beam port

MODIFIKASI BEAMPORT REAKTORGAMMA-RAY

414 ISSN 0216- 3128

PEMODELAN DANKARTINI UNTUK FASILITAS PROMPTNEUTRON ACTIVATION ANALYSIS

Syarip,dkk.

SyaripPTAPB BATAN Yogyakarta

PujoPriyantonoFakultasTeknikFisika UGM

ABSTRAKPEMODELAN DAN MODlFlKASI BEAMPORT REAKTOR KARTINI UNTUK FASIUTAS PROMPT

GAMMA-RA Y NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Dalam rangka meningkatkanpemanfaatanpengoperasianreaktorreaktorKARTINI akandikembangkanfasilitasanalisisunsurdenganmetodepromptgamma-rayneutronactivationanalysis (PGNAA), makadiperlukanpenelitiansebagaistudi awal untukmengetahuikelayakannya.Penelitian bertujuanuntuk menganalisiskelayakan beamporttembusradial(radial piercing beamport)dan beamportradial (radial beamport),reaktor KARTINI sebagai sumberneutronuntukfasi/itas PGNAA. Perhitunganfluks neutrondan paparan sinar gammadilakukandenganmembuatsimulasimenggunakanperangkatlunakMonteCar/o N-Particle (MCNP). Perhitungandilakukanpada beamportreaktor KARTINI yang sudahdimodifikasimenggunakankolimatortimbaldanjilter daritimbal atau bismut.Hasil penelitian menunjukkanbahwafluks neutrontermalrata-ratayang dihasi/kanpada modelmodifikasibeamportradial denganjilter timbalsetebal4 emdanjilter bismutsetebal5 emmemilikini/ai yang sarnabesarnyayaitu (4.910.4799)x Iff' n.cm,2.s,l.Sedangkanfluks neutrontermalrata-ratapada modelmodifikasibeamportradial ternbusdenganjiltertimbalsetebal3 emdanJilter bismlltsetebal4 emmasing-masingsebesar (2.16 0.8313)x 106 n.Cm,2.s,1dan (2.71 0.6402)x 106n.cm,2.s'I. Sedangkanpaparan radiasi sinal'gammapada keempatmodifikasiberni/ai 0 mR/h. Dari hasi/ tersebutdapat disimpulkanbahwa reaktor KARTINllayak untukdigunakandan dikembangkansebagaifasi/itasPGNAA.

Kata kunci: Beamport,PGNAA, Kolimator,ReaktorKARTINI

ABSTRACTMODHUNG AND MODIFICATION OF KARTINI REACTOR /J/~/tMPORTFOR I'IWMI'T GAMMA-NA},

NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS FACILITY. To enhancetheutilizationof Kartiini reactoroperations.an elementanalysisfacility with prompt gammaneutronactivationanalysis (PGNAA) methodwill bedevelopedat Kartini reactor, therefore,a preliminaryfeasibility studyhave to be done. This researchobjectiveis toanalyzethefeasibilityof radialpiercingbeamportandradial beamportof Kartini reactortobeused as neutronsourceof PGNAA facility. Theneutronandgamma-rayexposurecalculationsweredoneby makingsimulationsusing Monte Carlo N-Particle (MCNP). Thesecalculationsweredonefor Kartinireactor's beamportthat has beenmodifiedusing lead collimator andjiltered with lead or bismuth.Thisresearchshowsthattheaveragethermalneutronflux is samefor bothradial beamports with leadjilter of 4emandbismuthjilter of 5 em,which is 4.910.4799x 106n.cm,2.s,l.TheaveragethermalneutronfllL':forradial piercing beamport with leadjilter of 3 emandbismuthjilterof 4 emis 2.16 0.8313x 106n.cm'2..~-1and 2.710.6402x Iff' n.cm2.S1respectively.Thegamma-rayexposurefor all beamport modificationsis 0mR/h.Basedon thisresultcan beconcludedthatKartini reactorisfeasible to beusedand to bedevelopedfurtherfor PGNAA facility.

Keyword: Beamport,PGNAA, Collimator,Kartini reactor

PENDAHULUAN

Dompt Gamma-ray Neutron Activation Analysisr (PGNAA) merupakansalahsatumetodeanalisisaktivasineutronuntukmenentukankandungansuatuunsuryangdidasarkanpada terjadinyasinargammaserentakyang dihasilkandari inti yang tereksitasi

setelahmenyerapneutron.Oleh karena itu, lInsuryang tidak dapatditentukanoleh analisisaktivasineutronkonvensionalkarena tidak diproduksinyanuklidaradioaktifyangakandigunakan,sepertiH,B, N, Si, danCd, dapatditentukandenganPGNAA.Belakanganini, PGNAA sudahbanyakdikaji lebihluasdenganintalasi tabungpengarahneutronhasil

Prosidlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akseleratordan Proses Bahan- BATAN

Yogyakarta, 10 Juli 2006

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128 4/5

rekayasa pada berbagai jenis reaktor. PGNAAmenggunakanberkasneutronyangditeruskandarireaktormenembustabungpengarahyangmemberi-kankeuntungandapatditerapkanpadaberbagaijenisdan ukuransampelkarenairadiasinyadilakukandiluarreactor(Nair, K. Sudarsandkk,2003).

Oalam rangka pemanfaatanpengoperasianreaktoruntukmeningkatkanpendayagunaanreaktorKARTINI akan dikembangkanfasilitas analisisunsurdenganmetodepromptga.mma-rayneutronactivation analysis (PGNAA), maka diperlukanpenelitian sebagai studi awal untuk mengetahuikelayakanreaktorKARTINI bila digunakansebagaifasilitasPGNAA tersebut.

Dalam penelitianini dilakukan pemodelanpada saluran tembus radial (radial piercingbeamport)dansaluranradial(radialbeamport)padareaktorKartini dengantujuandapatdiperolehtluksneutrondanpaparanradiasisinargammayanglayakuntukfasilitasPGNAA. Dari segitluksneutronstudiini dititikberatkanuntukmcngctahuiscbcrapabcsartlllks neutronyangbisadigllnakandalammelakukanaktivasi neutrondi luar teras reaktorKARTINI.

