pengaruh konsentrasi uranium nitrat terhadap
Post on 24-Jan-2017
240 Views
Preview:
TRANSCRIPT
i
PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT
TERHADAP KRITIKALITAS AHR MENGGUNAKAN
SOFTWARE MCNPX
SKRIPSI
Untuk Memenuhi Sebagian Persyaratan
Guna Memperoleh Gelar Sarjana S-1
Program Studi Fisika
Diajukan Oleh:
Dewi Ariyana
11620051
Kepada
PROGRAM STUDI FISIKA
FAKULTAS SAINS DAN TEKNOLOGI
UNIVERSITAS ISLAM NEGERI SUNAN KALIJAGA
YOGYAKARTA
2015
Universitos lllom Negeri S
PENGESA
unon Koliiogo FM-UINSK-BM-05-07/R0
HAN SKRIPSI/TUGAS AKHIRurN.02/D.sT/PP.01.1/3 r65/2015
Pengaruh Konsenkas Uranum Nitrar Terhadap Kririka tasAHR lyenggunakan Software t4CNpX
Skripsi/Tugas Akhir dengan jLrdul
Yang dipersiapkan dan disusun olehNama
NIIq
Telah dimunaqasyahkan padaNilai [4unaqasyah
Dan dinyatakan telah diterima oteh Fakuftas
11620051
02 September 2015
Sains dan TeknologiUIN Sunan Katjaga
TIM MUNAQASYAH I
Ketua Sidanga.n. Dr. Suharyana, I\4.Sc.
Penouii IIt^hii
^.[J/l[!:.,.NIP. 198411102011012000
Frida Agung Rahmadi,NIP.19780510 200501
.sc
Pengujil
Joko
iv
PERNYATAAN BEBAS PLAGIALISME
Saya metryatakan trahwa skripsi yang saya susrm sebagai syaut uruk
memperoleh gelar sarjma merupakan hasil karya tulis pribadi. Adapun bagian-
bagian terteotu dalaru penulisan skipsi ini yang saya kutip dari hasil kala orang
lair telah dituliskan sumbemya secarajelas sesuai seoara norma, kaidah dan etika
penulisan ihniah. Sa),a bersedia melerima sanksi petroabutatr gelar akademik yang
saya peroleh dan saaksi-sanlsi lainnla 1mg sesuai dengan ketentuan yang
berlaku, apabila dikemudian hari ditemukm adanya plagiat dalam skipsi itri.
2015
11620051
vi
MOTTO
“ Bukan kesulitan yang membuat kita takut tapi
ketakutanlah yang membuat kita sulit…
karena itu jangan pernah mencoba untuk
menyerah…
dan jangan pernah menyerah untuk mencoba…
Jangan katakan kepada ALLAH : “ aku punya
masalah besar ”
Tetapi katakanlah kepada masalah bahwa : “ aku
mempunyai allah yang maha besar ”…
(Sayyidina Ali Bin Abi Tholib)
“Ukhuwah bukan terletak pada indahnya
pertemuan tetapi ingatan seorang sahabat kepada
saudaranya di dalam do’a ”
(Imam Al Ghozali)
“Sesungguhnya sesudah kesulitan itu ada kemudahan”
vii
HALAMAN PERSEMBAHAN
Karya sederhana ini penulis persembahkan kepada ibu
dan bapak tercinta berkat doa dan usaha kalian
Kepada keluarga besar penulis dan kerabat-kerabat
penulis
Almamater tercinta prodi fisika fakultas sains dan
teknologi uin sunan kalijaga
viii
KATA PENGANTAR
ال إله إال نوالديه, أشهد أالعالميه, وبه وستعيه وعلى أمىرالدويا الحمد هلل رب
هم صل لل بعده, أ عبده ورسىله ال وبي ادمحم ن هللا وحده ال شريك له, وأشهد أ
ا بعدم د وعلى أله وصحبه أجمعيه, أدوا محم مخلىقاتك سي سعدم على أوسل
Alhamdulillah, puji dan syukur penulis panjatkan kehadirat Allah SWT
yang telah melimpahkan rahmat, nikmat dan hidayah-Nya, sehingga penulis
mampu menyelesaikan skripsi dengan judul “Pengaruh Konsentrasi Uranium
Nitrat Terhadap Kritikaitas Pada Pemodelan AHR Menggunakan Software
MCNPX”
Shalawat serta salam semoga tetap terlimpahkan kepada Nabi
Muhammad SAW, yang telah menuntun manusia dari jalan kebodohan menuju
jalan kepandaian dan kebahagiaan hidup di dunia dan akhirat.
Penulis menyadari bahwa skripsi ini tidak akan terwujud tanpa adanya
bantuan, bimbingan, dan dukungan dari berbagai pihak. Oleh karena itu, dengan
segala kerendahan hati pada kesempatan ini penulis mengucapkan terima kasih
kepada:
1. Bapak Prof. Drs. H. Minhaji, M.A.,Ph.D, selaku rektor Universitas Islam
Negeri Sunan Kalijaga Yogyakarta
2. Dr. Hj. Maizer Said Nahdi, M.Si, selaku dekan Fakultas Sains dan
Teknologi UIN Sunan Kalijaga Yogyakarta.
ix
3. Frida Agung Rakhmadi, S.Si.,M.Sc, selaku Ketua Program Studi Fisika
UIN Sunan Kalijaga Yogyakarta.
4. Asih Melati, S.Si.,M.Sc, selaku Penasehat Akademik Program Studi Fisika
UIN Sunan Kalijaga Yogyakarta
5. Dr. Suharyana, M.Sc, selaku pembimbing skripsi yang telah dengan penuh
kesabaran, ketekunan dan keikhlasan mencurahkan segenap waktu,
pikiran, tenaga untuk memberikan bimbingan, arahan dalam penyusunan
dan penyelesaian skripsi ini.
6. Semua staff Tata Usaha dan karyawan (pak Win dan bu Tutik) di
lingkungan fakultas Sains Dan Teknologi serta Laboratorium Terpadu
UIN Sunan Kalijaga Yogakarta yang membantu terselesaikan skripsi ini.
7. Guru terbaikku, kedua orang tua tercinta Bapak, Ibu, kakak, dan semua
keluarga yang tidak dapat saya sebutkan. Teladan, kasih sayang, nasihat,
kesabaran dan doa yang kalian curahkan untuk menunggu dan mendidik
anakmu dalam setiap langkah penulis hingga dewasa kini.
8. Alm. K. H. Ahmad Warson Munawwir dan Ny. Hj. Khusnul Khotimah
Warson serta para ustadz dan ustadzah atas do’a dan bimbingannya selama
belajar di Pondok Pesantren Al-Munawwir Komplek Q Krapyak
Yogyakarta.
