PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP ...

i

PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT

TERHADAP KRITIKALITAS AHR MENGGUNAKAN

SOFTWARE MCNPX

SKRIPSI

Untuk Memenuhi Sebagian Persyaratan

Guna Memperoleh Gelar Sarjana S-1

Program Studi Fisika

Diajukan Oleh:

Dewi Ariyana

11620051

Kepada

PROGRAM STUDI FISIKA

FAKULTAS SAINS DAN TEKNOLOGI

UNIVERSITAS ISLAM NEGERI SUNAN KALIJAGA

YOGYAKARTA

2015

Universitos lllom Negeri S

PENGESA

unon Koliiogo FM-UINSK-BM-05-07/R0

HAN SKRIPSI/TUGAS AKHIRurN.02/D.sT/PP.01.1/3 r65/2015

Pengaruh Konsenkas Uranum Nitrar Terhadap Kririka tasAHR lyenggunakan Software t4CNpX

Skripsi/Tugas Akhir dengan jLrdul

Yang dipersiapkan dan disusun olehNama

NIIq

Telah dimunaqasyahkan padaNilai [4unaqasyah

Dan dinyatakan telah diterima oteh Fakuftas

11620051

02 September 2015

Sains dan TeknologiUIN Sunan Katjaga

TIM MUNAQASYAH I

Ketua Sidanga.n. Dr. Suharyana, I\4.Sc.

Penouii IIt^hii

^.[J/l[!:.,.NIP. 198411102011012000

Frida Agung Rahmadi,NIP.19780510 200501

.sc

Pengujil

Joko

PERNYATAAN BEBAS PLAGIALISME

Saya metryatakan trahwa skripsi yang saya susrm sebagai syaut uruk

memperoleh gelar sarjma merupakan hasil karya tulis pribadi. Adapun bagian-

bagian terteotu dalaru penulisan skipsi ini yang saya kutip dari hasil kala orang

lair telah dituliskan sumbemya secarajelas sesuai seoara norma, kaidah dan etika

penulisan ihniah. Sa),a bersedia melerima sanksi petroabutatr gelar akademik yang

saya peroleh dan saaksi-sanlsi lainnla 1mg sesuai dengan ketentuan yang

berlaku, apabila dikemudian hari ditemukm adanya plagiat dalam skipsi itri.

2015

11620051

vi

MOTTO

“ Bukan kesulitan yang membuat kita takut tapi

ketakutanlah yang membuat kita sulit…

karena itu jangan pernah mencoba untuk

menyerah…

dan jangan pernah menyerah untuk mencoba…

Jangan katakan kepada ALLAH : “ aku punya

masalah besar ”

Tetapi katakanlah kepada masalah bahwa : “ aku

mempunyai allah yang maha besar ”…

(Sayyidina Ali Bin Abi Tholib)

“Ukhuwah bukan terletak pada indahnya

pertemuan tetapi ingatan seorang sahabat kepada

saudaranya di dalam do’a ”

(Imam Al Ghozali)

“Sesungguhnya sesudah kesulitan itu ada kemudahan”

vii

HALAMAN PERSEMBAHAN

Karya sederhana ini penulis persembahkan kepada ibu

dan bapak tercinta berkat doa dan usaha kalian

Kepada keluarga besar penulis dan kerabat-kerabat

penulis

Almamater tercinta prodi fisika fakultas sains dan

teknologi uin sunan kalijaga

viii

KATA PENGANTAR

ال إله إال نوالديه, أشهد أالعالميه, وبه وستعيه وعلى أمىرالدويا الحمد هلل رب

هم صل لل بعده, أ عبده ورسىله ال وبي ادمحم ن هللا وحده ال شريك له, وأشهد أ

ا بعدم د وعلى أله وصحبه أجمعيه, أدوا محم مخلىقاتك سي سعدم على أوسل

Alhamdulillah, puji dan syukur penulis panjatkan kehadirat Allah SWT

yang telah melimpahkan rahmat, nikmat dan hidayah-Nya, sehingga penulis

mampu menyelesaikan skripsi dengan judul “Pengaruh Konsentrasi Uranium

Nitrat Terhadap Kritikaitas Pada Pemodelan AHR Menggunakan Software

MCNPX”

Shalawat serta salam semoga tetap terlimpahkan kepada Nabi

Muhammad SAW, yang telah menuntun manusia dari jalan kebodohan menuju

jalan kepandaian dan kebahagiaan hidup di dunia dan akhirat.

Penulis menyadari bahwa skripsi ini tidak akan terwujud tanpa adanya

bantuan, bimbingan, dan dukungan dari berbagai pihak. Oleh karena itu, dengan

segala kerendahan hati pada kesempatan ini penulis mengucapkan terima kasih

kepada:

1. Bapak Prof. Drs. H. Minhaji, M.A.,Ph.D, selaku rektor Universitas Islam

Negeri Sunan Kalijaga Yogyakarta

2. Dr. Hj. Maizer Said Nahdi, M.Si, selaku dekan Fakultas Sains dan

Teknologi UIN Sunan Kalijaga Yogyakarta.

ix

3. Frida Agung Rakhmadi, S.Si.,M.Sc, selaku Ketua Program Studi Fisika

UIN Sunan Kalijaga Yogyakarta.

4. Asih Melati, S.Si.,M.Sc, selaku Penasehat Akademik Program Studi Fisika

UIN Sunan Kalijaga Yogyakarta

5. Dr. Suharyana, M.Sc, selaku pembimbing skripsi yang telah dengan penuh

kesabaran, ketekunan dan keikhlasan mencurahkan segenap waktu,

pikiran, tenaga untuk memberikan bimbingan, arahan dalam penyusunan

dan penyelesaian skripsi ini.