Sedangkan penghitunganpaparan radiasi sinargammadimaksudkanuntukmengetahuikarakteristiksistem pencacahanyang dibutuhkan,serta untukmencaripaparansinargammaminimumagarperisaibiologi tambahany~ngdiperlukanuntukkeselamat-an dapatdiminimalkan.Penghitungantluksneutrondan paparan sinar gamma dilakukan denganmembuatsimulasi menggunakanperangkatlunakMonteCarlo N-Partic/e (MCNP). Diharapkanhasildari penelitianini akanmemberikanbeberapaman-faatantaralain, dapatmemberikaniformasitentangkelayakan reaktor KARTINI sebagai fasilitasPGNAA.

DASAR TEORI

PromptGamma-rayNeutronActivationAna-lysis (PGNAA) merupakansuatumetodeuntukme-nentukankonsentrasiunsur pada berbagaijenissampleyang didasarkanpada pengukurankarak-teristik dan intensitassinar gammaserentakyangdipancarkanakibat prosestangkapanneutronolehunsur-unsurpada sample tersebut. Energi sinargammayang khas untuk masing-masingunsur di-gunakanuntuk menentukanjenis unsuryang ter-kandungdi dalamsampel. Sedangkankadarunsurdi dalamsampelditentukandenganmengukurinten-sitasdari sinargammapadamasing-masingenergi,karena intensitassinar gammayang dipancarkansebandingdengankadarunsurpadasampeltersebut.

Metode PGNAA secara ideal cocok untuk

menentukanbanyak unsur yang termasukdalamunsurdengannomoratomrendahsepertiH, B, Si, P,S danTi. Unsurdengannomor atomrendahini sulitdideteksiatau sensitivitasnyakecil jika dideteksidengan menggunakananalisis aktivasi neutronkonvensional.Meskipundemikian,analisisaktivasineutronkonvensionalbaik untuk diterapkanpadaunsur-unsurberat. Analisis sampel yang besardenganberbagaigeometri,menunjukkankelebihandaripenerapanmetodePGNAA padaberbagaijenissampelsepertisampelbiologi, sampelarkeologidansampelgeologi. Salah satu kelemahanutamadarimetodePGNAA adalahsensitivitasnyayangrendahkarena rendahnyaintensitasberkas neutronyangdigunakanbiasanya- 106_108n/cm2/s.(Choi, etall,2004).

Neutronyang dihasilkandari reaktornuklirmelalui beamportbelum homogendan menyebar,untuk mendapatkanberkas neutron yang dapatdipergunakanpada prompt Ramma-ray neutronactivation analysis, maka berkas neutron harusdifokuskan atau disejajarkanagar neutron tepatmengenaisampelyang akan diiradiasi, untuk itudiperlukanalat yang disebut kolimator. Dindingkolimatordilapisi suatumaterialyang dapatmen-cegahmasuknyaneutronke dalamsistemmelaluidindingkolimatorsertamengurangisuduthamburanyang kecil dalam sistem. Material pelapis mem-punyai tampanglintang hamburanneutron yangtinggi dan serapanterhadapneutronnyarendah.Bahanyangbiasadigunakansebagaipenapisadalahboron, cadmium,dysprosium,europium, gadoli-nium,dan indium.SebaranangularberkasneutronakandibatasiolehperbandinganLID yaituperban-dinganpanjangdengandiameterlubangkolimator.Semakin tinggi perbandinganLID maka semakinsempit sebaran berkas neutron (narrow beam-spread)sebuahkolimator.

MetodeMonteCarlo

MetodeMonte Carlo merupakantekniksto-kastikyangprinsipnyaberdasarkanpada pengguna-an suatubilanganacakataurandompadakeboleh-jadianstatistikuntukmenyelesaikanmasalah.Secarasederhana,metodeMonte Carlo terdiri atas pen-simulasiansejumlah N riwayat partikel denganmenggunakansuatubilanganacak (random num-ber). Oalamsetiapriwayatpartikel,bilanganacakdibangkitkanuntuk melakukanpengukuran-peng-ukuranberkaitandengansifat-sifatpartikelsepertikemungkinan distribusi sudut-sudut hamburan,panjangjejakdi antaratumbukan,danlain-lain.

Proslding PPI - PDIPTN 2006PustekAkseleratordan Proses Bahan- BATAN


4/6 ISSN 0216- 3128 Syarip, dkk.

3

1

5 I~.............6

/ ...:~...

4

.....................7

UrutanKejadian:1. Hamburanneutrondan

produksifoton2. Fisi denganproduksi

foton

3. Tangkapanneutron4. NeutronkeluarslabS. Hamburanfoton6. Fotonkeluarslab

7. Tangkapanfoton

Gambar I. Daur hidup neutron dalam metodeMonte Carlo (MCNP manual andintroductionhalaman17,1997).

Gambar I menjelaskandaur hidup neutronpada sebuahmaterialberbentukslab dalamprosesfisi, angkaantara0 dan I dipilih seearaaeakuntukmenentukanapa dan dimana interaksi terjadi,berdasarkanteori fisika dan probabilitas(transportdata)yang mendasariprosesini danjenis materialyang digunakan.Tumbukanneutronterjadi padakejadianI, selanjutnyaneutronterhamburpadaarahyangditunjukkandiatas,yangdipilih seeararandomdari distribusi hamburanyang mungkin terjadi.Fotonjuga dihasilkandanseearatemporerdatanyadisimpanuntukanalisisselanjutnya.Padakejadian2, terjadifisi menghasilkan2 neutrondan I foton. Ineutrondan foton disimpanuntukanalisisselanjut-nya. Neutron hasil fisi pertamaditangkappadakejadian 3 dan lenyap.Neutron disimpan/dieatatmendapatperlakuankembalidalamrandom sam-pling selanjutnyakeluarslabpadakejadian4. fotonhasil fisi mengalamitumbukanpada kejadian 5selanjutnyakeluar slab (boeor) pada kejadian6,roton yang dihasilkanrada tllmollkanI ditangknppadakejadian7.

