JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
DESIGN, IMPLEMENTATION AND VERIFICATION OF SOFTWARE CODE FOR RADIATION DOSE ASSESSMENT BASED ON SIMPLE GENERIC ENVIRONMENTAL MODEL
Full text linkRadiation dose assessment to determine the potential of radiological impacts of various installations within nuclear facility complex is necessary to ensure evironmental and public safety. A simple generic model-based method for calculating radiation doses caused by the release of radioactive substances into the environment has been published by the International Atomic Energy Agency (IAEA) as the Safety Report Series No. 19 (SRS-19). In order to assist the application of the assessment method and a basis for the development of more complex assessment methods, an open-source based software code has been designed and implemented. The software comes with maps and is very easy to be used because assessment scenarios can be done through diagrams. Software verification was performed by comparing its result to SRS-19 and CROM software calculation results. Dose estimated by SRS-19 are higher compared to the result of developed software. However, these are still acceptable since dose estimation in SRS-19 is based on conservative approach. On the other hand, compared to CROM software, the same results for three scenarios and a non-significant difference of 2.25% in another scenario were obtained. These results indicate the correctness of our implementation and implies that the developed software is ready for use in real scenario. In the future, the addition of various features and development of new model need to be done to improve the capability of software that has been developed.Keywords: Radiation dose assessment, software code, radioactive discharge, environment, IAEA SRS-19. PERANCANGAN, IMPLEMENTASI DAN VERIFIKASI PERANGKAT LUNAK UNTUK KAJIAN DOSIS RADIASI BERBASIS MODEL LINGKUNGAN GENERIK SEDERHANA. Kajian dosis radiasi untuk mengetahui potensi dampak radiologi akibat pengoperasian berbagai instalasi yang ada di dalam kawasan instalasi nuklir sangat diperlukan untuk menjamin keselamatan masyarakat dan lingkungan. Metode sederhana berbasis model lingkungan generik untuk menghitung dosis radiasi yang disebabkan oleh pelepasan zat radioaktif ke lingkungan telah diterbitkan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) sebagai Safety Report Series No. 19 (SRS-19). Untuk lebih memudahkan penerapan metode tersebut, maupun sebagai dasar kajian serta pengembangan metode yang lebih kompleks, maka dilakukan perancangan dan implementasi perangkat lunak terkait berbasis open-source. Perangkat lunak yang dibuat telah dilengkapi dengan peta serta sangat mudah digunakan karena skenario kajian dosis radiasi dapat dibuat melalui diagram. Verifikasi melalui komparasi dengan nilai hasil perhitungan di SRS-19 serta hasil perhitungan perangkat lunak CROM. Hasil komparasi dengan SRS-19 menunjukkan adanya perbedaan pada empat skenario yang diuji. Hal ini wajar karena pada SRS-19 perhitungan dilakukan dengan pendekatan konservatif sehingga nilai dosis yang dihasilkan lebih besar jika dibandingkan dengan perangkat lunak yang dikembangkan. Selanjutnya, pada komparasi dengan perangkat lunak CROM, keduanya menunjukkan hasil yang sama pada tiga skenario serta perbedaan yang tidak siginifikan yaitu sebesar 2,25% pada satu skenario. Hasil tersebut menunjukkan bahwa implementasi perangkat lunak telah berhasil dan perangkat lunak tersebut dapat digunakan untuk kajian yang nyata. Kedepannya, penambahan berbagai fitur serta pengembangan model kajian perlu dilakukan untuk meningkatkan kemampuan perangkat lunak yang telah dibuat. Kata kunci: Kajian dosis radiasi, perangkat lunak, lepasan zat radioaktif, lingkungan, IAEA SRS-1
OPTIMIZATION OF BIOLOGICAL SHIELD FOR BORON NEUTRON CAPTURE CANCER THERAPY (BNCT) AT KARTINI RESEARCH REACTOR