9. Teman-temanku semua, santri komplek Q, sahabatku di 5-che (Nur, Mb
Yay, Ocha, Oni, Ima, Sri, Fahma, Nayla, Alfi, Fika, Tyas), yang telah
memberikan dukungan khusus dan idenya dalam penyelesaian skripsi ini.
x
10. Teman-teman para pejuang skripsi di lantai 3 (mba leni, mba luthfi, mba
uus, mba tika, mba alisha dan neng milda) trimakasih atas motivasinya,
idenya dan semua curahan kalian.
11. Teman-temanku tersayang dan seperjuangan Fisika 2011 yang telah
memberikan dukungan dan idenya dalam penyusunan skripsi ini.
12. Kakak kukuh Prasetya yang senantiasa memberikan semangat dan do’a
untuk kesuksesan penulis dalam menyusun skripsi ini.
13. Teman-teman baikku ita, mb khodijah, zulfi, ni’mah, susi kita pernah
suka, duka tertawa dan menangis bersama untuk melalui proses ini.
Hanya ungkapan do’a yang penulis panjatkan, semoga Allah SWT
memberikan rahmat, inayah, serta hidayah kepada semuanya dan semoga
amal ibadahnya diterima dan mendapat balasan pahala yang setimpal dari
Allah.
Penulis juga menyadari bahwa penulisan skripsi ini tidak luput dari
ketidak sempurnaannya. Oleh sebab itu kami sangat mengharapkan kritik dan
saran kepada para pembaca. Dan kami berharap hasil karya ini semoga dapat
bermanfaat bagi semuanya, terutama bagi penulis dan semua bagi pemerhati
pendidikan.
Yogyakarta, 21 September 2015
Penulis
Dewi Ariyana
NIM: (11620051)
xi
DAFTAR ISI
COVER .......................................................................................................... i
HALAMAN JUDUL ...................................................................................... ii
HALAMAN PENGESAHAN SKRIPSI ....................................................... iii
HALAMAN PERSETUJUAN SKRIPSI ...................................................... iv
SURAT PERNYATAAN KEASLIAN ......................................................... v
HALAMAN MOTTO ................................................................................... vi
HALAMAN PERSEMBAHAN .................................................................... vii
HALAMAN KATA PENGANTAR .............................................................. viii
INTISARI ...................................................................................................... xi
ABSTRACT ................................................................................................... xii
HALAMAN DAFTAR ISI ........................................................................... xiii
HALAMAN DAFTAR TABEL ................................................................... xv
HALAMAN DAFTAR GAMBAR ............................................................... xvi
HALAMAN DAFTAR LAMPIRAN ........................................................... xvii
BAB I PENDAHULUAN ............................................................................. 1 1.1 Latar belakang ......................................................................................... 6 1.2 Identifikasi Masalah ................................................................................ 6 1.3 Rumusan masalah ................................................................................... 6 1.4 Batasan masalah ..................................................................................... . 7 1.5 Tujuan penelitian ..................................................................................... 7 1.6 Manfaat Penelitian .................................................................................. 8
BAB II Tinjauan Pustaka ................................................................................................... 9 2.1 Studi Pustaka ............................................................................................ 9 2.2 Landasan Teori .......................................................................................... 11
2.2.1 Aqueus Homogeneoues Reactor (AHR) ............................................... 11 2.2.1.1 Fitur Umum AHR ....................................................................... 12 2.2.1.2 Beberapa Contoh AHR .............................................................. 14
2.2.2 Reaktor Untuk Produksi Isotop Mo-99 ............................................... 16 2.2.3 Faktor Perlipatan Efektif Dan Reaktifitas ............................................ 18 2.2.4 Komponen-Komponen Reaktor Nuklir ................................................ 20
2.2.4.1 Elemen Bahan Bakar ................................................................. 20 2.2.4.2 Moderator Neutron .................................................................. 20 2.2.4.3 Batang Kendali .......................................................................... 21 2.2.4.4 Pendingin Reaktor .................................................................... 23 2.2.4.5 Perisai Beton ............................................................................. 23 2.2.4.6 Perangkat Detektor .................................................................. 24 2.2.4.7 Reflektor ................................................................................... 24 2.2.4.8 Perangkat Penukar Panas ......................................................... 24
2.2.5 Uranium Nitrat .................................................................................... 25 2.2.6 Monte Carlo N Particle (MCNP) .......................................................... 28
BAB III METODE PENELITIAN................................................................. 36
3.1 Waktu Dan Tempat Penelitian ........................................................ 36
3.1.1 Waktu Peneitian ........................................................................ 36
xii
3.1.2 Tempat Penelitian ..................................................................... 36
3.2 Alat Dan Bahan Penelitian ............................................................. 36
3.2.1 Alat Penelitian ........................................................................... 36
3.2.2 Bahan Penelitian ....................................................................... 36
3.3 Metode Perhitungan ........................................................................ 37
3.4 Prosedur Pemodelan AHR .............................................................. 37
3.4.1 Konfigurasi AHR ...................................................................... 38
3.4.2 Prosedur Pembuatan File Input Dan Pengolahan Data ............. 40
3.5 Metode Analisa ............................................................................... 44
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN ...................................................... 45
4.1 Hasil Penelitian ............................................................................... 45
4.1.1 Hasil Pemodelan AHR .............................................................. 45
4.1.2 Variasi Siklus dengan Nilai Keff ................................................ 46
4.1.3 Variasi Neutron Per Siklus dengan Nilai Keff ........................... 46
4.1.4 Variasi Tebal Reflektor Dengan Nilai Keff ............................... 47
4.1.5 Variasi Konsentrasi Dengan Keff ............................................... 48
4.1.5 Hasil Grafik Burn ..................................................................... 50
4.2 Pembahasan .................................................................................. 51
BAB V KESIMPULAN DAN SARAN ......................................................... 56
5.1 Kesimpulan ..................................................................................... 56
5.2 Saran ............................................................................................... 57
DAFTAR PUSTAKA .................................................................................... 58
LAMPIRAN ................................................................................................... 61
CURRICULUM VITAE ............................................................................... 74
xiii
DAFTAR TABEL
Tabel 2.1 Surface Card Dalam MCNP .......................................................... 33
Tabel 2.2 Tally Dalam Program MCNP ........................................................ 35
Tabel 3.4 Parameter Teras Reaktor ................................................................ 39
Tabel 3.5 Stainless Steel-304 Untuk Bejana Reaktor .................................... 40
xiv
DAFTAR GAMBAR
Gambar 2.1 Produksi Mo-99 .......................................................................... 17
Gambar 2.2 Uranium ...................................................................................... 25
Gambar 3.4 Gambar Desain Reaktor ............................................................. 38
Gambar 3.6 Diagram Penelitian ..................................................................... 43
Gambar 3.7 Diagram Alir Penelitian ............................................................. 44
Gambar 4.1 Hasil Geometri AHR .................................................................. 46
Gambar 4.2 Variasi Siklus Dengan Nilai Keff ................................................ 48
Gambar 4.3 Variasi Neutron Per Siklus Dengan Nilai Keff ........................... 48
Gambar 4.4 Variasi Tebal Reflektor Dengan Nilai Keff ................................ 49
Gambar 4.5 Variasi Konsentrasi Dengan Nilai Keff ....................................... 49
Gambar 4.6 Grafik Hasil Burn ....................................................................... 50
xv
DAFTAR LAMPIRAN
Lampiran 1 Perhitungan Densitas Atom Pada Bahan Bakar Baru ................. 61
xvi
PENGARUH KONSENTRASI URANIUM NITRAT TERHADAP
KRITIKALITAS AHR MENGGUNAKAN SOFTWARE MCNPX
Dewi ariyana
11620051
INTISARI
Penelitian ini adalah sebuah penelitian yang bertujuan untuk mengetahui
pengaruh konsentrasi uranium nitrat terhadap kritikalitas pada pemodelan
AHR (Aqueus Homogeneoues Reactor) menggunakan software MCNPX.