6. Semua staff Tata Usaha dan karyawan (pak Win dan bu Tutik) di

lingkungan fakultas Sains Dan Teknologi serta Laboratorium Terpadu

UIN Sunan Kalijaga Yogakarta yang membantu terselesaikan skripsi ini.

7. Guru terbaikku, kedua orang tua tercinta Bapak, Ibu, kakak, dan semua

keluarga yang tidak dapat saya sebutkan. Teladan, kasih sayang, nasihat,

kesabaran dan doa yang kalian curahkan untuk menunggu dan mendidik

anakmu dalam setiap langkah penulis hingga dewasa kini.

8. Alm. K. H. Ahmad Warson Munawwir dan Ny. Hj. Khusnul Khotimah

Warson serta para ustadz dan ustadzah atas do’a dan bimbingannya selama

belajar di Pondok Pesantren Al-Munawwir Komplek Q Krapyak

Yogyakarta.

9. Teman-temanku semua, santri komplek Q, sahabatku di 5-che (Nur, Mb

Yay, Ocha, Oni, Ima, Sri, Fahma, Nayla, Alfi, Fika, Tyas), yang telah

memberikan dukungan khusus dan idenya dalam penyelesaian skripsi ini.

x

10. Teman-teman para pejuang skripsi di lantai 3 (mba leni, mba luthfi, mba

uus, mba tika, mba alisha dan neng milda) trimakasih atas motivasinya,

idenya dan semua curahan kalian.

11. Teman-temanku tersayang dan seperjuangan Fisika 2011 yang telah

memberikan dukungan dan idenya dalam penyusunan skripsi ini.

12. Kakak kukuh Prasetya yang senantiasa memberikan semangat dan do’a

untuk kesuksesan penulis dalam menyusun skripsi ini.

13. Teman-teman baikku ita, mb khodijah, zulfi, ni’mah, susi kita pernah

suka, duka tertawa dan menangis bersama untuk melalui proses ini.

Hanya ungkapan do’a yang penulis panjatkan, semoga Allah SWT

memberikan rahmat, inayah, serta hidayah kepada semuanya dan semoga

amal ibadahnya diterima dan mendapat balasan pahala yang setimpal dari

Allah.

Penulis juga menyadari bahwa penulisan skripsi ini tidak luput dari

ketidak sempurnaannya. Oleh sebab itu kami sangat mengharapkan kritik dan

saran kepada para pembaca. Dan kami berharap hasil karya ini semoga dapat

bermanfaat bagi semuanya, terutama bagi penulis dan semua bagi pemerhati

pendidikan.

Yogyakarta, 21 September 2015

Penulis

Dewi Ariyana

NIM: (11620051)

xi

DAFTAR ISI

COVER .......................................................................................................... i

HALAMAN JUDUL ...................................................................................... ii

HALAMAN PENGESAHAN SKRIPSI ....................................................... iii

HALAMAN PERSETUJUAN SKRIPSI ...................................................... iv

SURAT PERNYATAAN KEASLIAN ......................................................... v

HALAMAN MOTTO ................................................................................... vi

HALAMAN PERSEMBAHAN .................................................................... vii

HALAMAN KATA PENGANTAR .............................................................. viii

INTISARI ...................................................................................................... xi

ABSTRACT ................................................................................................... xii

HALAMAN DAFTAR ISI ........................................................................... xiii

HALAMAN DAFTAR TABEL ................................................................... xv

HALAMAN DAFTAR GAMBAR ............................................................... xvi

HALAMAN DAFTAR LAMPIRAN ........................................................... xvii

BAB I PENDAHULUAN ............................................................................. 1 1.1 Latar belakang ......................................................................................... 6 1.2 Identifikasi Masalah ................................................................................ 6 1.3 Rumusan masalah ................................................................................... 6 1.4 Batasan masalah ..................................................................................... . 7 1.5 Tujuan penelitian ..................................................................................... 7 1.6 Manfaat Penelitian .................................................................................. 8

BAB II Tinjauan Pustaka ................................................................................................... 9 2.1 Studi Pustaka ............................................................................................ 9 2.2 Landasan Teori .......................................................................................... 11

2.2.1 Aqueus Homogeneoues Reactor (AHR) ............................................... 11 2.2.1.1 Fitur Umum AHR ....................................................................... 12 2.2.1.2 Beberapa Contoh AHR .............................................................. 14

2.2.2 Reaktor Untuk Produksi Isotop Mo-99 ............................................... 16 2.2.3 Faktor Perlipatan Efektif Dan Reaktifitas ............................................ 18 2.2.4 Komponen-Komponen Reaktor Nuklir ................................................ 20

2.2.4.1 Elemen Bahan Bakar ................................................................. 20 2.2.4.2 Moderator Neutron .................................................................. 20 2.2.4.3 Batang Kendali .......................................................................... 21 2.2.4.4 Pendingin Reaktor .................................................................... 23 2.2.4.5 Perisai Beton ............................................................................. 23 2.2.4.6 Perangkat Detektor .................................................................. 24 2.2.4.7 Reflektor ................................................................................... 24 2.2.4.8 Perangkat Penukar Panas ......................................................... 24

2.2.5 Uranium Nitrat .................................................................................... 25 2.2.6 Monte Carlo N Particle (MCNP) .......................................................... 28

BAB III METODE PENELITIAN................................................................. 36

3.1 Waktu Dan Tempat Penelitian ........................................................ 36

3.1.1 Waktu Peneitian ........................................................................ 36

xii

3.1.2 Tempat Penelitian ..................................................................... 36

3.2 Alat Dan Bahan Penelitian ............................................................. 36

3.2.1 Alat Penelitian ........................................................................... 36

3.2.2 Bahan Penelitian ....................................................................... 36

3.3 Metode Perhitungan ........................................................................ 37

3.4 Prosedur Pemodelan AHR .............................................................. 37

3.4.1 Konfigurasi AHR ...................................................................... 38

3.4.2 Prosedur Pembuatan File Input Dan Pengolahan Data ............. 40

3.5 Metode Analisa ............................................................................... 44

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ...................................................... 45

