KARAKTERISASI LIMBAH DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99
), P. Ayu Artiani(2), Yuli Purwanto(3),
(1) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN
(2)
(3)
Corresponding Author
Abstract
KARAKTERISASI LIMBAH DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99. Radioisotop 99Mo diproduksi terutama sebagai radioisotop induk untuk memperoleh radioisotop tecnisium-99m (99mTc). Radioisotop 99mTc dipakai dalam kedokteran nuklir antara lain untuk diagnosis pada kelainan tulang, otak, thyroid, paru-paru, hati dan ginjal. Di Indonesia 99Mo diproduksi oleh PT. Industri Nuklir Indonesia (INUKI) dari target uranium yang dilekatkan kedalam dinding kapsul baja tahan karat untuk kemudian diiradiasi di Reaktor GA Siwabessy. Pengambilan 99Mo dalam target dilakukan dengan proses CINTICHEM. Pada proses CINTICHEM akan ditimbulkan beberapa jenis limbah yang salah satunya adalah Radioactive Fission Waste (RFW). Limbah ini memiliki paparan radiasi yang besar yang mengakibatkan karakterisasi limbah secara laboratorium sulit dilakukan. Pengelolaan limbah yang tepat memerlukan karakteristik limbah yang tepat pula. Oleh karena itu dalam penelitian ini dilakukan karakterisasi limbah RFW menggunakan program komputer ORIGEN 2.1 dengan data parameter input adalah data dari salah satu batch produksi 99Mo di PT INUKI yang berupa data target uranium diperkaya tinggi 92,7% yang dilekatkan pada kapsul baja tahan karat AISI 304L, iradiasi dilakukan pada posisi Centre Irradiation Position (CIP) dalam Reaktor Serbaguna GA Siwabessy dengan fluks netron termal: 1,12x1014 n/cm2detik dan iradiasi target dilakukan selama 96 jam. Seleksi radionuklida yang relevan terhadap metode pengelolaan limbah dilakukan berdasarkan pada waktu paro, tingkat kliren dan radiotoksisitas. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu peluruhan 50 tahun, total konsentrasi aktivitas limbah 3,01x109 Bq/g dengan kandungan radionuklida produk aktivasi, aktinida dan anak luruhnya serta produk fisi. Selain itu limbah ini juga mengandung 235U yang masih cukup besar serta radionuklida umur paro panjang dengan tingkat toksisitas yang sangat tinggi. Berdasarkan pada Peraturan Pemerintah No.61 Tahun 2013 limbah ini diklasifikasikan sebagai limbah radioaktif tingkat sedang dan memerlukan pengelolaan dengan tingkat keselamatan yang tinggi.
Keywords
References
S. K. Lee, G. J. Beyer, and J. S. Lee, “Development of Industrial-Scale Fission99Mo Production Process Using Low Enriched Uranium Target,” Nucl. Eng. Technol., vol. 48, no. 3, pp. 613–623, 2016. [2] L. S. Nagurney, “The Mo Supply Chain for Nuclear Medicine,” Biomed. Eng. Semin. I II, Dep. Electr. Comput. Eng. Univ. Hartford, vol. BE 281-B, 2012. [3] A. Mohammad, T. Mahmood, and M. Iqbal, “Fission MOLY production at PARR-1 using LEU plate type target,” Nucl. Eng. Des., vol. 239, no. 3, pp. 521–525, 2009. [4] A. Mushtaq, M. Iqbal, and A. Muhammad, “Management of radioactive waste from molybdenum-99 production using low enriched uranium foil target and modified CINTICHEM process,” J. Radioanal. Nucl. Chem., vol. 281, no. 3, pp. 379–392, 2009. [5] H. K. Chamgordani, S. M. Mostajaboddavati, and B. T. Sichani, “Comment on the paper ‘post-Shutdown decay power and radionuclide inventories in the discharged fuels of HEU and potential LEU miniature neutron source reactors’ by Mirza et al. [Ann. Nucl. Energy 37 (2010) 701-706],” Ann. Nucl. Energy, vol. 38, no. 12, pp. 2863–2864, 2011. [6] S. Ullah, S. E. Awan, N. M. Mirza, and S. M. Mirza, “Source term evaluation for the upgraded LEU Pakistan Research Reactor-1 under severe accidents,” Nucl. Eng. Des., vol. 240, no. 11, pp. 3740–3750, 2010. [7] L. Özdemir, B. B. Acar, and O. H. Zabunolu, “Determination of fissile fraction in MOX (mixed U + Pu oxides) fuels for different burnup values,” Ann. Nucl. Energy, vol. 38, no. 2–3, pp. 540–546, 2011. [8] IAEA, “Non-HEU Production Technologies for Molybdenum-99 and Technetium-99m,” IAEA Nucl. Energy Ser. VIENNA, no. No. NF-T-5.4, 2013. [9] G. Ivan Maldonado, J. Galloway, and H. Hernandez, “Recycling heterogeneous americium targets in a boiling water reactor,” Ann. Nucl. Energy, vol. 37, no. 2, pp. 256–264, 2010. [10] K. Hadad, M. Nematolahi, and A. Golestani, “VVER-1000 cross-section library generation for ORIGEN-II based on MCNP calculations,” Int. J. Hydrogen Energy, vol. 40, no. 44, pp. 15158–15163, 2015. [11] R. Anis