## ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON REAKTOR PLTN PWR 1000 MWe MENGGUNAKAN PROGRAM MCNP
Amir Hamzah
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 80 Serpong, Tangerang Selatan email: ahamzah@batan.go.id
Diterima editor  07 Mei 2012 Disetujui untuk publikasi 04 Juni 2012

## ABSTRAK
ANALISIS  LAJU  DOSIS NEUTRON  REAKTOR  PLTN  PWR  1000  MWe  MENGGUNAKAN PROGRAM  MCNP .  Dalam  rangka  menyongsong  PLTN  pertama  di  Indonesia,  dilakukan  kajian  dan analisis  berbagai  aspek  teknologi  reaktor  tersebut.  Tujuan  dari  penelitian  ini  adalah  menentukan  laju  dosis neutron di luar perisai biologik reaktor PLTN PWR 1000 MWe yang merupakan bagian dari kegiatan besar di  atas.  Data  hasil  analisis  laju  dosis  radiasi  pada  posisi  tertentu  sangat  dibutuhkan  untuk  menunjukkan tingkat  paparan  radiasi  di  posisi  tersebut.  Analisis  laju  dosis  neutron  ditentukan  berdasarkan  hasil  analisis fluks  dan  spektrum  neutron.  Analisis fluks  dan  spektrum  neutron  di  teras reaktor  daya  PWR  1000  MWe dilakukan menggunakan program MCNP. Model perhitungan yang dilakukan meliputi 9 zona material yaitu, teras,  air,  selimut,  air,  tong,  air,  bejana  tekan,  beton  dan  lapisan  udara  luar.  Penentuan  distribusi  fluks  dan spektrum  neutron  dilakukan  ke  arah  radial  hingga  di  luar  perisai  beton  dengan  akurasi  antara  10%  hingga 30%  dalam  tiap  kelompok  energi  yang  jumlahnya  1  dan  50  kelompok.  Hasil  analisis  laju  dosis  neutron  di permukaan  perisai  biologik  reaktor  PLTN  PWR  1000  MWe  pada  kondisi  reaktor  beroperasi  daya  penuh sudah  di  bawah  nilai  batas  keselamatan.  Maka  dapat  disimpulkan  bahwa  dari  segi  paparan  radiasi  neutron, penggunaan perisai radiasi beton setebal dua meter sudah memenuhi persyaratan keselamatan.
Kata kunci: PLTN PWR, fluks neutron, perisai, laju dosis neutron, MCNP.

## ABSTRACT
NEUTRON DOSE RATE ANALYSIS OF THE NPP PWR 1000 MWe USING MCNP . In order to meet the first  nuclear  power  plant  in  Indonesia,  it  has  been  conducted  a  study  and  analysis  of  various  aspects  of reactor  technology.  The  purpose  of  this  study  was  to  determine  the  neutron  dose  rates  at  the  outside  of biological  shield  of  NPP  PWR  1000  MWe  reactor  that  is  a  part  of  the  activities  described  above.  The analysis data of radiation dose rate at a specific position is needed to show the level of radiation exposure in those positions. Analysis neutron dose rate is determined based on the results of the analysis of neutron flux. Analysis  of  flux  and  neutron  spectrum  in  the  reactor  core  of  1000  MWe  PWR  performed  using  MCNP program.  The  calculation  model  performed  in  9  zones:  reactor  core,  water,  baffle,  water,  barrel,  pressure vessel, concrete and the outside air. Determination of the distribution of neutron flux and spectra made to the radial direction to the outside of concrete shield with an accuracy between 10% to 30% in each energy group of 1 and 50 groups. The analysis results of neutron dose rate at the surface of the reactor biological shield of 1000 MWe PWR reactor at full power condition is lower than safety limit value. In terms of neutron radiation exposure,  it  can  be  concluded that the  two meter thick  concrete radiation shielding meets  the safety requirements.
Key words: PWR NPP, neutron flux, shielding, neutron dose rate, MCNP.

