Susanti, dkk.
ISSN 0216 - 3128
115
PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI KEFF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR) Susanti1, Suharyana1, Riyatun1, Azizul Khakim2 Arif Isnaeni2 1 Jurusan Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret Surakarta 2 Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir BAPETEN
[email protected], corresponding author :
[email protected]
ABSTRAK PENGARUH VARIASI KONSENTRASI URANIUM DALAM BAHAN BAKAR URANIL NITRAT DAN URANIL SULFAT TERHADAP NILAI keff AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR). Telah dilakukan simulasi neutronik pengaruh variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat terhadap keff AHR dengan software MCNP5. Pengayaan yang digunakan yaitu 19,75%. Teras AHR berbentuk silinder tinggi 122 cm, diameter 56 cm, terbuat dari Stainless Steel-304 setebal 3 cm. Bagian luar tangki adalah reflektor berylium setebal 30 cm. Bahan bakar dalam tangki berupa larutan setinggi 20 cm. Konsentrasi uranium dalam bahan bakar divariasikan dari 50 gU/l ─ 600 gU/l dengan kenaikan 50 gU/l. Simulasi menghasilkan kondisi kritis telah dicapai larutan uranil nitrat pada konsentrasi 300 gU/l dengan nilai keff 1,0102(4), sedangkan larutan uranil sulfat pada konsentrasi 250 gU/l dengan nilai keff 1,0133(5). Dengan demikian penggunaan bahan bakar uranil sulfat lebih menguntungkan daripada bahan bakar uranil nitrat dilihat dari segi neutroniknya. Kata Kunci: AHR, MCNP5
ABSTRACT EFFECT OF VARIOUS URANIUM’S CONCENTRATION IN URANYL NITRATE AND URANYL SULFATE FUEL TO keff VALUE OF AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR). It has performed neutronic simulations influence effect of various uranium’s concentration in uranyl nitrate and uranyl sulfate fuel to keff AHR using MCNP5 software. Enrichment used is 19.75%. Core AHR cylindrical 122 cm high, 56 cm diameter, made of Stainless Steel-304 3 cm thick. The outside of the tank is 30 cm thick berylium reflector. The fuel in the tank in the form of a solution as high as 20 cm. Concentration uranium in the fuel varied from 50 gU/l ─ 600 gU/l with an increase of 50 gU/l. Simulations produce critical condition has been achieved uranyl nitrate solution at a concentration of 300 gU/l with a value of keff 1.0102(4), while the uranyl sulfate solution at a concentration of 250 gU/l with a value of keff 1.0133(5). Thus the use of uranyl sulfate fuel is more profitable than uranyl nitrate fuel in aspect of neutronic. Keywords: AHR, MCNP5
PENDAHULUAN plikasi teknologi nuklir dalam bidang kesehatan merupakan perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi. Pemanfaatan teknologi nuklir di kedokteran untuk terapi dan diagnosis penyakit. Salah satu radioisotop yang banyak digunakan dalam kepentingan diagnosis adalah 99mTc, yang merupakan hasil peluruhan 99Mo. Pada tahun 2011 saja 99Mo digunakan sekitar 95% untuk aplikasi pengobatan kedokteran nuklir[1]. 99m Tc memiliki waktu paruh 6 jam, sehingga intensitas radiasi yang dipancarkan oleh radioisotop diharapkan segera habis setelah proses diagnosis selesai. Oleh karena itu, dampak yang mungkin terjadi dapat diminimalisasi. Selain itu, 99mTc hanya memancarkan radiasi gamma, tidak memancarkan
A
radiasi lain. Radiasi gamma yang dipancarkan memiliki energi 140,5 keV. Oleh sebab itu, sebagai pemancar gamma murni dengan waktu paruh pendek, 99m Tc dinilai tepat sebagai radioisotop diagnosis. Radiasi gamma dengan energi yang relatif rendah ini tidak memberikan dampak yang besar kepada tubuh, namun cukup besar untuk menembus jaringan[2]. 99m Tc dapat dihasilkan dengan beberapa cara, salah satunya yaitu dari peluruhan beta (β-) 99Mo di dalam reaktor. Radioisotop 99Mo merupakan hasil fisi 235 U di dalam reaktor. Produksi utama 99Mo seluruh dunia terkonsentrasi di reaktor nuklir heterogen menggunakan target dan bahan bakar High Enriched Uranium (HEU) dan Low Enriched Uranium (LEU). Penggunaan LEU lebih dianjurkan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA) karena lebih ekonomis dalam memproduksi isotop 99Mo[3].
