## PEMODELAN DAN SIMULASI KINERJA

## PIN UJI BAHAN BAKAR PWR DENGAN UO 2 DIPERKAYA
Etty Mutiara, Winter Dewayatna, Tri Yulianto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong Gd. 20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: emutiara@batan.go.id (Naskah diterima: 19 –09–2019, Naskah direvisi: 12–10–2019, Naskah disetujui: 21–10–2019)

## ABSTRAK
PEMODELAN  DAN  SIMULASI  KINERJA  PIN  UJI  BAHAN  BAKAR  PWR  DENGAN  UO 2 DIPERKAYA. Pemodelan  dan  simulasi  pin uji  bahan  bakar  PWR  telah  dilakukan  menggunakan kode  komputer  termomekanik  FEMAXI-6.  Simulasi  dilakukan  untuk  memprediksi  kinerja  pin  uji dengan variasi pengayaan pelet UO 2 . Dari simulasi ini diharapkan akan diperoleh data mengenai pengaruh  tingkat  pengayaan  bahan  bakar,  fluks  netron  yang  diterima  pin  uji,  durasi iradiasi dan tingkat  pencapaian burn-up pada  awal  terjadinya  kontak  antara  pelet  UO 2 dengan  kelongsong zircaloy ( pellet  cladding  mechanical  interaction ,  PCMI)  pada  pin  uji.  Data  tersebut  selanjutnya akan  digunakan  sebagai  panduan  pada  perencanaan  eksperimen  iradiasi  di  reaktor  RSG  GAS Batan Serpong . Data masukan yang diterima kode FEMAXI-6 adalah geometri dan jenis material yang  akan  diiradiasi  serta  parameter  kondisi  iradiasi  seperti flux  neutron atau linear  heat  rate . Selanjutnya  dilakukan  perhitungan  perpindahan  panas,  distribusi  temperatur,  lepasan  gas  hasil fisi  serta  tekanan  di  dalam  pin  bahan  bakar  untuk  seluruh  panjang  bahan-bakar  dalam  pin  uji. Distribusi  temperatur  yang  dihasilkan  dari  modul  analisis  termal  digunakan  pada  modul  analisis mekanik  rinci  (PCMI,  lebar  gap).  Hasil  simulasi  menunjukan  kecenderungan  bahwa  semakin besar  tingkat  pengayaan  uranium  dalam  pelet  UO 2 ,  semakin  cepat  kontak  pelet-kelongsong terjadi  pada  penggunaan  tingkat  pembangkitan  daya  yang  relatif  sama,  tetapi  dengan  masukan Linear Heat Rate yang tinggi. PCMI belum terjadi pada iradiasi uranium alam  untuk pencapaian 100% burn-up dengan daya penuh sedangkan pada pelet UO 2 diperkaya 5%, PCMI telah terjadi pada  900  jam  iradiasi  meskipun  tingkat  dayanya  sudah  diturunkan  menjadi  separuhnya  dengan pencapaian burn-up sekitar 4%.
Kata kunci : PRTF, simulasi, pin PWR, FEMAXI, unjuk kerja

## ABSTRACT
MODELING  AND  SIMULATION  PERFORMANCE  OF  ENRICHED  UO 2 PWR  FUEL  PIN  TEST . Modeling and simulation of irradiation of PWR type test fuel of mini pin in RSG GAS reactor has been done using thermomechanics computer code of FEMAXI-6. The simulation was conducted by varying fuel enrichment under irradiation to predict fuel performance. The expected result from the  simulation  is  the  availability  of  simulation  data  on  fuel  behavior  under  simulated  irradiation with  different  enrichment,  neutron  fluxes  along  the  fuel,  length  of  time  and  burn-up  level  at  the beginning  of  contact  between  fuel  pellets  and  cladding  (Pellet-Cladding  Mechanical Interaction,PCMI).  The  simulation  data  will  provide  valuable  information  for  real  irradiation experiment  planning  in  RSG  GAS  reactor.  The  input  for  the  simulation  includes  geometry  and materials  and  operation  condition  such  as  neutron  fluxes  and  linear  heat  rate.  The  calculations include heat generated by the fuel, heat transferred out of the fuel, axial and radial  distribution of temperatures along the fuel, fission gas release and also pressure generated in fuel pin for whole length of the fuel pin. Temperature distribution calculation from thermal analysis module is applied to  detailed  mechanical  analysis  module  to  calculate  gap  width  between  the  pellet  and  the cladding.  The  simulation  shows  a  trend  for  reduction  of  contact  time  between  fuel  and  cladding with  increasing  enrichment  level  at  a  same  reactor  power  level  because  higher  enrichment  will cause higher linear heat rate. While PCMI does not occur on natural uranium fuel even for 100% burnup at full power level, fuel pin containing 5% enriched uranium causes the occurance PCMI at 900 hours of irradiation despite a reduce of power level by half with only 4% burnup.
