!t ••...

~...•

4

....................•.7

Urutan Kejadian:1. Hamburan neutron dan

produksi foton2. Fisi dengan produksi

foton

3. Tangkapan neutron4. Neutron keluar slabS. Hamburan foton6. Foton keluar slab

7. Tangkapan foton

Gambar I. Daur hidup neutron dalam metode Monte Carlo (MCNP manual andintroduction halaman 17, 1997).

Gambar I menjelaskan daur hidup neutronpad a sebuah material berbentuk slab dalam prosesfisi, angka antara 0 dan I dipilih seeara aeak untukmenentukan apa dan dimana interaksi terjadi,berdasarkan teori fisika dan probabilitas (transportdata) yang mendasari proses ini dan jenis materialyang digunakan. Tumbukan neutron terjadi padakejadian I, selanjutnya neutron terhambur pada arahyang ditunjukkan diatas, yang dipilih seeara randomdari distribusi hamburan yang mungkin terjadi.Foton juga dihasilkan dan seeara temporer datanyadisimpan untuk analisis selanjutnya. Pada kejadian2, terjadi fisi menghasilkan 2 neutron dan I foton. Ineutron dan foton disimpan untuk analisis selanjut­nya. Neutron hasil fisi pertama ditangkap padakejadian 3 dan lenyap. Neutron disimpan/dieatatmendapat perlakuan kembali dalam random sam­pling selanjutnya keluar slab pada kejadian 4. fotonhasil fisi mengalami tumbukan pada kejadian 5selanjutnya keluar slab (boeor) pada kejadian 6,roton yang dihasilkan rada tllmollkan I ditangknppada kejadian 7.

Program MCNP

Monte Carlo N-Partie/e (MCNP) merupakansebuah kode transport yang berdasarkan padametode Monte Carlo. MCNP dapat digunakan dalambeberapa mode transport seperti neutron, foton,elektron, gabungan foton-neutron, foton-neutron­elektron, dan foton-elektron. Program ini digunakandengan terlebih dahulu membuat suatu file masukanyang berisikan informasi mengenai geometri, bahandan koefisien tampang lintangnya (atenuasi), sumberradiasi dan distribusinya, serta detektor. Satuandasar yang digunakan dalam MCNP adalah panjang(em), energi (MeV), waktu (shake, 10.8 detik),temperature (MeV, kT), densitas atom (atomlbam-

em); densitas (glem\ tam pang lintang (barn, 10.24

em2), jumlah pemanasan (MeV/tumbukan), dan rasioberat atom berdasarkan pada massa neutron.

Program MCNP dapat menirukan pengukuransesungguhnya di laboratorium dengan standar devi­asi pengukuran sehingga sesuai dengan pengukuranradiasi sesungguhnya yang mempunyai fenomenaketidakpastian karena sifat statistik radiasi. MCNPmemiliki pustaka data atom dal1 nuklir yang lengkap.Sumber utama data nuklir ini diperoleh dariEvaluated Nue/ear Data Library (ENDL) dan Acti­vation Library (ACTL). Tabel data nuklir tersebuttersedia untl,lk interaksi neutron, neutron-fotontereduksi, interaksi foton, dosimetri neutron atau

aktivasi, dan hamburan partikel thermal S(a,fJ).Data-data inilah yang membuat MCNP sangatberdaya guna. (Briesmeister, J.F, 1997).

MCNP juga menyediakan jenis-jenisdistribusi kebolehjadian untuk variabel-variabelslll11bcr radiasi ini, dinnlaranya Waif, Maxwellial/.Spektra Gaussian, Isotropik, ataupun sllmber yangdipanearkan ke satu arah saja (Briesmeister, 1997).Hasil perhitungan MCNP disertai dengan perhitung­an R, yang merupakan nilai perkiraan ralat relatifyang didefinisikan sebagai deviasi standar bagi nilairata-rata. ·Dalam MCNP, kuantitas-kuantitas yangdiperlukan untuk menentukan ralat ini dihitungsetelah seluruh riwayat partikel selesai, yangdihitung berdasarkan kenyataan bahwa berbagaikontribusi pada perhitungan dari riwayat partikelyang sarna saling berhubungan. Untuk perhitunganyang baik, nilai R ini akan sebanding dengan N' 2,

dengan N adalah jumlah partikel. Untuk mendapat R

yang kecil, jumlah partikel harus dinaikkan. Partikel­partikel yang dapat disimulasikan hanya neutron,foton dan elektron.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 4: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128 4/7

TATA KERJA

Peralatan yang dibutuhkan untuk melakukan

penelitian ini adalah perangkat komputer denganmikroprosesor minimal frekuensi clock 100 MHz,

memori minimal 16 Mbyte, sisa ruangan hard diskminimal 100 Mbyte. Perangkat lunak Monte Carlo

MCNP versi 4C untuk mensimulasikan pengukurantluks neutron dan sinar gamma setelah melewati

kolimator di dalam beamport. Perangkat lunak

Microsoft Office Xp dan Perangkat lunak MicrosoftExcel.