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015 Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015
116
ISSN 0216 - 3128
Kebutuhan akan 99mTc yang semakin meningkat dalam kedokteran nuklir, maka dibutuhkan pembangunan reaktor yang baru. Konsep desain yang sedang dikembangkan saat ini berupa desain reaktor homogen yaitu AHR. AHR dipilih sebagai reaktor produksi isotop karena memiliki beberapa kelebihan diantaranya yaitu dapat beroperasi pada tingkat daya yang jauh lebih rendah antara 50-300 kW termal, menghasilkan limbah yang lebih kecil, biaya operasi rendah dan dapat memproduksi isotop selain 99Mo misalnya, 131I atau 89Sr [4]. AHR merupakan reaktor non-daya dimana bahan bakar dalam bentuk larutan garam uranium [5]. Bahan bakar yang digunakan dalam AHR dapat berupa larutan uranil sulfat ataupun larutan uranil nitrat[6]. Masing-masing jenis larutan memiliki kelebihan dan kekurangan. Kelebihan larutan uranil nitrat yaitu preparasinya mudah, absorbsi 99Mo lebih besar jika dibandingkan dengan uranil sulfat tetapi stabilitas radiasinya rendah. Kelebihan larutan uranil sulfat yaitu memiliki stabilitas radiasi yang baik tetapi preparasi sampelnya lebih sulit[7]. Fitur yang penting dalam AHR adalah dalam desain reaktornya. Bejana AHR tidak penuh terisi bahan bakar cair, melainkan bagian atas dari bejana tersebut merupakan ruang yang berisi gas. Gas tersebut merupakan produk fisi dalam wujud gas dan gas hasil radiolisis. Untuk mengelola gas tersebut, AHR memiliki sistem manajemen gas yang salah satu fungsi utamanya adalah merekombinasi gas hidrogen dan oksigen hasil radiolisis. Air hasil rekombinasi kemudian dikembalikan ke dalam teras[6]. Dalam mendesain reaktor juga harus diperhatikan mengenai keselamatan nuklir. Salah satu aspek yang dilakukan dalam pengkajian keselamatan reaktor yaitu kajian terhadap nilai keff dan reaktivitas (ρ) dalam larutan. Metode yang digunakan dalam menentukan nilai keff ini menggunakan software Monte Carlo N-Particle version 5( MCNP5).
TEORI MCNP MCNP merupakan program komputer yang dikembangkan sejak tahun 1963 di Los Alamos National Laboratory (LANL), Amerika[8]. Sampai saat ini masih terus dikembangkan dan disempurnakan. Program MCNP menerapkan metode Monte Carlo dalam menyelesaikan berbagai macam persoalan transport partikel, antara lain neutron, foton, elektron, gabungan neutron/foton, neutron/ foton/elektron maupun foton/elektron. Sifat-sifat bahan serta interaksi partikel dengan bahan dinyatakan dalam fungsi energi kontinyu. MCNP dapat digunakan untuk memecahkan persoalan
Susanti, dkk.
transport partikel di dalam bahan berbentuk tiga dimensi sembarang. Program ini mampu menghitung nilai eigen keff dalam suatu sistem bahan dapat belah dengan akurasi tinggi.
Kebolehjadian Interaksi Neutron Dengan Inti (Cross Section) Tampang lintang (Cross Section) dapat dibagi menjadi 2 yaitu tampang lintang mikroskopik (σ) dan tampang lintang makroskopik (Σ)[9]. σ menyatakan probabilitas terjadinya reaksi nuklir pada inti atom tunggal. Σ merupakan probabilitas terjadinya reaksi pada semua inti atom yang ada pada satuan volume materi. Σ dapat dinyatakan dengan persamaan 1. Tampang lintang makroskopik serapan (Σa) dan hamburan (Σs) bahan bakar uranil nitrat dan sulfat dapat ditunjukkan pada Tabel 1.