Keywords : PRTF, simulation, PWR pin, FEMAXI, fuel performance
.
(Etty Mutiara, Winter Dewayatna, Tri Yulianto)

## PENDAHULUAN
Salah satu target PTBBN pada akhir renstra  2020-2024  adalah  menghasilkan prototype pelet UO 2 berderajad bakar ( burn- up ) tinggi sebagai bahan bakar reaktor daya berpendingin air ( Pressurized Water
Reactor ,  PWR).  Pada  gilirannya prototype pelet  UO 2 diharapkan  akan  memperoleh kualifikasi sebagai bahan bakar siap pakai di PWR.  Target  tersebut  dapat  dipenuhi setelah prototype pelet  UO 2 melewati  siklus litbang  yang  terdiri  dari  tahapan  desain, fabrikasi,  uji  iradiasi  dan  uji  pasca  iradiasi pelet  UO 2 .  Hasil  uji  pasca  iradiasi  akan menjadi  masukan  bagi  perbaikan  desain peletUO 2 atau  proses  fabrikasinya  sebagai tahapan awal dari siklus litbang bahan bakar berikutnya.  Sebelum  dilakukan  uji  iradiasi terhadap  pelet  UO 2 ,  perlu  dilakukan  terlebih dahulu  pemodelan  dan  simulasi  iradiasi pelet  UO 2 untuk  memprediksi  prilaku  termo- mekanik  pelet  UO 2 pada burn-up (fraksi bakar) tertentu yang akan menentukan umur pakainya  dalam  rangka  pengoperasian bahan bakar yang selamat dan ekonomis di reaktor  pengguna  [1-8].  Hasil  simulasi tersebut dapat memberikan gambaran unjuk kerja  (keandalan)  pelet  UO 2 [4,8-9]  dan menjadi  panduan  bagi  eksperimen  iradiasi pin  uji  bahan  bakarPWR  pada  parameter kondisi iradiasi di reaktor uji [1,3,10].
Pemodelan dan simulasi unjuk kerja pelet  UO 2 dilakukan  dengan  bantuan  kode komputer termomekanik bahan bakar nuklir, satu  diantaranya  adalah  FEMAXI  [1-4,11- 12].    Kode  FEMAXI  dapat  digunakan  untuk melakukan  analisis  termal  seluruh  panjang bahan-bakar  dalam  pin  PWR.  Analisis termal  yang  dilakukan  meliputi  perhitungan perpindahan  panas,  distribusi  temperatur, lepasan gas hasil fisi serta tekanan di dalam pin  bahan  bakar  [1-4].  Pada  modul  analisis termal  tersebut,  dapat  dilakukan  analisis mekanik  sederhana  menggunakan  variabel seperti konduktivitas panas yang dipengaruhi  oleh  mekanika  dari  pelet  dan kelongsong. Dari modul analisis termal akan dihasilkan distribusi temperatur untuk
digunakan pada modul analisis mekanik rinci untuk seluruh pin dan untuk 1 pelet [1-3].
Salah  satu  keluaran  dari  simulasi menggunakan FEMAXI adalah data mengenai  awal  terjadinya  interaksi  pelet UO 2 dengan  kelongsong zircaloy ( pellet- cladding mechanical interaction, PCMI) pada parameter kondisi iradiasi dan waktu iradiasi tertentu. PCMI adalah fenomena tertutupnya celah (gap) yang ada diantara pelet UO 2 dan kelongsong zircaloy sehingga  terjadi  kontak antara pelet dan kelongsong.  PCMI  menjadi salah satu constraint (batas/limit) operasi pin PWR  disamping  DNB  ( Departure  from Nucleate  Boiling )  dan  pelelehan  bahan bakarterkait keselamatan dan nilai ekonomis operasi  PWR  [1,4,11,13].  PCMI  pada  pin PWR akan menurunkan integritas kelongsong zircaloy dengan terjadinya
mulur( creep ) atau
retak sehingga kelongsong gagal berfungsi sebagai penghalang  penting  kedua  bagi  terlepasnya hasil fisi ke lingkungan setelah matriks pelet UO 2 [5].
PCMI  terjadi  karena  kombinasi pembesaran  diameter  pelet  ( swelling )  dan diameter  kelongsong  yang  mengecil  karena mulur [4,14-15]. Pada awal iradiasi, pembelahan bahan fisil, restrukturisasi vacancy dalampelet  UO 2 oleh  hasil  fisi  dan kondisi operasi pada tekanan dan temperatur  tinggi  menimbulkan  peristiwa densifikasi pada pelet UO 2 yang menyebabkan  diameter  pelet  menyusut [12,16].  Densifikasi  pada  pelet  ini  diimbangi dengan  pembesaran  diameter  pelet  yang disebabkan  oleh  ekspansi  termal  dan akumulasi  nuklida  hasil  fisi  di  dalam  pelet. Secara  total,  kedua  peristiwa  tersebut  akan menyebabkan  semakin  besarnya  diameter pelet  seiring  dengan  semakin  besarnya burn-up bahan  bakar  nuklir  [12,16].  Selain pembesaran  diameter  pelet  pada  pin  uji, tekanan tinggi air pendingin akan menyebabkan penurunan diameter kelongsong sebagai akibat deformasi elastik dan  mulur  yang  dialami  kelongsong  lebih besar dari ekspansi termalnya [1,8].