Pemodelan AHR ini dibuat serupa dengan bentuk aslinya yaitu silinder.
Dalam penelitian ini digunakan software MCNPX yang menerapkan metode
Monte Carlo yang bersifat statistik dalam mencari penyelesaian. Optimasi
dilakukan dengan tebakan awal keff = 1 dan beberapa variasi neutron per
siklus, siklus, variasi pada tebal reflektor, variasi konsentrasi dan burn
dilakukan untuk mengetahui nilai dari Mo-99. Data ini dibutuhkan untuk
membuat inputan pada MCNPX yang digunakan untuk mengetahui kekritisan
dari reaktor. Output yang akan digunakan yaitu nilai keff final. Nilai tersebut
yang menunjukkan kondisi reaktor tersebut kritis dengan nilai mendekati 1.
Dengan beberapa variasi yang dilakukan maka dapat diketahui nilai keff yang
optimal dengan membuat grafik untuk masing-masing nilai. Dari beberapa
variasi nilai optimal diperoleh, untuk siklus = 30 tebal reflektor = 56 cm
dengan nilai keff = 0.9883 dan masing-masing konsentrasi dari 225, 250, 300
dan 475 g/L yang masing-masing nilai keff = 0.9841, 0.98657,0.98585 dan
0.91432. Konsentrasi optimal didapatkan pada nilai 250 g/L. Dengan
Konsentrasi 250 g/L ditambahkan inputan burn pada MCNPX dan dilakukan
running selama 7 hari, output yang diperoleh, diketahui banyak nuklida baru
yang terbentuk dari pembelahan hasil fisi yang memiliki massa yang berbeda-
beda. Hal ini terjadi karena massa dari produk fisi tidak selalu sama, tetapi
bervariasi.
Kata kunci: AHR, kritikalitas, MCNPX, uranium nitrat, Mo-99.
xvii
The Influence Of Uranium Nitrat Toward Criticality AHR Model With
MCNPX Software
Dewi Ariyana
11620051
ABSTRACT
This study was action research which aimed to understanding the influence
of uranium nitrat concentration toward criticality AHR model which used
MCNPX software. The AHR model was made similar with the original one
that was slinder. MCNPX software was used with applying statistic monte
carlo model to get the solution. The optimizing was done the beginning guess
keff = 1 and some variation neutron in one cycle, cycle, variation on reflector
thicknes, concentration variation and burn was done to know the value of mo-
99. The data was needed to make input ata on MCNPX which used to know
the reactor criticism. The output which used in this study was keff final value.
The value showed that the reactor condition was in critical level with the
value near 1. With some variations that was done can be seen the optimal keff
value with using chart for every value. From some variations of optimum
value can be obtained the result, cycle = 30, reflector thickness = 56 cm with
value 0.9883 and uranium nitrat concentration = 225, 250, 300 dan 475 g/L
concentration was added burn input on mcnpx and be running during seven
days. The output shown that there were many new nuclear that was formed
trom nuclear fission with different mass. The condition was because the mass
from fission product was not always similar but depend on the output of some
material number specification. One of the material number specification was
mo-99 with some specifications activity mass, sp mass, atom den, atom fr and
mass fr.
Keywords: AHR, criticallity, MCNPX, cycle, uranium nitrat, Mo-99.
1
BAB 1
PENDAHULUAN
1.1 Latar Belakang
Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang kesehatan adalah
kedokteran nuklir, yakni kegiatan medis yang meggunakan zat radioaktif
yang dijadikan senyawa radiofarma yang dapat dilokalisasi pada organ dalam
atau sel tertentu. Salah satu nuklida yang banyak digunakan dalam kedokteran
nuklir untuk diagnosis adalah Technetium-99m (Tc-99m).
Nuklida Tc-99m berasal dari peluruhan molybdenum-99 (Mo-99). Hingga
saat ini, kebutuhan dunia akan Tc-99m sangatlah tinggi. Sebagai contoh, pada
tahun 2008 digunakan lebih dari 25 juta prosedur medis, atau sekitar 80% dari
semua radiofarmaka (IAEA, 2008). Beberapa alasan penggunaan Tc-99
adalah nuklida ini memancarkan sinar γ yang digunakan sebagai pelacak atau
pencari jejak oleh kamera γ dan memiliki waktu paruh pendek, 6.02 jam,
sehingga mengurangi paparan radiasi yang diterima oleh pasien.
Radioisotop Mo-99 dapat dibuat dengan beberapa cara. Mo-99
merupakan nuklida hasil fisi U-235, yaitu sekitar 6,1% dari hasil fisi total.
Saat ini lebih dari 95% dari produksi Mo-99 berasal dari iradiasi material
uranium dengan pengayaan tinggi (Highly Enriched Uranium HEU) yang
ditempatkan di dalam teras reaktor. Namun, saat ini regulasi IAEA membatasi
pengayaan maksimum yang diperbolehkan adalah 20% yang dikenal dengan
istilah Low Enriched Uranium (LEU). Produsen dengan skala yang lebih kecil
menggunakan LEU sebagai target iradiasi (Cahyo dkk, 2013). Pada umumnya
2
produksi Mo-99 dengan target LEU diproduksi dengan mengiradiasi U-235 di
dalam teras reaktor.