Σ = N 1 σ 1 + N 2 σ 2 + N 3 σ 3 + ... N n σ n
(1)
Tabel 1. Tampang lintang makroskopik senyawa UO2(NO3)2 dan (UO2SO4). Senyawa
UO2(NO3)2
(UO2SO4)
Σa (1/cm)
0,1091
0,0031
Σs (1/cm)
0,7577
0,9254
Faktor Multiplikasi Reaktivitas (Ρ)
Efektif
(Keff)
Dan
Faktor multiplikasi efektif (keff) didefinisikan sebagai perbandingan populasi neutron dalam satu generasi (siklus) dan populasi neutron pada generasi sebelumnya. Persamaan untuk menghitung keff dalam satu siklus dikenal dengan rumus 6 faktor. keff = ε £f p £t f η Dengan
(2)
ε £f p £t F
= Faktor pemakaian termal = Faktor ketidakbocoran neutron cepat = Probabilitas lolos resonansi = Faktor ketidakbocoran neutron termal = Faktor pemakaian neutron termal η = Faktor reproduksi
Jika nilai (keff) = 1 maka reaktor dalam keadaan kritis dimana jumlah neutron tiap siklus konstan. Jika faktor multiplikasi (keff) > 1 maka reaktor dalam keadaan superkritis dimana jumlah neutron tiap siklus akan semakin bertambah. Jika faktor multiplikasi (keff) < 1 maka reaktor dalam keadaan subkritis dimana jumlah neutron tiap siklus akan semakin berkurang.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015 Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015
Susanti, dkk.
ISSN 0216 - 3128
Reaktivitas merupakan faktor yang menyatakan tingkat kereaktifan reaktor. Faktor reaktivitas (ρ) ini sangat berkaitan dengan keff. Faktor reaktivitas (ρ) dapat dinyatakan secara matematis dalam persamaan (2)[10].
ρ =
∆ k eff k eff
=
k eff − 1 k eff
(3)
Fenomena Over dan Under Moderated Pengaruh dari variasi moderator dalam bahan bakar (Nm/Nu) yaitu adanya kondisi over moderated dan under moderated. Kondisi over moderated dan under moderated ini sangat berpengaruh terhadap nilai keff. Pengaruh over moderated dan under moderated terhadap nilai keff dapat ditunjukkan pada Gambar 1.
117
TATA KERJA Perhitungan nilai keff dari variasi konsentrasi uranium dalam bahan bakar dengan menggunakan kode komputasi MCNP5. Konsentrasi divariasikan dari 50gU/l - 600gU/l setiap kenaikan 50 gU/l. Perhitungan nilai keff pada variasi konsentrasi ini diawali dengan membuat desain geometri AHR. Pembuatan model AHR diawali dengan pembuatan surface card untuk menentukan bentuk dan ukuran reaktor yang akan dibuat. Kemudian pembuatan cell card yang dibatasi oleh surfacesurface. Cell card ini berisi informasi mengenai densitas material pada suatu cell yang telah dibuat. Selanjutnya memasukkan data-data kedalam inputan data card. Pada data card ini terdiri dari material card yang berisi material yang akan digunakan, ksrc untuk penentuan sumber neutron serta kcode untuk perhitungan nilai keff. Kcode memuat informasi tentang banyaknya neutron tiap siklus, asumsi awal nilai keff yaitu 1, siklus yang akan di-skip serta siklus total yang menjadi batasan running. Tampilan geometri AHR dibuat dengan visual editor MCNP5 dapat ditunjukkan pada Gambar 2. Geometri AHR terdiri dari tiga bagian utama yaitu (1) larutan bahan bakar, (2) reflektor yang terbuat dari berylium dan (3) tabung reaktor yang terbuat dari Stainless Steel-304. Stainless Steel-304 terdiri bebe-rapa unsur logam diantaranya krom (18%), mangan (2%), besi (70,995%) dan nikel (8%)[11]. Spesifikasi geometri AHR yang dibuat mengacu pada penelitian Isnaeni tahun 2014[12]. Ukuran teras reaktor AHR yang dimodelkan adalah tinggi 122 cm, diameter 56 cm, tebal reflektor 30 cm, tebal tangki reaktor 3 cm dan tinggi larutan 20 cm.
Gambar 1. Pengaruh over moderated dan under moderated terhadap nilai keff [10].
Rasio variasi (Nm/Nu) berpengaruh terhadap faktor pemakaian thermal (f) dan probabilitas lolos resonansi (ρ) sehingga dapat berpengaruh terhadap nilai keff. Pada kenaikan (Nm/Nu) terdapat titik maksimum dimana nilai keff mencapai nilai maksimum sebelum mengalami penurunan. Ketika semakin menaikkan rasio (Nm/Nu) diatas titik maksimum maka akan terjadi penurunan nilai keff. Hal ini disebabkan karena penurunan faktor pemakaian thermal yang dominan pada daerah ini. Sebaliknya ketika rasio (Nm/Nu) semakin menurun dibawah titik maksimum maka akan terjadi penurunan nilai keff. Hal ini disebabkan karena naiknya serapan neutron pada daerah resonansi. Rasio (Nm/Nu) diatas titik maksimum, teras dikatakan dalam kondisi over moderated. Rasio (Nm/Nu) dibawah titik maksimum, teras dikatakan dalam kondisi under moderated[10].
