## ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE

## Suwoto, Hery Adrial, Zuhair
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail : suwoto@batan.go.id
(Naskah diterima: 12-11-2016, Naskah direvisi: 19-01-2017, Naskah disetujui: 20-01-2017)

## ABSTRAK
ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL  RDE. Teras  reaktor  RDE  (Reaktor  Daya  Eksperimental)  berbentuk  silinder  non  anular, berbahan  bakar  kernel  partikel  berlapis  TRISO  yang  berbentuk  bola  ( pebble) dan  berpendingin gas  helium.  Desain  teras  reaktor  ini  sangat  aman  karena  mengadopsi  teknologi  reaktor temperatur  tinggi  HTGR (High  Temperature  Gas-cooled  Reactor) dengan  keselamatan  inheren pasif.  Temperatur  keluaran  gas  helium  teras  reaktor  dirancang  pada  kisaran  700  C  dengan temperatur  masukan  sekitar  250  C.  Di  samping  menghasilkan  listrik,  reaktor  didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian  panas  proses  lainnya).  Bahan  bakar  reaktor  berbentuk  bola  yang  berisikan  kernel partikel  berlapis  TRISO  yang  berupa  uranium  dioksida  (UO 2 )  berpengkayaan  17  %  ( 235 U). Lapisan  TRISO  terdiri  4  lapisan  yaitu  lapisan  karbon  penyangga  berpori,  lapisan  karbon pirolitik bagian  dalam  ( IPyC,  Inner  Pyrolitic  Carbon ),  lapisan  Silikon  Karbida  (SiC)  dan  lapisan  pirolitik karbon  bagian  luar  ( OPyC, Outer  Pyrolitic  Carbon ).  Analisis  kuat  sumber  dan  perhitungan  awal laju  dosis  neutron  pada  RDE  dilakukan  menggunakan  program  Monte  Carlo  MCNP5v1.2. Pemodelan  heterogenitas  ganda  bahan  bakar  dilakukan  pada  bahan  bakar  kernel  partikel berlapis  TRISO  dan  pada  bahan  bakar  bola  pada  teras  reaktor.  Pemanfaatan  program EGS99304  untuk  menentukan  jumlah  struktur  group  energi  yaitu  640  (SAND-II group  structure ) yang  digunakan  dalam  perhitungan  spektrum  neutron  pada  reaktor.  Teras  reaktor  dibagi  dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber  neutron  reaktor  sebesar  8,47027X10 17 neutron/detik.  Distribusi  laju  dosis  neutron ditentukan  menggunakan  faktor konversi  fluks  neutron  ke  dalam  dosis  neutron  dari International Commission on Radiological Protection (ICRP) dan National Council on Radiation Protection and Measu-rements (NCRP) . Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP- 21  dan  NCRP-38  untuk  pekerja  radiasi  pada  arah  radial  di  perisai  biologis  sudah  melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm  dari  pusat  teras  reaktor.  Hasil  analisis  ini  mengindikasikan  bahwa  pekerja  radiasi  aman  dan terlindungi dari sumber radiasi neutron sesuai dengan persyaratan regulasi yang berlaku. Secara keseluruhan,  dari  hasil  analisis  perhitungan  tersebut  tampak  bahwa  model  perisai  radiasi  dan perisai  biologis  telah  memenuhi  standar  keselamatan  radiasi  yang  dipersyaratkan.  Hasil penelitian ini dapat digunakan untuk melengkapi data desain ketebalan perisai radiasi reaktor.
Kata kunci : TRISO, pebble , RDE, laju dosis neutron, ICRP dan NCRP.

## ABSTRACT
ANALYSIS  OF  NEUTRON  SOURCE  STRENGTH  AND  NEUTRON  DOSE  RATE  CALCU- LATION OF RDE INITIAL CORE. The reactor core RDE (Experimental Power Reactor) has non- annular  cylindrical  shape  with  coated  fuel  particles  TRISO  kernel  in  the  spherical  form  (pebble) and cooled by helium gas. The RDE reactor core design is very safe, because it adopts the high- temperature reactor technology (HTGR) with inherent passive safety. The designed input helium temperature of RDE core is about 250  C and the output of helium gas temperature helium of the reactor core of 700  C. Beside of generating electricity, the RDE reactor is designed to generate high  temperature  gas  that  can  be  used  for  any  purposes  such  as  cogeneration  (heat  process application  research).  The  spherical  fuel  called  as  pebble  containing  thousand  of  kernel  TRISO- coated  fuel  particles  of  uranium  dioxide  17  %  ( 235 U)  enriched.  TRISO  coating  comprises  four layers, namely: porous carbon buffer layer, inner part pyrolytic carbon layer (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon),  silicon  carbide  layer  (SiC)  and  a  layer  of  pyrolytic  carbon  outer  part  (OPyC,  Outer Pyrolitic Carbon). Analysis of neutron source strength and preliminary calculation of neutron dose rate on the RDE core were performed using Monte Carlo MCNP5v1.2 code. Double heterogeneity treatment in TRISO-coated fuel particles kernel and the pebble of the core are applied. Utilization of EGS99304 code to determine 640 amount of energy group structures (SAND-II neutron group structures) are used in the neutron spectrum calculation in the reactor. The reactor core is divided into 100 zones (10 in radial and 10 in axial directions). An analyses calculation result shows that the neutron source strength of the core is about 8.47027X10 17 neutron/sec. The neutron dose rate distributions  are  determined  using  a  conversion  factor  of  flux-to-dose  taken  from  International Commission on Radiological Protection (ICRP) and National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) .  The  preliminary  calculations  result  of  neutrons  dose  rate  using  ICRP-21 and NCRP-38 conversion factor for radiation workers in the radial direction in the shield biological are already weakened as low as 6.69915 and 6.9964 μSv/h, respectively, at a position of 215 cm from the center part of the core. This result analysis indicate that radiation workers are safe and protected from neutron radiation sources in accordance with the regulatory requirements. Overall from  the  calculation  and  analysis,  it  appears  that  the  radiation  and  biological  shielding  model meets  to  the  standards  of  radiation  safety  required.  The  results  of  this  study  can  be  used  to complete the design data thickness of shielding of the reactor.
