Artikel
ANALISIS AKTIVITAS NUKLIDA HASIL BURN UP PADA FASILITAS SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR 99MO PRODUCTION (SAMOP) PSTA-BATAN MENGGUNAKAN SOFTWARE | Prosiding SKN 2019
Telah dilakukan perhitungan aktivitas nuklida-nuklida pemancar hasil reaksi fisi pada SAMOP. Penelitian ini merupakan pendahuluan untuk mendesain sistem proteksi radiasi di sekitar SAMOP. Reaktor SAMOP disimulasi memiliki bahan bakar homogen berupa larutan uranil nitrat (UO2(NO3)2), pengkayaan sebesar 19,75%, konsentrasi 300 g U/L dan volume 24,38 liter. Simulasi burn up dilakukan dengan menggunakan software ORIGEN2, dengan asumsi parameter daya 600 watt dan SAMOP dioperasikan selama enam hari. Dari hasil perhitungan diperoleh aktivitas total pemancar sebesar 144,800 Ci dengan urutan penyumbang dominan terbesar nuklida Mo 99 , I 133, dan Ce 143 masing-masing dengan aktivitas 24,440 Ci; 35,120 Ci; dan 28,900 Ci. Beberapa nuklida hasil fisi yang memiliki fase gas, dari urutan aktivitas terbesar adalah Xe 133 , Xe 133m , Kr 85 , Kr 85m , Kr 85m dan Xe 135 . Informasi aktivitas nuklida hasil burn-up akan digunakan sebagai sumber radiasi untuk menghitung dosis yang diterima pekerja radiasi serta mendesain sistem proteksi radiasi bagi pekerja radiasi di sekitar SAMOP.
| Judul | Edisi | Bahasa |
|---|---|---|
| Conversion of ORIGEN2 Output for MCNP6 Calculation | Prosiding SKN 2020 | Hal.197-201 | en |