(a) Gambar 2.
(b) Geometri AHR diproyeksikan pada (a) bidang XZ dan (b) bidang XY.
HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil simulasi perhitungan nilai keff dengan software MCNP5 pada variasi konsentrasi uranium dalam larutan bahan bakar dapat ditunjukkan pada Gambar 3.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015 Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015
118
ISSN 0216 - 3128
Susanti, dkk.
uranil sulfat
1.1
under moderated
1.0
over moderated
keff
0.9
0.8
0.7
0.6
0.5 0
50
100
150
200
250
300
Nm/Nu
Pada Gambar 3 menunjukkan bahwa pada bahan bakar uranil nitrat nilai keff mengalami kenaikan pada rentang konsentrasi 50 gU/l - 400 gU/l, kemudian mulai mengalami penurunan pada konsentrasi 450 gU/l - 600 gU/l. Sedangkan pada bahan bakar uranil sulfat nilai keff mengalami kenaikan pada rentang konsentrasi 50 gU/l - 450 gU/l, kemudian mulai mengalami penurunan pada konsentrasi 500 gU/l - 600 gU/l. Kondisi kritis telah dicapai larutan uranil nitrat pada konsentrasi 300 gU/l dengan nilai keff 1,0102(4). Sedangkan untuk larutan uranil sulfat, terjadi pada konsentrasi 250 gU/l, dengan nilai keff 1,0133(5). Kenaikan dan penurunan nilai keff pada rentang konsentrasi uranium dalam bahan bakar dapat terjadi karena adanya kondisi over moderated dan under moderated. Kedua kondisi ini dapat dikaitkan dengan rasio moderator dalam bahan bakar (Nm/Nu) seperti yang pada Gambar 4 dan Gambar 5 untuk bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat. Sedangkan hubungan antara rasio (Nm/Nu) terhadap konsentrasi uranium dalam kedua bahan bakar dapat ditunjukkan pada Gambar 6 dan Gambar 7.
Gambar 5. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm/Nu bahan bakar uranil sulfat.
uranil nitrat
250
200
150
Nm/Nu
Gambar 3. Grafik hubungan antara keff terhadap konsentrasi uranium pada pengayaan 19,75%.
100
50
0 0
100
200
300
400
500
600
konsentrasi (gU/l)
Gambar 6. Grafik hubungan antara rasio Nm/Nu terhadap konsentrasi uranium dalam bahan bakar uranil nitrat.
300
uranil sulfat 250
1.1
200
uranil nitrat under moderated
over moderated
Nm/Nu
1.0
keff
0.9
150
100
0.8
50 0.7
0 0.6
0
100
200
300
400
500
600
konsentrasi (gU/l)
0.5 0
50
100
150
200
250
Nm/Nu
Gambar 4. Grafik hubungan antara keff terhadap rasio Nm/Nu bahan bakar uranil nitrat.
Gambar 7. Grafik hubungan antara rasio konsentrasi Nm/Nu terhadap uranium dalam bahan bakar uranil nitrat.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015 Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015
Susanti, dkk.
ISSN 0216 - 3128
Pada Gambar 4 dan Gambar 5 menunjukkan bahwa pada kenaikan rasio (Nm/Nu) terdapat titik maksimum dimana nilai keff memiliki nilai tertinggi sebelum mengalami penurunan. Nilai keff tertinggi terjadi pada konsentrasi 400 gU/l untuk bahan bakar uranil nitrat dan konsentrasi 450 gU/l untuk bahan bakar uranil sulfat. Penurunan nilai keff terjadi ketika konsentrasi uranium semakin menurun dibawah konsentrasi 400 gU/l dan 450 gU/l untuk bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat. Hal ini disebabkan karena adanya kondisi over moderated. Kondisi over moderated terjadi karena moderator dalam bahan bakar semakin meningkat ketika konsentrasi uranium semakin menurun seperti yang ditunjukkan pada Gambar 6 dan Gambar 7, sehingga menyebabkan penurunan faktor pemakaian termal yang dominan pada daerah ini. Penurunan nilai keff juga terjadi ketika semakin menaikkan konsentrasi diatas konsentrasi 400 gU/l dan 450 gU/l untuk bahan bakar uranil nitrat dan uranil sulfat. Hal ini disebabkan karena adanya kondisi under moderated. Kondisi under moderated terjadi karena moderator dalam bahan bakar semakin menurun ketika konsentrasi uranium yang semakin tinggi. Hal ini menyebabkan semakin meningkatnya serapan neutron pada daerah resonansi sehingga menyebabkan penurunan faktor probabilitas lolos resonansi yang dominan pada daerah ini. Nilai keff yang dihasilkan bahan bakar uranil sulfat lebih besar dari uranil nitrat. Hal ini dikarenakan bahan bakar uranil nitrat memiliki probabilitas serapan neutron yang lebih besar jika dibandingkan dengan uranil sulfat sehingga menghasikan nilai keff yang lebih kecil. Dalam pengoperasian AHR peningkatan konsentrasi uranium dapat terjadi karena proses terbentuknya gas radiolisis di dalam teras reaktor. Gas radiolisis ini timbul karena adanya interaksi antara moderator air dengan sinar radiasi neutron maupun gamma yang timbul akibat reaksi pembelahan inti dalam teras reaktor. Didalam AHR air akan terpecah menjadi gas hidrogen (H2) dan oksigen (O2). Akibat radiolisis ini menyebabkan konsentrasi uranium akan meningkat karena berkurangnya molekul air. Pada reaktor AHR biasanya dilengkapi dengan sistem recombiner yang berfungsi untuk menyatukan gas hidrogen dan oksigen kembali menjadi air. Air tersebut akan dikembalikan keteras reaktor untuk mempertahankan konsentrasi uranium. Dengan masuknya kembali air, maka konsentrasi uranium menjadi turun.