Peristiwa creep akan  semakin  memburuk seiring dengan bertambahnya waktu iradiasi sehingga diameter kelongsong akan menjadi semakin kecil
[1,8]. Kombinasi
membesarnya diameter pelet dan berkurangnya  diameter  kelongsong  akan memperkecil celah yang ada di antara pelet dan  kelongsong.  Pada  suatu  saat  celah tersebut  akan  hilang  yang  menyebabkan terjadinya kontak antara pelet dan kelongsong (PCMI) [1,8].
Penelitian  pemodelan  dan  simulasi menggunakan  kode  FEMAXI-6  ini  dilakukan dengan tujuan untuk memahami mekanisme PCMI  guna  menghindari  kegagalan  operasi bahan  bakar  karena  PCMI  pada  pin  uji dengan  variasi  pengayaan  pelet  UO 2 .  Dari penelitian ini diharapkan akan diperoleh data mengenai  pengaruh  tingkat  pengayaan bahan  bakar,  fluks  netron  yang  diterima  pin uji,  durasi  iradiasi  dan  tingkat  pencapaian burn-up terhadap  awal  terjadinya  PCMI pada  pin  uji  PWR  hasil  fabrikasi  PTBBN- Batan yangakan digunakan sebagai panduan  pada  perencanaan  eksperimen iradiasidi  reaktor  uji  RSG  GAS  Batan Serpong[3-8].Untuk skala eksperimen iradiasi,  bahan  bakar  yang  digunakan adalah  versi  mini  dari  bahan  bakar  yang sesungguhnya  namun  skala  ini  dapat memberikan gambaran terhadap efek iradiasi  pada  bahan  bakar  skala  penuh. Setelah  eksperimen  iradiasi  di  reaktor  uji, dilakukan  uji  pasca  iradiasi  untuk  melihat pengaruh  iradiasi  terhadap  kinerja  bahan bakar  nuklir.  Bila  hasil  eksperimen  iradiasi bahan  bakar  versi  mini  dan  hasil  uji  paska iradiasinya memuaskan maka dapat dilakukan  uji  iradiasi  lebih  lanjut  pada bahan-bakar skala penuh. Hasil-hasil eksperimen  juga  digunakan  sebagai  umpan balik  bagi  peningkatan  akurasi  simulasi  dari model yang digunakan.

## METODOLOGI
Algoritma  penyelesaian  masalah termomekanik oleh kode FEMAXI-6 digambarkan pada Gambar 1 [2].
Gambar 1. Algoritma Kode FEMAXI
Data  masukan  (input)  yang  diterima  kode FEMAXI-6  adalah  geometri  dan  jenis material yang akan diiradiasi serta parameter  kondisi  iradiasi  seperti flux neutron dan linear  heat  rate .  Pin  uji  dan perangkat PRTF ( Power Ramp Test Facility ) yang  digunakan  dapat  dilihat  pada  Gambar 2.
Gambar 2. Pin  uji  bahan  bakar  PWR  dan perangkat PRTF
Pin uji berupa rakitan 34 pelet dalam kelongsong zircaloy-4 dimasukkan ke dalam kapsul  PRTF  yang  memiliki  untai  pendingin sendiri  bertekanan  160  bar.  Data  pin  uji termasuk pelet dan kelongsong dapat dilihat pada  Tabel  1.  Pin  uji  yang  akan  diiradiasi ditempatkan  pada  perangkat  PRTF  di
reaktor RSG-GAS di lokasi yang ditunjukkan oleh Gambar 3. Perangkat dapat digerakkan maju  mundur  sepanjang  posisi  iradiasi PRTF  untuk  mendapatkan  perubahan  fluks neutron  sehingga  mampu  mensimulasikan perubahan  daya  yang  dialami  oleh  pin  uji.
Tabel 1. Data hasil fabrikasi pin bahan bakar uji [3,6,9,10,12].