ProgramMCNP

Monte Carlo N-Partie/e (MCNP) merupakansebuah kode transport yang berdasarkanpadametodeMonteCarlo. MCNP dapatdigunakandalambeberapamode transportseperti neutron, foton,elektron, gabungan foton-neutron,foton-neutron-elektron,danfoton-elektron.Programini digunakandenganterlebihdahulumembuatsuatufile masukanyangberisikaninformasimengenaigeometri,bahandankoefisientampanglintangnya(atenuasi),sumberradiasi dan distribusinya,serta detektor.SatuandasaryangdigunakandalamMCNP adalahpanjang(em), energi (MeV), waktu (shake, 10.8 detik),temperature(MeV, kT), densitasatom(atomlbam-

em);densitas(glem\ tampang lintang(barn, 10.24em2), jumlahpemanasan(MeV/tumbukan),danrasioberatatomberdasarkanpadamassaneutron.

ProgramMCNP dapatmenirukanpengukuransesungguhnyadi laboratoriumdenganstandardevi-asi pengukuransehinggasesuaidenganpengukuranradiasi sesungguhnyayang mempunyaifenomenaketidakpastiankarenasifat statistikradiasi.MCNPmemilikipustakadataatomdal1nukliryanglengkap.Sumber utama data nuklir ini diperoleh dariEvaluatedNue/earData Library (ENDL) danActi-vationLibrary (ACTL). Tabel datanuklir tersebuttersedia untl,lk interaksi neutron, neutron-fotontereduksi,interaksifoton, dosimetri neutronatau

aktivasi, dan hamburanpartikel thermal S(a,fJ).Data-data inilah yang membuat MCNP sangatberdayaguna.(Briesmeister,J.F, 1997).

MCNP juga menyediakan jenis-jenisdistribusi kebolehjadian untuk variabel-variabelslll11bcrradiasi ini, dinnlaranyaWaif, Maxwellial/.SpektraGaussian, Isotropik,ataupunsllmberyangdipanearkanke satuarahsaja(Briesmeister,1997).Hasil perhitunganMCNP disertaidenganperhitung-an R, yang merupakannilai perkiraanralat relatifyangdidefinisikansebagaideviasistandarbaginilairata-rata.Dalam MCNP, kuantitas-kuantitasyangdiperlukan untuk menentukanralat ini dihitungsetelah seluruh riwayat partikel selesai, yangdihitung berdasarkankenyataanbahwa berbagaikontribusipada perhitungandari riwayat partikelyang sarnasalingberhubungan.Untuk perhitunganyangbaik, nilai R ini akansebandingdenganN' 2,denganN adalahjumlahpartikel.UntukmendapatRyangkecil,jumlahpartikelharusdinaikkan.Partikel-partikel yang dapatdisimulasikanhanya neutron,fotondanelektron.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek AkseleratordanProses Bahan- BATAN


Syarip,dkk. ISSN 0216-3128 4/7

TATA KERJA

Peralatan yang dibutuhkan untuk melakukan

penelitian ini adalah perangkat komputer denganmikroprosesor minimal frekuensi clock 100 MHz,

memori minimal 16 Mbyte, sisa ruangan hard diskminimal 100 Mbyte. Perangkat lunak Monte CarloMCNP versi 4C untuk mensimulasikan pengukurantluks neutron dan sinar gamma setelah melewatikolimator di dalam beamport. Perangkat lunakMicrosoft Office Xp dan Perangkat lunak MicrosoftExcel.

Dengan menggunakan konfigurasi teras padaGambar 2 dilakukan simulasi perhitungankritikalitasdan fluks neutron pada beamportradial dan beam-port radial tembus. Selanjutn~'adata keluaran terashasil simulasi ini menjadi input untuk perhitungansecara simulasi pada model kolimator (Gambar 3dan 4). P"da model ini kolimator diberi filter radiasi

gamma yang terbuat dari Timbal atau dari Bismut.Oalam penelitian ini tebal filter akan divariasikan

untuk mendapatkantebal filter yang optimum. Tebalfilter divariasikan mulai dari kolimator tanpa filtersampai denganketebalanfilter 12em.

Gambar 2. Konfigurasi terasreaktor Kartini (Syarip dkk, 1996).

"'~., .t J. u

Gambar 3. Model modifikasiBeamportradial tembus.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006Pustek Akseleratordan Proses Bahan- BATAN

Yogyakarta, 10 Jull 2006

418 ISSN 0216- 3128

Gambar 4. Model modifikasiBeamportradial.

Syarip,dkk.

Penghitunganfluks neutrondansinargammadi port keluaran,dalam penelitianini, dilakukandengan mensimulasikanpartikel-partikeltersebutdengan MCNP code. Dalam penghitunganinidilakukanduatahap.Pertamadilakukanperhitungankritikalitas dengan tujuan untuk mendapatkancatatanjumlah partikel yang melalui suatu per-mukaan tertentu, kemudian pada penghitungankedua simulasi dilanjutkan dengan menjadikanrekamandi permukaantersebutsebagai sumber(neutrondan foton) baru. Hal ini denganpertim-bangan bahwa; pertama,kemungkinankesalahanpembuataninput akan lebih kecil disbandingsatutahapperhitungan.Kedua,runningtimeMCNP akanlebih pendekjika digunakanduatahapp~rhitungan.Namun satu tahap per hitungan akan memilikipresisi hasil lebih tinggi sebabdalamperhitungandua tahapakandibutuhkantally sumber(dianggapsebagai sumber berbentukpermukaan)di pintumasukkolimator.Sedangkantally sumbertersebutmerupakandistribusiprobabilistic.

