## DESAIN KONSEPTUAL PERISAI RADIASI REAKTOR RRI-50
Amir Hamzah dan Iman Kuntoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gedung No. 80, Serpong, Tangerang Selatan email: ahamzah@batan.go.id Diterima editor: 15 Mei 2015 Direvisi editor: 3 Juni 2015 Disetujui untuk publikasi: 18 Juni 201

## ABSTRAK
DESAIN  KONSEPTUAL  PERISAI  RADIASI  REAKTOR  RRI-50 .  Salah  satu  parameter  yang  harus dipenuhi dalam mendesain reaktor nuklir adalah desain perisai radiasi yang dapat menjamin keamanan dan keselamatan radiasi bagi pekerja dan masyarakat sekitar. Pada penelitian ini dilakukan desain perisai radiasi RRI-50 dengan elemen bakar berjenis U9Mo-Al berkerapatan tinggi dengan tipe pelat sebanyak 21 buah dan berdimensi  seperti  elemen  bakar  RSG-GAS  tapi  panjang  aktifnya  70  cm.  Konfigurasi  teras  terdiri  dari  16 elemen bakar dan 4 elemen kendali serta 5 posisi iradiasi sehingga membentuk matriks 5 x 5. Tujuan dari penelitian  ini  adalah  mendesain  perisai  radiasi  dan  menentukan  distribusi  laju  dosis  di  daerah  kerja dan  di lingkungan  reaktor  RRI-50.  Tahapan  awal  penelitian  adalah  perhitungan  kuat  sumber  dan  inventori  bahan radioaktif  teras  reaktor  dengan  mensimulasikan  operasi  50  MW  selama  20  hari  tiap  siklus  menggunakan program  ORGEN2.1.  Berdasarkan  kuat  sumber  tersebut  dan  model  yang  dibuat  menggunakan  program VisEd,  maka  dilakukan  analisis  penentuan  parameter  perisai  radiasi  secara  iteratif  menggunakan  program MCNPX.  Pada  tahap  akhir,  dilakukan  analisis  distribusi  laju  dosis  di  seluruh  ruang  di  dalam  dan  di  luar gedung reaktor juga menggunakan program MCNPX. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa ketinggian permukaan  air  adalah  1000  cm  dan  kombinasi  90  cm  beton  berat  dan  60  cm  beton  biasa  dapat  digunakan sebagai perisai biologi. Desain perisai tersebut mereduksi laju dosis menjadi 0,05 µ Sv/jam di Balai Operasi sementara di Balai Eksperimen dan di luar gedung reaktor menjadi 4,2 µ Sv/jam dan 0,03 µ Sv/jam pada saat reaktor beroperasi. Hasil penelitian juga menunjukkan pemasagan perisai tambahan setebal 280 cm berjarak 300 cm di depan tabung berkas neutron radial yang terbuka mereduksi laju dosis gamma dan neutron menjadi 3,3 µ Sv/jam dan 3,1x10 -11 µ Sv/jam. Hasil-hasil penelitian ini menunjukkan bahwa desain perisai radiasi yang dibuat membuat reaktor RRI-50 menjadi aman dari bahaya radiasi bagi pekerja dan masyarakat sekitarnya.
Kata kunci : Perisai radiasi, laju dosis, keselamatan radiasi, RRI-50.

## ABSTRACT
RADIATION SHIELDING CONSEPTUAL DESIGN OF RRI-50 REACTOR . One of the parameters that must be met in the design of nuclear reactors is radiation shielding design to ensure the security and safety of workers and the surrounding community. This study has been conducted to design radiation shielding of RRI- 50  with  high  density  U9Mo-Al  fuel  elements  that  consist  of  21  pieces  of  plate  type  fuel  elements  with dimension as same as RSG-GAS fuel elements but the active length is 70 cm. Core configurations consist of 16 fuel elements and 4 control elements and 5 irradiation positions to form a matrix of 5 x 5. The objective of this research is to design radiation shielding and determine the distribution of dose rates in the working area and the environment of RRI-50 reactor. The early stages of this research is to calculate source strength and inventory of radioactive materials within the reactor core with one operation pattern cycle of 50 MW for 20 days using ORGEN2.1 program. Based on core source strength and models that are created using the VisEd software, the analysis parameter of the shielding was determined iteratively using MCNPX program. In the final  stage,  an  analysis  of  the  dose  rate  distributions  in  the  whole  space  inside  and  outside  the  reactor building was conducted also using MCNPX program. The results show that the height of the water surface is 1000 cm and the combination of heavy concrete thickness of 90 cm and ordinary concrete thickness of 60 cm can be used as an biological shield. This design can reduce the dose rate to 0.05 µ Sv/h in the Operations Room while in the Experiments Room and outside the reactor building to 4.2 µ Sv/h and 0.03 µ Sv/h during reactor  operation.  The  results  also  suggest  that  the  installation  of  additional  radiation  shield  of  280  cm thickness within 300 cm in front of the open radial neutron beam tube can reduce gamma and neutron dose rate  to  3.3 µ Sv/h  and  3,1x10 -11 µ Sv/h.  The  results  of  this  study  indicate  that  the  radiation  shield  design  is made to make reactor RRI-50 to be safe from radiation hazards to workers and surrounding communities.
Keywords : Radiation shielding, dose rates, radiation safety, RRI-50.

## PENDAHULUAN
Sebagai institusi litbang nuklir di Indonesia, BATAN telah berpengalaman mengoperasikan tiga  reaktor  riset  yaitu  reaktor  Kartini  di  PTAPB-BATAN  Yogyakarta,  reaktor  TRIGA  2000  di PTNBR-BATAN Bandung dan reaktor RSG-GAS Serpong.  Mengingat reaktor Kartini dan reaktor TRIGA 2000 telah mendekati masa akhir operasinya, maka perlu dilakukan langkah-langkah untuk membangun  sebuah  reaktor  riset  baru  sebagai  penggantinya.  Tujuan  pembangunan  reaktor  riset baru antara lain adalah agar terjamin kemandirian produksi radioisotop untuk pasar lokal dan luar negeri,  meningkatkan  litbang  nuklir  serta  peningkatan  kemampuan  SDM  di  bidang  nuklir. Disamping  itu,  pemanfaatan  metode neutron  transmutation  doping dalam  memproduksi semikonduktor melalui iradiasi silicon ingot dapat memberikan dampak devisa cukup menjanjikan. Pembangunan  dan  pengoperasian  sebuah  reaktor  riset  secara  garis  besar  melalui  tahapan  desain konseptual, desain dasar, desain rinci, konstruksi, komisioning dan operasi hingga dekomisioning. Sebagai  tahapan  awal  dari  serangkaian  tahapan  tersebut,  hingga  saat  ini  PTRKN–BATAN  telah berhasil  melakukan  penyusunan  dokumen  desain  konseptual  reaktor  riset  inovatif  yang  didahului dengan  tersusunya  dokumen  kriteria  pengguna  (UCD  = user  criteria  document )  yang  berisi spesifikasi  utama  reaktor  riset  inovatif.  Salah  satu  parameter  di  dalam  spesifikasi  utama  tersebut adalah adanya jaminan keamanan dan keselamatan radiasi bagi pekerja dan lingkungan merupakan persyaratan  utama  yang  ditetapkan  oleh  BAPETEN  dan  harus  dipenuhi  dalam  mendesain, membangun dan mengoperasikan suatu reaktor nuklir.
