## PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS
MEASUREMENT OF RSG-GAS REACTOR POWER REACTIVITY
Susanto 1 , Sukarno Sigit 2 , Suparjo 3 1,2,3 PRSG-BATAN, Kawasan Puspiptek Gd.30, Serpong, 15310 Sukarnosigit250@gmail.com
Diterima : 21 Juli ’ 2020, diperbaiki : 22 Agustus 2020, disetujui : 11 September 2020

## ABSTRAK
PENGUKURAN KOEFISIEN REAKTIVITAS DAYA REAKTOR RSG-GAS. Koefisien reaktivitas daya  (KRD)  adalah  parameter  neutronik  yang  sangat  penting  untuk  keselamatan  operasi reaktor.  Koefisien  reaktivitas  daya  merupakan  kombinasi  dari  koefisien  reaktivitas  doppler, moderator  dan  void.  Koefisien  reaktivitas  daya    RSG-GAS  pernah  diukur  pada  saat  teras pertama,  teras reaktor RSG-GAS telah dikonversi dari teras oksida (U3O 8 -AL) ke teras silisida ( U 3 Si 2 Al) sehingga  perlu  dilakukan  pengukuran  ulang.  Koefisien  reaktivitas  daya  didesain bernilai  negatif.  Tujuan  dari  penelitian  ini  adalah  untuk  menghitung  koefisien  reaktivitas  daya reaktor  RSG-GAS  melalui  experimen  penaikan  daya.    Koefisien  reaktivitas  daya  ditentukan dengan menaikkan  daya  dari  1 –  15  MW  secara  bertahap  dengan  posisi  batang  kendali  bank tetap  dan  batang  kendali  pengatur  berubah.   Perubahan  reaktivitas  ditentukan sesuai dengan posisi batang kendali pengatur.  Dari hasil perhitungan diketahui koefisien reaktivitas daya rata- rata sebesar -1.028 sen/MW dan akan semakin negatif mengikuti kenaikan daya. Hal ini terjadi karena  kenaikan  daya  reaktor  akan  meningkatkan  temperatur  bahan  bakar    yang mengakibatkan  terjadinya  efek  doppler.  Selain  itu  daya  moderasi  moderator  akan  menurun akibat  kenaikan  suhu  pendingin  reaktor.  Nilai    koefisiean  reaktivitas  daya  teras  silisida  lebih rendah dibanding teras oksida  (KRD teras oksida = 1.97 sen/MW). Hal ini disebabkan karena pembangkitan  panas  pada  teras  oksida  untuk  tingkat  muatan  uranium  sebesar  250  gr    lebih tinggi dibanding silisida (oksida 1.87 W/gr, silisida 1.85 W/gr) sehingga efek doppler yang terjadi lebih  tinggi.  Namun  jika  dibandingkan  dengan  beberapa  reaktor  riset  lainnya,  nilai  KRD  RSG- GAS realtif lebih besar. Dengan nilai KRD yang negatif dan semakin negatif mengikuti kenaikan daya reaktor maka reaktor dapat dioperasikan dengan stabil dan aman.
Kata Kunci : reaktivitas,  daya, batang kendali pengatur.