Full text linkA study to optimize a model of neutron radiation shielding for BNCT facility in the irradiation room has been performed. The collimator used in this study is a predesigned collimator from earlier studies. The model includes the selection of the materials and the thickness of materials used for radiation shield. The radiation shield is required to absorb leaking radiation in order to protect workers at the threshold dose of 20 mSv/year. The considered materials were barite concrete, paraffin, stainless steel 304 and lead. The leaking neutron radiation dose rates have been determined using Monte Carlo N Particle Version Extended (MCNPX) with a radiation dose limit rate that is less than 10 µSv/hour. This dose limit is in accordance with BAPETEN regulation related the threshold dose for workers, in which the working duration is 8 hours per day and 5 days per week. It is recommended that the best model for the irradiation room has a dimension 30 cm width, 30 cm length, 30 cm height and a main layer of irradiation room shielding made from the material paraffin which is 68 cm thickness on the left side and bottom of the irradiation room, 70 cm thickness on the right side of the iradiation room, 45 cm thickness on the front of the irradiation room and 67 cm thickness on the top of the irradiation room. The additional layers of 15 cm and 10 cm thickness are used along with paraffin in order to reduce the intensity of primary radiation from piercing the beamport after two primary layers. There is no neutron radiation leakage in this model.Keywords: Radiation shielding, BNCT, MCNPX, radiation dose rate, piercing beamport. OPTIMASI PERISAI RADIASI NEUTRON FASILITAS RUANGAN IRADIASI UNTUK BORON NEUTRON CAPTURE CANCER THERAPY (BNCT) DENGAN SUMBER BEAMPORT TEMBUS REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan pemodelan perisai radiasi neutron untuk fasilitas Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) pada sekeliling ruangan iradiasi. Pemodelan mencakup pemilihan bahan dan tebal yang digunakan untuk perisai radiasi. Perisai diharuskan mampu menahan radiasi yang keluar ruangan sehingga dosis radiasi berada di bawah ambang dosis bagi pekerja radiasi sebesar 20 mSv/tahun. Bahan yang dipertimbangkan adalah beton barit, paraffin, stainless steel 304 dan timbal. Perhitungan laju dosis neutron epitermal dilakukan dengan menggunakan program Monte Carlo N Particle Version Extended (MCNPX) dengan batasan laju dosis radiasi kurang dari 10 µSv/jam, sesuai dengan peraturan Kepala BAPETEN mengenai batas ambang laju dosis pekerja radiasi, dengan asumsi perhitungan waktu kerja 8 jam per hari dan 5 hari per minggu. Desain pertama dari empat desain yang telah dibuat kemudian dipilih sebagai desain yang direkomendasikan dengan laju dosis di bawah batas ambang 10 µSv/jam. Ruangan iradiasi memiliki dimensi panjang 30 cm, lebar 30 cm dan tinggi 30 cm. Lapisan utama perisai pada desain pertama berbahan paraffin setebal 68 cm pada sisi kiri dan bawah ruangan, 70 cm pada sisi kanan ruangan, 45 cm pada sisi depan ruangan dan 67 cm pada sisi atas ruangan. Paraffin setebal 15 cm dan 10 cm ditambahkan sebagai peredam intensitas radiasi primer dari beamport tembus yang masih cukup besar.Kata Kunci: perisai radiasi, BNCT, MCNPX, laju dosis radiasi, beamport tembus
PRELIMINARY STUDY ON RELAP5 SIMULATION OF DVI LINE BREAK ACCIDENT IN THE ATLAS FACILITY USING BEST ESTIMATE PLUS UNCERTAINTY METHOD
Full text linkThe Best Estimate plus Uncertainty (BEPU) is a methodology, which was introduced in the deterministic safety analysis to evaluate limitations of codes in simulating realistic plant behavior by providing quantified uncertainty bands of calculation results. It has been already widely accepted in licensing nuclear power plant by regulatory bodies of United States (USNRC), Argentina, and Canada. The uncertainty evaluation in the BEPU method is performed by different approaches such as GRS, IRSN, ENUSA, AEAT, and UNIPI. Due to the complexity of other approaches, the purpose of this study is to present some key aspects of the BEPU process using the GRS methodology by selecting the ATLAS test facility to simulate 50% break of DVI line since any safety analysis performed so far was using deterministic best estimate approach only. As comparison of the best estimate simulation performed by RELAP5/SCDAP/Mod3.4, experimental data related to the event was used. After 100 simulations, the uncertainty