Yunita Anggraini M0213102
POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 (
PADA REAKTOR
SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)
TAHUN PELAJARAN 2016/2017
Yunita Anggraini1), Riyatun2), Azizul Khakim 3)
Mahasiswa Prodi Fiska, FMIPA Universitas Sebelas Maret
Dosen Prodi Fisika, FMIPA Universitas Sebelas Maret
3)
Bidang PRND, PPSTPIBN, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta
1)
2)
Alamat Korenspondensi:
nita@student.uns.ac.id
ABSTRAK
Penelitian dilakukan bertujuan untuk menganalisa produksi radioisotop Molybdenum-99
(99Mo) pada pada reaktor sistem Subcritical Assembly for Molybdenumm-99 Production
(SAMOP). Penelitian dilakukan menggunakan softwere Monte Carlo Nano Particle
eXtended Version (MCNPX) untuk mensimulasikan partikel dan menampilakan geometri
teras reaktor SAMOP. Geometri teras reaktor yang dimodelkan mengacu pada proyek
pengembangan SAMOP oleh BAPETEN. Bahan bakar uranil nitrat berupa larutan
campuran uranium dengan air dibuat dengan pengayaan tetap sebesar 19,75%. Ada 8
tabung dalam teras yang berisi bahan bakar. Pendingin reaktor terbuat dari air, reflektor
terbuat dari grafit, batang kendali terbuat dari boron karbida. Hasil dari penelitian ini
adalah: (1) koefisien reaktivitas (keff) dari variasi konsentrasi uranium yang diperoleh dari
proses running, (2) Produksi Mo-99 yang diperoleh dari burn-up (daya 600 watt) selama
5 hari, (3) aktivitas peluruhan Mo-99 dalam satuan 6-day Ci.
Kata kunci: sistem SAMOP, MCNPX, koefisien reaktivitas, aktivitas
ABSTRACT
The research was conducted to analyze the production of radioisotope Molybdenum-99
(99Mo) on the reactor of the Subcritical Assembly for Molybdenumm-99 Production
(SAMOP) system. The study was conducted using Monte Carlo Nano Particle eXtended
Version (MCNPX) softwere to simulate particles and display the geometry of the SAMOP
reactor core. The reactor core geometry modeled refers to the SAMOP development
project by BAPETEN. The uranium nitrate fuel is a solution of uranium mixture with water
prepared with a fixed enrichment of 19.75%. There are 8 tubes in the patio containing the
fuel. The reactor coolant is made of water, the reflector is made of graphite, the control
rod is made of boron carbide. The results of this study were: (1) reactivity coefficient (keff)
of uranium concentration variations obtained from running process, (2) Mo-99 production
obtained from burn-up (power 600 watts) for 5 days, (3) activity
Mo-99 decay in 6-day units Ci.
Keywords:
SAMOP
system,
MCNPX,
reactivity
coefficient,
activity
2
tidak membahayakan pasien namun
PENDAHULUAN
Keberhasilan
suatu
masih dapat dengan mudah dideteksi.
penyakit salah satunya ditentukan
Selain itu, Mo-99 maupun Tc-99
oleh keakuratan diagnosis. Atas dasar
tidak bersifat racun bagi tubuh serta
ini maka metode diagnostik harus
waktu paruhnya yang relatif singkat
selalu dikembangkan agar semakin
sehingga radiasinya cepat habis dan
akurat.
segera keluar tubuh melalui sekresi.
Salah
satu
terapi
pemanfaatan
teknologi nuklir untuk diagnostik
medis
adalah
radiofarmaka
menggunakan
sebagai
Ada dua cara yang dapat
digunakan untuk menghasilkan Mo-
perunut
99, yaitu dengan memilah hasil reaksi
(tracer). Dengan metode nuklir, dapat
fisi U-235 dan melalui reaksi aktivasi
ditampilkan organ dalam tubuh secara
neutron
real time 4 dimensi, penampakan 3
pertama, fisi U-235 menghasilkan
dimensi plus keadaan dinamisnya.
Mo-99 sekitar 6,1 % dari total produk
Radiofarmaka yang paling banyak
fisi,
digunakan untuk tracer adalah Tc-
dengan hasil fisi lainnya
99*. Nuklida ini merupakan hasil
mendapatkan Mo-99 cukup tinggi
peluruhan
dibanding dengan yang diperoleh
Mo-99.
