POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR
SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)
TAHUN PELAJARAN 2016/2017
Yunita Anggraini1), Riyatun2), 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 (99Mo) 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 (keff) 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.
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
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
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
BAPETEN. Dengan melakukan
variasi konsentrasi uranium guna
mendaptkan nilai keff yang subkritis
sama dengan 0,99 dan mendapatkan
nilai keff 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
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 keff yang dihasilkan
sebesar 0,99. Kemudian dilakukan
perhitungan burn-up produksi Mo-99
selama 5 hari dan juga dihitung
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/cm3 dihasilkan
keff =0,99.
2. Produksi 99Mo dari hasil Burn Up
Dari hasil proses burn-up
diperolehkan aktivitas mo-99 yang
dihasilkan dari reaktor subkritis untuk
sistem SAMOP. Seperti yang
[image:5.596.325.575.109.411.2]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
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-99.
3. Peluruhan 99Mo
Setelah Mo-99 diekstrak pada
ativitas 22 Ci maka akan meluruh
secara eksponensial yang ditunjukkan
pada gambar 3.
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
maka diperoleh aktivitas Mo-99
sebesar 4,86 6-day Ci.
SIMPULAN DAN SARAN
Pada konsentrasi 300 grU/cm3
nilai keff 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
DAFTAR PUSTAKA
[1] IAEA. (2006). Homogeniuous aquaeous solution nuclear reactor for the production of mo-99 and other short lived radioisotop. IAEA TECDO
Report 1601. 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, 23-26.
[4] Syarip, Sutondo, T., Sarjono, Y. (2006). Aspek safeguard dan proteksi fasilitas perangkat subkritis SAMOP. Seminar
Keselamatan Nuklir,
