## Urania

## Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Beranda jurnal: http://jurnal.batan.go.id/index.php/urania/

## ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS
Dewi Nur Riskiana 1 , Anis Rohanda 2 , R Farzand Abdullatif 1
1 Jurusan Fisika, Fakultas MIPA – Universitas Jenderal Soedirman Jalan Dr. Hr. Boenyamin No.708, Purwokerto, Banyumas, Jawa Tengah, 53122
2 Pusat Riset Teknologi Reaktor Nuklir – BRIN Kawasan PUSPIPTEK Serpong Gd. 80, Tangerang Selatan, Banten,15314 e-mail: dewi.riskiana@mhs.unsoed.ac.id
(Naskah diterima: 23 –05–2022, Naskah direvisi: 05–06–2022, Naskah disetujui: 23–06–2022)

## ABSTRAK
ESTIMASI  PANAS  GAMMA  PADA  PRODUKSI  RADIOISOTOP  Lu-177,  Ir-192,  DAN  Au-198 DI  TERAS  MOLIBDENUM  RSG-GAS. Panas  gamma  ( Gamma  heating )  merupakan  isu  penting terkait keselamatan fasilitas iradiasi suatu reaktor dan sampel iradiasinya. Panas gamma dihasilkan dari interaksi  energi  gamma  dengan  material  target.  Energi  gamma  yang  dihasilkan  dari  reaktor memiliki  karakteristik  energi  gamma  yang  berbeda  yang  salah  satunya  dipengaruhi  oleh  jenis bahan bakar (jenis teras). Uranium molibdenum (UMo) merupakan bahan bakar masa depan yang memiliki beberapa keunggulan dibandingkan uranium oksida (UO 2 ) dan silisida (USi) salah satunya dapat meningkatkan operasi reaktor. Untuk itu dilakukan studi komputasi panas gamma RSG-GAS dengan bahan bakar UMo pada beberapa proses produksi radioisotop seperti radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198. Penelitian ini menggunakan code ORIGEN untuk menghitung energi gamma yang  dihasilkan  untuk  jenis  bahan  bakar  UMo.  Estimasi  panas  gamma  menggunakan  program Gamset, suatu program didesain dan sudah teruji untuk menghitung panas gamma di RSG-GAS. Hasil  perhitungan  panas  gamma  berbahan  bakar  UMo  di  RSG-GAS  dalam  kisaran 4,85 W/g ~ 8,69 W/g . Hasil ini lebih kecil dibandingkan dengan panas gamma pada uranium silisida (USi) yaitu sekitar 9,27 W/g ~ 13,3 W/g. Radioisotop Lu-177 memiliki panas gamma terbesar sekitar 8,69  W/g,  yang  diikuti  oleh  Au-198  dan  Ir-192  yang  masing-masing  sebesar  5,89  W/g  dan 7,12 W/g. Panas gamma pada ketiga radioisotop yang diproduksi oleh RSG-GAS berbahan bakar UMo  tidak  melebihi  panas  gamma  maksimum  (20  W/g)  yang  telah  ditentukan  sehingga  dapat diartikan aman untuk reaktor dan sampel.
Kata kunci : Panas gamma, UMo, RSG-GAS, radioisotop.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop
Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)

## ABSTRACT
GAMMA  HEAT  ESTIMATION  ON  PRODUCTION  OF  RADIOISOTOPES  LU-177,  IR-192,  AND AU-198 IN THE MOLYBDENUM CORE RSG-GAS. Gamma heating is an important issue related to the irradiation safety of a reactor and its irradiated samples. Gamma heat is generated from the interaction of gamma energy with the target material. The gamma energy produced from the reactor has different gamma energy determined by the fuel type. Uranium molybdenum (UMo) is a future fuel  that  has  several  advantages  over  uranium  oxide  (UO 2 )  and  silicide  (USi),  one  of  which  to increase the reactor operatingtime. For this reason, a computational study of the RSG-GAS gamma heat with UMo fuel was carried out in several radioisotope productions such as the Lu-177, Ir-192, and Au-198. This study uses the ORIGEN code to calculate the gamma energy produced for UMo fuel types. Gamma heat estimation uses the  Gamset program, designed and tested to calculate gamma heat in RSG-GAS. UMo-fueled gamma heat calculation results in RSG-GAS are 4.85 W/g ~ 8.69 W/g. This result is smaller than the gamma heat of uranium silicide (USi), which is around 9.27 W/g ~ 13.3 W/g. The radioisotope Lu-177 has the highest gamma heat of 8.69 W/g, followed by Au-198 and Ir-192, which are 5.89 W/g and 7.12 W/g, respectively. The gamma heat of the three radioisotopes produced by RSG-GAS with UMo fuel does not exceed the maximum gamma heat (20 W/g) that has been determined to ensure that it is safe for the reactor and samples.
Keywords: Gamma heating, UMo, RSG-GAS, radioisotopes. .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Rizkiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)

## PENDAHULUAN
Berbagai kajian bahan bakar uranium molibdenum  (UMo)  sebagai  kandidat  bahan bakar  reaktor  riset  di  masa  depan  terus dilakukan  secara  berkelanjutan.  Beberapa kajian  mengenai  UMo  memberikan  informasi keunggulan  bahan  bakar  ini  dibandingkan dengan  bahan  bakar  uranium  silisida  (USi) dan uranium oksida (UO 2 ). Beberapa keunggulan  UMo  seperti  densitasnya  lebih tinggi,  tahan  terhadap  korosi,  dan  tampang lintang  serapan  neutron  yang  rendah  [1]. Salah  satu  kajian  penting  untuk  melengkapi keunggulan  yang  dimiliki  bahan  bakar  UMo sebagai  bahan  bakar  reaktor  yaitu  panas gamma. Panas gamma terjadi karena adanya deposisi  energi  gamma  yang  secara  terus menerus selama operasi reaktor berlangsung [2].  Deposisi  energi  gamma  pada  setiap bahan bakar dan reaktor yang berbeda akan menghasilkan  nilai  dan  karakteristik  yang berbeda  pula.  Untuk  itu,  kajian  mengenai panas  gamma  oleh  deposisi  energi  inti  UMo menjadi  perlu  dilakukan  pada  setiap  reaktor riset,  tidak  terkecuali  reaktor  serba  guna  GA siwabessy (RSG-GAS).