Dengan menggunakan konfigurasi teras pada

Gambar 2 dilakukan simulasi perhitungan kritikalitasdan fluks neutron pada beamport radial dan beam­port radial tembus. Selanjutn~'a data keluaran teras

hasil simulasi ini menjadi input untuk perhitungan

secara simulasi pad a model kolimator (Gambar 3dan 4). P"da model ini kolimator diberi filter radiasi

gamma yang terbuat dari Timbal atau dari Bismut.Oalam penelitian ini tebal filter akan divariasikan

untuk mendapatkan tebal filter yang optimum. Tebalfilter divariasikan mulai dari kolimator tanpa filtersampai dengan ketebalan filter 12 em.

Gambar 2. Konfigurasi teras reaktor Kartini (Syarip dkk, 1996).

"'~., .t ••••••J. ••• u

Gambar 3. Model modifikasi Beamport radial tembus.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Jull 2006

Page 5: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

418 ISSN 0216 - 3128

Gambar 4. Model modifikasi Beamport radial.

Syarip, dkk.

Penghitungan fluks neutron dan sinar gammadi port keluaran, dalam penelitian ini, dilakukandengan mensimulasikan partikel-partikel tersebutdengan MCNP code. Dalam penghitungan inidilakukan dua tahap. Pertama dilakukan perhitungankritikalitas dengan tujuan untuk mendapatkancatatan jumlah partikel yang melalui suatu per­mukaan tertentu, kemudian pada penghitungankedua simulasi dilanjutkan dengan menjadikanrekaman di permukaan tersebut sebagai sumber(neutron dan foton) baru. Hal ini dengan pertim­bangan bahwa; pertama, kemungkinan kesalahanpembuatan input akan lebih kecil disbanding satutahap perhitungan. Kedua, running time MCNP akanlebih pendek jika digunakan dua tahap p~rhitungan.Namun satu tahap per hitungan akan memilikipresisi hasil lebih tinggi sebab dalam perhitungandua tahap akan dibutuhkan tally sumber (dianggapsebagai sumber berbentuk permukaan) di pintumasuk kolimator. Sedangkan tally sumber tersebutmerupakan distribusi probabilistic.

Dalam MCNP, hasil perhitungan yangterangkum dalam tally-tally dinormalisasi denganbobot partikel sumber. Dengan demikian, karenapenghitungan ini dilakukan pad a tingkat daya steadystate, maka harus dilakukan normalisasi denganmenggunakan konversi sebagai berikut

( I joule/detik ) ( I MeV ) ( fisi )watt 1,62.10'13 joule 180 MeV

3,121099. 1010fisi/watt/detik

Karenanya, untuk menghasilkan daya sebesarP watt dibutuhkan fisi sebanyak 3,121099 . 1010 fisiper detik. Ini akan menghasilkan neutron sebanyak

3,121099 . 1010 . P. v neutron per detik sebagaisumber neutron. Nilai v neutron thermal untuk Umadalah 2,44 dengan demikian untuk Reaktor Kartinipad a tingkat daya 100 kW, faktor konversinyamenjadi (Lamarsh, J.R., 1965).

100 kW Co' w )C neutron )e,44 SU~ber)( 3,121099.10'" liSi)kW sumber lisl W.del1k

=7.615.1015 n/cm2/s

Nilai di atas digunakan untuk menormalisasitally-tally dalam input file dalam suatu card khusus(fin card). Selain perhitungan fluks neutron danfoton juga dilakukan perhitungan paparan biologis­nya, untuk itu dilakukan konversi dari fluks neutronmenjadi dosis biologis. Dalam hal ini penulismenggunakan data konversi yang terdapat dalammanual MCNP sebagai ditampilkan dalam Tabel 1dan 2, yaitu didasarkan pad a data dari InternationalCommision on Radiological Protection-ICRP.(Tsoulfanidis, N., 1983, Knoll, G.F., 1989).

Tabel 1. Konversi fluks neutron ke dosis

biologis.

EnergiDosisFaktor

NeutronMeV(rem/jam)/(n/cm2.s)kualitas

2,5.10'8

3,85 . 10'62,31,0.10'1

2,08 . 10'57,45,0.10'1

7,14 . 10'5II1

1,18 . 10-410,62

1,43 . 10,49,35

1,47. 10.47,810

1,47. 10-46,8

Prosiding PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 6: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128

Tabel 2. Konversi nuks foton ke dosis biologis.