## PENDAHULUAN
Apabila PLTN diitroduksi di dalam kebijakan bauran energi di pulau Jawa-Madura-Bali, maka secara ekonomis diperlukan PLTN yang dapat menggenerasi daya listrik sebesar 1000 MW untuk tiap unitnya.  Salah  satu  jenis  PLTN  yang  terbukti  memiliki unjuk  kerja  yang  baik  untuk  generasi  daya sebesar itu adalah reaktor jenis  PWR ( Pressurized  Water  Reactor ).  Saat ini,  sudah  tersedia  berbagai pilihan  desain  reaktor  PWR,  diantaranya  reaktor  AP1000  [1]  yang  dikategorikan  sebagai  PWR generasi-III+.  Reaktor  daya  jenis  ini  direkomendasikan  karena  memaksimalkan  penggunaan keselamatan pasif dan lebih sederhana sehingga memiliki keandalan keselamatan yang tinggi. Untuk menyongsong itu, telah dilakukan kajian dan analisis berbagai aspek teknologi reaktor tersebut. Pada makalah ini disajikan hasil analisis laju dosis radiasi yang merupakan bagian dari kegiatan tersebut.
Pada  penelitian  yang  lalu,  penulis  telah  melakukan  analisis  distribusi  fluks  neutron  dan offset aksial teras reaktor benchmark jenis PWR 1300 MWe rancangan KWU ( Kraftwerk Union AG, RFJ ) [2,3,4]. Analisis tersebut dilakukan pada daerah teras aktif dengan model teras homogen dan jumlah kelompok energi neutron sebanyak 3 kelompok. Namun karena data yang dimiliki hanya berupa data rapat  atom  teras  dan  komponen  teras  lain,  maka  hasil  analisis  distribusi  fluks  neutron  masih  berupa nilai ternormalisasi yang belum diperoleh nilai fluks neutron absolut. Demikian pula pada penelitian [5] tentang  analisis spektrum  neutron  di luar bejana tekan teras reaktor daya jenis  PWR  1300 MWe yang masih berupa nilai ternormalisasi dan nilai absolut yang ditampilkan masih berupa pendekatan. Pada  penelitian  [6,7] mengenai  analisis distribusi  fluks  neutron  dan  spektrum  neutron  reaktor penelitian dengan hasil sudah berupa nilai distribusi fluks dan spektrum neutron yang absolut. Salah satu hasil utama dari penelitian di atas adalah telah tervalidasinya model analisis yang dibuat. Sebagai tindak lanjut dari penelitian sebelumnya, perlu dilanjutkan dengan analisis laju dosis neutron reaktor daya jenis PWR 1000 MWe.
Tujuan  dari  penelitian  ini  adalah  menentukan  distribusi  laju  dosis  neutron  di  reaktor  PLTN PWR 1000 MWe ke arah radial mulai dari sumbu teras hingga permukaan luar perisai biologik. Data hasil  analisis  laju  dosis  radiasi  pada  posisi  tertentu  sangat  dibutuhkan untuk  menunjukkan  tingkat keselamatan  radiasi  di  posisi  tersebut.  Seperti  diketahui,  yang  paling  dominan  ada  dua  jenis  radiasi yang  terpancar  dari  reaktor  nuklir  yaitu  radiasi  neutron  dan  gamma.  Walaupun  daya  tembus  radiasi neutron  [8,9,10]  tidak  sebesar  radiasi  gamma  namun  tingkat  kerusakan  yang  ditimbulkannya  lebih besar. Analisis laju dosis neutron ini dilakukan karena jarak antara teras reaktor PWR dengan perisai biologik relatif dekat sehingga dikhawatirkan masih ada neutron yang masih dapat menembus perisai tersebut.
Analisis laju  dosis neutron  reaktor  daya  ini  dilakukan  menggunakan  program  MCNP  [11]. Model  perhitungan  yang  dilakukan  meliputi  9  zona  material  yaitu,  teras,  air,  selimut,  air,  tong,  air, bejana tekan, beton dan lapisan udara luar. Penentuan laju dosis neutron dilakukan ke arah radial dari pusat teras hingga udara di luar perisai biologik melalui zona-zona tersebut.