## ABSTRACT
MEASUREMENT  OF  REACTIVITY  COEFFICIENT  OF  RSG-GAS  REACTORS.  The  power reactivity  coefficient  (KRD)  is  a  neutronic  parameter  which  is  very  important  for  the  safety  of reactor  operation.  The  power  reactivity  coefficient  is  a  combination  of  the  doppler,  moderator and void reactivity coefficients. The power reactivity coefficient of RSG-GAS was measured at the  time  of  the  first  core,  the  RSG-GAS  reactor  core  had  been  converted  from  an  oxide  core (U3O8-AL)  to  a  silicide  core  (U3Si2Al)  so  it  was  necessary  to  re-measure  it.  The  power reactivity  coefficient  is  designed  to  be  negative.  The  purpose  of  this  study  is  to  calculate  the power  reactivity  coefficient  of  the  RSG-GAS  reactor  through  an  experimental  power  increase. The power reactivity coefficient is determined by increasing the power from 1 - 15 MW gradually with  the  position  of  the  bank  control  rod  fixed  and  the  control  rod  changing.  The  change  in reactivity  is  determined  according to the  position  of the  control rod.  From the  calculation,  it  is known that the average power reactivity coefficient is -1.028 cents / MW and will be more negative  as  the  power  increases.  This  happens  because  the  increase  in  reactor  power  will increase  the  temperature  of  the  fuel  which  results  in  the  Doppler  effect.  In  addition,  the
Reaktor RSG-GAS
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Susanto, dkk)
moderating  power  of  the  moderator  will  decrease  due  to  the  increase  in  reactor  coolant temperature. The reactivity coefficient value of the silicide core was lower than that of the oxide core  (KRD  of  the  oxide  core  =  1.97  cents  /  MW).  This  is  because  the  heat  generation  in  the oxide core for the uranium charge level is 250 gr higher than the silicide (1.87 W / gr oxide, 1.85 W  /  g  silicide) so that  the  doppler  effect  that  occurs  is  higher.  However,  when  compared  with several other research reactors, the KRD RSG-GAS value is relatively higher. With a negative and  more  negative  KRD  value  following  the  increase  in  reactor  power,  the  reactor  can  be operated stably and safely.
Keywords: reactivity, power, control rod control.

## PENDAHULUAN
R eaktor RSG-GAS adalah reaktor  tipe  MTR  (Material  Testing Reaktor) menggunakan reflektor
berilium dan air ringan sebagai moderator dan pendingin. Daya nominal 30  MW  (termal)  dihasilkan  oleh  40 elemen bahan bakar standar (FE) dan 8 elemen  bahan  bakar  kontrol  (CE)  pada posisi grid 10 × 10 teras. Reaktor RSG- GAS  memiliki  8  posisi  grid  teras  dari perangkap fluks neutron untuk mendapatkan  fluks  neutron  termal  yang tinggi.  Pada  daya  30  MW,  fluks  neutron termal  rata-rata  2  ×  10 14 neutron  / cm 2 s [1] .  Bahan  bakar  yang  digunakan adalah  U 3 Si 2 Al  dengan  pengkayaan kurang  dari  19,75    %  dan  kerapatan 2.96 g/cc [2] . Reaktor RSG-GAS
telah beroperasi  selama  32  tahun,untuk  itu perlu  dilakukan  pengukuran  beberapa parameter  reaktor  untuk  menjamin keselamatan  operasi  reaktor.  Beberapa pengukuran parameter keselamatan yang telah dilakukan adalah pengukuran fraksi  bakar,  batang  kendali,  fluks neutron termal dan spektrum neutron [3] . Selama  operasi  reaktor  nuklir ada  dua  efek  dasar  yang  bekerja  pada perubahan  reaktivitas.  Efek  pertama akibat  perubahan  temperatur  moderator yang terkait dengan karakteristik moderator.  Efek  kedua  perubahan  daya reaktor  (suhu  bahan  bakar)    yang
disebut  efek  daya.    Kedua  efek  ini disebut  sebagai  koefisien  reaktivitas yang mempengaruhi pola operasi
reaktor.  Untuk  itu,  koefisien  reaktivitas sangat penting untuk keselamatan
operasi  reaktor [4] .  Sehingga    banyak penelitian yang
dilakukan untuk menghitung  dan  mengukur  parameter tersebut  untuk  keselamatan  operasi reaktor seperti pada Tabel 1. Dari Tabel 1 dapat dilihat belum ada peneltian yang membahas mengenai koefisien reaktivitas daya Koefisien reaktivitas daya merupakan parameter keselamatan yang bernilai negatif untuk stabilitas dan keselamatan  operasi  reaktor  nuklir [5] .
