ANALISIS NEUTRONIK  KEKRITISAN TERAS REAKTOR NUSCALE BERBAHAN BAKAR 𝐔𝐎 𝟐

## DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE OPENMC
Canti Dwi Putri * , Fiber Monado,  Menik Ariani Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sriwijaya, Jl. Raya Palembang-Prabumulih Km.32, Ogan Ilir,30862, Indonesia
a e-mail: cantidwiputri.13@gmail.com

## ABSTRAK
Penelitian ini menganalisis desain  reaktor nuscale yang bertujuan untuk menentukan tingkat kekritisannya  dengan  memodelkan bentuk pin  sel,  assembly,  dan    teras,  dengan  bahan  bakar  nuklir  berupa  uranium  dioksida  yangdivariasikan  dengan  mengubah  persentase kandungan uranium-235 sebanyak 1% hingga 7%.Perangkat lunak yang digunakan adalah kode program OpenMC yang berbasis metode monte carlo. Penelitian ini dilakukan untuk mendapatkan desain reaktor nuklir serta perhitungan faktor multiplikasi efektif, laju reaksi fisi, dan distribusi fluks neutron selama 2 tahun proses pembakaran (Burn-up). Hasil perhitungan yang di dapat untuk faktor multiplikasi efektif dan laju reaksi menyatakan bahwa semakin besar  persentase pengayaan pada uranium-235 maka akan semakin besar pula nilai yang dihasilkan pada kedua parameter. Sedangkan distribusi fluks neutron menghasilkan nilai terbesar terdapat pada wilayah tengah atau pusat bahan bakar serta dilihat dari nilai rata-rata yang dihasilkan, dan nilai terkecil berada pada wilayah tepi sel. Dengan dilakukannya analisis pada reaktor nuscale ini yang nantinya dapat digunakan sebagai acuan dalam penyusunan teras reaktor yang aman dan efisien.
Kata Kunci: Burn-up; Faktor multiplikasi efektif; Laju reaksi fisi; Distribusi fluks neutron; OpenMC.

## ABSTRACT
[Title:  Neutronic  Analysis  of  the  criticality  level  of  the  nuscale  reactor  core  with 𝑼𝑶 𝟐 fuel  using  the    openMC software ] This study analyzed the design of the NuScale reactor, which aims to determine the level of criticality by modeling the shape of the  cell  pin,  assembly,  and  core  with  nuclear  fuel  in  the  form  of  uranium  dioxide,  which  will  be  varied  by  changing  the  percentage  of uranium-235 content as much as 0% to 7% by using monte carlo methods in OpenMC program code. This study was conducted to obtain the  design  of  nuclear  reactors  as  well  as  the  calculation  of  the  effective  multiplication  factor,  fission  reaction  rate,  and  neutron  flux distribution  for  two  years  of  the  combustion  process  (Burn-up).  The  result  of  the  calculation  for  the  effective  multiplication  factor  and reaction rate states that the greater the percentage of enrichment in uranium-235, the greater the value of the resulting in both parameters. While the distribution of neutron flux produces the most significant value in the middle region or center of the fuel and is seen from the average value produced, and the smallest value is at the edge of the cell. The analysis of this NuScale reactor can later be used as a reference in preparing a safe and efficient reactor core.
Keywords: Burn-up; Effective multiplication factor; Fission reaction rate; Neutron flux distribution; OpenMC.