## TEORI

## Deskripsi Reaktor Daya PWR 1000 MWe
Teras  reaktor  berisi  157  perangkat  bahan  bakar  (Gambar  1)  dengan  total  sekitar  96  ton  UO2 yang terdiri dari 3 jenis pengayaan yaitu 2,35%, 3,40% dan 4,45% [1]. Air bertindak sebagai pendingin dan  moderator  pada  tekanan  153  bar  dengan  suhu inlet (temperatur  air  masuk  teras)  279  ºC  dan temperatur  air  rerata  teras  303  ºC.  Tinggi  aktif  teras  adalah  4,27  m  dan  garis  tengah  radial  3,04  m sepanjang  sumbu  (poros)  utama.  Tameng  (perisai)  bahang  adalah  sebuah  tong  (silinder)  baja  tahan- karat  dengan  garis  tengah  dalam  3,4  m  dengan  tebal  5  cm.  Bejana  tekan  reaktor  austenitis  bagian dalam  mempunyai  garis  tengah  4,05  m  dan  tebal  21,3  cm.  Bejana  tekan  diselubungi  dengan  isolasi (penyekat  panas)  dan  perisai  beton  utama  yang  secara  normal  dirancang  dalam  dua  lapisan  terpisah
dengan  ketebalan  total  2  m.  Data  material  serta  dimensi  pelet,  batang  dan  perangkat  bahan  bakar hingga teras tertera pada Tabel 1. Konfigurasi teras PLTN dengan daya 3400 MWth atau 1117 MWe dengan  panjang siklus  18  hingga  24  bulan  dapat  dilihat  pada  Gambar  2.  Sebagai  gambaran  umum secara keseluruhan, gedung reaktor PLTN dapat dilihat pada Gambar 3.
Tabel 1. Material dan geometri komponen teras PLTN PWR 1000 MWe [1].
Pelet , material UO 2 Densitas (% teori) 95,5 Diameter, in 0,3225 0,81915 cm panjang, in 0,387 0,98298 cm Massa UO 2 /ft of FR (lb/ft) 0,366 5,45 g/cm Densitas (teori) 10,96 g/cm 3 Kelongsong , material ZIRLO ( zircaloy ) Densitas 6,56 g/cm 3 Diameter luar, in 0,374 0,94996 cm Diameter dalam, in 0,329 0,83566 cm Batang Bahan Bakar (FR) Panjang aktif, in 168 426,72 cm Jarak batang BB, in 0,496 1,26 cm Tabung pengarah (GT) , material ZIRLO Diameter dalam, in 0,442 1,12268 cm Diameter luar, in 0,482 1,22428 cm Parangkat Bahan Bakar (FA) Pengkayaan 2,35% 3,40% 4,45% Susunan batang, Jumlah FR/FA* ) 17 x 17 264 Jumlah GT/FA* ) 25 Dimensi FA, in 8,426 x 8,426 21,402 x 21,402 cm Dimensi grid teras / jarak FA, in 8.466 x 8.466 21.504 x 21.504 cm Teras Reaktor Susunan FA, jumlah FA 15 x 15 157 Daya (MWth, MWe) 3400 1117 Panjang siklus (bulan, hingga bulan) 18 24 Selimut ( Baffle ) , material, tebal SS 2,2225 cm Tong ( Barrel ) , material SS Diameter dalam, in 133,75 339,725 cm Diameter luar, in 137,75 349,885 cm Bejana Tekan , material SA-508 Diameter dalam, in 159,00 403,8600 cm Diameter luar, in 176,24 447,6496 cm Perisai biologi , beton SA-508 Diameter dalam, in 186,24 473,05 cm Diameter luar, in 873.05 cm
Keterangan: * ) FR = fuel rod (batang bahan bakar) GT = Guide tube (tabung pengarah) FA = fuel assembly (perangkat bahan bakar)
Gambar 1. Perangkat bahan bakar reaktor PWR 1000 MWe [1]
1 : pengayaan 2,35%;    2 : pengayaan 3,40% ;    3 : pengayaan 4,45%
Gambar 2. Konfigurasi teras PLTN PWR 1000 MWe[1]
Gambar 3. Susunan tata letak komponen PLTN PWR 1000 MWe [12]