Pelet UO 2 No Parameter Hasil Ukur Satuan 1 Diameter pelet 9,05 mm 2 Panjang pelet 9,06 mm 3 Diameter dish pelet 0,49 mm 4 Kedalaman dish atas pelet 0,23 mm 5 Kedalaman dish bawah pelet 0,49 mm 6 Densitas pelet 94,32 % TD 7 Grain size 6,32 µm 8 Surface Roughness pelet 1,02 µm 9 Berat pelet 6,31 gram 10 Berat total pelet 214,6690 gram 11 Pengayaan 2; 3; 4; 5 % U 235 Zircaloy No Parameter Hasil Ukur Satuan 12 Diameter luar kelongsong 10,75 mm 13 Diameter dalam kelongsong 9,33 mm 14 Surface Roughness kelongsong 0,26 – 0,35 µm 15 Panjang kelongsong 366,5 mm 16 Panjang total pin 445,90 mm 17 Volum plenum 2067,24 mm 3 18 Tekan gas Helium 1 bar 19 Helium Leak Test 6,65x10 -9 mbar ml/detik
Pin  uji  disimulasikan  dengan  daya yang  relatif  sama  menggunakan  5  variasi pengayaan  uranium  rendah  ( Low  Enriched Uranium , LEU). Pin uji terdiri atas kelongsong zircaloy dengan diameter dalam
0,933  cm  dan  diameter  luar  1,075  cm  yang berisi  34  pelet  UO 2 yang  masing-masing berdiameter  0,905  mm  dengan  tinggi 0,966  mm.  Simulasi  dilakukan  terhadap  5 pin  uji,  masing-masing  berisi  pelet  uranium dioksida  dengan  pengayaan  0,7%  (uranium alam),  2%,  3%,  4%  dan  5%.  Pin  uji  dikenai fluks  netron  pada  posisi  J7  di  teras  reaktor RSG-GAS.  Pin  berisi  pelet  UO 2 alam  serta pin  dengan  pelet  UO 2 pengayaan  rendah
2%  dan  3%  diberi  fluks  pada  daya maksimum (30 MW), sementara pin uji berisi pelet  UO 2 pengayaan  4%  dan  5%  diberi fluks  pada  separuh  daya  maksimum  karena jika  digunakan  daya  maksimum,  PCMI terjadi pada saat sangat awal.
Setelah  data  input  dimasukkan, dilakukan  perhitungan  perpindahan  panas, distribusi  temperatur,  lepasan  gas  hasil  fisi serta  tekanan  di  dalam  pin  bahan  bakar untuk  seluruh  panjang  bahan  bakar  (34 buah  pelet  UO 2 )  dalam  pin  uji.  Pada  modul analisis  termal,  dapat  dilakukan  analisis mekanik  sederhana  dengan  variabel  seperti konduktivitas  panas  yang  dipengaruhi  oleh
mekanika  dari  pelet  dan  kelongsong.  Dari modul  analisis  termal  akan  dihasilkan distribusi  temperatur  untuk  digunakan  pada modul  analisis  mekanik  rinci  (seperti  PCMI, lebar  gap)  yang  terbagi  atas  modul  analisis untuk  seluruh  pin  dan  untuk  1  pelet. Keluaran  dari  modul  ini  dicatat  untuk  setiap batasan  waktunya  dan  digunakan  sebagai masukan  untuk  analisis  termal  berikutnya dan  begitu  seterusnya  sehingga  waktu simulasi yang ditentukan tercapai.
Gambar 3.  Posisi  PRTF  di  reaktor  RSG-

## GAS

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Simulasi  pin  uji  U-alam  pada rentang waktu hingga 40.000 jam pada daya penuh  operasi  PRTF  ditunjukkan  pada Gambar  4  dan  Gambar  5.  Daya  penuh operasi  PRTF  adalah  30  MW.  Gambar  4 menunjukkan  masukan Linear  Heat  Rate (LHR)  menurun  perlahan  secara  asimptotis hingga  nilai  konstan  sekitar  25%  dari  nilai awalnya sebesar sekitar 110 W/cm. Pembangkitan panas yang relatif konstan ini disebabkan oleh laju reaksi pembelahan dari bahan-bakar  nuklir  yang  juga  relatif  konstan sehingga burn-up naik  secara  linier  sampai akhir  operasi.  Pembangkitkan  panas  yang dialami  oleh  bahan  bakar  nuklir  uranium dengan  pengayaan  0,71%  (U  alam)  dan akumulasi hasil fisi menyebabkan membesarnya  diameter  pelet.  Peristiwa  ini
disertai  dengan  terjadinya  mulur  pada kelongsong zircaloy yang  menyebabkan berkurangnya  diameter  kelongsong  karena panas  pembangkitan  dan  tekanan  air pendingin. Kombinasi membesarnya diameter  pelet  dan  berkurangnya  diameter kelongsong  akan  memperkecil  celah  yang ada  di  antara  pelet  dan  kelongsong.  Pada saat  celah  tersebut  hilang  maka  terjadi kontak  antara  pelet  dan  kelongsong  (PCMI) dengan gaya kontak sekitar 5,2 MPa seperti ditunjukkan pada Gambar 5.
Gambar 4. Linear  heat  rate (LHR)  dan Burnup (BU)  dari  pin  uji  uranium alam  pada  daya  penuh  selama 2200 jam.
Gambar 5. Celah  dan  gaya  kontak  dari  pin uji  uraanium  alam  pada  daya penuh selama 2200 jam.