## PENDAHULUAN
Kemajuan  ilmu  pengetahuan  dan  teknologi di Indonesia sekarang ini sangat pesat termasuk juga kemajuan  dalam  bidang  teknologi  reaktor  nuklir. Indonesia  adalah  salah  satu  negara  yang  memiliki potensi  sumber  daya  alam  yang  sangat  melimpah. Kebutuhan manusia akan energi listrik semakin hari semakin  meningkat,  sedangkan  sumber  daya  alam semakin hari semakin berkurang dan menipis. Oleh karena  itu  dibutuhkan  sumber  daya  baru  yang mampu  memenuhi  kebutuhan  manusia  akan  energi listrik.  Salah  satu  sumber  daya  baru  yang  bisa dimanfaatkan  adalah  energi    nuklir.  Pembangkit Listrik  Tenaga  Nuklir  (PLTN)  adalah  salah  satu
pembangkit listrik yang mampu menghasilkan listrik dengan daya yang besar dan ekonomis (Herawati dan Sudagung., 2020).
Reaktor  nuklir  mampu  menghasilkan  energi nuklir  yang  memiliki  keuntungan  nyata,  yaitu pencemaran  lingkungan  yang  terjadi  lebih  sedikit dibandingkan  dengan  pembangkit  listrik  tenaga konvensional,  dan  memiliki  tingkat  keamanan  yang baik,  serta  lebih  ekonomis  (Suhariyono,2006). Reaktor  nuklir  bekerja  dengan  cara  yang  sama seperti  pembangkit  listrik  konvensional,  tetapi  juga memiliki  sedikit  perbedaan.  Perbedaan  ini  terdapat pada sumber energi dan bahan bakar yang digunakan untuk membangkitkan tenaga listrik. Sumber energi
pembangkit  listrik  konvesional  pada  umumnya melalui  proses  pembakaran  bahan  bakar  mineral secara  kimia,  sedangkan  energi  pada  reaktor  nuklir berasal  dari    reaksi  fisi  dan  bahan  bakar  yang digunakan  berupa  bahan  bakar  fisil  (Novalianda dkk., 2016).
Reaksi  fisi  banyak  ditemui  pada  reaktor nuklir, salah satu reaktor nuklirnya adalah Pressurised water  reactor (PWR)  dan Small  modular  reaktor (SMR). Pressurised  water  reactor adalah  jenis  reaktor nuklir  yang  menggunakan  pendingin  berupa  air dengan  dua  sistem  pendingin  (Effendi  dkk.,2018). Small  modular  reactor salah  satu  teknologi  reaktor nuklir  yang  berkembang  dan  memiliki  ukuran  yang lebih  kecil  dan  tingkat  keamanan  yang  baik (Darmawan.,2021).
PLTN  dengan  jenis pressuried  water  reactor salah  satunya  adalah  reaktor  nuscale  yang  termasuk kedalam  generasi  3+.Reaktor  nuscale  dioperasikan oleh  dapertemen  energi  Amerika  Serikat.  Reaktor nuscale  adalah    reaktor  integral  yang  didesain  oleh Nuscale Power Inc. Bahan  bakar  yang  digunakan  pada reaktor  nuscale    berupa UO ( dengan  pengkayaan <4,95% serta dengan sistem pendingin menggunakan  sirkulasi  alamiah,  sehingga    tidak memerlukan pompa (Suwoto dkk., 2020). PWR atau reaktor  air  bertekanan  dibuatoleh westinghouse bettis atomic  power  laboratory yang  tujuan  awalnya  untuk keperluan  militer  Amerika  Serikat.  Reaktor  air bertekanan  ini  salah  satu  reaktor  daya  yang  sering digunakan  di  dunia  dengan  angka  hampir  sekitar 63%  (Subkhi  dkk.,2015).Reaktor  air  bertekanan telah  masuk  kedalam  data  base  PRIS.  Selama  50 tahun mengumpulkan data kinerja tenaga nuklir dan spesifikasi  reaktor,  PRIS  telah  menjadi  database internasional  terkemuka  tentang  reaktortenaga nuklir.PRIS  adalah  sumber  data  tenaga  nuklir  yang unik  dengan  informasi  lengkap  tentang  reaktor tenaga  nuklir.  Datanya  disediakan  langsung  dari petugas  penghubung  nasional  yang  ditunjuk  secara resmi  dan  penyedia  data  di  lokasi  reaktor  tenaga nuklir  di  Negara  Anggota  IAEA.  Itu  menjadikan PRIS  satu-satunya  database  tenaga  nuklir  yang komprehensif dan berwibawa di dunia (IAEA.,2020) Reaksi Fisi adalah reaksi yang terjadi akibat proses pembelahan  inti atom yang berat bertabrakan dengan  atom  lainnya  atau  neutron  sehingga menghasilkan  energi,  inti  atom  yang  lebih  ringan, neutron tambahan, dan menghasilkan proton dalam bentuk sinar gamma (Setiyo dan Munir, 2010).Teras reaktor  nuklir  adalah  tempat  terjadinya  proses pembakaran  bahan  bakar  nuklir  pada  reaktor  yang
