Analisis Kontainer Berbentuk Kubus Terbuat dari Bahan Depleted Uranium dan SS304 untuk Penyimpanan Limbah Radioaktif Cobalt-60 Pesawat Teleterapi dengan Variasi Konfigurasi Penyusunan Sumber

MULAT KAHANAN, Dr.-Ing. Ir. Kusnanto; Sita Gandes Pinasti, S.T., M.Sc.

2022 | Skripsi | S1 TEKNIK NUKLIR

Penggunaan telecobalt menghasilkan limbah Co-60 yang berjenis LRST (Limbah Radioaktif Sumber Tertutup). Limbah Co-60 biasanya memiliki aktivitas dibawah 3000 Ci dan dilimbahkan bersamaan dengan head. Saat ini, kontainer penyimpanan limbah telecobalt di Indonesia belum ada yang komersial. Permasalahan tersebut melatarbelakangi penelitian ini yaitu pra rancangan kontainer penyimpanan limbah sumber radiasi Co-60 dengan berbagai konfigurasi penyusunan sumber. Pada penelitian ini, depleted uranium sebagai bahan perisai dan SS304 sebagai bahan dinding kontainer dianalisis ketebalannya. Data ketebalan tersebut digunakan untuk pra rancangan kontainer penyimpanan limbah sumber radiasi Co-60. Ketebalan DU dan SS304 ditentukan menggunakan persamaan laju dosis dan dianalisis berdasarkan sifat mekanik material. Kontainer dimodelkan dalam software MicroShield (MS) dan dihitung laju dosisnya. Pada penelitian ini juga dilakukan perbandingan hasil perhitungan laju dosis antara MCNP dan MS. Ketebalan kontainer untuk setiap konfigurasi sudah memenuhi ketentuan karena laju dosis tidak melebihi 2 mSv/jam. Laju dosis tertinggi untuk kontainer 6.000 Ci didapat pada konfigurasi A sisi bawah sebesar 1,964 mSv/jam. Sementara itu, laju dosis tertinggi untuk kapasitas 12.000 Ci didapat pada konfigurasi D sisi bawah sebesar 1,947 mSv/jam. Konfigurasi paling efektif untuk kapasitas 6.000 Ci adalah konfigurasi A. Untuk kapasitas 12.000 Ci adalah kontainer konfigurasi F jika ditinjau dari kapasitas aktivitasnya. Jika ditinjau juga jumlah sumber yang dapat ditampung, maka konfigurasi D paling efektif. Hasil perhitungan laju dosis MCNP dan MS menghasilkan relative deviation lebih dari 100%.

The use of telecobalt produces Co-60 waste of the type DSRS (Disused Sealed Radioactive Sources). Cobalt-60 waste usually has an activity below 3000 Ci and discharged together with the head. Currently, there are not commercially available telecobalt waste storage containers in Indonesia. That problem is background of this research pre-design of the Co-60 radiation source waste storage container with various configurations of source composition. In this study, depleted uranium as a shielding material and SS304 as a container wall material were analyzed for thickness. The thickness data is used to pre-design the Co-60 radiation source waste storage container. The thickness of DU and SS304 was determined using the dose rate equation and analyzed based on the mechanical properties of the material. The container was modeled in MicroShield (MS) software and the dose rate was calculated. In this study, a comparison of the results of the calculation of the dose rate between MCNP and MS was carried out. The thickness of the container for each configuration has met the requirements because the dose rate does not exceed 2 mSv/hour. The highest dose rate for the 6.000 Ci container was obtained in configuration A on the lower side of 1,964 mSv/hour. Meanwhile, the highest dose rate for the capacity of 12.000 Ci was obtained at the lower side of the D configuration of 1,947 mSv/hour. The most effective configuration for a 6.000 Ci capacity is configuration A. For a capacity of 12.000 Ci it is a configuration F container when viewed from its activity capacity. If we also consider the number of sources that can be accommodated, then the D configuration is the most effective. The results of the calculation of the dose rate of MCNP and MS resulted in a relative deviation of more than 100%.

Kata Kunci : kontainer penyimpanan limbah, depleted uranium, laju dosis