Koefisien
reaktivitas daya adalah
kombinasi  dari  koefisien  reaktivitas Doppler,  moderator  dan void [6] . Hal  ini dinyatakan sebagai perubahan reaktivitas  per  perubahan  daya,  Δρ/Δp. Koefisien  reaktivitas  daya  bernilai  lebih negatif pada akhir siklus oleh perubahan koefisien
temparatur moderator [7] . Koefisien reaktivitas daya pernah diukur pada  saat  teras  pertama  reaktor  RSG- GAS  dengan  nilai  sebesar  1.976  sen /MW [8] .  Saat  ini  teras  reaktor  RSG-GAS sudah  dikonversi  dari  teras  oksida (U3O 8 -AL) ke  teras  silisida  dengan tingkat  kerapatan  dan  jumlah  muatan uranium  persatu  elemen  bahan  bakar sama (2.96 g/cc dan 250 gram) [9]
Sehingga  tujuan  dari  penelitian ini  adalah  melakukan  pengukuran  ulang koefisien  reaktvitas  daya  untuk  teras
silisida.  Dalam  penelitian  ini  dibatasi hanya pada perhitungan koefisien reaktivitas  daya  dan  tidak  dilakukan
perhitungan  pengaruh  suhu  terhadap reaktivitas reaktor. Tabel 1 Daftar penelitian terkait No Nama Peneliti dan Tahun Penelitian Judul Penelitian Fokus Penelitian 1 Pardi, Purwadi , 2020 Analisis  nilai  reaktivitas batang kendali teras RSG-GAS  Setelah  30 tahun beroperasi Penelitian ini memfokuskan pada perhitungan  reaktivitas  batang  kendali reaktor  RSG-GAS  dilakukan  dengan metode  difusi  menggunakan  program komputer WIMSD-5B dan Batan-3DIFF. 2 Tukiran Surbakti Purwadi Analysis  of  Neutronic Safety  Parameters  of  the Multi-Purpose  Reactor– Gerrit Augustinus Siwabessy (RSG-GAS) Research Reactor at Serpong Penelitian ini memfokuskan pada perhitungan parameter keselamatan seperti  reaktivitas  suhu  bahan  bakar, reaktivitas densitas moderator dan reaktivitas void 3 T.Surbakti, P. Purwadi, 2017 Karakteristik  Reaktivitas Teras  Kerja  RSG-GAS selamat 30 Tahun Beroperasi Penelitian ini memfokuskan pada pengukuran  reaktivitas  padam, reaktivitas padam  stuck  rod,  reaktivitas  lebih, reaktivitas total, reaktivitas batang kendali  untuk teras  kerja  6 s.d teras  kerja 91 reaktor RSG-GAS 4 Purwadi, 2017 Karakteristika  Teras  Rsg- Gas  Dengan  Bakar  Bakar Silisida Penelitian    ini  memfokuskan  pada pengukuran  karakteristika  teras  reaktor RSG-GAS  dengan  material  bahan  bakar yang  berbeda  namun  pengkayaan  dan densitas  yang  sama.    Parameter  kinetik yang  diukur  antara  lain  :  Fraksi  neutron kasip, konstanta peluruhan neutron serempak,  umur  generasi  neutron,  umur neutron  serempak,  konstantan  peluruhan neutron rerata, konstanta peluruhan neutron  serempak.  Sedangkan  parameter neutronik  nya  :  koefisien  reaktivitas temperature bahan bakar, koefisien reaktivitas temperature moderator 5 Tukiran S , Tagor MS,  2001 Analisis  Neutronik  Teras RSG-Gas Berbahan Bakar Silisida Penelitian ini memfokuskan  pada  analisis neutronik  kelayakan  pemakaian  bahan bakar  silisida  dengan  muatan  300  gr. Parameter neutronik yang dihitung adalah : derajat bahan bakar, fraksi neutron kasip efektif (βeff). 6 Taswanda Taryo, Rokhmadi, 1998 Perhitungan Reaktivitas Teras  RSG-GAS  dengan Program Citation-3d Pada  penelitian ini  dilakukan  perhitungan Keff dengan mengunakan program Citation 3-d
Reaktor RSG-GAS
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Susanto, dkk)
Pengukuran koefisien reaktivitas daya  dilakukan  dengan  menaikan  daya reaktor  ke  level  tertentu  dan  melihat perubahan posisi batang kendali. Sebelum dilakukan pengukuran reaktivitas daya terlebih
dahulu dilakukan  kalibrasi  batang  kendali.  Data ini  diperlukan  untuk  menentukan  harga reaktivitas akibat kenaikan daya reaktor.