Penentuan panas gamma pada RSG- GAS  berbahan  bakar  UMo  ini  menjadi bertambah penting untuk diketahui, dikarenakan  RSG-GAS  merupakan  reaktor yang  mempunyai  fungsi  utamanya  untuk keperluan  iradiasi  material  dan  pemanfaatan fluks  neutron  melalui beam-tube .  Di  mana keperluan iradiasi material mencakup produksi  radioisotop  yang  kini  semakin banyak  diminati  dalam  berbagai  bidang kehidupan manusia. Beberapa sampel iradiasi dalam  proses  radioisotop  telah  berhasil diproduksi  dan  manfaatnya  telah  banyak dirasakan  diantaranya  Lu-177,  Ir-192,  dan Au-198  [3]-[4].  Karakteristik  radioisotop  yang dihasilkan  sangat  bergantung  pada  proses produksi  sampel  di  dalam  reaktor,  hal  ini karena  sampel  untuk  produksi  radioistop sangat  rentan  kerusakan.  Sebagian  besar kerusakan  yang  terjadi  pada  sampel  iradiasi adalah  akibat  kenaikan  suhu  akibat  deposisi energi  gamma  secara  terus  menerus. pemanasan gamma menjadi penyebab utama dalam  kenaikan  suhu  pada  sampel  iradiasi. untuk mencegah kenaikan suhu yang terjadi di dalam  reaktor  memiliki  sistem  pendinginan. Besar  kecilnya  panas  harus  ditentukan dengan  baik  sehingga  dapat  diperkirakan suhu dan sistem pendinginan yang tepat [5].
Kelalaian  dalam  menentukan  nilai panas  gamma  akan  menyebabkan  panas berlebih  pada  sampel  [6].  Dalam  beberapa kasus  panas  gamma  pada  reaktor  kolam terbuka  akan  dapat  mengubah  struktur  dan penampang  neutron  pada  sampel  [6].  Untuk kasus lain akibat panas gamma sampel isotop medis  Holmium-166  mengalami  kerusakan pada  mikrosfer  [7].  Adapun  penelitian mengenai  panas  gamma  lainnya  seperti estimasi pemanasan gamma yang tersimpan dalam  sampel  iridium  di  reaktor  HANARO menggunakan  MCNP  dan  kode  aktivasi  [8], pengukuran  panas  gamma  pada  bahan tertentu  (Be,  Hf)  menggunakan  detektor thermo - luminescent di teras reaktor riset JHR [9]  dan  Kajian  panas  gamma  pada  reaktor TRIGA MARK Bandung [10].
Pada  umumnya,  penentuan  panas gamma dengan  metode pengukuran. Namun melalui pengukuran mempunyai kemungkinan kecil  untuk  dilakukan.  Hal  ini  dikarenakan membutuhkan  biaya  besar  dan  keahlian mekanikal  dengan  kriteria nuclear  grade dalam  pembuatannya.  Metode  perhitungan menjadi solusi terbaik, dimana dalam penelitian  ini  penentuan  panas  gamma  akan menggabungkan  program  ORIGEN2.1  dan Gamset. ORIGEN2.1 diperlukan untuk menentukan  tingkat  emisi  sinar  gamma peluruhan dengan mempertimbangkan prosedur  aktivasi  selama  4  hari  dari  5  hari waktu  operasi  reaktor  di  CIP  ( Central Irradiation  Position) dan  IP (Irradiation Position) .  Penentuan  panas  gamma  dapat langsung  ditentukan  dengan  menginputkan emisi  sinar  gamma  hasil  perhitungan  pada program  Gamset.  Keakuratan  Gamset  telah teruji  baik  dalam  menghitung  panas  gamma pada  RSG-GAS  yaitu  dalam  penelitian setiyanto  [5],[10],  anis  rohanda  [11]-[12]  dan Husnayani [13].
Tujuan dari makalah ini adalah untuk (i) menghitung gamma  heating selama  operasi RSG-GAS dengan menggunakan teras UMo;
(ii)  membandingkan  hasil gamma  heating teras UMo dengan USi; dan (iii) memperkirakan panas gamma yang dihasilkan  setiap  produk  radioisotop  seperti Lu-177, Ir-192 dan Au-198. Hasil dari makalah ini  akan  memberikan  informasi terkait keamanan  operasi  RSG-GAS  dengan  bahan bakar UMo dan keamanan produksi radioisotopnya.  Hasil  perhitungan  panas gamma  pada  makalah  ini  dapat  divalidasi dengan literatur yang sudah ada.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop
Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)
a.  Sumber gamma dari bahan bakar
Secara harfiah, energi gamma dihasilkan  dari  inti  atom  yang  tidak  stabil karena  memiliki  energi  yang  tidak  sesuai dengan kondisi dasar ( ground state ). Kondisi atom  yang  tidak  stabil  dalam  kerja  reaktor terjadi pada salah satu fenomena pembelahan U-235.  U-235  merupakan  bahan  fisil,  yang dapat  membelah  ketika  menangkap  neutron. Inti  U-235  membelah  menjadi  inti-inti  atom baru  yang  lebih  ringan.  Adapun  persamaan reaksi  dari  peristiwa  tersebut  dapat  dilihat pada persamaan 1 [14].
𝑈 235 + 𝑛 0 1 ⟶   (𝑋 1 + 𝑋 2 ) + (2~3)  𝑛 0 1 +  𝛾 (1)
Berdasarkan  persamaan  1  tersebut, energi  gamma  berkaitan  erat  dengan  U-235, di  mana  U-235  terdapat  pada  bahan  bakar reaktor.  Maka  dapat  diartikan  bahan  bakar menentukan  energi  gamma.  Selain  bahan bakar, komponen dari reaktor mempengaruhi energi  gamma  yang  dihasilkan.  Energi gamma  yang  dihasilkan  pada  setiap  reaktor dan bahan bakar berbeda menghasilkan nilai yang berbeda pula.
Bahan  bakar  uranium  molibdenum (UMo)  merupakan  kandidat  bahan  bakar masa  depan  untuk  reaktor  riset.  Sebagai reaktor  riset,  reaktor  serba  guna  GA siwabessy  atau  RSG-GAS  pun  mempunyai rencana  untuk  melakukan  perubahan  bahan bakarnya.  saat  bahan  bakar  RSG-GAS berasal dari uranium silisida. Adapun konfigurasi RSG-GAS dalam grid 10×10 yang tersusun  oleh  40  elemen  bahan  bakar  (EB) dan  8  elemen  bahan  kendali  (EK)  dan beberapa elemen reflektor berilium (Be) serta beberapa  fasilitas  iradiasi,  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 1[15].
Apabila  reaktor  dioperasikan,  energi gamma  yang  dihasilkan  dari  elemen  bakar RSG-GAS  akan  dijadikan  sumber  gamma. Sumber  gamma  akan  berjalan  melewati struktur  material  dalam  teras  dan  berakhir pada  material  sampel.  Sumber  gamma kemudian  akan  berinteraksi  dengan  material yang  dilewati  dan  sampel.  Adapun  interaksi foton  (gamma)  dengan  material  dapat dirumuskan menggunakan persamaan redaman berikut.
𝐼(𝑥) = 𝐼 𝑜 𝑒 −𝜇∆𝑥 (2)
Intensitas  sumber  gamma  yang  digunakan akan  berkurang  setiap  melewati  struktur material  teras  sampai  menuju  sampel.
Akibatnya, material yang dilewati dan sampel akan  mengalami  kenaikan  suhu.  Peristiwa naiknya suhu pada material teras dan sampel secara  terus  menerus  dinamakan  panas gamma. Panas gamma dapat mempengaruhi kualitas  sampel,  tidak  terkecuali  kualitas radioisotopnya [5].
Gambar 1. Konfigurasi teras RSG-GAS [15].

## b.  Produksi radioisotop
Salah  satu  fasilitas  iradiasi  material  di reaktor riset berfungsi untuk produksi radioisotop.  Fasilitas  iradiasi  untuk  produksi radioisotop  di  RSG-GAS  berjumlah  8  lubang yang berada di posisi irradiation position (IP) dan central irradiation position (CIP). Lubang iradiasi tersebut dapat dilihat pada Gambar 1 dalam grid B6, D6, D7, D9, E4, E6, E7 dan G7 [16].  Desain  kolam  terbuka  RSG-GAS membuat  sampel  radioisotop  dimasukkan  ke dalam  kapsul  iradiasi  sebelum  dilakukan iradiasi.
Kapsul berisi sampel radioisotop kemudian  dimasukkan  ke  dalam  teras/kolam iradiasi.  sehingga  mengakibatkan  sampel tersebut terkena paparan neutron termal dan terjadi  reaksi  penangkapan  neutron  serta pelepasan  energi  gamma.  Reaksi  ini  dapat dikenal  sebagai  reaksi  (n,γ).  Secara  umum sampel  akan  membentuk  radioisotop  setelah terjadi  reaksi  penangkapan  neutron  oleh  inti, kemudian  radioisotop  akan  meluruh  menjadi isotop lainnya akibat proses peluruhan seperti pada  Gambar  2.  Sebagian  besar  produksi radioisotop di dalam reaktor nuklir menggunakan neutron termal sebagai partikel penembak bahan sampel.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Rizkiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)

## Gambar 2.  Skema  produksi  radioisotop  dan peluruhannya menjadi isotop
Berbagai  sampel  telah  ditembakkan neutron di berbagai posisi iradiasi pada RSG- GAS.  Salah  satu  radioisotop  yang  telah diproduksi  dan  manfaatnya  telah  dirasakan dalam  bidang  kehidupan  manusia  seperti  Ir- 192, Au-198, dan Lu-177. Tabel 1 menunjukan bahwa emas alam (Au) tersusun dari  satu  isotop  yaitu  (Au-197)  sehingga
kelimpahannya  100%.  Iridium  alam  (Ir) tersusun  dari  2  buah  isotop  yaitu  Ir-191 dengan kelimpahan 37,3% dan Ir-194 dengan kelimpahan  62,7%.  Lutesium  alam  (Lu) tersusun dari 2 isotop yaitu Lu-175 dan Lu-176 dengan  kelimpahan  97,4%  dan  2,6%. Radioisotop  Ir-192  Ini  banyak  digunakan dalam radioterapi laju dosis rendah (LDR) dan laju  dosis  tinggi  (HDR)  [17]  dengan  energi gammanya  sebesar  316,51  KeV  (82,81  %) dan  468,07  KeV  (47,83%).  Radioisotop  Au- 198 telah digunakan pula pada brachytherapy dalam bentuk gold grain [17] dengan memiliki energi gamma sebesar 412 KeV. Sedangkan radioisotop Lu-177 telah dikembangkan untuk radioimmunotherapy [18] yang memiliki radiasi  dengan  energi  497  keV  (78%)  dan radiasi  dengan energi utama 208 keV (12%)
[19]-[20].
Tabel 1. Komposisi target isotop alam dari emas, iridium, dan lutesium [3]
Unsur Isotop Kelimpahan (100%) Waktu Paruh Tampang Lintang Reaksi Au Au-197 100 2,69 hari 98,6 barn Ir Ir-191 3,73 73,8 hari 930 barn Ir-193 62,7 19,1 jam 111 barn Lu Lu-175 97,4 3,6 jam 16,4 barn Lu-176 2,6 6,73 hari 2090 barn c.  Perhitungan energi gamma menggunakan ORIGEN2.1 Oak Ridge Isotope Generation
(ORIGEN) adalah modul dari paket kode fisika reaktor yang dikembangkan
oleh Laboratorium Nasional Oak Ridge. Computer code (program) ORIGEN2.1 digunakan untuk simulasi siklus bahan bakar nuklir, menghitung  komposisi  nuklida  dan  produksi dan  peluruhan  radioisotop  melalui  reaktor. Hasil  keluaran  ( output) ORIGEN2.1  akan menampilkan kontribusi masing-masing nuklida  individu  secara  detail  terhadap  total keseluruhan  untuk  setiap  percobaan.  Salah satu data output yaitu mengenai spektrum dan intensitas  radiasi  gamma  yang  dipancarkan dari  bahan  bakar  nuklir  yang  diiradiasi  pada kondisi operasi sesuai reaktor tertentu dengan
riwayat iradiasinya. Saat menghitung spektrum  foton  peluruhan,  akumulasi  inti nuklida tertentu diperlukan.
Library yang tercantum dalam ORIGEN2.1  yaitu  peluruhan,  foton  dan tampang lintang. Dalam menentukan spektrum dan intensitas radiasi gamma maka digunakan library peluruhan dan foton. Untuk memudahkan  perhitungan,  energi  foton  di ORIGEN2.1 dibagi menjadi 18 kelompok.
Dalam ORIGEN2.1, menghitung spektrum  dan  intensitas  gamma  dilakukan dengan mengakumulasikan inti nuklida selama  proses  fisi  berlangsung.  jumlah nuklida  Ni  berubah  sebagai  fungsi  waktu dijelaskan  oleh  persamaan  diferensial  biasa orde satu nonhomogen seperti yang ditunjukkan pada persamaan 3 berikut.
𝑑𝑁 𝑖 𝑑𝑡 = ∑ 𝐼 𝑖𝑗 𝜆 𝑗 𝑁 𝑗 + 𝜙 ∑ 𝑓 𝑖𝑘 𝜎 𝑘 𝑁 𝑘 − (𝜆 𝑖 + 𝜙𝜎 𝑖 + 𝑟 𝑖 )𝑁 𝑖 + 𝐹 𝑖 𝑖 = 1 … 𝑁 𝑁 𝑘=1 𝑁 𝑗=1 (3)
N i adalah  konsentrasi  nuklida  ke-I,  N  adalah jumlah  nuklida, 𝐼 𝑖𝑗 adalah  pecahan  dari disintegrasi  radioaktif  oleh  nuklida  lain  yang mengarah  pada  pembentukan  nuklida  i. 𝜆 𝑖 adalah  konstanta  peluruhan  radioaktif, 𝜙 adalah  posisi  dan  energi  rata-rata  fluks neutron, 𝑓 𝑖𝑘 adalah fraksi penyerapan neutron
oleh  nuklida  lain  yang  mengarah  ke pembentukan  nuklida. 𝜎 𝑘 adalah  rata-rata spektrum  serap  neutron  penampang  nuklida k, 𝑟 𝑖 adalah laju pelepasan nuklida i dari sistem dan 𝐹 𝑖 adalah laju umpan nuklida i (Hong, S et al., 2016).  Melalui  perhitungan  nilai  N,  maka ORIGEN2.1 dapat menghitung laju pelepasan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop
Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)
foton  oleh  nuklida  i  dengan  menggunakan kartu  perintah  DEC  melalui  perhitungan menggunakan persamaan 4 sebagai berikut.
𝑃 𝑖 =   𝑔 𝑖 𝜆 𝑖 𝑁 𝑖 (4)
𝑃 𝑖 merupakan laju pelepasan foton dari nuklida  i, 𝑔 𝑖 adalah  foton  yang  terlepas  per peluruhan (dalam ORIGEN2.1  menggunakan library photon )  [21].  Database  ORIGEN2.1 mencakup  tiga  keluarga  nuklida: 130  nuklida tergolong  aktinida  850  nuklida  tergolong fragmen fisi, dan 720 nuklida tergolong produk aktivasi  (tota  1.700  nuklida)  masing-masing dengan  pustaka  yang  berbeda.  Seperti disebutkan sebelumnya, spektrum dan intensitas fluks gamma dari bahan bakar yang diiradiasi  dihitung  pada  18  kelompok  energi dan  kemudian  didefinisikan  sebagai  sumber foton  dalam  Gamset  untuk  penentuan  panas gamma [22].
d.  Perhitungan Panas Gamma Menggunakan Gamset Perhitungan  panas  gamma  di  teras reaktor nuklir dapat dilakukan melalui perhitungan. Pendekatan melalui perhitungan program  komputer  yang  dilengkapi  dengan data material di teras reaktor secara lengkap, baik  jenis  maupun  dimensinya  serta  data karakteristik  yang  terkait  dan  yang  berlaku untuk rentang energi gamma yang ada. Data pendukung yang diperlukan adalah intensitas gamma  untuk  setiap  energi  yang  ada,  atau setidaknya program tersebut harus dilengkapi dengan metode perhitungan spektrum gamma teras reaktor [23].
Perhitungan  panas  gamma  dilakukan dengan  menggunakan  kode  GAMSET.  Kode ini  secara  khusus  dikembangkan  untuk menghitung pemanasan gamma yang disimpan dalam bahan sampel yang diiradiasi di  inti  RSG-GAS.  Dalam  Gamset,  setiap elemen  bahan  bakar  RSG-GAS  dimodelkan sebagai  sumber  gamma  yang  akan  berjalan melalui teras, melewati setiap struktur material dalam teras, dan akhirnya mencapai material sampel.  Adapun  persamaan  panas  gamma yang mendasari program Gamset yaitu [5].
𝑃 = 𝐼(𝐸) . 𝐸 𝛾 . 𝑘                                             (5)
Di  mana 𝑃 (W/g)  panas  gamma  yang tertinggal pada materi/bahan dapat ditentukan dengan  melalui  perkalian  energi gamma  ( 𝐸 𝛾 )
(MeV), faktor konversi (𝑘) (1,6 × 10- 23 W • s / MeV)  dan  intensitas  sinar  gamma (𝐼) (gamma/cm 2 .s).

## METODOLOGI
Prosedur  dalam  penelitian  ini  meliputi beberapa  tahapan  yaitu  penentuan  sumber gamma  RSG-GAS  menggunakan  program ORIGEN2.1,  persiapan  karakteristik  data teras  molibdenum  RSG-GAS,  persiapan karakteristik  sampel  material,  dan  analisis panas gamma menggunakan Gamset.

## a.  Penentuan gamma dengan ORIGEN2.1
Tahap  ini  diawali  dengan  melakukan instal  program  ORIGEN2.1  yang  terdiri  dari ORIGEN2.1exe,  library, input ,  dan output .
Kemudian  dipastikan  keempat  file  tersebut dalam  satu  folder  yang  sama.  Langkah selanjutnya, membuatkan input  dengan memasukan  data  seperti library  reaktor  riset, komposisi bahan bakar uranium molibdenum, komposisi  target,  dan  data  lainnya  yang disesuaikan dengan kondisi operasi RSG-GAS.  Proses  aktivasi  selama  4  hari dengan posisi penelitian CIP [5,3] dan IP [3,3].
Data output ORIGEN2.1  diperoleh  18 grup energi, yang kemudian dibagi menjadi 3 bagian  grup  spektrum  energi  gamma. Spektrum  energi  gamma  yang luas  diringkas menjadi  tiga  kelompok  energi  yaitu 0,1  MeV, 0,5 MeV dan 1,50 MeV. Semua energi gamma di  dalam  berkisar  dari  0  hingga  0,25  MeV diubah  menjadi  0,1  MeV,  sedangkan  semua energi  gamma  dalam  kisaran  antara  0,25 hingga 0,09 MeV dikonversi menjadi 0,5 MeV, dan  di  atas  0,09  MeV  dikonversi  menjadi 1,50  MeV  [5].  Aproksimasi  dilakukan  untuk memasukkan  data  spektrum  energi  gamma pada file masukan Gamset yaitu konstanta.
b.  Persiapan karakteristik data teras UMo Standar  teras  UMo  masih  terus dilakukan  penelitian  pada  RSG-GAS.  oleh karena  itu,  pada  tahap  ini  data  teras  UMo disesuaikan dengan konfigurasi teras RSG-GAS  sebenarnya  seperti  pada  Gambar 1.  Data  teras  berisi  Konfigurasi  teras, koordinat,  posisi  target,  koefisien  gangguan lokal sumber (CPLS), konfigurasi daya teras, dan kode pembagian sumber.
CPLS  atau  koefisien  gangguan  lokal sumber yang digunakan adalah air. Koefisien gangguan lokal dicantumkan untuk mencerminkan  ketidakrataan  daya  sebagai akibat  adanya  bahan-bahan  reflektor.  Daya yang digunakan meliputi 15 MWt dan 30 MWt sehingga  PPF  ( power  peaking  factors). Data karakteristik teras RSG-GAS ini akan dimasukkan ke dalam file utama code Gamset yang dinamakan teras ( COEUR ).
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Rizkiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)

## c.  Persiapan  karakteristik  data  sampel radioisotop
Persiapan  data  sampel/materi  terdiri dari  elemen  bakar,  kapsul  iradiasi,  sampel, dan  lain  sebagainya.  Komposisi  kapsul iradiasi  dapat  dilihat  pada  Gambar  3.  Data karakteristik  material  dalam  proses  produksi radioisotop 177 Lu, 192 Ir, 198 Au ditunjukkan pada Tabel 1. Dalam  produksi  radioisotop,  sampel akan  dimasukkan  kedalam quartz /tabung selama iradiasi [2].
Gambar 3. Komposisi kapsul iradiasi
Susunan  paling  dalam  adalah  kapsul kuarsa untuk sampel dengan diameter dalam 13  mm,  diameter  luar  15  mm,  dan  tinggi  50 mm, mengisi gas He antara kapsul kuarsa dan kapsul  aluminium,  kemudian  mengisi  lapisan luar.  Sebuah  tabung  aluminium  dengan
diameter  dalam  25,4  mm,  diameter  luar  30,4 mm,  dan  tinggi  poros  500  mm  [24].  Data karakteristik  material  dimasukkan  ke  salah satu  file  utama code Gamset  yaitu  Target ( DISPO).
d.  Analisis panas gamma
Ketiga file utama Gamset yaitu konstanta ( CONSTANT) , target (DISPO), dan teras (COEUR) kemudian  akan  di running melalui Gamset (.exe). Data Hasil dari running program  akan  diseleksi  untuk  mendapatkan data panas gamma (W/g). Seleksi data panas pada  sub  bagian  daya  kumulatif  (g/cm)  dan daya tiap satuan massa (W/g). Penggambaran analisis data akan disimulasikan  melalui software Microsoft
Excel dan Origin 2021b.
Panas gamma pada penelitian ini akan dilakukan  validasi  dengan  membandingkan nilai  panas  gamma  maksimum  pada  literatur yaitu  20  W/g  [25].  Validasi  ini  pilihan  terbaik akibat kesulitan dilakukan pengukuran panas gamma  pada  reaktor  RSG-GAS  secara langsung.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Sumber gamma pada RSG-GAS berbahan  bakar  UMo  telah  dihitung  dengan tingkat  daya  15  dan  30  MWt  menggunakan computer code (program) ORIGEN2.1. Berdasarkan  Gambar  4,  spektrum  energi gamma  terdiri  dari photon  spectrum  for activation products, actinides & daughters dan fission products .
Gambar 4. Sumber  gamma  RSG-GAS  untuk  produksi  Radioisotop  pada  tingkat  15  dan  30  MWt dengan sampel Lu, Ir dan Au
0.00E+00 2.00E+16 4.00E+16 6.00E+16 8.00E+16 1.00E+17 1.20E+17 1.40E+17 In te n s it a s s u m b e r g a m m a ( fo to n /d tk ) Energi gamma (MeV) Lu-177 (15 MWt) Ir-192 (15 Mwt) Au-198(15 MWt) Lu-177 (30 MWt)
Ir-192 (30 Mwt) Au-198(30 MWt)
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop
Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)
Ketiga jenis radioisotop yang dihasilkan tidak mengalami  perbedaan  signifikan  pada  daya yang  sama  [12].  Hal  ini  dilihat  jumlah  total spektrum  energi  yang  dihasilkan  sama, namun  pada  daya  yang  berbeda,  data spektrum  gamma  yang  dihasilkan  berbeda- beda  [12].  Data  spektrum  energi  gamma  ini dimasukkan  ke  dalam  masukan  Gamset. Sehingga diperoleh pemanasan gamma pada sampel  dengan  sampel  Ir,  Au,  dan  Lu  yang diiradiasi  di  teras  RSG-GAS  di  posisi  IP  dan CIP untuk bahan bakar UMo yang digunakan.
Pada  Tabel  2 dilihat  USi  memperoleh nilai panas gamma tertinggi sebesar 13,3 W/g. Sedangkan nilai panas gamma tertinggi pada bahan bakar UMo sebesar 8,67 W/g. Hasil ini memberikan  informasi  bahwa  nilai  panas gamma  yang  dihasilkan  dari  bahan  bakar
UMo  lebih  rendah  dibandingkan  USi.  Hal  ini sangat menguntungkan, karena panas gamma yang lebih rendah akan memudahkan penanganan  kapasitas  pendinginan  yang diperlukan  dan  lebih  aman  terkait  titik pendidihan bagi  material  sampel.  Sementara itu, Berdasarkan densitasnya, UMo menghasilkan panas gamma yang menghasilkan  pengaruh  berbanding  terbalik. Yaitu,  semakin  tinggi  densitas  uranium, semakin rendah panas gamma yang dihasilkan. Densitas uranium yang tinggi akan memperpanjang  umur  operasi  di  setiap siklusnya.  Dengan  demikian,  penggunaan bahan  bakar  UMo  dengan  densitas  yang tinggi  akan  menguntungkan  dari  berbagai aspek  keselamatan  operasi  reaktor  dan sampel iradiasinya.
Tabel 2. Panas gamma pada berbagai bahan bakar hasil simulasi pada daya 30 MWt
Tipe Bahan Bakar Panas Gamma (W/g) Perubahan suhu ( o C) Au Ir Lu Au Ir Lu U 3 Si 2 9,27 10,5 13,3 73,571 82,031 88,667 UMo-300 5,85 7,12 8,69 46,429 55,625 57,933 UMo-390 5,64 6,92 8,44 44,762 54,063 56,267 UMo-450 5,37 6,67 8,14 42,619 52,109 54,267 UMo-550 5,13 6,44 7,86 40,714 50,313 52,400 UMo-700 4,85 6,18 7,54 38,492 48,281 50,267
Perubahan  suhu  pada  material  bahan selama  proses  produksi  radioisotop  dapat dipengaruhi  oleh  perubahan  panas  gamma pada material tersebut. Tabel 2 menunjukkan perubahan suhu pada material sampel dalam produksi  radioisotop  Au-198,  Ir-192,  dan Lu-177  dengan  perhitungan  analitik  yang bergantung pada nilai kalor jenis bahan. Kalor jenis  bahan  emas  sebesar  126  J/kg o C,  kalor jenis  bahan  iridium  sebesar  128  J/kg o C,  dan kalor jenis bahan lutesium sebesar 150 J/kg o C[3].
Pada  proses  produksi  radioisotop, RSG-GAS  mempunyai  dua  pilihan  utama untuk menggunakan daya termal yaitu 15 dan 30  MWt.  Untuk  itu,  kajian  pengaruh  panas
gamma  dengan daya  termal  yang  digunakan untuk  mendukung  informasi  keselamatan panas  gamma  produksi  radioisotop  ini  telah disusun  pada  Tabel  3.  Hal  ini  juga  sesuai dengan  penelitian  Rohanda  A. et  al., (2020) dan Alqahtani et al ., (2020) [26].  Berdasarkan Tabel  3 , didapatkan  daya  termal  dengan panas  gamma  yang  dihasilkan  memiliki pengaruh  berbanding  lurus.  Nilai  panas gamma  tertinggi  didapatkan  dari  ketiga radioisotop tersebut yaitu pada daya termal 30 MWt.  Pada  nilai  panas  gamma  tertinggi  ini tidak  ada  yang  melebihi  nilai  maksimum panas  gamma  yang  ada  pada  literatur  lain yang mencapai < 20 W/g [25].
Tabel 3. Pengaruh perbedaan daya termal dengan panas gamma UMo-700 yang dihasilkan
Daya (MWt) Jenis Radioisotop Sumber pemanasan gamma (W/g) Gamma dari teras Auto iradiasi Neutron cepat Total 15 Au 1,40 1,18 0,00155 2,58 Ir 0,57 3,32 0,00155 3,91 Lu 0,70 3,94 0,00299 4,64 30 Au 2,23 1,18 0,00155 4,11 Ir 2,14 3,32 0,00155 5,46 Lu 2,63 3,94 0,00155 6,58
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Rizkiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)
Tabel  3  memperlihatkan  sumber  panas gamma  yang  terdiri  dari  gamma  dari  teras, auto radiasi, dan neutron cepat. Gamma dari teras  memiliki  nilai  yang  berubah-ubah secara  signifikan  pada  setiap  sampel  dan daya  reaktor.  Sedangkan  auto  iradiasi  dan neutron  cepat  tidak  mengalami  perubahan secara signifikan [13].
Hasil  panas  gamma  inti  UMo  pada posisi iradiasi yang berbeda dapat diilustrasikan  melalui  diagram  yang  terlihat pada Gambar 5. Sampel yang diiradiasi pada posisi  IP    memiliki  jumlah  pemanasan gamma  yang  lebih  tinggi  dibandingkan dengan  posisi  CIP.  Hal  ini  dapat  dijelaskan bahwa  posisi  IP  dikelilingi  oleh  grid  elemen bahan  bakar  ke  segala  arah  sedangkan posisi  CIP  hanya  dikelilingi  elemen  bahan bakar  dari  sebelah  kiri  dan  atas  sebagai kontributor  panas  gamma  eksternal.  Artinya radiasi  gamma  yang  memberikan  kontribusi paling besar terhadap pembangkitan pemanasan  gamma  berasal  dari  struktur elemen  bahan  bakar  yang  paling  dekat dengan  posisi  material  sampel,  sedangkan radiasi  gamma  lainnya  yang  berasal  dari jarak  yang  cukup  jauh  dari  posisi  material sampel  telah  dilemahkan  sesuai  dengan jaraknya dan struktur teras yang dilewati [13].
Gambar 5.  Panas  gamma  UMo-700  pada posisi CIP dan IP.

## KESIMPULAN
Berdasarkan  penelitian  yang  sudah dilakukan, hasil panas gamma oleh deposisi energi  gamma  teras  UMo  dalam  produksi radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198 dapat dikategorikan aman. Ambang batas maksimum  (umumnya  20  W/g)  dari  kajian panas masih terlalu jauh dari panas gamma yang  dihasilkan  dalam  simulasi  ini.  Bahan bakar UMo memiliki panas gamma yang lebih
rendah dibandingkan bahan bakar USi untuk melengkapi  keunggulan  sebagai  kandidat bahan  bakar  reaktor  di  masa  depan. Kenaikan daya reaktor berpengaruh langsung  pada  panas  gamma.  Semakin tinggi daya reaktor semakin tinggi nilai panas gamma.  Panas  gamma  pada  lokasi  iradiasi IP  memiliki  nilai  lebih  tinggi  dibandingkan dengan  lokasi  iradiasi  CIP.  Hal  ini  karena lokasi  iradiasi  dipengaruhi  oleh  pembagian sumber  gamma  pada  teras  RGS-GAS. Panas  gamma  pada  produksi  radioisotop Lu-177 memiliki nilai lebih tinggi dibandingkan  dengan  produksi  Ir-192  dan Au-198. Panas gamma selain ditentukan oleh nomor  atom  sampel,  juga  dipengaruhi  oleh koefisien massa.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Terima  kasih  kepada  Universitas Jenderal  Soedirman,  Fakultas  Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Jurusan Fisika dan  pihak  Direktorat  Pengelola  Fasilitas Ketenaganukliran (DPFK) atau ex-PRSG dan juga  pihak  PRTRN  ORTN  BRIN  yang  telah membantu  selama  kegiatan  pengambilan data dan penelitian berlangsung.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  G.  Widodo, “Studi  pemungutan  serbuk UMo dari gagalan PEB dispersi UMo/Al menggunakan teknik e lektrolisis,” 2016.
ISSN 08545561.
[2]  International  Atomic  Energy  Agency IAEA. Tech. Rep. IAEA-TECDOC-1340, 2003.
[3]  R.  Awaludin, “Perhitungan  pembuatan Emas-192,  Iridium-192  dan  Lutesium- 177  dengan  aktivasi  neutron  untuk partikel nano r adioaktif,” p.10, 2008.
[4]  M.A.  Soliman,  N.M.A  Mohamed,  K. Takamiya,  S.  Sekimoto,  M  Inagaki,  Y. Oki, dan T Ohsuki, “Estimation of 47Sc and 177Lu  production  rates  from their natural  targets  in Kyoto  University Research
Reactor,”
Journal of
Radioanalytical and Nuclear Chemistry,
2020. https://doi.org/10.1007/s10967- 020-07156-y
[5] Setiyanto,  “Puissance  deposee  par  les rayonnement  gamma  dans  Ie  reacteur Siloe  Measure  par  le  calorimetrie  et calcul  par  le  code  Gamset,” Doctoral Dissertation  in  ENSPG-INPG  Franc ,
1991.
0 1 2 3 4 5 Au Ir Lu 2,58 3,91 4,64 2,78 4,09 4,87 CIP IP
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop
Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)
[6]  M.  Lemaire,  V.  Gaudard,  R.  Carette, “For  a  better  estimation  of  gamma heating  in  experimental  reactors  and devices:  Stakes  and  work  plan  from calculation methods to nuclear data”, in
Proceedings  of  2013  3rd  International Conference on Advancements in Nuclear  Instrumentation  Measurement Methods and Their Applications (ANIMMA)  Aix Marseille,  23 –27  June 2013.https://doi.org/10.1109/ANIMMA.2 013.6727890.
[7]  C.  Heysel,  A.  Amstrong,  J.  Bennett,  J. Werger,  E.  Naperstkow,  Z.  Pasuta, “Customized irradiation sites for medical isotope production,” Can. Nucl. Soc . 50, 2018.
