No abstract

Currently, Indonesia through BATAN is operating three research reactors, namely the RSG-GAS reactor with the power of 30 MWt at Puspiptek south Tangerang (the first criticality in 1987), the TRIGA 2000 reactor with the power of 2 MW in Bandung which the first criticality in 1965 with the power of 250 kW, was increased to 1 MW in 1971, and further upgraded to 2 MW in 2000. Beside that, there is Kartini reactor with a power of 100 kW located in Yogyakarta (first criticality in 1979). These reactors are quite old, and in accordance with Bapeten regulations, have carried out the first periodic safety review, to obtain a reactor license for the next 10 years of operation. In line with this, one of BATAN's current national research programs is to increase the production of radioisotopes and radiopharmaceuticals, where reactors play a very important role in the production of certain isotopes. In tracing the data obtained from operational reports related to irradiation requests from reactor users, namely PTRR, PSTNT, and PT INUKI for radioisotope production, which has been carried out in the last 5 years, May 2015 until 25 August 2020, show that the irradiation request at RSG-GAS is still not optimal. In term of the utilization of RSG-GAS, it can still be optimized, which in this case needs to be balanced with post-irradiation processing capabilities. Meanwhile, from the results of tracing and data collection, it can be shown that at this time the reactors are still operating. The utilization activities of the reactors complement each other according to their age and facilities.

EKSPERIMEN PEMBUATAN SISTEM PENGANALISIS UNSUR DENGAN METODE GAMA SERENTAK MENGGUNAKAN SUMBER NEUTRON Pu-Be. Telah dilakukan eksperimen dalam rangka pembuatan sistem penganalisis unsur-unsur dengan metode analisis aktivasi neutron gama serentak atau promt gamma neutron activation analysis (PGNAA). Tujuan eksperimen ini adalah untuk mengembangkan metode analisis aktivasi neutron sehingga dapat digunakan untuk mendeteksi unsur-unsur yang memiliki waktu paroh sangat pendek. Eksperimen dilakukan dengan susunan alat yang terdiri dari : sumber neutron isotopik PuBe, detektor gama HPGe, kolimator neutron dari grafit, jarak cuplikan dengan sumber neutron 20 cm. Pengujian dan kalibrasi sistem dilakukan dengan menggunakan sumber standar Co60 dan Cs137. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa pengukuran fluks neutron pada target cuplikan dengan menggunakan foil Au198 menghasilkan fluks neutron rerata 3,26.104 n cm-2s-1. Sedangkan nilai resolusi dan efisiensi sistem PGNAA tersebut masing-masing adalah 5,6 % dan 0,66 %. Uji coba sistem dengan cuplikan berupa foil Ag108 menunjukkan hasil sesuai yang diharapkan.

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.

ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR KARTINI BERDASAR KEJADIAN PEMICU YANG DIPOSTULASIKAN.Berdasarkan analisis kejadian pemicu yang dipostulasikan maka ada 8 kejadian yang dipostulasikan (PostulatedInitiating Event) : seperti kehilangan catu daya listrik, kegagalan sistem scram, kehilangan aliran pendingin,kehilangan pendingin, kegagalan transfer cask, kejadian internal/eksternal dan kesalahan manusia. Dari 8 kejadiantersebut, hanya satu kejadian yang menyebabkan terlepasnya bahan radioaktif dari seluruh sistem bahan bakar kelingkungan yaitu kejadian gagalnya sistem pemindah bahan bakar (transfer cask). Urutan kejadiannya adalahtransfer cask jatuh di atas teras reaktor dan mengakibatkan seluruh kelongsong bahan bakar pecah lalu diikutidengan hilangya seluruh air tangki reaktor sehingga seluruh inti hasil belah gas yang ada di celah bahan bakar lepaske lingkungan. Analisis terlepasnya bahan radioaktif ke lingkungan menggunakan paket program dengan bahasaTurbo Pascal dan lama eksekusi 5 menit. Dari hasil analisis diperoleh bahwa dosis radiasi gamma yang diterimaoleh penduduk pada saat 2 jam setelah terjadi kecelakaan pada radius 33 meter adalah 25 rem dan dosis iodinadalah 300 rem berarti proses evakuasi sangat sederhana karena tidak melibatkan penduduk di sekitar kawasanP3TM.