Sebagaimana  diperlihatkan  pada  gambar tersebut, kontak antara pelet dan 0 5000 10000 15000 20000 25000 30000 35000 40000 0 20 40 60 80 100 120 140 160 0 20000 40000 60000 BU (M W d /t U ) L HR ( W /c m ) Waktu (jam) LHR Burnup 0 1 2 3 4 5 6 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 0 20000 40000 60000 Ga y a k o n ta k ( M P a ) Cel a h ( m ik ro n ) Waktu (jam) Clearance Contact Force
(Etty Mutiara, Winter Dewayatna, Tri Yulianto)
kelongsong  untuk  pin  uji  dengan  pelet  UO 2 alam  pada  daya  penuh, terjadi  pada  40.000 jam  iradiasi  pada  saat burn-up mencapai 35.000  MWd/tU,  sementara burn-up total untuk  pin  uji  berisi  pelet  UO 2 alam  adalah 7.500  MWd/tU.  Hasil  simulasi  sebagaimana yang ditunjukkan oleh Gambar 5 memberikan keyakinan bahwa sampai 100% burn-up pun belum terjadi PCMI pada pin uji yang  berisi  pelet  UO 2 alam  dengan  lebar celah  (gap)  antara  pelet  dan  kelongsong sekitar 50 µm.
Simulasi  pada  daya  penuh  operasi PRTF  untuk  pin  uji  dengan  pengayaan rendah  2%  pada  rentang  waktu  hingga 2.200  jam  ditunjukkan  pada  Gambar  6  dan Gambar 7.
Gambar 6. Linear  heat  rate (LHR)  dan Burnup (BU) dari pin uji
pengayaan  rendah  2%  pada daya penuh selama 2200 jam.
Gambar 7. Celah  dan  gaya  kontak  dari  pin uji  pengayaan  rendah  2%  pada daya penuh selama 2200 jam.
Gambar  6  menunjukkan  masukan  LHR menurun  perlahan  secara  asimptotis  hingga nilai  konstan  sekitar  25%  dari  nilai  awalnya sebesar  sekitar  310  W/cm.  Pembangkitan panas  yang  relatif  konstan  ini  disebabkan oleh  laju  reaksi  pembelahan  dari  bahan- bakar  nuklir  yang  juga  relatif  konstan sehingga burn-up naik  secara  linier  hingga akhir  operasi.  Pembangkitkan  panas  yang dialami  oleh  bahan  bakar  nuklir  uranium dengan pengayaan 2% hampir tiga kali lebih besar  dari  bahan  bakar  uranium  alam.  Hal ini  menyebabkan  laju  pembesaran  pelet meningkat sehingga kontak antara pelet dan kelongsong  terjadi lebih  cepat  dibandingkan kontak  yang  terjadi  pada  pelet  uranium alam.  Gambar  7  menunjukkan  bahwa  celah antara pelet dan kelongsong menurun tajam hingga  15  µm  pada  1000  jam  operasi  dan terus  menurun  hingga  terjadi  kontak  antara pelet  dan  kelongsong  pada  2200  jam. Kontak (PCMI) ini terjadi pada burn-up 4500 MWd/tU  dengan  gaya  kontak  sebesar  0,47 MPa.
Simulasi  pada  daya  penuh  operasi PRTF dengan pin uji pengayaan rendah 3% pada  rentang  waktu  hingga  2200  jam ditunjukkan pada Gambar 8 dan Gambar 9.
Gambar 8. Linear  heat  rate (LHR)  dan Burnup (BU) dari pin uji pengayaan  rendah  3%  pada daya penuh selama 2200 jam.
0 1000 2000 3000 4000 5000 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 0 1000 2000 3000 BU (M W d /t U ) L HR ( W /c m ) Waktu (jam) LHR Burnup
0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0 20 40 60 80 100 0 1000 2000 3000 G a y a k o n ta k ( M P a )
Cel a h ( m ik ro n ) Waktu (jam) Clearance Contact Force 0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 0 100 200 300 400 500 600 700 0 1000 2000 3000 BU (M W d /t U ) L HR W /c m Waktu (jam) LHR Burnup
Gambar 9. Celah  dan  gaya  kontak  dari  pin uji  pengayaan  rendah  3%  pada daya penuh selama 2200 jam.
Gambar  8  menunjukkan  input  LHR menurun  perlahan  secara  asimptotis  hingga nilai  konstan  sekitar  25%  dari  nilai  awal sebesar  sekitar  470  W/cm.  Simulasi  PRTF pin  uji  pengayaan  rendah  3%  pada  daya penuh  dan  masukan  LHR  tinggi  sekitar  600 W/cm  membangkitkan  panas  sekitar  4  kali lebih  besar  dari  bahan  bakar uranium  alam. Kondisi  ini  menyebabkan  laju  pembesaran pelet  dalam  pin  uji  menjadi  lebih  tinggi sehingga  kontak  terhadap  kelongsong  lebih cepat terjadi dibandingkan yang terjadi pada pelet  uranium  alam  maupun  pelet  dengan pengayaan uranium 2%.