Hasil  eksekusi  program  MCNP  berupa  fluks  dan  spektrum  neutron  yang  masih  dalam  nilai ternormalisasi. Untuk itu maka diperlukan suatu besaran yang merupakan kuat sumber teras agar dapat diperoleh nilai fluks dan spektrum neutron. Secara sederhana besarnya fluks neutron rerata persatuan volume teras reaktor dapat ditentukan dengan persamaan [13]:
V E P f R rerata 6 I
(1)
Karena  hasil  analisis Tally  F4 merupakan  fluks  pada  volume  sel,  maka  penentuan  fluks  neutron pada sel per cm 2 dihitung dengan persamaan:
sel rerata sel V x TallyF I I 4 (2)
dengan:
P = daya reaktor (3400 MWth) E R = energi yang ditepaskan tiap reaksi fisi (3,2E-11 Joule) Ȉ f
= tampang  lintang  makroskopis fisi (cm 2 .g, Ȉ f x m ; Ȉ f : tampang  lintang  mikrosskopis fisi (cm 2 ), m : massa bahan fisil (g))
V = volume teras reaktor (cm 3 ) Tally F4 = data fluks neutron hasil keluaran program MCNP V sel = volume sel yang dianalisis (cm 3 )
Besaran fluks neutron tersebut merupakan kuat sumber neutron teras reaktor PLTN PWR 1000 MWe (3400 MWth) dengan komposisi dan dimensi yang telah dibahas pada bab sebelumnya. Fluks neutron  ini  dipakai  untuk  mendapatkan  nilai  fluks  neutron  hasil  analisis  menggunakan  program
MCNP. Karena faktor konversi laju dosis neutron ( F i untuk kelompok energi ke- i ) sangat bergantung pada energi neutron, maka dalam menentukan laju dosis neutron total digunakan persamaan:
¦ i i i sel F x D ) ( ' , I (3)

## TATA KERJA

## Perhitungan Komposisi Material
Berdasarkan  ukuran  geometri  teras  reaktor  PLTN  dan  massa  total  tiap  komponen  struktur reaktor maka dihitung komposisi dalam satuan atom/barn.cm. Seluruh bagian dari reaktor dimasukkan ke  dalam  pemodelan  geometri  karena  semua  memiliki  kontribusi  dalam  penyerapan  radiasi  neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor. Selain perisai, komponen dan bahan yang ada di dalam reaktor termasuk air pendingin masing-masing memiliki kontribusi dalam penyerapan neutron. Tingkat penyerapan  masing-masing  bahan  terhadap  neutron  dan  gamma  sangat  ditentukan  oleh  tampang lintang  serapan  [8,9,10]  dari  tiap-tiap  atom  di  dalam  bahan.  Neutron  umumnya  mudah  diperlambat oleh  bahan  dengan  kandungan  atom  ringan  seperti  hidrogen,  karbon,  dll.  dan  sangat  mudah  diserap oleh kadmium, boron dan lain-lain.

## Pemodelan Teras Reaktor Dan Perisai
Teras reaktor PLTN dimodelkan ke dalam beberapa zona yaitu teras, selimut, air 1, tong, air 2, kelongsong,  bejana  tekan  dan  beton  serta  udara.  Pemodelan  dilakukan  sesederhana  mungkin  namun tidak  mengurangi  akurasi  hasil  analisis.  Pemodelan  reaktor  dilakukan  menggunakan  program  VisEd [14] berdasarkan data-data komposisi dan geometri reaktor PWR 1000 MWe. Susunan konstruksi teras reaktor  serta  perisai  radiasi  dan  perkiraan  pemodelan  sederhananya  dapat  dilihat  pada  Gambar  4. Adapun pemodelan yang sebenarnya dilakukan dituangkan di dalam bab hasil dan pembahasan.
