* Corresponding Author: email: menik_ariani@unsri.ac.id  No. HP: 081373101248

## Jurnal Penelitian Sains
Journal Home Page: http://ejurnal.mipa.unsri.ac.id/index.php/jps/index
Desain neutronik reaktor cepat berpendingin Helium 900 MWth dengan skema burnup radial MCANDLE berbasis bahan bakar Thorium Mix Oxide  (Th, Pu)O 2
Damri, Menik Ariani * , Fiber Monado, dan Akmal Johan
Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sriwijaya, Sumatera Selatan 30862, Indo- nesia
Kata kunci: reaktor nuklir,
SRAC,
Thorium, Plutonium
ABSTRAK: Desain  Neutronik  Reaktor  Cepat Berpendingin Helium  900  MWth  bahan  bakar Thorium Mix Oxide telah dilakukan. Dibutuhkan penambahan bahan bakar fisil Pu 239 karena thorium alam tidak memiliki isotop fisil. Perhitungan dilakukan menggunakan simulasi kompu- tasi dengan program SRAC. Reaktor ini menggunakan Skema Burnup MCANDLE arah Radial dengan membagi teras reaktor menjadi 10 bagian. Setelah 10 tahun periode burn up, bahan bakar di shuffling secara radial dari bagian 1 ke bagian 2, bagian 2 ke bagian 3, begitu seterus- nya sampai bahan bakar di bagian 9 di- shuffling ke bagian 10 sehingga bahan bakar bagian 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan bahan bakar baru ditempatkan di bagian 1 . Hasil perhitun- gan menunjukkan bahwa komposisi bahan bakar 86% Th dan 14% Pu 239 dalam keadaan kritis sampai pada tahun ke 4 ditunjukkan dengan nilai k eff 1,012 dengan reaktivitas 0,0119.
Keywords:
nuclear reactor, SRAC, Thorium, Plutonium ABSTRACT: The  Neutronic  Design  of  a  900  MWth  Helium  Cooled  Fast  Reactor  fueled  by Thorium Mix Oxyde has been carried out. The addition of fissile fuel Pu239 is needed because natural thorium has no fissile isotopes. Calculations are performed using computational simu- lations  with  the  SRAC  program.  This  reactor  uses  the  Radial  direction  MCANDLE  Burnup Scheme by dividing the reactor core into 10 parts. After a 10 year burn-up period, the fuel is shuffled radially from section 1 to section 2, section 2 to section 3, and so on until the fuel in section 9 is shuffled to section 10 so that section 10's fuel  is removed from the reactor core and new fuel is placed in section 1. The calculation results show that the fuel composition of 86%  Th  and  14%  Pu239  is  in  a  critical  state  until  the  4th  year  is  indicated  by  a  k eff value  of 1.012 with a reactivity of 0.0119.

## 1 PENDAHULUAN
etersediaan  bahan  bakar  fosil  sebagai  sumber energi  semakin  berkurang  karena  penggunaan energi  terus  meningkat  seiring  dengan  kemajuan teknologi  dan  pesatnya  pertumbuhan  penduduk. Energi  nuklir  adalah    alternatif  sumber  energi  lain yang memadai untuk pemenuhan kebutuhan keter- sediaan  energi  tersebut.  Energi  nuklir  dibangkitkan oleh  reaksi  pembelahan/fisi  yang  terjadi  di  dalam teras reaktor suatu Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN).
Fisi nuklir adalah proses pembelahan atom berat menyebabkan  terbentuknya  atom-atom  yang  lebih ringan,  biasanya  karena  tumbukan  neutron.  Proses ini menimbulkan panas dan pelepasan neutron, dan pada keadaan tertentu pelepasan neutron yang ber-
lebih  menyebabkan  fisi  berlanjut  (reaksi  berantai), dengan pelepasan energi yang sangat signifikan [6].