4.1 Hasil Penelitian ............................................................................... 45

4.1.1 Hasil Pemodelan AHR .............................................................. 45

4.1.2 Variasi Siklus dengan Nilai Keff ................................................ 46

4.1.3 Variasi Neutron Per Siklus dengan Nilai Keff ........................... 46

4.1.4 Variasi Tebal Reflektor Dengan Nilai Keff ............................... 47

4.1.5 Variasi Konsentrasi Dengan Keff ............................................... 48

4.1.5 Hasil Grafik Burn ..................................................................... 50

4.2 Pembahasan .................................................................................. 51

BAB V KESIMPULAN DAN SARAN ......................................................... 56

5.1 Kesimpulan ..................................................................................... 56

5.2 Saran ............................................................................................... 57

DAFTAR PUSTAKA .................................................................................... 58

LAMPIRAN ................................................................................................... 61

CURRICULUM VITAE ............................................................................... 74

xiii

DAFTAR TABEL

Tabel 2.1 Surface Card Dalam MCNP .......................................................... 33

Tabel 2.2 Tally Dalam Program MCNP ........................................................ 35

Tabel 3.4 Parameter Teras Reaktor ................................................................ 39

Tabel 3.5 Stainless Steel-304 Untuk Bejana Reaktor .................................... 40

xiv

DAFTAR GAMBAR

Gambar 2.1 Produksi Mo-99 .......................................................................... 17

Gambar 2.2 Uranium ...................................................................................... 25

Gambar 3.4 Gambar Desain Reaktor ............................................................. 38

Gambar 3.6 Diagram Penelitian ..................................................................... 43

Gambar 3.7 Diagram Alir Penelitian ............................................................. 44

Gambar 4.1 Hasil Geometri AHR .................................................................. 46

Gambar 4.2 Variasi Siklus Dengan Nilai Keff ................................................ 48

Gambar 4.3 Variasi Neutron Per Siklus Dengan Nilai Keff ........................... 48

Gambar 4.4 Variasi Tebal Reflektor Dengan Nilai Keff ................................ 49

Gambar 4.5 Variasi Konsentrasi Dengan Nilai Keff ....................................... 49

Gambar 4.6 Grafik Hasil Burn ....................................................................... 50

xv

DAFTAR LAMPIRAN

Lampiran 1 Perhitungan Densitas Atom Pada Bahan Bakar Baru ................. 61

xvi

PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP

KRITIKALITAS AHR MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNPX

Dewi ariyana

11620051

INTISARI

Penelitian ini adalah sebuah penelitian yang bertujuan untuk mengetahui

pengaruh konsentrasi uranium nitrat terhadap kritikalitas pada pemodelan

AHR (Aqueus Homogeneoues Reactor) menggunakan software MCNPX.

Pemodelan AHR ini dibuat serupa dengan bentuk aslinya yaitu silinder.

Dalam penelitian ini digunakan software MCNPX yang menerapkan metode

Monte Carlo yang bersifat statistik dalam mencari penyelesaian. Optimasi

dilakukan dengan tebakan awal keff = 1 dan beberapa variasi neutron per

siklus, siklus, variasi pada tebal reflektor, variasi konsentrasi dan burn

dilakukan untuk mengetahui nilai dari Mo-99. Data ini dibutuhkan untuk

membuat inputan pada MCNPX yang digunakan untuk mengetahui kekritisan

dari reaktor. Output yang akan digunakan yaitu nilai keff final. Nilai tersebut

yang menunjukkan kondisi reaktor tersebut kritis dengan nilai mendekati 1.

Dengan beberapa variasi yang dilakukan maka dapat diketahui nilai keff yang

optimal dengan membuat grafik untuk masing-masing nilai. Dari beberapa

variasi nilai optimal diperoleh, untuk siklus = 30 tebal reflektor = 56 cm

dengan nilai keff = 0.9883 dan masing-masing konsentrasi dari 225, 250, 300

dan 475 g/L yang masing-masing nilai keff = 0.9841, 0.98657,0.98585 dan

0.91432. Konsentrasi optimal didapatkan pada nilai 250 g/L. Dengan

Konsentrasi 250 g/L ditambahkan inputan burn pada MCNPX dan dilakukan

running selama 7 hari, output yang diperoleh, diketahui banyak nuklida baru

yang terbentuk dari pembelahan hasil fisi yang memiliki massa yang berbeda-

beda. Hal ini terjadi karena massa dari produk fisi tidak selalu sama, tetapi

bervariasi.

Kata kunci: AHR, kritikalitas, MCNPX, uranium nitrat, Mo-99.

xvii

The Influence Of Uranium Nitrat Toward Criticality AHR Model With

MCNPX Software

Dewi Ariyana

11620051

ABSTRACT

This study was action research which aimed to understanding the influence

of uranium nitrat concentration toward criticality AHR model which used

MCNPX software. The AHR model was made similar with the original one

that was slinder. MCNPX software was used with applying statistic monte

carlo model to get the solution. The optimizing was done the beginning guess

keff = 1 and some variation neutron in one cycle, cycle, variation on reflector

thicknes, concentration variation and burn was done to know the value of mo-

99. The data was needed to make input ata on MCNPX which used to know

the reactor criticism. The output which used in this study was keff final value.

The value showed that the reactor condition was in critical level with the

value near 1. With some variations that was done can be seen the optimal keff

value with using chart for every value. From some variations of optimum

value can be obtained the result, cycle = 30, reflector thickness = 56 cm with

value 0.9883 and uranium nitrat concentration = 225, 250, 300 dan 475 g/L

concentration was added burn input on mcnpx and be running during seven

days. The output shown that there were many new nuclear that was formed

trom nuclear fission with different mass. The condition was because the mass

from fission product was not always similar but depend on the output of some

material number specification. One of the material number specification was

mo-99 with some specifications activity mass, sp mass, atom den, atom fr and

mass fr.