Gambar 4. Susunan konstruksi teras reaktor serta perisai dan pemodelan sederhana.

## Analisis Fluks Dan Laju Dosis Neutron
Seperti disebutkan di atas, masukan paket program MCNP yang utama diantaranya meliputi: a. Geometri objek.
Geometri  objek  dibuat  sesuai  dengan  ukuran  dimensi  objek  yang  sebenarnya  dan divisualisasikan dengan program VisEd ( visual editor ) untuk mengecek kebenaran model yang dibuat.
b. Jenis dan kerapatan nuklida yang menempati objek.
Jenis objek yang diasukkan sesuai dengan indentifikasi yang tertera di dalam pustaka tampang lintang.  Kerapatan  nuklida  yang  dianalisis  dapat  berupa  rapat  atom  atau  rapat  massa  tiap-tiap nuklida yang hadir.
c. Posisi/lokasi deteksi dan pengelompokan energi neutron Posisi/lokasi deteksi ditentukan sebanyak 22 ke arah radial mulai dari sumbu teras hingga udara luar  perisai  biologik.  Pengelompokkan  energi  dalam  analisis  distribusi  spektrum neutron dilakukan dalam 50 kelompok energi.
Eksekusi  program  MCNP  dilakukan  dengan  mengoptimumkan  jumlah  histori  (kelayakan statistik) dan lama unit pemroses ( CPU time ). Penentuan nilai spektrum neutron dilakukan berdasarkan hasil keluaran eksekusi program dan diolah menggunakan persamaan (2). Sedangkan penentuan laju dosis  dilakukan  menggunakan  persamaan  (3)  berdasarkan  hasil  penentuan  spektrum  neutron  di  atas dengan faktor konversi, F i pada  seperti yang ditunjukkan dalam Tabel 2.
Tabel 2. Faktor konversi fluks ke laju dosis neutron (Fi) [12]
Grup Energi atas Faktor konversi, Fi Grup Energi atas Faktor konversi, Fi neutron neutron (MeV) (MeV) 1 14,90 2,27E-04 12 1,110 1,25E-04 2 12,20 2,08E-04 13 0,550 1,32E-04 3 10,00 1,47E-04 14 0,111 9,26E-05 4 8,18 1,47E-04 15 3,35E-03 3,56E-06 5 6,36 1,47E-04 16 5,83E-04 3,76E-06 6 4,96 1,56E-04 17 1,01E-04 3,76E-06 7 4,06 1,56E-04 18 2,90E-05 4,18E-06 8 3,01 1,56E-04 19 1,07E-05 4,18E-06 9 2,46 1,25E-04 20 3,06E-06 4,54E-06 10 2,35 1,25E-04 21 1,12E-06 4,54E-06 11 1,83 1,25E-04 22 4,14E-07 4,46E-06

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Model Teras Reaktor Dan Perisai
Model  teras  reaktor  PLTN  PWR  1000  MWe  beserta  perisai  radiasinya  dibuat  dan divisualisasikan  menggunakan  program  VisEd.  Dengan  program  tersebut,  input  yang  dibuat  untuk program  MCNP  dan  dari  segi  geometri  dapat  dicek  kebenarannya.  Model  secara  melintang  dan membujur  dapat  dilihat  pada  Gambar  5.  Hal  terpenting  dalam  pemodelan  dengan  MCNP  adalah geometri.  Akurasi  hasil  pemodelan  juga  sangat  ditentukan  oleh  kesesuaian  dengan  geometri  obyek yang akan dimodelkan. Geometri reaktor yang dimodelkan meliputi komponen teras reaktor, selimut, tong, bejana tekan perisai biologi dan tentunya air pendingin serta udara. Seluruh bagian dari reaktor dimasukkan ke dalam pemodelan geometri karena semua meterial tersebut mengalami proses interaksi dengan neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi di teras reaktor.
Gambar 5. Hasil pemodelan reaktor PWR 1000 MWe.
Hasil eksekusi program MCNP atas model teras PLTN PWR 1000 MWe tersebut tanpa adanya bahan  penyerap  seperti  pirek,  IFBA,  boron,  xenon  dan  batang  kendali  memberikan  nilai  faktor perlipatan  efektif  sebesar  1.36071  ±  0.00006.  Dengan  demikian  dapat  diyakini  bahwa  model  yang dibuat telah sesuai dengan kondisi teras reaktor tersebut, sehingga analisis selanjutnya dapat dilakukan dengan baik.

## Hasil Analisis
Analisis spektrum neutron di teras PLTN PWR 1000 MWe menggunakan program MCNP telah memenuhi ke-3 kriteria ketelitian perhitungan [11]. Parameter kesalahan relatif telah mencapai angka yang lebih kecil dari 0,05 (diperoleh 0,04). Parameter variance of variance ( VOV ) telah mencapai nilai kurang  dari  0,1 (diperoleh 0,08)  dan  parameter Figure  of  merit ( FOM )  telah  mencapai nilai  konstan untuk setiap urutan pengambilan sejumlah partikel yang dirunut.
Hasil  analisis spektrum  neutron  pada  arah  radial  mulai  dari  sumbu  pusat  teras  reaktor  PLTN PWR 1000 MWe menggunakan program MCNP diplot pada Gambar 4. Seperti terlihat pada Gambar 4, spektrum  neutron  dari  sumbu teras  hingga  radius  100  cm  tidak  terdapat  perbedaan  yang  berarti. Spektrum neutron di luar teras mengalami distrosi karena terjadi penyerapan neutron pada kelompok energi  tertentu.  Hal  itu  terlihat  pada  spektrum  neutron  pada  jarak  152  dan  155  cm  dari  sumbu  teras reaktor yaitu pada daerah baffle dan barrel . Demikian pula terjadi pada spektrum yang lebih jauh lagi dari  sumbu  teras  reakktor  yaitu  pada  zona  bejana  tekan  dan  beton,  namun  karena  distorsi  spektrum neutron makin besar maka tidak ditampilkan pada gambar tersebut.
Dengan memasukkan faktor konversi fluks ke laju dosis pada tiap kelompok energi, maka hasil analisis distribusi radial laju dosis neutron total bersamaan dengan fluks neutron total pada tiap zona material reaktor hingga permukaan luar beton diplot pada Gambar 5. Garafik distribusi fluks neutron total  dan  laju  dosis  neutron  tersebut  ditampilkan  dalam  skala  logaritmik  dan  sumbu  fluks  neutron berada di sebelah kiri sedangkan sumbu laju dosis berada di sebelah kanan. Hasil analisis fluks neutron total  di  teras  reaktor  PLTN  PWR  1000  MWe  menggunakan  program  MCNP  menunjukkan  tingkat kesalahan statistik sekitar 15%. Pada Gambar 5 terlihat bahwa besarnya fluks neutron dan laju dosis tampak  sedikit  mengalami  kenaikan  di  zona  air  pendingin  dan  menurun  tajam  di  bejana  tekan. Demikian pula terjadi sedikit kenaikan fluks neutron dan laju dosis neutron di udara luar bejana tekan dan  menurun  tajam  di  zona  perisai  beton.  Hal  itu  dapat  dimengerti  bahwa  neutron  tidak  banyak mengalami penyerapan dan bahkan mengalami pemantulan yang signifikan pada media air dan udara. Sedangkan pada media bejana tekan dan beton terjadi penyerapan neutron yang besar sehingga fluks neutron dan laju dosis neutron mengalami penurunyan yang besar pula.
Teras reaktor Pendingin Baffle Barrel Bejana Tekan Udara Beton
Gambar 4. Spektrum neutron di teras reaktor PWR 1000 MWe.
1=teras, 2= baffel , 4= barrel , 3=5=pendingin, 6=bejana tekan, 7=9=udara, 8=beton Gambar 5. Distribusi radial fluks dan laju dosis neutron total reaktor PWR 1000 MWe.
Pada gambar tersebut juga terlihat bahwa, fluks neutron total di permukaan luar perisai biologi sebesar 6,5x10 -3 n/cm 2 /detik dan laju dosis neutronnya sebesar 8,3x10 -3 P Sv/jam (8,3x10 -4 mRem/jam). Besaran  fluks  neutron  total  dan  laju  dosis  tersebut  merupakan  besaran  pada  kondisi  reaktor  PLTN PWR 1000 MWe beroperasi pada daya penuh 3400 MWth dan laju dosis neutron di permukaan luar perisai  biologik.  Hasil  penelitian  menunjukkan  bahwa  nilai  laju  dosis  neutron  di  permukaan  perisai biologik  telah  memenuhi  persyaratan  keselamatan  yaitu  lebih  kecil  dari  nilai  batas  25 P Sv/jam  (2,5
1,0E+05 1,0E+07 1,0E+09 1,0E+11 1,0E+13 1,0E+15 1,0E+17 1,0E+19 1,0E+21 1,00E-10  1,00E-08  1,00E-06  1,00E-04  1,00E-02  1,00E+00  1,00E+02 F lu k s n e u tr o n ( n /c m 2 /d e t. /M e V ) Energi neutron (MeV) R = 50 cm R = 100 cm R = 152 cm
1,0E-04 1,0E-02 1,0E+00 1,0E+02 1,0E+04 1,0E+06 1,0E+08
1,0E+10 1,0E+12 1,0E+14 1,0E+16 1,0E-03 1,0E-01 1,0E+01 1,0E+03 1,0E+05 1,0E+07 1,0E+09 1,0E+11 1,0E+13 1,0E+15 0 100 200 300
400 500 La ju d o si s n ru tr o n t o ta l ( P S v /j a m ) F lu k s n e u tr o n ( n /c m 2 /d e t. ) Jarak dari sumbu teras (cm) Fluks neutron total Laju dosis neutron 4
1 2 3  5 6 7 8 9
mRem/jam) [15].  Penelitian  ini  baru  pada  tahap  penentuan  laju  dosis  neutron  di  permukaan  perisai biologik PLTN PWR 1000 MWe. Pada reaktor PLTN juga terdapat perisai radiasi lain di luar perisai biologik  yaitu  diantaranya  pengungkung  reaktor.  Di  masa  yang  akan  datang,  penelitian  akan dilanjutkan  hingga  tahap  penentuan  laju  dosis  di  luar  pengungkung  reaktor  PLTN,  sehingga  dapat terlihat bahwa paparan radiasi di luar pengungkung reaktor PLTN benar-benar aman bagi pekerja dan lingkungan.

## KESIMPULAN DAN SARAN
Hasil analisis spektrum neutron di zona bejana tekan dan di perisai biologi reaktor PLTN PWR 1000  MWe  telah  banyak  mengalami  distorsi  dibandingkan  dengan  di  teras.  Distribusi  fluks  neutron total  mengalami  sedikit  peningkatan  pada  zona  air  pendingin  serta  udara  dan  mengalami  penurunan yang  tajam  pada  zona  bejana  tekan  dan  beton.  Distribusi  laju  dosis  neutron  total  reaktor  PLTN  PW 1000  MWe  pada  zona-zona  yang  dianalisis  mengikuti  distribusi  fluks  neutron  karena  terjadi penyerapan  dan  pantulan  oleh  media  yang  dilalui.  Hasil  analisis  laju  dosis  neutron  di  permukaan perisai biologi reaktor PLTN PWR 1000 MWe pada kondisi reaktor beroperasi pada daya penuh telah memenuhi persyaratan keselamatan radiasi yaitu di bawah nilai batas 25 P Sv/jam (2,5 mRem/jam). Analisis  selanjutnya  akan  ditentukan  nilai  laju  dosis  di  luar  perisai  radiasi  pengungkung  yang dapat  menurunkan  laju  dosis  hingga  benar-benar  dapat  diyakini  tingkat  keselamatan  radiasi  reaktor PLTN PWR 1000 MWe. Untuk meningkatkan ketelitian analisis dan pengembangan analisis ke daerah yang lebih luas, maka dibutuhkan perangkat komputer yang lebih handal diantaranya berupa komputer paralel.  Disamping  itu  juga  diupayakan  peningkatan  model  dan  metoda  agar  eksekusi  MCNP  lebih efisien sehingga waktu eksekusi program MCNP dapat lebih cepat.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Pada kesempatan ini, penulis menyampaikan ucapan terima kasih kepada Kementrian Riset dan Teknologi atas kesempatan yang diberikan kepada penulis untuk melakukan penelitian dalam wadah PI  PKPP  tahun  2011,  sehingga  penulis  dapat  mempublikasikan  hasil  penelitian  dalam  bentuk  karya tulis ini kepada khalayak.