bands of peak heater of clad temperature and primary pressure transient obtained were only in a close agreement with the experimental data in the earlier period and less than 250 seconds during the transient condition. Therefore the overall accuracy of the best estimate simulation plays a key role on the final results of the uncertainty analysis because the propagation of any discrepancy in the best estimate with the experimental data will occur throughout the simulation. After that, selecting the important parameters to be randomly generated needs to be performed carefully by studying the important phenomena related to the event analyzed and associated plant model.Keywords: best estimate plus uncertainty, DVI line break, ATLAS facility, RELAP5, simulation STUDI AWAL SIMULASI KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR DVI PADA FASILITAS ATLAS MENGGUNAKAN RELAP5 DENGAN METODE ESTIMASI TERBAIK DAN KETIDAKPASTIAN. Metode Best estimate plus uncertainty (BEPU) adalah metode analisis keselamatan deterministik yang bertujuan untuk melakukan evaluasi keterbatasan program perhitungan dalam mensimulasikan sifat-sifat fisis instalasi secara realistik dengan mengkuantifikasi rentang ketidakpastian dari hasil perhitungan. Metode tersebut telah diterima secara luas dalam perijinan PLTN oleh badan pengatur dunia seperti di Amerika (USNRC), di Argentina, dan Kanada. Evaluasi ketidakpastian dalam metode BEPU dilakukan dengan beberapa metode yang berbeda seperti GRS, IRSN, ENUSA, AEAT, dan UNIPI. Atas dasar kompleksitas metode-metode yang lain, tujuan makalah ini adalah untuk menggambarkan aspek penting dari proses BEPU dengan metode GRS dengan melakukan simulasi putusnya jalur DVI sebesar 50% luasan pada fasilitas ATLAS karena analisis keselamatan yang dilakukan selama ini baru berupa perkiraan terbaik secara deterministik. Sebagai perbandingan dari simulasi perkiraan terbaik yang dilakukan dengan RELAP5/SCDAP/Mod3.4 digunakan data-data eksperimen yang telah terdokumentasi. Setelah dilakukan 100 simulasi, rentang ketidakpastian dari transien temperatur puncak kelongsong pemanas dan tekanan primer hanya mendekati data eksperimen pada 250 detik di periode awal. Oleh karena itu keakuratan dari simulasi perkiraan terbaik secara keseluruhan memiliki peranan penting pada hasil akhir dari analisis ketidakpastian karena perambatan perbedaan dengan data eksperimen akan terus terjadi selama simulasi. Setelah itu, pemilihan parameter yang penting untuk dikembangkan secara random harus dilakukan secara cermat dengan mempelajari fenomena-fenomena penting yang terkait dengan kejadian yang dianalisis dan model instalasinya.Kata kunci: perkiraan terbaik dan ketidakpastian, putusnya jalur DVI, fasilitas ATLAS, RELAP5, simulas
INVESTIGATION OF RDE THERMAL PARAMETERS CHANGES IN RESPONSE TO LONG-TERM STATION BLACK OUT
Full text linkDue to long-term station black out (SBO) of the RDE (Experimental Power Reactor), the residual heat from the core will be removed to a residual heat removal system (RHRS). The objective of this study is to know the transient characteristic of RDE thermal parameters in response to the loss of residual heat removing ability for long-term. To achieve this objective, an analysis model of reactor thermal parameters changes during SBO, using Matlab program to simulate heat transfer equations of conduction, convection and radiation has been performed. Using this program, the changes of RDE thermal parameters until 800 hours after reactor trip have been analyzed. It is concluded that, in long-term SBO condition, the reactor is still safe with the maximum core temperature of 1140°C, which is still far under the safety limit of 1600°C as stated in the design criteria. More attentions are needed to be taken with the increasing of concrete temperature up to 600°C when the water storage is empty. Therefore, the availability of water in the RHRS shall absolutely be maintained.Keywords: experimental power reactor, residual heat removal, transient, Matlab. INVESTIGASI PERUBAHAN PARAMETER TERMAL RDE PADA KONDISI KEHILANGAN CATU DAYA LISTRIK DALAM JANGKA PANJANG. Akibat kehilangan catu daya listrik luar pada Reaktor Daya Eksperimental (RDE), panas sisa dari reaktor dibuang ke suatu sistem pembuang panas sisa. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakteristik transien parameter termal RDE ketika terjadi kegagalan pembuangan kalor sisa tersebut dalam jangka panjang. Untuk mencapai tujuan tersebut telah disusun model analisis perubahan parameter termal reaktor ketika terjadi Station Black Out (SBO) menggunakan pemrograman Matlab dengan melibatkan persamaan-persamaan perpindahan kalor secara konduksi, konveksi dan radiasi. Dengan menggunakan program ini perubahan parameter termal RDE hingga 800 jam setelah reaktor trip telah dianalisis. Disimpulkan bahwa pada kondisi SBO dalam jangka panjang tersebut, reaktor masih tetap aman dengan temperatur maksimum teras sebesar 1140 °C, yaitu masih jauh di bawah batas aman 1600 °C yang telah ditetapkan dalam kriteria desain. Perlu diperhatikan adanya peningkatan temperatur beton hingga 600 °C jika air pendingin sudah habis. Oleh karena itu, ketersediaan air pendingin di sistem pembuang panas sisa mutlak harus dijaga.Kata kunci: reaktor daya eksperimental, pembuang panas sisa, transien, Matlab
CALCULATION OF BNCT DOSIMETRY FOR BRAIN CANCER BASED ON KARTINI RESEARCH REACTOR USING PHITS CODE
Full text linkCancer is a dangerous disease caused by the growth of a mass of cells that are unnatural and uncontrollable. Glioblastoma, also called as glioblastoma multiforme (GBM), is one of dangerous brain cancer. The dismal prognosis associated with glioblastoma is attributable not only to its aggressive and infiltrative behavior, but also to its location typically deep in the parenchyma of the brain. In resolving this chalenge, the BNCT method can be a solution. This study aims to calculate BNCT dosimetry in different of cancer positions and irradiation geometries using PHITS code. The results show that the deeper the cancers target at brain the slower the total absorbed dose rate of cancer target. It takes a longer treatment time. Based on the treatment time and total absorbed dose rate of cancer target, the TOP irradiation geometry is an appropriate choice in treating the cancer target in this case. To achieve the histopathological cure of GBM at the primary site, the absorbed dose of brain was calculated to be 1.07 Gy and 1.64 Gy for the LLAT and PA irradiation geometry, respectively. While, for cancer position of 3 cm, 5 cm, 7.15 cm, 9 cm, and 11 cm, the absorbed dose of brain is 0.25 Gy, 0.48 Gy, 0.85 Gy, 1.33 Gy, and 2.01 Gy, respectively. In addition to the stochastic effect, it was found also deterministic effects that may be produced such as cataracts.Keywords: BNCT dosimetry; GBM; brain cancer cases; PHITS; MIRD phantom PERHITUNGAN DOSIMETRI BNCT PADA KANKER OTAK BERBASIS REAKTOR RISET KARTINI MENGGUNAKAN PROGRAM PHITS. Kanker merupakansalahsatu penyakit berbahaya yang diakibatkan oleh tumbuhnya sekumpulan massa sel-sel yang tidak wajar dan tidak terkendali. Salah satu penyakit kanker otak yang berbahaya adalah Glioblastoma atau yang biasa disebut Glioblastoma Multiforme (GBM). Prognosis suram terkait dengan GBM tidak hanya untuk perilaku agresif dan infiltrasi, tetapi juga terhadaplokasi yang jauh di dalam parenkim otak. Untuk menjawab hal tersebut, Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) dapat menjadi solusi. Penilitian ini bertujuan untuk menghitung dosimetri BNCT dalam berbagai posisikan kerdan geometri penyinaran dengan menggunakan program PHITS. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa semakin dalam target kanker di otak maka semakin kecil total laju dosis serap dari target kanker. Semakin dalam target kanker di otak dibutuhkan waktu pengobatan yang semakin lama. Berdasarkan waktu pengobatan dan laju dosis serap dari target kanker, bidang penyinaran TOP merupakan pilihan yang tepat dalam mengobati target kanker dalam kasus ini. Untuk mencapai penyembuhan GBM secara histopatologis di lokasi utama, dosis serap dari otak dihitung berturut-turut sebesar 1,07 Gy dan 1,64 Gy untuk bidang penyinaran LLAT dan PA. Sedangkan, untuk posisi kanker 3 cm, 5 cm, 7,15 cm, 9 cm, dan 11 cm, berturut-turut dosis serap dari otak adalah 0,25 Gy, 0,48 Gy, 0,85 Gy, 1,33 Gy, and 2,01 Gy. Selain adanya efek stokastik, ditemukan juga efek deterministik yang mungkin dihasilkan seperti katarak.Kata kunci: Dosimetri BNCT, GBM, kasuskankerotak, geometripenyinaran, posisikanker, ORNLMIRD phantom