Keywords: AHR, criticallity, MCNPX, cycle, uranium nitrat, Mo-99.

1

BAB 1

PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang

Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang kesehatan adalah

kedokteran nuklir, yakni kegiatan medis yang meggunakan zat radioaktif

yang dijadikan senyawa radiofarma yang dapat dilokalisasi pada organ dalam

atau sel tertentu. Salah satu nuklida yang banyak digunakan dalam kedokteran

nuklir untuk diagnosis adalah Technetium-99m (Tc-99m).

Nuklida Tc-99m berasal dari peluruhan molybdenum-99 (Mo-99). Hingga

saat ini, kebutuhan dunia akan Tc-99m sangatlah tinggi. Sebagai contoh, pada

tahun 2008 digunakan lebih dari 25 juta prosedur medis, atau sekitar 80% dari

semua radiofarmaka (IAEA, 2008). Beberapa alasan penggunaan Tc-99

adalah nuklida ini memancarkan sinar γ yang digunakan sebagai pelacak atau

pencari jejak oleh kamera γ dan memiliki waktu paruh pendek, 6.02 jam,

sehingga mengurangi paparan radiasi yang diterima oleh pasien.

Radioisotop Mo-99 dapat dibuat dengan beberapa cara. Mo-99

merupakan nuklida hasil fisi U-235, yaitu sekitar 6,1% dari hasil fisi total.

Saat ini lebih dari 95% dari produksi Mo-99 berasal dari iradiasi material

uranium dengan pengayaan tinggi (Highly Enriched Uranium HEU) yang

ditempatkan di dalam teras reaktor. Namun, saat ini regulasi IAEA membatasi

pengayaan maksimum yang diperbolehkan adalah 20% yang dikenal dengan

istilah Low Enriched Uranium (LEU). Produsen dengan skala yang lebih kecil

menggunakan LEU sebagai target iradiasi (Cahyo dkk, 2013). Pada umumnya

2

produksi Mo-99 dengan target LEU diproduksi dengan mengiradiasi U-235 di

dalam teras reaktor.

Metode lain yang dapat digunakan untuk memproduksi Mo-99 adalah

menggunakan reaktor homogen cair atau Aqueus Homogeneoues Reactor

(AHR). Keunggulan metode ini dibandingkan dengan metode iradiasi U-235

adalah tidak memerlukan U-235 target. Bahan bakar reaktor itu sendiri yang

menjadi bahan baku produksi Mo-99. Pemisahan Mo-99 pada AHR lebih

mudah dilakukan daripada metode iradiasi. Di samping itu, untuk

menghasilkan jumlah Mo-99 yang sama, AHR memerlukan daya yang lebih

rendah dibandingkan dengan metode iradiasi target. (IAEA, 2008). Selain itu,

AHR juga menghasilkan radiofarmaka sampingan yang sangat bermanfaat di

bidang kedokteran nuklir, yaitu I-131 atau Sr-89.

Mo-99 di dunia medis merupakan kebutuhan yang tinggi akan tetapi

distribusinya kurang telah mendorong peneliti untuk mendesain reaktor nuklir

AHR.. Perhitungan beberapa penelitian eksperimental yang telah dilakukan

menunjukkan bahwa AHR merupakan teknologi yang efisien untuk produksi

radioisotop Mo-99. Metode ini memiliki beberapa keuntungan prospektif,

yaitu dapat beroperasi pada tingkat daya yang jauh lebih rendah dan

membutuhkan lebih sedikit uranium karena bahan bakar reaktor itu sendiri

yang menjadi bahan baku produksi Mo-99 (IAEA, 2008).

Al Quran memberikan informasi tentang ciptaan Allah dan segala

manfaatnya dan tidak ada ciptaanNya yang sia-sia. Al Quran telah

3

menyebutkan nuklir sebagai kekuatan yang sangat hebat, sebagaimana firman

Allah SWT dalam Al Quran surat Al Hadid ayat 25 berikut ini:

Artinya : “Sesungguhnya Kami telah mengutus Rasul-rasul Kami dengan

membawa bukti-bukti yang nyata dan telah Kami turunkan bersama mereka

Al kitab dan neraca (keadilan) supaya manusia dapat melaksanakan keadilan.

dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan

berbagai manfaat bagi manusia, (supaya mereka mempergunakan besi itu) dan

supaya Allah mengetahui siapa yang menolong (agama)Nya dan rasul-rasul-

Nya Padahal Allah tidak dilihatnya. Sesungguhnya Allah Maha kuat lagi

Maha Perkasa”.

Pada ayat tersebut memang tidak secara eksplisit tertulis nuklir.

Namun terdapat isyarat yang sangat dalam dan penuh makna yaitu kekuatan

yang hebat. Kekuatan yang hebat (energi atau power) bisa berbentuk dalam

dua jenis, yaitu energi positif dan negatif. Dari kedua jenis ini, tergantung

manusia sebagai kholifah (pemimpin) yang mengimplementasinya dalam

kehidupan. Apabila sesuai menerapkannya akan membawa dampak positif,

tapi apabila tidak sesuai akan memberikan dampak negatif.

4

Salah satu unsur logam yang dapat memberikan dampak positif dan

negatif adalah uranium. Unsur ini dapat diaplikasikan dalam berbagai bidang,

antara lain ketenagalistrikan, medis, pertambangan, pertanian, peternakan dan

kemiliteran. Dalam bidang ketenagalistrikan, uranium digunakan sebagai

bahan bakar Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor nuklir dapat

dipakai di radiofarmaka di kedokteran nuklir digunakan sebagai diagnosis dan

terapi.