Penggunaan bahan bakar nuklir banyak didasar- kan pada bahan bakar fisille yaitu Uranium-235 dan plutonium-239 sedangkan bahan bakar fertille seperti thorium ( 𝑇ℎ 232 ) menjadi bahan bakar alternatif yang sedang  dikembangkan. Sumber  daya  thorium  di alam sekitar 3 kali lebih besar dari uranium dan da- pat  penggunaannya  sebagai  bahan  bakar  dapat mengurangi  jumlah  limbah  radioaktif  [8].  Selain  itu penggunaan Th 232 sebagai bahan bakar dikarenakan lebih aman, lebih murah, dan lebih ramah lingkun- gan.  Th 232 lebih aman karena tidak memiliki isotop yang  bersifat  fisil  sehingga  tidak  cocok  digunakan untuk senjata nuklir [1].
Menurut  [2],  Thorium-232  yang  merupakan  ba- han  bakar fertille dapat  menjadi  bahan  bakar fisille
K
dengan  memproduksi  Uranium-233  melalui  proses penangkapan  neutron.  Jika  Thorium-232  menang- kap neutron dengan energi rendah akan menghasil- kan isotop 𝑈 233 .
Penelitian  sebelumnya  membahas  tentang  pe- ningkatan kinerja usia reactor GFR dengan Modified CANDLE  arah  Radial  berpendingan 𝑃𝑏 208 yang  di- perkaya  [3].  Pada  penelitian  ini  penulis  membahas peningkatan kinerja reaktor GFR arah radial dengan membagi teras reaktor menjadi 6 region. Penelitian lain  yang  menerapkan  strategi  Modified  CANDLE arah radial adalah Perhitungan Desain Konsep Reak- tor  Cepat  berpendingin  Karbondioksida  Superkritis dan Berbahan Bakar Uranium Metalik Alam [7]. Pa- da penelitian ini penulis membagi teras reaktor men- jadi 10 region.
Pada  penelitian  ini  akan  dilakukan  desain  neu- tronik reaktor cepat berpendingin helium 900 MWth dengan  skema burnup radial  MCANDLE  berbahan bakar  Thorium  Mix  Oxide  dengan  memanfaatkan nuklida  plutonium-239  sebagai  bahan  fisil.  Variasi penambahan  plutonium-239  dengan  thorium  alam dilakukan  agar  didapat  komposisi  yang  tepat  dan teras reaktor dapat beroperasi selama 10 tahun tan- pa pengisian bahan bakar.

## 2 METODE PENELITIAN
Desain  reaktor  yang  digunakan  pada  penelitian  ini adalah reaktor cepat berpendingin gas (GFR). Spesi- fikasi  GFR  yang  digunakan  ditunjukkan  pada  Tabel 1.
Tabel 1 Parameter Desain GFR Parameter Deskripsi Daya termal (MWt) Bahan Bakar Siklus Pengisian ba- han bakar Bentuk teras 900 MWt Thorium mixed oxyde 𝑇ℎ, 𝑃𝑢 𝑂 2 10 tahun Silinder Bahan Kelongsong Stainless steel 316 (SS316) Pendingin Fraksi sel Bahan Bakar Ukuran teras aktif Helium 65% ; 10% ; 25% 200 cm x 300 cm
Fraksi volume bahan bakar adalah perbandingan volume  bahan  bakar terhadap volume  keseluruhan pin bahan bakar yang meliputi bahan bakar, selong- song dan pendingin [9]. Fraksi volume bahan bakar pada  penelitian  ini  yaitu  65% fuel ,  10%  kelongsong dan 25%  helium  sebagai  pendingin  seperti  yang di- tunujukkan pada Gambar 1.
Gambar 1 Geometri Sel Bahan Bakar.