EnergiDosisEnergiDosis

(MeV)(rem/jam )/(foton/em2 .detik)MeVrem/j am/( roton/em 2.detik)

0,01

2,78 . 10,60,59,09 . 10,7

0,015

I,ll .10'60,61,14. 10'6

0,02

5,88 . 10,70,81,47 . 10,6

0,03

2,56 . 10,7I1,79. 10,6

0,04

1,56 . 10'71,52,44 . 10'6

0,05

1,20 . 10,723,03 . 10'6

0,06

I, II . 10,734,00 . 10'6

0,08

1,20. 10,744,76. 10'6

0,1

1,47 . 10,755,56 . 10'6

0,2

3,45 . 10,78.. 7,69. 10-6

0,3

5,56 . 10,7109,09 . 10,6

0,4

7,69. 10'7

4/9

HASIL ANALISIS DAN PEMBA­HASAN

Perhitungan besamya tluks neutron danpaparan radiasi gamma di]akukan pad a reaktorKARTINI yang beroperasi dengan daya tetap 100kW kritis. Perhitungan dilakukan melalui dua tahap,tahap pertama dilakukan perhitungan kritikalitasdengan tujuan untuk mendapatkan jumlah partikelyang melalui pennukaan tertentu, kemudian padaperhitungan kedua simu]asi dilakukan denganmenjadikan rekaman di pennukaan tersebut sebagaisumber (neutron dan foton) baru. Hasil perhitunganuntuk beberapa model adalah :

Fluks Neutron Dan Paparan Gamma PadaBeamport Tanpa Kolimator

Hasil perhitungan pad a beampor/ radialtembus dan beampor/ radial masing-masing tanpakolimator, berturu-turut disajikan pada Tabel 3 danTabe] 4. Dari hasil perhitungan tersebut fluksneutron mengalami penurunan seiring bertambahnyajarak dari pusat reaktor. Hal ini terjadi karenaneutron dan radiasi gamma teratenuasi oleh bahanyang dilewatinya baik itu berupa atenuasi o]eh udaramaupun atenuasi oleh bahan dinding kolimator.

Tabel 3. Fluks neutron dan paparan gamma beamport radial tembus tanpa kolimator.

Jarak (/)nn.(/)nr(/)n{

Paparan Gamma(em)

(n.em'2.s'l)(n.em' .S'I)(n.em' .S'I)(mR.h'l)55.5

(1.72 ± 0.0]57)E+IO(2.80 ± 0.0] 39)E+ 10(3.84 ± 0.0108)E+IO(5.55 ± 0.01 86)E+0765

(8.80 ± 0.0093)E+09(1.44 ± 0.009I)E+10(2.06 ± 0.0062)E+ I0(2.74 ± 0.0084)E+0770

(6.70 ± 0.0108)E+09(1.06± 0.0099)E+IO(1.58 ± 0.0069)E+IO(2.19 ± 0.0094)E+0780

(4.13 ± 0.OI3I)E+09(6.77 ± 0.0] 3] )E+09(1.03 ± 0.0087)E+] 0(1.50 ± 0.01 ]4)E+0795

(2.34 ± 0.0 170)E+09(3.76 ± 0.01 74)E+09(6.30 ± 0.0] 12)E+09(9.30 ± 0.0 145)E+06] ]5

(1.28 ± 0.0222)E+09(2.02 ± 0.0220)E+09(3.68 ± 0.0142)E+09(5.43 ± 0.0180)E+06140

(7.88 ± 0.0334)E+08(1.16 ± 0.0334)E+09(2.17 ± 0.01 87)E+09(3.20 ± 0.0236)E+06170

(4.20 ± 0.0409)E+08(6.45 ± 0.0385)E+08(1.33 ± 0.0240)E+09(1.98 ± 0.0304)E+06205

(2.70 ± 0.0442)E+08(3.77 ± 0.0406)E+08(8.15 ± 0.0286)E+08(1.17 ± 0.0382)E+06245

(1.89 ± 0.0701)E+08(2.73 ± 0.0615)E+08(5.24 ± 0.0381 )E+08(7.70 ± 0.0479)E+05295

(1.27 ± 0.0643)E+08(1.65 ± 0.0626)E+08(3.41 ± 0.0484)E+08(5.21 ± 0.0584)E+05352.5

(7.08 ± 0.1019)E+07(9.18 ± 0.0765)E+07(2.] 9 ± 0.0524)E+08(3.36 ± 0.0736)E+05

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 7: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

420

Jarak

55.5

65

708095115

140

170

205245295

352.5

ISSN 0216 - 3128

Tabel 4. Fluks neutron dan paparan gamma heamport radial tanpa kolimator.

Syarip, dkk.

