STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan analisis simulasi larutan U-nitrat sebagai target iradiasi neutron untuk produksi radioisotop Mo-99. Uranium dalam senyawa nitrat diperkaya dengan 20% berat U-235. Analisis simulasi dilakukan berdasarkan pada perhitungan program ORIGEN2 dimana variasi simulasi konsentrasi U-nitrat yang diuraikan dalam data komposisi unsur dalam larutan dijadikan masukan program ORIGEN2. Program ORIGEN2 digunakan untuk menghitung perubahan komposisi unsur apabila larutan teriradiasi neutron dengan fluks 5x1011 n/cm2det dengan lama iradiasi mulai dari 1 hari sampai dengan 8 hari. Untuk menyederhanakan analisis dibuat representasi grafis terhadap hasil perhitungan terhadap parameter K~, Energi fisi, radioaktivitas MO-99 dan kontur peluruhan Mo setelah selesai iradiasi. Dari hasil analisis simulasi dapat disimpulkan bahwa radioisotop Mo-99 dapat diproduksi dengan melalui iradiasi larutan U-nitrat 102 g/l dengan uranium diperkaya 20% berat U-235 pada reaktor Kartini. Produksi yang dapat dicapai adalah 3.23 Ci Mo-99 per 300 cc larutan dengan lama iradiasi 5 hari. Daya thermal yang dibangkitkan dalam larutan selama proses iradiasi sebesar 89.3 watt didinginkan oleh sistem sirkulasi air kolam reaktor.

ABSTRAK ANALISIS RANCANGAN DASAR SISTEM PGNAA MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON DARI BEAMPORT REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan perancangan dasar sistem PGNAA menggunakan salahsatu beamport reaktor Kartini sebagai sumber neutron.  Moderator neutron  ditempatkan pada ujung kolom berkas neutron untuk membuat berkas neutron menjadi termal.  Berkas diarahkan menuju ruang sampel PGNAA dengan menggunakan kolimator yang berfungsi sebagai penyaring berkas neutron sejajar. Pada penggal kolimator yang berpotongan dengan jendela beamport dipasang neutron beam shutter untuk menutup berkas neutron apabila tidak digunakan untuk PGNAA.  Beam stopper dipasang dibelakang ruang sampel PGNAA untuk menangkap berkas neutron yang  lolos. Perhitungan sifat neutronik dilakukan untuk memilih bahan material yang memenuhi syarat fungsi sebagai sub-komponen PGNAA dan menentukan ukuran geometrinya.  Dari hasil perhitungan diperoleh  data bahan yang baik untuk moderator yaitu grafit, bahan kolimator adalah aluminium, bahan beam shutter dan beam stopper adalah komposit boraks-parafin.  Panjang moderator 90 cm, panjang kolimator 173 cm dengan  tetapan kolimasi D/L=0,015, tebal beam shutter dan beam stopper masing-masing 22 cm dan 30 cm.  Dipasang perisai gamma dan perisai neutron untuk menutup berkas neutron keluar dari sela dinding dalam beamport dan didnding luar kolimator. Bahan perisai tersebut dibuat dari komposit boraks parafin 25% berat dan timbal yang masing-masing panjangnya 50 cm dan 30 cm.  Hasil analisis menunjukkan bahwa dari fluks neutron awal pada beamport bagian dalam sebesar 1,5.1012 n/cm2s dapat menghasilkan fluks neutron termal di ruang sampel PGNAA 1,76.108 n/cm2s dengan arus neutron termal 9,29.108 n/s. Nilai fluks neutron termal tersebut memenuhi persyaratan untuk suatu sistem PGNAA yaitu berada pada orde 106 s/d 108 n/cm2s. Kata Kunci : PGNAA, rancangan dasar, prompt-gamma, analisis aktivasi, neutron-termal, beamport reaktor ABSTRACT BASIC DESIGN ANALYSIS OF PGNAA SYSTEM USING NEUTRON SOURCE FROM BEAMPORT OF KARTINI REACTOR. A basic design of PGNAA system using one of reactor beamports of Kartini reactor as a neutron source have been carried out. Neutron moderator is placed at the inner end of beamport column to make thermal neutron beam. A neutron beam directed  to PGNAA counting chamber by using collimator as a filter to make parallel neutron beam.   At  the midle  of collimator intersect with beamport window, neutron beam shutter is mounted to close when not in use for PGNAA.  Beam stopper mounted behind the sample chamber of PGNAA to capture neutron beam that passes from the sample chamber.  Calculation of neutronic properties of materials was done to choose the material that meet the functional requirements of PGNAA and to determine the geometry size.  Based on the calculational results obtained that good material for moderator is graphite, aluminum as beam collimator, and beam shutter or stopper is made from borax-paraffin composite. The moderator length is 90 cm and collimator length  is 173 cm  with collimation constant D / L = 0,015.  Beam shutter and beam stopper thickness are 22 cm and 30 cm respectively. Gamma and neutron shield are  added  surrounding beam colimator to shield  the radiation out from the pitch between collimator and beamport wall.  The shield material made from composite of parrafin 25 w % borax, and lead with the length of 50 cm and 30 cm respectively.   The analysis result shows that from the neutron flux of 1,5.1012 n/cm2s at the inner side of beamport, can generate thermal neutron flux at the PGNAA sample chamber of 1,76.108 n/cm2s with the thermal neutron current of 9,29.108 n/s. This thermal neutron flux meet the requirement for a PGNAA system i.e. in the order of 106 to 108 n/cm2s.   Keywords : PGNAA, basic design, prompt-gamma, activation analysis, thermal neutron, reactor beamport