Dalam MCNP, hasil perhitungan yangterangkumdalam tally-tally dinormalisasidenganbobot partikel sumber.Dengandemikian,karenapenghitunganini dilakukanpada tingkatdayasteadystate, maka harus dilakukan normalisasidenganmenggunakankonversisebagaiberikut

( I joule/detik) ( I MeV ) ( fisi )watt 1,62.10'13joule 180MeV

3,121099.1010fisi/watt/detik

Karenanya,untukmenghasilkandayasebesarP wattdibutuhkanfisi sebanyak3,121099. 1010fisiper detik. Ini akanmenghasilkanneutronsebanyak

3,121099. 1010. P. v neutronper detik sebagaisumberneutron.Nilai v neutronthermaluntukUmadalah2,44dengandemikianuntukReaktorKartinipada tingkat daya 100 kW, faktor konversinyamenjadi(Lamarsh,J.R., 1965).

100kW Co' w )C neutron )e,44SU~ber)( 3,121099.10'"liSi)kW sumber lisl W.del1k=7.615.1015n/cm2/s

Nilai di atasdigunakanuntukmenormalisasitally-tallydalaminputfile dalamsuatucardkhusus(fin card). Selain perhitunganfluks neutrondanfotonjuga dilakukanperhitunganpaparanbiologis-nya,untukitu dilakukankonversidari fluks neutronmenjadi dosis biologis. Dalam hal ini penulismenggunakandata konversi yang terdapatdalammanualMCNP sebagaiditampilkandalamTabel 1dan2, yaitudidasarkanpada datadari InternationalCommision on Radiological Protection-ICRP.(Tsoulfanidis,N., 1983,Knoll, G.F., 1989).

Tabel 1. Konversi fluks neutron ke dosis

biologis.

EnergiDosisFaktor

NeutronMeV(rem/jam)/(n/cm2.s)kualitas

2,5.10'8

3,85. 10'62,31,0.10'1

2,08. 10'57,45,0.10'1

7,14. 10'5II1

1,18. 10-410,62

1,43. 10,49,35

1,47.10.47,810

1,47.10-46,8

Prosiding PPI PDIPTN 2006Pustek Akseleratordan Proses Bahan- BATAN


Syarip, dkk. ISSN 0216-3128

Tabel 2. Konversi nuks fotonkedosisbiologis.

EnergiDosisEnergiDosis

(MeV)(rem/jam)/(foton/em2.detik)MeVrem/jam/(roton/em2.detik)

0,01

2,78. 10,60,59,09. 10,7

0,015

I,ll .10'60,61,14. 10'6

0,02

5,88. 10,70,81,47. 10,6

0,03

2,56. 10,7I1,79. 10,6

0,04

1,56. 10'71,52,44. 10'6

0,05

1,20. 10,723,03. 10'6

0,06

I, II . 10,734,00. 10'6

0,08

1,20. 10,744,76. 10'6

0,1

1,47. 10,755,56. 10'6

0,2

3,45. 10,78.. 7,69. 10-6

0,3

5,56. 10,7109,09. 10,6

0,4

7,69. 10'7

4/9

HASIL ANALISIS DAN PEMBA-HASAN

Perhitungan besamya tluks neutron danpaparan radiasi gamma di]akukan pada reaktorKARTINI yang beroperasidengandayatetap100kW kritis. Perhitungandilakukanmelaluiduatahap,tahap pertamadilakukan perhitungankritikalitasdengantujuan untukmendapatkanjumlah partikelyang melalui pennukaantertentu,kemudianpadaperhitungan kedua simu]asi dilakukan denganmenjadikanrekamandi pennukaantersebutsebagaisumber(neutrondanfoton)baru. Hasil perhitunganuntukbeberapamodeladalah:

Fluks NeutronDan PaparanGammaPadaBeamportTanpaKolimator

Hasil perhitunganpada beampor/ radialtembusdan beampor/radial masing-masingtanpakolimator,berturu-turutdisajikanpadaTabel 3 danTabe] 4. Dari hasil perhitungantersebutfluksneutronmengalamipenurunanseiringbertambahnyajarak dari pusat reaktor. Hal ini terjadi karenaneutrondan radiasigammateratenuasioleh bahanyangdilewatinyabaik ituberupaatenuasio]ehudaramaupunatenuasiolehbahandindingkolimator.

Tabel 3. Fluks neutrondan paparangammabeamportradial tembustanpakolimator.

Jarak (/)nn.(/)nr(/)n{

Paparan Gamma(em)

(n.em'2.s'l)(n.em'.S'I)(n.em'.S'I)(mR.h'l)55.5

(1.720.0]57)E+IO(2.800.0]39)E+10(3.840.0108)E+IO(5.550.0186)E+0765

(8.800.0093)E+09(1.440.009I)E+10(2.060.0062)E+I0(2.740.0084)E+0770

(6.700.0108)E+09(1.060.0099)E+IO(1.580.0069)E+IO(2.190.0094)E+0780

(4.130.OI3I)E+09(6.770.0]3])E+09(1.030.0087)E+]0(1.500.01]4)E+0795

(2.340.0170)E+09(3.760.0174)E+09(6.300.0]12)E+09(9.300.0145)E+06] ]5

(1.280.0222)E+09(2.020.0220)E+09(3.680.0142)E+09(5.430.0180)E+06140

(7.880.0334)E+08(1.160.0334)E+09(2.170.0187)E+09(3.200.0236)E+06170

(4.200.0409)E+08(6.450.0385)E+08(1.330.0240)E+09(1.980.0304)E+06205

(2.700.0442)E+08(3.770.0406)E+08(8.150.0286)E+08(1.170.0382)E+06245

(1.890.0701)E+08(2.730.0615)E+08(5.240.0381)E+08(7.700.0479)E+05295

(1.270.0643)E+08(1.650.0626)E+08(3.410.0484)E+08(5.210.0584)E+05352.5

(7.080.1019)E+07(9.180.0765)E+07(2.]9 0.0524)E+08(3.360.0736)E+05

Prosiding PPI - PDIPTN 2006PustekAkseleratordan Proses Bahan- BATAN


420

Jarak

55.565708095115

140

170

205245295

352.5

ISSN 0216- 3128

Tabel4. Fluksneutrondanpaparangammaheamportradial tanpakolimator.

