Molybdenum-99 production calculation analysis of SAMOP reactor based on thorium nitrate fuel

Syarip,; Togatorop, E; Yassar,

doi:10.1088/1742-6596/978/1/012072

Cited by 9 publications

(3 citation statements)

References 2 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Tujuan penelitian ini adalah untuk mengkaji metode produksi 99 Mo yang lebih efisien dan dapat dilakukan secara berulang (recycle). Analisis serupa ini pernah pula dilakukan melalui konsep yang saat ini sedang dikembangkan di PSTA-BATAN Yogyakarta yaitu teknologi SAMOP (Subcritical Assembly for 99 Mo Production) [5][6][7][8]. Dibanding electroplating dengan target sekali pakai, proses produksi 99…”

Section: Pendahuluanunclassified

Analisis Produksi 99Mo Berbasis Waktu Iradiasi Larutan Uranil Nitrat Pada Fasilitas Reaktor Kartini

Wahyono

2020

risal.fis.

View full text Add to dashboard Cite

Abstrak – Selama ini produksi isotop 99Mo sebagai generator 99mTc untuk diagnosis nuklir dalam bidang kedokteran adalah berbasis metode iradiasi 6-days curie. Pada makalah ini disajikan suatu analisis produksi 99Mo berbasis waktu iradiasi target berupa uranil-nitrat (UN), tanpa harus menunggu 6 hari waktu iradiasi. Metode yang digunakan adalah perhitungan pembentukan radioisotop produk fisi dengan bantuan paket program komputer ORIGEN-2. Perhitungan dilakukan untuk sampel ukuran standar volume 0,395 liter dengan variasi waktu iradiasi dan fluks neutron sesuai dengan fleksibilitas operasi reaktor Kartini. Hasil analisis menunjukkan bahwa faktor jam operasi atau waktu iradiasi tidak terlalu signifikan dalam pembentukan 99Mo dibanding faktor variasi fluks neutron. Produksi 99Mo dari sampel standar tersebut pada tingkat fluks neutron maksimum 1012 n/cm2s adalah 1,581 curie, sedangkan total radioaktivitas sampel target UN adalah 168,1 curie.Kata kunci: produksi isotop, 99Mo, iradiasi, target, uranil-nitrat, fluks neutron, reaktor KartiniAbstract – So far, the 99Mo isotope production for nuclear diagnosis in the medical field is based on a 6-days curie method. This paper presents a 99Mo production analysis based on the target irradiation time in the form of uranyl-nitrate (UN), without having to wait 6 days of irradiation time. The method used is the calculation of the formation of fission product radioisotopes with the ORIGEN-2 computer code. Calculations were made for a standard sample with a volume of 0.395 liter with variations in irradiation time and neutron flux in accordance with the operating capability of the Kartini reactor. The results of the analysis show that the operating hour or irradiation time factor is not quite significant in the formation of 99Mo compared to the factor of neutron flux variation. The 99Mo production of the standard sample at a maximum neutron flux level of Kartini reactor of 1012 n/cm2s was 1.581 curies, while the total radioactivity of the UN target sample was 168.1 curies. Key words: isotope production, 99Mo, irradiation, target, uranyl-nitrate, neutron flux, Kartini reactor

show abstract

Section: Pendahuluanunclassified

Analisis Produksi 99Mo Berbasis Waktu Iradiasi Larutan Uranil Nitrat Pada Fasilitas Reaktor Kartini

Wahyono

2020

risal.fis.

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…In Indonesia, the National Nuclear Energy Agency (BATAN) through the Science and Technology Accelerator Center (PSTA) has developed Subcritical Assembly for 99 Mo Production (SAMOP) as a solution to increase the supply of 99 Mo especially in Indonesia [1]. SAMOP uses the Low Enriched Uranium (LEU) fuel, which is uranyl nitrate solution (UO2(NO3)2) and operated in subcritical conditions with a neutron multiplication factor (keff) of less than 1 or 0,97 ≤ keff ≤ 0,99 [3]. The thermal neutron source is taken from one of the Kartini neutron beam port reactors.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

An Analysis of Radiation Worker Safety at SAMOP Facility PSTA-BATAN Yogyakarta Using MCNP6

Suharyana¹

2020

jfn

View full text Add to dashboard Cite

“…[3,4,5]. Kajian alternatif telah pula dilakukan untuk bahan bakar dan bahan target dari SAMOP berbasis thorium [6,7].…”

unclassified

ANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 UNTUK PRODUKSI 233U MENGGUNAKAN REAKTOR KARTINI

Wahyono

Syarip

2020

gnd

View full text Add to dashboard Cite

ANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 DENGAN NEUTRON REAKTOR KARTINI UNTUK PRODUKSI 233 U . PSTA BATAN Yogyakarta telah berhasil memisahkan thorium oksida (ThO2) dengan tingkat kemurnian berderajat nuklir dari bahan baku monasit. Selanjutnya ThO2 tersebut akan dimanfaatkan sebagai elemen bahan bakar reaktor nuklir berbasis thorium untuk reaktor CAMOLYP. Melalui proses iradiasi elemen bakar ThO2 dengan neutron reaktor Kartini diharapkan akan terbentuk 233 U sebagai elemen bakar reaktor CAMOLYP. Tujuan penelitian ini adalah menganalisis pola iradiasi sampel ThO2 dengan neutron reaktor Kartini dengan fluks neutron 10 12 n/cm 2 .s agar terbentuk 233 U yang optimum. Metode yang digunakan adalah perhitungan dengan bantuan paket program ORIGEN-2, dengan variasi waktu dan mode iradiasi.Telah dilakukan analisis untuk iradiasi ThO2 secara kontinyu selama kelipatan waktu paruh peluruhan 233 Pa menjadi 233 U (27 hari) dan iradiasi secara siklik selama 6 jam, 12 jam dan 24 jam paska peluruhan 233 Pa menjadi 233 U. Hasil analisis menunjukkan bahwa iradiasi ThO2 secara kontinyu menghasilkan produk 233 U yang semakin besar dan akan mulai jenuh pada iradiasi selama 150 hari. Iradiasi ThO2 berbasis siklus paska peluruhan 233 Pa, akan menghasilkan produk 233 U terbanyak (optimum) pada siklus iradiasi paska 27 hari.

show abstract

Molybdenum-99 production calculation analysis of SAMOP reactor based on thorium nitrate fuel

Cited by 9 publications

References 2 publications

Analisis Produksi 99Mo Berbasis Waktu Iradiasi Larutan Uranil Nitrat Pada Fasilitas Reaktor Kartini

Analisis Produksi 99Mo Berbasis Waktu Iradiasi Larutan Uranil Nitrat Pada Fasilitas Reaktor Kartini

An Analysis of Radiation Worker Safety at SAMOP Facility PSTA-BATAN Yogyakarta Using MCNP6

ANALISIS OPTIMASI IRADIASI ThO2 UNTUK PRODUKSI 233U MENGGUNAKAN REAKTOR KARTINI

Contact Info

Product

Resources

About