Keterangan :Jarak adalah jarak dari pusat reaktor dengan arah radial(/Jn7h = Fluks neutron termal

tPn"1' = Fluks neutron epitermaltPnf = Fluks neutron cepat

Fluks neutron, hasil perhitungan padabeampor/ radial tern bus dan beampor/ radial biladilukiskan dalam bentuk grafik maka akan terlihatseperti pada Gambar 5. Terlihat bahwa fluksneutron termal pad a beampor/ radial ternbus lebihkecil bila dibandingkan dengan fluks neutron termalpada beampor/ radial, sedangkan fluks neutron cepatdan fluks neutron epitermal pad a beamporl radialtembus lebih besar bila dibandingkan dengan fluksneutron epitermal dan fluks neutron cepat padabeampor/ radial. Hal ini disebabkan karena pad abeampor/ radial, fluks neutron dari teras dimoderasiterlebih dahulu oleh grafit yang menyelimuti teras(graftt reflektor). Sehingga sebagian besar fluksneutron yang keluar dari graftk reflektor berupaneutron termal. Sedangkan pada beampor/ radialtembus, karena beampor/nya men embus grafttreflektor sampai kedalam teras, maka fluks neutrontidak termoderasi oleh graftt reflektor dan hasilnyafluks neutron pada beampor/ radial tembus sebagianbesar masih berupa neutron cepat dan neutron

epitermal.

Adapun fluks neutron yang ada pada posisisampel yaitu pada jarak 352.5 cm dari pusat teras,pada kedua beamport sudah mencukupi persyaratansebagai fasilitas PGNAA. Akan tetapi besarnyapaparan gamma yang ada sangat tinggi, sehinggatidak memungkinkan bila kondisi seperti inidigunakan sebagai fasilitas PGNAA, karena sangatberbahaya bagi pekerja radiasi. Selain itu, ketidak­layakan penggunaan beampor/ radial tembus ini

secara langsung sebagai fasilitas PGNAA jugaditunjang oleh rendahnya nilai perbandingan antaraneutron termal dengan neutron epitermal danneutron cepat. Nilai ini menunjukkan bahwa perananneutron temal masih sangat kecil bila dibandingkandengan neutron epitermal dan neutron cepa!.Sedarigkan pada beamporl radial, fluks neutrontermal sudah eukup berperan. Sehingga ketidak­layakannya hanya disebabkan oleh besarnya radiasigamma saja.

Untuk mengatasi permasalahan besarnyaradiasi gamma maka diperlukan filter yang dapatmenyerap radiasi gamma, yaitu bahan yang memilikikoeftsien atenuasi gamma yang besar dengankoeftsien serapan neutron yang rendah. Selain itujuga perlu dibuat kolimator guna mengarahkanneutron pada posisi sampel.

Hasil Modifikasi Beamport

Untuk memeeahkan persyaratan paparanradiasi gamma yang dihadapi pada beampor/ radialdan radial tembus dilakukan perancangan kolimator.Hal ini dimaksudkan agar berkas neutron yangkeluar dari beamport radial dan radial tembusreaktor KARTINI menjadi terarah dan memilikipaparan radiasi gamma yang serendah-rendahnya.Kolimator ini dibuat dari tabung berdiameter 8 emyang terbuat dari timbal dengan tebal sekitar 3,5 em,seperti yang secara rinci dilukiskan pada Gambar 3dan Gambar 4.

Prosidlng PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 8: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Syarip, dkk. ISSN 0216 - 3128

1.00E+ II

42/

1.00E+ I0

1.00E+09 -

I.OOEI08

1.00E+07

-.... Neutron Termal Beamport Radial

...•.... Neutron Epitermal Beamport Radial

-It- Netron Cepat Beamport Radial

..•... Neutron Total Beamport Radial

-.- Neutron Termal Beamport Radial Tembus

...•.... Neutron Epitermal Beamport Radial Tembus

--- Neutron Cepat Beamport Radial Tembus

-+- Neutron Total Beamport Radial Tembus

1.00E+06

55.5 105.5 155.5 205.5 255.5 305.5

Jarak dari pusat reaktor (em)

Gambar 5. Fluks neutron pada beamport reaktor Kartini tanpa kolimator.

Timbal dan bismut digunakan sebagai bahanuntuk melakukan filtrasi terhadap radiasi neutrondan sekaligus sebagai pengatenuasi radiasi gamma.Pemilihan bahan ini dikarenakan timbal dan bismut

memiliki koefisien atenuasi yang eukup besar dalammenyerap gamma. Selain itu, timbal dan bismut jugamemiliki densitas yang tinggi, yaitu densitas timbalsebesar 11,34 gr /em3 dan bismut berdensitas 9,8 g/emJ, sehingga bismut dan timbal sangat efektifdalam menyerap radiasi gamma.

Pada penelitian ini penggunaan timbal danbismut sebagai filter dan attenuator, dilakukanseeara terpisah. Pad a tahap pertama dilakukanpenelitian dengan menggunakan timbal sebagai filterdan attenuator dalam menentukan kelayakanbeamport radial tembus sebagai fasilitas PGNAA.Sedangkan bismut digunakan pada penelitian tahapberikutnya.

Hasil dari penelitian tahap pertama padabeamport radial tembus dapat dilihat pad a Tabel 5dan seeara grafik dilukiskan pada Gambar 6.Terlihat bahwa fluks neutron seeara keseluruhan

mengalami penurunan seiring bertambahnyaketebalan bahan filter dan attenuator yangdigunakan. Hal ini sesuai dengan teori yang ada,yaitu ketika berkas radiasi melewati suatu bahan ataumaterial, maka berkas radiasi tersebut akanmengalami atenuasi karena terjadi interaksi antaraberkas radiasi tersebut dengan bahan atau meterialyang dilewatinya.