Syarip,dkk.

Keterangan:Jarakadalahjarak daripusatreaktordenganarahradial(/Jn7h = FluksneutrontermaltPn"1' = FluksneutronepitermaltPnf = Fluksneutroncepat

Fluks neutron, hasil perhitungan padabeampor/radial ternbus dan beampor/radial biladilukiskandalambentukgrafik makaakanterlihatseperti pada Gambar 5. Terlihat bahwa fluksneutrontermalpada beampor/radial ternbus lebihkecil bila dibandingkandenganfluksneutrontermalpadabeampor/radial,sedangkanfluksneutroncepatdan fluks neutronepitermalpada beamporlradialtembuslebih besarbila dibandingkandenganfluksneutron epitermaldan fluks neutroncepat padabeampor/radial. Hal ini disebabkankarenapadabeampor/radial,fluks neutrondari terasdimoderasiterlebihdahuluoleh grafit yangmenyelimutiteras(graftt reflektor). Sehinggasebagianbesar fluksneutronyang keluar dari graftk reflektor berupaneutrontermal. Sedangkanpada beampor/radialtembus, karena beampor/nya menembus grafttreflektorsampaikedalamteras,makafluks neutrontidak termoderasioleh grafttreflektordanhasilnyafluks neutronpadabeampor/radialtembussebagianbesar masih berupa neutron cepat dan neutronepitermal.

Adapun fluks neutronyangada padaposisisampelyaitupadajarak 352.5cm dari pusatteras,padakeduabeamportsudahmencukupipersyaratansebagai fasilitas PGNAA. Akan tetapi besarnyapaparangammayang ada sangattinggi, sehinggatidak memungkinkanbila kondisi seperti inidigunakansebagaifasilitasPGNAA, karenasangatberbahayabagi pekerjaradiasi.Selain itu, ketidak-layakan penggunaanbeampor/ radial tembusini

secara langsung sebagai fasilitas PGNAA jugaditunjangoleh rendahnyanilai perbandinganantaraneutron termal dengan neutron epitermal danneutroncepat.Nilai ini menunjukkanbahwaperananneutrontemalmasihsangatkecil bila dibandingkandengan neutron epitermal dan neutron cepa!.Sedarigkanpada beamporl radial, fluks neutrontermal sudah eukup berperan.Sehingga ketidak-layakannyahanyadisebabkanoleh besarnyaradiasigammasaja.

Untuk mengatasi permasalahanbesarnyaradiasi gammamaka diperlukanfilter yang dapatmenyerapradiasigamma,yaitubahanyangmemilikikoeftsien atenuasi gamma yang besar dengankoeftsienserapanneutronyang rendah.Selain itujuga perlu dibuat kolimator guna mengarahkanneutronpadaposisisampel.

Hasil Modifikasi Beamport

Untuk memeeahkanpersyaratan paparanradiasigammayangdihadapipadabeampor/radialdanradialtembusdilakukanperancangankolimator.Hal ini dimaksudkanagar berkas neutron yangkeluar dari beamport radial dan radial tembusreaktor KARTINI menjadi terarahdan memilikipaparanradiasi gammayang serendah-rendahnya.Kolimator ini dibuatdari tabungberdiameter8 emyangterbuatdaritimbaldengantebalsekitar3,5em,seperti yangsecararinci dilukiskanpadaGambar3danGambar4.

Prosidlng PPI PDIPTN 2006Pustek Akseleratordan Proses Bahan- BATAN


Syarip,dkk. ISSN 0216- 3128

1.00E+II

42/

1.00E+I0

1.00E+09-

I.OOEI08

1.00E+07

-.... Neutron Termal Beamport Radial

.......Neutron Epitermal Beamport Radial

-It-Netron Cepat Beamport Radial.....Neutron Total Beamport Radial

-.- Neutron Termal Beamport Radial Tembus

.......Neutron Epitermal Beamport Radial Tembus

--- Neutron Cepat Beamport Radial Tembus

-+-Neutron Total Beamport Radial Tembus

1.00E+06

55.5 105.5 155.5 205.5 255.5 305.5

Jarak daripusatreaktor(em)

Gambar 5. Fluks neutronpadabeamportreaktor Kartini tanpakolimator.

Timbal danbismutdigunakansebagaibahanuntuk melakukanfiltrasi terhadapradiasi neutrondan sekaligussebagaipengatenuasiradiasigamma.Pemilihanbahanini dikarenakantimbaldanbismut

memilikikoefisienatenuasiyangeukupbesardalammenyerapgamma.Selainitu,timbaldanbismutjugamemilikidensitasyangtinggi,yaitudensitastimbalsebesar11,34gr /em3danbismutberdensitas9,8 g/emJ, sehinggabismut dan timbal sangatefektifdalammenyerapradiasigamma.

Pada penelitianini penggunaantimbal danbismut sebagai filter dan attenuator,dilakukanseeara terpisah. Pada tahap pertama dilakukanpenelitiandenganmenggunakantimbalsebagaifilterdan attenuator dalam menentukan kelayakanbeamportradial tembussebagaifasilitasPGNAA.Sedangkanbismutdigunakanpadapenelitiantahapberikutnya.

Hasil dari penelitiantahap pertamapadabeamportradialtembusdapatdilihatpada Tabel 5dan seeara grafik dilukiskan pada Gambar 6.Terlihat bahwa fluks neutronseearakeseluruhan

mengalami penurunan seiring bertambahnyaketebalan bahan filter dan attenuator yangdigunakan.Hal ini sesuaidenganteori yang ada,yaituketikaberkasradiasimelewatisuatubahanataumaterial, maka berkas radiasi tersebut akanmengalamiatenuasikarenaterjadi interaksiantaraberkasradiasitersebutdenganbahanataumeterialyangdilewatinya.

