• Tidak ada hasil yang ditemukan

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

N/A
N/A
Protected

Academic year: 2021

Membagikan "ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI"

Copied!
6
0
0

Teks penuh

(1)

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP

99

MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

Khodijah Amini1, Riyatun1, Suharyana1, Azizul Khakim2, Arif Isnaeni2 1Jurusan Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret Surakarta

2Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir BAPETEN khodijah.amini@yahoo.com, corresponding author : suharyana61@staff.uns.ac.id

ABSTRAK

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99Mo PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI. Telah dilakukan simulasi neutronik AHR dengan metode komputasi berbasis Monte Carlo menggunakan perangkat lunak MCNPX. Tujuan simulasi ini untuk mengetahui aktivitas 99Mo yang diproduksi dari AHR. Geometri AHR berbentuk silinder berdiameter 122 cm dan tinggi 155 cm. Bagian paling tengah berupa bahan bakar menggunakan larutan (UO2(NO3)2) dengan konsentrasi uranium dalam bahan bakar 250 g/l dan ketinggian 25 cm. Larutan bahan bakar ditempatkan dalam tangki stainless steel berdiameter 56 cm dan tebal 3 cm. Bagian luar tangki berupa tabung reflektor Beryllium setebal 30 cm. Simulasi dilakukan menggunakan variasi pengayaan 235U dari 15% hingga 25%

dengan kenaikan 1% untuk dikaji nilai keffnya. Pada nilai keff optimum digunakan untuk menghitung jumlah produksi 99Mo dari perhitungan burn-up selama 6 hari. Dari hasil penelitian dapat diamati bahwa semakin besar pengayaan 235U maka nilai keff yang dihasilkan juga semakin besar. Nilai keff optimum yang digunakan adalah 1,0237(4) pada pengayaan 16%. Pada hari ke-6 laju produksi belum setimbang. Waktu paruh 99Mo tidak berpengaruh besar pada turunnya laju produksi.

Kata kunci : AHR, MCNPX, 99Mo, burn-up, pengayaan

ABSTRACT

99Mo PRODUCTION ANALYSIS IN THE AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR ON 6 DAYS BURN-UP WITH COMPUTATION METHOD. Neutronic simulation of AHR has been performed with Monte Carlo based methods of MCNPX. The purpose of this simulation is to determine the activity of 99Mo produced from AHR. Geometry AHR made of cylindrical with diameter 122 cm and 155 cm height. Most central part is the fuel that form of UO2(NO3)2 solution with a concentration of uranium in the fuel is 250 g/l and solution height is 25 cm. Fuel solution is placed in a stainless steel tank diameter of 56 cm and a thickness of 3 cm. The outside of the tank is beryllium reflector tubes as thick as 30 cm. Simulations are performed using 235U enrichment variation of 15% to 25% with a 1% increase to assess value keff. On keff optimum value used to calculate the 99Mo production from the calculation of the burn-up for 6 days. From the research results can be observed that the greater enrichment of 235U the keff is also greater. Keff optimum that used is 1.0237 (4) at 16% enrichment. On the 6th day production rate has not been balanced. A decrease of the 99Mo production rate is not much influenced by the half life.

Keywords : AHR, MCNPX, 99Mo, burn-up, enrichment

PENDAHULUAN

alah satu pemanfaatan nuklir di bidang kesehatan saat ini adalah untuk mendiagnosis suatu penyakit. Salah satu radioisotop yang sering digunakan untuk keperluan diagnosis penyakit adalah Technitium-99m (99mTc). Radioisotop ini diperoleh dari hasil peluruhan Molybdenum-99 (99Mo) yang merupakan produk fisi neutron termal dari Uranium- 235 (235U)[1]. Reaksi peluruhan 99Mo digambarkan pada persamaan 1[2].

(1)

Permintaan radioisotop 99Mo meningkat di negara Jepang, China, dan Korea Selatan[3].

Permintaan radioisotop 99Mo di dunia sekitar 12 kCi per minggu, sehingga rata-rata kebutuhan 99Mo di dunia adalah sekitar 600 kCi per tahun[4].

