bab i pendahuluan

BAB I
PENDAHULUAN
I.1.
Latar Belakang
Radioisotop
99
Mo sangat diperlukan sebagai generator
99m
Tc, dimana
99m
radioisotop
Tc merupakan radioisotop yang paling banyak digunakan untuk
diagnostik di bidang kedokteran nuklir. Permasalahan yang dihadapi adalah
kebutuhan akan 99mTc meningkat terus sementara 99Mo sebagai pembangkit 99mTc
hanya bisa diproduksi di dalam (menggunakan) reaktor nuklir, selain itu umur
paroh dari
99
Mo hanya 66 jam sehingga tidak dapat disimpan dalam waktu yang
lama. Untuk mengatasi hal tersebut antara lain dapat ditempuh dengan cara
memperpendek proses produksinya serta memperpendek jarak transportasi antara
produsen dan konsumen.
Sumber utama isotop 99Mo adalah berasal dari proses pembelahan inti U235,
dimana U235 diiradiasi atau direaksikan dengan neutron di dalam suatu reaktor
nuklir. Lazimnya, produksi
99
Mo dilakukan dengan teknik penembakan (iradiasi)
target oleh sumber neutron intensitas tinggi yang biasanya berasal dari suatu reaktor
nuklir. Target tersebut berupa uranium dengan pengayaan tinggi (lebih dari 90%
235
U), sehingga dalam hal ini diperlukan bahan target berupa uranium pengayaan
tinggi dan suatu reaktor nuklir dengan fluks neutron yang tinggi pula. Bahan target
yang telah diiradiasi dengan neutron tersebut kemudian dilarutkan dan selanjutnya
produk fisi 99Mo diekstraksi dari larutan tersebut.
Penggunaan uranium pengayaan tinggi sebagai target untuk produksi 99Mo
sangat beresiko untuk disalahgunakan sebagai senjata nuklir. Sebagai gambaran,
produksi
99
Mo untuk pangsa pasar di Amerika Serikat saja telah mencakup lebih
dari 40 kg uranium pengayaan tinggi per tahun. Jumlah tersebut sudah cukup untuk
membuat beberapa buah senjata nuklir. Dalam rangka usaha pencegahan tersebut,
maka dunia internasional telah sepakat untuk membatasi penggunaan uranium
1
2
pengayaan tinggi melalui program “Reduced Enrichment for Research and Test
Reactors” (RERTR). Sasaran program RERTR tersebut adalah mengganti semua
bahan bakar reaktor pengayaan tinggi menjadi bahan bakar pengayaan rendah
(pengayaan
235
U lebih kecil dari 20%) termasuk mengganti target uranium
pengayan tinggi untuk produksi
99
Mo menjadi pengayaan rendah atau dengan
menggunakan target non-uranium.
Sejak tahun 1992 telah dikenalkan suatu metode produksi
99
Mo tanpa
penggunaan bahan target, yaitu dengan menggunakan suatu reaktor nuklir berbahan
bakar larutan uranil nitrat atau uranil sulfat. Oleh karena sistem ini merupakan suatu
reaktor nuklir (perangkat reaktor kritis) maka persyaratan perijinan harus mengikuti
persyaratan untuk suatu reaktor nuklir. Produksi
99
Mo dengan menggunakan
reaktor nuklir memerlukan fasilitas yang kompleks dan mahal untuk penanganan,
pemisahan, penyimpanan dan pembuangan bahan radioaktif produk fisi dan limbah
berbahaya lainnya.
Mengingat hal tersebut maka diperlukan suatu alat yang baru untuk
memproduksi
99
Mo yang tidak termasuk katagori reaktor nuklir kritis, dan tidak
menggunakan uranium pengayaan tinggi. Alat tersebut diharapkan lebih sederhana
dan lebih selamat. Salah satu alat yang memenuhi kriteria tersebut adalah perangkat
reaktor subkritik dengan sumber neutron luar dari generator neutron atau sumber
neutron isotopik.
BATAN atau Badan Tenaga Nuklir Nasional mendesain suatu perangkat
reaktor subkritik yang diberi nama “SAMOP”: Subcritical Assembly for
Molybdenum-99 Production. Konsep perangkat yang sudah dipatenkan ini nantinya
akan menjadi dasar untuk penelitian selanjutnya hingga nantinya bisa direalisasikan
dan digunakan untuk kepentingan kedokteran nuklir di Indonesia.