Dengan adanya isyarat tersebut, maka telah jelas bahwa nuklir

merupakan material ciptaan Allah SWT untuk kemaslahatan dan kesejahteraan

umat manusia. Dengan demikian, sebagaimana firmannya dalam Al Quran

tersebut, memberikan dorongan kepada umat manusia untuk mengembangkan

dan memanfaatkan energi nuklir sebagai sumber kekuatan. Bagi seorang

manusia yang beranggapan bahwa nuklir tidak bermanfaat dan tidak ada

seruan dari Allah SWT, berarti manusia tersebut telah mengingkari titah-Nya,

sebagaimana iblis dan syaitan yang ingkar kepada Allah SWT (Baba Syarif,

2011).

Manfaat uranium mencakup di berbagai bidang, namun dalam

penelitian ini uranium dikhususkan pada bidang kesehatan yaitu sebagai bahan

bakar pada AHR. AHR memiliki fitur khusus yang membedakannya dengan

reaktor nuklir pada umumnya (IAEA, 2008). Bahan bakar AHR tidak di

tempatkan di dalam batang-batang kelongsong. Bahan bakar AHR berupa

larutan homogen uranium dengan pengayaan rendah yang diletakkan di dalam

teras reaktor berupa bejana.

5

Larutan bahan bakar uranium umumnya berupa garam uranium sulfat

UO2SO4 atau nitrat UO2(NO3)2. Masing-masing bahan bakar tersebut memiliki

kelebihan dan kekurangan. Pada penelitian ini digunakan bakar bakar senyawa

UO2(NO3)2 karena senyawa ini memiliki kelebihan. Kelebihannya adalah

memiliki koefisien distribusi yang lebih tinggi untuk ekstraksi Mo-99

dibanding dengan uranium sulfat dan viskositas uranil nitrat lebih rendah

daripada uranil sulfat. Sedangkan kelemahannya adalah memiliki stabilitas

radiasi lebih buruk daripada uranium sulfat (IAEA, 2013)

AHR merupakan jenis reaktor nuklir yang bahan bakarnya berupa

garam nuklir yang dilarutkan dalam air. Bahan bakar dan moderatornya

merupakan fase tunggal, karena itulah disebut reaktor homogen. Hal ini

berbeda dengan reaktor heterogen tradisional dimana bahan bakar dan

moderatornya berbeda fase. AHR berbeda dengan MSR (Molten Salt Reactor)

yang walaupun bahan bakarnya memiliki fase cair, karena moderatornya

berbeda dengan bahan bakar. AHR dioperasikan pada daya yang relatif

rendah, yaitu antara 50-300 kW termal. Namun demikian, sebuah instalasi bisa

memiliki beberapa reaktor kecil yang terkoneksi satu sama lain dengan

fasilitas pemisahan isotop.

Untuk mengendalikan reaktivitas, di dalam teras AHR juga terdapat

batang kendali yang bisa keluar masuk bejana seperti umumnya jenis reaktor

nuklir yang lain. Terkait umpan balik reaktivitas, umumnya AHR memilki

koefisien hampa dan suhu yang nilainya sangat negatif sehingga sangat stabil

dan aman.

6

Pada penelitian ini dilakukan simulasi perhitungan nilai keff untuk

beberapa variasi konsentrasi uranium nitrat serta ketebalan reflektor, hal ini

merupakan salah satu cara untuk menjadikan reaktor bersifat kritis. Simulasi

dilakukan menggunakan software MCNPX (Monte Carlo N Particle X.

Software ini merupakan metode Monte Carlo, yaitu salah satu metode

statistik. Pada metode Monte Carlo dilakukan simulasi perjalanan hidup

partikel neutron mulai dari lahir sampai diserap oleh material penyusun teras

reakor atau bocor keluar dari teras.

1.2 Identifikasi Masalah

Berdasarkan uraian dalam latar belakang di atas, maka dapat

diidentifikasikan beberapa permasalahan yaitu, sebagai berikut

1. Desain AHR yang memenuhi syarat sebagai reaktor kritis dan

memiliki tingkat keamanan yang tinggi menggunakan software

MCNPX.

2. Variasi konsentrasi Uranium Nitrat terhadap kritikalitas AHR

menggunakan software MCNPX.

3. Analisa output program MCNPX yang difokuskan pada (keff) yang

mempresentasikan kondisi reaktor apakah subkritis, kritis atau

superkritis.

4. Uranium nitrat dikonsentrasikan minimum supaya reaktor kritis.

5. Reflektor divariasi untuk memperoleh reaktor yang kritis.

1.3 Rumusan Masalah

7

Permasalahan yang akan dibahas dalam penelitian ini yaitu sebagai

berikut:

1. Bagaimana membuat desain AHR yang memenuhi syarat sebagai

reaktor kritis dan memiliki tingkat keamanan yang tinggi

menggunakan software MCNPX?

2. Bagaimana pengaruh konsentrasi uranium nitrat terhadap kritikalitas

AHR menggunakan software MCNPX?

3. Berapakah ketebalan reflektor optimal yang dibutuhkan untuk

menghasilkan Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) yang kritis

dengan menggunakan program MCNPX?

1.4 Batasan Masalah

Beberapa hal yang perlu dibatasi dalam penelitian ini, yaitu sebagai

berikut:

1. Penelitian ini menggunakan software MCNPX dengan model AHR

berbentuk silinder.

2. Penelitian dilakukan dengan melakukan variasi konsentrasi Uranium

konsentrasi yang dilakukan yaitu 225, 250, 300 dan 475 g/L

3. Reflektor yang digunakan mulai dari 31 cm sampai dengan 106 cm.

1.5 Tujuan Penelitian

Sesuai dengan rumusan masalah di atas maka tujuan penelitian ini adalah

sebagai berikut:

1. Mendapatkan konfigurasi teras AHR yang kritis dan aman untuk

beroperasi.