Pada tahun 2013, penulis telah melakukan penelitian mengenai desain awal perisai radiasi dan analisis laju dosis di daerah kerja reaktor riset inovatif (RRI) menggunakan MCNPX [1]. Desain awal perisai radiasi reaktor RRI tersebut masih sangat sederhana dan model reaktor masih mengikuti reaktor RSG-GAS dengan dengan panjang bahan bakar 60 cm dan daya reaktor 20 MWth [2,3,4]. Pada akhir tahun 2014, desain konseptual teras RRI-50 telah berhasil dibuat melalui beberapa pilihan bentuk dan tingkat  muat  bahan  bakar  teras  alternatif  [2,3,5].  Desain  konseptual  teras  RRI-50  tersebut menggunakan bahan bakar dengan densitas 3,66 g/cm 3 , panjang bahan bakarnya 70 cm, daya reaktor sebesar  50  MWth  dengan  panjang  siklus  20  hari  [4,5,6].  Untuk  mendapatkan  hasil  yang  lebih konservatif,  pada  penelitian  ini  digunakan  bahan  bakar  dengan  densitas  yang  lebih  tinggi  yaitu  8,3 g/cm 3 .  Hal  itu  juga  yang  menjadi  salah  satu  perbedaan  dengan  reaktor  CARR  [7]  buatan  China. Dengan demikian sumber radiasi yang berasal dari reaktor RRI-50 menjadi lebih besar dibandingkan dengan  teras  berbahan  bakar  berdensitas  yang  lebih  rendah.  Konsekuensi  dari  sumber  radiasi  yang lebih besar akan mengakibatkan desain perisai radiasinya juga akan mengalami perubahan agar tetap terjamin  keamanan  dan  keselamatan  radiasi  terhadap  pekarja  dan  masyarakat  sekitar.  Tujuan  dari makalah ini adalah untuk menyajikan hasil desain konseptual perisai radiasi dan penentuan distribusi laju  dosis  di  daerah  kerja  serta  lingkungan  reaktor  RRI-50.  Untuk  mencapai  tujuan  tersebut  maka dilakukan  beberapa  tahapan  analisis  di  dalam  suatu  kerangka  penelitian.  Analisis  dimulai  dari perhitungan  kuat  sumber  dan  inventori  bahan  radioaktif  teras  reaktor  berdasarkan  komposisinya dengan  mengikuti  pola  operasinya  selama  6  (enam)  siklus  menggunakan  program  ORGEN2.1  [8]. Langkah berikutnya adalah membuat model teras, perisai hingga gedung reaktor sesuai dengan ukuran geometri  yang  sebenarya  menggunakan  perangkat  lunak  Vised  yang  merupakan  bagian  dari  paket program  MCNPX.  Berdasarkan  model  yang  dibuat  tersebut,  maka  secara  iteratif  dilakukan  analisis penentuan parameter perisai radiasi reaktor menggunakan program MCNPX. Seperti diketahui, bahwa program  MCNPX  merupakan  program  komputer  berbasis monte-carlo yang  telah  digunakan  secara luas dan telah dilakukan validasi dengan model reaktor RSG-GAS [9] dengan hasil yang cukup dekat dengan  pengukuran.  Setelah  diperoleh  parameter  perisai  radiasi  reaktor  yang  optimum,  maka selanjutnya dilakukan analisis distribusi laju dosis di beberapa ruang kerja di dalam gedung reaktor dan di luar gedung reaktor yang juga menggunakan program MCNPX. Dengan demikian dapat ditentukan identifikasi  ruangan  berdasarkan  paparan  radiasi  sehingga  prinsip  ALARA  dapat  diterapkan  secara efektif  dan  efisien  untuk  menjamin  keamanan  dan  keselamatan  radiasi  terutama  bagi  pekerja.  Hasil penelitian yang diharapkan adalah diperolehnya suatu desain perisai radiasi reaktor RRI-50 yang aman bagi  pekerja  dan  masyarakat  sekitar  yang  memenuhi  ketentuan  BAPETEN  dengan  batas  laju  dosis masing-masing sebesar 10 µ Sv/jam dan 0,1 µ Sv/jam [10].

## METODOLOGI
1. Kriteria Desain Perisai Radiasi
Dalam  melakukan  desain  perisai  radiasi  reaktor  RRI-50,  diterapkan  kriteria  batas keselamatan  radiasi  maksimum  yang  boleh  diterima  oleh  pekerja  radiasi  dan  oleh  masyarakat sekitar.  Ketentuan  tersebut  dimuat  di  dalam  peraturan  Kepala  BAPETEN  No.  4  Tahun  2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir [10] yang antara lain berisi :
a. Nilai batas dosis efektif rata-rata untuk pekerja sebesar 20 mSv/tahun (dua puluh milisievert per  tahun),  bila  dikonversi  menjadi  laju  dosis  per  jam  adalah  10 µ Sv/jam  (sepuluh mikrosievert per jam).
Faktor konversi yang digunakan adalah per hari dihitung 8 jam kerja, per minggu dihitung 5 hari  kerja  dan  per  tahun  dihitung  50  minggu.  Maka  bila  desain  perisai  yang  dibuat  dapat mereduksi  laju  dosis  menjadi  lebih  rendah  dari  10 µ Sv/jam,  maka  dalam  setahun  seorang pekerja di luar perisai tersebut tidak akan mencapai batas dosis efektif yang ditentukan.
b. Nilai batas dosis efektif untuk anggota masyarakat sebesar 1 mSv/tahun (satu milisievert per tahun),  bila  dikonversi  menjadi  laju  dosis  per  jam  maksimum  sebesar  0,1 µ Sv/jam  (seper sepuluh mikrosievert per jam).
