6-1 SEMINAR KESELAMATAN NUKLIR 2016 Prosiding Seminar Keselamatan Nuklir 2016 PERHITUNGAN KONSENTRASI PU-239 DAN PU-241 PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR Ikhlas H. Siregar 1 , Suharyana 2 , Azizul Khakim 3 , Frida Agung R 1 , Dahman S. 4 1 UIN Sunan Kalijaga, Jl. Marsda Adisucipto No.1 Yogyakarta 2 Universitas Negeri Sebelas Maret, Jl. Ir. Sutami No.36A Surakarta 3 BAPETEN, Jl. Gajahmada No.8 Jakarta 4 Pengawas DISPENDIKBUD Kab. Labuhanbatu Utara e-mail: [email protected]ABSTRAK PERHITUNGAN KONSENTRASI PU-239 DAN PU-241 PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR. Telah dilakukan perhitungan akumulasi maksimum Pu-239 dan Pu-241 menggunakan MCNPX dengan bahan bakar UO 2 (NO 3 ) 2 diperkaya 19,75% dan dioperasikan pada suhu 80 o C. Desain AHR disimulasikan berbentuk silinder dengan diameter teras 63,4 cm dan tinggi 122 cm. Setelah desain ditentukan dilakukan variasi konsentrasi Uranium pada larutan UO 2 (NO 3 ) 2 untuk mendapatkan reaktor yang kritis. Dari hasil variasi tersebut diambil konsentrasi operational bahan bakar AHR 108 gram U/L. Hasil simulasi menunjukkan reaktor memiliki k eff sebesar 1,0517. Setelah reaktor kritis dilakukan perhitungan konsentrasi Pu-239 dan Pu-241 dengan variasi waktu mulai dari 1 hari sampai dengan 40 hari. Dari hasil perhitungan tersebut ditemukan bahwa dalam waktu operasi 40 hari nilai akumulasi Pu-239 dan Pu-241 meningkat seiring lamanya pengoperasian. Dalam jangka waktu tersebut dihasilkan massa Pu-239 dan Pu-241 masing-masing adalah 0,6153 gr dan 3,18x10 -7 gr, dengan nilai aktivitas radioaktif 3,82x10 -2 Ci dan 3,28x10 -5 Ci. Sistem ekstraksi Mo-99 dari produk fisi cukup kompleks namun pengotor radiasi alpha dari Pu-239 pada produk Mo-99 tetap dijaga seminimal mungkin. Kata kunci: AHR, Pu-239, Pu-241, MCNPX, Uranium Nitrat ABSTRACT CALCULATION OF CONCENTRATION OF PU-239 AND PU-241 FROM AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR. Calculations on maximum accumulation of Pu-239 and Pu-241 using MCNPX computer code with UO 2 (NO 3 ) 2 fuel solution enriched by 19.75% operating at temperature 80 o C have been conducted. AHR design was simulated with cylindrical core having diameter of 63.4 cm and 122 cm high. After design executed From this geometry we found that reactor was critical with density 108 gr U/L of UO 2 (NO 3 ) 2 solution. And simulation result showed that multiplication factor (k eff ) of AHR was 1.0517. Then the burn up calculations were done for various time intervals from 1 day until 40 days to analyze the result. From calculation, it was found out that the accumulation of Pu-239 and Pu-241 increases over the operation time. From this interval the AHR producing Pu- 239 and Pu-241 about 0.6153 gr and 3.18x10 -7 . While the activity of both 3.82x10 -2 Ci and 3.28x10 -5 Ci. The extraction system of Mo-99 production should take into account on its impurity from alpha radiation coming from Pu-239. Key Word: AHR, Pu-239, Pu-241, MCNPX, Uranyl Nitrate I. PENDAHULUAN Tujuan utama dari AHR adalah menghasilkan Mo- 99 yang banyak digunakan dalam kedokteran nuklir. Bahan bakar AHR adalah uranium diperkaya yang mengandung U-235 dan U-238. Radionuklida Mo-99 merupakan produk fisi dari U-235. U-238 termasuk dalam material fertil. Ketika nuklida tersebut menangkap neutron termal akan terbentuk U-239 yang meluruh memancarkan 2 beta menghasilkan Pu-239. Ketika menangkap 2 neutron Pu-239 akan menjadi Pu- 241. [1] Pengoperasian AHR dalam jangka panjang akan menghasilkan plutonium terakumulasi. Pu-239 adalah unsur radioaktif pemancar alpha. Sedangkan Pu-241 memancarkan beta. Proses ekstraksi Mo-99 dari AHR berpotensi tercampur dengan plutonium terakumulasi. Partikel alpha sangat berbahaya bila masuk kedalam bagian dalam tubuh manusia sehingga akan membahayakan pasien bila 99 Mo terkontaminasi oleh Pu dan terinjeksi kedalam tubuh pasien. Oleh karena itu ketika melakukan ekstraksi Mo-99 dari AHR harus diwaspadai kontaminasi Pu-239 dan Pu-241.[2] Berdasarkan uraian singkat diatas maka perlu dilakukan simulasi produk samping AHR berupa Pu. Dalam makalah ini dilaporkan hasil perhitungan akumulasi maksimum dari limbah reaktor AHR berupa produk transmutasi Pu-239 dan Pu-241. II. METODE PENELITIAN
This document is posted to help you gain knowledge. Please leave a comment to let me know what you think about it! Share it to your friends and learn new things together.
Transcript
6-1
SEMINAR KESELAMATAN NUKLIR
2016
Prosiding Seminar
Keselamatan Nuklir
2016
PERHITUNGAN KONSENTRASI PU-239 DAN PU-241 PADA
AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR
Ikhlas H. Siregar1, Suharyana2, Azizul Khakim3, Frida Agung R1, Dahman S.4 1UIN Sunan Kalijaga, Jl. Marsda Adisucipto No.1 Yogyakarta
2Universitas Negeri Sebelas Maret, Jl. Ir. Sutami No.36A Surakarta