8

2. Mengkaji pengaruh konsentrasi Uranium Nitrat terhadap kritikalitas

3. Mengkaji ketebalan reflektor yang akan digunakan.

1.6 Manfaat Penelitian

Manfaat yang diperoleh dari hasil penelitian ini yaitu sebagai

berikut:

1. Desain AHR yang dibuat dapat digunakan untuk penelitian

selanjutnya.

2. Dapat analisa output program MCNPX berupa nilai kritikalitas yang

mempresentasikan kondisi reaktor kritis, subkritis atau superkritis.

3. Memberikan informasi mengenai komposisi uranium nitrat serta

reflektor yang dibutuhkan oleh reaktor Aqueous Homogeneous Reactor

(AHR) sehingga reaktor dalam keadaan kritis.

56

BAB V

KESIMPULAN DAN SARAN

5.1 Kesimpulan

1. Pemodelan AHR berhasil dibuat dengan ukuran 20 cm × 31 cm × 61 cm

yang berbentuk silinder. Banyak sekali bentuk AHR yang diketahui,

namun, pada penelitian ini menggunakan bentuk siinder karena silinder

memiliki bentuk bangun yang simetris sehingga memudahkan dalam

perhitungan volum dan reaktor dapat kritis dan memiliki tingkat

keamanan yang tinggi.

2. Konsentrasi uranium merupakan salah satu cara untuk mengatur

kekritisan dari reaktor, dengan dilakukannya variasi pada konsentrasi

uranium diharapkan reaktor dapat kritis dengan waktu yang tidak lama

dan konsentrasi yang tidak terlalu besar sehingga konsentrasi tersebut

dapat dikatakan optimal untuk reaktor kritis, dari variasi konsentrasi yang

paling optimal yaitu 250 g/L dengan keff = 0.98657.

3. Variasi ketebalan reflektor dilakukan dari 31 cm sampai 106 cm dengan

skipping 5 cm. Reflektor berfungsi sebagai agar neutron tidak lolos

keluar teras reaktor yang digunakan tidak boleh terlalu tipis atau terlalu

tebal. Ketebalan reflektor diperoleh pada 56 cm dengan nili keff = 0.9883.

57

5.2 Saran

1. Sebaiknya untuk penelitian selanjutnya menampilkan hasil Mo-99 dari

hasil burn karena untuk mengetahui bahwa burn tersebut memang

mengandung Mo-99 yang akan digunakan untuk kepentingan di

kedokteran nuklir

2. Variasi konsentrasi yang dilakukan lebih banyak meninjau dari jurnal

atau penelitian yang relevan untuk membandingkan hasil yang telah

dilakukan.

58

DAFTAR PUSTAKA

Anonim, 2008. Tenaga Nuklir Kerawanan Energi. Greenpeace International.

Amsterdam

Arief, Isnaeni. 2014. Criticality and Mo-99 Production Capacity Analysis of

Aqueous Homogeneous Reactor Using MCNP and ORIGEN Computer

Code. (tesis). Program Teknik Nuklir. Fakultas teknik. Universitas King

Abdul Aziz

Awaludin, Rohadi. 2011. Radioisotop Taknesium-99m Dan Kegunaannya.

Prosiding Iptek Ilmiah Poppuler Buletin Alara, Vol.13 No.2, Desember

2011, 61-65

Baba, Syarif. 2011. Ayat alqur’an tentang manfaat uranium. a topnotch

wordpress. Com site.

Cahyo, Prabudi, dkk. 2013. Pengaruh Kelarutan Bahan Bakar Pada Kekritisan

Aquoues Homogeneous Reactor. Vol. 2 No. 2, Mei 2013, Jurusan

Teknik Fisika FT UGM.

Gusmavita, Adisti. 2011. Simulasi Penentuan Dosis Serapan Radiasi- dari 103

Pd

pada Brachtherapy Payudara Menggunakan Software MCNP5 dengan

Tehnik PBSI. Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam,

Universitas Sebelas Maret: Surakarta.

Huisman. M.V. 2013. Reactor Design For a Small Sized Aqeous Houmogeneous

Rector For Producing Molybdenum-99 Regional Demand. Master

59

Thesis Delft University Of Technology Faculty Of Applied Science

Department OF Radiation Science and Technology.

IAEA, Technetium-99m Radiopharmaceuticals: Manufacture of Kits. IAEA -

Technical Reports Series No. 466. IAEA, Viena, 2008.

IAEA, Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of

Mo-99 and other Short Lived Radioisotopes, 2008

Judith, F. Briesmeister. 1997. MCNP A General Monte Carlo N Particle

Transport Code Version 4 B. University of California : California

Meliana, Selviani. 2010. Uji kritikalitas dan pengayaan reaktor air superkritis

dengan bahan bakar uranium – thorium.

Pelowitz, Denise B. 2008. MNCPXTM

User’s Manual Version 2.6.0. LA-CP-07-

1473. New York: Los Alamos National Laboratory.

Pasqualini, Enrique E. Semi-homogeneous Reactor for Mo-99 Production:

Concptual Design. 33rd International Meeting on Reduced

Enrichment for Research and Test Reactors. Santiago. Chile. 2011.

Rahmawati, Retno. 2005. Distribut Intensitas Radiasi Gamma Sebagai Fungsi

Perisai Dengan Menggunakan Metode MCNP Versi 4b Pada Beam

Port Radial Reactor Nuklir. FMIPA UNIVERSITAS NEGERI

SEMARANG.

Rijnsdorp. 2014. Design Of Small Aqeous Houmogeneous Rector For Production

OF 99

Mo. Thesis at Delft University Of Technology.