Radiasi gammajuga mengalamihal yangsama yang terjadi pada neutron.Paparanradiasisinar gamma menurun dengan bertambahnyaketebalan filter yang diberikan. Bahkan terjadipenurunnanhinggakenilai 0 mR/hyangterjadipadasaat ketebalanfilter 3 em. Hal ini menunjukkanbahwabahantimbalsangatefektifdalammelakukanpenyerapanterhadapradiasigamma.

Dengan penggunaan bahan filter danattenuatorberupatimbaldidapatkankondisiterbaikbila digunakan sebagai fasilitas PGNAA padaketebalanbahanfilter sebesar3 em dengannilaifluks termalnyasebesar (2.16 0.8313)x 106n.em2.s1danpaparanradiasigamma0 mR.h'l.

Prosiding PPI PDIPTN 2006PustekAkseleratordan Proses Bahan- BATAN


422 ISSN 0216- 3128

Tabel5. Fluks neutronBeamportradial tembusdenganfilter timbal.

Syarip,dU.

Tebal tPnTh tPneptPnfPaparan GammaFilter(em)

(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-1)(mRXI)

0

(9.42 0.3589)E+06(2.270.2584)E+07(3.860.2043)E+07(7.680.2666)E+04I

(6.20 0.4369)E+06(I.53 0.3I66)E+07(3.280.2235)E+07(3.970.3389)E+042

(4.99 0.4856)E+06(9.290.4089)E+06(2.980.2355)E+07(2.470.4350)E+043

(2.16 0.8313)E+06(6.280.501O)E+06(2.690.2495)E+07(0.00O.OOOO)E+OO4

(1.67 0.8204)E+06(4.770.5787)E+06(2.110.2867)E+07(0.00O.OOOO)E+OO5

(3.19 1.0000)E+05(3.250.7088)E+06(1.500.3480)E+07(0.00O.OOOO)E+OO6

(3.19 1.0000)E+05(1.74 1.0000)E+06(1.350.3704)E+07(0.00O.OOOO)E+OO7

(3.19 1.0000)E+05(1.74 1.0000)E+06(8.920.4083)E+06(0.00O.OOOO)E+OO8

(3.19 1.0000)E+05(1.74 1.0000)E+06(7.410.4473)E+06(0.00O.OOOO)E+OO9

(3.19 1.0000)E+05(1.74 1.0000)E+06(2.930.7072)E+06(0.00O.OOOO)E+OO10

(3.19 1.0000)E+05(1.74 1.0000)E+06(1.44 1.0000)E+06(0.00O.OOOO)E+OO

Keterangan:

Syarip, dkk. ISSN 0216-3128 423

lebih keeil, dengandemikiankemampuanserapanyangdimiliki jugaakanlebihkeci!.

Berdasarkan hasil dari pereobaan yangterlihat pada Tabel 6 didapatkankondisi terbaik

untukfasilitasPGNAA padaketebalanbahanfiltersebesar3 emyaitudengannilai tlukstermalsebesar(2.71 0.6402)x 106 n.em-2.s-1danpaparanradiasigamma0 mR.h-!.

Tabel 6. Fluks neutronBeamportradial ternbusdenganfilter Bismut.

Tebal tPnTh tPneptPnfPaparan GammaFilter(em)

(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-l)(n.em-2.s-l)(mR.h-l)

0

(9042 0.3589)E+06(2.27 0.2584)E+07(3.86 0.2043)E+07(7.68 0.2666)E+04I

(6.20 Oo4369)E+06(1.53 0.3166)E+07(3.28 0.2235)E+07(3.82 0.3498)E+042

(6.20 Oo4369)E+06(1.53 0.3166)E+07(2.98 0.2355)E+07(2.87 0.3993)E+043

(4.99 Oo4856)E+06(1.08 0.3785)E+07(2.54 0.2575)E+07(1.67 0.5870)E+044

(2.71 0.6402)E+06(9.27 Oo4089)E+06(2.54 0.2575)E+07(0.00 O.OOOO)E+OO5

(1.05 0.7596)E+06(4.75 0.5787)E+06(2.11 0.2867)E+07(0.00 O.OOOO)E+OO6

(1.05 0.7596)E+06(4.75 0.5787)E+06(1.81 0.3130)E+07(0.00 O.OOOO)E+OO7

(1.05 0.7596)E+06(3.25 0.7088)E+06(1.50 0.3480)E+07(0.00 O.OOOO)E+OO8

(1.05 0.7596)E+06(1.74 1.0000)E+06(8.94 Oo4083)E+06(0.00 O.OOOO)E+OO9

(1.05 0.7596)E+06(1.74 1.0000)E+06(7041Oo4473)E+06(0.00 O.OOOO)E+OO10

(1.05 0.7596)E+06(1.74 1.0000)E+06(5.90 0.5001)E+06(0.00 O.OOOO)E+OO

Keterangan:1>l1lh= Fluksneutrontermal

424 ISSN 0216- 3128 Syarip, tlkk..

Model modifikasi ini tidak berbedadengan

model modifikasi pada beamport radial ternbus,yang membedakankeduanyahanyalahletak darikedua beamportpada reaktor Kartini. Beamportradial ternbus menembushinggake teras reaktor,sedangkan beamport radial hanya menembusdinding reaktor sampai di luar grafit reflektor.Sehingga keduanyamemiliki kondisi fluks danpaparan radiasi gamma yang berbeda. Modelmodifikasipadabeamportradialjuga dibuatdenganmenggunakanfilterdanattenuatorberupatimbaldanbismut.Hal ini dilakukandenganalasanyangsarna,yaitu karenatimbal dan bismutmemiliki koefisienatenuasiyang besar dibandingkandenganbahan-bahanyang lain sehinggapenggunaantimbal danbismut akan lebih efektif dalammenyerapradiasigammadibandingkanbila digunakanbahanyanglain,khususnyapadamodelmodifikasiini.