Gambar  9  menunjukkan  bahwa celah  antara  pelet  dan  kelongsong  terus menurun  hingga  terjadi  kontak  antara  pelet dan  kelongsong  pada  1000  jam  operasi dengan burn-up yang  baru  mencapai  2200 MWd/tU, sekitar 6,3% burn-up total.
Masukan  LHR  sebesar  600  W/cm  dengan fluks netron pada daya penuh (30MW) untuk simulasi PRTF pin uji pengayaan rendah 3% dimaksudkan  agar  waktu  iradiasi  simulasi lebih  singkat.  Nilai  LHR  ini  terlalu  tinggi  bila dibandingkan  dengan  LHR  pada  operasi normal  sebenarnya  di  PWR  Westinghouse yang  dibatasi  sampai  dengan  13,6  kW/ft (448  W/cm)  [17].  LHR  dibatasi  untuk menghindari  terjadinya  hot  spot  lokal  pada bahan  bakar  yang  menerima  fluks  netron tinggi  sehingga  tidak  terjadi  PCMI  dini  pada pin  di  awal  operasi  [7,11,17-19].  Simulasi
untuk  menghindari  terjadinya  PCMI  dalam pencapaian burn-up tinggi  telah  dilakukan untuk  reaktor  daya  BWR  ( Boiling  Water Reactor ) melalui pengkondisian bahan bakar dan  pengaturan  parameter  operasi  untuk operasi  reaktoryang  selamat  dan  ekonomis menggunakan kode FEMAXI-5 [11].
Pengkondisian  bahan  bakar  yang  dimaksud disini  adalah  pengaturan  parameter  operasi reaktor,  salah  satunya  adalah  LHR,  agar fenomena  densifikasi  dan  relaksasi  stress pada  pelet  bahan  bakar  dapat  dikendalikan secara  bertahap.  Pengkondisian  ini  dapat menurunkan
gaya
kontak antara pelet –kelongsong  di  awal  terjadinya  PCMI yang  selanjutnya  akan  membuka  kembali gap antara pelet –kelongsong. Sebagaimana ditampilkan  Gambar  8  dan  Gambar  9,  gaya kontak antara pelet –kelongsong  turun sejalan dengan turunnya LHR pada simulasi pin uji pin uji pengayaan rendah 3%. Apabila tidak  dilakukan  pengkondisian  bahan  bakar maka  fenomena  PCMI  yang  terjadi  akan memburuk  dengan  membiarkan  proses swelling bahan  bakar  yang  terus  berlanjut yang  semakin  meningkatkan gaya  kontak  di area  PMCI  dan  mereduksi  celah  antara pelet –kelongsong  pada  pelet  UO 2 lainnya dalam pin [11].
Simulasi  pada  setengah  dari  daya penuh  operasi  PRTF  dengan  pin  uji pengayaan  rendah  4%  pada  rentang  waktu hingga 2.200  jam  ditunjukkan  pada  Gambar 10 dan Gambar 11.
Gambar 10. Linear  heat  rate (LHR)  dan Burnup (BU) dari pin uji pengayaan  rendah  4%  pada daya penuh selama 2.200 jam.
0 5 10 15 20 0 20 40 60 80 100 0 1000 2000 3000 Ga y a k o n ta k ( M P a ) Cel a h ( m ik ro n ) Waktu (jam) Clearance
0 1000 2000 3000 4000 5000 0 100 200 300 400 500 0 1000 2000 3000 BU (M W d /t U ) L HR ( W /c m ) Waktu (jam) LHR Burnup
(Etty Mutiara, Winter Dewayatna, Tri Yulianto)
Gambar 11.  Celah dan gaya kontak dari pin uji pengayaan rendah 4% pada daya penuh selama 2200 jam.
Simulasi  dilakukan  pada  setengah  daya penuh  karena  PCMI  segera  terjadi  pada saat-saat  awal  operasi  jika  simulasi  pin  uji pengayaan  rendah  4%  menggunakan  daya penuh operasi PRTF.