Supriyadi, Joko. 2012. Fitur Dan Isu Keselamatan Terkait Aqueous Homogeneous

Reactor (AHR). Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah-Penelitian

60

Dasar Ilmu Pengetahuan dan teknologi Nuklir 2012 PSTA-BATAN

ISSN 0216-3128.

Setiawan, Duyeh. 2010. Radio Kimia Teori Dasar dan Aplikasi Teknik

Nuklir. Widya Padjadjaran. Bandung. Diposkan oleh Tri Sulistiyawati.

Yuwono, Indro. 1996. Perhitungan Hasil Fisi Kritikalitas Larutan Uranium-235

Dan Dosis Radiasinya. Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar

Nuklir PEBN-BATAN. Jakarta 18-19 Maret 1996 ISSN 1410-1998.

X-5MONTE CARLO TEAM. 2003. MCNP-A General Monte Carlo N-Particle

Transport Code. Version5. Volume 1: Overview and Theory. LA-UR-

03-1987. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos : New Mexico

61

LAMPIRAN

Perhitungan Densitas Atom Pada Bahan Bakar Baru

Konsentrasi 250 gram u / liter

Konsentrasi bahan bakar 250 gram U / liter atau 0,25 gram U / cc, Ᾱu =

237,4494309 g/mol.

Nu =

= 6.340 x

1 barn = 10-24

cm2

lalu n = 6.340 x = 6.340 x .cm

Larutan uranil nitrat U-235 19.75 wt.%

wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025

Au-235 = 235.04 g/mol dan Au-238 = 238.05 g/mol.

Ᾱu = 237,4494309 g/mol.

af235 = 0.1975 x

= 0.1995

af238 = 0.8025 x

= 0.8005

Nu235 = 0.1995 x 6.340 x 10-4

= 1.265 x 10-04

atom/barn.cm

Nu238 = 0.8005 x 6.340 x 10-4

= 5.075 x 10-04

atom/barn.cm

Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O

NN = Nu x 2 = 6.340 x 10-4

x 2 = 1.268 x 10-3

atom/barn.cm

NO = Nu x 8 = 6.340 x 10-4

x 8 = 5.072 x 10-3

atom/barn.cm

Konsentrasi bahan bakar adalah 250 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol.

Konsentrasi uranium =

= 1.052855755 mol/Liter

Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) disana terdapat 1 atom U, yang berarti U sama

dengan mol UO2(NO3)2

Konsentrasi UO2(NO3)2 = konsentrasi U = 1.052855755 mol/Liter

62

Ᾱu = 237,4494309 g/mol, Aoksigen = 15,999 gram/mol, Anitrogen = 14.007 gram/mol

Berat atom UO2(NO3)2 = ᾹU + (8 x AOksigen) + (2 x ANitrogen)

= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)

= 393.4554309 gram/mol

Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.052855755 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol

= 414.251815 gram/Liter

Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc

Konsentrasi uranil nitrat =

= 147.4205747 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar

Penyelesaian

= 0.1474205747 Liter Uranil Nitrat / Liter

Penyelesaian bahan bakar terdiri dari uranil nitrat (UO2(NO3)2 ) dan air (H2O),

Konsentrasi air dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar = 1 – konsentasi

UO2(NO3)2 di dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar

= 1 – 0.1474205747

= 0.852579425 Liter air/penyelesaian bahan bakar

Densitas H2O = 0.852579425 x 997.047 = 850.0617482 gram/Liter =

0.8500617582 gram/cc

AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol

NH2O =

= 2.842 X 10

22 atom/cc = 2.842 x 10

-2

atom/barn.cm

Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O

NO = NH2O = 2.842 X 10-2

atom/barn.cm

NH = 2 x NH2O = 2 x 2.842 X 10-2

= 5.683 x 10-2

atombarn.cm

Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O

63

= 5.072 x 10-3

atom/barn.cm + 2.842 x 10-2

atom/barn.cm = 3.349 x 10-2

atom/barn.cm

Tabel . densitas atom bahan bakar baru

Isotop Atom/barn.cm

U-235 1.26504531144E-04

U-238 5.07525204789E-04

O-16 3.34878465916E-02

N-14 1.26805947187E-03

H-1 5.68312174084E-023

Konsentrasi UO2(NO3)2 = 414.251815 gram/Liter

Konsentrasi H2O = 850.0617482 gram/Liter

Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi

H2O

= 414.251815 + 850.0617482

= 1264.313573 g/Liter

= 1.264313573 g/cc

64

Konsentrasi 225 gram u / liter


237,4494309 g/mol.

Nu =

= 5.706 x

1 barn = 10-24

cm2

lalu n = 5.706 x = 5.706 x .cm


wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025


Ᾱu = 237,4494309 g/mol.

af235 = 0.1975 x

= 0.1995

af238 = 0.8025 x

= 0.8005

Nu235 = 0.1995 x 5.706 x 10-4

= 1.1384 x 10-04

atom/barn.cm

Nu238 = 0.8005 x 5.706 x 10-4

= 4.56786 x 10-04

atom/barn.cm


NN = Nu x 2 = 5.706 x 10-4

x 2 = 1.14125 x 10-3

atom/barn.cm

NO = Nu x 8 = 6.340 x 10-4

x 8 = 4.5650136 x 10-3

atom/barn.cm



= 1.07391297 mol/Liter






65

= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)

= 393.4554309 gram/mol


= 422.5368904 gram/Liter




Penyelesaian





= 1 – 0.1503690001



0.8471310121 gram/cc


NH2O =

= 2.831764061 X 10

22 atom/cc = 2.831764061 x

10-2

atom/barn.cm


NO = NH2O = 2.831 X 10-2

atom/barn.cm

NH = 2 x NH2O = 2 x 2.831 X 10-2

= 5.66352 x 10-2

atombarn.cm


= 4.5650136 x 10-3


atom/barn.cm =

3.288265421 x 10-2

atom/barn.cm

66


Isotop Atom/barn.cm

U-235 1.1384E-04

U-238 4.56786E-04

O-16 3.288265421E-02

N-14 1.14152E-03

H-1 5.663528122E-023




H2O

= 422.5368904 + 847.1310121

= 1264.313573 g/Liter

= 1.264313573 g/cc

Konsentrasi 300 gram U / liter


237,4494309 g/mol.