Faktor konversi yang digunakan di sini adalah perhari selama 24 jam dan pertahun sepanjang 365 hari. Maka bila desain perisai yang dibuat dapat mereduksi laju dosis hingga lebih rendah dari 0,1 µ Sv/jam, maka anggota masyarakat di sekitarnya tidak akan mendapat paparan radiasi yang mencapai batas dosis efektif yang ditentukan tersebut.
2. Deskripsi Teras Reaktor RRI-50
a. Elemen Bakar dan Elemen Kendali Reaktor RRI-50
Seperti  disebutkan  di  dalam  pendahuluan,  desain  teras  RRI-50  menggunakan  bahan  bakar jenis  molybdinum  (U9Mo-Al)  pengkayaan  rendah  (kurang  20  %)  dengan  densitas  3,66  g/cm 3 di dalam  tiap  elemen  bakarnya.  Reaktor  RRI-50  menggunakan  bahan  bakar  jenis  pelat  (MTR type ), dengan  pendingin  air  ringan  dan  reflektor  air  berat  dan  elemen  bakar  kendali  berbentuk  kotak. Batang kendali menggunakan bahan paduan Ag-In-Cd tipe follower . Tabel 1 memuat data geometri perangkat  elemen  bakar  reaktor  RRI-50.  Gambar  1  (a)  dan  (b)  masing-masing  menunjukkan dimensi perangkat elemen bakar (EB) dan elemen kendali (EK). Namun untuk mendapatkan hasil yang  lebih  konservatif,  pada  penelitian  ini  digunakan  bahan  bakar  dengan  densitas  yang  lebih tinggi yaitu 8,3 g/cm 3 . Sedangkan parameter yang lain tetap seperti yang tertera pada Tabel 1.
Tabel 1.  Data geometri perangkat elemen bakar dan elemen kendali reaktor RRI-50 [2,3,5] Jenis MTR Ketebalan pelat bahan bakar, cm 0,13 Dimensi zona aktif (meat), cm 0,054 x 6,275 x 70,0 Ketebalan kelongsong bahan bakar, cm 0,038 Lebar kanal pendingin, cm 0,255 Jumlah pelat elemen bakar per elemen bakar standar 21 Jumlah pelat elemen bakar per elemen bakar kendali 15 Dimensi elemen bakar standar (EB) dan kendali (EK), cm 7,71 × 8,1 × 70,0 Material kelongsong AlMg2 Material pelat sisi AlMg1 Jumlah elemen bakar standar di dalam teras 16 Jumlah elemen bakar kendali pada teras 4 Material bahan bakar U9Mo-Al Densitas bahan bakar, g/cm 3 3,66 Pengkayaan 235 U, % 19,75 Material penyerap Ag-In-Cd Ketebalan penyerap, cm 0,338 Material kelongsong penyerap SS-321 Ketebalan kelongsong penyerap, cm 0,085 Daya, MWth / panjang siklus, hari 50/20
2.3 4.5 80. 50 2.5 5 1.3 0 0.3 8 62.75 70.75 81. 0 76.1 77.1 80.50 1.1 74.9 64.74 5.08 3.38 2.2 2.3 4.0 2.62 52.14 (a) (b)
Gambar 1. Perangkat bahan bakar (a) dan elemen kendali (b) reaktor RRI-50 [2,3,6]

## b. Konfigurasi dan Parameter Teras Reaktor RRI-50
Konfigurasi teras dengan kisi 5 x 5 dengan 16 bahan bakar dan 4 batang kendali serta 5 buah posisi  iradiasi  yang  berisi  air  seperti  yang  ditunjukkan  dalam  Gambar  2.  Teras  aktif  RRI-50 panjang  38,55  cm  dan  lebar  40,5  cm  dengan  diameter  reflektor  tabung  D 2 O  sebesar  2  m  dengan tinggi 1,5 m dan diameter kolam 5 m.
FE = elemen bakar, CE = elemen kendali, IP = posisi iradiasi Gambar 2. Konfigurasi teras RRI-50 [2,3,6]
Dalam  analisis  paparan  radiasi  reaktor  RRI-50  ini  digunakan  densitas  bahan  bakar  yang paling  tinggi  yang  pernah  dianalisis  pada  beberapa  publikasi  yaitu  8,3  g/cm 3 [2,3,6].  Hal  itu dilakukan  untuk  mendapatkan  hasil  analisis  yang  konservatif.  Seperti  diketahui,  semakin  tinggi tingkat muat teras reaktor maka akan semakin tinggi kuat sumbernya karena akan semakin banyak bahan fisil yang memancarkan radiasi gamma saat menangkap neutron dan produk fisi yang juga sebagai  pemancar  radiasi  gamma.  Disamping  itu,  karena  beberapa  publikasi  tersebut  di  atas menyebutkan adanya kemungkinan penerapan tingkat muat hingga 8,3 g/cm 3 di dalam reaktor RRI- 50 maka penelitan ini juga mengantisipasi kemungkinan tersebut.

## 3. Langkah Perhitungan
a. Perhitungan  komposisi  dan  kuat  sumber  teras  RRI-50.  Perhitungan  komposisi  dilakukan berdasarkan data-data teras RRI-50 yang dihitung ke dalam satuan persen berat. Kuat sumber teras tangkapan radiatif dan fisi spontan dihitung secara analitik sedangkan kuat sumber teras peluruhan zat radioaktif dihitung menggunakan paket program ORIGEN2.1. Perhitungan kuat sumber  teras  tersebut  dilakukan  dengan  daya  reaktor  50  MWth  dan  kondisi  fraksi  bakar maksimum yaitu setelah beroperasi 6 siklus (1 siklus = 20 hari) dengan waktu padam 24 hari di dalam dan diantara siklus.
b. Pemodelan  teras  beserta  perisai  radiasi  reaktor  RRI-50,  dilakukan  menggunakan  paket program  VisEd.  Pemodelan  dilakukan  berdasarkan  komposisi  dan  ukuran  dimensi  semua meterial  yang  dibahas  dalam  analisis  ini.  Bila  pemodelan  yang  dibuat  pada  tahap  ini  belum benar, maka analisis pada tahap berikutnya tidak dapat dilakukan.
c. Penentuan  tebal  perisai  radiasi  reaktor  RRI-50.  Penentuan  tebal  perisai  dilakukan menggunakan  paket  program  MCNPX  secara  iteratif  hingga  dipenuhi  kriteria  desain  yang disebutkan di atas.
