MAKING OF Ba-133 STANDARD SOURCE AS SIMULATOR I-131
Hermawan Candra, Pujadi, Gatot Wurdiyanto
PTKMR � BATAN
ABSTRACT
MAKING OF Ba-133 STANDARD SOURCE AS SIMULATOR I-131. One of nuclear instrumentation at nuclear medicine is Dose Calibrator. This equipments represent one of measuring instrument of radioisotope activity which is a lot of used at hospital. To guarantee the safety radiation of patient, Dose Calibrator have to routinely is calibrated to use the standard source. Radioisotope which often used at nuclear medicine is I-131and Tc-99m.. I-131 have the short time live 8,04 day and gamma energy of equal to 364.5 keV . This research have been done making of Ba-133 source standard as simulator or source standard of alternative I-131 . Ba-133 have the long time live 10,54 year. Ba-133 have the gamma energy 356 nearby keV by gamma energy is gamma I-131 364,5keV . Radionuclide standardization of I-131 and Ba-133 use of gamma spectrometer counting system with standard source of of multi of gamma Eu-152 energy range of 121 keV until 1408 keV . Result of I-131 efficiency measurement use Eu-152 standard source is 0.002355. While result of Ba-133 efficiency measurement use Eu-152 standard source is is 0.002417. Difference between result of efficiency measurement of I-131 and Ba-133 use standard source Eu-152 is 2.56%. Result of Ba-133 activity measurement of tuning I-131 at two dose calibrator give the difference under 1 % if compared with the result of calculation of decay of activity of Ba-133 standard source. Difference result of efficiency calculation of I-131 and Ba-133 give the good enough result so that Ba-133 serve the purpose of simulator I-131 to be used to calibrate the dose calibrator.
Keyword : Ba-133 standard source, Simulator of I-131, calibration, gamma spectrometer, dose calibrator
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 - 2910 Surakarta, 17 Oktober 2009
ABSTRAK
PEMBUATAN SUMBER STANDAR Ba-133 SEBAGAI SIMULATOR I-131. Salah satu instrumentasi nuklir pada kedokteran nuklir �dalah Dose Calibrator. Peralatan ini merupakan salah satu alat ukur aktivitas radioisotop yang banyak digunakan di rumah sakit. Untuk menjamin keselamatan radiasi pada pasien, Dose calibrator harus secara rutin dikalibrasi menggunakan sumber st�ndar. Radiosotop yang sering digunakan pada kedokteran nuklir adalah I-131dan Tc-99m. I-131 mempunyai waktu paro pendek 8,04 hari dan energi gamma sebesar 364.5 keV. Pada penelitian ini telah dilakukan pembuatan sumber standar Ba-133 sebagai simulator atau sumber standar alternatif I-131. Ba-133 mempunyai waktu paro panjang 10,54 tahun. Ba-133 mempunyai energi gamma 356 keV yang berdekatan dengan energi gamma I-131 364,5keV. Standardisasi radionuklida I-131 dan Ba-133 menggunakan sistem pencacah spektrometer gamma dengan sumber standar multi gamma Eu-152 pada rentang energi 121 keV sampai 1408 keV. Hasil pengukuran efisiensi I-131 menggunakan sumber standar Eu-152 adalah 0.002355. Sedangkan hasil pengukuran efisiensi Ba-133 menggunakan sumber standar Eu-152 adalah 0.002417 Perbedaan antara hasil pengukuran efisiensi I-131 dan Ba-133 menggunakan sumber standar Eu-152 adalah 2.56%. Hasil pengukuran aktivitas Ba-133 pada tombol I-131 pada 2 dose calibrator memberikan perbedaan dibawah 1 % bila dinadingkan dengan hasil perhitungan peluruhan aktivitas sumber standar Ba-133. Hasil perbedaan perhitungan efisiensi I-131 dan Ba-133 memberikan hasil yang cukup baik sehingga Ba-133 dapat digunakan sebagai simulator I-131 yang akan digunakan untuk mengkalibrasi dose calibrator.
Kata Kunci: Sumber standar Ba-133, Simulator I-131, kalibrasi, spektrometer gamma, dose calibrator.
1. PENDAHULUAN
Perkembangan teknologi dan ilmu pengetahuan dalam bidang nuklir telah berkembang pada berbagai bidang kegiatan. Kegiatan yang telah memanfaatkan zat radioaktif adalah di bidang kedokteran untuk diagnosis maupun terapi berbagai penyakit dan sistem monitor radiasi yang berfungsi untuk memonitor tingkat paparan radiasi di lokasi yang diperkirakan memiliki tingkat radiasi, missal di falilitas nuklir dan instalasi nuklir. Zat radioaktif yang sering digunakan pada kegiatan-kegiatan tersebut misalnya radionuklida Eu-152, Ho-166m dan Ba-133. Ketiga radionuklida tersebut digunakan sebagai sumber standar karena mempunyai waktu paro panjang dan mempunyai energi dengan rentang yang lebar. Eu-152 merupakan radionuklida multi gamma yang mempunyai rentang energi gamma dari 100 keV sampai 1500 keV. dan mempunyai waktu paro panjang 13,1 tahun, Ho-166m mempunyai rentang energi gamma dari 80 keV sampai 1500 keV. dan mempunyai waktu paro panjang 1200 tahun dan Ba-133 mempunyai rentang energi gamma dari 80keV sampai 500keVdan mempunyai waktu paro panjang 10,54 tahun.
Pada bidang kesehatatan agar pemanfaatan zat radioaktif dapat memberikan manfaat sebesarbesarnya maka perlu pengukuran aktivitas zat radioaktif yang tepat agar dosis radiasi yang akan diterima pasien terkontrol dan tidak merugikan pasien. Untuk pengukuran aktivitas zat radioaktif ini diperlukan alat yang mempunyai keandalan yang tinggi sebagai alat acuan pengukuran aktivitas dan pengendalian mutu alat ukur radioaktivitas dose calibrator yang digunakan di rumah sakit. sehingga efektif digunakan sebagai sumber standar.
Pada bidang reaktor nuklir diperlukan Sumber standar untuk mengkalibrasi alat ukur radiasi, salah satunya adalah sistem continuou air monitor .Sistem monitor ini berfungsi untuk memonitor tingkat paparan radiasi di lokasi yang diperkirakan memiliki tingkat radiasi, missal di falilitas nuklir dan instalasi nuklir. Apabila tingkat radiasi di lokasi tersebut melampaui nilai batas aman maka sistem monitor ini secara otomatis akan memberikan tanda.. Salah satu radionuklida lepasan reaktor adalah I-131 yang mempunyai energi gamma sebesar 356keV. Pada penelitian telah dilakukan pembuatan sumber standar Ba-133 sebagai simulator I-131 pada kedokteran nuklir. Ba-133 merupakan radionuklida yang sering digunakan sebagai sumber standar untuk mengkalibrasi alat ukur aktivitas dan alat ukur radiasi pada rentang ukur 80keV-500keV dan sebagai simulator radionuklida I-131. Tujuan kegiatan ini adalah meningkatkan kemampuan PTKMR BATAN dalam bidang metrologi radiasi khususnya pembuatan sumber standar Ba-133 dan standardisasi radionuklida ba-133, menjadikan sumber standar radionuklida Ba-133 sebagai standar dan simulator I-131 dalam mengkalibrasi alat ukur aktivitas untuk pengukuran aktivitas dengan bantuan kurva kalibrasi efisiensi dan sebagai alat untuk pengendalian mutu di laboratorium standardisasi radionuklida dan pengendalian mutu pengukuran aktivitas di rumah sakit.
STANDARDISASI SUMBER RADIOAKTIF BENTUK GAS ARGON-41 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA
Gatot Wurdiyanto, Hermawan Candra & Pujadi
PTKMR - BATAN
ABSTRAK
Telah dilakukan standardisasi sumber radioaktif berbentuk gas argon-41 di Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi � Badan Tenaga Nuklir Nasional. Standardisasi ini perlu dilakukan karena sumber standar Ar-41 sangat diperlukan untuk mengkalibrasi alat ukur radiasi atau monitor gas yang selama ini belum pernah dilakukan. Ar-41 berwujud gas merupakan salah satu jenis radioaktif yang lepas ke udara jika terjadi kecelakaan ataupun peristiwa tak normal pada reaktor. Sumber radioaktif argon-41 yang ditempatkan pada ampul pyrex, didapatkan melalui reaksi aktivasi neutron 40Ar(n, �)41Ar yang dilakukan di Reaktor Serba Guna G.A. �Siwabessy� � Batan - Serpong, dengan fluks neutron thermal ratarata 4,8 � 1013 neutron per cm2 per detik, dan lama waktu aktivasi dua menit. Pengukuran aktivitas serta kandungan kekotoran Ar-41 ditentukan dengan metode spektrometri gamma. Koreksi terhadap wadah ampul dilakukan dengan menentukan koefisien atenuasi bahan pyrex menggunakan perangkat spektrometer gamma. Spektrum argon-41 yang diamati adalah pada energi 1294 keV karena memiliki intensitas pancaran sangat besar (99 %). Koreksi yang dilakukan adalah cacah latar, waktu mati, waktu peluruhan, faktor atenuasi wadah ampul pyrex dan impuritas. Hasil pengukuran aktivitas Ar-41 adalah 76,245 �Ci dengan ketidakpastian 2,88 %. Sedangkan nilai koefisien atenuasi sinar gamma dengan energi 1294 keV pada bahan pirex adalah 0,062 per tebal lapisan pirex yang digunakan. Dengan berhasilnya penelitian ini diharapkan Laboratorium Metrologi Radiasi PTKMR-BATAN, mampu menyiapkan sumber standar dalam bentuk gas Argon-41 yang akan digunakan untuk mengkalibrasi monitor gas mulia pada instalasi nuklir di Indonesia sehingga pemanfaatan teknologi nuklir dapat terlaksana dengan aman dan selamat baik bagi pekerja, masyarakat maupun lingkungannya.
Katakunci : Argon-41, standardisasi, aktivasi neutron, atenuasi, dan spektrometri gamma.
ABSTRACT
Standardization of radioactivity sources of Argon-41 have been carried out in Center for Technology of Radiation Safety and Metrology � National Nuclear Energy Agency. The research has to be carried out because Ar-41 standard sources are very useful for calibrating radiation instruments or air monitor which have never been done untill now. Ar-41 is one kind of radioactive gas which can be released to the atmosphere when the accident or incident in the reactor is occured. Ar-41 radioactive source is prepared and placed in pyrex ampoule. The radioactive source of Ar-41 was obtained by thermal neutron reaction of 40Ar(n, �)41Ar with thermal neutron fluk of 4,8 � 1013 neutrons per cm2 per second in two minutes on Serba Guna G.A. Siwabessy Reactor � BATAN - Serpong. The measurement of radioactivity and impurity of Ar-41 is carried out by using gamma spectrometry method. Correction of the vessel is done by determining the attenuation coefficients of pyrex using the apparatus of gamma spectrometer. The spectrum of Ar-41 observed is in the energy 1294 keV because of the highest intensity (99%). The correction made is to background, dead time, decay, attenuation factors of container pyrex ampoule and impurities. Results of measurement of Ar-41 activity is 76.245 �Ci with 2.88 % . Value of the attenuation coefficients of absorber material from gamma rays with energy 1294 keV is 0.062 per pyrex layer thick. With the success of this research Metrology Radiation Laboratory PTKMR-BATAN, is expected to be able to prepare a standard source in the form of a Ar-41 gas that will be used to calibrate monitor gas on nuclear installations in Indonesia so that the nuclear technology can be done with the secure and safe for workers, communities and environment.
Keywords : Argon-41, standardization, neutron activation, attenuation and gamma spectrometry.
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 - 2910
Surakarta, 17 Oktober 2009
1. PENDAHULUAN
Sejak berdirinya reaktor nuklir di Indonesia hingga kini, Laboratorium Metrologi Radiasi pada Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi - BATAN belum mampu mengkalibrasi alat ukur radiasi untuk mendeteksi gas mulia, seperti Ar-41, Kr-85 dan Xe-133. Hal ini perlu mendapatkan perhatian serius, karena keluarnya gas mulia merupakan indikator pertama jika terjadi kecelakaan reaktor nuklir. Untuk itu, Laboratorium Metrologi Radiasi yang merupakan Laboratorium acuan dan mempunyai tugas serta fungsi untuk melakukan kalibrasi alat ukur radiasi dan menyiapkan sumber standar radioaktif perlu segera berupaya agar meningkatkan kemampuannya dalam mengkalibrasi alat ukur radiasi yang digunakan untuk mendeteksi gas mulia.
Salah satu upaya yang dilakukan adalah mengembangkan metode standardisasi radionuklida jenis gas, dalam hal ini gas mulia yang pada akhirnya dapat dimanfaatkan sebagai sumber standar untuk mengkalibrasi monitor gas.
Pada tahun sebelumnya telah dilakukan penelitian dan pengembangan metode standardisasi untuk radioaktif bentuk gas Kr-85 menggunakan metode spektrometri gamma. Hasilnya cukup baik dengan tingkat ketelitian di bawah 3% [1]. Pada penelitian kali ini dilakukan pengembangan metode standardisasi gas mulia, Ar-41, menggunakan metode yang sama. Dengan berhasilnya penelitian ini diharapkan Laboratorium Metrologi Radiasi PTKMRBATAN, mampu menyiapkan sumber standar dalam bentuk gas Ar-41 sehingga monitor gas mulia pada instalasi nuklir di Indonesia dapat dikalibrasi secara teliti dan berkala.
Penelitian ini sangat penting dan harus dilakukan mengingat dampak dan resiko yang akan diterima jika terjadi kecelakaan ataupun kebocoran reaktor nuklir. Selain itu karena BATAN merupakan garda terdepan dalam pemanfaatan teknologi nuklir dalam segala bidang maka harus memberi contoh yang baik terhadap pengguna maupun stake horder lainnya.
Dari hasil penelitian ini diharapkan kalibrasi monitor gas yang merupakan salah satu persyaratan penting bagi instalasi nuklir dapat dilakukan di dalam negeri dengan memanfaatkan fasilitas yang ada, sehingga dapat menghemat keuangan negara.
Seperti diketahui bahwa dampak radiasi akibat kecelakaan nuklir bukan hanya masalah keselamatan manusia maupun lingkungannya. Tetapi dampak psychologis pun akan timbul yang terkadang melebihi dampak dari paparan radiasi itu sendiri. Dan lebih fatal lagi akan berakibat pada penolakan masyarakat terhadap pemanfaatan teknologi nuklir. Pada sisi lain jika instalasi nuklir tidak dikelola secara baik maka akan muncul dampak psychologis yang berkepanjangan. Oleh karena itu, upaya menstandarkan Ar-41 dalam rangka untuk mengkalibrasi monitor gas pada instalasi nuklir sangat beralasan agar dapat mengurangi resiko bahaya radiasi dan juga dapat mengurangi anggapan masyarakat yang negatif terhadap pemanfaatan teknologi nuklir. Ar-41, merupakan sumber radionuklida dalam wujud gas dengan waktu paro sangat pendek, 1,827 jam[2] meluruh dengan melepaskan partikel beta dengan energi rata-rata 459 keV serta memancarkan photon gamma pada energi 1294 KeV dengan intensitas 99,2 % dan 1667 keV dengan intensitas 0,0052 % menjadi unsur stabil K-41[2&3]. Bagan peluruhan Ar-41 ditampilkan pada Gambar 1. Sumber Ar-41 ini memerlukan perhatian khusus karena berwujud gas yang sangat mudah mengkontaminasi lingkungan apabila terjadi kebocoran pada wadahnya. Selain itu sumber ini mempunyai waktu paro sangat pendek sehingga pada proses standardisasi membutuhkan koreksi tambahan karena terjadi perubahan nilai aktivitas saat proses pengukuran.
Metode standardisasi yang digunakan pada penelitian ini adalah spektrometri gamma. Metode ini sangat fleksibel digunakan untuk berbagai radionuklida yang memancarkan photon gamma. Meskipun demikian untuk Ar-41 membutuhkan penanganan khusus karena umur paro yang sangat pendek sehingga mempunyai perbedaan yang cukup signifikan antara saat awal dan akhir pengukuran. Pengukuran aktivitas difokuskan pada energi 1294 keV karena memiliki probabilitas pancaran sinar gamma mendekati 100%. Hal ini tentu akan mempengaruhi akurasi pengukuran akibat serapan ampul yang digunakan sebagai tempat/wadah sumber itu. Untuk itu koreksi terhadap wadah ampul yang digunakan perlu dilakukan guna mendapatkan hasil pengukuran yang akurat.
Tujuan dari penelitian ini adalah mendapatkan metode standardisasi sumber berbentuk gas Ar-41 yang pada akhirnya dapat digunakan untuk mengkalibrasi monitor gas.
CORE MODELING FOR THE ANALYSIS ON MULTIPLICATION CONSTANT CALCULATION OF HTR-PROTEUS REACTOR
Zuhair, Suwoto, Ign. Djoko Irianto
PTRKN � BATAN
ABSTRACT
CORE MODELING FOR THE ANALYSIS ON MULTIPLICATION CONSTANT CALCULATION OF HTR-PROTEUS REACTOR. PTRKN as a working unit in BATAN whose main duties and functions as related to reactor technology and nuclear safety, concern attention to pebble bed reactor concept. In this paper modeling of HTR-PROTEUS pebble bed reactor was done using Monte Carlo transport code MCNP5. The TRISO coated fuel particle is modeled in detailed and exact manner where random distributions of these particles in fuel pebble is approximated by using regular array of SC lattice with packing fraction of 5.76% without exclusive zone. Pebble bed core modeling was approximated by utilizing regular lattice of balls that are arranged as BCC lattice based on repeated cell generated from a numerous unit cell. The MCNP5 calculation results showed that excellent agreement with the experiment , although the HTR-PROTEUS core predicted more reactive than the measurement, especially in cores 4.2 and 4.3. ENDF/B-VI library indicates consistency with the most accurate keff estimation compared to ENDF-V library, mainly ENDF-VI (66c). The deviation of calculated keff estimation with experiment is attributed to the consequence of specified graphite reflector composition. The comparison conducted shows that MCNP5 produces HTR-PROTEUS core keff is more precise compared to the results of MCNP4B and MCNP-BALL. These results concluded that the success of this modeling methodology justifies MCNP5 application for other pebble bed reactor analysis.
Keywords : HTR-PROTEUS core modeling multiplication constant, MCNP5.
Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, TRI DASA MEGA, Vol.12, No.2, Juli 2010, Nomor : 266/AU1/P2MBI/05/2010, ISSN 1411-240X
DETERMINATION OF THE COUNTING OPTIMAL DISTANCE RADIATION DETECTOR OF THE AIR MONITOR
Holnisar, Hermawan Candra & Gatot Wurdiyanto
ABSTRACT
DETERMINATION OF THE COUNTING OPTIMAL DISTANCE RADIATION DETECTOR OF THE AIR MONITOR. Determination of the optimal distance for radioactivity counting by using air monitor has been carried out in Center for Technology of Radiation Safety and Metrology - National Nuclear Energy Agency. The research has to be carried out to determine optimal distance, so we obtained accurately value of measurement. The determination of optimal distance has been carried out by using application method,s of radiation counting system dead time to radioactive source. The radioactive source which used is Kr-85 and placed in pyrex ampoule. Kr-85 is one kind of air radioactive which can be released to the atmosphere when the accident or incident in the nuclear reactor is occurred. The measurement was to be done by distance variation in 30 times of reproduceble. The correction made is to background, dead time, decay and impurities. The correlation of measuring distance (X) to response of counting system (Y) is obtained the equation: Y = - 1.2835 X2 + 4.3505 X + 2.433. By the equation, we obtain the optimal distance from detector to radioactive source is 1.695 cm. At this distance, shows that the measured value,s is the real values. With the successof this research, is expected that radiation counting system especially air monitor to be able to calibrated so that the nuclear technology can be done with the secure and safe for workers, communities and environment.
Keywords: Optimal distance, dead time, krypton-85 and air monitor.
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir ISSN : 0854 - 2910
Surakarta, 17 Oktober 2009
ABSTRAK
PENENTUAN JARAK UKUR OPTIMAL DETEKTOR RADIASI MONITOR UDARA. Telah dilakukan penentuan jarak optimal untuk pengukuran zat radioaktif menggunakan detektor radiasi monitor udara di PTKMR-BATAN. Hal ini perlu dilakukan untuk mengetahui jarak optimal sehingga diperoleh hasil pengukuran yang lebih akurat. Penentuan jarak optimal dilakukan dengan metode aplikasi dari waktu mati (dead time) sistem pencacah radiasi monitor udara terhadap target sumber radiasi. Sumber yang digunakan adalah sumber radioaktif bentuk gas krypton-85 (Kr-85) yang ditempatkan dalam wadah ampul pyrex. Penggunaan sumber Kr-85 ini disebabkan Kr-85 merupakan salah satu jenis radioaktif yang lepas ke udara jika terjadi kecelakaan ataupun peristiwa tak normal pada reaktor nuklir. Pengukuran dilakukan menggunakan variasi jarak ukur dengan pengulangan masing-masing jarak sebanyak 30 kali. Koreksi yang dilakukan adalah cacah latar, dead time , umur paro dan impuritas. Koreksi antara jarak ukur (X) terhadap respon sistem pencacah (Y) didapat persamaan: Y = -1,2835 X2 + 4,3505 X + 2,433. Dari persamaan tersebut didapatkan jarak optimal dari sumber radiasi ke detektor adalah 1,695 cm. Pada jarak ini nilai cacah yang terukur adalah nilai yang mendekati sebenarnya. Dengan berhasilnya penelitian ini diharapan sistem pencacah radiasi khususnya monitor udarat dapat terkalibrasi sehingga pemanfaatan teknologi nuklir dapat terlaksana dengan aman, selamat baik bagi pekerja, masyarakat maupun lingkungannya.
Katakunci: Jarak optimal, waktu mati, krypton-85 dan monitor gas.
1. PENDAHULUAN
Keselamatan radiasi perlu diberikan kepada seseorang atau sekelompok orang terhadap kemungkinan diperolehnya akibat negatip dari radiasi pengion, sementara kegiatan yang berhubungan dengan radiasi pengion masih tetap dapat dilakukan. Salah satu kelengkapan yang digunakan untuk kegiatan proteksi radiasi adalah detektor radiasi monitor udara yang digunakan untuk memantau kontaminasi radiasi pada udara di area tertentu.
Detektor ini biasanya ditempatkan di sekitar lokasi proses reaksi fisi atau reaktor nuklir yang menghasilkan radiasi dalam bentuk gas dan apabila terjadi kecelakaan atau peristiwa tak normal pada reaktor nuklir akan melepaskan radiasi dalam bentuk gas, seperti Kr-85, Xe-133 dan Ar-41. Agar dapat dijadikan sebagai kelengkapan proteksi radiasi yang handal, sistem detektor monitor udara ini harus dioperasikan pada kondisi ukur optimal, salah satunya adalah penentuan jarak ukur dan sistem ini secara rutin harus dikalibrasi.
Pada penelitian ini dilakukan penentuan jarak optimal dari sumber Kr-85 terhadap detektor. Metode penentuan jarak ukur ini adalah dengan menggunakan aplikasi waktu mati dari sistem pencacah monitor udara itu sendiri terhadap target sumber radiasi. Tujuan dari penelitian ini adalah menentukan jarak optimal dari detektor ke sumber radiasi sehingga didapatkan nilai ukur yang akurat.
2. TEORI
Secara definisi, radiasi merupakan salah satu perambatan energi dari suatu sumber energi kelingkungannya tanpa membutuhkan medium atau bahan penghantar tertentu. Salah satu bentuk energi yang dipancarkan secara radiasi adalah energi nuklir. Radiasi ini memiliki dua sifat khas yaitu tidak dapat dirasakan secara langsung oleh panca indra manusia dan beberapa radiasi dapat menembus berbagai jenis bahan.
Sebagaimana sifatnya yang tidak dapat dirasakan sama sekali oleh panca indra manusia, maka untuk menentukan ada tidaknya radiasi nuklir diperlukan suatu alat bantu, yaitu pengukur radiasi yang merupakan suatu susunan peralatan untuk mendeteksi dan mengukur radiasi baik kuantitas, energi atau dosisnya.
Kuantitas radiasi adalah jumlah radiasi persatuan luas pada suatu titik pengukuran, kuantitas radiasi ini berbanding lurus dengan aktivitas sumber radiasi dan berbanding terbalik dengan kuadrat jarak ( r ) antara sumber radiasi dan sistem pengukur.
Pengunaan alat ukur radiasi dapat dibedakan menjadi dua kelompok yaitu untuk kegiatan proteksi radiasi dan untuk kegiatan aplikasi. Alat ukur radiasi untuk kegiatan proteksi harus dapat menunjukkan nilai dosis atau kuantitas radiasi yang mengenai detektor dari alat ukur radiasi tersebut.
Dalam penentuan jarak ukur yang optimal dari sistem alat ukur radiasi ini digunakan aplikasi waktu mati dari sistem alat ukur itu sendiri terhadap sumber radiasi target, dimana waktu mati adalah waktu yang diperlukan untuk merubah sebuah radiasi menjadi pulsa listrik sampai ahirnya menjadi cacahan. Selama waktu mati ini sistem pencacah tidak dapat mendeteksi radiasi yang datang. Dengan kata lain radiasi yang datang berurutan dengan selang waktu yang lebih singkat dari waktu mati sistem ini tidak dapat dicacah atau dihitung oleh sistem ini. Besar kecilnya waktu mati dari sistem ini dipengaruhi oleh jarak ukur dan juga tingginya intensitas (laju cacah ) dari sumber radiasi yang menjadi objek ukur, hal ini dapat menyebabkan hasil pengukuran lebih kecil dari nilai seharusnya.
APPLICATION OF RADIATION PROTECTION ON IRRADIATED MATERIALS, Ar-41, AT G.A. SIWABESSY REACTOR
Wijono dan Gatot Wurdiyanto
PTKMR-BATAN
ABSTRACT
APPLICATION OF RADIATION PROTECTION ON IRRADIATED MATERIALS, Ar-41, AT G.A. SIWABESSY REACTOR. The application of radiation protection on irradiated materials, Ar-41, at G.A. Siwabessy Reactor has been carried out. Ar-41 (Argon 41) is a gasiform with short half life. In several conditions, the irradiated materials should be quarantined for few days or weeks before its usage. Therefore irradiated materials with high activity supported with the application of both external and internal radiation protection appropriate with Nuclear Energy Regulation is needed to improve radiation safety assurance. The irradiation process on Ar-41 samples was carried out at G.A. Siwabessy Reactor in four condition based on time variation, 1, 5, 10 and 15 minutes with exposure rates for each samples after irradiated are 10.5; 126.3; 314.6 and 403.1 mR/hour. There are 3 techniques of external radiation protection that can be implemented to keep the radiation exposure rates at the admission value: time exposure minimization, distance maximization, and radiation shield installation. The admission value for Ar-41 samples handling process can be obtained if time exposure < 84 second, distance > 184.8 cm and Pb radiation shield thickness > 96.8 mm for radiation workers and for public society it can be obtained with time exposure < 8,4 second, distance > 584.5 cm and Pb radiation shield thickness > 134.9 mm. To reduce the risk caused by internal radiation, Ar-41 was placed in an ampoule and overlaid by tissue paper and stereo foam as a shock absorber and then placed in Pb container. With this application, the handling of irradiation materials Ar-41 can be done safely both for radiation and non-radiation workers in the Reactor.
Keywords : irradiation, radiation protection, expossure, externa radiation and interna radiation
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Surakarta, 17 Oktober 2009
ABSTRAK
PENERAPAN PROTEKSI RADIASI TERHADAP HASIL IRADIASI Ar-41 DI REAKTOR SERBA GUNA � G.A. SIWABESSY. Telah ditentukan penerapan proteksi radiasi terhadap hasil iradiasi Ar-41 di Reaktor Serba Guna � G.A. Siwabessy Batan. Ar-41 (Argon 41) ini berbentuk gas dan memiliki waktu paro yang relatif pendek (dalam orde jam). Waktu iradiasinya kadang berselang beberapa hari/minggu terhadap penggunaannya. Dengan demikian diperlukan hasil iradiasi yang beraktivitas tinggi yang didukung penerapan teknik proteksi radiasi eksterna dan interna yang memadai (sesuai peraturan ketenaganukliran) untuk meningkatkan jaminan keselamatan radiasi. Iradiasi sampel Ar-41 di Reaktor dilakukan dengan variasi waktu 1, 5, 10 dan 15 menit. Hasil pengukuran laju paparannya masing-masing 10,5; 126,3; 314,6 dan 403,1 mR/jam. Teknik proteksi radiasi eksterna yang diterapkan agar nilai paparan radiasi di bawah batas yang diijinkan meliputi 3 pilihan, yaitu : meminimalkan waktu pemaparan, memaksimalkan jarak dan memasang penahan radiasi. Penanganan total sampel untuk pekerja radiasi memiliki batas waktu < 84 detik; jarak >184,8 cm dan tebal penahan radiasi Pb > 96,8 mm. Untuk masyarakat umum memiliki waktu < 8,4 detik; jarak > 584,5 cm dan tebal penahan radiasi Pb > 134,9 mm. Untuk mengurangi peluang bahaya radiasi interna, ampul sampel gas Ar-41 dilapisi gulungan tissue dan serpihan stereofoam sebagai peredam getaran. Selanjutnya dimasukkan ke dalam wadah plastik pelindung gas yang diplester rapat sebelum dimasukkan ke dalam kontainer Pb. Dengan penerapan proteksi radiasi yang memadai, diharapkan penanganan hasil iradiasi Ar-41 di Reaktor dapat berlangsung dengan selamat dan aman bagi pekerja radiasi maupun non radiasi.
Kata kunci : iradiasi, proteksi radiasi, paparan, radiasi eksterna dan radiasi interna
1. PENDAHULUAN
Aplikasi teknologi nuklir telah banyak digunakan di berbagai bidang, diantaranya pemanfaatan Ar-41 (Argon 41) yang diiradiasi di dalam Reaktor Nuklir. Radionuklida ini berbentuk gas dan memiliki waktu paro yang relatif pendek (dalam orde jam). Waktu iradiasinya kadang berselang beberapa hari/minggu terhadap penggunaannya, sehingga diperlukan tingkat radioaktivitas tinggi dari hasil iradiasi. Dengan demikian diperlukan penerapan teknik proteksi radiasi eksterna dan interna yang memadai dalam penanganan hasil pasca iradiasi sampai proses penggunaannya (sesuai peraturan ketenaganukliran yang berlaku). Penerapan teknik proteksi ini bertujuan untuk meningkatkan jaminan keselamatan radiasi terhadap manusia (pekerja radiasi dan non pekerja radiasi/masyarakat umum).
Salah satu Peraturan ketenaganukliran yang mengatur tentang Ketentuan Keselamatan Kerja terhadap Radiasi adalah Keputusan Kepala BAPETEN No. 01/Ka-BAPETEN/V-99. Secara operasional peraturan ini mengatur tentang batasan nilai laju dosis radiasi untuk pekerja radiasi dengan nilai lebih kecil dari 50 mSv/tahun atau 2,5 mrem/jam dan untuk masyarakat umum lebih kecil dari 0,25 mrem/jam [1].
Pada makalah ini akan dilakukan kajian tentang penerapan proteksi radiasi terhadap hasil iradiasi Ar-41 di Reaktor Serba Guna � G.A. Siwabessy. Penerapan proteksi dianalisis menggunakan data laju paparan radiasi gamma pasca iradiasi, ketentuan standar sesuai peraturan ketenaganukliran yang berlaku dan teknik proteksi radiasi (meminimalkan waktu pemaparan, memaksimalkan jarak dari sumber radiasi dan memasang penahan radiasi). Dengan demikian diharapkan penanganan radionuklida Ar-41 pasca iradiasi dapat berlangsung dengan selamat dan aman bagi pekerja radiasi maupun lingkungan.
NEUTRON AND GAMMA DOSE MODELING IN THE TRIGA 2000 REACTOR USING MONTE CARLO METHOD MCNP5.
Rasito1, P. Ilham Y. dan Putu Sukmabuana
Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri � BATAN
ABSTRACT
NEUTRON AND GAMMA DOSE MODELING IN THE TRIGA 2000 REACTOR USING MONTE CARLO METHOD MCNP5. Dose modeling is applied for TRIGA 2000 reactor shield performance in gamma and neutron absorption. In this modeling we used MCNP5 computer code. Inputs for are in MCNP5 need geometry models i.e reactor, radiation source, and dose rate. The radiation source geometry was modeled using TRIGA-MCNP code. In this model the reactor power of 2 MW and all fuel is fresh were assumed. Neutron and gamma radiation was modeled only from core, while others radiation source i.e spent fuels storage, primary water coolant, and demineralizer was not modeled cause no significant. The calculation of neutron and gamma dose were taken several points in shield and work area. The calculation result showed that neutron dose rate was lower than dose limit of 2,5x10-10 mrem/hour at south side and 0,1 mrem/hour at north side, meanwhile the gamma dose rate at south side was lower than dose limit of 2 mrem/hour and higher than dose limit of 9 mrem/hour at north side.
Keywords : gamma and neutron dose, TRIGA 2000 reactor, MCNP5
Prosiding Seminar Nasional ke-15 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Surakarta, 17 Oktober 2009
ABSTRAK
PEMODELAN DOSIS NEUTRON DAN GAMMA DI REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5. Pemodelan dosis digunakan untuk analisis keselamatan radiasi serta kemampuan perisai reaktor TRIGA 2000 dalam penyerapan radiasi neutron dan gamma. Pemodelan dilakukan menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNP5. Untuk melakukan perhitungan dengan MCNP5 dibutuhkan input berupa model geometri reaktor, sumber radiasi, dan laju dosis. Pemodelan sumber radiasi dibuat dengan bantuan program TRIGA-MCNP. Pemodelan sumber radiasi dikhususkan pada kondisi reaktor operasi daya penuh 2 MW dengan elemen bakar seluruhnya dalam kondisi baru. Radiasi neutron dan gamma yang dimodelkan hanya yang berasal dari teras reaktor, sementara sumber radiasi lain seperti penyimpanan elemen bakar bekas, air pendingin primer, dan demineralizer tidak ikut dimodelkan karena pengaruhnya yang tidak signifikan saat reaktor operasi. Perhitungan dosis neutron dan gamma dilakukan pada beberapa titik di dalam perisai dan di daerah kerja. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa dosis neutron di luar perisai reaktor TRIGA 2000 masih di bawah NBD yaitu 2,5x10-10 mrem/jam di sisi selatan dan 0,1 mrem/jam di sisi utara, sementara dosis gamma di sisi selatan di bawah NBD yaitu 2 mrem/jam dan di sisi utara di atas NBD yaitu 9 mrem/jam.
Kata kunci : dosis neutron dan gamma, reaktor TRIGA 2000, MCNP5
1. PENDAHULUAN
Peningkatan daya reaktor akan meningkatkan paparan radiasi di sekitar reaktor yang juga akan meningkatkan dosis radiasi yang diterima personil. Untuk mengetahui tingkat dosis radiasi di ruang reaktor terutama di daerah kerja diperlukan pemetaan dosis. Jika hasil pemetaan dosis di beberapa daerah kerja reaktor memiliki dosis di atas nilai batas dosis yang diijinkan (NBD) maka dilakukan tindakan proteksi radiasi berupa penambahan jarak, pengurangan waktu kerja ataupun penambahan perisai. Peningkatan daya reaktor TRIGA 2000 dari 250 kW menjadi 2 MW diperkirakan akan meningkatkan laju dosis hingga delapan kali lebih besar. Untuk itu perlu dilakukan pemetaan dosis di reaktor TRIGA 2000. Untuk mengetahui dosis radiasi di daerah kerja dapat dilakukan dengan pengukuran secara langsung oleh petugas proteksi radiasi (PPR) menggunakan surveimeter. Namun sebelum pengukuran dilakukan perlu pemetaan dosis radiasi menggunakan suatu model perhitungan dosis dimana hal ini bermanfaat untuk mengurangi terimaan dosis PPR. Dalam melakukan pemetaan dosis diperlukan pemodelan perhitungan dosis.
Salah satu model perhitungan yang dapat dimanfaatkan untuk pemodelan dosis adalah metode monte carlo dengan salah satu program komputernya yaitu MCNP5 (Monte Carlo N Particle version 5). Program komputer MCNP5 adalah alternatif yang sangat baik untuk menyelesaikan masalah perhitungan dosis. MCNP5 merupakan perangkat lunak komputer menggunakan metode monte carlo yang diaplikasikan untuk menghitung perjalanan partikel yaitu neutron, foton, dan elektron. Perangkat lunak ini dikerjakan oleh tim monte carlo X-5 (2003) dari Laboratorium Nasional Los Alamos, USA. Metode monte carlo merupakan metode numerik statistik yang digunakan untuk menyelesaikan masalah-masalah dengan menyimulasikan bilangan acak untuk masalahmasalah yang tidak mungkin diselesaikan secara analitik. Geometri reaktor TRIGA 2000 yang komplek menjadikan penggunaan MCNP5 untuk pemetaan dosis di reaktor merupakan bentuk penyelesaian terbaik.