Diperkirakan
nuklida
terbesar
Mo-98.
bila
Cara
dibandingkan
[1]
. Peluang
radiofarmaka Tc-99* digunakan lebih
menggunakan
dari 85% di semua klinik kedokteran
karena reaksi aktivasi Mo-98 hanya
nuklir
[2]
.
metode
aktivasi,
menghasilkan Mo-99 sekitar 1% saja.
Radionuklida Mo-99 sangat
Namun, cara pertama hanya bisa
ideal digunakan sebagai tracer. Mo-
dilaksanakan menggunakan reaktor
99 mempunyai waktu paruh 66 jam.
nuklir sedangkan cara ke dua dapat
Anak luruh yang dihasilkan sebanyak
dilakukan dengan sederhana.
87,5% metastabil Tc-99* dan 12,5%
Saat ini ketersediaan Mo-99 di
isotop Tc-99 stabil. Isotop Tc-99*
pasar
merupakan nukilda pemancar gamma
kekurangan stock sehingga harganya
dengan aktivitas rendah, yakni 140
meningkat . Hal ini dikarenakan
KeV, dengan waktu paruh 6 jam.
beberapa reactor penghasil utama
Dengan energi serendah ini praktis
sedang
internasional
sedang
[2]
dalam
keadaan
tidak
3
beroperasi
akibat
dari
kebijakan
BAPETEN.
Dengan
melakukan
tersebut
variasi konsentrasi uranium guna
biasanya dioperasikan dengan tingkat
mendaptkan nilai keff yang subkritis
pengayaan U-235 di atas 20%. IAEA
sama dengan 0,99 dan mendapatkan
menyaratkan
nilai keff sebelum dan sesudah batang
IAEA.
Reaktor
nuklir
batas
maksimum
kendali disisipkan. Ketetapan nilai
pengayaan
adalah
20%.
Dengan
demikian
reactor
harus
diubah
keff
disainnya
agar
dengan
ketetapan
sesuai
sebesar
0,99
nilai
pengembangan
keputusan IAEA. .
berdasarkan
pada
proyek
SAMOP
oleh
BAPETEN.
Produksi
menjadi negara penghasil Mo-99. Di
diperoleh
setelah
Pusat
perhitungan burn-up dan dianalisis
Indonesia sangat berpotensi
Sains
dan
Akselerator
Teknologi
(PSTA)
BATAN
Yogyakarta sudah tersedia system
SAMOP. Selama ini SAMOP tidak
pernah dimanfaatkan. Pada awalnya,
SAMOP digunakan untuk pendidikan
dan pelatihan sebelum reactor Kartini
dibuat.
Dengan demikian, sangat
menguntungkan bila fasilitas ini bisa
digunakan untuk memproduksi Mo99 karena tidak memerlukan investasi
apapun
[3]
.
Penelitian dilakukan dengan
mensimulasikan
geometri
reaktor
dan
SAMOP
perhitungan
teras
melakukan
nuklir menggunakan
software Monte Carlo N Particle
eXtended (MCNP-X). Desain teras
reaktor
mengacu
pengembangan
pada
SAMOP
proyek
oleh
nilai aktivitasnya.
Mo-99
melakukan
4
METODE PENELITIAN
Metode
yang
digunakan
dalam
penelitian adalah metode simulasi
Reaktor
SAMOP
menggunakan
software MCNPX. Parameter reaktor
dibuar
dengan
geometri
mengacu
proyek
pada
pengembangan
(a)
SAMOP oleh P2STPIBN BAPETEN
(b)
Gambar 1. Geometri SAMOP
yang ditunjukkan oleh tabel 1.
(a) Bidang XZ; (b) Bidang XY
Tabel 1. Parameter AHR
Berdasarkan gambar 1, sel berwarna
merah
adalah
bahan
bakar,
sel
berwarna biru tua adalah batang
kendali, sel berwarna kuning adalah
reflektor, sel berwarna biru muda
adalah udara, sel berwarna hijau
adalah air sebagai pendingin, dan sel
berwarna hijau adalah void.
