PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP KRITIKALITAS AHR MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNPX

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 i

Universitos lllom Negeri S unon Koliiogo

FM-UINSK-BM-05-07/R0

PENGESA HAN SKRIPSI/TUGAS AKHIR urN.02/D.sT/PP.01.1/3 r65/2015

Skripsi/Tugas Akhir dengan jLrdul

Pengaruh Konsenkas Uranum Nitrar Terhadap Kririka tas AHR lyenggunakan Software t4CNpX

Yang dipersiapkan dan disusun oleh Nama NIIq

11620051

Telah dimunaqasyahkan pada

02 September 2015

Nilai [4unaqasyah Dan dinyatakan telah diterima oteh Fakuftas Sains dan TeknologiUIN Sunan Katjaga

TIM MUNAQASYAH I Ketua Sidang

a.n. Dr. Suharyana,

Frida Agung Rahmadi, NIP.19780510 200501

Pengujil

I\4.Sc.

.sc

Penouii

t^hii Joko

II

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

NIP. 198411102011012000

iv

PERNYATAAN BEBAS PLAGIALISME

Saya metryatakan trahwa skripsi yang saya susrm sebagai syaut

uruk

memperoleh gelar sarjma merupakan hasil karya tulis pribadi. Adapun bagianbagian terteotu dalaru penulisan

skipsi ini yang

lair telah dituliskan sumbemya secarajelas

saya kutip dari hasil

kala

orang

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

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”

vi

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

vii

KATA PENGANTAR

‫ أشهد أن ال إله إال‬,‫ وبه وستعيه وعلى أمىرالدويا والديه‬,‫الحمد هلل رب العالميه‬ ‫ أللهم صل‬,‫ وأشهد أن محمدا عبده ورسىله ال وبي بعده‬,‫هللا وحده ال شريك له‬ ‫ أما بعد‬,‫وسلم على أسعد مخلىقاتك سيدوا محمد وعلى أله وصحبه أجمعيه‬ 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.

viii

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.

ix

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)

x

DAFTAR ISI COVER .......................................................................................................... HALAMAN JUDUL...................................................................................... HALAMAN PENGESAHAN SKRIPSI ....................................................... HALAMAN PERSETUJUAN SKRIPSI ...................................................... SURAT PERNYATAAN KEASLIAN ......................................................... HALAMAN MOTTO ................................................................................... HALAMAN PERSEMBAHAN .................................................................... HALAMAN KATA PENGANTAR .............................................................. INTISARI ...................................................................................................... ABSTRACT ................................................................................................... HALAMAN DAFTAR ISI ........................................................................... HALAMAN DAFTAR TABEL ................................................................... HALAMAN DAFTAR GAMBAR ............................................................... HALAMAN DAFTAR LAMPIRAN ........................................................... BAB I PENDAHULUAN ............................................................................. 1.1 Latar belakang ......................................................................................... 1.2 Identifikasi Masalah ................................................................................ 1.3 Rumusan masalah ................................................................................... 1.4 Batasan masalah ..................................................................................... . 1.5 Tujuan penelitian ..................................................................................... 1.6 Manfaat Penelitian .................................................................................. BAB II Tinjauan Pustaka ................................................................................................... 2.1 Studi Pustaka ............................................................................................ 2.2 Landasan Teori .......................................................................................... 2.2.1 Aqueus Homogeneoues Reactor (AHR) ............................................... 2.2.1.1 Fitur Umum AHR....................................................................... 2.2.1.2 Beberapa Contoh AHR .............................................................. 2.2.2 Reaktor Untuk Produksi Isotop Mo-99 ............................................... 2.2.3 Faktor Perlipatan Efektif Dan Reaktifitas ............................................ 2.2.4 Komponen-Komponen Reaktor Nuklir ................................................ 2.2.4.1 Elemen Bahan Bakar ................................................................. 2.2.4.2 Moderator Neutron .................................................................. 2.2.4.3 Batang Kendali .......................................................................... 2.2.4.4 Pendingin Reaktor .................................................................... 2.2.4.5 Perisai Beton............................................................................. 2.2.4.6 Perangkat Detektor .................................................................. 2.2.4.7 Reflektor ................................................................................... 2.2.4.8 Perangkat Penukar Panas ......................................................... 2.2.5 Uranium Nitrat .................................................................................... 2.2.6 Monte Carlo N Particle (MCNP) ..........................................................

BAB III METODE PENELITIAN................................................................. 3.1 Waktu Dan Tempat Penelitian ........................................................ 3.1.1 Waktu Peneitian ........................................................................

xi

i ii iii iv v vi vii viii xi xii xiii xv xvi xvii 1 6 6 6 7 7 8 9 9 11 11 12 14 16 18 20 20 20 21 23 23 24 24 24 25 28

36 36 36

3.1.2 Tempat Penelitian ..................................................................... 3.2 Alat Dan Bahan Penelitian ............................................................. 3.2.1 Alat Penelitian ........................................................................... 3.2.2 Bahan Penelitian ....................................................................... 3.3 Metode Perhitungan ........................................................................ 3.4 Prosedur Pemodelan AHR .............................................................. 3.4.1 Konfigurasi AHR ...................................................................... 3.4.2 Prosedur Pembuatan File Input Dan Pengolahan Data ............. 3.5 Metode Analisa ............................................................................... BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ...................................................... 4.1 Hasil Penelitian ............................................................................... 4.1.1 Hasil Pemodelan AHR .............................................................. 4.1.2 Variasi Siklus dengan Nilai Keff ................................................ 4.1.3 Variasi Neutron Per Siklus dengan Nilai Keff ........................... 4.1.4 Variasi Tebal Reflektor Dengan Nilai Keff ............................... 4.1.5 Variasi Konsentrasi Dengan Keff ............................................... 4.1.5 Hasil Grafik Burn ..................................................................... 4.2 Pembahasan .................................................................................. BAB V KESIMPULAN DAN SARAN ......................................................... 5.1 Kesimpulan ..................................................................................... 5.2 Saran ............................................................................................... DAFTAR PUSTAKA .................................................................................... LAMPIRAN ................................................................................................... CURRICULUM VITAE ...............................................................................