The fission-product gas pressure and radioactivity analysis of a subcritical assembly for 99Mo production (SAMOP) experimental facility have been done. SAMOP reactor is fueled with low enriched uranyl nitrate solution UO2(NO3)2 of 300 g U/L, the reactor core is in the form an annular tube surrounded by a ring of fuel tubes. The SAMOP system is designed to be operated at 100 to 120 hours periodic operation per batch. The analysis method is done by using ORIGEN2 computer code, at the condition of the maximum fuel temperature of 54 °C, 120 hours reactor operating time, and neutron flux varied from 1010 to 1012 n/cm2s. The result show that the inventory of the gaseous fission products is dominantly consisted of the xenon, radium, helium, and tritium isotopes with the total activity of 1.3775x1013 Bq (372.29 Ci) and total gas volume of 0.0986 cm3 or giving a total gas pressure of 5.78 kPa. The isotopes of xenon and krypton are the major contributors to the total gas pressure. The analysis result shows that the gas pressure of the fission products is very small, therefore the pressure monitoring in the SAMOP reactor core is not necessary.

ANALISIS KEKRITISAN ELEMEN BAKAR REAKTOR KARTINI. Telah dilakukan analisis kekritisan elemen bakar reaktor Kartini dengan menggunakan program WIMSD4. Analisis kekritisan dikerjakan dengan mendefinisikan sel bahan bakar sebagai elemen bakar yang dikelilingi air pendingin dengan ruji-ruji yang bervariasi dari 2 cm sampai dengan 5 cm. Kekritisan sel ditentukan berdasarkan pada hasil perhitungan faktor multiplikasi neutron sel oleh program WIMSD4. Dikatakan kritis atau superkritis apabila faktor multiplikasi neutron sel sama dengan 1 atau lebih. Dari variasi ruji-ruji sel dalam input WIMSD4 diperoleh variasi faktor multiplikasi neutron sel yang dihasilkan oleh program WIMSD4. Berdasarkan pada hubungan antara ruji-ruji sel dengan faktor multiplikasi neutron yang dihasilkannya dapat ditetapkan batas ukuran ruji-ruji sel yang menghasilkan kondisi sel subkritis. Dari hasil perhitungan dapat diperoleh kesimpulan bahwa elemen bakar reaktor Kartini akan bersifat subkritis dengan k~ = 0.94 apabila ditempatkan pada kisi-kisi sel yang masing-masing selnya mempunyai ruji-ruji minimum 4.5 cm. Fasilitas tempat penyimpanan elemen bakar di reaktor Kartini seluruhnya mempunyai kisi-kisi sel yang ruji-ruji minimumnya lebih kecil dari hasil perhitungan sub kritikalitas sel, akan tetapi kapasitas elemen bakar dari tiap tempat penyimpanannya jauh dibawah batas massa kritis dari volume tempat penyimpanan elemen bakarnya. Dengan demikian tempat penyimpanan elemen bakar dapat dipandang memenuhi syarat subkritikalitas yang ditetapkan.