Tahap
adalah
adalah
variasi konsentrasi larutan uranil
geometri reaktor, input
nitrat sehingga diperoleh kondisi
Tahap
pembuatan
selanjutnya
pertama
Reaktor
subkritis namun dengan hasil Mo-99
SAMOP hanya dimodelkan pada
yang paling optimal. Akan ditentukan
bagian
terasnya
konsentrasi mana yang sebaiknya
bagian
penunjang
penyususnan
material.
saja
sedangkan
sistem
dipakai dalam proses burn-up dengan
pompa sirkulasi pendingin dan kaki
mengacu pada keff yang dihasilkan
penyangga tidak dimodelkan seperti
sebesar 0,99. Kemudian dilakukan
yang ditunjukkan oleh gambar 1.
perhitungan burn-up produksi Mo-99
seperti
selama 5 hari dan juga dihitung
peluruhan Mo-99 selama 6 hari.
5
2. Produksi 99Mo dari hasil Burn
Up
Dari hasil proses burn-up
HASIL DAN PEMBAHASAN
1. Nilai
dari Variasi
Konsentrasi larutan Uranil
Nitrat
Variasi
konsentrasi
diperolehkan aktivitas mo-99 yang
dipilih
daripada variasi pengayaan karena
proses pengayaan yang susah yaitu
dihasilkan dari reaktor subkritis untuk
sistem
SAMOP.
Seperti
yang
ditunjukkan oleh gambar 2.
dalam hal pemisahan U-235 dari
komponen
isotop
lain
penyusun
bahan bakar. Sedangkan pada variasi
konsentrasi
hanya
menambahkan
larutan
komposisi
bahan
bakar.
perlu
dalam
Pada
konsentrasi 300 grU/cm3 dihasilkan
keff =0,99.
Gambar 2. Grafik perbandingan
aktivitas Mo-99 dengan pertambahan
hari
Seandainya
produksi
Mo-99
terjadi tanpa adanya peluruhan, maka
jumlah atom Mo-99 yang dihasilan
juga
akan
semakin
meningkat.
Namun pada kenyataanya proses
produksi
Mo-99
diiringi
oleh
peristiwa peluruhan. Sehingga ketika
inti Mo-99 yang diproduksi sama
dengan besar inti yang meluruh maka
akan diperoleh jumlah yang tersisa
besarnya
konstant
waktunya
bertambah.
meskipun
Kondisi
tersebut dinamakan dengan kondisi
6
kesetimbangan.
Namun
pada
penelitian yang telah dilakukan waktu
maka
diperoleh
aktivitas
Mo-99
sebesar 4,86 6-day Ci.
burn-up hanya dibatasi selama 5 hari
pada
sistem
SAMOP.
Sehingga
SIMPULAN DAN SARAN
Pada konsentrasi 300 grU/cm3
dianggap hari ke 5 adalah waktu
optimum untuk mengekstrak Mo-99.
nilai keff yang dihasilkan 0,99. Setelah
dilakukan proses Burn-up selama 5
3. Peluruhan 99Mo
hari
Setelah Mo-99 diekstrak pada
pada
reaktor
menghasilkan jumlah inti
SAMOP
yang
ativitas 22 Ci maka akan meluruh
secara eksponensial yang ditunjukkan
semakin meningkat setiap harinya.
SAktivitas Mo-99 setelah diekstrak
pada gambar 3.
selama 6 hari sebesar 4,86 6-day Ci
DAFTAR PUSTAKA
[1] IAEA. (2006). Homogeniuous
aquaeous
solution
nuclear
reactor for the production of
mo-99 and other short lived
radioisotop.
IAEA TECDO
Report
1601.
September,
Vienna, Austria.
[2]
Gambar 3. Grafik peluruhan Mo-99
Dengan
adanya
grafik
peluruhan tersebut dimaksudkan agar
dapat memperkirakan aktivitas Mo99 pada hari tertentu setelah diekstrak
pada
sistem
SAMOP.
Dimana
diketahui bahwa Mo-99 mempunyai
waktu paruh 65,94 jam atau setara
dengan 2,7 hari. Sehingga dengan
menggunakan persamaan peluruhan
Prabudi, C., Widiharto, A.,
Sihana.
(2013).
Pengaruh
tetinggian larutan bahan bakar
pada
kekritisan
aquaeous
homogeneous
reactor.
TEKNOFISIKA, Vol.2(2) Edisi
Mei.
[3] Setiadipura, T., Saragi, E. (2007).
Neutronic aspect of subcritical
sssembly for mo-99 production
(samop) reactor. Computational
Division PPIN-BATAN, 23-26.
[4] Syarip, Sutondo, T., Sarjono, Y.
(2006). Aspek safeguard dan
proteksi fasilitas perangkat
subkritis SAMOP. Seminar
Keselamatan Nuklir, 14123258.