KESIMPULAN Kondisi kritis telah dicapai larutan uranil nitrat pada konsentrasi 300 gU/l dengan nilai keff 1,0102(4). Sedangkan untuk larutan uranil sulfat, terjadi pada
119
konsentrasi 250 gU/l, dengan nilai keff 1,0133(5). Dilihat dari segi neutroniknya untuk mencapai kondisi kritis bahan bakar uranil sulfat membutuhkan konsentrasi yang lebih kecil dibandingkan dengan bahan bakar uranil nitrat.
UCAPAN TERIMA KASIH Grup Riset Fisika Nuklir UNS mengucapkan terimakasih kepada BAPETEN yang telah meminjamkan software MCNP5 selaku pemegang lisensi.
DAFTAR PUSTAKA 1. Bonet, H., David, B., Ponsard, B., In: 9thInt. Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM) Hungary, 4 April 2014 http://www.euro nuclaer.org/pdf/RRFM2005. Session1.pdf, 2005. 2. Awaludin. R., Radioisotop Teknesium 99m dan kegunaanya, Buletin Alara 13(2), 61-65, 2011. 3. Pillai, A.R.M., Dash, A., & Knapp, R., Sustained Availability of 99mTc: Possible Paths Forward, The Journal of Nuclear Medicine, 54, 313-323, 2013. 4. IAEA, Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of Mo-99 and Other Short Lived Radioisotopes. IAEA TECDOC Report 1601. September, Vienna, Austria, 2008. 5. Supriyadi, J., Fitur dan Isu Keselamatan Terkait Aqueous Homogeneous Reactor (AHR), Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2012 Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan - BATAN, Yogyakarta, 2012. 6. Huisman, V.M., Medical Isotope Production Reactor, Delf, 2013. 7. Youker, J.A., Chemerisov, D.S., Kalensky, M., Tkac, ., Bowers, L.P., & Vandegrift, F.G, A Solution-Based Approach for Mo-99 Production: Considerations for Nitrate versus Sulfate Media. Science and Technology of Nuclear Installations, USA, 2013. 8. Brown, B.F., Booth, E.T., Bull, S.J., Cox, J.L., Forster, A.R., Goorley, T.J, Roberts, L.T., MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5, Volume l: Overview and Theory. New Mexico: Los Alamos National Laboratory, 2003. 9. Lamarsh, R.J., & Barattaa, J.A., Introduction to Nuclear Engineering, Third Edition.: PrenticeHall, Inc., 2001.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015 Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015
120
ISSN 0216 - 3128
10. DOE Fundamentals Handbook, Nuclear Physics and Reactor Theory Volume 1 of 2. Washington D.C, 1993. 11. Bhuiyan, I.S., Musa, M., Ara, G., Sarkar, M.M., Rahman. M., ANISN-A Multigroup Discrete Ordinates Transport Code with Anisotropic 46 Scattering and Its Use in Reactor Physics. Institute of Nuclear Science and Technology
Susanti, dkk.
Atomic Energy Research Establishment Dhaka, 1987. 12. Isnaeni, A., Criticality and Mo-99 Production Capacity analysis of Aqueous Homogeneous Reactor Using MCNP and ORIGEN Computer Code. Thesis, Nuclear Engineering Faculty KING ABDULAZIZ, 2014.
Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015 Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015