## DASAR TEORI
Reaktivitas  teras  akan  berubah jika  terjadi  perubahan  pada  kondisi operasi  reaktor,  misalnya  perubahan posisi batang kendali, modifikasi reflektor,  susunan  teras  dan  masuknya sumber  neutron  atau  penyerap  neutron ke  dalam  teras.  Secara  matematis reaktivitas dinyatakan dalam Persamaan 1 [10] : 𝜌 = keff−1 keff ………………. (1)
Dengan ρ adalah  reaktivitas  dan  k eff adalah faktor multiplikasi efektif.
Beberapa  parameter  koefisien reaktivitas  di  teras  reaktor    adalah koefisien reaktivitas bahan bakar, moderator,  void.  Koefisien  reaktivitas daya  (KRD)  adalah  penjumlahan  dari koefisien  reaktivitas  suhu  moderator, koefisien  reaktivitas  temperatur  bahan bakar, dan koefisien reaktivitas void.
Koefsien  reaktivitas  daya  pada dasarnya timbul dari perubahan temperatur,    geometri  teras  dan  kondisi fisik  bahan  bakar  selama  iradiasi. Koefisien  reaktivitas  daya  tergantung pada koefisien reaktivitas suhu isothermal,  kenaikan  relatif  suhu  bahan bakar, kelongsong dan pendingin. Koefisien  reaktivitas  daya  ditentukan dengan  menggunakan  Persamaan  2 [11][12] .
KRD(0) = K(P2)−K(P1) P2−P1 ……..…….(2)
Keterangan
KRD(0)           = koefisien reaktivitas daya static
K(P2) – K(P1) =  perubahan reaktivitas dari  daya  setimbang awal P1 ke  daya se- timbang P2 Koefisien reaktivitas daya didesain bernilai negatif, karena peningkatan  level  daya  menyebabkan peningkatan suhu bahan bakar. Peningkatan suhu bahan bakar menyebabkan  reaktivitas  negatif  akibat adanya  fenomena  efek  doppler.  Efek Doppler  ialah  fenomena  pelebaran daerah neutron resonansi pada tampang  lintang  energi  neutron  seiring dengan kenaikan temperatur pada bahan bakar. Pelebaran daerah resonansi  mempunyai  efek  yang  sangat penting  dalam  fenomena  penyerapan neutron  resonansi  (neutron  dengan bentuk  kurva  energi  yang  tajam) [13] .
Selain  itu  peningkatan  suhu  bahan bakar menyebabkan meningkatnya suhu pendingin reaktor. Dengan meningkatnya  suhu  pendingin  reaktor mengakibatkan daya
moderasi pendingin akan turun dan menyebabkan reaktivitas  negative.  Hal  ini  terkait dengan  sistem  keselamatan  pasive reaktor.  Dengan  mengetahui  besaran koefisien  reaktivitas  daya  akibat  adanya perubahan daya, maka kestabilan reaktor  dapat  ditentukan.  Kestabilan  ini dapat  dicapai  apabila  besaran  koefisien reaktivitas  daya  dijaga  tetap  negatif untuk semua keadaan operasi [14] . Perhitungan koefisien reaktivitas daya  berkaitan  dengan  kurva  harga batang  kendali  differensial  dan  integral batang kendali pengatur. Kurva diferensial  dan  integral  terlebih  dahalu dipastikan bentuknya benar untuk operasi normal. Kurva diferensial
0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0 100 200 300 400 500 600 Re akt ivi tas (s en) Posisi batang kendali  (cm)
digunakan  untuk  mengetahui  distribusi fluks  neutron  kearah  aksial.  Secara umum bentuknya adalah cosinus dengan  puncak  ada  di  tengah  teras [15] .
