POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)

Transkripsi

1 POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP) TAHUN PELAJARAN 2016/2017 Yunita Anggraini 1), Riyatun 2), Azizul Khakim 3) 1) Mahasiswa Prodi Fiska, FMIPA Universitas Sebelas Maret 2) Dosen Prodi Fisika, FMIPA Universitas Sebelas Maret 3) Bidang PRND, PPSTPIBN, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta Alamat Korenspondensi: nita@student.uns.ac.id ABSTRAK Penelitian dilakukan bertujuan untuk menganalisa produksi radioisotop Molybdenum-99 ( 99 Mo) pada pada reaktor sistem Subcritical Assembly for Molybdenumm-99 Production (SAMOP). Penelitian dilakukan menggunakan softwere Monte Carlo Nano Particle extended Version (MCNPX) untuk mensimulasikan partikel dan menampilakan geometri teras reaktor SAMOP. Geometri teras reaktor yang dimodelkan mengacu pada proyek pengembangan SAMOP oleh BAPETEN. Bahan bakar uranil nitrat berupa larutan campuran uranium dengan air dibuat dengan pengayaan tetap sebesar 19,75%. Ada 8 tabung dalam teras yang berisi bahan bakar. Pendingin reaktor terbuat dari air, reflektor terbuat dari grafit, batang kendali terbuat dari boron karbida. Hasil dari penelitian ini adalah: (1) koefisien reaktivitas (k eff ) dari variasi konsentrasi uranium yang diperoleh dari proses running, (2) Produksi Mo-99 yang diperoleh dari burn-up (daya 600 watt) selama 5 hari, (3) aktivitas peluruhan Mo-99 dalam satuan 6-day Ci. Kata kunci: sistem SAMOP, MCNPX, koefisien reaktivitas, aktivitas ABSTRACT The research was conducted to analyze the production of radioisotope Molybdenum-99 (99Mo) on the reactor of the Subcritical Assembly for Molybdenumm-99 Production (SAMOP) system. The study was conducted using Monte Carlo Nano Particle extended Version (MCNPX) softwere to simulate particles and display the geometry of the SAMOP reactor core. The reactor core geometry modeled refers to the SAMOP development project by BAPETEN. The uranium nitrate fuel is a solution of uranium mixture with water prepared with a fixed enrichment of 19.75%. There are 8 tubes in the patio containing the fuel. The reactor coolant is made of water, the reflector is made of graphite, the control rod is made of boron carbide. The results of this study were: (1) reactivity coefficient (keff) of uranium concentration variations obtained from running process, (2) Mo-99 production obtained from burn-up (power 600 watts) for 5 days, (3) activity Mo-99 decay in 6-day units Ci. Keywords: SAMOP system, MCNPX, reactivity coefficient, activity

2 2 PENDAHULUAN Keberhasilan terapi suatu penyakit salah satunya ditentukan oleh keakuratan diagnosis. Atas dasar ini maka metode diagnostik harus selalu dikembangkan agar semakin akurat. Salah satu pemanfaatan teknologi nuklir untuk diagnostik medis adalah menggunakan radiofarmaka sebagai perunut (tracer). Dengan metode nuklir, dapat ditampilkan organ dalam tubuh secara real time 4 dimensi, penampakan 3 dimensi plus keadaan dinamisnya. Radiofarmaka yang paling banyak digunakan untuk tracer adalah Tc- 99*. Nuklida ini merupakan hasil peluruhan Mo-99. Diperkirakan radiofarmaka Tc-99* digunakan lebih dari 85% di semua klinik kedokteran nuklir [2]. Radionuklida Mo-99 sangat ideal digunakan sebagai tracer. Mo- 99 mempunyai waktu paruh 66 jam. Anak luruh yang dihasilkan sebanyak 87,5% metastabil Tc-99* dan 12,5% isotop Tc-99 stabil. Isotop Tc-99* merupakan nukilda pemancar gamma dengan aktivitas rendah, yakni 140 KeV, dengan waktu paruh 6 jam. Dengan energi serendah ini praktis tidak membahayakan pasien namun masih dapat dengan mudah dideteksi. Selain itu, Mo-99 maupun Tc-99 tidak bersifat racun bagi tubuh serta waktu paruhnya yang relatif singkat sehingga radiasinya cepat habis dan segera keluar tubuh melalui sekresi. Ada dua cara yang dapat digunakan untuk menghasilkan Mo- 99, yaitu dengan memilah hasil reaksi fisi U-235 dan melalui reaksi aktivasi neutron nuklida Mo-98. Cara pertama, fisi U-235 menghasilkan Mo-99 sekitar 6,1 % dari total produk fisi, terbesar bila dibandingkan dengan hasil fisi lainnya [1]. Peluang mendapatkan Mo-99 cukup tinggi dibanding dengan yang diperoleh menggunakan metode aktivasi, karena reaksi aktivasi Mo-98 hanya menghasilkan Mo-99 sekitar 1% saja. Namun, cara pertama hanya bisa dilaksanakan menggunakan reaktor nuklir sedangkan cara ke dua dapat dilakukan dengan sederhana. Saat ini ketersediaan Mo-99 di pasar internasional sedang kekurangan stock sehingga harganya meningkat [2]. Hal ini dikarenakan beberapa reactor penghasil utama sedang dalam keadaan tidak