Radiasi gamma juga mengalami hal yangsama yang terjadi pada neutron. Paparan radiasisinar gamma menurun dengan bertambahnyaketebalan filter yang diberikan. Bahkan terjadipenurunnan hingga ke nilai 0 mR/h yang terjadi padasaat ketebalan filter 3 em. Hal ini menunjukkanbahwa bahan timbal sangat efektif dalam melakukanpenyerapan terhadap radiasi gamma.

Dengan penggunaan bahan filter danattenuator berupa timbal didapatkan kondisi terbaikbila digunakan sebagai fasilitas PGNAA padaketebalan bahan filter sebesar 3 em dengan nilaifluks termalnya sebesar (2.16 ± 0.8313) x 106

n.em·2.s·1 dan paparan radiasi gamma 0 mR.h'l.

Prosiding PPI • PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 9: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

422 ISSN 0216 - 3128

Tabel5. Fluks neutron Beamport radial tembus dengan filter timbal.

Syarip, dU.

Tebal tPnTh tPneptPnfPaparan GammaFilter

(em)

(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-1)(mRXI)

0

(9.42 ± 0.3589)E+06(2.27 ± 0.2584)E+07(3.86 ± 0.2043)E+07(7.68 ± 0.2666)E+04I

(6.20 ± 0.4369)E+06(I.53 ± 0.3 I66)E+07(3.28 ± 0.2235)E+07(3.97 ± 0.3389)E+042

(4.99 ± 0.4856)E+06(9.29 ± 0.4089)E+06(2.98 ± 0.2355)E+07(2.47 ± 0.4350)E+043

(2.16 ± 0.8313)E+06(6.28 ± 0.501O)E+06(2.69 ± 0.2495)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO4

(1.67 ± 0.8204)E+06(4.77 ± 0.5787)E+06(2.11 ± 0.2867)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO5

(3.19 ± 1.0000)E+05(3.25 ± 0.7088)E+06(1.50 ± 0.3480)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO

6

(3.19 ± 1.0000)E+05(1.74 ± 1.0000)E+06(1.35 ± 0.3704)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO7

(3.19 ± 1.0000)E+05(1.74 ± 1.0000)E+06(8.92 ± 0.4083)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO8

(3.19 ± 1.0000)E+05(1.74 ± 1.0000)E+06(7.41 ± 0.4473)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO9

(3.19 ± 1.0000)E+05(1.74 ± 1.0000)E+06(2.93 ± 0.7072)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO10

(3.19 ± 1.0000)E+05(1.74 ± 1.0000)E+06(1.44 ± 1.0000)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO

Keterangan :<Pnlh = Fluks neutron termal

<Pncp = Fluks neutron epitermal<Pnf = Fluks neutron cepat

_ 1.00E+08 -- -.- --- - .. - -.- ..~Me~.s.ce;;..c~ 1.00E+07G:

1.00E+06

- - Ncutron Tcnml

-+- Ncutron Eprtcnnal

-- Ncutron Ccpa!••.••• Fh,ks TOlal

-----'" ~ - - - , i !---..\ --!----- I

--- i1.00E+05

o 2 4 6 8 10

Tcbal filter (cm)

12

Gambar 6. Fluks neutron pada beamport radial tembus dengan filter timbal.

Pada tahap kedua, yang menggunakan bismutsebagai bahan filter dan attenuator sinar gammadidapatkan hasil serti yang terlihat pada Tabel 6 dandilukiskan pada Gambar 7. Hasil dari penggunaanbismut sebagai bahan filter dan attenuator sinargamma tidak jauh berbeda dengan penggunaanbahan timbal. Hanya saja pada saat bahan filter

diganti dengan bismut, penurunan paparan sinargamma dan fluks neutron terjadi lebih lambat.Sehingga ketebalan bahan filter dan attenuator yangdigunakan juga lebih besar. Hal ini disebabkankarena densitas bismut lebih rendah daripada timbal,sehingga meskipun koefisien atenuasi Iinearnyahampir sama, koefisien atenuasi persatuan massanya

Prosidlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 10: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128 423

lebih keeil, dengan demikian kemampuan serapanyang dimiliki juga akan lebih keci!.

Berdasarkan hasil dari pereobaan yangterlihat pada Tabel 6 didapatkan kondisi terbaik

untuk fasilitas PGNAA pada ketebalan bahan filtersebesar 3 em yaitu dengan nilai tluks termal sebesar(2.71 ± 0.6402) x 106 n.em-2.s-1 dan paparan radiasigamma 0 mR.h-!.

Tabel 6. Fluks neutron Beamport radial tern bus dengan filter Bismut.