Metode lain yang dapat digunakan untuk memproduksi Mo-99 adalah
menggunakan reaktor homogen cair atau Aqueus Homogeneoues Reactor
(AHR). Keunggulan metode ini dibandingkan dengan metode iradiasi U-235
adalah tidak memerlukan U-235 target. Bahan bakar reaktor itu sendiri yang
menjadi bahan baku produksi Mo-99. Pemisahan Mo-99 pada AHR lebih
mudah dilakukan daripada metode iradiasi. Di samping itu, untuk
menghasilkan jumlah Mo-99 yang sama, AHR memerlukan daya yang lebih
rendah dibandingkan dengan metode iradiasi target. (IAEA, 2008). Selain itu,
AHR juga menghasilkan radiofarmaka sampingan yang sangat bermanfaat di
bidang kedokteran nuklir, yaitu I-131 atau Sr-89.
Mo-99 di dunia medis merupakan kebutuhan yang tinggi akan tetapi
distribusinya kurang telah mendorong peneliti untuk mendesain reaktor nuklir
AHR.. Perhitungan beberapa penelitian eksperimental yang telah dilakukan
menunjukkan bahwa AHR merupakan teknologi yang efisien untuk produksi
radioisotop Mo-99. Metode ini memiliki beberapa keuntungan prospektif,
yaitu dapat beroperasi pada tingkat daya yang jauh lebih rendah dan
membutuhkan lebih sedikit uranium karena bahan bakar reaktor itu sendiri
yang menjadi bahan baku produksi Mo-99 (IAEA, 2008).
Al Quran memberikan informasi tentang ciptaan Allah dan segala
manfaatnya dan tidak ada ciptaanNya yang sia-sia. Al Quran telah
3
menyebutkan nuklir sebagai kekuatan yang sangat hebat, sebagaimana firman
Allah SWT dalam Al Quran surat Al Hadid ayat 25 berikut ini:
Artinya : “Sesungguhnya Kami telah mengutus Rasul-rasul Kami dengan
membawa bukti-bukti yang nyata dan telah Kami turunkan bersama mereka
Al kitab dan neraca (keadilan) supaya manusia dapat melaksanakan keadilan.
dan Kami ciptakan besi yang padanya terdapat kekuatan yang hebat dan
berbagai manfaat bagi manusia, (supaya mereka mempergunakan besi itu) dan
supaya Allah mengetahui siapa yang menolong (agama)Nya dan rasul-rasul-
Nya Padahal Allah tidak dilihatnya. Sesungguhnya Allah Maha kuat lagi
Maha Perkasa”.
Pada ayat tersebut memang tidak secara eksplisit tertulis nuklir.
Namun terdapat isyarat yang sangat dalam dan penuh makna yaitu kekuatan
yang hebat. Kekuatan yang hebat (energi atau power) bisa berbentuk dalam
dua jenis, yaitu energi positif dan negatif. Dari kedua jenis ini, tergantung
manusia sebagai kholifah (pemimpin) yang mengimplementasinya dalam
kehidupan. Apabila sesuai menerapkannya akan membawa dampak positif,
tapi apabila tidak sesuai akan memberikan dampak negatif.
4
Salah satu unsur logam yang dapat memberikan dampak positif dan
negatif adalah uranium. Unsur ini dapat diaplikasikan dalam berbagai bidang,
antara lain ketenagalistrikan, medis, pertambangan, pertanian, peternakan dan
kemiliteran. Dalam bidang ketenagalistrikan, uranium digunakan sebagai
bahan bakar Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor nuklir dapat
dipakai di radiofarmaka di kedokteran nuklir digunakan sebagai diagnosis dan
terapi.
Dengan adanya isyarat tersebut, maka telah jelas bahwa nuklir
merupakan material ciptaan Allah SWT untuk kemaslahatan dan kesejahteraan
umat manusia. Dengan demikian, sebagaimana firmannya dalam Al Quran
tersebut, memberikan dorongan kepada umat manusia untuk mengembangkan
dan memanfaatkan energi nuklir sebagai sumber kekuatan. Bagi seorang
manusia yang beranggapan bahwa nuklir tidak bermanfaat dan tidak ada
seruan dari Allah SWT, berarti manusia tersebut telah mengingkari titah-Nya,
sebagaimana iblis dan syaitan yang ingkar kepada Allah SWT (Baba Syarif,
2011).
Manfaat uranium mencakup di berbagai bidang, namun dalam
penelitian ini uranium dikhususkan pada bidang kesehatan yaitu sebagai bahan
bakar pada AHR. AHR memiliki fitur khusus yang membedakannya dengan
reaktor nuklir pada umumnya (IAEA, 2008). Bahan bakar AHR tidak di
tempatkan di dalam batang-batang kelongsong. Bahan bakar AHR berupa
larutan homogen uranium dengan pengayaan rendah yang diletakkan di dalam
teras reaktor berupa bejana.
5
Larutan bahan bakar uranium umumnya berupa garam uranium sulfat
UO2SO4 atau nitrat UO2(NO3)2. Masing-masing bahan bakar tersebut memiliki
kelebihan dan kekurangan. Pada penelitian ini digunakan bakar bakar senyawa
UO2(NO3)2 karena senyawa ini memiliki kelebihan. Kelebihannya adalah
memiliki koefisien distribusi yang lebih tinggi untuk ekstraksi Mo-99
dibanding dengan uranium sulfat dan viskositas uranil nitrat lebih rendah
daripada uranil sulfat. Sedangkan kelemahannya adalah memiliki stabilitas
radiasi lebih buruk daripada uranium sulfat (IAEA, 2013)
AHR merupakan jenis reaktor nuklir yang bahan bakarnya berupa
garam nuklir yang dilarutkan dalam air. Bahan bakar dan moderatornya
merupakan fase tunggal, karena itulah disebut reaktor homogen. Hal ini
berbeda dengan reaktor heterogen tradisional dimana bahan bakar dan
moderatornya berbeda fase. AHR berbeda dengan MSR (Molten Salt Reactor)
yang walaupun bahan bakarnya memiliki fase cair, karena moderatornya
berbeda dengan bahan bakar. AHR dioperasikan pada daya yang relatif
rendah, yaitu antara 50-300 kW termal. Namun demikian, sebuah instalasi bisa
memiliki beberapa reaktor kecil yang terkoneksi satu sama lain dengan
fasilitas pemisahan isotop.
Untuk mengendalikan reaktivitas, di dalam teras AHR juga terdapat
batang kendali yang bisa keluar masuk bejana seperti umumnya jenis reaktor
nuklir yang lain. Terkait umpan balik reaktivitas, umumnya AHR memilki
koefisien hampa dan suhu yang nilainya sangat negatif sehingga sangat stabil
dan aman.