3 3 beroperasi akibat dari kebijakan IAEA. Reaktor nuklir tersebut biasanya dioperasikan dengan tingkat pengayaan U-235 di atas 20%. IAEA menyaratkan batas maksimum pengayaan adalah 20%. Dengan demikian reactor harus diubah disainnya agar sesuai dengan keputusan IAEA.. Indonesia sangat berpotensi menjadi negara penghasil Mo-99. Di Pusat Sains dan Teknologi Akselerator (PSTA) BATAN Yogyakarta sudah tersedia system SAMOP. Selama ini SAMOP tidak pernah dimanfaatkan. Pada awalnya, SAMOP digunakan untuk pendidikan dan pelatihan sebelum reactor Kartini dibuat. Dengan demikian, sangat menguntungkan bila fasilitas ini bisa digunakan untuk memproduksi Mo- 99 karena tidak memerlukan investasi BAPETEN. Dengan melakukan variasi konsentrasi uranium guna mendaptkan nilai k eff yang subkritis sama dengan 0,99 dan mendapatkan nilai k eff sebelum dan sesudah batang kendali disisipkan. Ketetapan nilai keff sebesar 0,99 berdasarkan ketetapan nilai pada proyek pengembangan SAMOP oleh BAPETEN. Produksi Mo-99 diperoleh setelah melakukan perhitungan burn-up dan dianalisis nilai aktivitasnya. apapun [3]. Penelitian dilakukan dengan mensimulasikan geometri teras reaktor SAMOP dan melakukan perhitungan nuklir menggunakan software Monte Carlo N Particle extended (MCNP-X). Desain teras reaktor mengacu pada proyek pengembangan SAMOP oleh

4 4 METODE PENELITIAN Metode yang digunakan dalam penelitian adalah metode simulasi Reaktor SAMOP menggunakan software MCNPX. Parameter reaktor dibuar dengan mengacu pada geometri proyek pengembangan SAMOP oleh P2STPIBN BAPETEN yang ditunjukkan oleh tabel 1. Tabel 1. Parameter AHR Tahap pertama adalah pembuatan geometri reaktor, input penyususnan material. Reaktor SAMOP hanya dimodelkan pada bagian terasnya saja sedangkan bagian penunjang seperti sistem pompa sirkulasi pendingin dan kaki penyangga tidak dimodelkan seperti yang ditunjukkan oleh gambar 1. (a) (b) Gambar 1. Geometri SAMOP (a) Bidang XZ; (b) Bidang XY Berdasarkan gambar 1, sel berwarna merah adalah bahan bakar, sel berwarna biru tua adalah batang kendali, sel berwarna kuning adalah reflektor, sel berwarna biru muda adalah udara, sel berwarna hijau adalah air sebagai pendingin, dan sel berwarna hijau adalah void. Tahap selanjutnya adalah variasi konsentrasi larutan uranil nitrat sehingga diperoleh kondisi subkritis namun dengan hasil Mo-99 yang paling optimal. Akan ditentukan konsentrasi mana yang sebaiknya dipakai dalam proses burn-up dengan mengacu pada k eff yang dihasilkan sebesar 0,99. Kemudian dilakukan perhitungan burn-up produksi Mo-99 selama 5 hari dan juga dihitung peluruhan Mo-99 selama 6 hari.