PADA REAKTOR
SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)
TAHUN PELAJARAN 2016/2017
Yunita Anggraini1), Riyatun2), Azizul Khakim 3)
Mahasiswa Prodi Fiska, FMIPA Universitas Sebelas Maret
Dosen Prodi Fisika, FMIPA Universitas Sebelas Maret
3)
Bidang PRND, PPSTPIBN, Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Jakarta
1)
2)
Alamat Korenspondensi:
nita@student.uns.ac.id
ABSTRAK
Penelitian dilakukan bertujuan untuk menganalisa produksi radioisotop Molybdenum-99
(99Mo) pada pada reaktor sistem Subcritical Assembly for Molybdenumm-99 Production
(SAMOP). Penelitian dilakukan menggunakan softwere Monte Carlo Nano Particle
eXtended Version (MCNPX) untuk mensimulasikan partikel dan menampilakan geometri
teras reaktor SAMOP. Geometri teras reaktor yang dimodelkan mengacu pada proyek
pengembangan SAMOP oleh BAPETEN. Bahan bakar uranil nitrat berupa larutan
campuran uranium dengan air dibuat dengan pengayaan tetap sebesar 19,75%. Ada 8
tabung dalam teras yang berisi bahan bakar. Pendingin reaktor terbuat dari air, reflektor
terbuat dari grafit, batang kendali terbuat dari boron karbida. Hasil dari penelitian ini
adalah: (1) koefisien reaktivitas (keff) dari variasi konsentrasi uranium yang diperoleh dari
proses running, (2) Produksi Mo-99 yang diperoleh dari burn-up (daya 600 watt) selama
5 hari, (3) aktivitas peluruhan Mo-99 dalam satuan 6-day Ci.
Kata kunci: sistem SAMOP, MCNPX, koefisien reaktivitas, aktivitas
ABSTRACT
The research was conducted to analyze the production of radioisotope Molybdenum-99
(99Mo) on the reactor of the Subcritical Assembly for Molybdenumm-99 Production
(SAMOP) system. The study was conducted using Monte Carlo Nano Particle eXtended
Version (MCNPX) softwere to simulate particles and display the geometry of the SAMOP
reactor core. The reactor core geometry modeled refers to the SAMOP development
project by BAPETEN. The uranium nitrate fuel is a solution of uranium mixture with water
prepared with a fixed enrichment of 19.75%. There are 8 tubes in the patio containing the
fuel. The reactor coolant is made of water, the reflector is made of graphite, the control
rod is made of boron carbide. The results of this study were: (1) reactivity coefficient (keff)
of uranium concentration variations obtained from running process, (2) Mo-99 production
obtained from burn-up (power 600 watts) for 5 days, (3) activity
Mo-99 decay in 6-day units Ci.
Keywords:
SAMOP
system,
MCNPX,
reactivity
coefficient,
activity
2
tidak membahayakan pasien namun
PENDAHULUAN
Keberhasilan
suatu
masih dapat dengan mudah dideteksi.
penyakit salah satunya ditentukan
Selain itu, Mo-99 maupun Tc-99
oleh keakuratan diagnosis. Atas dasar
tidak bersifat racun bagi tubuh serta
ini maka metode diagnostik harus
waktu paruhnya yang relatif singkat
selalu dikembangkan agar semakin
sehingga radiasinya cepat habis dan
akurat.
segera keluar tubuh melalui sekresi.
Salah
satu
terapi
pemanfaatan
teknologi nuklir untuk diagnostik
medis
adalah
radiofarmaka
menggunakan
sebagai
Ada dua cara yang dapat
digunakan untuk menghasilkan Mo-
perunut
99, yaitu dengan memilah hasil reaksi
(tracer). Dengan metode nuklir, dapat
fisi U-235 dan melalui reaksi aktivasi
ditampilkan organ dalam tubuh secara
neutron
real time 4 dimensi, penampakan 3
pertama, fisi U-235 menghasilkan
dimensi plus keadaan dinamisnya.
Mo-99 sekitar 6,1 % dari total produk
Radiofarmaka yang paling banyak
fisi,
digunakan untuk tracer adalah Tc-
dengan hasil fisi lainnya
99*. Nuklida ini merupakan hasil
mendapatkan Mo-99 cukup tinggi
peluruhan
dibanding dengan yang diperoleh
Mo-99.