Strategi burnup yang  digunakan  adalah  MCAN- DLE  ( Modified Constant  Axial  shape  of  Neutron  flux, nuclide densities and power shape During Life of Ener- gy  producing  reactor ).  Teras  reaktor  dibagi  menjadi 10  bagian  secara  radial  dengan  volume  yang  sama seperti ditunjukkan pada gambar 4. Pada awal ope- rasi, bagian 1 berisi bahan bakar fresh fuel, bagian 2 berisi  bahan  bakar  dari  bagian  1  setelah  10  tahun periode burnup ,  bagian  3  berisi  bahan  bakar  dari bagian 2 setelah 10 tahun periode burnup , dst.  Ba- han bakar di- shuffling secara radial seperti ditunjuk- kan pada Gambar 2.
Gambar 2 Skema Modified CANDLE Radial (Tampak Samping)

## Gambar 3 Skema Modified CANDLE Radial (Tampak Atas)
Parameter  desain  reaktor  pada  penelitian  ini meliputi  faktor  multiplikasi  efektif  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ),  Densitas Atom, dan Integral Convertion Ratio (CR).

## 3 HASIL DAN PEMBAHASAN
Desain  teras  reaktor  dilakukan  melalui  simulasi komputasi  menggunakan  program  SRAC  yang  di- kembangkan  oleh  JAERI  ( Japan  Atomic  Energi  Re- search  Institute ).  Standard  Reactor  Analysis  Code (SRAC) merupakan sebuah sistem kode yang terpa- du untuk analisis perhitungan neutronik pada bebe- rapa jenis reaktor cepat dan termal [5].
Komposisi  bahan  bakar  yang  digunakan  adalah thorium  alam  dan  variasi  persentase  penambahan plutonium-239  sebagai  pemicu  terjadinya  reaksi  fisi pada  reaktor  nuklir.  Perhitungan  ini  menghasilkan beberapa parameter survei neutronik selama waktu operasi  10  tahun    yaitu  faktor  multiplikasi  efektif ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ), Densitas Atom, dan Integral Convertion Ratio (CR).
Gambar 4 Perubahan faktor multiplikasi efektif ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ) selama waktu operasi 10 tahun.
Gambar  4  menunjukkan  nilai  faktor  multiplikasi efektif ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ) selama waktu operasi 10 tahun. Bahan bakar  thorium  alam  dicampur  dengan  plutonium sebagai pemici reaksi fisi dengan perbandingan per- sentase  tertentu  yakni  Th  100%  Pu  0%,  Th  90%  Pu 10%,  Th  88%  Pu  12%,  dan  Th  86%  Pu  14%.  Dari gambar 3.1 persentase  (Th 100% Pu 0%),  (Th 90% Pu 10%), dan (Th 88% Pu 12%) memiliki besar  nilai faktor  multiplikasi 𝑘 𝑒𝑓𝑓 masih  kurang  dari  1  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 < 1) , reaktor belum kritis. Agar reaktor dalam kondisi kritis  maka  nilai  multiplikasi  efektif  harus  lebih  dari atau  sama  dengan  1.  Teras  reaktor  kritis  dengan penambahan  plutonium-239  sebesar  14%    (Th 232 86% Pu 14%) di dapat pada tahun ke 2 dengan nilai K eff senilai  1.012011  dan  tahun  ke  4  K eff senilai 1.00275, namun pada tahun ke 6,8, dan 10 nilai K eff berada dibawah 1 (teras pada kondisi sub kritis) se- hingga  reaktor dapat dikatakan dalam kondisi tidak kritis selama 10 tahun waktu burnup .
Gambar 5 Perubahan Densitas Atom Th 232 Gambar 6 Perubahan Densitas Atom U 233
Gambar 7 Perubahan Densitas Atom Pu 239
Densitas  atom  merupakan  populasi  atom  dalam tiap  volume  (atom/cm 3 ).  Perubahan  densitas  atom terjadi  karena  perubahan  pada  bahan  fisil  (dapat membelah) dan bahan fertil (tidak dapat membelah) dari setiap sel bahan.bakar selama 100 tahun proses pembakaran.
