BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Neutron

BAB I
PENDAHULUAN
I.1. Latar Belakang
Neutron digunakan dalam beragam aplikasi yang berhubungan dengan
berbagai disiplin ilmu. Sebagai contoh, pada ilmu teknik material, neutron cepat
digunakan untuk mempelajari karakteristik material dinding reaktor dalam
paparan radiasi yang lama. Arkeolog dan Geologis menggunakan neutron cepat
untuk meradiasi sampel dari batuan dan artefak yang mereka temukan untuk
mengukur berapa lama umur batuan dan artefak ini, sehingga bisa mengetahui
berapa nilai temuan yang mereka temukan [1].
Di dalam industri penerbangan, radiografi neutron digunakan Uji Tak
Merusak (Non Destructive Test) untuk mendeteksi adanya korosi, kerusakan,
dampak kerusakan, objek asing, dan keanehan di dalam fabrikasi manufakturnya.
Dalam sistem keamanan bandara, neutron berbasis teknik inspeksi non-intrusif
digunakan untuk memeriksa barang-barang yang masuk dan keluar agar tidak
terdapat barang yang berkaitan dengan narkoba, bahan peledak, material nuklir
serta barang lain yang berbahaya dan ilegal yang lolos [1].
Di dalam rumah sakit, radioisotop digunakan untuk radioterapi, imaging,
dan untuk penghilang rasa sakit. Banyak dari berbagai macam radioisotop
diproduksi di reaktor nuklir dengan teknik neutron capture (tangkapan neutron)
ataupun dengan metode lain seperti reaksi neutron terinduksi. Neutron cepat (fast
neutron) biasanya digunakan sebagai radiasi primer untuk proses branchytherapy.
Sedangkan neutron epithermal telah diterapkan untuk mengobati glioblastoma
multiforme, tumor otak yang ganas [1].
Dengan berbagai kegunaan aplikasi dari neutron tersebut, maka diperlukan
suatu alat produksi neutron agar kebutuhan aplikasi dari neutron khususnya di
Indonesia dapat dipenuhi. Salah satu perkembangan mutakhir dari teknologi
1
nuklir penghasil neutron ini adalah Compact Neutron Generator (CNG). Di
Indonesia, BATAN (Badan Tenaga Atom Nasional) selaku institusi utama yang
bergerak di bidang teknologi nuklir juga memulai melakukan penelitian desain
Neutron Generator yang berkembang di negara-negara lain pada umumnya.
CNG merupakan alat pembangkit neutron yang sekarang banyak diteliti dan
dikembangkan sebagai alternatif penyedia neutron selain bahan radioaktif dan
reaktor nuklir. Kelebihan dari pembangkit neutron ini adalah fleksibilitas
penggunaan yang dapat diaktifkan maupun dinonaktifkan secara cepat sehingga
tidak memerlukan perisai untuk menyerap neutron ketika alat tidak dipakai
sebagaimana halnya sumber neutron dengan bahan radioaktif biasa. Kelebihan
lain adalah alat ini mudah dipindahkan karena ukurannya yang kecil dan ringkas,
sehingga memungkinkan untuk dimanfaatkan di lapangan, seperti logging sumur
minyak, dan lain-lain [2].
Salah satu pemanfaatan CNG adalah sebagai penyuplai deuterium dalam
sistem produksi radioisotop molibdenum dengan cara menghubungkan perangkat
CNG deuterium-tritium (D-T) ke perangkat silinder subkritis berbahan bakar
uranil sulfat. Perangkat silinder subkritis berbahan bakar uranil sulfat ini
berbentuk silinder berongga berisi target titanium-tritida yang akan ditembak oleh
deuterium yang berasal dari perangkat CNG.
Tumbukan deuterium-tritium menimbulkan reaksi fusi yang menghasilkan
neutron. Neutron ini kemudian menembus dinding dalam silinder, bereaksi
dengan uranil sulfat yang akan menghasilkan unsur molibdenum (99Mo).
kemudian akan meluruh menjadi
paruh pendek.
99
Mo
99m
Tc (teknisium metastabil) yang berumur
99m
Tc ini merupakan radioisotop yang sangat bermanfaat bagi
dunia kedokteran nuklir masa kini.
+
→
(3.5
)+
(14.1
)
(1)
Efektifitas reaksi untuk menghasilkan unsur molibdenum ini dipengaruhi
oleh beberapa faktor. Salah satu faktor tersebut adalah bentuk dan ukuran
geometri perangkat silinder subkritis. Dalam penelitian ini, akan dilakukan
2
simulasi untuk menghitung efektifitas geometri perangkat silinder subkritis
sehingga dapat dihasilkan nilai geometri optimum untuk perangkat silinder
subkritis tersebut.
I.2. Perumusan Masalah
1. Silinder berongga subkritis berbahan bakar uranil sulfat memiliki tingkat
keoptimalan yang berbeda-beda, tergantung dengan geometri silindernya.
Dalam penelitian ini, akan dilakukan simulasi untuk menghitung
geometri (jari-jari dan tinggi) optimum silinder agar dihasilkan k-eff 0,95
dengan konsentrasi larutan uranil sulfat 30 gr/l dan tingkat pengayaan
uranium (235U) 19,75 %.
2. Dalam geometri optimumnya, akan dihitung berapa jumlah uranium yang
digunakan.
Beberapa asumsi yang dipakai :
a. CNG yang digunakan adalah CNG IB-1764 deuterium-tritium tipe aksial.
b. Fluks neutron yang dihasilkan dari perangkat CNG, yang digunakan
dalam rancangan penelitian ini sebesar 3,5 x 1014 neutron per detik
dengan besar energi neutron 14 MeV.
c. Perangkat silinder dalam keadaan subkritis dengan k-eff = 0,95 dan
tingkat pengayaan 19,75 %
d. Bahan silinder terbuat dari Stainless Steel (SS-304) dengan ketebalan 3
cm, bahan reflektor berupa grafit dengan ketebalan awal sebelum
dilakukan variasi 0,7 cm.
I.3. Tujuan Penelitian
Tujuan yang ingin dicapai dari penelitian ini adalah :
1. Menentukan geometri (jari-jari dan tinggi) optimum dari perangkat
silinder subkritis agar dihasilkan k-eff 0,95 dengan pengkayaan 19,75 %
2. Menentukan jumlah uranium yang digunakan di perangkat silinder
subkritis dalam keadaan optimumnya.
3
I.4. Manfaat Penelitian
Penelitian ini diharapkan dapat memberikan manfaat sebagai berikut:
1. Penelitian ini diharapkan dapat menyumbang pemikiran tentang
pengembangan desain perangkat penghasil isotop molibdenum yang lebih
sederhana dengan alur pendek dibanding metode yang selama ini ada.
2. Penelitian ini diharapkan dapat menyumbang pemikiran tentang
pemanfaatan CNG untuk menghasilkan radioisotop dengan cara
menghubungkannya ke perangkat silinder subkritis berbahan bakar uranil
sulfat.
4