Gambar  10  menunjukkan  masukan LHR  menurun  perlahan  secara  asimptotis hingga  nilai  konstan  sekitar  25%  dari  nilai awalnya  sebesar  sekitar  300  W/cm.  Pada pengayaan  ini  fluks  neutron  diturunkan hingga  setengah  dari  fluks  neutron  yang digunakan  pada  iradiasi  pin  dengan  pelet berpengayaan uranium alam hingga pengayaan 3% untuk menghindari terjadinya kontak pelet-kelongsong (PCMI) pada waktu yang  sangat  cepat  bila  digunakan  fluks neutron pada daya penuh. Melalui penurunan  daya  ini,  maka  kontak  pelet kelongsong  terjadi  pada  2.200  jam  iradiasi (ditunjukkkan  pada  Gambar  11),  durasi iradiasi  yang  sama  untuk  terjadinya  kontak pelet  kelongsong  untuk  pin  uji  dengan pengayaan  uranium  2%.  Kontak  ini  terjadi pada  pencapaian  21% burn-up untuk  pin  uji dengan pengayaan uranium 2%.Bila dibandingkan  dengan  pin  uji  pengayaan rendah 3% ternyatakontak pelet kelongsong pada  pengayaan  4%  ini  terjadi  pada  waktu yang  lebih  lama,  hal  ini  disebabkan  fluks yang  diterima  oleh  pin  uji  pengayaan  4% hanya  separuhnya.  Dengan  inputan  LHR yang  lebih  rendah  (separuh  daya  penuh),
PCMI pin uji berisi pelet UO 2 pengayaan 4% terjadi  pada  waktu  mencapai  10% burn-up , sementara  untuk  pin  dengan  pengayaan 3%,  PCMI  sudah  terjadi  pada burn-up yang baru  mencapai  6,3%  dengan  iradiasi  daya penuh.
Simulasi  pada  setengah  dari  daya penuh  operasi  PRTF  dengan  pin  uji pengayaan  rendah  5%  pada  rentang  waktu hingga  1000  jam  ditunjukkan  pada  Gambar 12 dan Gambar 13. Simulasi dilakukan pada setengah  daya  penuh  karena  PCMI  segera terjadi pada saat-saat awal.
Gambar 12. Linear  heat  rate (LHR)  dan Burnup (BU) dari pin uji pengayaan  rendah  5%  pada daya penuh selama 2.200 jam.
Gambar 13.  Celah dan gaya kontak dari pin uji pengayaan rendah 5% pada daya penuh selama 2200 jam.
0 0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 0 1000 2000 3000 Gay a ko n tak ( M P a ) Ce la h ( m ik ro n ) Waktu (jam) Clearance Contact Force
0 500 1000 1500 2000 2500 0 100 200 300 400 500 600 0 500 1000 BU (M W d /t U ) L HR ( W /c m ) Waktu (jam) LHR Burnup 0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2 1,4 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 0 500 1000 Gay a ko n tak ( M P a )
Cel a h ( m ik ro n ) Waktu (jam) Clearance Contact Force
Gambar  12  menunjukkan  bahwa  panas yang dibangkitkan sepanjang pin mula-mula agak  tinggi  dan  turun  sedikit  ke  suatu  nilai konstan  pada  akhir  simulasi,  sedangkan burn-up terus naik secara linier hingga akhir operasi.
Sedangkan
Gambar
13
menunjukkan  bahwa  meskipun  fluks  netron telah  diturunkan  hingga  setengah  dari  fluks yang  diterima  oleh  pin  uji  dengan  pelet berpengayaan  uranium  3%  akan  tetapi kontak  antara  pelet  dan  kelongsong  terjadi pada  waktu  yang  lebih  singkat  yaitu  pada 900 jam, waktu yang lebih singkat dari waktu kontak  untuk  pelet  bahan  bakar  nuklir berpengayaan 3% yaitu sebesar 1000 jam.

## SIMPULAN
Prediksi kinerja pin uji PWR di PRTF dengan pemodelan
dan simulasi menggunakan kode termomekanik FEMAXI-
6  memberikan  data  bahwa  kontak  antara pelet UO 2 dan kelongsong zircaloy (PCMI)sangat dipengaruhi oleh pengayaan  uranium.  Hasil  simulasi  pada penggunaan  tingkat  pembangkitan  daya yang  relatif  sama,  tetapi  dengan  masukan Linear  Heat  Rate yang  tinggi  memberikan kecenderungan bahwa semakin besar tingkat  pengayaan  uranium  dalam  pelet UO 2 , semakin cepat kontak pelet- kelongsong terjadi. PCMI belum terjadi pada iradiasi  uranium  alam  untuk  pencapaian 100% burn-up dengan daya penuh sedangkan  pada  pelet  UO 2 diperkaya  5%,
PCMI  telah  terjadi  pada  900  jam  iradiasi meskipun tingkat dayanya  sudah diturunkan menjadi  separuhnya  dengan  pencapaian burn-up sekitar  4%.  Data  hasil  simulasi  ini selanjutnya  akan  dijadikan  panduanbagi penyusunan  rencana  eksperimen  iradiasi Pin  Uji  Bahan  Bakar  PWR  menggunakan perangkat PRTF di reaktor RSG GAS.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Kami  mengucapkan  terima  kasih kepada Kepala BFBBN dan semua staf yang telah  membantu  dalam menyelesaikan tulisan ini.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  P.  Van  Uffelen,  J.  Hales,  W.  Li,  G. Rossiter,  R.  Williamson, “A  review  of fuel  performance  modelling, ” Journal  of Nuclear  Materials ,  vol.  516,  hal.  373-
412, 2019.