Keywords: TRISO, pebble, RDE, neutron dose rate, ICRP and NCRP.
(Suwoto, Hery Adrial, Zuhair)

## PENDAHULUAN
Reaktor Daya Eksperimental
(RDE) [1] merupakan  salah  satu  jenis  reaktor temperatur  tinggi  berpendingin  gas  helium yang  segera  akan  dibangun  di  Indonesia, yang  mengacu  pada  desain  dan  teknologi HTR-10di Cina [2,3,4] . Reaktor RDE dirancang menggunakan  bahan  bakar  kernel  partikel berlapis (coated  fuel  particle) TRISO  yang
berbentuk
bola ( pebble ) [5,6] . Dalam operasinya  reaktor  RDE  dapat  menggu- nakan  bahan  bakar  kernel  uranium  dioksida (UO 2 ) [7,8,9] , thorium oksida (ThO 2 /UO 2 ) [10,11,12] maupun  plutonium  dioksida  (PuO 2 ) [13,14] tanpa  merubah  bentuk  dan  geometri  teras reaktor.  Pada  penelitian  ini  pembahasan hanya  dilakukan  terhadap  RDE  yang  meng- gunakan  bahan  bakar  UO 2 dengan  peng- kayaan 235 U sebesar 17 %.
Reaktor  didisain  berdaya  termal 10 MWth  dengan  temperatur  keluaran  teras sekitar  700  C  dan  menghasilkan  listrik sekitar  3  MWe.  Di  samping  menghasilkan listrik, reaktor ini diharapkan dapat mengha- silkan  panas  dengan  temperatur  tinggi  yang dapat  digunakan  untuk  proses  panas industri  seperti  produksi  hidrogen  dan proses panas lainnya (pencairan batu-bara).
Pengoperasian  reaktor  RDE-10  (10 MWth)  ini  harus  memenuhi  standar  batas keselamatan  operasi  sebuah  reaktor  nuklir, sehingga  penelitian  tentang  desain  perisai radiasi  sangat  penting  untuk  dilakukan. Selain batas keselamatan teknis dari reaktor temperatur  tinggi  tersebut  terpenuhi,  batas keselamatan  operasi  juga  dimaksudkan untuk keselamatan radiologi [15,16] . Nilai batas keselamatan  radiologi  yang  dipersyaratkan bagi  reaktor  diantaranya  adalah  laju  dosis radiasi  di  luar  teras  reaktor.  Nilai  batas keselamatan  ini  tidak  boleh  dilampaui  untuk tujuan  keselamatan  bagi  pekerja  radiasi, masyarakat dan lingkungan sekitarnya sehingga penelitian ketebalan perisai radiasi untuk  reaktor  RDE  perlu  dilakukan  dengan baik dan seksama.
Penelitian laju dosis neutron dimulai dari  pemodelan  partikel  kernel  berlapis TRISO,  bahan  bakar  bola  ( pebble-bed )  dan pemodelan  teras  beserta  reflektor  dan perisai radiasinya. Perhitungan kuat sumber neutron yang dibangkitkan oleh teras reaktor dapat dilakukan selanjutnya. Dengan memanfaatkan  suatu  program  Monte  Carlo MCNP5v1.2  dalam  pemodelan  sumber radiasi,  maka  dilakukan  modifikasi  pada hasil  keluaran  yang  diinginkan  yaitu dengan menambahkan tally ternormalisasi  kuat sumber  dan tally energi. Tally merupakan bahasa  Monte  Carlo  MCNP  untuk  menye- butkan  besaran  fisika  yang  diinginkan. Penambahan tally ini  akan  memberikan keluaran  berupa  spektrum  energi  dari sebuah  sumber  radiasi.  Semua  perhitungan dilakukan  pada  teras  awal  yang  menggu- nakan bahan bakar segar (fresh fuel) . Status penelitian sebelumnya telah dilakukan perhi- tungan  laju  dosis  pada  reaktor  tipe  HTGR pebble-bed dengan daya 200 MWth (RGTT200K) [17] dengan  hasil  yang  sesuai dengan rekomendasi Perka BAPETEN No. 4 tahun 2013.