Tebal tPnTh tPneptPnfPaparan GammaFilter

(em)

(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-l)(mR.h-l)

0

(9042 ± 0.3589)E+06(2.27 ± 0.2584)E+07(3.86 ± 0.2043)E+07(7.68 ± 0.2666)E+04I

(6.20 ± Oo4369)E+06(1.53 ± 0.3 166)E+07(3.28 ± 0.2235)E+07(3.82 ± 0.3498)E+04

2

(6.20 ± Oo4369)E+06(1.53 ± 0.3 166)E+07(2.98 ± 0.2355)E+07(2.87 ± 0.3993)E+04

3

(4.99 ± Oo4856)E+06(1.08 ± 0.3785)E+07(2.54 ± 0.2575)E+07(1.67 ± 0.5870)E+04

4

(2.71 ± 0.6402)E+06(9.27 ± Oo4089)E+06(2.54 ± 0.2575)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO

5

(1.05 ± 0.7596)E+06(4.75 ± 0.5787)E+06(2.11 ± 0.2867)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO

6

(1.05 ± 0.7596)E+06(4.75 ± 0.5787)E+06(1.81 ± 0.3130)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO

7

(1.05 ± 0.7596)E+06(3.25 ± 0.7088)E+06(1.50 ± 0.3480)E+07(0.00 ± O.OOOO)E+OO

8

(1.05 ± 0.7596)E+06(1.74 ± 1.0000)E+06(8.94 ± Oo4083)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO

9

(1.05 ± 0.7596)E+06(1.74 ± 1.0000)E+06(7041 ± Oo4473)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO

10

(1.05 ± 0.7596)E+06(1.74 ± 1.0000)E+06(5.90 ± 0.5001)E+06(0.00 ± O.OOOO)E+OO

Keterangan :1>l1lh = Fluks neutron termal

<PileI' = Fluks neutron epitermal<Pllf = Fluks neutron eepat

LOOE+06

~""

~ I.OOE+07

.!!; 1.00E+08'"'e~

..::,

- - Neutron Tcnml

-+- Neutron Epitcnml

-+- N cutron Ccpat

-.... Fluks Total

'-.... - ---- ~ __ I"'------

1.00E+05

o 2 4 6 8 10 12

Tcbal filtcr(cm)

Gambar 7. Fluks neutron pada beamport radial tern bus dengan filter bismuth.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 11: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

424 ISSN 0216 - 3128 Syarip, tlkk..

Model modifikasi ini tidak berbeda dengan

model modifikasi pada beamport radial ternbus,yang membedakan keduanya hanyalah letak darikedua beamport pada reaktor Kartini. Beamportradial ternbus menembus hingga ke teras reaktor,sedangkan beamport radial hanya menembusdinding reaktor sampai di luar grafit reflektor.Sehingga keduanya memiliki kondisi fluks danpaparan radiasi gamma yang berbeda. Modelmodifikasi pada beamport radial juga dibuat denganmenggunakan filter dan attenuator berupa timbal danbismut. Hal ini dilakukan dengan alasan yang sarna,yaitu karena timbal dan bismut memiliki koefisienatenuasi yang besar dibandingkan dengan bahan­bahan yang lain sehingga penggunaan timbal danbismut akan lebih efektif dalam menyerap radiasigamma dibandingkan bila digunakan bahan yanglain, khususnya pada model modifikasi ini.

Perhitungan pada model modifikasi ini jugadilakukan dalam dua tahap. Tahap pertama adalahPerhitungan fluks neutron dan paparan radiasigamma pada model dengan bahan filter timbal.Sedangkan Perhitungan tahap kedua dilakukan pad amodel modifikasi dengan bahan filter bismut. HasilPerhitungan pada modei modifikasi dengan bahanfilter timbal seeara grafis disajikan pad a Gambar 8.Oari hasil terse but terlihat bahwa terjadi penurunanfluks neutron seiring dengan bertambahnya ketebal­an filter timbal yang digunakan. Fluks neutronepitermal dan fluks neutron eepat mengalamipenurunan yang signifikan, bahkan habis ketikaketebalan filter 3 em untuk neutron epitermal dan 4em untuk neutron eepat. Hal ini mungkin terjadikarena fluks neutron eepat yang berinteraksi denganmaterial di sekelilingnya, energinya tidak turunmcnuju kc cncrgi cpitcrmal tetapi malah menuju ke