[2] M.  Suzuki,  H.  Saitou,  Y.  Udagawa  and F.  Nagase, “Light  water  reactor  fuel analysis  code,  FEMAXI-7:  Model  and structure, JAEA-Data/Code, 2013-005.
[3]  P.  Van  Uffelen,  and  M.  Suzuki,3.19:
Oxide  fuel  performance  modeling  and simulations, ” Comprehensive  Nuclear Materials ,  vol.  3,  no.19,  pp.  535-577,
2012.
[4]  M.  Imani,  M.  Aghaie,  A.  Zolfaghari,  A. Minuchehr, “Numerical  study  of  fuel– clad mechanical interaction during long- term burnup of WWER1000, ” Annals of Nuclear  Energy ,  vol.  80,  hal.  267-278,
2015.
[5]  H.  C.  Kim,  S.  K.  Seo,  S.  U.  Lee,  Y.  S. Yang, “Development  of  NUFORM3D module with FRAPCON 3.4 for simulation of pellet-cladding mechanical interaction, ” Nuclear  Engineering  and
Design , vol. 318, hal. 61-71, 2017.
[6]  X.  Gong,  Y.  Jiang,  S.  Ding,  Y.  Huo,  L. Yang, “Simulation  of  the  in-pile behaviors evolution in nuclear fuel rods with  the  irradiation  damage  effects, ”
Acta  Mechanica  Solida  Sinica ,  vol.  27, no 6, pp. 551-567, 2014.
[7]  R. L. Williamson,  N. A. Capps,  W. Liu, Y. R. Rashid, B. D. Wirth, “Multi- dimensional  simulation  of  LWR  fuel behavior in the BISON fuel performance code, ” The  Journal  of  The  Minerals, Metals  and  Materials  Society ,  vol.  68,
no.11, pp. 2930 –2937, 2016.
[8]  L.  Van  Brutzel,  R.  Dingreville,  T.J. Bartel,  “Chapter  2.  Nuclear  fuel deformation phenomena,
NEA/NSC/R(2015)5, CEA, France.
[9]  Y.Guérin, “Modeling  fuel  behavior, Nuclear fuels –  DENMonographs,
(Etty Mutiara, Winter Dewayatna, Tri Yulianto)

## CEA/DEN  Direction  scientifique,  CEA
Saclay (France), pp. 29-30, 2009.
[10]  J.  Susilo,  T.  M.  Sembiring,  W. Dewayatna, “Irradiation characteristic of natural  UO 2 pin  PHWR  target  at  PRTF facilities  of  RSG –GAS  Core,” Jurnal
Teknologi  Reaktor  Nuklir  Tri  Dasa Mega , vol. 19, no. 2, hal. 71-82, 2017.
[11]  H. H. Lopez, and M. A. Lucatero, “BWR fuel rod behavior evaluation for preconditioning power ramps with FEMAXI-V, ” Annals  of  Nuclear  Energy , vol. 38, no. 10, pp.  2213-2217, 2011.
[12]  V.  Krasnorutskyy,  and  O.  Slyeptsov, “Investigation  of  PWR  and  VVER  fuel rod  performances  under  high  burnup using FEMAXI & PAD codes, ” Progress Report , IAEA Research Contract No.15370, 2008.
[13]  M.  Piro,  D.  Sunderland,  S.  Livingstone, J.  Sercombe,  C.  Judge, “A  review  of pellet –clad  interaction  behavior  in
zirconium alloy fuel
cladding, ”
Reference Module in Materials Science and Materials Engineering , 2017.
[14]  A. Gojan, “Advanced modeling of pellet- cladding interaction, ” Master of Science Thesis, KTH Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden, 2016 [15] B. Michel, J. Sercombe, C. Nonon, and O. Fandeur, “ Modeling of Pellet Cladding Interaction, ” Reference
Module  in  Materials  Science  and Materials  Engineering ,  CEA,  DEN, DEC, 2016.
[16]  M. E. Cazado, and A. C. Denis, “Model of  nuclear  fuel  pellets  densification under irradiation and isothermal conditions:  Application  to  UO 2 fuels, ”
Journal  of  Nuclear  Materials ,  vol.  510,
hal. 585-595, 2018.
[17]  NRC, 2.2 Power Distribution Limit, 0519 -  R304P  -  Westinghouse  Technology System Manual, 2012, available :https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML1
1223A208.pdf
[18]  N.  Capps,  M.  Kennard,  W.  Liu,  B.  D. Wirth,  J.  Rashid, “PCMI analysis  of  a commercial  PWR  using  BISON  fuel performance code, ” Nuclear
Engineering  and  Design ,  vol.  324,  pp. 131-142, 2017.
[19]  N.  Capps,  A.  Mai,  M.  Kennard, W.  Liu, “PCMI  analysis  of  Zircaloy  coated  clad under  LWR  steady  state  and  reactor startup  operations  using  BISON fuel performance
code, ” Nuclear
Engineering  and  Design, vol.  332,  pp. 383-391, 2018.