Proses produksi 99Mo dapat dilakukan pada reaktor heterogen, namun kini reaktor homogen juga dikembangkan untuk keperluan ini. Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) adalah suatu bentuk reaktor nondaya yang menggunakan bahan bakar larutan uranium homogen. Reaktor ini disebut nondaya kerena tidak digunakan sebagai pembangkit daya listtrik. AHR dimanfaatkan untuk penelitian dan produksi radioisotop. Beberapa keunggulannya jika

S

(2)

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015  Pusat Sains dan Teknologi Akselerator  ‐  BATAN 

Yogyakarta,  9 ‐ 10  Juni  2015 dibandingkan dengan reaktor nondaya konvensional,

antara lain menggunakan daya yang lebih rendah, menggunakan uranium pengkayaan rendah, dan tidak memerlukan target irradiasi karena bahan bakar yang digunakan sekaligus sebagai target irradiasi[5].

Riset tentang AHR dimulai dengan simulasi komputer guna memprediksi parameter reaktor yang akan dibangun. Simulasi ini didasarkan atas interaksi neutron dengan materi dalam reaktor nuklir. Untuk keperluan ini telah banyak software berbasis neutronik yang dapat digunakan. Salah satunya dengan software Monte Carlo N Particle X (MCNPX) yang dirilis oleh Los Alamos National Laboratory. Beberapa fasilitas MCNPX yang digunakan dalam penelitian ini yaitu dapat menghitung kekritisan AHR dan merepresentasikan hasil burn-up.

Telah banyak peneliti yang melakukan simulasi AHR, salah satunya adalah Arif Isnaeni (2014)[6].

Pada penelitian Isnaeni (2014) dilakukan analisis tentang pengaruh ketinggian bahan bakar AHR terhadap nilai kritikalitas (keff), konsentrasi racun reaktor terhadap waktu setelah reaktor shutdown, konsentrasi 235U terhadap waktu operasi, dan jumlah produk 99Mo terhadap interval siklus waktu operasi reaktor. Perhitungan inventori produk fisi (burn-up) dilakukan dengan code ORIGEN.

Variasi pengayaan 235U dalam larutan garam uranium merupakan hal yang menarik untuk diketahui terutama pengaruhnya terhadap nilai keff

AHR. Pengayaan maksimum ada reaktor heterogen telah dibatasi oleh IAEA sebesar 20%. Pada AHR, perlu disimulasikan untuk mengetahui bahwa nilai batas ini telah memenuhi keff untuk reaktor beroperasi. Hal lain adalah simulasi untuk menghitung produksi 99Mo sebagai hasil fisi pada proses burn-up. Jika AHR dirancang sebagai alat memproduksi 99Mo maka perlu diketahui maktu yang tepat untuk mengekstrak 99Mo dengan parameter AHR yang ada. Selain diproduksi dari hasik fisi,

99Mo juga mengalami peluruhan radioaktif.

Gambaran tentang hasil netto 99Mo dalam AHR sangat penting disimulasikan sehingga kondisi panen

99Mo dapat diprediksi.

Penelitian ini dilakukan dengan variasi pengayaan 235U dan dianalisis pengaruhnya terhadap nilai keff AHR. Pengayaan pada keff optimum digunakan untuk menghitung aktivitas 99Mo sebagai hasil fisi pada proses burn-up AHR selama 6 hari.

Pemilihan 6 hari ini didasarkan pada asumsi bahwa reaktor beroperasi selama 6 hari kerja efektif.

Sehingga dapat dianalisis jumlah 99Mo yang dihasilkan selama AHR beroperasi. Penelitian ini menggunakan code MCNPX. Analisis output kritikalitas dilihat pada bagian keff, sehingga dapat mengetahui kondisi kekritisan AHR. Analisis output burn-up dilihat pada aktivitas 99Mo.

TEORI

Dalam reaktor nuklir, neuton berperan sangat penting sebagai partikel aktif yang menyebabkan reaksi fisi. Reaksi neutron adalah dengan inti atom karena sifat neutron tak bermuatan listrik dan bermassa lebih besar dari massa elektron. Ukuran kebolehjadian reaksi neutron dengan inti dinyatakan dengan besaran tampang lintang reaksi neutron atau luas penampang efektif inti untuk bereaksi dengan neutron.

Semakin besar luas penampang efektif reaksi maka peluang terjadi reaksi semakin besar. Jika inti target dengan kerapatan N inti/volume pada penampang seluas A dengan ketebalan X, maka jumlah inti target adalah NAX. Pada permukaan inti tersebut dilewatkan neutron dengan intensitas I n/luas.detik. Maka diperoleh persamaan laju reaksi terhadap inti target yang dituliskan pada Pers. (2).

X A N I reaksi

laju = σ (2)

Dengan σ adalah tampang lintang mikroskopis reaksi neutron. Satuan tampang lintang adalah barn, dimana 1 barn = 10-24 cm2[7]..

Reaksi neutron dengan materi dibedakan menjadi reaksi hamburan dan serapan. Hamburan jika neutron tidak terserak kedalam sistem inti.

Neutron yang terserap akan menyebabkan berbagai bentuk reaksi nuklir maupun dikeluarkan lagi oleh inti. Tampang lintang ditentukan oleh jenis inti dan energi neutron. Tampang lintang yang penting dalam reaksi nuklir adalah tampang lintang serapan, hamburan, dan fisi. Tampang lintang total adalah jumlah semua tampang lintang dari atom-atom penyusunnya[8].

Neutron yang digunakan untuk melakukan reaksi fisi terhadap 235U adalah neutron termal.

Neutron yang dihasilkan dari reaksi fisi adalah neutron cepat. Diantara reaksi fisi dalam reaktor nuklir ada pada Pers. (3).

23592U+ 01n23692U*14054Xe+3894Sr+201n

23592U+ 01n23692U*4299Mo+PF+(2~3)01n (3) Agar reaksi fisi dapat terus berlangsung diperlukan inti moderator untuk mentermalkan neutron cepat sehingga siap melakukan fisi baru.

Satu siklus generasi neutron adalah waktu sejak neutron dihasilkan hingga neutron hilang karena terserap dan menghasilkan fisi baru.

Jumlah neutron tiap generasi harus terdeteksi dengan baik karena menentukan laju reaksi, energi, dan daya reaktor. Kritikalitas (keff) adalah parameter keamanan untuk memantau perubahan jumlah neutron tiap siklus. Keff dinyatakan dengan

(3)

perbandingan jumlah neutron yang dihasilkan suatu generasi dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya yang dinyatakan pada persamaan Faktor multiplikasi efektif atau kritikalitas (keff) adalah faktor yang mempengaruhi perubahan jumlah neutron setiap siklus reaksi fisi di reaktor. Persamaan mencari nilai keff dengan membandingkan jumlah neutron yang dihasilkan suatu generasi dengan jumlah neutron pada generasi sebelumnya yang dinyatakan pada Pers. (4)[8].

sebelumnya generasi

pada neutron jumlah

generasi satu

oleh pada neutron jumlah

keff = (4)

Kondisi reaktor berdasarkan nilai keff dibedakan menjadi tiga keadaan, yaitu subkritis, kritis, dan superkritis. Kondisi subkritis saat keff < 1, artinya jumlah neutron antar generasi semakin sedikit.

Kondisi kritis saat keff=1, artinya jumlah neutron selalu sama antar generasi. Kondisi superkritis saat keff>1, artinya jumlah neutron antar generasi semakin banyak.

Reaktor dioperasikan pada kondisi kritis dan superkritis agar reaksi fisi tetap dapat berlangsung.

Pengendalian kekritisan dilakukan dengan material yang memiliki tampang lintang serapan yang besar.

Reaktivitas adalah besaran yang menunjukkan seberapa kritis suatu reaktor, yang merupakan selisih keff dengan nilai 1. Untuk operasi reaktor dilakukan pada nilai reaktivitas positif dengan menjaga agar margin shutdown bernilai besar. Margin shutdown adalah selisih reaktivitas negatif pada reaktor dengan total reaktivitas positif yang perlu dikompensasi[9].

Reaksi fisi 235U menghasilkan beragam pasangan inti ringan, contohnya seperti pada Pers. (3). Gambar 1 menjelaskan peluang terbentuknya pasangan hasil fisi dengan nilai terbesar ada pada massa inti A = 95 dan A = 140.

Gambar 1. Peluang terbentuknya hasil fisi 235U[10].

99Mo merupakan salah satu hasil fisi 235U[11].

Berdasarkan Gambar 1 peluang terbentuknya 99Mo

sebagai hasil fisi 235U sebesar 6,132 %. Nilai ini relatif lebih besar jika dibandingkan dengan hasil yang lainnya. Hal ini memberikan gambaran bahwa

99Mo juga dihasilkan dari reaktor nuklir termal.

Produksi 99Mo mengikuti Pers. (1), dengan laju produksinya ditentukan oleh banyaknya inti target, kerapatan inti, dan tampang lintang 235U. Juga dipengaruhi oleh banyaknya neutron penembak, dan energi neutron. Laju produksi diprediksi linear positif. Artinya semakin lama waktu produksi maka jumlah inti 99Mo yang dihasilkan juga semakin banyak.

99Mo merupakan inti radioaktif dengan waktu paruh ( ) 65,94 jam dan konstanta peluruhan ( ) 0,010511786 jam-1. Sehingga faktanya produksi inti

99Mo akan berkurang oleh peluruhan yang terjadi.

Peluruhan inti memenuhi fungsi eksponensial pada Pers. (5) yang merupakan aktivitas radioisotop[7].

A = A0 e−λt (5) Dengan adalah aktivitas mula-mula dan adalah aktivitas pada waktu t.

Ketika laju produksi besarnya sama dengan laju peluruhan maka akan terjadi laju kesetimbangan, dimana jumlah isotop yang dihasilkan relatif konstan meskipun bertambah waktunya. Jumlah inti atom pada kondisi kesetimbangan dinyatakan pada Pers.

(6).

) 1

( t

p

s R e

N λ

λ

= (6)

Dengan adalah jumlah inti kesetimbangan dan adalah laju produksi yang besarnya konstan[8].

Hubungan antara aktivitas radioisotop dengan jumlah inti dan massa dinyatakan dalam Pers. (7) dan (8).

λ

N = A (7)

NA

Mr m A

= λ (8)

Dengan N adalah jumlah inti, A adalah aktivitas, m adalah massa, Mr adalah massa relatif, dan NA adalah bilangan avogadro.

TATA KERJA

Metode yang digunakan pada penelitian ini adalah metode simulasi AHR menggunakan software MCNPX. Parameter AHR dibuat menggunakan acuan penelitian Isnaeni (2014) yang dirinci pada Tabel 1.

(4)

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015  Pusat Sains dan Teknologi Akselerator  ‐  BATAN 

Yogyakarta,  9 ‐ 10  Juni  2015 Tabel 1. Parameter AHR (Isnaeni, 2014).

Parameter Nilai

Tipe reaktor AHR

Daya 200 kW

Bahan bakar UO2(NO3)2

Konsentrasi 250 gram U / liter Temperatur larutan 80o

Tinggi teras 122 cm

Diameter dalam tangki 56 cm Tinggi larutan bahan bakar 20 cm

Tangki reaktor Stainless steel, den- sitas 7,92 gr/cm3 Tebal dinding tangki 3 cm

Reflektor Berilium, densitas 1,85 gr/cm3

Ketebalan reflektor 30 cm

Tahap pertama adalah pembuatan geometri reaktor, input material penyusun, dan komponen- komponen penyusun nilai kritikalitas sesuai parameter pada Tabel 1. Geometri AHR berbentuk silinder yang terdiri dari tiga komponen yaitu larutan bahan bakar, tangki, dan reflektor. Geometri AHR yang ditampilkan pada visual editor seperti pada Gambar 2.

(a) (b)

Gambar 2. Permodelan AHR pada (a) bidang XZ (b) bidang XY.

Berdasarkan Gambar 2, sel 1 merupakan reflektor, sel 2 merupakan tangki AHR, sel 3 merupakan larutan bahan bakar, dan sel 4 adalah udara.

Tahap selanjutnya adalah untuk memastikan hasil simulasi dengan melakukan validasi input AHR. Tahap ini menggunakan parameter yang sama dengan salah satu nilai ketinggian bahan bakar yaitu 25 cm dan pengayaan 19,75%. Nilai keff hasil dari simulasi penelitian ini dibandingkan dengan hasil penelitian Isnaeni (2014).

Pada penelitian ini dilakukan perhitungan keff

dengan variasi pengayaan 235U dari 15% hingga 25%

dengan step 1%. Untuk itu dilakukan perhitungan matematis guna menentukan nilai densitas dan fraksi material. Hasil running dianalisis dari nilai keff. Pada keff optimum digunakan sebagai parameter perhitungan burn-up hingga 6 hari AHR untuk mengetahui aktivitas 99Mo. Pemilihan 6 hari diasumsikan reaktor beroperasi selama hari kerja dalam sepekan.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Hasil validasi input AHR diperoleh nilai keff = 1,07188 ± 0,00284 dari simulasi ini menggunakan MCNPX. Sedangkan pada penelitian Isnaeni memiliki keff=1,0518 menggunakan MCNP4C.