Sedangkan kurva batang kendali
integral  bentuknya  mendekati  kurva S [16] .  Kurva  integral  digunakan  untuk mengetahui  reaktivitas  (sen)  untuk setiap ketinggian batang kendali pengatur.

## METODOLOGI
Sebelum  menghitung  koefisien reaktivitas  daya,  hal  yang  dilakukan adalah    membuat  kurva  harga  batang kendali  diferensial  dan  integral    batang kendali              pengatur  berdasarkan  data kalibrasi  batang  kendali  teras  99  dan memastikan  betuk  kurvanya  benar. Setelah itu dilakukan pengambilan  data pada tanggal 16 Agustus 2019, teras 99 berdasarkan  ijin  operasi  no  :  IO 99/05/2019  dengan  mengoperasikan sistem pendingin utama (sistem
pendingin  primer  dan  sekunder)  dan sistem pendukung operasi reaktor lainnya.  Berikut  ini  langkah-langkah untuk  memperoleh  data  perhitungan koefisien reaktivitas daya :
1.  Reaktor  distabilkan  pada  daya rendah dan dijamin bahwa reaktor kritis dalam keadaan bebas sumber.  Pada  eksperimen  ini reaktor  distabilkan  pada  daya  1 MW  dan    semua  batang  kendali posisi bank .
2.  Daya  reaktor  dinaikkan  ke  tingkat daya  yang  lebih  tinggi  dan  posisi batang kendali bank sama dengan daya 1 MW, yang berubah adalah posisi batang kendali pengatur.
3.  Mencatat  posisi  batang  kendali pengatur. 4.  Mencatat  reaktivitas  untuk  setiap ketinggian batang kendali
berdasarkan kurva integral.
5.  Menghitung  koefisien  reaktivitas daya reaktor.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Dari  data  kalibrasi  batang kendali  dihasilkan  kurva  harga    batang kendali  differensial  dan  integral  untuk batang kendali pengatur seperti
ditunjukkan pada Gambar 1 dan 2.
Gambar 1.  Kurva harga batang kendali diferensial untuk batang kendali pengatur
Reaktor RSG-GAS
(Susanto, dkk)
Seperti  yang  ditunjukkan  pada  Gambar 1,  kurva  diferensial  digunakan  untuk mengetahui  distribusi  fluks  neutron  ke arah  aksial.  Secara  umum  bentuknya adalah cosinus dengan  puncak  ada  di tengah  teras  tetapi  dalam  hal  ini tergantung  pada  posisi  batang  kendali dan  waktu  pengukuran.  Pada  bagian bawah  fluks    neutron  lebih  sedikit sehingga  pergerakan  batang  kendali memberi  efek  yang  kecil  terhadap perubahan  reaktivitas.  Ketika  batang kendali  mendekati  tengah  teras  efek batang  kendali  sangat  besar  sehingga perubahan  harga  batang  kendali  per perubahan satuan posisi menjadi besar. Ketika  batang  kendali  bergerak  dari tengah  mendekati  bagian  atas  maka perubahan  harga  batang  kendali  turun karena  kerapatan  fluks  bagian  atas berkurang.
Kurva  batang  kendali  integral ditunjukkan  pada  Gambar  2,  dimana bentuknya  mendekati  kurva  S  seperti yang  diharapkan.  Berdasarkan  Gambar 2  dapat  dilihat  bahwa  slope  kurva  dan jumlah  reaktivitas  yang  diinsersi  per satuan  posisi  batang  kendali  terbesar terjadi    dekat  di  tengah  teras.  Ini  terjadi karena  fluks  neutron  terbesar  terjadi  di tengah  teras  reaktor  (posisi  batang kendali / ketinggian).
Dengan  meningkatnya  daya reaktor, suhu moderator akan meningkat dan memberikan umpan balik reaktivitas negatif.  Hal  ini  terjadi  karena  daya moderasi  moderator  berkurang  dan memberikan reaktivitas negatif ke dalam teras.
