ANALISIS DOSIS GAMMA RSG-GAS DENGAN TERAS SILISIDA KERAPATAN 4,8 gU/cm3 MENGGUNAKAN MCNP

Analisis Dosis Gamma RSG-GAS DENGAN Teras Silisida KERAPATAN 4,8 gU/cm3 MENGGUNAKAN MCNP. Rencana penggantian jenis elemen bakar RSG-GAS dari bahan bakar dengan kerapatan 2,96 gU/cm3 ke 4,8 gU/cm3 perlu disertai dengan analisis keselamatan radiasinya. Paket program MCNP-5 telah digunakan untuk perhitungan dosis gamma di RSG-GAS yang dimuati elemen bakar dengan kerapatan 4,8 gU/cm3. Sumber gamma dalam reaktor meliputi gamma tangkapan radiatif, gamma hasil pembelahan spontan dan gamma peluruhan dari hasil pembelahan dan hasil aktivasi. Paket program ORIGEN-2.1 digunakan untuk menghitung komposisi nuklida seiring dengan beroperasinya reaktor sehingga kuat sumber gamma tangkapan dan sumber gamma peluruhan dapat ditentukan, sedangkan kuat sumber gamma hasil pembelahan spontan ditentukan oleh daya reaktor dan pembangkitan gamma dalam proses pembelahan U-235, dengan asumsi reaktor beroperasi pada daya 30 MWt. dalam waktu 46,6 hari. Dosis terhitung tertinggi di balai eksperimen 4,07×10-3 μSv/jam masih jauh di bawah ambang dosis eksternal yang ditentukan untuk pekerja radiasi, yaitu 25 μSv/jam. Dosis tertinggi di balai operasi reaktor dalam keadaan operasi normal 19,98 μSv/jam. Walaupun masih belum melampaui, tetapi dosis terhitung ini mendekati nilai batas maksimum dosis untuk pekerja radiasi. Disimpulkan bahwa dengan menggunakan elemen bakar berkerapatan 4,8 gU/cm3 dosis radiasi masih dalam keadaan aman. Kata kunci: Sumber radiasi, ORIGEN-2.1, dosis radiasi, RSG-GAS, MCNP-