-;- 1.6OE' 07

~~~ 1.40E.07""":: 1.20E+07

..•";;: I.00E+07

8.00E+06

6.00E+06

4.00E+06

2.00E+06

O.OOE+OO

o

energi termal. Sehingga dengan bertambahnyaketebalan bahan filter neutron epitermal teratenuasihingga habis dan tidak terdapat produksi neutronepitermal lagi. Begitu juga dengan neutron eepa!,dengan bertambahnya ketebalan filter semakinbanyak pula neutron eepat yang berinteraksi denganbahan filter dan pad a ketebalan filter 4 em neutroneepat terattenuasi seeara keseluruhan. Sehingga tluksneutron eepat pada posisi sampel menjadi O.

Berdasarkan Tabel 5 model modifikasi

beamport radial dengan menggunakan bahan filterdari timbal didapatkan pada saat ketebalan timbalsebesar 3 em dimana fluks neutron termalnyasebesar (4.91 ± 0.4799) x 106 n.em-2.s-t denganpaparan radiasi gamma 0 mR/h.

Hasil perhitungan tahap kedua, yaituperhitungan pad a model modifikasi dengan bahanfilter terbuat dari bismut memiliki pola yang sarnaseperti halnya pada kasus modifikasi beamporlradial dengan bahan filter dari timbal, pad a modelmodifikasi beamport radial dengan bahan filterbismut fluks neutron dan paparan radiasi gammamengalami penurunan seiring bertambahnyaketebalan bahan filter . Akan tetapi penurunan padasaat digunakan bismut sebagai filter tidak secepatketika digunakan filter dari timbal. Neutronepitermal turun seeara drastis pad a saat ketebalanbismut 4 em. Besarnya fluks neutron epitermal turunhingga menuju nilai DOl. Penurunan menuju ke nilainol juga diikuti oleh besaran yang lain yang dihitungpad a penelitian ini, yaitu paparan radiasi gamma danfluks neutron eepat. Fluks neutron cepat dan paparanradiasi gamma turun hingga mencapai ke titik nolpada saat ketebalan bismut 5 em.

- -NewonTennal

-+- Neutron Eptermal

-llt-NeutronCepat

-r- Ne""'n Total

10 12

Teb.) filler (em

Gambar 8. Fluks neutron pada beamport radial dengan filter timbal.

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Jull 2006

Page 12: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128 425

Komparasi Dengan Fasi/itas PGNAA YangSudah Ada

Berdasarkan pada sistem-sistem PGNAAyang sudah ada dianggap layak untuk digunakansebagai fasilitas PGNAA bila memiliki tluks neutrontermal lebih besar atau sama dengan 2 x 106 n.em'2.S,1 dan memiliki paparan radiasi sinar gamma padatempat sam pel kurang dari atau sarna dengan 200mR/h,l. Fluks neutron termal pada beamport reaktorKARTINI hasH modifikasi ditunjukkan pad a Gam­bar 8. Kondisi terbaik penggunaan timbal sebagaibahan filter, pada beamport radial tembus didapat­kan ketika ketebalan filter 3 em dengan tluksneutron termal (2.16 ± 0.8313) x 106 n.em'2.s'l•

Sedangkan pad a beamport radial, kondisi terbaikdidapatkan ketika filter yang digunakan setebal 4 emdengan besar tluks neutron termalnya sebesar (4.91± 0.4799) x 106 n.em·2.s'l• Perbedaan ketebalan inidisebabkan karena pad a ketebalan 3 em, pad aheal11port radial terjadi proses tangkapan neutronepitermal oleh bahan seeara besar-besaran. Sehinggaketika ketebalan filter 3 em pada beamport radialtembus paparan radiasi sinar gamma sudah meneapaititik nol, pada beamport radial paparan radiasigammanya masih sangat tinggi yaitu sebesar (3.21 ±J .00) x 106 mR/h.

Kondisi terbaik pada beamport radial tembusdidapatkan ketika filter bismut yang digunakansetebal 4 em dengan fluks neutron termal sebesar(2.71 ± 0.6402) x 106 n.em,2.s,l. Sedangkan padabeamport radial kondisi terbaik didapatkan ketika

IJOE>j)1

1.10[+(17

9.00E+06

7.00E~

3.00E+06

I.OOE4{)6

ketebalan filter bismut yang dipaki setebal 5 emdengan fluks neutron termal sebesar (4.91 ± 0.4799)x 106 n.em,2.s·'. Hal ini juga disebabkan olehpenyebab yang serupa yang terjadi pada saatdigunakan filter timbal, yaitu ketika ketebalan filter4 em, pada beamport radial terjadi proses tangkapanneutron epitermal seeara besar-besaran yangmenghasilkan radiasi sinar gamma dalam paparanyang besar pula. Sehingga ketika paparan radiasigamma pada beamport radial tembus sudahmeneapai titik nol, pada beamport radial masihterdapat kontaminan radiasi gamma yang tinggi yaitusebesar (3.21 ± 1.0000)E+03 mR/h.