Rohanda, “Komparasi Hasil Perhitungan Inventori Hasil Fisi Teras PLTN PWR 1000 MWE antara ORIGEN2.1 dengan ORIGEN-ARP,” Sigma Epsil., vol. 17, no. 1, pp. 1–8, 2013. [12] M. Zheng et al., “Development of a MCNP – ORIGEN burn-up calculation code system and its accuracy assessment,” Ann. Nucl. Energy, vol. 63, pp. 491–498, 2014. [13] S. A. Birikorang, R. G. Abrefah, R. B. M. Sogbadji, B. J. B. Nyarko, J. J. Fletcher, and E. H. K. Akaho, “Ground deposition assessment of radionuclides following a hypothetical release from Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) using atmospheric dispersion model,” Prog. Nucl. Energy, vol. 79, pp. 96–103, 2015. [14] P. I. Y. Sudjatmi K.A., Reinaldy Nazar, K. Kamajaya, “The Assessment of Bandung Triga Reactor Tank Radioactivity,” Indones. J. Nucl. Sci. Technol., vol. 18, no. 2, pp. 109–116, 2017. [15] T. Akyurek, L. P. Tucker, and S. Usman, “Review and characterization of best candidate isotopes for burnup analysis and monitoring of irradiated fuel,” Ann. Nucl. Energy, vol. 69, pp. 278–291, 2014. [16] R. Vicente and G. Hiromoto, “Temporal Evolution of Activities in Wastes from Mo-99,” Int. Nucl. Atl. Conf. Belo Horizonte,MG, Brazil, 2011. [17] Pemerintah Republik Indonesia, “Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Nomor 61 Tahun 2013 tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif,” 2013. [18] 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. [19] M. P. Unterweger, D. D. Hoppes, F. J. Schima, and J. S. Coursey, “Radionuclide Half-Life Measurements Data,” Phys. Meas. Lab. Nas. Inst. Stand. Technol., 2016. [20] Badan Pengawas Tenaga Nuklir, “Lampiran I Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor 16 Tahun 2012 tentang Tingkat Klierens untuk Radionuklida Buatan,” pp. 1–4, 2012. [21] Badan Pengawas Tenaga Nuklir, “Lampiran II Peraturan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nomor 16 Tahun 2012 tentang Tingkat Klierens untuk Radionuklida Buatan,” p. 2012, 2012. [22] A. A. Sameh, “Production Cycle for Large Scale Fission Mo-99 Separation by the Processing of Irradiated LEU Uranium Silicide Fuel Element Targets,” vol. 2013, 2013. [23] E. M. Gonzalez, “Nuclear Waste Transmutation,” Eur. Phys. Soc. Nucl. Phys. Board, Valencia, 2004. [24] E. Sartori, “Nuclear data for radioactive waste management,” Ann. Nucl. Energy, vol. 62, pp. 579–589, 2013. [25] B. S. E. Triyono and Syarip, “Analisis Perhitungan Transmutasi Limbah Aktinida Minor : Kajian Awal Small-Scale Accelerator Driven System Berbasis Reaktor Kartini,” Pros. Semin. Nas. Teknol. Pengelolaan Limbah IX Pus. Teknol. Limbah Radioaktif-BATAN Fak. Tek. Univ. Sultan Ageng Tirtayasa ISSN, vol. ISSN 1410-, pp. 21–32, 2011. [26] C. M. Cooling, M. M. R. Williams, E. T. Nygaard, and M. D. Eaton, “The application of polynomial chaos methods to a point kinetics model of MIPR: An Aqueous Homogeneous Reactor,” Nucl. Eng. Des., vol. 262, pp. 126–152, 2013. [27] T. Kooyman, L. Buiron, and G. Rimpault, “A comparison of curium, neptunium and americium transmutation feasibility,” Ann. Nucl. Energy, vol. 112, pp. 748–758, 2018. [28] Aisyah and Y. Purwanto, “Estimasi Limbah Radioaktif Lazy Susan Dan Beamport Dalam Perencanaan Dekomisioning Reaktor Triga 2000 Bandung.” Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Badan Tenaga Nuklir Nasional, pp. 1–14, 2012. [29] IAEA, “Production technologies for molybdenum-99 and technetium-99m,” IAEA-TECDOC-1065, VIENNA, 1999. [30] R. Muenze et al., “The fission-based99Mo production process ROMOL-99 and its application to PINSTECH Islamabad,” Sci. Technol. Nucl. Install., vol. 2013, 2013. [31] A. Dash, F. F. Knapp, and M. R. A. Pillai, “99Mo/99mTc separation: An assessment of technology options,” Nucl. Med. Biol., vol. 40, no. 2, pp. 167–176, 2013. [32] C. Kermisch, C. Depaus, and P. E. Labeau, “A contribution to the analysis of equity associated with high-level radioactive waste management,” Prog. Nucl. Energy, vol. 92, pp. 40–47, 2016. [33] G. Alonso, E. Martinez, J. R. Ramírez, and H. Hernandez, “Radiotoxicity implications and reduction strategies of minor actinide in a boiling water reactor,” Ann. Nucl. Energy, vol. 99, pp. 410–420, 2017.
DOI: 10.17146/gnd.2018.21.2.4148
Copyright (c) 2018 GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir
This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial-ShareAlike 4.0 International License.
.png)
