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.
展开▼
机译：在尿素反应器中以尿素硝酸盐溶液为靶标的MO-99放射性同位素生产的研究。作为生产放射性同位素Mo-99的中子辐照目标，已对U-硝酸盐溶液进行了模拟分析。硝酸盐化合物中的铀富含20％重量的U-235。基于ORIGEN2程序的计算进行模拟分析，其中将溶液中元素的组成数据中描述的U-硝酸盐浓度的模拟变化输入到ORIGEN2程序中。当以5x1011 n / cm2秒通量的中子辐照溶液辐照时间为1天至8天时，ORIGEN2程序用于计算元素组成的变化。为了简化分析，用图形表示了辐照后参数K〜，裂变能，MO-99放射性和Mo衰减等高线的计算结果。从模拟分析的结果可以得出结论，Mo-99放射性同位素可以通过在Kartini反应器中用富集20％（重量）U-235的铀辐照102 g / l的U-硝酸盐溶液来生产。照射5天后，每300 cc溶液可以实现3.23 Ci Mo-99。反应池水循环系统冷却了辐照过程中溶液中产生的89.3瓦的热能。
展开▼