6
Pada penelitian ini dilakukan simulasi perhitungan nilai keff untuk
beberapa variasi konsentrasi uranium nitrat serta ketebalan reflektor, hal ini
merupakan salah satu cara untuk menjadikan reaktor bersifat kritis. Simulasi
dilakukan menggunakan software MCNPX (Monte Carlo N Particle X.
Software ini merupakan metode Monte Carlo, yaitu salah satu metode
statistik. Pada metode Monte Carlo dilakukan simulasi perjalanan hidup
partikel neutron mulai dari lahir sampai diserap oleh material penyusun teras
reakor atau bocor keluar dari teras.
1.2 Identifikasi Masalah
Berdasarkan uraian dalam latar belakang di atas, maka dapat
diidentifikasikan beberapa permasalahan yaitu, sebagai berikut
1. Desain AHR yang memenuhi syarat sebagai reaktor kritis dan
memiliki tingkat keamanan yang tinggi menggunakan software
MCNPX.
2. Variasi konsentrasi Uranium Nitrat terhadap kritikalitas AHR
menggunakan software MCNPX.
3. Analisa output program MCNPX yang difokuskan pada (keff) yang
mempresentasikan kondisi reaktor apakah subkritis, kritis atau
superkritis.
4. Uranium nitrat dikonsentrasikan minimum supaya reaktor kritis.
5. Reflektor divariasi untuk memperoleh reaktor yang kritis.
1.3 Rumusan Masalah
7
Permasalahan yang akan dibahas dalam penelitian ini yaitu sebagai
berikut:
1. Bagaimana membuat desain AHR yang memenuhi syarat sebagai
reaktor kritis dan memiliki tingkat keamanan yang tinggi
menggunakan software MCNPX?
2. Bagaimana pengaruh konsentrasi uranium nitrat terhadap kritikalitas
AHR menggunakan software MCNPX?
3. Berapakah ketebalan reflektor optimal yang dibutuhkan untuk
menghasilkan Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) yang kritis
dengan menggunakan program MCNPX?
1.4 Batasan Masalah
Beberapa hal yang perlu dibatasi dalam penelitian ini, yaitu sebagai
berikut:
1. Penelitian ini menggunakan software MCNPX dengan model AHR
berbentuk silinder.
2. Penelitian dilakukan dengan melakukan variasi konsentrasi Uranium
konsentrasi yang dilakukan yaitu 225, 250, 300 dan 475 g/L
3. Reflektor yang digunakan mulai dari 31 cm sampai dengan 106 cm.
1.5 Tujuan Penelitian
Sesuai dengan rumusan masalah di atas maka tujuan penelitian ini adalah
sebagai berikut:
1. Mendapatkan konfigurasi teras AHR yang kritis dan aman untuk
beroperasi.
8
2. Mengkaji pengaruh konsentrasi Uranium Nitrat terhadap kritikalitas
3. Mengkaji ketebalan reflektor yang akan digunakan.
1.6 Manfaat Penelitian
Manfaat yang diperoleh dari hasil penelitian ini yaitu sebagai
berikut:
1. Desain AHR yang dibuat dapat digunakan untuk penelitian
selanjutnya.
2. Dapat analisa output program MCNPX berupa nilai kritikalitas yang
mempresentasikan kondisi reaktor kritis, subkritis atau superkritis.
3. Memberikan informasi mengenai komposisi uranium nitrat serta
reflektor yang dibutuhkan oleh reaktor Aqueous Homogeneous Reactor
(AHR) sehingga reaktor dalam keadaan kritis.
56
BAB V
KESIMPULAN DAN SARAN
5.1 Kesimpulan
1. Pemodelan AHR berhasil dibuat dengan ukuran 20 cm × 31 cm × 61 cm
yang berbentuk silinder. Banyak sekali bentuk AHR yang diketahui,
namun, pada penelitian ini menggunakan bentuk siinder karena silinder
memiliki bentuk bangun yang simetris sehingga memudahkan dalam
perhitungan volum dan reaktor dapat kritis dan memiliki tingkat
keamanan yang tinggi.
2. Konsentrasi uranium merupakan salah satu cara untuk mengatur
kekritisan dari reaktor, dengan dilakukannya variasi pada konsentrasi
uranium diharapkan reaktor dapat kritis dengan waktu yang tidak lama
dan konsentrasi yang tidak terlalu besar sehingga konsentrasi tersebut
dapat dikatakan optimal untuk reaktor kritis, dari variasi konsentrasi yang
paling optimal yaitu 250 g/L dengan keff = 0.98657.
3. Variasi ketebalan reflektor dilakukan dari 31 cm sampai 106 cm dengan
skipping 5 cm. Reflektor berfungsi sebagai agar neutron tidak lolos
keluar teras reaktor yang digunakan tidak boleh terlalu tipis atau terlalu
tebal. Ketebalan reflektor diperoleh pada 56 cm dengan nili keff = 0.9883.
57
5.2 Saran
1. Sebaiknya untuk penelitian selanjutnya menampilkan hasil Mo-99 dari
hasil burn karena untuk mengetahui bahwa burn tersebut memang
mengandung Mo-99 yang akan digunakan untuk kepentingan di
kedokteran nuklir
2. Variasi konsentrasi yang dilakukan lebih banyak meninjau dari jurnal
atau penelitian yang relevan untuk membandingkan hasil yang telah
dilakukan.
58
DAFTAR PUSTAKA
Anonim, 2008. Tenaga Nuklir Kerawanan Energi. Greenpeace International.
Amsterdam
Arief, Isnaeni. 2014. Criticality and Mo-99 Production Capacity Analysis of
Aqueous Homogeneous Reactor Using MCNP and ORIGEN Computer
Code. (tesis). Program Teknik Nuklir. Fakultas teknik. Universitas King
Abdul Aziz
Awaludin, Rohadi. 2011. Radioisotop Taknesium-99m Dan Kegunaannya.
Prosiding Iptek Ilmiah Poppuler Buletin Alara, Vol.13 No.2, Desember
2011, 61-65
Baba, Syarif. 2011. Ayat alqur’an tentang manfaat uranium. a topnotch
wordpress. Com site.
Cahyo, Prabudi, dkk. 2013. Pengaruh Kelarutan Bahan Bakar Pada Kekritisan
Aquoues Homogeneous Reactor. Vol. 2 No. 2, Mei 2013, Jurusan
Teknik Fisika FT UGM.
Gusmavita, Adisti. 2011. Simulasi Penentuan Dosis Serapan Radiasi- dari 103
Pd
pada Brachtherapy Payudara Menggunakan Software MCNP5 dengan
Tehnik PBSI. Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam,
Universitas Sebelas Maret: Surakarta.