d. Analisis  distribusi  laju  dosis  radiasi  di  daerah  kerja  dan  di  luar  gedung  reaktor  RRI-50 menggunakan paket program MCNPX. Daerah kerja yang dimaksud setidaknya adalah ruang Balai Eksperimen dan Balai Operasi.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## 1. Komposisi Teras Reaktor RRI-50
Seperti  diutarakan  di  atas,  elemen  bakar  teras  reaktor  RRI-50  berjenis  U9Mo-Al berkerapatan 3,66 g/cm 3 , namun dalam analisis keselamatan radiasi ini digunakan kerapatan yang lebih  tinggi  yang secara teoritis dapat dicapai yaitu 8,3 g/cm 3 agar diperoleh tingkat keselamatan radiasi yang lebih konservatif. Perhitungan komposisi teras dan komponen reaktor lainnya dengan konfigurasi teras yang dipaparkan di atas dibuat kedalam satuan persen berat berdasarkan data-data teras reaktor RRI-50 dan dari data yang terdapat di dalam Compendium Engineering on Radiation Shielding dimuat di dalam Tabel 3. Perbedaan beton berat dan beton biasa terutama terletak pada kandungan oksigen, silikon, besi dan barium. Pada beton biasa lebih banyak mengandung oksigen dan  silikon  sedangkan  beton  berat  lebih  banyak  mengandung  besi  dan  barium.  Seperti  diketahui, dibandingkan dengan oksigen dan silikon, unsur besi dan barium memiliki tampang lintang yang lebih besar dan kerapatan yang lebih tinggi, sehingga kemampuannya sebagai perisai radiasi lebih baik. Akan tetapi tentunya beton berat berharga lebih mahal, sehingga perlu ditentukan kombinasi jenis dan dimensi perisai yang optimal.
Tabel 3. Komposisi teras, Al- alloy , beton, air, air berat dan udara (w/o) beserta densitasnya.
Unsur Teras Al- alloy H 2 O D 2 O Beton biasa Beton berat Udara 1,970651 2,7 0,9983 1,107 2,32 3,53 0,00118 U235 0,071505 U238 0,290544 Mo 0,035807 Mg 0,004315 0,00900 Si 0,001308 0,01025 0,337 0,0573 Cu 0,000619 0,00700 Mn 0,001062 0,00700 Fe 0,001087 0,00500 0,014 0,1647 Cr 0,000645 0,00150 Zn 0,000506 0,00200 Ti 0,000253 0,00100 Al 0,285938 0,95725 0,034 O 0,272124 0,888085 0,798867 0,532 0,2824 0,218881 H 0,034288 0,111915 0,010 0,0014 0,001119 H-2 0,201133 Ni C 0,0859 P S Na 0,029 Ca 0,044 0,0460 N 0,780000 Ba 0,3622

## 2. Kuat Sumber Teras Reaktor RRI-50
Hasil  penentuan  kuat  sumber  radiasi  tangkapan  radiatif,  fisi  spontan  dan  peluruhan  produk fisi  teras  reaktor  RRI-50  diplot  pada  Gambar  3.  Pada  Gambar  3  tersebut  terlihat  bahwa,  kuat sumber  gamma  teras  reaktor  RRI-50  yang  paling  besar  dari  energi  rendah  hingga  energi  tinggi adalah kuat sumber yang berasal dari proses tangkapan radiatif. Kuat sumber gamma yang paling rendah yang berasal dari proses peluruhan bahan radioaktif di dalam teras reaktor. Pada saat reaktor beroperasi, semua sumber radiasi teras tersebut memberikan kontribusinya dalam paparan radiasi di sekeliling teras.
Pada saat reaktor padam, paparan radiasi di sekitar teras hanya berasal dari proses peluruhan zat radioaktif teras karena proses tangkapan radiatif dan fisi spontan terhenti seketika saat reaktor padam.  Dalam  mendesain  perisai  radiasi,  harus  dapat  dipastikan  bahwa,  bila  pada  saat  reaktor beroperasi, laju dosis di daerah kerja dan lingkungan sekitar masih di bawah batas laju dosis yang dibolehkan, maka saat reaktor padam, laju dosisnya jauh lebih rendah lagi.
Gambar 3. Kuat sumber radiasi teras RRI-50.

## 3. Model Perisai Reaktor RRI-50
Hasil pemodelan teras reaktor dan susunan perisai radiasi serta tabung berkas neutron reaktor RRI-50 dapat dilihat pada Gambar 4. Seperti yang terlihat pada Gambar 4 tersebut, secara radial, mulai dari teras hingga luar gedung reaktor disarikan jenis dan ketebalan perisai yang terdapat pada reaktor  RRI-50  yang  dimuat  di  dalam  Tabel  4  dengan  total  sebanyak  12  lapisan  perisai  radiasi dengan berbagai jenis dan ukuran.
Tabel 4. Lapisan perisai radial reaktor RRI-50. Daerah  Bahan Ketebalan (cm) 0 Teras reaktor 22,29 1 Air biasa (di dalam bejana teras) 7,71 2 Paduan Al (bejana teras) 0,50 3 Paduan Al (tabung air berat) 0,50 4 Air berat (D 2 O) 86,00 5 Paduan Al (tabung air berat) 0,50 6 Gas He 19,00 7 Paduan Al (tabung gas He) 0,50 8 Air biasa (kolam reaktor) 162,50 9 Perisai biologi : (beton biasa & beton berat)  260,00 & 0,00  100,00 & 90,00  0,00 & 160,00 10 Udara (daerah kerja Balai Eksperimen) 940,00 1010,00 1040,00 11 Beton biasa (dinding gedung reaktor) 50,00 12 Udara (luar gedung reaktor; lingkungan) 50,00
Secara iteratif, ditentukan jenis dan dimensi perisai biologi (lapisan ke-9) yang optimal, yang terdiri  dari  tiga  alternatif,  yaitu  hanya  beton  biasa,  kombinasi  beton  biasa  dan  beton  berat  serta
1.0E+10 1.0E+12 1.0E+14 1.0E+16 1.0E+18 1.0E+20 1.0E-­‐02 1.0E-­‐01 1.0E+00 1.0E+01 Kuat   sum be r   gam m a (f oton/de t) Energi   gamma   (MeV) Tangkapan   radia5f Fisi   spontan Peluruhan   radioak5f
hanya  beton  berat  saja.  Sebagai  konsekuensinya,  daerah  kerja  Balai  Eksperimen  (lapisan  ke-10) mengalami  perubahan  mengikuti  ketebalan  perisai  biologi.  Komposisi  dan  kerapatan  beton  biasa dan  beton  berat  seperti  yang  dimuat  di  dalam  Tabel 3  di  atas.  Seperti  yang  terlihat  pada  Tabel  4 tersebut, hasil penentuan kombinasi ketebalan perisai biologi beton berat dan beton biasa yaitu 260 dan 0 cm, 100 dan 90 cm serta 0 dan 160 cm. Pilihan jenis dan dimensi perisai biologi reaktor RRI- 50  tersebut  akan  ditentukan  diantaranya  setelah  melalui  pertimbangan  kekuatan,  penataan  ruang dan biaya.