Paparan radiasi gamma pada posisi sampelpada berbagai variasi tebal filter dapat dilihat padaGambar 9. Terlihat bahwa paparan radiasi gammapada beamport radial jauh lebih rendah biladibandingkan dengan paparan radiasi gamma padabeamport radial tembus. Hal ini terjadi karenaradiasi gamma yang dihasilkan didalam terasmengalami atenuasi oleh reflektor, kemudianditeruskan ke beampor/ radial. Pad a beamport radialtembus, radiasi gammanya langsung berasal dariteras dan hanya teratenuasi oleh udara. Terbuktidengan sesudah dipasangnya filter dari timbalsetebal 3 em pada beamport radial tembus dan 4 empada beamport radial atau bismut setebal 4 em padabeamport radial tembus dan 5 em pada beamportradial, paparan radiasi gamma pada beamport radialdan beamport radial menjadi nol. Hal inimenunjukkan bahwa pemilihan bismut dan timbalsebagai filter adalah sangat efektif.

••••• BcarflJOrtRadel de~n filtertinbal

-+- BeafI'!AJrtRadel Tentus de~n f!kertirrbal

••.••• BcarflJOrtRadelTentus de~n liter bi;nu

10

·I.OOE+% ~._¥ ..•• ~._._---,-".-.- .. _-_.'~----"---'----"'--"---'-_._'------ -".-.-.--".--

Trplfiltu(c_)

Gambar 8. Fluks neutron termal pada beamport reaktor KARTINI.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Page 13: PENDAHULUAN - ansn.bapeten.go.idansn.bapeten.go.id/files/43203/3772.pdf · beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, ... foton dan elektron. Prosiding PPI - PDIPTN

426 ISSN 0216 - 3128

900E.j.(I4 _----------- ~__ ~~_

••• BealTl'ort Radial dcngan fihcr limbal

-+- BealTl'ort Radial dcngan fiher bismut

--- BcalTl'ort Radial Temb", dengan fiher limbal

••••• BCalTl'M Radial Tcmb", dcngan fiher bismut

10

·1,I)OE+04

Gambar 9. Papa ran radiasi gamma pada beamport reaktor KARTINJ.

Syarip, dkk.

KESIMPULAN

Berkas neutron yang keluar dari beamportreaktor KARTINI dikolimasi dengan menggunakanbahan kolimator yang berbentuk tabung yangterbuat dari timbal. Di dalam tabung timbal dipasangfilter yang terbuat dari timbal atau bismut sebagaipenapis neutron dan mengatenuasi sinar gamma.Efektifitas penyerapan gamma ditunjukkan denganhasil laju paparan gamma yang rendah pad a keempatmodel modifikasi beamport. Fluks neutron termalrata-rata yang dihasilkan pada model modifikasibeamport radial dengan filter timbal setebal 4 emdan filter bismut setebal 5 em memiliki nilai yangsarna besarnya yaitu (4.91 ± 0.4799) x 106 n.em,2.s"dengan besar dan paparan gamma yang berbedayaitu masing-masing 198 mR/h dan 53 mR/h. Fluksneutron termal rata-rata dan laju papa ran gammapada model modifikasi beamport radial ternbus de­ngan filter timbal setebal 3 em masing-masing se­besar (2.16 ± 0.8313) x 106 n.em-2.s-1 dan 173 mR/h,dan filter bismut setebal 4 em masing-masing sebe­sar (2.71 ± 0.6402) x 106 n.em-2.s-) dan 167 mR/h.

Dengan demikian hasil dari penelitian inimenunjukkan bahwa beamport reaktor KARTINIlayak digunakan sebagai fasilitas prompt gamma-rayneutron activation analysis dengan kondisi terbaikpada model modifikasi beamport radial dengan filterbismuth setebal 5 em.

DAFTARPUSTAKA

A. G. C. NAIR, K. SUDARSHAN, N. RAJE, A.V.R. REDDY, S.B. MANOHAR, and, A.GOSW AMI, Analysis of A//oys by PromptGamma ray Neutron Activation, AnalyticalChemistry Division Bhabha Atomic ResearchCentre Trombay, Mumbai, 2003.

BRIESMEISTER, J.F., MCNP-A General Monte

Carlo N-Particle Tansport Code 48, Los Ala­mos National Laboratory, LA-7396-M, 1997.

CHOI, H.D., R.B. FIRESTONE, R.M. LIND­STROM, G.L. MOLNAR, S.F. MUGHAB­GHAB, R. PAVIOTTI-CORCUERA, ZS.REVAY, A.TRKOV, V. ZERKIN, C.M.ZHOU, Database of Prompt Gamma Raysfrom Slow Neutron Capture for ElementalAnalysis, IAEA, Vienna, 2004.

KNOLL, G.F., Radiation Detection And Measu­

rement, 2nd Edition, John Wiley & Sons, Inc.,New York, 1989.

LAMARSH, J.R., Introduction To Nuclear Reactor

Theory, Addison-Wesley Publishing Company,New York, 1965.

SY ARIP dkk., Laporan Ana/isis KeselamatanReaktor KART/N/, Revisi 3, Pusat Penelitian

Nuklir Yogyakarta - Badan Tenaga AtomNasional , Yogyakarta, 1996.

TSOULFANIDIS, N., Measurement And Detection

of Radiation, Hemisphere Publishing Corpo­ration, New York, 1983.

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

Yogyakarta, 10 JuJi 2006