Huisman. M.V. 2013. Reactor Design For a Small Sized Aqeous Houmogeneous
Rector For Producing Molybdenum-99 Regional Demand. Master
59
Thesis Delft University Of Technology Faculty Of Applied Science
Department OF Radiation Science and Technology.
IAEA, Technetium-99m Radiopharmaceuticals: Manufacture of Kits. IAEA -
Technical Reports Series No. 466. IAEA, Viena, 2008.
IAEA, Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of
Mo-99 and other Short Lived Radioisotopes, 2008
Judith, F. Briesmeister. 1997. MCNP A General Monte Carlo N Particle
Transport Code Version 4 B. University of California : California
Meliana, Selviani. 2010. Uji kritikalitas dan pengayaan reaktor air superkritis
dengan bahan bakar uranium – thorium.
Pelowitz, Denise B. 2008. MNCPXTM
User’s Manual Version 2.6.0. LA-CP-07-
1473. New York: Los Alamos National Laboratory.
Pasqualini, Enrique E. Semi-homogeneous Reactor for Mo-99 Production:
Concptual Design. 33rd International Meeting on Reduced
Enrichment for Research and Test Reactors. Santiago. Chile. 2011.
Rahmawati, Retno. 2005. Distribut Intensitas Radiasi Gamma Sebagai Fungsi
Perisai Dengan Menggunakan Metode MCNP Versi 4b Pada Beam
Port Radial Reactor Nuklir. FMIPA UNIVERSITAS NEGERI
SEMARANG.
Rijnsdorp. 2014. Design Of Small Aqeous Houmogeneous Rector For Production
OF 99
Mo. Thesis at Delft University Of Technology.
Supriyadi, Joko. 2012. Fitur Dan Isu Keselamatan Terkait Aqueous Homogeneous
Reactor (AHR). Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah-Penelitian
60
Dasar Ilmu Pengetahuan dan teknologi Nuklir 2012 PSTA-BATAN
ISSN 0216-3128.
Setiawan, Duyeh. 2010. Radio Kimia Teori Dasar dan Aplikasi Teknik
Nuklir. Widya Padjadjaran. Bandung. Diposkan oleh Tri Sulistiyawati.
Yuwono, Indro. 1996. Perhitungan Hasil Fisi Kritikalitas Larutan Uranium-235
Dan Dosis Radiasinya. Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar
Nuklir PEBN-BATAN. Jakarta 18-19 Maret 1996 ISSN 1410-1998.
X-5MONTE CARLO TEAM. 2003. MCNP-A General Monte Carlo N-Particle
Transport Code. Version5. Volume 1: Overview and Theory. LA-UR-
03-1987. Los Alamos National Laboratory, Los Alamos : New Mexico
61
LAMPIRAN
Perhitungan Densitas Atom Pada Bahan Bakar Baru
Konsentrasi 250 gram u / liter
Konsentrasi bahan bakar 250 gram U / liter atau 0,25 gram U / cc, Ᾱu =
237,4494309 g/mol.
Nu =
= 6.340 x
1 barn = 10-24
cm2
lalu n = 6.340 x = 6.340 x .cm
Larutan uranil nitrat U-235 19.75 wt.%
wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025
Au-235 = 235.04 g/mol dan Au-238 = 238.05 g/mol.
Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
af235 = 0.1975 x
= 0.1995
af238 = 0.8025 x
= 0.8005
Nu235 = 0.1995 x 6.340 x 10-4
= 1.265 x 10-04
atom/barn.cm
Nu238 = 0.8005 x 6.340 x 10-4
= 5.075 x 10-04
atom/barn.cm
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O
NN = Nu x 2 = 6.340 x 10-4
x 2 = 1.268 x 10-3
atom/barn.cm
NO = Nu x 8 = 6.340 x 10-4
x 8 = 5.072 x 10-3
atom/barn.cm
Konsentrasi bahan bakar adalah 250 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
Konsentrasi uranium =
= 1.052855755 mol/Liter
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) disana terdapat 1 atom U, yang berarti U sama
dengan mol UO2(NO3)2
Konsentrasi UO2(NO3)2 = konsentrasi U = 1.052855755 mol/Liter
62
Ᾱu = 237,4494309 g/mol, Aoksigen = 15,999 gram/mol, Anitrogen = 14.007 gram/mol
Berat atom UO2(NO3)2 = ᾹU + (8 x AOksigen) + (2 x ANitrogen)
= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)
= 393.4554309 gram/mol
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.052855755 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol
= 414.251815 gram/Liter
Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc
Konsentrasi uranil nitrat =
= 147.4205747 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar
Penyelesaian
= 0.1474205747 Liter Uranil Nitrat / Liter
Penyelesaian bahan bakar terdiri dari uranil nitrat (UO2(NO3)2 ) dan air (H2O),
Konsentrasi air dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar = 1 – konsentasi
UO2(NO3)2 di dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar
= 1 – 0.1474205747
= 0.852579425 Liter air/penyelesaian bahan bakar
Densitas H2O = 0.852579425 x 997.047 = 850.0617482 gram/Liter =
0.8500617582 gram/cc
AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol
NH2O =
= 2.842 X 10
22 atom/cc = 2.842 x 10
-2
atom/barn.cm
Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O
NO = NH2O = 2.842 X 10-2
atom/barn.cm
NH = 2 x NH2O = 2 x 2.842 X 10-2
= 5.683 x 10-2
atombarn.cm
Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O
63
= 5.072 x 10-3
atom/barn.cm + 2.842 x 10-2
atom/barn.cm = 3.349 x 10-2
atom/barn.cm
Tabel . densitas atom bahan bakar baru
Isotop Atom/barn.cm
U-235 1.26504531144E-04
U-238 5.07525204789E-04
O-16 3.34878465916E-02
N-14 1.26805947187E-03
H-1 5.68312174084E-023
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 414.251815 gram/Liter
Konsentrasi H2O = 850.0617482 gram/Liter
Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi
H2O
= 414.251815 + 850.0617482
= 1264.313573 g/Liter
= 1.264313573 g/cc
64
Konsentrasi 225 gram u / liter
Konsentrasi bahan bakar 225 gram U / liter atau 0,225 gram U / cc, Ᾱu =
237,4494309 g/mol.
Nu =
= 5.706 x
1 barn = 10-24
cm2
lalu n = 5.706 x = 5.706 x .cm
Larutan uranil nitrat U-235 19.75 wt.%
wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025
Au-235 = 235.04 g/mol dan Au-238 = 238.05 g/mol.
Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
af235 = 0.1975 x
= 0.1995
af238 = 0.8025 x
= 0.8005
Nu235 = 0.1995 x 5.706 x 10-4
= 1.1384 x 10-04
atom/barn.cm
Nu238 = 0.8005 x 5.706 x 10-4
= 4.56786 x 10-04
atom/barn.cm
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O
NN = Nu x 2 = 5.706 x 10-4
x 2 = 1.14125 x 10-3
atom/barn.cm
NO = Nu x 8 = 6.340 x 10-4
x 8 = 4.5650136 x 10-3
atom/barn.cm
Konsentrasi bahan bakar adalah 225 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
Konsentrasi uranium =
= 1.07391297 mol/Liter
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) disana terdapat 1 atom U, yang berarti U sama
dengan mol UO2(NO3)2
Konsentrasi UO2(NO3)2 = konsentrasi U = 1.07391297 mol/Liter
Ᾱu = 237,4494309 g/mol, Aoksigen = 15,999 gram/mol, Anitrogen = 14.007 gram/mol
Berat atom UO2(NO3)2 = ᾹU + (8 x AOksigen) + (2 x ANitrogen)
65
= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)
= 393.4554309 gram/mol
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.07391297 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol
= 422.5368904 gram/Liter
Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc
Konsentrasi uranil nitrat =
= 150.3690001 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar
Penyelesaian
= 0.1503690001 Liter Uranil Nitrat / Liter
Penyelesaian bahan bakar terdiri dari uranil nitrat (UO2(NO3)2 ) dan air (H2O),
Konsentrasi air dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar = 1 – konsentasi
UO2(NO3)2 di dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar
= 1 – 0.1503690001
= 0.8496309999 Liter air/penyelesaian bahan bakar
Densitas H2O = 0.8496309999 x 997.047 = 847.1310121 gram/Liter =
0.8471310121 gram/cc
AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol
NH2O =
= 2.831764061 X 10
22 atom/cc = 2.831764061 x
10-2
atom/barn.cm
Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O
NO = NH2O = 2.831 X 10-2
atom/barn.cm
NH = 2 x NH2O = 2 x 2.831 X 10-2
= 5.66352 x 10-2
atombarn.cm
Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O
= 4.5650136 x 10-3
atom/barn.cm + 2.831 x 10-2
atom/barn.cm =
3.288265421 x 10-2
atom/barn.cm
66
Tabel . densitas atom bahan bakar baru
Isotop Atom/barn.cm
U-235 1.1384E-04
U-238 4.56786E-04
O-16 3.288265421E-02
N-14 1.14152E-03
H-1 5.663528122E-023
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 422.5368904 gram/Liter
Konsentrasi H2O = 847.1310121 gram/Liter
Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi
H2O
= 422.5368904 + 847.1310121
= 1264.313573 g/Liter
= 1.264313573 g/cc
Konsentrasi 300 gram U / liter
Konsentrasi bahan bakar 250 gram U / liter atau 0,25 gram U / cc, Ᾱu =
237,4494309 g/mol.
Nu =
= 6.340 x
1 barn = 10-24
cm2
lalu n = 6.340 x = 6.340 x .cm
Larutan uranil nitrat U-235 19.75 wt.%
wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025
Au-235 = 235.04 g/mol dan Au-238 = 238.05 g/mol.
Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
af235 = 0.1975 x
= 0.1995
67
af238 = 0.8025 x
= 0.8005
Nu235 = 0.1995 x 6.340 x 10-4
= 1.265 x 10-04
atom/barn.cm
Nu238 = 0.8005 x 6.340 x 10-4
= 5.075 x 10-04
atom/barn.cm
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O
NN = Nu x 2 = 6.340 x 10-4
x 2 = 1.268 x 10-3
atom/barn.cm
NO = Nu x 8 = 6.340 x 10-4
x 8 = 5.072 x 10-3
atom/barn.cm
Konsentrasi bahan bakar adalah 250 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
Konsentrasi uranium =
= 1.052855755 mol/Liter
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) disana terdapat 1 atom U, yang berarti U sama
dengan mol UO2(NO3)2
Konsentrasi UO2(NO3)2 = konsentrasi U = 1.052855755 mol/Liter
Ᾱu = 237,4494309 g/mol, Aoksigen = 15,999 gram/mol, Anitrogen = 14.007 gram/mol
Berat atom UO2(NO3)2 = ᾹU + (8 x AOksigen) + (2 x ANitrogen)
= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)
= 393.4554309 gram/mol
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.052855755 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol
= 414.251815 gram/Liter
Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc
Konsentrasi uranil nitrat =
= 147.4205747 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar
Penyelesaian
= 0.1474205747 Liter Uranil Nitrat / Liter
Penyelesaian bahan bakar terdiri dari uranil nitrat (UO2(NO3)2 ) dan air (H2O),
Konsentrasi air dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar = 1 – konsentasi
UO2(NO3)2 di dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar
68
= 1 – 0.1474205747
= 0.852579425 Liter air/penyelesaian bahan bakar
Densitas H2O = 0.852579425 x 997.047 = 850.0617482 gram/Liter =
0.8500617582 gram/cc
AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol
NH2O =
= 2.842 X 10
22 atom/cc = 2.842 x 10
-2
atom/barn.cm
Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O
NO = NH2O = 2.842 X 10-2
atom/barn.cm
NH = 2 x NH2O = 2 x 2.842 X 10-2
= 5.683 x 10-2
atombarn.cm
Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O
= 5.072 x 10-3
atom/barn.cm + 2.842 x 10-2
atom/barn.cm = 3.349 x 10-2
atom/barn.cm
Tabel. densitas atom bahan bakar baru
Isotop Atom/barn.cm
U-235 1.26504531144E-04
U-238 5.07525204789E-04
O-16 3.34878465916E-02
N-14 1.26805947187E-03
H-1 5.68312174084E-023
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 414.251815 gram/Liter
Konsentrasi H2O = 850.0617482 gram/Liter
Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi
H2O
= 414.251815 + 850.0617482
= 1264.313573 g/Liter
= 1.264313573 g/cc
69
Konsentrasi 300 gram U / liter
Konsentrasi bahan bakar 300 gram U / liter atau 0,300 gram U / cc, Ᾱu =
237,4494309 g/mol.
Nu =
= 7.608356833 x
1 barn = 10-24
cm2
lalu n = 7.608 x =7.608 x .cm
Larutan uranil nitrat U-235 19.75 wt.%
wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025
Au-235 = 235.04 g/mol dan Au-238 = 238.05 g/mol.
Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
af235 = 0.1975 x
= 0.1995
af238 = 0.8025 x
= 0.8005
Nu235 = 0.1995 x 7.608 x 10-4
= 1.517871 x 10-04
atom/barn.cm
Nu238 = 0.8005 x 7.608 x 10-4
= 6.090489 x 10-04
atom/barn.cm
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O
NN = Nu x 2 = 7.608 x 10-4
x 2 = 1.52167 x 10-3
atom/barn.cm
NO = Nu x 8 = 7.608 x 10-4
x 8 = 6,08668x 10-3
atom/barn.cm
Konsentrasi bahan bakar adalah 300 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
Konsentrasi uranium =
= 1.263426307 mol/Liter
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) disana terdapat 1 atom U, yang berarti U sama
dengan mol UO2(NO3)2
Konsentrasi UO2(NO3)2 = konsentrasi U = 1.263426307 mol/Liter
Ᾱu = 237,4494309 g/mol, Aoksigen = 15,999 gram/mol, Anitrogen = 14.007 gram/mol
Berat atom UO2(NO3)2 = ᾹU + (8 x AOksigen) + (2 x ANitrogen)
= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)
70
= 393.4554309 gram/mol
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 1.263426307 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol
= 497.101942 gram/Liter
Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc
Konsentrasi uranil nitrat =
= 176.9046057 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar
Penyelesaian
= 0.1769046057 Liter Uranil Nitrat / Liter
Penyelesaian bahan bakar terdiri dari uranil nitrat (UO2(NO3)2 ) dan air (H2O),
Konsentrasi air dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar = 1 – konsentasi
UO2(NO3)2 di dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar
= 1 – 0.1769046057
= 0.85230953943 Liter air/penyelesaian bahan
bakar
Densitas H2O = 0.85230953943 x 997.047 = 820.6647936 gram/Liter =
0.8206647936 gram/cc
AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol
NH2O =
= 2.7432935 X 10
22 atom/cc = 2.7432935 x 10
-2
atom/barn.cm
Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O
NO = NH2O = 2.7432935 X 10-2
atom/barn.cm
NH = 2 x NH2O = 2 x 2.743935 X 10-2
= 5.486587162 x 10-2
atombarn.cm
Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O
= 6.086685464 x 10-3
atom/barn.cm + 2.74329 x 10-2
atom/barn.cm =
3.351962127 x 10-2
atom/barn.cm
71
Tabel . densitas atom bahan bakar baru
Isotop Atom/barn.cm
U-235 1.517867188E-04
U-238 6.090489642E-04
O-16 3.351962127E-02
N-14 1.521671366E-03
H-1 5.486587162E-02
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 497.101942 gram/Liter
Konsentrasi H2O = 820.6647936 gram/Liter
Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi
H2O
= 497.101942 + 820.6647936
= 1317.7667356 g/Liter
= 1.3177667356 g/cc
Konsentrasi 475 gram U / liter
Konsentrasi bahan bakar 475 gram U / liter atau 0,475 gram U / cc, Ᾱu =
237,4494309 g/mol.
Nu =
= 12.046565 x
1 barn = 10-24
cm2
lalu n = 12.0465 x = 12.0465 x
.cm
Larutan uranil nitrat U-235 19.75 wt.%
wfu-235 = 0.1975 dan wfu-235 = 0.8025
Au-235 = 235.04 g/mol dan Au-238 = 238.05 g/mol.
Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
af235 = 0.1975 x
= 0.1995
af238 = 0.8025 x
= 0.8005
Nu235 = 0.1995 x 12.0465 x 10-4
= 2.403289718 x 10-04
atom/barn.cm
72
Nu238 = 0.8005 x 12.0465 x 10-4
= 9.64327528 x 10-04
atom/barn.cm
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) terdapat 1 atom U, 2 atom N dan 8 atom O
NN = Nu x 2 = 12.0465 x 10-4
x 2 = 2.409313 x 10-3
atom/barn.cm
NO = Nu x 8 = 12.0465 x 10-4
x 8 = 9.637252 x 10-3
atom/barn.cm
Konsentrasi bahan bakar adalah 475 gram U / liter, Ᾱu = 237,4494309 g/mol.
Konsentrasi uranium =
= 2.0004259 mol/Liter
Dalam uranil nitrat ( UO2(NO3)2 ) disana terdapat 1 atom U, yang berarti U sama
dengan mol UO2(NO3)2
Konsentrasi UO2(NO3)2 = konsentrasi U = 2.0004259 mol/Liter
Ᾱu = 237,4494309 g/mol, Aoksigen = 15,999 gram/mol, Anitrogen = 14.007 gram/mol
Berat atom UO2(NO3)2 = ᾹU + (8 x AOksigen) + (2 x ANitrogen)
= 237.4494309 + (8 x 15.999) + (2 x 14.007)
= 393.4554309 gram/mol
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 2.0004259 mol/Liter x 393.4554309 gram/mol
= 787.0784486 gram/Liter
Densitas UO2(NO3)2 = 2.81 gram/cc
Konsentrasi uranil nitrat =
= 280.099092 cc Uranil Nitrat / Liter bahan bakar
Penyelesaian
= 0.280099092 Liter Uranil Nitrat / Liter
Penyelesaian bahan bakar terdiri dari uranil nitrat (UO2(NO3)2 ) dan air (H2O),
Konsentrasi air dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar = 1 – konsentasi
UO2(NO3)2 di dalam 1 liter penyelesaian bahan bakar
= 1 – 0.280099092
= 0.719900908 Liter air/penyelesaian bahan bakar
73
Densitas H2O = 0.719900908 x 997.047 = 717.7750406 gram/Liter =
0.7177750406 gram/cc
AHdrogen = 1.008 gram/mol, AOksigen = 15.999 gram/mol
NH2O =
= 2.39935681 X 10
22 atom/cc = 2.39935681 x
10-2
atom/barn.cm
Di dalam H2O terdapat 1 atom H dan 2 atom O
NO = NH2O = 2.39935681 X 10-2
atom/barn.cm
NH = 2 x NH2O = 2 x 2.39935681 X 10-2
= 4.798713622 x 10-2
atombarn.cm
Total NO = NO di UO2(NO3)2 + NO di NH2O
= 9.637252 x 10-3
atom/barn.cm + 2.39935 x 10-2
atom/barn.cm =
3.3633082 x 10-2
atom/barn.cm
Tabel . densitas atom bahan bakar baru
Isotop Atom/barn.cm
U-235 2.403289718E-04
U-238 9.643275203E-04
O-16 3.363082011E-02
N-14 2.409313E-03
H-1 4.798713622E-02
Konsentrasi UO2(NO3)2 = 787.0784486 gram/Liter
Konsentrasi H2O = 717.7750406 gram/Liter
Densitas dari penyelesaian bahan bakar = Konsentrasi UO2(NO3)2 + Konsentrasi
H2O
= 787.0784486 + 717.7750406
= 1504.8534892 g/Liter
= 1.5048534892 g/cc
74
top related