OPTIMIZATION OF A NEUTRON BEAM SHAPING ASSEMBLY DESIGN FOR BNCT AND ITS DOSIMETRY SIMULATION BASED ON MCNPX
Full text linkThis article involves two main objectives of BNCT system. The first goal includes optimization of 30 MeV Cyclotron-based Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) beam shaping assembly. The second goal is to calculate the neutron flux and dosimetry system of BNCT in the head and neck soft tissue sarcoma. A series of simulations has been carried out using a Monte Carlo N Particle X program to find out the final composition and configuration of a beam shaping assembly design to moderate the fast neutron flux, which is generated from the thick beryllium target. The final configuration of the beam shaping assembly design includes a 39 cm aluminum moderator, 8.2 cm of lithium fluoride as a fast neutron filter and a 0.5 cm boron carbide as a thermal neutron filter. Bismuth, lead fluoride, and lead were chosen as the aperture, reflector, and gamma shielding, respectively. Epithermal neutron fluxes in the suggested design were 2.83 x 109 n/s cm-2, while other IAEA parameters for BNCT beam shaping assembly design have been satisfied. In the next step, its dosimetry for head and neck soft tissue sarcoma is simulated by varying the concentration of boron compounds in ORNL neck phantom model to obtain the optimal dosimetry results. MCNPX calculation showed that the optimal depth for thermal neutrons was 4.8 cm in tissue phantom with the maximum dose rate found in the GTV on each boron concentration variation. The irradiation time needed for this therapy were less than an hour for each level of boron concentration.Keywords: Optimization, Beam Shaping Assembly, BNCT, Dosimetry, 30 MeV Cyclotron, MCNPX. OPTIMASI DESAIN KOLIMATOR NEUTRON UNTUK SISTEM BNCT DAN UJI DOSIMETRINYA MENGGUNAKAN PROGRAM MCNPX. Telah dilakukan penelitian tentang sistem BNCT yang meliputi dua tahapan simulasi dengan menggunakan program MCNPX yaitu uji simulasi untuk optimasi desain kolimator neutron untuk sistem BNCT berbasis Siklotron 30 MeV dan uji simulasi untuk menghitung fluks neutron dan dosimetri radiasi pada kanker sarkoma jaringan lunak pada leher dan kepala. Tujuan simulasi untuk mendapatkan desain kolimator yang paling optimal dalam memoderasi fluks neutron cepat yang dihasilkan dari sistem target berilium sehingga dapat dihasilkan fluks neutron yang sesuai untuk sistem BNCT. Uji optimasi dilakukan dengan cara memvariasikan bahan dan ketebalan masing-masing komponen dalam kolimator seperi reflektor, moderator, filter neutron cepat, filter neutron thermal, filter radiasi gamma dan lubang keluaran. Desain kolimator yang diperoleh dari hasil optimasi tersusun atas moderator berbahan Al dengan ketebalan 39 cm, filter neutron cepat berbahan LiF2 setebal 8,2 cm, dan filter neutron thermal berbahan B4C setebal 0,5 cm. Untuk reflektor, filter radiasi gamma dan lubang keluaran masing-masing menggunakan bahan PbF2, Pb dan Bi. Fluks neutron epithermal yang dihasilkan dari kolimator yang didesain adalah sebesar 2,83 x 109 n/s cm-2 dan telah memenuhi seluruh parameter fluks neutron yang sesuai untuk sistem BNCT. Selanjutnya uji simulasi dosimetri pada kanker sarkoma jaringan lunak pada leher dan kepala dilakukan dengan cara memvariasikan konsentrasi senyawa boron pada model phantom leher manusia (ORNL). Selanjutnya model phantom tersebut diiradiasi dengan fluks neutron yang berasal dari kolimator yang telah didesain sebelumnya. Hasilnya, fluks neutron thermal mencapai nilai tertinggi pada kedalaman 4,8 cm di dalam model phantom leher ORNL dengan laju dosis tertinggi terletak pada area jaringan kanker. Untuk masing-masing variasi konsentrasi senyawa boron pada model phantom leher ORNL supaya dapat mematikan jaringan kanker, membutukan waktu iradiasi neutron kurang dari satu jam.Kata kunci: Optimasi, Kolimator, BNCT, Dosimetri, Siklotron 30 MeV, MCNP