1

BAB I

PENDAHULUAN

I.1. Latar Belakang

Neutron digunakan dalam beragam aplikasi yang berhubungan dengan

berbagai disiplin ilmu. Sebagai contoh, pada ilmu teknik material, neutron cepat

digunakan untuk mempelajari karakteristik material dinding reaktor dalam

paparan radiasi yang lama. Arkeolog dan Geologis menggunakan neutron cepat

untuk meradiasi sampel dari batuan dan artefak yang mereka temukan untuk

mengukur berapa lama umur batuan dan artefak ini, sehingga bisa mengetahui

berapa nilai temuan yang mereka temukan [1].

Di dalam industri penerbangan, radiografi neutron digunakan Uji Tak

Merusak (Non Destructive Test) untuk mendeteksi adanya korosi, kerusakan,

dampak kerusakan, objek asing, dan keanehan di dalam fabrikasi manufakturnya.

Dalam sistem keamanan bandara, neutron berbasis teknik inspeksi non-intrusif

digunakan untuk memeriksa barang-barang yang masuk dan keluar agar tidak

terdapat barang yang berkaitan dengan narkoba, bahan peledak, material nuklir

serta barang lain yang berbahaya dan ilegal yang lolos [1].

Di dalam rumah sakit, radioisotop digunakan untuk radioterapi, imaging,

dan untuk penghilang rasa sakit. Banyak dari berbagai macam radioisotop

diproduksi di reaktor nuklir dengan teknik neutron capture (tangkapan neutron)

ataupun dengan metode lain seperti reaksi neutron terinduksi. Neutron cepat (fast

neutron) biasanya digunakan sebagai radiasi primer untuk proses branchytherapy.

Sedangkan neutron epithermal telah diterapkan untuk mengobati glioblastoma

multiforme, tumor otak yang ganas [1].

Dengan berbagai kegunaan aplikasi dari neutron tersebut, maka diperlukan

suatu alat produksi neutron agar kebutuhan aplikasi dari neutron khususnya di

Indonesia dapat dipenuhi. Salah satu perkembangan mutakhir dari teknologi

2

nuklir penghasil neutron ini adalah Compact Neutron Generator (CNG). Di

Indonesia, BATAN (Badan Tenaga Atom Nasional) selaku institusi utama yang

bergerak di bidang teknologi nuklir juga memulai melakukan penelitian desain

Neutron Generator yang berkembang di negara-negara lain pada umumnya.

CNG merupakan alat pembangkit neutron yang sekarang banyak diteliti dan

dikembangkan sebagai alternatif penyedia neutron selain bahan radioaktif dan

reaktor nuklir. Kelebihan dari pembangkit neutron ini adalah fleksibilitas

penggunaan yang dapat diaktifkan maupun dinonaktifkan secara cepat sehingga

tidak memerlukan perisai untuk menyerap neutron ketika alat tidak dipakai

sebagaimana halnya sumber neutron dengan bahan radioaktif biasa. Kelebihan

lain adalah alat ini mudah dipindahkan karena ukurannya yang kecil dan ringkas,

sehingga memungkinkan untuk dimanfaatkan di lapangan, seperti logging sumur

minyak, dan lain-lain [2].

Salah satu pemanfaatan CNG adalah sebagai penyuplai deuterium dalam

sistem produksi radioisotop molibdenum dengan cara menghubungkan perangkat

CNG deuterium-tritium (D-T) ke perangkat silinder subkritis berbahan bakar

uranil sulfat. Perangkat silinder subkritis berbahan bakar uranil sulfat ini

berbentuk silinder berongga berisi target titanium-tritida yang akan ditembak oleh

deuterium yang berasal dari perangkat CNG.

Tumbukan deuterium-tritium menimbulkan reaksi fusi yang menghasilkan

neutron. Neutron ini kemudian menembus dinding dalam silinder, bereaksi

dengan uranil sulfat yang akan menghasilkan unsur molibdenum (99Mo). 99Mo

kemudian akan meluruh menjadi 99mTc (teknisium metastabil) yang berumur

paruh pendek. 99mTc ini merupakan radioisotop yang sangat bermanfaat bagi

dunia kedokteran nuklir masa kini.

+ → (3.5 ) + (14.1 ) (1)

Efektifitas reaksi untuk menghasilkan unsur molibdenum ini dipengaruhi

oleh beberapa faktor. Salah satu faktor tersebut adalah bentuk dan ukuran

geometri perangkat silinder subkritis. Dalam penelitian ini, akan dilakukan

3

simulasi untuk menghitung efektifitas geometri perangkat silinder subkritis

sehingga dapat dihasilkan nilai geometri optimum untuk perangkat silinder

subkritis tersebut.

I.2. Perumusan Masalah

1. Silinder berongga subkritis berbahan bakar uranil sulfat memiliki tingkat

keoptimalan yang berbeda-beda, tergantung dengan geometri silindernya.

Dalam penelitian ini, akan dilakukan simulasi untuk menghitung

geometri (jari-jari dan tinggi) optimum silinder agar dihasilkan k-eff 0,95

dengan konsentrasi larutan uranil sulfat 30 gr/l dan tingkat pengayaan

uranium (235U) 19,75 %.

2. Dalam geometri optimumnya, akan dihitung berapa jumlah uranium yang

digunakan.

Beberapa asumsi yang dipakai :

a. CNG yang digunakan adalah CNG IB-1764 deuterium-tritium tipe aksial.

b. Fluks neutron yang dihasilkan dari perangkat CNG, yang digunakan

dalam rancangan penelitian ini sebesar 3,5 x 1014 neutron per detik

dengan besar energi neutron 14 MeV.

c. Perangkat silinder dalam keadaan subkritis dengan k-eff = 0,95 dan

tingkat pengayaan 19,75 %

d. Bahan silinder terbuat dari Stainless Steel (SS-304) dengan ketebalan 3

cm, bahan reflektor berupa grafit dengan ketebalan awal sebelum

dilakukan variasi 0,7 cm.

I.3. Tujuan Penelitian

Tujuan yang ingin dicapai dari penelitian ini adalah :

1. Menentukan geometri (jari-jari dan tinggi) optimum dari perangkat

silinder subkritis agar dihasilkan k-eff 0,95 dengan pengkayaan 19,75 %

2. Menentukan jumlah uranium yang digunakan di perangkat silinder

subkritis dalam keadaan optimumnya.

4

I.4. Manfaat Penelitian

Penelitian ini diharapkan dapat memberikan manfaat sebagai berikut:

1. Penelitian ini diharapkan dapat menyumbang pemikiran tentang

pengembangan desain perangkat penghasil isotop molibdenum yang lebih

sederhana dengan alur pendek dibanding metode yang selama ini ada.

2. Penelitian ini diharapkan dapat menyumbang pemikiran tentang

pemanfaatan CNG untuk menghasilkan radioisotop dengan cara

menghubungkannya ke perangkat silinder subkritis berbahan bakar uranil

sulfat.