Diperkirakan
nuklida
terbesar
Mo-98.
bila
Cara
dibandingkan
[1]
. Peluang
radiofarmaka Tc-99* digunakan lebih
menggunakan
dari 85% di semua klinik kedokteran
karena reaksi aktivasi Mo-98 hanya
nuklir
[2]
.
metode
aktivasi,
menghasilkan Mo-99 sekitar 1% saja.
Radionuklida Mo-99 sangat
Namun, cara pertama hanya bisa
ideal digunakan sebagai tracer. Mo-
dilaksanakan menggunakan reaktor
99 mempunyai waktu paruh 66 jam.
nuklir sedangkan cara ke dua dapat
Anak luruh yang dihasilkan sebanyak
dilakukan dengan sederhana.
87,5% metastabil Tc-99* dan 12,5%
Saat ini ketersediaan Mo-99 di
isotop Tc-99 stabil. Isotop Tc-99*
pasar
merupakan nukilda pemancar gamma
kekurangan stock sehingga harganya
dengan aktivitas rendah, yakni 140
meningkat . Hal ini dikarenakan
KeV, dengan waktu paruh 6 jam.
beberapa reactor penghasil utama
Dengan energi serendah ini praktis
sedang
internasional
sedang
[2]
dalam
keadaan
tidak
3
beroperasi
akibat
dari
kebijakan
BAPETEN.
Dengan
melakukan
tersebut
variasi konsentrasi uranium guna
biasanya dioperasikan dengan tingkat
mendaptkan nilai keff yang subkritis
pengayaan U-235 di atas 20%. IAEA
sama dengan 0,99 dan mendapatkan
menyaratkan
nilai keff sebelum dan sesudah batang
IAEA.
Reaktor
nuklir
batas
maksimum
kendali disisipkan. Ketetapan nilai
pengayaan
adalah
20%.
Dengan
demikian
reactor
harus
diubah
keff
disainnya
agar
dengan
ketetapan
sesuai
sebesar
0,99
nilai
pengembangan
keputusan IAEA. .
berdasarkan
pada
proyek
SAMOP
oleh
BAPETEN.
Produksi
menjadi negara penghasil Mo-99. Di
diperoleh
setelah
Pusat
perhitungan burn-up dan dianalisis
Indonesia sangat berpotensi
Sains
dan
Akselerator
Teknologi
(PSTA)
BATAN
Yogyakarta sudah tersedia system
SAMOP. Selama ini SAMOP tidak
pernah dimanfaatkan. Pada awalnya,
SAMOP digunakan untuk pendidikan
dan pelatihan sebelum reactor Kartini
dibuat.
Dengan demikian, sangat
menguntungkan bila fasilitas ini bisa
digunakan untuk memproduksi Mo99 karena tidak memerlukan investasi
apapun
[3]
.
Penelitian dilakukan dengan
mensimulasikan
geometri
reaktor
dan
SAMOP
perhitungan
teras
melakukan
nuklir menggunakan
software Monte Carlo N Particle
eXtended (MCNP-X). Desain teras
reaktor
mengacu
pengembangan
pada
SAMOP
proyek
oleh
nilai aktivitasnya.
Mo-99
melakukan
4
METODE PENELITIAN
Metode
yang
digunakan
dalam
penelitian adalah metode simulasi
Reaktor
SAMOP
menggunakan
software MCNPX. Parameter reaktor
dibuar
dengan
geometri
mengacu
proyek
pada
pengembangan
(a)
SAMOP oleh P2STPIBN BAPETEN
(b)
Gambar 1. Geometri SAMOP
yang ditunjukkan oleh tabel 1.
(a) Bidang XZ; (b) Bidang XY
Tabel 1. Parameter AHR
Berdasarkan gambar 1, sel berwarna
merah
adalah
bahan
bakar,
sel
berwarna biru tua adalah batang
kendali, sel berwarna kuning adalah
reflektor, sel berwarna biru muda
adalah udara, sel berwarna hijau
adalah air sebagai pendingin, dan sel
berwarna hijau adalah void.