xii

36 36 36 36 37 37 38 40 44 45 45 45 46 46 47 48 50 51 56 56 57 58 61 74

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

xiii

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

xiv

DAFTAR LAMPIRAN

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

xv

61

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

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

xvi

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 mo99. 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.

xvii

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

1

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-rasulNya 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.

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.

56

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.

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 103Pd 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

58

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-071473. 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 99Mo. 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-UR03-1987. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos : New Mexico

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

61

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 1022

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 U-235 U-238 O-16 N-14 H-1

Atom/barn.cm 1.26504531144E-04 5.07525204789E-04 3.34878465916E-02 1.26805947187E-03 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 Konsentrasi bahan bakar 225 gram U / liter atau 0,225 gram U / cc, Ᾱu = 237,4494309 g/mol. Nu =

= 5.706 x

1 barn = 10-24 cm2 lalu n = 5.706 x

= 5.706 x

.cm


= 0.1995

af238 = 0.8025 x

= 0.8005


= 1.07391297 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 = 1.07391297 mol/Liter 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)

65

= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007) = 393.4554309 gram/mol Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.07391297 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol = 422.5368904 gram/Liter Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc Konsentrasi uranil nitrat = = 150.3690001 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar Penyelesaian = 0.1503690001 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 – 0.1503690001 = 0.8496309999 Liter air/penyelesaian bahan bakar Densitas H2O = 0.8496309999 x 997.047 = 847.1310121 gram/Liter = 0.8471310121 gram/cc AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol NH2O =

= 2.831764061 X 1022 atom/cc = 2.831764061 x

10-2 atom/barn.cm Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O 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 Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O = 4.5650136 x 10-3 atom/barn.cm + 2.831 x 10-2 atom/barn.cm = 3.288265421 x 10-2 atom/barn.cm

66

Tabel . densitas atom bahan bakar baru Isotop U-235 U-238 O-16 N-14 H-1


Konsentrasi UO2(NO3)2 = 422.5368904 gram/Liter Konsentrasi H2O = 847.1310121 gram/Liter Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi H2O = 422.5368904 + 847.1310121 = 1264.313573 g/Liter = 1.264313573 g/cc Konsentrasi 300 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 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

= 6.340 x

.cm

67

af238 = 0.8025 x

= 0.8005


= 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 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

68

= 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 = 2.842 X 1022

NH2O =

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 = 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 U-235 U-238 O-16 N-14 H-1



69

Konsentrasi 300 gram U / liter Konsentrasi bahan bakar 300 gram U / liter atau 0,300 gram U / cc, Ᾱu = 237,4494309 g/mol. Nu =

= 7.608356833 x

1 barn = 10-24 cm2 lalu n = 7.608 x

=7.608 x

.cm


= 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 Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O 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 Konsentrasi bahan bakar adalah 300 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol. Konsentrasi uranium =

= 1.263426307 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 = 1.263426307 mol/Liter 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)

70

= 393.4554309 gram/mol Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.263426307 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol = 497.101942 gram/Liter Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc Konsentrasi uranil nitrat = = 176.9046057 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar Penyelesaian = 0.1769046057 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 – 0.1769046057 = 0.85230953943 Liter air/penyelesaian bahan bakar Densitas H2O = 0.85230953943 x 997.047 = 820.6647936 gram/Liter = 0.8206647936 gram/cc AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol NH2O =

= 2.7432935 X 1022 atom/cc = 2.7432935 x 10-2

atom/barn.cm Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O 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 Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O = 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



Konsentrasi UO2(NO3)2 = 497.101942 gram/Liter Konsentrasi H2O = 820.6647936 gram/Liter Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi H2O = 497.101942 + 820.6647936 = 1317.7667356 g/Liter = 1.3177667356 g/cc Konsentrasi 475 gram U / liter Konsentrasi bahan bakar 475 gram U / liter atau 0,475 gram U / cc, Ᾱu = 237,4494309 g/mol. Nu =

= 12.046565 x

1 barn = 10-24 cm2 lalu n = 12.0465 x .cm

= 12.0465 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 Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O 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 Konsentrasi bahan bakar adalah 475 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol. Konsentrasi uranium =

= 2.0004259 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 = 2.0004259 mol/Liter 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 = 2.0004259 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol = 787.0784486 gram/Liter Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc Konsentrasi uranil nitrat = = 280.099092 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar Penyelesaian = 0.280099092 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 – 0.280099092 = 0.719900908 Liter air/penyelesaian bahan bakar

73

Densitas H2O = 0.719900908 x 997.047 = 717.7750406 gram/Liter = 0.7177750406 gram/cc AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol = 2.39935681 X 1022 atom/cc = 2.39935681 x

NH2O = 10-2 atom/barn.cm

Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O 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 Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O = 9.637252 x 10-3 atom/barn.cm + 2.39935 x 10-2 atom/barn.cm = 3.3633082 x 10-2 atom/barn.cm




74

PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP KRITIKALITAS AHR MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNPX

Recommend Documents