Neutron And Gamma Dose Modeling In The Triga 2000 Reactor Using Monte Carlo Method MCNP5.

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.

Read More

Analysis Of The Temperature Coefficient Of The Pwr 1000 MWe Fuel Assembly Of Enrichment Function Using MCNP Code

ANALYSIS OF THE TEMPERATURE COEFFICIENT OF THE PWR 1000 MWe FUEL ASSEMBLY OF ENRICHMENT FUNCTION USING MCNP CODE

Rokhmadi dan Tukiran
PUSAT TEKNOLOGI REAKTOR DAN KESELAMATAN NUKLIR-BATAN
Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong 15310
ABSTRACT
ANALYSIS OF THE TEMPERATURE COEFFICIENT OF THE PWR 1000 MWe FUEL ASSEMBLY OF ENRICHMENT FUNCTION USING MCNP CODE. As a part of preparation for the first Nuclear Power Plant, NPP, in Indonesia, it is necessary to assess the safety of the NPP. One of the safety parameters of an NPP reactor is temperature coefficient parameters. The parameters must be determined with high accuracy because those are important values to analyze the stability and transient control of the reactor. In this paper, the moderator, cladding and fuel temperature coefficients were calculated for the PWR 1000MWe fuel assembly with enrichment of 3%, 2,5% and 2%. The calculations were carried out using the Monte Carlo method code of MCNP5 version of 1.3. The nuclear data of ENDF/B-VI.2 is used as a main nuclear data. In hot condition, some neutron cross-section materials were taken from the ENDF/B-V nuclear data. The cold condition with temperature of 293.6K is used as a reference. The calculations showed that the temperature coefficient for fuel on 3%, 2.5%, 2% enrichment are -1.16 pcm �k/k/K, -1.47 pcm �k/k/K and -1.61 pcm �k/k/K respectively. The fuel is the most sensitive materials if the change of temperature occurred, while the effect on cladding material can be avoided. However, all values of the temperature coefficient are negative.

Keywords : PWR fuel assembly, enrichment, kinf, temperature coeficient, MCNP5
Proceeding Seminar Nasional Ke-15 "TEKNOLOGI DAN KESELAMATAN PLTN SERTA FASILITAS NUKLIR", Surakarta, 17 Oktober 2009

Read More

Studi Perhitungan Reaktor HTR Pebble-Bed Dengan Berbagai Opsi Desain Matriks Bahan Bakar

STUDI PERHITUNGAN REAKTOR HTR PEBBLE-BED DENGAN
BERBAGAI OPSI DESAIN MATRIKS BAHAN BAKAR

Zuhair dan Suwoto
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir � BATAN
ABSTRACT
STUDY ON PEBBLE-BED HTR REACTOR CALCULATION WITH SEVERAL OPTIONS OF FUEL MATRIX DESIGNS. Pebble-bed HTR core is able to accommodate various types of fuel without significant core modification. This paper presents study of calculation of pebble-bed HTR core with three options of fuel matrix designs: UO2 (8.2% U235 enrichment), PuO2 (53.85% Pu239 enrichment) and ThO2/UO2 (7.47% U233 enrichment). Core calculation includes cell calculation using infinite array model of pebble-bed fuel with reflective boundary and full core calculation uses cylindrical model (2-D R-Z) with 300 cm in diameter and 943 cm in height. All computations are carried out using Monte Carlo transport code MCNP5 at temperature of 293.6 K and 1000 K. In general, MCNP5 calculations indicate consistency with kinf and keff values of UO2 core which always almost higher than those of PuO2 and ThO2/UO2 cores. Compared to the other Monte Carlo simulation show that MCNP5 produces the value of kinf which is closer to that obtained by MCNP-4B than that obtained by MONK9 with the computation bias less than 1.3%. The MCNP5's keff calculation reflect a close tendency to that achieved by MCNP-4B, KENO-V.a, and MONK9, however, its computation bias is relatively high compared to the TRIPOLI4, especially for reactor core with PuO2. It can be concluded that MCNP5 estimations excist in the range of all Monte Carlo calculation codes and are expected to be the most precision if the experimental data found later.

Keywords: HTR pebble-bed, fuel, MCNP5, ENDF/B-VI
Proceeding Seminar Nasional Ke-15 "TEKNOLOGI DAN KESELAMATAN PLTN SERTA FASILITAS NUKLIR", Surakarta, 17 Oktober 2009

Read More