Konsep perangkat reaktor subkritik untuk memproduksi
99
Mo atau
“SAMOP”: Subcritical Assembly for Molybdenum-99 Production, didasarkan pada
proses reaksi pembelahan inti 235U yang langsung selama masih ada sumber neutron
yang berasal dari luar perangkat. Jika sumber neutron luar tersebut dimatikan atau
3
diambil maka secara otomatis proses reaksi pembelahan inti 235U (reaksi fisi) akan
terhenti. Bahan bakar “SAMOP” berupa uranil nitrat atau uranil sulfat dengan
jumlah lebih kecil dari massa kritis minimumnya. Berdasarkan konsep tersebut
maka “SAMOP” tidak termasuk reaktor nuklir kritis, sehingga persyaratan
keselamatannya tidak seketat seperti yang dipersyaratkan untuk suatu reaktor
nuklir[1].
I.2.
Perumusan Masalah
Dalam penelitian terdapat beberapa permasalahan yang perlu diselesaikan.
Namun, dalam penelitian kali ini terdapat dua masalah utama yang mendasari
penelitian ini. Permasalahan ini merupakan fondasi dari penelitian ini sehingga
nantinya penelitian ini dapat digunakan untuk penelitian selanjutnya sampai dengan
terbentuknya sebuah perangkat yang dapat dipergunakan secara masal.
Permasalahan utama adalah desain SAMOP yang tepat sehingga didapatkan nilai
kekritisan dibawah 1 atau dengan kata lain subkritis. Nilai kekritisan reaktor
diharapkan dapat mencapai
sebesar-besarnya 0,99. Permasalahan selanjutnya
adalah variasi dari beberapa parameter yang akan mempengaruhi nilai kekritisan
reaktor yang akan disimulasikan. Kedua permasalahan desain awal SAMOP yang
telah di jelaskan diatas akan didekati dengan metode probabilistik yang diterapkan
dalam software Monte Carlo n-Particles (MNCP). Penggunakan metode Monte
Carlo akan dapat menggambarkan probabilitas terjadi interaksi pada teras reaktor.
I.3.
Batasan Masalah
Batasan masalah dari penelitian ini adalah:
1. Penelitian ini menganalisis data kekritisan SAMOP hanya terbatas
pada perhitungan neutronik karena akan menjadi acuan pada
pembuatan SAMOP yang sebenarnya.
2. Hasil yang akan didapatkan hanya terbatas pada hasil kekritisan dan
yang berhubungan dengan parameter kekritisan seperti pengkayaan
. Pada penelitian ini tidak didapatkan hasil dari Mo99
4
3. Penelitian ini hanya menggunakan 3 desain dari SAMOP, desain ini
hanya sebagai pertimbangan desain sebenarnya dari SAMOP yang
masih dikembangkan oleh BATAN
4. Bahan bakar subkritik yang digunakan hanya terbatas pada uranium
nitrat UO2(NO3)2
I.4.
Tujuan
Tujuan dari penelitian ini adalah menganalisis rancangan SAMOP
kritikalitasnya kemudian memvariasikan parameternya dengan menggunakan
metode yang sama sehingga diharapkan hasil yang didapat bisa menjadi
pertimbangan perbaikan desain reaktor SAMOP yang lebih baik. Serta mencari
fluks neutron pada posisi spesifik untuk pembuktian kritikalitasnya.
I.5.
Manfaat
Penelitian ini diharapkan secara umum dapat memberikan manfaat di
bidang kedokteran nuklir Indonesia dalam menghasilkan 99Mo. Dengan mengetahui
desain yang sesuai dan kekritisan yang tepat maka bisa dirancang reaktor nuklir
yang kecil dan diproduksi secara massal. Manfaat penelitian ini secara khusus
ditujukan kepada pihak – pihak berikut:
1. Masyarakat, dibawah naungan BATAN atau Badan Tenaga Nuklir
Nasional
yang
mempunyai
tujuan
melaksanakan
penelitian,
pengembangan dan pendayagunaan ilmu pengetahuan dan teknologi
nuklir sesuai dengan ketentuan peraturan perundang-undangan serta
memberikan kesejahteraan bagi rakyat Indonesia.
2. Penulis, diharapkan bermanfaat untuk menambah pengetahuan dan
wawasan tentang perhitungan neutronik.
3. Pihak lain, diharapkan dapat memberikan manfaat sebagai dasar kajian
untuk melakukan kajian lebih lanjut mengenai masalah yang sejenis.