Perisai  radiasi  ke  arah  aksial  di  atas  teras  hanya  terdiri  dari  air  biasa  yang  juga  berfungsi sebagai pendingin. Jenis dan dimensi setara perisai radiasi aksial reaktor RRI-50 dimuat di dalam Tabel  5.  Hasil  analisis  menunjukkan  bahwa  untuk  membatasi  laju  dosis  di  atas  permukaan  air  di bawah  nilai  batas  yang  ditentukan  oleh  BAPETEN  pada  kondisi  operasi  50  MW  yaitu  dengan ketinggian  air  sebesar  1000  cm  dari  tengah  teras  reaktor  atau  965  cm  dari  permukaan  atas  teras. Sedangkan  ketinggian  air  kolam  minimum  yang  membuat  reaktor  terpancung  atau scram ( trip setting ) adalah 800 cm dari tengah teras. Dan ketinggian air kolam minimum sesaat setelah reaktor padam  ( shutdown )  yang  memenuhi  batasan  laju  dosis  tersebut  adalah  600  cm  dari  tengah  teras. Udara  di  balai  operasi  yang  dianalisis  adalah  100  cm  dari  lantai  balai  operasi  dan  saat  operasi normal,  permukaan  air  kolam  reaktor  berada  pada  100  cm  di  bawah  lantai  balai  operasi  seperti terlihat pada Gambar 4 (a).
Tabel 5. Lapisan perisai aksial reaktor RRI-50. Daerah Bahan Ketebalan (cm) 0 Teras reaktor 35,00 1 Air biasa (di kolam reaktor) 965,00 2 Udara (daerah kerja Balai Operasi) 200,00
Dalam  pemanfaatan  berkas  neutron  yang  dikeluarkan  dari  tabung  berkas  neutron  untuk berbagai  keperluan  penelitian  dan  neutron  radiografi,  maka  dibuat  model  tabung  berkas  tersebut berisi  udara.  Analisis  laju  dosis  dilakukan  saat  tabung  berkas  diisi  udara  agar  diperoleh  fluks neutron  yang  maksimal,  namun  sebagai  konsekueninya  paparan  radiasi  di  depan  tabung  berkas neutron menjadi sangat tinggi. Untuk menjamin keselamatan pekerja, maka dipasang perisai radiasi tambahan di depan tabung berkas neutron tersebut. Model perisai radiasi tambahan di depan tabung berkas  neutron  yang  telah  dibuat  dapat  dilihat  pada  Gambar  4  (b).  Penentuan  ketebalan  perisai tambahan di depan tabung berkas neutron radial yang berisi udara dilakukan secara iteratif hingga diperoleh ketebalan perisai yang terbuat dari bahan beton biasa setebal 285 cm.
(a) (b) Gambar 4. Konfigurasi perisai radiasi (a) dan perisai tambahan (b) reaktor RRI-50 Perisai radiasi tambahan Tabung berkas neutron Tanah Balai Operasi Balai Eksperimen Kolam reaktor Kolam penyimpanan bahan bakar bekas Perisai beton berat Perisai beton biasa Sel primer Tangki tunda Ruang mekanik batang kendali Tabung reaktor Teras reaktor Pemantul D2O Gedung reaktor

## 4. Pengaruh densitas bahan bakar terhadap laju dosis reaktor RRI-50
Dalam  analisis  keselamatan  radiasi  reaktor  RRI-50,  digunakan  tingkat  muat  yang  tertinggi yang  pernah  diterapkan  di  dalam  reaktor  tersebut  agar  diperoleh  hasil  analisis  yang  konservatif. Namun untuk lebih meyakinkan, maka dilakukan analisis pengaruh densitas bahan bakar 3,6 g/cm 3 dan  8,3  g/cm 3 yang  hasilnya  dapat  di  lihat  pada  Gambar  5  yaitu  berupa  laju  dosis  di  luar  perisai biologi  reaktor  RRI-50.  Pada  gambar  tersebut  terlihat  bahwa,  semakin  tinggi  tingkat  muat  atau densitas bahan bakarnya maka kuat sumber teras reaktor akan semakin tinggi yang berakibat pada semakin tinggi paparan radiasi yang dihasilkannya. Bila dibandingkan kuat sumber total teras RRI- 50  dengan  bahan  bakar  berdensitas  3,6  g/cm 3 dan  8,3  g/cm 3 masing-masing  sebesar  3,79x10 19 foton/detik  dan  4,89x10 19 foton/detik.  Dapat  dilihat  bahwa  semakin  tinggi  tingkat  muat  teras reaktor maka semakin tinggi kuat sumbernya demikian pula laju dosis yang dihasilkannya (Gambar 5).  Dengan  demikian  dapat  diyakinkan  bahwa  analisis  keselamatan  radiasi  yang  dilakukan  pada makalah ini cukup konservatif.
Gambar 5. Pengaruh densitas bahan bakar teras RRI-50 terhadap paparan radiasi gamma di luar perisai radiasi.

## 5. Distribusi laju dosis reaktor RRI-50
Hasil  analisis  distribusi  laju  dosis  gamma  mulai  dari  kolam  pendingin  hingga  luar  gedung reaktor  RRI-50  dengan  berbagai  variasi  jenis  dan  dimensi  perisai  biologi  diplot  pada  Gambar  6. Distribusi  laju  dosis  gamma  di  balai  operasi  saat  reaktor  beroperasi  dengan  beberapa  ketinggian permukaan  air  kolam  di  plot  pada  Gambar  7.  Hasil  penentuan  distribusi  laju  dosis  gamma  dan neutron  di  dalam  dan  di  luar  tabung  berkas  radial  tanpa  dan  dengan  perisai  tambahan  di  depan tabung berkas masing-masing diplot pada Gambar 8.