Nu =

= 6.340 x

1 barn = 10-24

cm2

lalu n = 6.340 x = 6.340 x .cm


wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025


Ᾱu = 237,4494309 g/mol.

af235 = 0.1975 x

= 0.1995

67

af238 = 0.8025 x

= 0.8005

Nu235 = 0.1995 x 6.340 x 10-4

= 1.265 x 10-04

atom/barn.cm

Nu238 = 0.8005 x 6.340 x 10-4

= 5.075 x 10-04

atom/barn.cm


NN = Nu x 2 = 6.340 x 10-4

x 2 = 1.268 x 10-3

atom/barn.cm

NO = Nu x 8 = 6.340 x 10-4

x 8 = 5.072 x 10-3

atom/barn.cm



= 1.052855755 mol/Liter






= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)

= 393.4554309 gram/mol


= 414.251815 gram/Liter




Penyelesaian





68

= 1 – 0.1474205747



0.8500617582 gram/cc


NH2O =

= 2.842 X 10

22 atom/cc = 2.842 x 10

-2

atom/barn.cm


NO = NH2O = 2.842 X 10-2

atom/barn.cm

NH = 2 x NH2O = 2 x 2.842 X 10-2

= 5.683 x 10-2

atombarn.cm


= 5.072 x 10-3


atom/barn.cm = 3.349 x 10-2

atom/barn.cm

Tabel. densitas atom bahan bakar baru

Isotop Atom/barn.cm

U-235 1.26504531144E-04

U-238 5.07525204789E-04

O-16 3.34878465916E-02

N-14 1.26805947187E-03

H-1 5.68312174084E-023




H2O

= 414.251815 + 850.0617482

= 1264.313573 g/Liter

= 1.264313573 g/cc

69



237,4494309 g/mol.

Nu =

= 7.608356833 x

1 barn = 10-24

cm2

lalu n = 7.608 x =7.608 x .cm


wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025


Ᾱu = 237,4494309 g/mol.

af235 = 0.1975 x

= 0.1995

af238 = 0.8025 x

= 0.8005

Nu235 = 0.1995 x 7.608 x 10-4

= 1.517871 x 10-04

atom/barn.cm

Nu238 = 0.8005 x 7.608 x 10-4

= 6.090489 x 10-04

atom/barn.cm


NN = Nu x 2 = 7.608 x 10-4

x 2 = 1.52167 x 10-3

atom/barn.cm

NO = Nu x 8 = 7.608 x 10-4

x 8 = 6,08668x 10-3

atom/barn.cm



= 1.263426307 mol/Liter






= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)

70

= 393.4554309 gram/mol


= 497.101942 gram/Liter




Penyelesaian





= 1 – 0.1769046057

= 0.85230953943 Liter air/penyelesaian bahan

bakar


0.8206647936 gram/cc


NH2O =

= 2.7432935 X 10

22 atom/cc = 2.7432935 x 10

-2

atom/barn.cm


NO = NH2O = 2.7432935 X 10-2

atom/barn.cm

NH = 2 x NH2O = 2 x 2.743935 X 10-2

= 5.486587162 x 10-2

atombarn.cm


= 6.086685464 x 10-3

atom/barn.cm + 2.74329 x 10-2

atom/barn.cm =

3.351962127 x 10-2

atom/barn.cm

71


Isotop Atom/barn.cm

U-235 1.517867188E-04

U-238 6.090489642E-04

O-16 3.351962127E-02

N-14 1.521671366E-03

H-1 5.486587162E-02




H2O

= 497.101942 + 820.6647936

= 1317.7667356 g/Liter

= 1.3177667356 g/cc



237,4494309 g/mol.

Nu =

= 12.046565 x

1 barn = 10-24

cm2

lalu n = 12.0465 x = 12.0465 x

.cm


wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025


Ᾱu = 237,4494309 g/mol.

af235 = 0.1975 x

= 0.1995

af238 = 0.8025 x

= 0.8005

Nu235 = 0.1995 x 12.0465 x 10-4

= 2.403289718 x 10-04

atom/barn.cm

72

Nu238 = 0.8005 x 12.0465 x 10-4

= 9.64327528 x 10-04

atom/barn.cm


NN = Nu x 2 = 12.0465 x 10-4

x 2 = 2.409313 x 10-3

atom/barn.cm

NO = Nu x 8 = 12.0465 x 10-4

x 8 = 9.637252 x 10-3

atom/barn.cm



= 2.0004259 mol/Liter






= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)

= 393.4554309 gram/mol


= 787.0784486 gram/Liter




Penyelesaian





= 1 – 0.280099092


73


0.7177750406 gram/cc


NH2O =

= 2.39935681 X 10

22 atom/cc = 2.39935681 x

10-2

atom/barn.cm


NO = NH2O = 2.39935681 X 10-2

atom/barn.cm

NH = 2 x NH2O = 2 x 2.39935681 X 10-2

= 4.798713622 x 10-2

atombarn.cm


= 9.637252 x 10-3

atom/barn.cm + 2.39935 x 10-2

atom/barn.cm =

3.3633082 x 10-2

atom/barn.cm


Isotop Atom/barn.cm

U-235 2.403289718E-04

U-238 9.643275203E-04

O-16 3.363082011E-02

N-14 2.409313E-03

H-1 4.798713622E-02




H2O

= 787.0784486 + 717.7750406

= 1504.8534892 g/Liter

= 1.5048534892 g/cc

PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP ...

Documents

Transcript of PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP ...