SIMULASI PRODUKSI 99 Mo PADA REAKTOR HOMOGEN CAIR MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER MCNP6

(1)

SIMULASI PRODUKSI

⁹⁹

Mo PADA REAKTOR HOMOGEN CAIR MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER MCNP6

Arif Isnaeni P2STPIBN – BAPETEN email: [email protected]

ABSTRAK

SIMULASI PRODUKSI ⁹⁹Mo PADA REAKTOR HOMOGEN CAIR MENGGUNAKAN PROGRAM KOMPUTER MCNP6. Nuklida ^99mTc adalah radioisotop yang sangat bermanfaat dalam prosedur diagnostik kedokteran nuklir. ^99mTc dihasilkan dari peluruhan ⁹⁹Mo. Saat ini sebagian besar ⁹⁹Mo diproduksi dengan iradiasi ²³⁵U dalam reaktor nuklir. ⁹⁹Mo sebagian besar adalah hasil fisi target iradiasi ²³⁵U dengan persentasi hasil fisi sekitar 6,1%. Sebagian kecil ⁹⁹Mo dihasilkan dari aktivasi neutron ⁹⁸Mo. Sistem produksi ⁹⁹Mo dalam reaktor homogen menawarkan metode yang lebih baik, karena semua ⁹⁹Mo dapat diekstraksi dari larutan bahan bakar. Larutan bahan bakar reaktor pada awalnya terdiri dari uranil nitrat dilarutkan dalam air. Tidak ada pemisahan target dan bahan bakar di reaktor homogen, tidak ada bahan bakar bekas yang dihasilkan dari reaktor ini. Pada penelitian ini akan dilakukan simulasi produksi ⁹⁹Mo pada reaktor homogen menggunakan program komputer MCNP6, untuk mengetahui jumlah produksi ⁹⁹Mo dengan menggunakan reaktor homogen. Produksi

99Mo meningkat dan kemudian mencapai titik jenuh pada hari ke-15 operasi reaktor sebesar 10⁴ Ci. Dari grafik peluruhan diperoleh aktivitas ⁹⁹Mo sebesar 2.2 x 10³ 6-day Ci.

Kata kunci: ⁹⁹Mo, uranil nitrat, reaktor homogen, MCNP6.

ABSTRACT

99Mo PRODUCTION SIMULATION OF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR USING MCNP6 COMPUTER CODE. ^99mTc is very useful radioisotope in nuclear medicine diagnostic procedure. ^99mTc is produced from ⁹⁹Mo decay. Currently, most of ⁹⁹Mo is produced by irradiating ²³⁵U in the nuclear reactor. ⁹⁹Mo is mostly results of ²³⁵U target fission reaction with a fission yield about 6.1%. Small amount of ⁹⁹Mo is created from ⁹⁸Mo neutron activation. ⁹⁹Mo production system in the aqueous homogeneous reactor offers a better method, because all of the ⁹⁹Mo can be extracted from the fuel solution. Fresh reactor fuel solution consists of uranyl nitrate dissolved in water. There is no separation of target and fuel in aqueous homogeneous reactor, the target and fuel become one liquid solution, there is no spent fuel generated from this reactor. In this research was ⁹⁹Mo production simulation on homogeneous reactor using MCNP6 computer code to know the amount of

99Mo production by using homogeneous reactor. Production of ⁹⁹Mo was increasing and then reached saturation on the 15^th day of reactor operation with amount 10⁴ Ci. From the decay graph obtained ⁹⁹Mo activity of 2.2 x 10³ 6-day Ci.

Keyword: ⁹⁹Mo, uranyl nitrate, homogeneous reactor, MCNP6.

PENDAHULUAN

Radioisotop ^99mTc sangat bermanfaat dalam prosedur diagnostik medis, ^99mTc digunakan pada hampir 80% dari seluruh prosedur kedokteran nuklir [1]. ^99mTc dihasilkan dari peluruhan ⁹⁹Mo, karena umur paronya yang pendek dari ^99mTc (6,0058 jam) kita tidak mengirim ^99mTc ke rumah sakit di seluruh dunia, tapi kita mengirim ⁹⁹Mo yang memiliki umur paro lebih panjang (65,94 jam). Total produksi dan penggunaan ⁹⁹Mo di seluruh dunia adalah sekitar 400 TBq / minggu [2]. Permintaan global untuk ^99mTc akan terus meningkat dengan peningkatan rata-rata 3-8% [3].

Pengayaan Uranium turun dari ~ 90% menjadi ~19.8% mengakibatkan perlunya modifikasi pada proses operasi untuk mengkompensasi penurunan ⁹⁹Mo yang dihasilkan [4].

Penurunan pengayaan Uranium dikarenakan oleh perjanjian non-proliferasi nuklir.

Saat ini sebagian besar ⁹⁹Mo diproduksi di reaktor riset dan reaktor produksi isotop dengan metode iradiasi target yang mengandung bahan fisil ²³⁵U diperkaya [5]. ⁹⁹Mo diekstraksi menggunakan proses asam [6], proses ini menghasilkan limbah. ⁹⁹Mo sebagian besar dihasilkan oleh reaksi fisi target ²³⁵U dengan persentase jumlah atom hasil fisi sekitar

(2)

6,1%. Sebagian kecil itu dihasilkan dari aktivasi neutron ⁹⁸Mo, ⁹⁸Mo dihasilkan dari reaksi fisi target ²³⁵U.

Gambar 1.Produksi ⁹⁹Mo

Sistem produksi ⁹⁹Mo dalam reaktor homogen merupakan metode yang efektif, karena semua ⁹⁹Mo dapat diekstraksi dari larutan bahan bakar reaktor. Salah satu reaktor homogen yang telah dibangun, reaktor tersebut dioperasikan hampir setiap hari sebagai sumber neutron dari tahun 1951 sampai penonaktifan pada tahun 1974, 23 tahun operasi yang aman dan handal [7]. Larutan bahan reaktor terdiri dari uranil nitrat yang dilarutkan dalam air. Tidak ada pemisahan target dan bahan bakar di reaktor homogen, target dan bahan bakar menjadi satu kesatuan larutan cair, sehingga tidak ada bahan bakar bekas yang dihasilkan dari reaktor ini, setelah ekstraksi ⁹⁹Mo dari larutan bahan bakar reaktor, sisa ekstraksi akan dikembalikan ke teras reaktor sebagai larutan bahan bakar.

Beberapa kelebihan dari reaktor homogen untuk produksi isotop kedokteran nuklir adalah biaya yang rendah, massa kritis kecil (daya rendah), penanganan bahan bakar sederhana, karakteristik pengolahan dan pemurnian, dan keselamatan pasif yang melekat [8]. Volume void yang diciptakan oleh gelembung di larutan bahan bakar akan memberikan reaktivitas umpan balik negatif yang kuat [9].

Pada penelitian ini akan dilakukan simulasi produksi ⁹⁹Mo pada reaktor homogen menggunakan program komputer MCNP6, untuk mengetahui jumlah produksi ⁹⁹Mo dengan menggunakan reaktor homogen.

METODOLOGI

Berikut parameter reaktor dalam penelitian ini:

Tabel 1. Parameter Teras Reaktor

Parameter Nilai

Daya Reaktor (termal) 200 kW

Bahan Bakar Uranil Nitrat

Pengayaan 19,75 %

Diameter Teras (cm) 30

Temperatur Bahan Bakar (K) 300

Tinggi Reaktor (cm) 100

Bejana Reaktor Baja nirkarat-304

Tebal Bejana (cm) 0.5

Reflektor (radial) Berilium Ketebalan Reflektor (cm) 30

Tabel 2. Baja nirkarat-304 [10]

Nuklida atom/barn.cm

Chromium 1.74 × 10^-2

Manganese 1.52 × 10^-3

Produk Fisi ²³⁵U

Aktivasi

98Mo

99Mo ^99mTc ⁹⁹Tc

6.0058 jam 65.94 jam

β⁻

γ

(3)

Nickel 8.51 × 10^-3

Perhitungan kerapatan atom bahan bakar:

Suatu atom dapat terdiri dari beberapa isotop. Perbedaan massa isotop dapat mempengaruhi massa atom rata-rata, dijelaskan pada persamaan [11]:

Dimana :

= massa atom rata-rata (gr/mol) = fraksi berat isotop 1

= fraksi berat isotop 2 = fraksi berat isotop i = massa atom isotop 1 = massa atom isotop 2 = massa atom isotop i

Jika diketahui suatu isotop memiliki densitas ρ (gr/cc) dan massa isotop A (gr/mol), maka densitas atom dinyatakan dengan persamaan [11]:

Dimana :

= densitas atom (atom/cc) = densitas material (gr/cc)

= bilangan Avogadro

= 6,02×10²³ (atom/mol) = massa atom (gr/mol)

Fraksi atom dapat dihitung menggunakan rumus berikut [11]:

Dimana

afi = fraksi atom isotop i wfi = fraksi berat isotop i Ᾱ = berat atom rerata (g/mol)

Ai = fraksi berat atom isotop i (g/mol)

Tabel 3.Densitas atom bahan bakar baru.

Isotop atom/barn.cm

235U 1.26504531144E-04

238U 5.07525204789E-04

16O 3.34878465916E-02

14N 1.26805947187E-03

1H 5.68312174084E-02

(4)

HASIL DAN PEMBAHASAN

Model geometri reaktor dapat dilihat pada Gambar 2:

Gambar 2. Model geometri reaktor, irisan reaktor dari samping (kiri) dan dari atas (kanan).

Reaktor terdiri atas larutan uranil nitrat dalam air (merah), bejana reaktor (biru), reflektor berilium (kuning).

Gambar 3. Total produksi ⁹⁹Mo di dalam teras reaktor.

Pada Gambar 3 dapat dilihat bahwa produksi ⁹⁹Mo meningkat dan kemudian mencapai titik jenuh pada hari ke-15. hal ini dikarenakan laju produksi ⁹⁹Mo sama dengan laju peluruhan ⁹⁹Mo. Titik jenuh terjadi pada total produksi ⁹⁹Mo sebesar 10⁴ Ci.

Gambar 4. Grafik peluruhan Mo-99

Apabila ⁹⁹Mo diektrak pada hari ke-15 maka didapatkan ⁹⁹Mo dengan aktivitas 10⁴Ci.

Setelah itu aktivitas ⁹⁹Mo akan meluruh secara eksponensial, Aktivitas ⁹⁹Mo ditunjukkan pada Gambar 4.

Grafik peluruhan tersebut dapat digunakan untuk memperkirakan aktivitas ⁹⁹Mo pada hari tertentu setelah proses ekstaksi dari larutan bahan bakar. Sebagaimana diketahui ⁹⁹Mo

(5)

memiliki waktu paruh 65,94 jam. Sehingga dengan menggunakan grafik peluruhan maka diperoleh aktivitas ⁹⁹Mo sebesar 2.2 x 10³ 6-day Ci.

KESIMPULAN

Telah dilakukan simulasi produksi ⁹⁹Mo pada reaktor homogen (aqueous homogeneous reactor) menggunakan program komputer MCNP6. Bahan bakar yang digunakan adalah uranil nitrat. Produksi ⁹⁹Mo meningkat dan kemudian mencapai titik jenuh pada hari ke-15. hal ini dikarenakan laju produksi ⁹⁹Mo sama dengan laju peluruhan ⁹⁹Mo.

Titik jenuh terjadi pada total produksi ⁹⁹Mo sebesar 10⁴Ci. Dari grafik peluruhan diperoleh aktivitas ⁹⁹Mo sebesar 2.2 x 10³ 6-day Ci.

DAFTAR PUSTAKA

1. AMANDA J. YOUKER, ET AL., “A Solution-Based Approach for ⁹⁹Mo Production:

Considerations for Nitrate versus Sulfate Media, Science and Technology of Nuclear Installations”, Sci. Technol. Nucl. Install. 2013:p.1, 2013.

2. B.L. ZHUIKOV, “Production of Medical Radionuclides in Russia: Status and Future. A Review, Applied Radiation and Isotopes”, Appl. Radiat. Isot. 84:p.48, 2013.

3. ANONYMOUS, “Non-HEU Production Technologies for Molybdenum-99 and Technetium-99m”, IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-5.4, Vienna, 2013 4. ABDEL-HADI ALI SAMEH, “Production Cycle for Large MCNP6 Fission ⁹⁹Mo

Separation by the Processing of Irradiated LEU Uranium Silicide Fuel Element Targets, Science and Technology of Nuclear Installations”, Sci. Technol. Nucl. Install. 2013:p.1, 2013.

5. TAYYABMAHMOOD, MASOODIQBAL, “Optimization study and neutronic design calculations of LEU fuelled homogeneous aqueous solution nuclear reaktors for the production of short lived fission product isotopes”, Ann. Nucl. Energy 42:p.175, 2012.

6. CATHERINE K. W. CHEUNG, ET AL., “The Intermediate Level Liquid Molybdenum-99 Waste Treatment Process at the Australian Nuclear Science and Technology

Organization”, Procedia Chem. 7:p.548, 2012.

7. A.G. BUCHAN, ET AL., “Simulated transient dynamics and heat transfer

characteristics of the water boiler nuclear reactor – SUPO – with cooling coil heat extraction”, Ann. Nucl. Energy. 48:p.68, 2012.

8. ANONYMOUS, “Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of ⁹⁹Mo and other Short Lived Radio isotopes”, IAEA – TECDOC – 1601, Vienna (2008).

9. YUNZHAO LI, ET AL., “FMSR: A code system for in-core fuel management calculation of aqueous homogeneous solution reactor”, Nucl. Eng. Des. 240:p.763, 2009.

10. BHUIYAN, S.I, M. ET AL., “ANISN – A Multigroup Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering and Its Use in Reactor Physics”, Institute of Nuclear Science and Technology Atomic Energy Research Establishment, Dhaka, 1987.

11. HARMON, CHARLES D., ROBERT D. BUSCH, ET ALL, “Criticality Calculations with MCNP: A Primer”, The University of New Mexico, Albuquerque, 1994.