Gambar 2. Kurva harga batang kendali integral  untuk batang kendali pengatur
Karena  pengaruh  koefisien  temperatur yang  negatif, sejumlah besar reaktivitas
diperlukan  untuk  mengatasi  kenaikan suhu agar reaktor tetap beroperasi pada 0 50 100 150 200 250 300 0 100 200 300 400 500 600 R ea kt iv it as ( se n )
Posisi batang kendali pengatur (mm)
level  daya  yang  lebih  tinggi  dalam kondisi  tunak.  Untuk  mempertahankan daya  reaktor  konstan  pada  tingkat  yang diinginkan  akibat    kehilangan  reaktivitas dikompensasi dengan menaikkan batang kendali pengatur.
Tabel  2  menyajikan  hasil  yang diperoleh  dari  pengukuran  koefisien reaktivitas daya. Harga reaktivitas
batang  kendali  pengatur  berdasarkan kurva  harga  batang  kendali  integral  dan nilai koefisien
reaktivitas daya ditentukan dengan menggunakan Persamaan 2 dengan contoh
perhitungan (untuk daya 5 MW) sebagai berikut :
K(P1) = 136,792 sen (reaktivitas pada daya awal 1 MW) K(P2) = 140,442 sen (reaktivitas pada daya 5 MW)
Maka  Koefisien  reaktivitas  daya  (KRD) pada daya 5 MW adalah
KRD(0)    = K(P2) − K(P1)
P2 − P1 KRD(0)  = 140,442-136,792 5-1 = 0,913 sen/MW Dari Tabel 2, dapat dilihat kehilangan reaktivitas untuk mencapat  daya  yang  diinginkan (kolom reaktivitas) yang dikompensasi dengan menaikan batang kendali dengan bentuk grafik seperti pada Gambar 3.
Tabel 2. Pengukuran koefisien reaktivitas daya rata-rata reaktor RSG-GAS
No Daya (MW) Posisi Bank (mm) Posisi RR (mm) Reaktivitas (sen) Reaktivitas total (sen) KRD (sen/MW) 1.    1 330 329 136,792 0 0 2.    2 330 332 138,518 1,825 0,913 3.    5 330 335 140,442 3,650 0,913 4.    10 330 345 146,507 9,714 1,079 5.    15 330 357 153,738 16,946 1,210 Koefisien reaktivitas daya  rata-rata 1,028
Reaktor RSG-GAS
(Susanto, dkk)
Gambar 3. Reaktivitas yang hilang versus daya reaktor
Untuk hasil pengukuran koefisien reaktivitas  daya  rata-rata  untuk  setiap tingkat  daya  adalah  sebesar  -1.028sen/ MW  dan  cenderung  makin  negatif mengikuti  kenaikan  daya.  Kenaikan daya  reaktor  mengakibatkan  temperatur bahan  bakar  meningkat  yang  akan mengakibatkan pelebaran puncak energi  neutron  resonansi,  yaitu  neutron dengan  bentuk  kurva  energi  yang  tajam berupa puncak dan lembah yang terlihat jelas  pada  kurva  tarnpang  lintang serapan mikroskopik dari U-238 .  Sehingga  pelebaran  dari  puncak neutron  resonansi  akan  meningkatkan serapan  neutron  oleh  U-238  (efek doppler). Hal ini mengakibatkan
berkurangnya  jumlah  neutron  termal yang diserap oleh U-235 sehingga K eff
menjadi  berkurang.  Seperti    pada Persamaan  1  maka  jika  K eff mengalami penurunan,  reaktivitas  yang  terjadi  di dalam  teras  akan  ikut  menurun.  Dan juga dipengaruhi oleh reaktivitas negative akibat kenaikan suhu
moderator.