Tahap
adalah
adalah
variasi konsentrasi larutan uranil
geometri reaktor, input
nitrat sehingga diperoleh kondisi
Tahap
pembuatan
selanjutnya
pertama
Reaktor
subkritis namun dengan hasil Mo-99
SAMOP hanya dimodelkan pada
yang paling optimal. Akan ditentukan
bagian
terasnya
konsentrasi mana yang sebaiknya
bagian
penunjang
penyususnan
material.
saja
sedangkan
sistem
dipakai dalam proses burn-up dengan
pompa sirkulasi pendingin dan kaki
mengacu pada keff yang dihasilkan
penyangga tidak dimodelkan seperti
sebesar 0,99. Kemudian dilakukan
yang ditunjukkan oleh gambar 1.
perhitungan burn-up produksi Mo-99
seperti
selama 5 hari dan juga dihitung
peluruhan Mo-99 selama 6 hari.
5
2. Produksi 99Mo dari hasil Burn
Up
Dari hasil proses burn-up
HASIL DAN PEMBAHASAN
1. Nilai
dari Variasi
Konsentrasi larutan Uranil
Nitrat
Variasi
konsentrasi
diperolehkan aktivitas mo-99 yang
dipilih
daripada variasi pengayaan karena
proses pengayaan yang susah yaitu
dihasilkan dari reaktor subkritis untuk
sistem
SAMOP.
Seperti
yang
ditunjukkan oleh gambar 2.
dalam hal pemisahan U-235 dari
komponen
isotop
lain
penyusun
bahan bakar. Sedangkan pada variasi
konsentrasi
hanya
menambahkan
larutan
komposisi
bahan
bakar.
perlu
dalam
Pada
konsentrasi 300 grU/cm3 dihasilkan
keff =0,99.
Gambar 2. Grafik perbandingan
aktivitas Mo-99 dengan pertambahan
hari
Seandainya
produksi
Mo-99
terjadi tanpa adanya peluruhan, maka
jumlah atom Mo-99 yang dihasilan
juga
akan
semakin
meningkat.
Namun pada kenyataanya proses
produksi
Mo-99
diiringi
oleh
peristiwa peluruhan. Sehingga ketika
inti Mo-99 yang diproduksi sama
dengan besar inti yang meluruh maka
akan diperoleh jumlah yang tersisa
besarnya
konstant
waktunya
bertambah.
meskipun
Kondisi
tersebut dinamakan dengan kondisi
6
kesetimbangan.
Namun
pada
penelitian yang telah dilakukan waktu
maka
diperoleh
aktivitas
Mo-99
sebesar 4,86 6-day Ci.
burn-up hanya dibatasi selama 5 hari
pada
sistem
SAMOP.
Sehingga
SIMPULAN DAN SARAN
Pada konsentrasi 300 grU/cm3
dianggap hari ke 5 adalah waktu
optimum untuk mengekstrak Mo-99.
nilai keff yang dihasilkan 0,99. Setelah
dilakukan proses Burn-up selama 5
3. Peluruhan 99Mo
hari
Setelah Mo-99 diekstrak pada
pada
reaktor
menghasilkan jumlah inti
SAMOP
yang
ativitas 22 Ci maka akan meluruh
secara eksponensial yang ditunjukkan
semakin meningkat setiap harinya.
SAktivitas Mo-99 setelah diekstrak
pada gambar 3.
selama 6 hari sebesar 4,86 6-day Ci
DAFTAR PUSTAKA
[1] IAEA. (2006). Homogeniuous
aquaeous
solution
nuclear
reactor for the production of
mo-99 and other short lived
radioisotop.
IAEA TECDO
Report
1601.
September,
Vienna, Austria.
[2]
Gambar 3. Grafik peluruhan Mo-99
Dengan
adanya
grafik
peluruhan tersebut dimaksudkan agar
dapat memperkirakan aktivitas Mo99 pada hari tertentu setelah diekstrak
pada
sistem
SAMOP.
Dimana
diketahui bahwa Mo-99 mempunyai
waktu paruh 65,94 jam atau setara
dengan 2,7 hari. Sehingga dengan
menggunakan persamaan peluruhan
Prabudi, C., Widiharto, A.,
Sihana.
(2013).
Pengaruh
tetinggian larutan bahan bakar
pada
kekritisan
aquaeous
homogeneous
reactor.
TEKNOFISIKA, Vol.2(2) Edisi
Mei.
[3] Setiadipura, T., Saragi, E. (2007).
Neutronic aspect of subcritical
sssembly for mo-99 production
(samop) reactor. Computational
Division PPIN-BATAN, 23-26.
[4] Syarip, Sutondo, T., Sarjono, Y.
(2006). Aspek safeguard dan
proteksi fasilitas perangkat
subkritis SAMOP. Seminar
Keselamatan Nuklir, 14123258.