[8]  T.  Noh,  B.G.  Park,  M.  S.  Kim, “Estimation  of  nuclear  heating  by delayed  gamma  rays  from  radioactive structural materials of HANARO ,” Nuclear  Engineering  and  Technology 50,  pp.  446 –452,  2018.  https://doi.org/ 10.1016/j.net.2018.01.010
[9]  J. Klein, et. al., "AMMON: An experimental  program  in  the  EOLE critical  facility  for  the  validation  of  the JHR  Neutron  and  Photon  HORUS3D calculation scheme", 13, 2009.
[10]  S.  Setiyanto,  T.  Surbakti, “Analysis  of gamma  heating  at  Triga  Mark  Reactor core Bandung using plate type f uel,” Tri Dasa Mega 18, p. 127,  2016. https://doi.org/10.17146/tdm.2016.18.3. 3004
[11]  A.  Rohanda,  A.  Waris,  R.  Kurniadi,  S. Bakhri,  Pardi,  D.  Haryanto, “Validation and  improvement  of  gamma  heating calculation  methods  for  the  G.A. Si wabessy multipurpose reactor,” Nuclear  Science  and  Techniques, vol.
31, no.11, p. 112,
2020. doi: 10.1007/s41365-020-00824-
4
[12]  A.  Rohanda,  A.  Waris,  Kiswanta,  I. Husnayani,  “Gamma  heat  analysis  in various  power  levels  of  RSG  G.A. Siwabessy  silicide  core,” .Journal  of Physics:  Conference  Series ,  1493. ISSN 1742-6588, 2020.https://doi.org/10.1088/ 1742-
6596/1493/1/012028
[13]  I.  Husnayani,  M.B.  Setiawan,  P.M. Udiyani,  S.  Kuntjoro,  "Evaluation  of nuclear  heating  in  sample  materials irradiated in RSG – GAS core,” 020011, 2019.https://doi.org/10.1063/1.5135520
[14]  A.  H.  Compton, " A  Quantum  theory  of the  scattering  of  x-rays  by  light elements ," The  Physical  Review ,  Vol. 21, No. 5, 1923.
[15]  E. P. Hastuti, I. Kuntoro, Suwoto, Syarip, P.  Basuki,  T.  Surbakti,  G.R.  Sunaryo, Sudarmono, “Map  of  radioisotope p roduction,” Tri Dasa Mega 23, p. 105, 2021.https://doi.org/10.17146/tdm.2021 .23.3.6288.
[16]  Y.  E.  Yulianto,  M.  Imron,  "Manajemen Pengoperasian  Reaktor  RSG-GAS," 2013.
[17]  K.  Morita., " Manual  for  therapy  using sealed  sources " , Aichi  cancer  center , Nagoya, 1989.
[18]  A.V.  Rao,  G.  Akabani,  D.  A.  Rizzieri, “Radioimmunotherapy for NonHodgkin's  Lymphoma,” Clin  Med Res , 3 (3), pp. 157-65, 2005.
[19]  A. B. Samani, A. Anvari, A.R. Jalilian, S. Arani, H. Yousefnia, M.R. Aghamiri, M. G. Maragheh,  “Production,  quality control  and  pharmacokinetic  studies  of 177Lu-EDTMP  for  human  bone  pain palliation  therapy  t rials,” US  National Library of Medicine National Institutes of Health ,  vol.  11,  no.1,  pp.  137 –144, 2012.
[20]  F.  F.  Knapp  Jr,  K.  R.  Ambrose,  A.  L. Beets,  H.  Luo,  D.  W.  McPherson,  S. Mirzadeh, “Nuclear  medicine  program progress  report  for  quarter  ending September  30,  1995, ” (No.  ORNL/TM- 13107). Oak  Ridge  National  Lab ., United States, 1995.
[21]  L.  P.  Hong,  and  T.  M.  Sembiring, “Development  of  new  ORIGEN2  data library  sets  for  research  reactors  with light water cooled oxide and silicide LEU (20  w/o)  fuels  based  on  JENDL-3.3 nuclear data,” Nuclear Engineering and Design 262, pp.52 – 62, 2013.
[22] S.  Bagheri,  H.  Khalafi,  F.  Faghihi,  A. Ezzati, M. Keyvani, H. Ghods, “Gamma dose  rate  determination  of  TRR irradiated fuel assemblies,” Progress  in Nuclear Energy , 142, 103950, 2021.
[23]  Y.  K.  Lee,  J.C.  David,  H.  Carcreff, “A gamma heating
calculation methodology for research reactor application," in 5th International Topical Meeting  on  Research  Reactor  Fuel
Management ENS RRFM 2001
Transactions ,  Oral  presentations  and posters,  European  Nuclear  Society Aachen Germany, p. 215, 2001.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Rizkiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)
[24]  S. Susanto, F. Susanti, “Kajian penambahan  dummy  aluminum  pada posisi  iradiasi  sentral  (Cip)  terhadap parameter  neutronik  reaktor  RSG- GAS ,”  Reaktor  Buletin  Pengelolaan Reaktor Nuklir , vol.16, no.1 p. 40, 2019. https://doi.org/10.17146/bprn.2019.16.1 .5426.
[25] A. Gruel , K. Ambrožiˇc, C. Destouches ,V. Radulovi´c , A. Sardet, and L. Snoj, “Gamma  heating  and  gamma  flux
measurement in the JSI TRIGA reactor :result and prospects,” IEEE
Transactions  On  Nuclear  Science ,  vol.
67, no. 4, 2020.
[26]  M.  Alqahtan i,  “On-line  measurement and  simulation  of  the  in-core  gamma energy  deposition  in  the  McMaster nuclear  reactor,” Nuclear  Engineering and Technology , p. S1738573321004630, 2021. https://doi. org/10.1016/j.net.2021.07.040
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 2 Tahun 2022) 101 – 112
Estimasi Panas Gamma pada Produksi Radioisotop
Lu-177, Ir-192, dan Au-198 di Teras Molibdenum RSG-GAS
(Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif)

## HALAMAN INI DIBIARKAN KOSONG