Perbedaan nilai keff sebesar 1,9%. Dengan kesalahan relatif kurang dari 3% diasumsikan inputan sudah sesuai.

Hasil running simulasi dengan variasi pengayaan terhadap nilai keff ditampilkan pada Gambar 3. Terlihat bahwa semakin besar pengayaan

235U maka keff yang diperoleh juga semakin besar.

Hal ini dikarenakan pengayaan yang semakin besar maka jumlah isotop 235U semakin banyak, tampang lintang total 235U terhadap neutron juga semakin besar. Jumlah neutron yang dihasilkan dari generasi setelahnya menjadi lebih besar daripada jumlah neutron pada generasi sebelumnya, dan keff menjadi lebih besar.

Gambar 3. Pengaruh variasi pengayaan 235U terhadap nilai keff.

Dari grafik pada Gambar 3 tersebut keff pada pengayaan 235U 16% diasumsikan sebagai nilai keff

optimum dengan nilai 1,0237(4). Asumsi ini didasarkan pada ketentuan keamanan AHR agar margin shutdown bernilai besar.

Langkah berikutnya adalah menggunakan pengayaan 16% sebagai parameter AHR untuk perhitungan burn-up selama 6 hari untuk mengetahui aktivitas 99Mo yang dihasilkan. Aktivitas 99Mo dapat dipantau setiap hari dengan cara memberikan variasi time step setiap harinya pada file input burn-up.

(5)

Gambar 4 merupakan grafik aktivitas 99Mo yang berhasil di produksi dalam AHR secara simulasi komputer. Data aktivitas selama hari ke-1 hingga ke-6 ini merupakan aktivitas netto atau aktivitas kesetimbangan, yaitu aktivitas produksi dikurangi aktivitas yang telah meluruh.

Gambar 4. Aktivitas 99Mo dalam AHR.

Gambar 4 terlihat bahwa laju produksi masih menunjukkan kecenderungan untuk bertambah. Ini menunjukkan bahwa produksi 99Mo masih sangat tinggi dan tidak berkurang secara drastis. Hal ini karena konsentrasi uranium dalam larutan cukup tinggi dan pengayaan 235U yang memadai.

Pada Gambar 5 menjelaskan tentang jumlah inti produksi 99Mo dan jumlah inti kesetimbangan. Laju produksi radioisotop 99Mo merupakan kurva garis lurus berdasarkan Pers. (1) dengan asumsi tanpa adanya peluruhan. Ini artinya jumlah inti 99Mo yang diproduksi bertambah seiring pertambahan waktu burn-up. Sedangkan kurva lengkung adalah besaran aktivitas kesetimbangan yang diolah menjadi jumlah inti 99Mo sesuai Pers. (7).

Gambar 5. Jumlah inti produksi dan kesetim- bangan 99Mo.

Jika data disajikan dalam bentuk massa radioisotop 99Mo, terlihat grafik pada Gambar 6 dengan pengolahan data berdasarkan Pers. (8)

Gambar 6. Massa produksi 99Mo.

Asumsi pada analisis massa ini adalah jika 99Mo berupa unsur tunggal. Hal ini memberikan gambaran tentang massa atom yang dihasilkan dari fisi dalam AHR.

Ekstraksi 99Mo dilakukan sebelum aktivitas netto menunjukkan nilai konstan. Hal ini dilakukan dengan asumsi bahwa penambahan waktu burn-up setelah aktivitas netto bernilai konstan tidak menambah hasil produksi secara signifikan dan akan menambah biaya operasi.

KESIMPULAN

Tanpa memodelkan batang kendali, semakin besar pengayaan 235U maka keff akan semakin besar.

Hasil simulasi dengan parameter AHR menunjukkan nilai keff optimum pada pengayaan 16%. Analisis aktivitas 99Mo selama proses burn-up 6 hari menunjukkan laju produksi netto belum mencapai nilai konstan. Simulasi ini memperlihatkan bahwa peluruhan 99Mo tidak signifikan mengurangi laju produksinya, sehingga waktu ekstraksi dapat dilakukan selama waktu burn-up 6 hari.

UCAPAN TERIMA KASIH

Grup Riset Fisika Nuklir UNS mengucapkan terima kasih kepada pihak BAPETEN yang telah meminjamkan MCNPX.

DAFTAR PUSTAKA

1. IAEA, Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of Mo-99 and Other Short Lived Radioisotopes, Vienna: IAEA- TECDOC-1601, 2008.

2. Liem, P. H., Tran, H. N., & Sembiring, T. M., Design Optimization of A New Homogeneous Reactor for Medical Radioisotop Mo-99/Tc-99m Production, Progress in Nuclear Energy , 1-6, 2014.

(6)

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015  Pusat Sains dan Teknologi Akselerator  ‐  BATAN 

Yogyakarta,  9 ‐ 10  Juni  2015 3. Li, M., Cheng, Z., & Deng, Q., The Progress

Report of Aqueous Homogeneous Reactor for Medical Isotope Production In China, Dalam IAEA, Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactor for the Production of Mo-99 and Other Short Lived Radioisotopes (hal. 23-26). Vienna:

IAEA-TECDOC-1601, 2008.

4. Ponsard, B., The 99Mo/99mTc Generator Shor- tage, Journal Nuclear Medicine , 49-55, 2011.

5. Bajorek, S., Bakel, A., Diamond, D., Flanagan, G., Mubayi, V., Skarda, R., et al., Aqueous Homogeneous Reactor Technical Panel Report, New York: Brookhaven National Laboratory, 2010.

6. Isnaeni, A., Criticality and Mo-99 Production Capacity Analysis of Aqueous Homogeneous Reactor Using MCNP and ORIGEN Computer Code, Jeddah: King Abdul Aziz University, 2014.

7. Lamarsh, J. R., & Baratta, A. J., Introduction to Nuclear Engineering (3 ed.), New Jersey:

Prentice Hall, 2001.

8. DOE, Doe Fundamentals Handbook Nuclear Physics and Reactor Theory, Washington: U.S.

Departement of Energy, 1993.

9. Sutondo, T., & Yulianti, N., Analisis Batas Reaktivitas Sampel Eksperimen Pada Reaktor Kartini, Prosiding PPI-PDIPTN (hal. 380-385).

Yogyakarta: Pustek Akselerator dan Proses Bahan-BATAN, 2006.

10. http://wwwndc.jaea.go.jp/cgi-bin/FPYfig diakses tanggal 5 Mei 2015.

11. Huisman, M. V., Medical Isotope Production Reactor, Delft: Delft University of Technology, 2013.

Gambar

Gambar 1.  Peluang  terbentuknya hasil fisi  235U[10].
Gambar 2.  Permodelan AHR pada (a) bidang  XZ  (b) bidang XY.
Gambar 4 merupakan grafik aktivitas  99 Mo  yang berhasil di produksi dalam AHR secara  simulasi komputer

Referensi

Dokumen terkait

Dalam proses pengembangan, pengembang sistem membutuhkan semua informasi yang terkait dengan sistem yang akan dikembangkan, baik secara teknis maupun non-teknis..

2009. Aplikasi Dasar dan A  Aplikasi Dasar dan Aplikasi penulisan aporan Penda plikasi penulisan aporan Pendahuluan huluan dan dan Strategi Pelaksanaan Tindakan Keperawatan

Kemudian pembahasan diakhiri dengan penjelasan perancangan perangkat lunak, Berupa program pada mikrokontroler untuk mengolah data dari sensor maupun dari

Faktor-faktor perilaku konsumen apa saja yang memiliki peluang pengaruh pada minat masyarakat Kota Malang untuk mengunjungi situs malangonline.com2. Faktor-faktor perilaku

Kabupaten Semarang dibentuk berdasarkan Undang-Undang Nomor 13 Tahun 1950 tentang Pembentukan Daerah-daerah Kabupaten dalam Lingkungan Propinsi Jawa Tengah.Pada saat ituKota

Pada model III, variabel SIZE yang melambangkan ukuran perusahaan memi- liki nilai koefisien sebesar 4.49, tanda positif menunjukan hubungan searah antara Size dan Aggressive

Dalam upaya mengimplementasikan nilai-nilai Pancasila, terdapat asas Pelindungan Pekerja Migran Indonesia yang meliputi: a. pengakuan atas martabat dan hak asasi

Lampu kepala atau lampu utama merupakan lampu yang wajib terpasang pada jenis kendaraan manapun. Untuk saat ini lampu kepala tidak hanya digunakan pada malam hari sebagai