## DAFTAR PUSTAKA
1. Anonim.  AP  1000  European  Design  Control  Document.  Westinghouse  Electric  Company LLC: EPS-GW-GL-700; 2009.
2. Hehn G and KOBAN J. Reactor Shielding Benchmark no.2 for a Pressurized Water Reactor. OECD Nuclear Energy Agency; Committee on Reactor Physics: NEACRP-L-151; 1976.
3. Borio di Tigliole A. Benchmark evaluation of reactor critical parameters and neutron fluxes distributions at zero power for the TRIGA Mark II reactor of the University of Pavia using the Monte Carlo code MCNP. Progress in Nuclear Energy. 2010;52;5:494-502.
4. Hamzah A. Analisis distribusi fluks neutron dan offset aksial teras reaktor PLTN jenis PWR 1300 MWe menggunakan program MCNP. Prosiding seminar TKPFN ke-14. 2008. p. 188 – 196.
5. Hamzah  A.  Analisis  spektrum  neutron  cepat  di  bejana  tekan  PLTN  PWR  menggunakan program MCNP. Prosiding seminar TKPFN ke-16. 2010. p. 29 – 35.
6. Khattab  K.  Calculations  of  the  thermal  and  fast neutron  fluxes in  the  Syrian  miniature neutron source  reactor  using  the MCNP-4C  code.  Applied  Radiation  and  Isotopes. 2009;67;4:535-8.
7. Snoj L. Analysis of neutron flux distribution for the validation of computational methods for the  optimization  of  research  reactor  utilization.  Applied  Radiation  and  Isotopes. 2011;69;1:136-41.
8. <ÕOPD](*DPPDUD\DQG neutron shielding properties of some concrete materials. Annals of Nuclear Energy. 2011;38;10:2204-12.
9. Takashi  Nakamura.  Overview  of  recent  experimental  works  on  high  energy neutron shielding. Progress in Nuclear Energy. 2004;44;2:85-187.
10. Ghassoun J. Neutron and photon doses in high energy radiotherapy facilities and evaluation of  shielding  performance  by  Monte  Carlo  method.  Annals  of  Nuclear  Energy. 2011;38;10:2163-7.
11. X-5 MONTE CARLO TEAM. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. LANL; 2004.
12. Blakeman  ED.  PWR  Facility  Dose  Modeling  Using  MCNP5  and  the  CADIS/ADVANTG Variance-Reduction Methodology. ORNL/TM-2007/133; 2007.
13. Lamarsh JR.  Introduction  to  Nuclear  Reactor  Theory.  American  Nuclear  Sosiety. ASIN/ISBN 0894480405; 2002.
14. Schwarz AL. MCNP/MCNPX Visual Editor Computer Code Manual For VisEd Version 22S; 2008.
15. Bapeten.  Ketentuan  keselamatan  kerja  terhadap  radiasi.  Perka  No.  01/Ka-BAPETEN/V-99. BAPETEN; 1999.