5 5 HASIL DAN PEMBAHASAN 1. Nilai dari Variasi Konsentrasi larutan Uranil Nitrat Variasi konsentrasi dipilih daripada variasi pengayaan karena proses pengayaan yang susah yaitu dalam hal pemisahan U-235 dari komponen isotop lain penyusun bahan bakar. Sedangkan pada variasi konsentrasi hanya perlu menambahkan larutan dalam komposisi bahan bakar. Pada konsentrasi 300 gru/cm 3 k eff =0,99. dihasilkan 2. Produksi 99 Mo dari hasil Burn Up Dari hasil proses burn-up diperolehkan aktivitas mo-99 yang dihasilkan dari reaktor subkritis untuk sistem SAMOP. Seperti yang ditunjukkan oleh gambar 2. Gambar 2. Grafik perbandingan aktivitas Mo-99 dengan pertambahan hari Seandainya produksi Mo-99 terjadi tanpa adanya peluruhan, maka jumlah atom Mo-99 yang dihasilan juga akan semakin meningkat. Namun pada kenyataanya proses produksi Mo-99 diiringi oleh peristiwa peluruhan. Sehingga ketika inti Mo-99 yang diproduksi sama dengan besar inti yang meluruh maka akan diperoleh jumlah yang tersisa besarnya konstant meskipun waktunya bertambah. Kondisi tersebut dinamakan dengan kondisi

6 6 kesetimbangan. Namun pada penelitian yang telah dilakukan waktu burn-up hanya dibatasi selama 5 hari pada sistem SAMOP. Sehingga dianggap hari ke 5 adalah waktu optimum untuk mengekstrak Mo Peluruhan 99 Mo Setelah Mo-99 diekstrak pada ativitas 22 Ci maka akan meluruh secara eksponensial yang ditunjukkan pada gambar 3. maka diperoleh aktivitas Mo-99 sebesar 4,86 6-day Ci. SIMPULAN DAN SARAN Pada konsentrasi 300 gru/cm 3 nilai k eff yang dihasilkan 0,99. Setelah dilakukan proses Burn-up selama 5 hari pada reaktor SAMOP menghasilkan jumlah inti yang semakin meningkat setiap harinya. SAktivitas Mo-99 setelah diekstrak selama 6 hari sebesar 4,86 6-day Ci Gambar 3. Grafik peluruhan Mo-99 Dengan adanya grafik peluruhan tersebut dimaksudkan agar dapat memperkirakan aktivitas Mo- 99 pada hari tertentu setelah diekstrak pada sistem SAMOP. Dimana diketahui bahwa Mo-99 mempunyai waktu paruh 65,94 jam atau setara dengan 2,7 hari. Sehingga dengan menggunakan persamaan peluruhan DAFTAR PUSTAKA [1] IAEA. (2006). Homogeniuous aquaeous solution nuclear reactor for the production of mo-99 and other short lived radioisotop. IAEA TECDO Report September, Vienna, Austria. [2] Prabudi, C., Widiharto, A., Sihana. (2013). Pengaruh tetinggian larutan bahan bakar pada kekritisan aquaeous homogeneous reactor. TEKNOFISIKA, Vol.2(2) Edisi Mei. [3] Setiadipura, T., Saragi, E. (2007). Neutronic aspect of subcritical sssembly for mo-99 production (samop) reactor. Computational Division PPIN-BATAN, [4] Syarip, Sutondo, T., Sarjono, Y. (2006). Aspek safeguard dan proteksi fasilitas perangkat subkritis SAMOP. Seminar Keselamatan Nuklir,