berasal  dari  ratusan assembly.  Assembly terdiri  dari banyak  sel  bahan  bakar  ( fuel  cell )  yang  merupakan bagian  yang  terkecil  di  dalam  teras  reaktor (Novalianda.,2019).
Bahan  bakar  nuklir    terbagi  menjadi  dua macam antara lain, bahan bakar fisil dan bahan bakar fertil.  Bahan  bakar    dengan  jenisfisil  merupakan atom  atau  partikel  unsur  yang  dapat  membelah dengan  mudah  sehingga  mampu  dalam  mengambil neutron,  sedangkan  bahan  bakar  fertil  adalah  atom atau  partikel    unsur  yang  tidak  mampu  membelah akan tetapi dapat digunakan sebagai bahan bakar fisil dengan proses reaksi penangkapan neutron(Novalinda.,2019).
Burn-up atau fraksi bakar dapat didefinisikan sebagai hasil pembakaran yang diperoleh dari jumlah energi  yang  dilepaskan  perunit  massa  pada  bahan bakar.  Selama  proses burn-up nilai  densitas  pada atom  akan  berubah  sesuai  dengan  lamanya  waktu burn-up (Novalianda,2019).  Perhitungan burn-up dapat digunakan untuk menganalisis penyusutan dan produksi  isotop  sebagai  fungsi  dari  waktu.  Analisis terjadinya  penyusutan  pada  bahan  bakar  di  dalam reaktor  melibatkan  setidaknya  15-24  buah  nuklida serta 25-50 hasil reaksi fisi ( fision product ) (Dian dan Handayani.,2010).
Faktor  Multiplikasi  adalah  parameter  yang digunakan untuk menunjukkan tingkat populasi dari neutron di dalam teras reaktor nuklir.Neutron yang diberikan dalam reaksi fisi akan menyebar di sekitar reaktor,  dan  akan  menghasilkan  generasi  baru neutron  fisi  (Duderstand  dan  Hamilton.,  1976). Faktor mutltiplikasi terbagi menjadi dua yaitu, yang pertama faktor multiplikasi tak hingga ( 𝑘 *+, ) adalah perubahan jumlah neutron dalam teras reaktor yang dianggap tak berhingga dan tidak memperhitungkan kebocoran  pada  teras  reaktor.  Dan  yang  kedua faktor  multiplikasi  efektif (𝑘 .,, ) adalah  perubahan jumlah  neutron  di  dalam  teras  reaktor    dan memperhitungkan kebocoran neutron di dalam teras reaktor secara berhingga(Ricahrdina dkk.,2015). Nuscale  merupakan  reaktor  yang  terdiri dari  12  modul  yang  independen,  masing-masing mampu menghasilkan daya listrik sebesar 45 MWe. Setiap  modul  pada  reaktor  nuscale  beroperasi  pada kondisi  aliran  primer  sirkulasi  alami.  Dalam  desain reaktor nuscale terdapat beberapa komponen, yaitu bejana  tekan  reaktor  yang  terintegrasi  yang didalamnya  berisikan  teras  reaktor,  generator  uap yang  berbentuk  silinder,  dan  terdapat  pressurizer (Medina dan  Francois,2021).
Metode monte carlo adalah salah satu metode perhitungan  dengan  tujuan  mengatasi  permasalahan yang sulit, dengan cara melakukan simulasi di setiap
pristiwa  probabilistik  tunggal  yang  timbul  secara berurutan.Metode ini memerlukan waktu perulangan yang banyak untuk keseluruhan pristiwa
yang  akan  disimulasikan  dapat  digambarkan  dengan baik  dan  utuh,  sehingga  metode  ini  memerlukan waktu proses
komputasi
lebih
lama (Shafi,2013).OpenMC  adalah  kode  transportasi partikel monte carlo yang relatif lebih mudah, kode ini  telah  dikembangkan  pada  tahun  2011  dan pertama  kali  dirilis  kepublik  pada  bulan  desember 2012.  OpenMC  menggunakan  teknik  yang  dikenal dengan  model  geometri  padat  konstruktif  (CSG) untuk  membangun  dalam  bentuk-bentuk  tiga dimensi yang kompleks (Romano dkk.,2015).
Pada  penelitian  ini    melakukan  analisis neutronik  pada  teras  reaktor  nuscale  untuk mengetahui  tingkat  kekritisan  dari  bahan  bakar nuklir  yang  digunakan.  Dalam  melakukan  analisis teras  reaktor  nuklir  diperlukan  simulasi,  salah  satu simulasi yang digunakan dalam penelitian ini adalah simulasi  monte  carlo  berbasis  perangkat  lunak openMC.

## METODE
Penelitian ini bertempatdi
LaboratoriumElektronika  Jurusan  Fisika,  Fakultas Matematika  dan  Ilmu  Pengetahuan  Alam, Universitas  Sriwijaya.  Alat  dan  bahan  yang digunakan  terbagi  menjadi  dua  yaitu,  yang  pertama perangkat  keras  ( hardware) berupa personal  computer (PC)  berbasis  sistem  operasi  linux  Ubuntu  20.04 LTS  yang  berfungsi  sebagai  media  dalam menjalankan  perangkat  lunak.  Dan  yang  kedua perangkat  lunak  ( software )  yang  terdiri  dari    paket program  openMC  dengan  pustaka  ENDF/B.VII.1 yang  berfungsi    untuk  melakukan  simulasi  analisis neutronik  tingkat  kekritisan  reaktor  nuscale,  dan jupyter  notebook  dengan  bahasa  pemrograman python3  yang  berfungsi  menghasilkan  file  XML sebagai  masukkan  dari  openMC.  Penelitian  ini digambarkan pada diagaram alir berikut:
Gambar 1. Diagram Alir Pemrograman Perhitungan Teras reaktor nuscale akan disimulasikan dengan menggunakan perangkat lunak ( software )  OpenMC.  Dengan  spesifikasi  sebagai berikut:
Tabel 1 .Spesfisikasi Bahan Bakar Reaktor Nuscale (Medina dan Francois, 2021).
Parameter Deskripsi Geometri Bahan Bakar Pin Bahan Bakar Uranium Dioksida (UO ( ) Daya Termal 160 MWth Daya Pembangkit Listrik 45 MWe Efisiensi Pembangkit Listrik >30.0% Kelongsong Zirconium Alloy-4 (Zircolay-4) Elemen Bahan Bakar 17 x 17 Ketinggian inti 2.0 m Diameter Luar 2.83 m Tinggi Vesell 20.0 m Geometri Kisi Square Array Pengayaan <4.95% Pengisian Bahan Bakar 24 Bulan
Menentukan spesifikasi bahan bakar, kelongsong, dan bahan pendingin.
A
Mendesain bentuk reaktor nuscale (Pin, Assembly, dan Teras)
Menjalankan program OpenMC Perhitungan sel bahan bakar dan proses Burn- up Pengambilan Data Selesai
Mulai A Input Data
Penelitian  ini  mencari  parameter  survei yang terbagi menjadi tiga jenis yaitu, pertama Faktor multiplikasi  efektif (𝑘 .,, ) merupakan  konstanta yang  menunjukkan  jumlah  neutron  yang  berada  di dalam suatu generasi terhadap jumlah neutron yang hilang  pada  generasi  selanjutnya.Kedua  Laju  reaksi merupakan  jumlah  reaksi  fisi  yang  terjadi  di  dalam teras reaktor per detik.Dan yang terakhir Distribusi fluks  neutron  merupakan  jumlah  neutron  yang melalui luasan pada satu meter persegi per detik.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Desain Model Pin cell Desain reaktor nuscale model pincell dengan menggunakan software OpenMC.
Gambar 2 . Desain Model Pincell
Dari  gambar2  dapat  dilihat  bahwa  bentuk  pin cell  memiliki  komposisi  materialbahan  bakar  ( fuel ) berupa  uranium  dioksida (UO ( ) yang  ditandai warna kuning,kemudiandibungkus dengan kelongsong  berupa  zirkonium  alloy-4  (Zircolay-4) yang  ditandai  warna  ungu,  dan  komposisi  terakhir yang  mengelilingi  bahan  bakar  dan  kelongsong berupa air ringan sebagai bahan pendingin.

## Desain Model Assembly
Desain model assembly dari reaktor nuscale dengan menggunakan software OpenMC.
Gambar 3. Desain Assembly Nuscale
Penelitian ini mencari parameter survei yang terbagi menjadi tiga jenis yaitu, pertama Faktor multiplikasi
efektif (𝑘 .,, ) merupakan  konstanta  yang menunjukkan jumlah neutron yang berada di dalam suatu generasi terhadap jumlah neutron yang hilang pada  generasi  selanjutnya.  Kedua  Laju  reaksi merupakan  jumlah  reaksi  fisi  yang  terjadi  di  dalam teras reaktor per detik. Dan yang terakhir Distribusi fluks  neutron  merupakan  jumlah  neutron  yang melalui luasan pada satu meter persegi per detik.

## Desain Model Teras
Desain  model  teras  ( core )  reaktor  nuscale  dengan menggunakan software OpenMC
Gambar 4 Desain Teras Tampak Atas
Gambar 5 Desain Teras Tampak Samping
Dari gambar 4  dan 5 menunjukkan desain dari sisi atas dan samping yang berbentuk lingkaran dan  persegi  dengan  warna  merah  dan  orange  yang merata  menunjukkan  bahan  bakar  murni (UO ( ) , warna  ungu,  merah  muda,  dan  biru  tua menunjukkan  bahan  bakar  yang  dicampur  dengan gadolinium (Gd ( O 2 ).  Warna  abu-abu  tipis menunjukkan kelongsong berupa Zirconium Alloy-4 (Zircolay-4),  warna  putih  yang  tipis  menunjukkan gap  berupa  helium,  dan  yang  terakhir  warna  biru muda  menunjukkan  bahan  pendingin  berupa  air ringan.

## Faktor Multiplikasi Efektif (Keff)
Gambar 6 Faktor Multiplikasi Efektif Variasi
Pengayaan 0% Hingga 7%
Gambar 7 Nilai Faktor Multiplikasi Efektif Bulan ke-24 Variasi Pengayaan 0% Hingga 7%
Dari  Gambar  6  dan  7  dapat  diketahui bahwa nilai faktor multiplikasi efektif (k 455 ) reaktor nuscale  dengan  bahan  bakar  berupa  uranium dioksida (UO ( ) berbanding  lurus  dengan  lamanya waktu  pembakaran  bahan  bakar  ( burn-up). Ketika proses burn-up sebagian  dari  uranium-238  yang terdapat didalam kompoisi uranium dioksida (UO ( ) sebagai  bahan  bakar  utama  yang  bersifat  fertil berubah menjadi unsur lain yang bersifat fisil.

## Laju Reaksi
Gambar 8 Laju Reaksi dengan variasi pengayaan 0% hingga 7%
Dari  Gambar  8  laju  reaksi  mengalami penurunan  seiring  dengan  bertambahnya  waktu selama  masa  operasi  pembakaran.  Penurunan  ini disebabkan  bahan  bakar  yang  digunakan  mengalami penyusutan  sehingga  reaksi  fisi  yang  terjadi
berkurang dan populasi neutron semakin lama akan semakin berkurang pula.
Grafik  laju  reaksi  tanpa  pengayaan berbanding  lurus  dengan    kenaikan  pengayaan  pada bahan  bakar.  Hal  ini  disebabkan  hanya  terdapat bahan  bakar  fisil  uranium-235  tanpa  penambahan bahan  fisil  lainnya  dan  terdapat  uranium-238  yang termasuk  bahan  bakar  fertil  yang  ketika  ditumbuk oleh  neutron  akan  mengalam  reaksi    penangkapan neutron.

## Distribusi Fluks Neutron
Gambar 9 Distribusi Fluks Variasi Pengayaan 0%
Hingga 7%
Tabel 2 Nilai Rata-rata Distribusi Fluks Variasi Pengayaan 0% Hingga 7% Pengayaan (%) Nilai Rata-rata Distribusi Fluks (n/ 𝐜𝐦 𝟐 𝐬) 0 0,039965 1 0,038589 2 0,038369 3 0,037615 4 0,038321 5 0,040213 6 0,040129 7 0,035385
Distribusi  fluks  yang  dihasilkan  dari  variasi pengayaan  berbentuk  lingkaran  dengan  banyak spektrum  warna  yang  dihasilkan.Warna-warna tersebut  menunjukan  sebaran  neutron.  Warna merah    menunjukkan  banyaknya  sebaran  neutron yang  terjadi  dalam  wilayah  pusat.  Warna  orange menunjukkan sebaran neutron yang bergerak kearah luar dan menjauhi pusat. Serta yang terakhir warna biru  menunjukkan  sebaran  neutron  yang  terjadi semakin  sedikit.  Hal  ini  disebakan  karena  adanya kebocoran  neutron  yang  keluar  dari  sistem    dan serapan  material  diluar  bahan  bakar.  Selain  itu distribusi  fluks  neutron  yang  baik  dapat  dilihat  dari nilai rata-rata yang dihasilkan.Jika nilai rata-rata yang dihasilkan  bernilai  besar  maka  distribusi  fluks tersebut dalam keadaan optimal.

## KESIMPULAN DAN SARAN
Pada penelitian ini menghasilkan nilai faktor multiplikasi efektif sel bahan bakar selama 24 bulan mencapai keadaan kritis terjadi pada pengayaan 7%, serta  Laju  reaksi  variasi  pengayaan  0%  hingga  7% dipengaruhi  oleh  banyaknya  jumlah  bahan  bakar uranium-235  yang  bersifat  fisil,  dan  menghasilkan Distribusi  fluks  yang  optimal  terjadi  saat  uranium- 235  dengan  pengayaan  5%  sebesar  0,040213 (n/ cm ( s).

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penelitian/publikasi  artikel  ini  dibiayai  oleh Anggaran  DIVA  Badan  Layanan  Umum  Universitas Sriwijaya  Tahun  Anggaran  2021.  SP  DIVA- 023.17.2.677515/2022,  tanggal  13  Desember 2021,.Sesuai dengan SK Rektor 0109/UN9.3.1/SK/2022, tanggal 18 April 2022.

## DAFTAR PUSTAKA
Darmawan.,2021. Perbandingan  Tipe  Tekanan Emergency  Core  Cooling  System  Pada  Small Modular  Reactor. Jurnal  Material  dan Energi Indonesia, 1 (11):8. Dian,F.,  dan  Handayani,T.,2010. Perancangan  Kode Simulasi  Untuk  Analisis  BurnUp  3  Dimensi Satu  Siklus  Pada  Reaktor  Pembiak  Cepat. Jurnal Ilmu Fisika, 1 (2): 2-3. Duderstadt,J.J.,  dan  Hamilton,L.J.,  1976. Nuclear Reactor  Analysis. New  York:  Jhon  Wiley and Sons Incorporate.
Effendi,D. Yulianti,Y., dan Syafriadi.,2018. Analisis Termal  Hidrolik  Reaktor  Air  Bertekanan (pressurized  water  reactor)  Menggunakan Metode  Lu  Faktorisasi. Jurnal  Teori  dan Aplikasi Fisika., 2(6):  201. Herawati,N.,  dan  Sudagung,  A.D.,  2020. Persepsi Masyarakat  dan  Potensi  Acceptance  Terkait Wacana  Pembangunan  PLTN    di  Kabupaten Bengkayang. Jurnal  Pengembangan  Energi Nuklir, 22 (2): 111.
IAEA (International Atomic Energy Agency)., 2020. Power  Reactor  Information  System:  Past, Present  and  Future. Austria:  IAEA
Publishing. Medina,  S.  P.,  dan  Francois,  J.L.,  2021. Neutronic Analyssis of The Nuscale  Core Using  Accident
Tolerant  Fuels  With  Different  Coating Materials. Nuclear  Engineering  and Design, 377: 2.
Novalianda,S.,  Ariani,M.,  Monado,F.,  dan  Su’ud, Z., 2016. Studi Awal Perhitungan Sel Bahan Bakar  Berbasis  Uranium  Oksida  (UO2)  Pada Reaktor  Cepat  Berpendingin  Helium. Jurnal Lingkungan  dan  Pembangunan,  2  (1): 382. Novalinda,S., 2019. Power Fletting Desain Reaktor GFR Berbasis  Bahan  Bakar  Uranium  Plutonium Nitride  (U,Pu)N. Jurnal  of  electrical techonology, 3 (4) :140.
Ricardina,  V.,  Budi,  W.S.,  dan  Tjiptono,  T.W., 2015. Studi  Parameter  Reaktor  Berbahan Bakar  UO2  dengan  Moderator  H2O  dan Pendingin H2O. Berkala Fisika, 18 (3): 96 Romano,  P.  K.,  Horelik,  N.E.,  Herman,  B.R., Nelson, A.G., Forget, B., dan Smith,K., 2015. A  State  of  The  Art  Monte  Carlo  Code For    Research  and  Develompent. Annals  Of Nuclear Energy,82: 90. Shafii,  M.A.,  2013. Beberapa  Metode  Penyelesaian Persamaan Transport Neutron Dalam Reaktor Nuklir. Jurnal Ilmu Dasar, 2 (14): 59 dan 62. Setiyo,  A.,  dan  Munir,M.,  2010. Analisis  distribusi suhu  aksial  teras  dan  penentuan (𝑘 .,, ) PLTN peblle bed modular reactor (PMBR) 10 MWE menggunakan metode MCPN 5. Jurnal Berkala Fisika, 12 (3) : 86.
Subkhi,  M.  A.,  Suued,Z.,  Waris,A.,  dan Permana,S., 2015. Studi Desain Reaktor Air Bertekanan  (PWR). Jurnal  ISTEK,  9  (1) :37-38.
Suhariyono,G., 2006. Perkembangan Tenaga Nuklir Di Dunia. Bulletin Alara, 7 (3): 106. Suwoto  dkk.,  2020. Analisis  Perhitungan  Koefisien Reaktivitas  Doppler  Bahan  Bakar  Reaktor Nuscale. Prosiding  Seminar  Nasional Teknologi Energi Nuklir.189-190.