Perhitunganpadamodelmodifikasi ini jugadilakukandalamdua tahap.Tahap pertamaadalahPerhitungan fluks neutron dan paparan radiasigamma pada model dengan bahan filter timbal.SedangkanPerhitungantahapkeduadilakukanpadamodelmodifikasidenganbahanfilter bismut.HasilPerhitunganpada modei modifikasi denganbahanfilter timbalseearagrafisdisajikanpada Gambar8.Oari hasil tersebut terlihatbahwaterjadipenurunanfluks neutronseiringdenganbertambahnyaketebal-an filter timbal yang digunakan.Fluks neutronepitermal dan fluks neutron eepat mengalamipenurunanyang signifikan, bahkan habis ketikaketebalanfilter 3 em untukneutronepitermaldan4em untuk neutroneepat.Hal ini mungkinterjadikarenafluks neutroneepatyangberinteraksidenganmaterial di sekelilingnya,energinyatidak turunmcnujukc cncrgicpitcrmaltetapimalahmenujuke

-;- 1.6OE'07

~~~ 1.40E.07""":: 1.20E+07

..";;: I.00E+07

8.00E+06

6.00E+06

4.00E+06

2.00E+06

O.OOE+OO

o

energi termal. Sehingga dengan bertambahnyaketebalanbahanfilter neutronepitermalteratenuasihingga habis dan tidak terdapatproduksi neutronepitermallagi. Begitujuga denganneutroneepa!,dengan bertambahnyaketebalan filter semakinbanyakpulaneutroneepatyangberinteraksidenganbahanfilter danpada ketebalanfilter 4 em neutroneepatterattenuasiseearakeseluruhan.SehinggatluksneutroneepatpadaposisisampelmenjadiO.

Berdasarkan Tabel 5 model modifikasi

beamportradial denganmenggunakanbahanfilterdari timbal didapatkanpada saatketebalantimbalsebesar 3 em dimana fluks neutron termalnyasebesar(4.91 0.4799) x 106 n.em-2.s-t denganpaparanradiasigamma0 mR/h.

Hasil perhitungan tahap kedua, yaituperhitunganpada model modifikasi denganbahanfilter terbuatdari bismutmemiliki pola yangsarnaseperti halnya pada kasus modifikasi beamporlradial denganbahanfilter dari timbal,pada modelmodifikasi beamport radial dengan bahan filterbismut fluks neutrondan paparanradiasi gammamengalami penurunan seiring bertambahnyaketebalanbahanfilter . Akan tetapipenurunanpadasaatdigunakanbismutsebagaifilter tidak secepatketika digunakan filter dari timbal. Neutronepitermalturunseearadrastispada saatketebalanbismut4 em.Besarnyafluksneutronepitermalturunhinggamenujunilai DOl.Penurunanmenujuke nilainoljuga diikutiolehbesaranyanglainyangdihitungpada penelitianini, yaitupaparanradiasigammadanfluksneutroneepat.Fluksneutroncepatdanpaparanradiasigammaturunhinggamencapaike titik nolpadasaatketebalanbismut5 em.

- -NewonTennal

-+-NeutronEptermal-llt-NeutronCepat

-r-Ne""'n Total

10 12

Teb.) filler (em

Gambar 8. Fluks neutronpadabeamportradial denganfilter timbal.

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akseleratordan Proses Bahan- BATAN

Yogyakarta, 10 Jull 2006

Syarip,dkk. ISSN 0216-3128 425

KomparasiDenganFasi/itasPGNAA YangSudah Ada

Berdasarkan pada sistem-sistemPGNAAyang sudah ada dianggaplayak untuk digunakansebagaifasilitasPGNAA bila memilikitluksneutrontermallebih besaratausamadengan2 x 106n.em'2.S,1danmemilikipaparanradiasisinargammapadatempatsampel kurangdari atausarnadengan200mR/h,l. FluksneutrontermalpadabeamportreaktorKARTINI hasHmodifikasiditunjukkanpada Gam-bar 8. Kondisi terbaikpenggunaantimbalsebagaibahanfilter, padabeamportradialtembusdidapat-kan ketika ketebalanfilter 3 em dengan tluksneutrontermal(2.16 0.8313)x 106 n.em'2.s'lSedangkanpada beamportradial, kondisi terbaikdidapatkanketikafilteryangdigunakansetebal4 emdenganbesartluksneutrontermalnyasebesar(4.910.4799)x 106n.em2.s'lPerbedaanketebalaninidisebabkankarena pada ketebalan3 em, padaheal11portradial terjadi prosestangkapanneutronepitermalolehbahanseearabesar-besaran.Sehinggaketikaketebalanfilter 3 em pada beamportradialtembuspaparanradiasisinargammasudahmeneapaititik nol, pada beamport radial paparanradiasigammanyamasihsangattinggiyaitusebesar(3.21J .00)x 106mR/h.

Kondisi terbaikpadabeamportradialtembusdidapatkanketika filter bismut yang digunakansetebal4 em denganfluks neutrontermalsebesar(2.71 0.6402)x 106 n.em,2.s,l.Sedangkanpadabeamportradial kondisi terbaikdidapatkanketika

IJOE>j)1

1.10[+(17

9.00E+06

7.00E~

3.00E+06

I.OOE4{)6