1.0E-­‐01 1.0E+00 1.0E+01 400 600 800 1000    1200    1400 Laj u   dosis   ( µ Sv/j am ) Jarak   dari   tengah   teras   (cm) Densitas   BB   =   8,3   g/cm3 Densitas   BB   =   3,6   g/cm3 1.0E-­‐03 1.0E-­‐01 1.0E+01 1.0E+03 1.0E+05 1.0E+07 1.0E+09 0 200 400 600 800 1000    1200    1400    1600 Laj u   dosis   (m Sv/j am ) Jarak   radial   (cm) Beton   berat   160   cm   tanpa   beton   biasa Beton   berat   120   cm   +   beton   biasa   50   cm Beton   berat   100   cm   +   beton   biasa   90   cm Beton   biasa   260   cm      tanpa   beton   berat
Ai r   p en di ng in re ak to r Pe ris ai b io lo gi G ed un g re ak to r
Pe rm uk aan te ras Batas   laju   dosis   bagi   pekerja Batas   laju   dosis   bagi   masyarakat Balai   eksperimen 1 1 2 3 4 2 3 4
Pada  Gambar  6  terlihat  bahwa  laju  dosis  ketiga  kombinasi  perisai  biologi  tersebut  dapat mereduksi paparan radiasi reaktor RRI-50 hingga dibawah batas aman bagi pekerja dan masyarakat sekitar. Pada Gambar 6 tersebut terlihat bahwa distribusi laju dosis radial mulai dari dalam kolam pendingin  reaktor,  perisai  biologi,  ruang  Balai  Eksperimen  hingga  luar  gedung  reaktor.  Desain perisai radiasi yang dibuat tersebut dapat mereduksi laju dosis menjadi 4,2 µ Sv/jam di permukaan perisai biologi dan 0,03 µ Sv/jam di luar gedung reaktor. Nilai laju dosis tersebut berada di bawah batas  keselamatan  radiasi  yang  telah  ditetapkan  oleh  BAPETEN  [10]  bagi  pekerja  (maksimal  10 µ Sv/jam)  di  Balai  Eksperimen  dan  masyarakat  sekitar  (maksimal  0,1 µ Sv/jam).  Pilihan  jenis  dan dimensi  perisai  biologi  reaktor  RRI-50  tersebut  akan  ditentukan  melalui  pertimbangan  kekuatan strukur bangunan, penataan ruang dan biaya.
Pada Gambar 7 diplot distribusi laju dosis di ruang Balai Operasi yaitu 100 cm di atas lantai dengan  variasi  ketinggian  permukaan  air  kolam  1000  cm  dan  800  cm  dari  tengah  teras  reaktor. Pada kondisi operasi reaktor normal, ketingian permukaan air kolam reaktor adalah 1000 cm dari tengah  teras  (965  cm  dari  permukaan  teras)  dengan  laju  dosis  maksimum  yang  ditunjukkan  pada Gambar  6  tersebut  sebesar  0,05 µ Sv/jam.  Nilai  laju  dosis  tersebut  berada  jauh  di  bawah  batas keselamatan radiasi yang telah ditetapkan oleh BAPETEN bagi pekerja di Balai Operasi.
Gambar 7. Distribusi laju dosis saat reaktor beroperasi pada 1 m di atas lantai Balai Operasi RRI-50.
Pada  kondisi  tidak  normal,  apabila  terjadi  penurunan  permukaan  air  kolam  hingga  800  cm dari tengah teras (765 cm dari permukaan teras), maka laju dosis maksimum di ruang Balai Operasi sebesar  7,2 µ Sv/jam.  Nilai  laju  dosis  tersebut  sudah  mendekati  batas  keselamatan  radiasi  yang dibolehkan, maka pada ketinggian air kolam ini operasi reaktor RRI-50 harus dipadamkan. Apabila terjadi penurunan permukaan air kolam yang berlanjut hingga di bawah 800 cm dari tengah teras sedangkan reaktor masih beroperasi, maka laju dosis di Balai Operasi akan menjadi sangat tinggi sehingga  akan  membahayakan  pekerja.  Dengan  demikian,  harus  dipastikan  bahwa  ketinggian permukaan  air  kolam  reaktor  RRI-50  terendah  dan  reaktor  harus  dimatikan  adalah  800  cm  dari tengah teras (dijadikan trip setting ).
Setelah  reaktor  padam,  apabila  permukaan  air  kolam  reaktor  masih  mengalami  penurunan, maka ketinggian minimum permukaan air yang dibolehkan adalah 600 cm dari tengah teras (565 cm  dari  permukaan  teras).  Distribusi  laju  dosis  gamma  pada  saat  reaktor  dipadamkan  di  Balai Operasi  dengan  ketinggian  air  kolam  600  cm  dari  tengah  teras  reaktor  RRI-50  memiliki  bentuk distribusi laju dosis seperti pada Gambar 7 namun laju dosis maksimumnya sebesar 1,3 µ Sv/jam. Laju  dosis  saat  reaktor  padam  tersebut  akan  terus  menurun  dari  waktu  ke  waktu  karena  sumber radiasi  di  teras  reaktor  mengalami  peluruhan.  Nilai  laju  dosis  tersebut  masih  di  bawah  batas keselamatan radiasi (10 µ Sv/jam) yang telah ditetapkan oleh BAPETEN [10] bagi pekerja di Balai Operasi.

## 6. Desain perisai radiasi tambahan di depan tabung berkas neutron
Sebagai  reaktor  penelitian,  diantara  utilisasinya  seperti  penelitian  ilmu  bahan  dan  neutron radiografi  adalah  pemanfaatan  berkas  neutron  melalui  tabung  berkas  neutron.  Apabila  tabung berkas neutron akan digunakan untuk keperluan tersebut, maka tabung berkas tersebut dibuka dan
1.0E-­‐13 1.0E-­‐11 1.0E-­‐09 1.0E-­‐07 1.0E-­‐05 1.0E-­‐03 1.0E-­‐01 1.0E+01 -­‐1500 -­‐1000 -­‐500 0 500 1000 1500 Laj u   dosis   ( µ Sv/j am ) Jarak   radial   dari   tengah   teras   (cm) Tinggi   permukaan   air   kolam   =   800 cm Batas laju dosis bagi pekerja
air  sebagai  isi  tabung  diganti  dengan  udara  agar  neutron  dapat  keluar  dari  teras  melalui  tabung berkas  semaksimal  mungkin.  Sebagai  konsekuensi  bila  isi  tabung  berkas  diganti  dengan  udara, maka  paparan  radiasi  di  depan  tabung  berkas  akan  sangat  tinggi  sehingga  akan  membahayakan pekerja terhadap radiasi yang keluar. Untuk mengatasi hal tersebut maka didesain perisai tambahan agar paparan radiasi di Balai Eksperimen tetap di bawah batas keselamatan radiasi. Hasil analisis distribusi  laju  dosis  gamma  di  dalam  dan  di  luar  tabung  berkas  radial  dengan  dan  tanpa  perisai tambahan diplot pada Gambar 8.
Gambar 8. Distribusi laju dosis gamma dan neutron di dalam dan di luar tabung berkas radial.
