ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNG PRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZ DI REAKTOR RSG-GAS
), Elisabeth Ratnawati(2), Fitri Susanti(3),
(1) Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN
(2) Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN
(3) Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN
Corresponding Author
Abstract
ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNGPRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZDI REAKTOR RSG-GAS. Peningkatan utilitas produksi radioisotop di reaktor RSG-GAS, seperti produksi99Mo dan target batu topaz perlu upaya optimasi iradiasi target U-235 pengkayaan rendah (LEU) di dalam teras reaktor RSGF-GAS. Terdapat 4 posisi IP (Irradiation Position) yang saat ini digunakan untuk iradiasi batu topaz secara rutin dari 8 posisi iradiasi yang tersedia di dalam teras reaktor. Oleh karena itu, iradiasi target yang lain hanya dapat dilakukan di posisi CIP (Central Irradiation Position). Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis jumlah target LEU yang optimum di posisi CIP dan iradiasi batu topaz di IP RSG-GAS. Ruang lingkup penelitian ini meliputi pemantauan batasan keselamatan operasi faktor puncak daya radial maksimum, margin reaktivitas padam saat stuck rod dan perubahan fluks neutron di detektor un-balanced load. Pendekatan perhitungan menggunakan metode difusi neutron 2-dimensi, Batan-2DIFF dengan asumsi target LEU menggunakan proses electroplating. Hasil perhitungan menunjukkan jika 4 posisi CIP diisi penuh target LEUdengan massa optimal 14,4 g (1,2 g per kapsul) dan 36 g (3 g per kapsul) diperoleh 0,72% ∆k/k dan 1,12% ∆k/k jika dibandingkan dengan safety margin sebesar 2% ∆k/k maka seluruh parameter teras masih memenuhi syarat batas keselamatan operasi. Dengan demikian reaktor RSG-GAS aman dioperasikan untuk mengiradiasi targetLEU dengan massa yang optimal.
Keywords
References
DAFTAR PUSTAKA
[1] OECD-NEA, “The Supply of Medical Radioisotopes. 2017 Medical Isotope Supply Review: 99 Mo/99mTc Market Demand and Production Capacity Projection 2017-2022,” 2017.
[2] P. Gold, “Medical isotope shortage reaches crisis level,” Nature, vol. 460, pp. 312–313, 2009.
[3] M. Ahmad, G. Vandegrift, and P. Cristini, “Molybdenum-99 ( 99 Mo ): Past , Present , and Future,” Sci. Technol. Nucl. Install., vol. 2014, 2014.
[4] National Research Council of the National Academies, Medical Isotope Production Without Highly Enriched Uranium. 2009.
[5] I. Saptiama, Herlina, Sriyono, E. Sarmini, Abidin, and Kadarisman, “Pembuatan radionuklida Molibdenum-99 (99Mo) hasil aktivasi neutron dari molibdenum alam untuk memperoleh Teknisiu-99m (99mTc),” Urania, vol. 99, no. 2, pp. 121–132, 2016.
[6] A. J. Hummel, “Molybdenum-99 Production in the Oregon State TRIGA Reactor: Analysis of the Reactor Design using a new LEU Target as Fuel,” Oregon State University, 2013.
[7] S. Pinem, T. M. Sembiring, and P. H. Liem, “Neutronic and Thermal-Hydraulic Safety Analysis for the Optimization of the Uranium Foil Target in the RSG-GAS Reactor,” Atom Indonesia, vol. 42, no. 3, pp. 123–128, 2016.
[8] P. H. Liem, H. N. Tram, and T. M. Sembiring, “Design optimization of a new homogeneous reactor for medical radioisotope Mo-99 / Tc-99m production,” Prog. Nucl. Energy, vol. 82, pp. 191–196, 2015.
[9] A. Isnaeni, M. Aljohani, T. Aboalfaraj, and S. Bhuiyan, “Analysis of 99 Mo Production Capacity in Uranyl Nitrate Aqueous Homogeneous Reactor using ORIGEN and MCNP,” Atom Indonesia, vol. 40, no. 1, 2014.
[10] S. Pinem, J. Susilo, Tukiran, and T. Sembiring, “Optimization of Radioisotope Production at RSG-GAS Reactor Using Deterministic Method,” Teknologi. Indonesia, vol. 35, no. 2, pp. 37–45, 2012.
[11] A. Fllaoui et al., “Validation of a New Design of Tellurium Dioxide-Irradiated Target,” Nucl. Eng. Technol., vol. 48, no. 5, pp. 1273–1279, 2016.
[12] B. El Bakkari, B. Nacir, T. El Bardouni, C. El Younoussi, Y. Boulaich, and H. Boukhal, “Annals of Nuclear Energy Feasibility analysis of I-131 production in the Moroccan TRIGA research reactor,” Ann. Nucl. Energy, vol. 78, pp. 140–145, 2015.
[13] A. Aziz and W. T. Artha, “Radiochemical Separation of 161 Tb from Gd / Tb Matrix Using Ln Resin Column,” Indones. J. Chem., vol. 16, no. 3, pp. 283–288, 2016.
[14] E. Ratnawati, K. Mustofa, and A. Hidayat, “Pengaruh Irradiasi Batu Topaz Terhadap Kualitas Pendingin Reaktor G.A. Siwabessy,” in ProsidingSeminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir, 2012, pp. 34–39.
[15] Sutrisno, “Perhitungan reaktivitas batu topaz 1,5 kg posisi D-9 dengan program BATAN-2DIFF,” in Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir, 2012, pp. 143–152.
[16] S. Pinem, P. H. Liem, T. M. Sembiring, and T. Surbakti, “Fuel element burnup measurements for the equilibrium LEU silicide RSG GAS (MPR-30) core under a new fuel management strategy,” Ann. Nucl. Energy, vol. 98, pp. 211–217, 2016.
[17] A. C. Kahler et al., “ENDF/B-VII.1 Neutron Cross Section Data Testing with Critical Assembly Benchmarks and Reactor Experiments,” Nucl. Data Sheets, vol. 112, no. 12, pp. 2997–3036, 2011.
[18] PRSG BATAN, “Laporan Analisis Keselamatan Iradiasi Target FPM-LEU Elektroplating.Addendum Ke-2 Terhadap : Analisis Keselamatan Iradiasi Target FPM di Teras RSG GAS No . Ident . RSGOFI-FPM Revisi 1 Laporan Analisis Keselamatan Iradiasi Target FPM-LEU Elektroplating ,” Tangerang Selatan, 1993.
[19] S. Kuntjoro, “Analisis Aktivitas Isotop Mo-99 di Reaktor RSG - GAS,” Sigma Epsilon, vol. 20, no. 1, pp. 13–20, 2016.
DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3946
Copyright (c) 2018 GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir
This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial-ShareAlike 4.0 International License.
.png)