ketebalanfilter bismutyang dipaki setebal5 emdenganfluksneutrontermalsebesar(4.910.4799)x 106 n.em,2.s'.Hal ini juga disebabkanolehpenyebabyang serupa yang terjadi pada saatdigunakanfilter timbal,yaituketikaketebalanfilter4 em,padabeamportradialterjadiprosestangkapanneutron epitermal seeara besar-besaranyangmenghasilkanradiasi sinar gammadalampaparanyang besarpula. Sehinggaketikapaparanradiasigamma pada beamport radial tembus sudahmeneapaititik nol, pada beamport radial masihterdapatkontaminanradiasigammayangtinggiyaitusebesar(3.21 1.0000)E+03mR/h.

Paparanradiasi gammapada posisi sampelpadaberbagaivariasitebalfilter dapatdilihatpadaGambar9. Terlihatbahwapaparanradiasigammapada beamport radial jauh lebih rendah biladibandingkandenganpaparanradiasigammapadabeamport radial tembus. Hal ini terjadi karenaradiasi gamma yang dihasilkan didalam terasmengalami atenuasi oleh reflektor, kemudianditeruskankebeampor/radial.Pada beamportradialtembus,radiasi gammanyalangsungberasaldariteras dan hanyateratenuasioleh udara.Terbuktidengan sesudah dipasangnyafilter dari timbalsetebal3 empadabeamportradialtembusdan4 empadabeamportradialataubismutsetebal4 empadabeamportradial tembusdan 5 em padabeamportradial,paparanradiasigammapadabeamportradialdan beamport radial menjadi nol. Hal inimenunjukkanbahwapemilihanbismutdan timbalsebagaifilteradalahsangatefektif.

BcarflJOrtRadelde~n filtertinbal

-+-BeafI'!AJrtRadelTentusde~n f!kertirrbal

.BcarflJOrtRadelTentusde~n literbi;nu

10

I.OOE+% ~._ .. ~._._---,-".-.- .._-_.'~----"---'----"'--"---'-_._'------ -".-.-.--".--

Trplfiltu(c_)

Gambar 8. Fluks neutrontermalpadabeamportreaktor KARTINI.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006PustekAkseleratordan Proses Bahan- BATAN


426 ISSN 0216- 3128

900E.j.(I4_----------- ~__ ~~_

BealTl'ortRadialdcnganfihcrlimbal

-+-BealTl'ortRadialdcnganfiherbismut

--- BcalTl'ortRadialTemb", denganfiherlimbal

BCalTl'M RadialTcmb", dcnganfiherbismut

10

1,I)OE+04

Gambar 9. Paparan radiasi gammapadabeamportreaktor KARTINJ.

Syarip, dkk.

KESIMPULAN

Berkas neutronyang keluar dari beamportreaktorKARTINI dikolimasidenganmenggunakanbahan kolimator yang berbentuktabung yangterbuatdaritimbal.Di dalamtabungtimbaldipasangfilter yang terbuatdari timbalataubismutsebagaipenapis neutron dan mengatenuasisinar gamma.Efektifitaspenyerapangammaditunjukkandenganhasil lajupaparangammayangrendahpada keempatmodel modifikasi beamport.Fluks neutrontermalrata-ratayang dihasilkan pada model modifikasibeamportradial denganfilter timbalsetebal4 emdan filter bismutsetebal5 em memilikinilai yangsarnabesarnyayaitu (4.910.4799)x 106n.em,2.s"denganbesar dan paparangammayang berbedayaitumasing-masing198mR/hdan53 mR/h.Fluksneutrontermal rata-ratadan laju paparan gammapadamodelmodifikasibeamportradialternbusde-ngan filter timbalsetebal3 em masing-masingse-besar(2.160.8313)x 106 n.em-2.s-1dan173mR/h,dan filter bismutsetebal4 emmasing-masingsebe-sar (2.71 0.6402)x 106n.em-2.s-)dan167mR/h.

Dengan demikian hasil dari penelitian inimenunjukkanbahwa beamportreaktor KARTINIlayakdigunakansebagaifasilitaspromptgamma-rayneutronactivationanalysisdengankondisi terbaikpadamodelmodifikasibeamportradialdenganfilterbismuthsetebal5 em.

DAFTARPUSTAKA

A. G. C. NAIR, K. SUDARSHAN, N. RAJE, A.V.R. REDDY, S.B. MANOHAR, and, A.GOSWAMI, Analysis of A//oys by PromptGamma ray Neutron Activation, AnalyticalChemistryDivision BhabhaAtomic ResearchCentreTrombay,Mumbai,2003.

BRIESMEISTER, J.F., MCNP-A General MonteCarlo N-Particle TansportCode 48, Los Ala-mosNationalLaboratory,LA-7396-M, 1997.

CHOI, H.D., R.B. FIRESTONE, R.M. LIND-STROM, G.L. MOLNAR, S.F. MUGHAB-GHAB, R. PAVIOTTI-CORCUERA, ZS.REVAY, A.TRKOV, V. ZERKIN, C.M.ZHOU, Database of Prompt Gamma Raysfrom Slow Neutron Capture for ElementalAnalysis,IAEA, Vienna,2004.

KNOLL, G.F., Radiation DetectionAnd Measu-rement,2nd Edition, John Wiley & Sons, Inc.,New York, 1989.

LAMARSH, J.R., IntroductionTo NuclearReactorTheory,Addison-WesleyPublishingCompany,New York, 1965.

SY ARIP dkk., Laporan Ana/isis KeselamatanReaktorKART/N/, Revisi 3, Pusat PenelitianNuklir Y ogyakarta- Badan Tenaga AtomNasional, Y ogyakarta,1996.

TSOULFANIDIS, N., MeasurementAnd Detectionof Radiation, HemispherePublishingCorpo-ration,New York, 1983.

Prosldlng PPI - PDIPTN 2006Pustek Akseleratordan Proses Bahan- BATAN

Yogyakarta, 10 JuJi 2006

PEMODELAN DAN MODIFIKASI BEAMPORT REAKTOR KARTINI UNTUK FASILITAS PROMPT NEUTRON ACTIVATION ANALYSISABSTRAKPENDAHULUANDASAR TEORIHASIL DAN ANALISIS PEMBAHASANKESIMPULANDAFTAR PUSTAKA

1: KE DAFTAR ISI

beam port

Documents