Pada  Gambar  8  terlihat  bahwa  apabila  tidak  dipasang  perisai  tambahan  di  depan  tabung berkas,  maka  paparan  radiasi  gamma  dan  neutron  di  depan  tabung  berkas  dan  bahkan  di  luar gedung reaktor sangat tinggi melebihi batas yang ditentukan. Bila sekitar 300 cm di depan tabung berkas neutron radial yang terbuka di pasang perisai tambahan setebal 280 cm dapat mereduksi laju dosis  gamma  menjadi  3,3 µ Sv/jam.  Nilai  laju  dosis  tersebut  masih  di  bawah  batas  keselamatan radiasi (10 µ Sv/jam) yang telah ditetapkan oleh BAPETEN [10] bagi pekerja di Balai Eksperimen. Seperti  yang  juga  terlihat  pada  Gambar  8  tersebut,  setelah  diberi  perisai  radiasi  tambahan,  maka paparan  radiasi  di  luar  gedung  reaktor  telah  tereduksi  hingga  di  bawah  batas  laju  dosis  (0,1 µ Sv/jam)  yang  diijinkan  oleh  BAPETEN  [10]  untuk  menjamin  keselamatan  bagi  masyarakat sekitar.
Pada tahun 2012, penulis juga telah melakukan analisis laju dosis neutron di reaktor PLTN PWR  1000  MWe  menggunakan  program  MCNP5  [11].  Pada  kasus  di  reator  PLTN,  letak  perisai biologi  sangat  dekat  dengan  bejana  tekan  yang  juga  dekat  dengan  teras  reaktor,  sehingga  mirip dengan  kasus  tabung  berkas  neutron  yang  berisi  udara  pada  reaktor  riset.  Kemiripan  itu  terletak pada kenyataan bahwa pancaran radiasi dari teras tidak banyak mengalami hambatan untuk keluar dari teras reaktor kecuali pada perisai biologi dan untuk kasus ini adalah perisai biologi tambahan. Hasil penelitian pada tahun 2012 tersebut dijadikan perkiraan awal dari penentuan ketebalan perisai tambahan  namun  karena  reaktor  riset  menghasilkan  fluks  neutron  yang  lebih  tinggi  maka  desain perisai tambahan sedikit lebih tebal dibandingkan dengan perisai biologi PLTN. Dengan demikian ketebalan  perisai  tambahan  di  depan  tabung  berkas  neutron  reaktor  RRI-50  sebesar  280  cm merupakan hasil desain yang cukup optimal.
Analisis laju dosis neutron di sepanjang dan di depan tabung berkas neutron saat dibuka pada reaktor  RRI-50  selama  dilakukan  eksperimen  dilakukan  menggunakan  program  MCNPX.  Perisai radiasi neutron tambahan yang dipasang di depan tabung berkas neutron tidak cukup menggunakan perisai radiasi beton biasa. Karena unsur-unsur di dalam beton tidak banyak yang dapat menahan atau  menangkap  neutron  sehingga  radiasi  neutron  dapat  menembus  perisai  dengan  mudah. Sehingga  diperlukan  unsur-unsur  tambahan  di  dalam  perisai  radiasi  yang  dapat  menahan  atau
1.0E-14 1.0E-10 1.0E-06 1.0E-02 1.0E+02 1.0E+06 1.0E+10 1.0E+14 0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 Laju d os is ( µ S v/ jam) Jarak radial (cm) Laju dosis gamma tanpa perisai tambahan Laju dosis gamma dengan perisai Laju dosis neutron tanpa perisai tambahan
Laju dosis neutron dengan perisai
Perisai biologi G d. re akt or Perisai tambahan Batas laju dosis bagi pekerja Batas  laju dosis bagi masyarakat
P erm uka an t era s re akt or
A ir pe ndi ngi n re akt or Ruang iradiasi bahan Balai
Eksperimen
menangkap neutron secara efektif. Diantara unsur-unsur tambahan tersebut yang dapat menangkap radiasi  neutron  dengan  sangat  baik  adalah  boron,  cadmium  dan  lain-lain  yang  memiliki  tampang lintang  tangkapan  neutron  yang  besar  [12,13,14].  Pada  penelitian  ini  digunakan  beton  yang mengandung  senyawa  boron  [15,16,17]  sebagai  perisai  radiasi  tambahan  di  depan  tabung  berkas yaitu jenis beton Boron Frits-baryte setebal 280 cm. Hasil analisis distribusi laju dosis neutron di sepanjang dan di luar tabung berkas radial hingga di luar gedung reaktor diplot pada Gambar 8 di atas bersamaan dengan distribusi laju dosis gamma. Pada saat tidak dilakukan eksperimen, tabung berkas diisi air, maka paparan radiasi neutron yang keluar dari tabung berkas menjadi sangat kecil (berorde 10 -6 ) yang jauh dari batas laju dosis yang diijinkan. Hal itu dapat difahami bahwa air juga berperan sebagai perisai neutron yang sangat efektif. Namun pada saat dilakukan penelitian yang memanfaatkan  berkas  neutron,  maka  tabung  berkas  harus  dikosongkan  agar  sebanyak  mungkin neutron  keluar  dari  teras  reaktor  melalui  tabung  berkas  neutron  yang  akan  digunakan  dalam eksperimen  tersebut.  Pada  kondisi  tersebut,  bila  tidak  dipasang  perisai  tambahan,  maka  paparan radiasi neutron di depan tabung berkas manjadi sangat tinggi bahkan hingga di luar gedung reaktor. Setelah  dipasang  perisai  radiasi  tambahan,  terlihat  pada  kurva  laju  dosis  neutron  tersebut  bahwa laju  dosis  neutron  di  Balai  Eksperimen  dan  di  luar  gedung  reaktor  menjadi  sangat  kecil  yaitu masing-masing berorde 10 -11 µ Sv/jam dan 10 -14 µ Sv/jam. Laju dosis di Balai Eksprimen dan di luar gedung  tersebut  menjadi  sangat  aman  bagi  pekerja  di  Balai  Eksperimen  dan  masyarakat  di  luar gedung reaktor karena laju dosis radiasinya jauh di bawah batas laju dosis yang ditentukan. Seperti diutarakan  di  atas,  ketentuan  di  dalam  perka  BAPETEN  dinyatakan  bahwa  batasan  laju  dosis maksimal bagi pekerja sebesar 10 µ Sv/jam dan bagi masyarakat sekitar sebesar 0,1 µ Sv/jam [10].