Dari  Gambar  5  dan  7    menunjukkan  bahwa  se- lama  proses  pembakaran  perubahan  densitas  atom Th 232 dan  Pu 239 mengalami  penurunan  signifikan  se-
0,70 0,75 0,80 0,85 0,90 0,95 1,00 1,05 0 2 4 6 8 10 12 Fa kto r M u lti p ika si E fe kti f (K eff ) Waktu burnup (tahun) Grafik K efeftif terhadap Waktu Burn Up Ukuran Teras 200 x 300 Th 100% Pu 0%
Th 90% Pu 10%
Th 88% Pu 12%
Th 86% Pu 14%
lama  periode  10  tahun  pertama  sedangkan  pada tahun  ke  20  sampai  berakhir  waktu burnup yaitu tahun  ke  100  nilai  densitas  atom  menurun  landai. Penurunan  ini  terjadi dikarenakan kedua  unsur  ter- sebut mengalami reaksi fisi yang disertai dengan pe- lepasan energi dan reaksi penangkapan neutron.
Dari Gambar 6 menunjukkan perubahan densitas atom  U 233 mengalami  peningkatan  selama  periode 10 tahun pertama waktu burnup, kemudian menga- lami penurunan sampai akhir waktu burnup . Pening- katan  densitas  atom  U 233 ini  menjadi  sebab  reaktor dapat kritis pada tahun ke 2 dan ke 4.
Gambar 8 Nilai Convertion Ratio dalam waktu 100 Tahun
Gambar 9 Nilai Convertion Ratio Th 100% Pu 0% dalam waktu 100 Tahun
Gambar  8  dan  9  menampilkan  data  rasio perbandingan  atom  yang  diproduksi  dengan  atom yang di konsumsi cukup tinggi untuk Th 100% Pu 0% sebesar  38.578651  sampai  di  akhir  waktu burnup sebesar  1.052629.  Nilai  ini  menunjukkan  jumlah atom  fisil  yang  di  produksi  lebih  banyak  daripada atom  fisil  yang  dikonsumsi  pada  10  tahun  pertama periode burnup .  Penurunan  nilai convertion  ratio secara signifikan, disebabkan karena bagian 1 dalam teras  reaktor  berdekatan  dengan  bagian  10  (men- gandung jumlah bahan bakar fisil lebih banyak) yang memiliki  banyak  bahan  fisil  yang  telah  terbakar  se- lama  100  tahun,  hal  ini  yang  mencegah rasio  atom fisil  yang  diproduksi  dan  dikonsumsi  menjadi  sama dengan 1.
Adapun  untuk  variasi  Th  90%  Pu  10%  nilai  CR sebesar 1.372412 dan diakhir waktu burnup sebesar 0.91381, Th 88% Pu 12% sebesar 1.105015 dan diak- hir waktu burnup sebesar 0.882876. Th 86% Pu 14% sebesar 0.913856 dan diakhir waktu burnup sebesar 0.850433. Nilai ini menunjukkan pada akhir periode waktu  burnup  jumlah  atom  fisil  yang    di  produksi lebih  sedikit  daripada  jumlah  atom  fisil  yang dikonsumsi.  Keadaan  teras  reaktor  yang  demikian menuju subkritis, maka reaktor lama kelamaan akan kehabisan bahan bakar.

## 4 KESIMPULAN
Telah  dilakukan  studi  desain  reaktor  cepat berpendingin  helium  dengan  skema  burnup MCANDLE  arah  radial  berbasis  bahan  bakar thorium mix oxide, menggunakan fraksi volume 65% fuel ,  10%  kelongsong  dan  25%  pendingin.  Input bahan  bakar  thorium  mixed  oxide  dengan persentase  plutonium-239  sebesar  14%  dapat menghasilkan  keadaan  reaktor  yang  kritis  pada  ta- hun  ke  2  dengan  nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1,012011 dan  tahun ke-4  dengan  nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1.00275 .  Perubahan densitas atom Th 232 dan Pu 239 mengalami penurunan selama  periode  10  tahun  pertama  sedangkan  pada tahun terakhir waktu burnup yaitu tahun ke 100 nilai densitas atom Pu 239 mengalami peningkatan sampai pada nilai 1,38 x 10 18 atom/cm 3 . Perubahan densitas atom  U 233 mengalami  peningkatan  selama  periode 10  tahun  pertama  sampai  pada  40  tahun  waktu burnup ,  kemudian  mengalami  penurunan  sampai terakhir  waktu burnup tahun  ke  100.  Reaktor  tetap dapat mempertahankan kondisi kritis selama 4 tahun beroperasi  tanpa  pengisian  ulang  bahan  bakar.  Di- perlukan modifikasi ukuran teras reaktor agar dapat beroperasi  selama  10  tahun  tanpa  refueling  atau pengisian bahan bakar.
0,82 0,87 0,92 0,97 1,02 1,07 1,12 1,17 1,22 1,27 1,32 1,37 0 50 100 150 C o n ve rt io n R at io Waktu BurnUp Th 90 Pu 10 Th 88 Pu 12 Th 88 Pu 12 0 4 8 12 16 20 24 28 32 36 40 0 50 100 150 C o nver ti o n R at io Waktu BurnUp Th 100 Pu 0

## REFERENSI ______________________________
[1] Kamei, T., & Hakami, S. (2011). Evaluation of imple- mentation of thorium fuel cycle with LWR and MSR. Progress in Nuclear Energy , 53 (7), 820–824. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2011.05.032
[2] Peel, R., van den Durpel, L., Ogden, M. D., & Whittle, K. R. (2016). Three-component U-Pu-Th fuel for pluto- nium irradiation in heavy water reactors. EPJ Nuclear Sciences & Technologies , 2 , 29. https://doi.org/10.1051/epjn/2016022
[3] Widiawati, N., Su’ud, Z., Irwanto, D., Permana, S., Takaki, N., & Sekimoto, H. (2021). Enhancing the per- formance of a long-life modified CANDLE fast reactor by using an enriched 208Pb as coolant. Nuclear Engi- neering and Technology , 53 (2), 423–429. https://doi.org/10.1016/j.net.2020.07.008
[4] Anggoro, Y. D., Dewi, D., Yuliyanto, A. T., & Prapatan, M. (2013). Kajian Perkembangan PLTN Generasi IV. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir , 15 , 69–79.
[5] Okumura K, Teruhiko Kugo, Kunio Kaneko, & Keichi- ro Tsuchihashi. (2007). SRAC 2006: A Comprehensive Neutronics Calculation Code System. Division of Nuc-
lear Data and Reactor Engineering Nuclear Science and Engineering Directorate (K Okumura, K Teruhiko, & K KuniaT Keichiro, Ed.; 2002 ed.). 2002
[6] Maemunah, I. R., Yuningsih, N., & Irwanto, D. (2019). Studi Komparasi Reaksi Fisi dan Fusi pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Masa Depan. Prosiding Seminar Nasional Fisika 5.0, 0, 473–481.
[7] Vionita, V., Ariani, M., & Royani, I. (2022). Perhitun- gan Desain Konsep Reaktor Cepat Berpendingin Kar- bondioksida Superkritis dan Berbahan Bakar Uranium Metalik Alam. In Jurnal Teori dan Aplikasi Fisika (Vol. 10, Issue 02).
[8] Ariani, M., Su’ud, Z., Waris, A., Khairurrijal, Monado, F., & Sekimoto, H. (2012). The feasibility study of small long-life gas cooled fast reactor with mixed Natural Uranium/Thorium as fuel cycle input. AIP Conference Proceedings , 1448 (2012), 59–64. https://doi.org/10.1063/1.4725438
[9] J. Duderstadt and L. Hamilton, Nuclear Reactor Analy- sis . Canada: John Wiley & Sons, Inc., 1976 __________