Penentuan laju dosis Neutron dan Gamma dari sumber Neutron AmBe dalam moderator silinder polietilen dengan program MNCP

Khoerunnisa, Nisa (2022) Penentuan laju dosis Neutron dan Gamma dari sumber Neutron AmBe dalam moderator silinder polietilen dengan program MNCP. Sarjana thesis, UIN Sunan Gunung Djati Bandung.

Preview	Text (COVER) 1_cover[1].pdf Download (27kB) | Preview
Preview	Text (ABSTRAK) 2_abstrak[1].pdf Download (271kB) | Preview
Preview	Text (DAFTAR ISI) 3_daftar_isi[1].pdf Download (193kB) | Preview
Preview	Text (BAB I) 4_bab1[1].pdf Download (288kB) | Preview
	Text (BAB II) 5_bab2[1].pdf Restricted to Registered users only Download (614kB) | Request a copy
	Text (BAB III) 6_bab3[1].pdf Restricted to Registered users only Download (483kB) | Request a copy
	Text (BAB IV) 7_bab4[1].pdf Restricted to Registered users only Download (596kB) | Request a copy
	Text (BAB V) 8_bab5[1].pdf Restricted to Registered users only Download (254kB) | Request a copy
	Text (DAFTAR PUSTAKA) 9_daftar_pustaka[1].pdf Restricted to Registered users only Download (230kB) | Request a copy

Abstract

Telah dilakukan penelitian untuk mengetahui laju dosis neutron pada suatu daerah kerja untuk menjamin keselamatan radiasi. Simulasi dilakukam menggunakan metode Monte Carlo dengan program komputer MCNP. Untuk melakukan perhitungan dengan MCNP maka dibutuhkan input berupa geometri dan sumber partikel. Setelah input jadi dan siap di running, lama waktu program harus ditentukan dengan input berupa NPS. NPS yang digunakan adalah 100.000. NPS akan menetapkan secara spesifik jumlah partikel yang hidup. Hasil dari input tersebut berupa fluks neutron sebagai fungsi jarak yang ditampilkan dalam bentuk grafik dengan persamaan eksponensial yang memiliki nilai kesesuaian R=0.9927, untuk nilai x ~ 0 nilai φ = 218.14 neutron/cm2.sec. Semakin jauh dari sumber maka nilai fluks neutron juga semakin berkurang, hal ini disebabkan akibat proses tumbukan dengan materi menyebabkan fluks semakin berkurang.

Actions (login required)

View Item