## KESIMPULAN
Dari  hasil  penelitian  ini  dapat  disimpulkan  bahwa,  telah  didesain  jenis  dan  dimensi  perisai radiasi reaktor RRI-50 yang memiliki kemampuan untuk mereduksi paparan radiasi hingga di bawah batas  nilai  laju  dosis  yang  ditetapkan  oleh  BAPETEN  bagi  pekerja  dan  mayarakat.  Ada  beberapa alternatif  jenis  dan  dimensi  perisai  radiasi  yang  aman  dan  penentuan  pilihannya  masih  berkaitan dengan  bidang  sipil  dan  ekonomi.  Secara  aksial,  air  kolam  reaktor,  selain  sebagai  pendingin  teras reaktor,    juga  beperan  sebagai  perisai  radiasi  sehingga  telah  ditentukan  ketinggian  permukaan  air kolam  minimal  800  cm  pada  saat  reaktor  beroperasi  dan  600  cm  saat  reaktor  padam  agar  terjamin keselamatan  radiasi  bagi  pekerja.  Secara  radial,  selain  air  kolam  reaktor  dengan  diameter  250  cm, kombinasi 90 cm beton berat dan 60 cm beton biasa merupakan jenis dan bentuk perisai reaktor RRI- 50 yang paling optimum untuk menjamin keselamatan radiasi bagi pekerja dan linkungan. Penempatan perisai tambahan dengan jenis jenis beton Boron Frits-baryte setebal 280 cm berjarak 300 cm di depan tabung  berkas  neutron  radial  saat  dilakukan  penelitian  yang  menggunakan  berkas  neutron  juga diterapkan  untuk  mereduksi  paparan  radiasi  gamma  dan  neutron  hingga  di  bawah  batas  yang ditentukan oleh BAPETEN bagi pekerja dan masyarakat diluar gedung reaktor.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Pada  kesempatan  ini  penulis  mengucapkan  terima  kasih  yang  tak  terhingga  kepada  Kepala PTKRN-BATAN  dan  Kelapa  BFTR  yang  telah  memberikan  kesempatan  dan  bantuan  moril  serta materil  berupa  dana  dari  DIPA  PTKRN  serta  semua  fihak  yang  tak  dapat  disebutkan  satu  persatu sehingga penulis dapat menyelesaikan penelitian dan penulisan makalah ini.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Amir  Hamzah,  Desain  Awal  Perisai  Radiasi  Dan  Analisis  Laju  Dosis  Di  Daerah  Kerja Reaktor  Riset  Inovatif  Menggunakan  MCNPX. Prosiding  Seminar  Nasional  ke-19
Teknologi  dan  Keselamatan  PLTN  Serta  Fasilitas  Nuklir;  2013  24-25  Sep, Yogyakarta; 2013.p. 266-275
2. Tukiran S., at. all. Desain Konseptual Teras Reaktor Riset Inovatif Berbahan Bakar Uranium Molibdenum Dari Aspek Neutronik . Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Tri Dasa Mega, ISSN 1411-240X 2012; 14, No.3, Oktober: 178-191
3. Rokhmadi, Tukiran S. Efek Densitas Bahan Bakar Terhadap Parameter Koefisien Reaktivitas Teras  RRI .  Jurnal  Teknologi  Reaktor  Nuklir,  Tri  Dasa  Mega,  ISSN  1411-240X  2013;  15, No.2, Juni: 77-89
4. Sukmanto Dibyo, Endiah P.H, Ing. Djoko Irianto. Analisis Desain Proses Sistem Pendingin Pada Reaktor Riset Inovatif 50 MW. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Tri Dasa Mega, ISSN 1411-240X 2015; 17, No.1, Februari: 19-30
5. Iman  Kuntoro,  Tagor  Malem  Sembiring. Desain  Teras  Alternatif  Untuk  Reaktor  Riset Inovatif  (RRI)  Dari  Aspek  Neutronik .  Jurnal  Teknologi  Reaktor  Nuklir,  Tri  Dasa  Mega, ISSN 1411-240X 2014; 16, No.1, Februari: 1-10
6. Setiyanto. Desain  Teras  Reaktor  Riset  Inovatif  (RRI).  Estimasi  Dan  Analisis  Distribusi Panas Gamma . Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Tri Dasa Mega, ISSN 1411-240X 2014; 16, No.3, Oktober: 160-168
7. Yuan Luzheng and Kang Yalun, Problems Concerned In Fuel Design of CARR, Presented at the  1998  International  Meeting  on  Reduced  Enrichment  for  Research  and  Test  Reactors; 1998 Oct 18-23. São Paulo, Brazil
8. Meiyin Zheng et. all. Development of a MCNP–ORIGEN burn-up calculation code system and its accuracy assessment. Ann Nucl. Energy 2014; 63: 491–498
9. Ardani. Evaluasi Dosis Gamma Akibat Penurunan Permukaan Air Kolam RSG-GAS. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Tri Dasa Mega, ISSN 1411-240X 2007; 9, No.2, Juni: 51-64
10. Bapeten. Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. Perka Nomor 4 tahun 2013. BAPETEN; 2013
11. Amir Hamzah. Analisis Laju Dosis Neutron Reaktor PLTN PWR 1000 MWe Menggunakan Program MCNP. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir, Tri Dasa Mega, ISSN 1411-240X 2012; 14, No.2, Juni: 65-75
12. Berna  Oto,  at.  all.  Neutron  shielding  qualities  and  gamma  ray  buildup  factors  of  concretes containing limonite ore. Nucl. Eng. Design 2015; 293: 166–175
13. Alia Alizadeh, Amir Saeid Shirani, Samira Kashi. Neutron and gamma-ray deep penetration calculation  through  biological  concrete  shield  of  VVER-1000  reactor  by  a  new  technique based on variance reduction. Ann. Nucl. Energy 2013; 60: 86–92
14. Osman  Gencel,  at.  all.  Determination  and  calculation  of  gamma  and  neutron  shielding characteristics  of  concretes  containing  different  hematite  proportions. Ann.  Nucl.  Energy 2011; 38: 2719–2723
15. D. Sariyer, R. Küçer, N. Küçer. Neutron Shielding Properties of Concretes Containing Boron Carbide  and  Ferro  –  Boron.  World  Conference  on  Technology,  Innovation  and Entrepreneurship, Procedia - Social and Behavioral Sciences 2015; 195: 1752 – 1756
16. I.  Akkurt,  A.M.  El-Khayatt.  The  effect  of  barite  proportion  on  neutron  and  gamma-ray shielding. Ann. Nucl. Energy 2013; 51: 5–9
17. Mario  Matijevic´,  Dubravko  Pevec,  Kre š imir  Trontl.  Boration  modeling  of  the  PWR biological shield using SCALE6.1 hybrid shielding methodology. Ann. Nucl. Energy 2015; 85: 979–994