Nilai  KRD  setelah  konversi teras  lebih  kecil  dari  pada  pada  saat teras  awal  yaitu  sebesar  1.976  sen  / MW  hal  ini  mungkin  disebabkan  oleh pembangkitan  panas  teras  oksida  lebih tinggi  dibanding  silisida  (teras  oksida  =
y = 0,0277x 2 + 0,7713x + 135,96 132 136 140 144 148 152 156 0 5 10 15 R ea k ti v it a s y a n g h il a n g (se n ) Daya reaktor (MW)
Tabel 3. Perbandingan nilai KRD RSG-GAS dengan reaktor riset lain
No
Nama Reaktor Nilai KRD
Nilai KRD dalam satuan cent/MW Keterangan 1 RSG-GAS 1,028 cent/MW 1,028 2 IPR R1 Reactor at Nuclear Technology Developtmen Center (CTDN) Brazil 0,63 cent/KW 0,00063 3 Tehran reactor Research 0,89 pcm/KW 0.107 e-3 Dengan β eff = 0.0083
18.71  W/gram,  teras  silisida  =  18.5 W/gram) [17] . Sehingga efek doppler yang terjadi akan lebih besar dan
mengakibatkan reaktivitas negative pada teras oksida lebih besar dibanding silisida.  Tetapi  jika  dibandingkan  KRD reaktor riset yang lain ( IPR R1 Reactor at Nuclear  Technology  Developtmen  Center
(CTDN) Brazil [18] , T ehran research
reactor [19] dengan  β eff [20] )  nilai  koefisien reaktor  RSG-GAS  masih  relative  lebih besar  seperti  ditunjukan  pada  Tabel  2. Dengan  nilai  koefisien  reaktivitas  yang negative dan cenderung makin negative mengikuti  kenaikan  daya  maka  reaktor dapat  dioperasikan  dengan  stabil  dan aman.

## KESIMPULAN
Perhitungan  koefisien  reaktivitas  daya dilakukan
setelah pengukuran reaktivitas  reaktor  melalui  pengaturan batang  kendali  pada  setiap  kenaikan daya.  Koefisien  reaktivitas  daya  reaktor sendiri bernilai
negatif dengan
bertambahnya daya karena efek doppler dan meningkatnya suhu pendingin reaktor.  Nilai  koefisien  reaktivitas  daya reaktor pada teras 99 rata-rata sebesar - 1.028  sen  /MW.  Nilai  ini  lebih  rendah dibanding  teras  pertama  reaktor  (teras oksida). Hal ini disebabkan pembangkitan  panas  oksida  yang  lebih tinggi  dibanding  teras  silisida  (oksida  = 1,87  W/gr,  silisida  1.85  W/gr)  sehingga efek  doppler  pada  teras  oksida  lebih tinggi  dibanding  silisida.  Tetapi  jika dibandingkan  dengan  nilai  KRD  reaktor riset  lainnya,  nilai  KRD  RSG-GAS relative  lebih  besar.  Dengan  nilai  KRD yang  negative  dan  makin  negatif mengikuti  kenaikan  daya  maka  reaktor dapat  dioperasikan  dengan  aman  dan stabil.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]     I.  Kuntoro,         T.M.  Sembiring, Desain  teras   alternative   untuk Reaktor riset  inovatif  (RRI)  dari aspek nutronik”,Jurnal Teknologi Reaktor  Nuklir, Vol.16, hal. 1-10
, 2014
[2]    Laporan  Analisis  Keselamatan, PRSG-GAS  Rev10.1,  Desember
2011
[3] S.  Pinem,  P.  H.  Liem,  T.  M.
Sembiring, and T. Surbakti, “Fuel Element  Burnup  Measurements For  The  Equilibrium  LEU  Silicide RSG GAS (MPR-30) Core Under a New Fuel Management Strategy,” Ann. Nucl. Energy , vol. 98, 2016. [4] Budi  Rohman,  “Reaktor  Kartini,” Koefisien Reaktivitas Suhu
Bahan  Bakar Pus.  Pengkaj. Sist. dan  Teknol.  Pengawas.  Instal. dan Bahan Nukl. Badan , 2010.
[5] M.  Iqbal  Hosan,  M.  A. M.  Soner, K. A. Kabir, M. A. Salam, and M. Fazlul  Huq, “Study  on  neutronik safety  parameters  of  BAEC TRIGA  research  reaktor,” Ann. Nucl.  Energy ,  vol.  80,  pp.  447 –
450, 2015.
[6] M.  H.  Rabir,  “Measurement  Of
The  Power  And  Temparatur Reactivity  Coefficients  Of  The RTP  TRIGA  reaktor,” Nucl.  Eng. Des. ,  vol.  265,  pp.  269 –271,
2013.
[7] https://www.nrc.gov/docs/ML112
2/ML11223A207.pdf diakses pada  tanggal  9/10/2020  pukul
08.28 am.
[8] RSG-GA.Siwabessy,
Multipur- pose  Reactor  Commisioning  Tes 0 –  10.7  MW  power,  PRSG, BATAN, 1988 [9] T. Surbakti, “Analisis Kecelakaan Reaktivitas Teras RSG-GAS
Reaktor RSG-GAS
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Susanto, dkk)
Berbahan Bakar Silisida, Prosiding Seminar ke-7 Teknologi dan Keselamatan PLTN  Serta  Fasilitas  Nuklir, Bandung,  Tahun  2002,  ISSN  : 0854-2910. [10] T.Surbakti, P.
Purwadi, “Karakteristik  Reaktivitas  Teras Kerja  RSG-GAS  selama  30 Tahun Beroperasi, Jurnal Penelitian  Fisika  dan  Aplikasinya (JPFA) 7 (1), 13-26.
[11] John  C.Lee,  “Nuclear  Reactor  : Physics  and  Engineerting,”  John Wiley & Sons, Inc, 2020.
[12] S.  Dawahra,  K.  Khattab,  and  G. Saba,  “Reactivity  Temparatur
Coefficients  For  The  HEU  and LEU  fuel  of  the  MNSR  reaktor,”
Prog.  Nucl.  Energy ,  vol.  88,  pp.
28 –32, 2016
[13] S.Tukiran, Rokhmadi, 2007,
“Analisis  Koefisien  Reaktivitas
Moderator  Pwr  Dengan  Wims- Anltemperatur,Prosiding  PPI  - PDIPTN,  Yogyakarta  :  10  Juli 2007,  Hal  186-194,ISSN  0216 –
3128.
[14] J.  S.  Surian  Pinem,  Tukiran, “Pengukuran  Parameter  Kinetik Teras Silisida Dengan Kerapatan 2,96  g  U/cc  Reaktor  RSG- GAS,”
J. Fis. Himpun. Fis. Indones. , vol.
6,  no.  0201,  pp.  1549-1555.,
2004.
[15] C.S. Aldison.,  S.M.Aquilino,  C.G.
Alessandro,2012, “Reconstruction  of  the  Neutron Flux  in  a  Slab  Reactor”,  World
Journal  of  Nuclear  Science  and Technology, 2, 181-186.
[16] H. Anglart, “ Applied Reactor Technology” , KTH Royal Institute
of Technology, 2011.
[17] Setiyanto,  “Pengaruh  Konversi Teras  RSG-GAS  Dari  Oksida  Ke Silisida Terhadap Kerapatan Gamma,  Prosiding  pertemuan dan  presentasi  ilmiah,  Yogyakart :23-25  April  1996,  ISSN  0216-
3128.
[18] R.  M.  G.  D.  P.  Souza  and  A.  Z.
Mesquita,  “Measurements  Of The  Isothermal,  Power  And Temparatur Reactivity
Coefficients  Of  The  IPR-R1
TRIGA  reaktor,” Prog.  Nucl.
Energy , vol. 53, no. 8, pp. 1126 – 1131, 2011.
[19] A. Lashkari, ” vol. 5, no. 1, pp. 1–
7.
[20] A.  Lashkari,  H.  Khalaf,  H. Kazeminejad,  “Effective  delayed neutron  fraction  and  prompt neutron lifetime of Tehran research  reactor  mixed- core”, 2013,  Annals  of  Nuclear  Energy 55 (2013) 265 –271