Pendefinisian sumber radiasi dibutuhkan  nilai  kuat  sumber (source strength) yang  digunakan  untuk  menorma- lisasi  nilai-nilai  keluaran  dari  Monte  Carlo MCNP5v1.2.  Jika  sumber  radiasi  berbentuk zat  radioaktif  maka  nilai  kuat  sumber merupakan  nilai  aktivitas  dalam  satuan Becquerel  (Bq)  atau  Currie  (Ci).  Namun, dalam  pemodelan  ini  sumber  radiasi  dari reaktor adalah hasil reaksi fisi yang terjadi di dalam  bahan  bakar  bola,  tepatnya  pada partikel kernel bahan  bakar berlapis TRISO. Radiasi  neutron  yang  akan  dihitung  nilai dosisnya  merupakan  hasil  reaksi  fisi  yang terjadi  pada  kernel  bahan  bakar  TRISO tersebut.  Oleh  karena  itu  kuat  sumber  dari model  sumber  radiasi  merupakan  jumlah partikel  neutron  per  satuan  waktu  hasil reaksi    fisi  yang  terjadi  pada  daya  reaktor tertentu,  dalam  hal  ini  daya  reaktor  diten- tukan  10 MWth.  Nilai  kuat  sumber  diperoleh
dari  perhitungan  jumlah  reaksi  fisi  yang diperlukan  untuk  menghasilkan  daya  setiap Watt-nya.
Dalam  penelitian  ini  pemanfaatan metode probabilistik dengan program Monte Carlo  MCNP5v1.2  dengan  memanfaatkan tampang lintang energi kontinu yang dibangkitkan dari file data nuklir ENDF/B-VII. Program  Monte  Carlo  MCNP5v1.2  meru- pakan  program  komputer  berbasis  Monte Carlo yang dapat diaplikasikan untuk mensi- mulasikan  perjalanan  partikel  yaitu  neutron, foton,  dan  elektron.  Program  ini  telah dikembangkan  oleh  Tim  Monte  Carlo  X-5 (2003)  dari  LANL  ( Los  Alamos  National Laboratory ) – Amerika Serikat.
Untuk  melakukan analisis  kuat sumber menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2  diperlukan  parameter  input yaitu  geometri,  posisi  sumber  radiasi  yang berupa  reaksi  fisi  dalam  kernel  TRISO, jumlah  kelompok  energi  ditentukan  dengan menggunakan energy  group  structure yang sesuai  dengan  spektrum  neutron  reaktor jenis  HTGR (High  Temperature  Gas  Cooled Reactor) yang  akan  dibangkitkan  dengan program  EGS99304.  Data  geometri  lainnya yang  dimasukkan  sebagai  parameter  input meliputi  ukuran  kernel  bahan  bakar  berlapis TRISO, pebble ,  teras,  gas  pendingin  helium dan reflektor serta perisai radiasi dan perisai biologis [18,19] .
Penggunaan  program  Monte  Carlo MCNP/MCNPX  selain  perhitungan  neutro- nik [20,21] seperti  parameter  kritikalitas,  dapat juga digunakan untuk perhitungan laju dosis neutron  meupun  gamma  dengan  menam- bahkan kartu tally khusus seperti Tally Fluks F4  ( Flux  over  a  cell ), Tally  DE  (Dose Energy) dan Tally DF(E) yang dimanfaatkan untuk  mengkonversi  dari  fluks  ke  dosis dengan  faktor  tertentu  sesuai  dengan  besa- ran faktor konversi  yang diperoleh  dari refe- rensi  ICRP-21  (1971)  dan  NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977 [22] .  Penambahan tally ini  akan  memberikan  keluaran  berupa  laju
dosis (Sv/jam atau rem/jam) yang dihasilkan pada  posisi  tertentu  pada  geometri  teras reaktor.  Hasil  dari  penelitian  ini  dapat digunakan  untuk  menentukan  desain  kete- balan  perisai  radiasi  hingga  perisai  biologis sehingga  distribusi  radiasi  neutron  yang menyebar  ke  seluruh  daerah  di  sekitar reaktor  dapat  diprediksi  dan  aman  bagi pekerja  radiasi.  Untuk  menurunkan  dosis radiasi neutron, maka di sekitar teras reaktor tersebut dipasang perisai radiasi dan perisai biologis  yang  aman  untuk  operasional reaktor  yang  memenuhi  standar  kese- lamatan  radiasi  yang  dipersyaratkan  oleh peraturan yang berlaku.

## DESKRIPSI BAHAN BAKAR PEBBLE
Ilustrasi  bahan  bakar  teras  reaktor RDE,  mengikuti  bentuk  dan  geometri  bahan bakar  HTR-10  yang  berupa  kernel  uranium dioksida  (UO 2 )  berlapis  TRISO  seperti Gambar  1  dan    Tabel  1,  yang  mengadopsi dari reaktor HTR-10 Cina.
Gambar 1. Ilustrasi  bahan  bakar  yang  digu- nakan pada reaktor RDE [23].
(Suwoto, Hery Adrial, Zuhair)
Tabel 1.  Spesifikasi teknis bahan bakar TRISO dan pebble untuk teras RDE [1,21] .
PARTIKEL BERLAPIS TRISO (Coated Fuel Particles)
▪ Material kernel bahan bakar UO 2 ▪ Diameter kernel, cm 0,05 ▪ Pengkayaan, % ( 235 U) 17 ▪ Densitas kernel, g/cm 3 10,4 ▪ Diamater total kernel + TRISO, cm 0,091 Pelapisan (Coating layer)
▪ Material lapisan/ coating (dimulai dari kernel))
C/IPyC/SiC/OPyC
▪ Ketebalan lapisan/ coating , cm 0,009/0,0040/0,0035/0,004 ▪ Densitas lapisan/ coating , g/cm 3 1,05/1,90/1,38/1,90 BAHAN BAKAR PEBBLE
▪ Diameter pebble , cm 6,00 ▪ Diameter daerah aktif bahan bakar, cm 5,00 ▪ Tebal matriks grafit outer shell , cm 0,50 ▪ Densitas matrik grafit outer shell , g/cm 3 1,75
Tabel 2. Spesifikasi beton yang digunakan dalam disain perisai biologis teras RDE [23] .
Densitas beton: 2,25 g/cm 3 Nuklida Abundansi (%) MCNP-ID %berat Densitas Atom (atom/barn.cm) H-1 99,9987 1001 0,00453 6,09400E-03 O-16 99,7570 8016 0,51260 4,34210E-02 Si-28 92,2230 14000 0,36036 1,73900E-02 Al-27 100 13027 0,03555 1,78600E-03 Na-23 100 11023 0,01527 9,00000E-04 Ca-40 96,9410 20000 0,05791 1,95800E-03 Fe-56 91,7540 26000 0,01378 3,34000E-04 JUMLAH 1,00000 7,18830E-02
Untuk  komposisi  material  pada perisai  biologis  dari  beton  setebal  100  cm yang  digunakan  dalam  perhitungan  dengan memanfaatkan data referensi beton dari Los Alamos  National  Laboratory  (LANL) –  USA, seperti di sajikan dalam Tabel 2.

## METODOLOGI
Metodologi  yang  digunakan  adalah perhitungan,  dimana  perhitungan  dimulai dari  menghitung  komposisi  dan  densitas semua material penyusun komponen partikel kernel TRISO, pebble , teras, pendingin  helium,  reflektor  dan  perisai radiasi.  Langkah  selanjutnya  melakukan pemodelan  geometri  partikel  kernel  bahan
bakar  berlapis  TRISO  dan  bahan  bakar pebble menggunakan  program  Monte  Carlo MCNP5v1.2  dengan  memanfaatkan  tam- pang  lintang  data  nuklir  energi  kontinu ENDF/B-VII,  dan  memperhatikan  fraksi packing [24,25] pada bahan bakar pebble yang digunakan. Pemodelan teras reaktor beserta batang  kendali,  kanal  helium  dan  konus pengeluaran  bahan  bakar pebble menggu- nakan  Monte  Carlo  MCNP5v1.2  dengan memanfaatkan tampang lintang enegi kontinyu  ENDF/B-VII.  Penentuan  jumlah kelompok  energi  /  jumlah group  structure yang  sesuai  dengan  spektrum  pada  reaktor menggunakan  program  EGS99304.  Pemo- delan perisai radiasi hingga perisasi biologis reaktor  untuk  penentuan  kuat  sumber
neutron (neutron  source  strength) dan penentuan  awal  laju  dosis  neutron  yang dipancarkan  oleh  sumber  neutron  dengan kartu tally yang  tersedia  dalam  program Monte  Carlo  MCNP5v1.2  yang  disesuaikan dengan  faktor  konversi  fluks  neutron  ke dalam  laju  dosis  neutron  menurut  referensi ICRP-21  dan  NCRP-38,  ANSI/ANS-6.1.1- 1977.

## a.  Pemodelan  kernel  partikel  berlapis TRISO dan pebble
Pemodelan  bahan  bakar  pertikel berlapis TRISO dalam program Monte Carlo MCNP5v1.2  dilakukan  dengan  membagi bahan  bakar pertikel berlapis TRISO menjadi enam zona dimulai dari dalam yaitu: zona  1  berisi  kernel  UO 2 ,  zona  2  berisi lapisan buffer yang terbuat dari grafit berpori besar,  zona  3  berisi  lapisan  pirolitik-karbon bagian dalam, zona 4 berupa lapisan silikon karbida  (SiC),  zona  5  berisi  lapisan  piro- karbon bagian  luar dan  zona  6  berisi bahan yang berupa matrik grafit. Untuk membentuk bahan  bakar pebble yang  berisi  ribuan bahan  bakar  partikel  berlapis  berdiameter 2,5 cm yang seragam, maka diperlukan pola penyusunan  bahan  bakar  partikel  berlapis TRISO menggunakan fraksi packing
sebesar  5  %.  Bola  bahan  bakar  tersebut yang  sudah  berisikan  ribuan  partikel  TRISO kemudian  dilapisi  lagi  dengan shell grafit bagian  luarnya  setebal  0,5  cm  sehingga membentuk  bahan  bakar  berbentuk  bola ( pebble-bed )  dengan  ukuran  sebesar  bola tenis dengan diameter 6 cm .
Bahan bakar pebble tersebut kemudian  dimasukkan  ke  dalam  teras reaktor dengan memodelkan terlebih dahulu menggunakan  kisi  BCC (Body  Centered Cubic) sedemikian  rupa  sehingga  diperoleh fraksi packing sebesar  61  %  (nilai  optimal untuk  HTGR  berbahan  bakar pebble ). Penerapan heterogenitas ganda pada bahan bakar pebble dan  teras  dilakukan  secara baik  menggunakan  program  Monte  Carlo MCNP5v1.2.

## b.  Pemodelan teras reaktor
Teras reaktor aktif berbentuk silinder dengan  tinggi  aktif  sekitar  197  cm  dan diameter  180  cm  seperti  ditunjukkan  pada Gambar 2. Teras reaktor dibagi menjadi 100 zona  dengan  pembagian  10  zona  ke  arah radial  dan  10  zona  ke  arah  aksial,  seperti disajikan dalam Tabel 3.
Tabel 3.  Pembagian 100 zona dalam teras reaktor
Zona Radial (R) Zona Aksial (Z) R1 R2 R3 R4 R5 R6 R7 R8 R9 R10 Z10 990 991 992 993 994 995 996 997 999 999 Z9 980 981 982 983 984 985 986 987 989 989 Z8 970 971 972 973 974 975 976 977 978 979 Z7 960 961 962 963 964 965 966 967 968 969 Z6 950 951 952 953 954 955 956 957 958 959 Z5 940 941 942 943 944 945 946 947 948 949 Z4 930 931 932 933 934 935 936 937 938 939 Z3 920 921 922 923 924 925 926 927 928 929 Z2 910 911 912 913 914 915 916 917 918 919 Z1 900 901 902 903 904 905 906 907 908 909
(Suwoto, Hery Adrial, Zuhair)
(a) tampak samping
(b) tampak atas
Gambar 2. Pemodelan geometri teras RDE 10MWth dengan Monte Carlo MCNP5v1.2

## c.  Pemodelan spektrum energi neutron.
Spektrum  neutron  rata-rata  dalam zona/sel  dalam  teras  dapat  ditentukan dengan  bantuan  menggunakan  kartu tally fluks  (F4),  sementara  kartu tally En digunakan untuk mendapatkan fluks neutron rerata  yang  diperoleh  berdasarkan bin energi  yang  dipilih  yaitu  sebanyak  640 kelompok    energi  (SAND-II group  structure ) yang  diperoleh  dari  program  program EGS99304.
Distribusi spektrum neutron digunakan  untuk  menghitung  fluks  neutron yang dibangkitkan teras awal dengan bahan bakar segar (fresh fuel) pada rentang energi
10 -9 MeV  hingga  20  MeV.  Distribusi
spektrum  neutron  maksimum  terjadi  pada teras  reaktor  RDE  bagian  tengah  yaitu sebesar 4,37910x10 19 1/cm 2 .detik.MeV pada energi neutron sekitar 3,6x10 -8 MeV (0,036eV).

## d.  Kuat sumber neutron
Kuat  sumber  neutron  pada  teras  awal reaktor  berbahan  bakar  segar (fresh  fuel) berdaya  termal  10 MWth  dihitung  menggu- nakan  persamaan  konversi.  Nilai  kuat sumber  diperoleh  dari  perhitungan  jumlah reaksi  fisi  yang  diperlukan  untuk  mengha- silkan  daya  setiap  Watt-nya.  Untuk  menda- patkan  nilai  tersebut  digunakan  persamaan konversi, (CF) sebagai berikut [17] :
                   10 13 1 / detik 1 CF 3,47 10 / .detik 180 1,602 10 joule MeV fisi x fisi watt watt MeV x joule (1) Kuat  Sumber  Neutron (Neutron  Source
Strength, NSS) biasanya didefinisikan sebagai  jumlah  populasi  neutron  sesaat ( instantaneous  neutron  population )  yang dihasilkan  dalam  reaksi  fisi  dalam  waktu satu detik.
NSS = P X CF X 
(2)
dengan:
NSS = Neutron Source Strength (neutron/detik) P = Daya termal reaktor RDE = 10
MWth = 10 7 watts
CF = faktor konversi (fisi/watt.detik)  = jumlah rerata neutron diproduksi per kejadian fisi (dari keluaran MCNP)
e.  Perhitungan  awal  laju  dosis  neutron pada teras reaktor.
Perhitungan  laju  dosis  neutron  pada teras  reaktor  dilakukan  melalui  perhitungan distribusi fluks neutron rerata yang
dihasilkan  pada  teras  awal  ditentukan
menggunakan persamaan berikut [17] :          2 4 2 1 4 ( )(1 ) * NSS (neutron/detik) *
.detik F
eff neutron Tally F / cm k
cm (3)
dengan:
Tally F4 (  F4 ) = hasil  output  perhitungan  MCNP (1/cm2), k eff = nilai
konstanta
multiplikasi/ perlipatan neutron efektif, NSS = Neutron  Source  Strength  (kuat sumber neutron)
dalam
(neutron/detik)

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Nilai  kuat  sumber  neutron  reaktor RDE  pada  teras  awal  diperoleh  dengan menggunakan persamaan
(1) dan
persamaan  (2),  serta  nilai  keluaran  dari MCNP untuk jumlah rerata neutron diproduksi  per  fission  (  )  yang  terjadi sebesar 2,4410 neutron/fisi adalah:
NSS RDE = 10 7 (watt) X 3.47x10 10 (fisi/watt.detik) X 2,4410 (neutron/fisi)
= 8,47027x10 17 neutron/detik
Untuk menentukan laju dosis neutron yang dihasilkan dari teras awal RDE dihitung  dari  fluks  neutron  rata-rata  dalam teras  awal  RDE  menggunakan  persamaan (3)  dan  dikonversikan  ke  dalam  laju  dosis
neutron  menggunakan  faktor  konversi  yang diperoleh dari referensi NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977  dan  ICRP-21  seperti yang disajikan dalam Tabel 4. Tabel 4.  Faktor konversi fluks neutron ke dalam dosis neutron [19] Energi, E (MeV) NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977 ICRP-21 DF(E) (rem/jam)(n/cm 2 .detik) DF(E) (rem/jam)(n/cm 2 .detik) 2,5E-08 3,67E-06 3,85E-06 1,0E-07 3,67E-06 4,17E-06 1,0E-06 4,46E-06 4,55E-06 1,0E-05 4,54E-06 4,35E-06 1,0E-04 4,18E-06 4,17E-06 1,0E-03 3,76E-06 3,70E-06 1,0E-02 3,56E-06 3,57E-06 1,0E-01 2,17E-05 2,08E-05 5,0E-01 9,26E-05 7,14E-05 1,0 1,32E-04 1,18E-04 2,0 - 1,43E-04 2,5 1,25E-04 - 5,0 1,56E-04 1,47E-04 7,0 1,47E-04 - 10,0 1,47E-04 1,47E-04 14,0 2,08E-04 - 20,0 2,27E-04 1,54E-04 Perhitungan awal laju dosis
dilakukan menggunakan Tally F4  ( Flux  over surface ), Tally  DE  (Dose  Energy)  dan  Tally DF(E) untuk  mengkonversi  dari  fluks  ke dosis  dengan  faktor  tertentu  sesuai  dengan besaran  faktor  konversi  yang  diperoleh  dari
beberapa  referensi.  Komisi  Internasional untuk  Proteksi  Radiasi  ( International  Com- mission  on  Radiological  Protection,  ICRP ), yaitu  ICRP-21  (1971) dan  NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977. Penambahan tally ini (DE  dan  DF)  akan  memberikan  keluaran
(Suwoto, Hery Adrial, Zuhair)
berupa  laju  dosis  (Sv/jam  atau  rem/jam) yang  dihasilkan  pada  posisi  tertentu  pada geometri  teras  reaktor  dengan  normalisasi terhadap  nilai  kuat  sumber  neutron  yang telah diperoleh tersebut (sebagai tally FM).
Perhitungan  awal  laju  dosis  yang dibangkitkan oleh teras RDE 10 MWth yang
menggunakan  bahan  bakar  UO 2 peng- kayaan 235 U  sebesar  17  %,  dengan  faktor konversi  fluks  neutron  ke  laju  dosis  sesuai dengan  referensi  ICRP-21  (1971)  dan NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977.
Gambar 4. Hasil perhitungan distribusi laju dosis neutron teras awal RDE menggunakan konversi ICRP-21 (1971).
Semua nilai  hitung  diperoleh  dari perhitungan
dengan menggunakan program  Monte  Carlo  MCNP5v1.2, dengan Tally Fluks ( Tally F4 ) dan faktor konversi Flux-to-Dose dikalikan  dengan Nilai  Kuat  Sumber  (NSS),  sehingga diperoleh  distribusi  laju  dosis  neutron teras  RDE  seperti  yang  erlihat  pada Gambar  4.  Laju  dosis  neutron  pada Gambar 4 menggunakan faktor konversi fluks ke dalam dosis neutron dari ICRP-
21  (1971),  sedangkan  pada    Gambar  5
menggunakan  faktor  konversi  fluks neutron ke dalam dosis neutron menurut NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977.
Berdasarkan peraturan terbaru Perka  BAPETEN  No.  4  tahun  2013  tentang Proteksi  Dan  Keselamatan  Radiasi  Dalam Pemanfaatan  Tenaga  Nuklir,  NBD  (Nilai Batas  Dosis)  efektif  rerata  untuk  pekerja radiasi  ditetapkan 20 mSv (2000 mrem) per tahun  atau  0,01  mSv/jam  (1  tahun  pekerja radiasi  =  (8-jam)  x  (5-hari)  x  (50-minggu)  = 2000 jam) atau setara dengan 10 µSv/jam.
Gambar 5. Hasil perhitungan distribusi laju dosis neutron teras awal RDE menggunakan konversi NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977.
Dari  Gambar  4  dan  5,  tampak bahwa pada arah aksial bagian tengah teras memiliki laju dosis neutron yang paling tinggi dibanding  pada  bagian  bawah  dan  atas teras  reaktor.  Pada  jarak  radial  215  cm  dari pusat  teras  RDE  (ketebalan  perisai  biologis 20  cm),  laju  dosis  neutron  sudah  melemah hingga  6,69915  µSv/jam  dengan  konversi ICRP-21  sedang-kan  dengan  NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977 adalah 6,9964 µSv/jam. Pada kedua perhitungan laju dosis neutron  yang  dilaku-kan  pada  ketebalan perisai biologis 50 cm (jarak radial dari pusat teras  50  cm)  sudah  sangat  kecil  yaitu 0,01129  dan  0,01150  µSv/jam,  masing- masing  untuk  ICRP-21  dan  NCRP-38, ANSI/ANS-6.1.1-1977.
Dengan  kedua  faktor  konversi Flux- to-dose yang  digunakan  telah  memenuhi persyaratan  yang  berlaku  yaitu  Perka BAPETEN  No.  4  tahun  2013.  Hasil  perhi- tungan  dan  analisis  menggunakan  ICRP-21 menunjukkan  hasil  yang  lebih  konservatif. Dengan  demikian  dapat  dikatakan  bahwa desain  ketebalan  perisai  biologis  yang dimodelkan  sudah  mencukupi  dan  aman bagi  pekerja  radiasi,  sehingga  pekerja radiasi  aman  dan  terlindungi  dari  sumber radiasi neutron.

## SIMPULAN
Hasil  perhitungan  memberikan  nilai kuat  sumber  neutron  (NSS, Neutron  Source Strength )  yang  dihasilkan  oleh  teras  RDE sebesar  10  MWth  adalah  8,47027X10 17 neutron/detik,  dengan  nilai  jumlah  neutron setiap  kejadian  fisi  pembelahan  sebesar 2,4410 neutron/fisi.
Dengan menggunakan faktor konversi  fluks  ke  dalam  laju  dosis  sesuai referensi  ICRP-21  dan  NCRP-38,  diperoleh hasil  perhitungan  laju  dosis  neutron  untuk teras  RDE  pada  daerah  di  luar  teras  di posisi  radial  215  cm  (ketebalan  perisai biologis 20 cm) dari pusat teras RDE sudah memenuhi persyaratan yang ditentukan oleh Perka  BAPETEN  No.  4  tahun  2013, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi neutron.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih kepada  Dr.  Jupiter  Sitorus  Pane,  M.Sc. selaku  Kepala  Bidang  Fisika  dan  Teknologi Reaktor  (BFTR)  dan  Dr.  Topan  Setiadipura, atas saran dan perbaikan, sehingga makalah ini  dapat  ditulis  dan  diselesaikan  dengan baik. Dorongan semangat  dan bantuan serta
(Suwoto, Hery Adrial, Zuhair)
diskusi  dari  rekan  BFTR  sangat  kami  hargai. Penelitian ini sepenuhnya  dibiayai  oleh DIPA PTKRN tahun 2015.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] Tim  Penyusun  Dokumen  Spesifikasi Teknis RDE. (2014). Dokumen Spesifikasi  Teknis  Reaktor  Daya Eksperimental. Nomor Idetifikasi Dokumen:  DT.002.KRN.2014,  Rev.0,
tanggal: 20-Nov-2014, PTKRN- BATAN, Tangerang Selatan.
[2] Meng-Jen  Wang,  Rong-Jiun  Sheu, Jinn-Jer  Peir,  Jenq-Horng  Liang. (2014). Criticality  Calculations  of  the
HTR-10  Pebble-bed  Reactor  with SCALE6/CSAS6 and MCNP5 . Journal of Annals of Nuclear Energy 64, 1 –7.
[3] Fubing  Chen,  Yujie  Dong,  Yanhua Zheng,  Lei  Shi  and  Zuoyi  Zhang. (2009). Benchmark Calculation for the Steady-State Temperature Distri- bution  of  the  HTR-10  under  Full- Power  Operation .  Journal  of  Nuclear
Science and Technology, Vol. 46, No.
6, p. 572 –580.
[4] Rosales,  J.,  A.  Muñoz,  C.  García,  L. García,  C.  Brayner,  J.  Pérez,  and  A. Abánades. (2014). Computational
Model  for  the  Neutronic  Simulation  of Pebble  Bed  Reactor’s  Core  Using MCNPX .  Hindawi  Publishing  Corpo- ration, International Journal of Nuclear Energy,  Volume  2014,  Article  ID 279073,  12  pages,  http://dx.doi.org/ 10.1155/2014/279073.
[5] Kania, M. J., Nabielek, H.  and  Nickel, H.  (2015). Coated  Particle  Fuels  for High  Temperature  Reactors .  Journal of Materials Science and Technology, DOI: 10.1002/9783527603978. Mst 0449, p.1 –18.
[6] K.  Verfondern,  H.  Nabielek  and  J.  M. Kendall.  (2007). Coated  Particle  Fuel
For  High  Temperature  Gas  Cooled
Reactors. Journal  of    Nuclear  Engi- neering and Technology, Vol.39 No.5, 603-616.
[7] Malin  Liu,  Bing  Liu,  Youlin  Shao. (2012). Optimization of the UO 2 kernel coating  process  by  2D  simulation  of spouted  bed  dynamics  in  the  coater . Journal  of  Nuclear  Engineering  and Design 251, 124-130.
[8] Michael J. Kania, Heinz Nabielek, Karl Verfondern, Hans-Josef Allelein.
(2013). Testing  of  HTR  UO 2 TRISO Fuels  in  AVR  and  in  Material  Test Reactors . Journal of Nuclear Materials 441, 545 –562.
[9] Hoai  Nam  Tran,  Van  Khanh  Hoang. (2012). Neutronic  Characteristics  of an  OTTO  Refueling    PBMR .  Journal of  Nuclear    Engineering    and    Design 253,  269 – 276.
[10]  H.J.  Allelein,  M.J.  Kania,  H.  Nabielek, K.  Verfondern.  (2014). Thorium  Fuel Performance  Assessment  in  HTRs .
Nuclear  Engineering  and  Design  271,
166 –170.
[11]  Piyatida Trinuruk, Toru Obara. (2015). Particle-Type  Burnable  Poisons  for Thorium-Based Fuel in HTGR . Energy Procedia 71, 22 – 32.
[12]  F.J.  Wols,  J.L.  Kloosterman,  D. Lathouwers, T.H.J.J. van der Hagen.(2014). Core  Design  and  Fuel Management  Studies  of  a  Thorium Breeder  Pebble  Bed  High  Tempe- rature  Reactor .  Nucl.  Technol.,  186, pp. 1 –16.
[13]  J.  Jonnet,  J.L.  Kloosterman,  B.  Boer. (2010). Performance of TRISO
Particles  Fueled  With  Plutonium  and Minor  Actinides  in  A  PBMR-400  Core
Design . Journal of Nuclear Engineering  and  Design  240,1320 –
1331.
[14]  Adem  Acir,  Hasan  Coskun.  (2012).
Neutronic  Analysis  of  The  PBMR-400
Full  Core  Using  Thorium  Fuel  Mixed
With  Plutonium  or  Minor  Actinides .
Journal  of    Annals  of  Nuclear  Energy 48, 45 –50.
[15]  Anonimous.  (2013).  Perka  Kepala BAPETEN  Nomor  4  tahun  2013 tentang  Proteksi  dan  Keselamatan Radiasi  dalam  Pemanfaatan  Tenaga Nuklir. Jakarta.
[16]  J.  Valentin  (Ed.).  (2012). The  2007 Recommendations of the International Commission  on  Radiological  Protec- tion . p.98 (5.10. Dose Limits), Recom- mendation  No.  244,  Elsevier,  sub- mitted: March 29.
[17]  Suwoto  dan  Zuhair.  (2016). Analisis Laju Dosis Neutron Teras  RGTT200K Dengan  MCNP5. Jurnal  Sains  dan Teknologi  Nuklir  Indonesia,  Volume 17 Nomor 2. ISSN 1411-3481. EISSN: 2503-1287. Akreditasi LIPI No. 604/AU3/P2MI-LIPI/03/2015, p.107- 121
[18]  Romolo  Remetti,  Giulio  Andreoli, Silvina  Keshishian.  (2012). Monte Carlo  Calculation  of  The  Neutron Effective  Dose  Rate  at  The  Outer
Surface  of  The  Biological  Shield  of HTR-10  Reactor .  Journal  of  Nuclear Engineering  and  Design  243,  148 – 152.
[19]  Alia  Alizadeh,  Amir  Saeid  Shirani, Samira  Kashi.  (2013). Neutron  and gamma-ray  deep  penetration  calcu- lation    through  biological  concrete shield of VVER-1000 reactor by a new technique  based  on  variance  reduc- tion .  Journal  of    Annals  of  Nuclear Energy 60, 86 –92.
[20]  J.  Rosales,  A.  Muñoz,  C.  García,  L.
García,  C.  Brayner,  J.  Pérez,  and  A. Abánades. (2014). Computational
Model  for  the  Neutronic  Simulation  of Pebble  Bed  Reactor’s  Core  Using MCNPX .  Hindawi  Publishing  Corpo- ration. International Journal of Nuclear Energy  Volume  2014,  Article  ID 279073, 12 pages.
[21]  Hammam  Oktajianto,  Evi  Setiawati, Very  Richardina.  (2015). Modelling  of HTR  (High  Temperature  Reactor)
Pebble-Bed  10  MW  to  Determine Criticality  as  A  Variations  of  Enrich- ment  and  Radius  of  the  Fuel  (Kernel) With the Monte Carlo Code MCNP4C . Internat. J. Sci. Eng., Vol. 8(1), 42-46.
[22]  X-5  Monte  Carlo  Team.  (2003). MCNP –  A  General  Monte  Carlo  N- Particle  Transport  Code,  Version  5 .
Vol. I. Overview and Theory, APPENDIX  H  -  FISSION  SPECTRA CONSTANTS  AND  FLUX-TO-DOSE
FACTORS, April 24.
[23]  RJ Mcconn Jr., et al. (2011). Compen- dium of Material Composition Data for Radiation  Transport  Modeling .  PIET- 43741  -TM-963,  PNNL-15870  Rev.  1, March 4.
[24]  Mehmet Türkmen, Üner Çolak.
(2012). Effect  of  Pebble  Packing  on Neutron  Spectrum  and  the  Isotopic Composition of HTGR Fuel . Journal of Annals of Nuclear Energy 46, 29 –36.
[25] F.C.  Silva,  C.  Pereira,  M.A.F.  Veloso, A.L. Costa. (2012). Shifting study of a VHTR  using  reprocessed  fuel  with various  TRISO  packing  fractions . Journal  of    Nuclear  Engineering  and Design 248, 42 –47.