## DESAIN TERAS ALTERNATIF UNTUK REAKTOR RISET INOVATIF (RRI) DARI ASPEK NEUTRONIK
Iman Kuntoro, Tagor Malem Sembiring Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir, BATAN Kawasan Puspiptek Gedung No. 80, Serpong, Tangerang Selatan E-mail: imank@batan.go.id
Diterima editor 11 November 2013 Disetujui untuk publikasi 10 Januari 2014

## ABSTRAK
DESAIN  TERAS  ALTERNATIF  UNTUK  REAKTOR  RISET  INOVATIF  (RRI)  DARI  ASPEK NEUTRONIK . Berdasarkan dokumen kriteria pengguna dan fungsi utamanya, Reaktor Riset Inovatif (RRI) dipersyaratkan  dapat  menghasilkan  fluks  neutron  termal  maksimum  1×10 15 neutron  cm -2 s -1 .    Hal  ini diperlukan  agar  reaktor  RRI  dapat  digunakan  untuk  target  yang  membutuhkan  fluks  neutron  tinggi.  Dalam penelitian  sebelumnya  diperoleh  bahwa  desain  reaktor  RRI  tidak  mungkin  menghasilkan  fluks  neutron tersebut  jika  menggunakan  bahan  bakar  seperti  yang  digunakan  reaktor  RSG-GAS.  Hal  ini  diduga  karena dimensinya  terlalu  besar,  mengingat  fluks  neutron  berbanding  terbalik  dengan  volume  teras.  Tujuan penelitaian  ini  adalah  untuk  mendapatkan  desain  teras  alternatif  reaktor  RRI  yang  memenuhi  persyaratan fluks  neutron  termal  tersebut.  Alternatif  bahan  bakar  yang  dipilih  adalah  yang  dipakai  di  reaktor  JMTR ( Japan  Material  Testing  Reactor )  yang  berdimensi  lebih  kecil  dibanding  reaktor  RSG-GAS.  Disamping  itu tinggi aktif teras divariasi 70 cm dan 75 cm.  Desain teras dilakukan dengan perangkat analaitik WIMS-D5B, Batan-FUEL dan Batan-3DIFF.  Teras alternatif menggunakan konsep konfigurasi teras kompak 5×5 dengan 4  elemen  kendali  jenis follower .  Berdasarkan  hasil  perhitungan  ada  3  (tiga)  teras  alternatif  yang  dapat memenuhi  persyaratan  tersebut,  termasuk  teras  menggunakan  bahan  bakar  reaktor  RSG-GAS  dengan menambah tinggi aktifnya menjadi 70 cm dari 60 cm. Dengan menganalisis seluruh aspek, keselamatan serta efisiensi dan efektivitas reaktor, maka teras alternatif dengan bahan bakar tipe JMTR dengan tinggi aktif 70 cm merupakan teras alternatif yang terbaik.
Kata kunci: neutronik, teras kompak, reaktor riset inovatif, fluks neutron termal tinggi

## ABSTRACTS
ALTERNATIVE  CORE  DESIGN  FOR  THE  INNOVATIVE  RESEARCH  REACTOR  (RRI)  FROM NEUTRONICS ASPECTS . Based on its User Requirement Document and main function, RRI shall be able to provide a maximum thermal neutron flux of 1×10 15 neutron cm -2 s -1 . The reason is that the RRI reactor can serve targets requiring a high neutron flux. From the previous results it was obtained that RRI design using fuel of RSG-GAS type was not possible to produce that high neutron flux. One among other reasons is that the  geometry  dimension  is  the  large,  as  the  neutron  flux  is  inversely  proportional  to  core  volume.  The objective of the study is to find an alternative core for RRI which meets the high neutron flux requirement. It was  chosen  an  alternative  fuel  element  one  like  used  in  JMTR  (Japan  Material  Testing  Reactor)  that  has smaller  dimension  compared  to  that  of  the  RSG-GAS  reactor.  Besides  that,  active  core’s  height  was  also varied for 70 cm and 75 cm. Design was carried out by means of analytic codes WIMS-D5B, Batan-FUEL and  Batan-3DIFF.  Alternative  core  applied  compact  core  configuration  concept  of  5×5  with  4  follower control elements. The calculations resulted 3 (three) alternative cores fulfill the requirement, including core using RSG-GAS fuel type but of 70 cm height instead of 60 cm. Through analyzing from over all aspects of core safety and efficiency as well as effectively, core using JMTR fuel type with height of 70 cm represent the best alternative core.
Key words: neutronics, compact core, innovative research reactor, high thermal neutron flux.

## PENDAHULUAN
Indonesia memiliki tiga reaktor riset yaitu reaktor Kartini, reaktor Triga 2000 dan reaktor RSG- GAS yang masing-masing memiliki daya termal sebesar 100 kW, 2 MW dan 30 MW.  Diantara ketiga reaktor tersebut, reaktor RSG-GAS yang memiliki fluks neutron termal tertinggi yaitu 2 × 10 14 neutron cm -2 s -1 .    Dilihat  dari  usia  operasi  reaktor,  maka  reaktor  RSG-GAS  memiliki  usia  termuda  yaitu  27 tahun  sejak  dioperasikan  1987.  Mengingat  faktor  usia  ini,  diperlukan  suatu  desain  reaktor  riset  baru sebagai alternatif pengganti jika suatu saat reaktor RSG-GAS dikomisioning.
Tuntutan  utama  desain  reaktor  riset  saat  ini  adalah  memiliki  fluks  neutron  yang  tinggi  untuk menyediakan utilisasi reaktor yang optimal. Bahkan parameter yang menjadi ukuran efektifitas suatu reaktor  adalah  rasio  fluks  neutron  termal  maksimum  terhadap  daya  reaktor  (FNTMD)  yang  harus tinggi[1]. Usaha untuk menaikkan tingkat fluks neutron termal juga dilakukan agar meningkatkan rasio ini, seperti yang dilakukan Seo dan Cho [2]. Aspek lain adalah reaktor riset harus memiliki efisiensi yang optimum. Efisiensi reaktor riset akan dipenuhi jika reaktor riset memenuhi fungsi reaktor multi- guna  ( multi-purpose  research  reactor ),  dengan  demikian  reaktor  harus  dipasang  berbagai  fasilitas untuk dimanfaatkan dalam banyak fungsi seperti produksi radioisotop, neutron transmutation doping , fasilitas fast  neutron ,  fasilitas cold  neutron  source dan  lainya  [3].  Oleh  karena  itu,  dalam  dokumen kriteria  pengguna  UCD  ( User  Criteria  Document )  Reaktor  Riset  Inovatif  (RRI),  nama  reaktor  yang didesain untuk alternatif  reaktor riset di  Indonesia,  pertimbangan reaktor  yang  efektif dan efisien itu telah ditetapkan [4].
Karakteristika  utama  desain  konseptual  reaktor  RRI  adalah  menggunakan  bahan  bakar  baru UMo dengan densitas uranium yang tinggi, konfigurasi teras yang kompak dengan orde fluks neutron termal yang tinggi, 1 × 10 15 neutron cm -2 s -1 [4,5]. Sampai saat ini, desain reaktor RRI yang diusulkan belum dapat memenuhi persyaratan fluks neutron tersebut. Seperti yang dilakukan oleh Tukiran dkk., fluks  neutron  termal  maksimum  adalah  4,2  ×  10 14 neutron  cm -2 s -1 dari  4  konfigurasi  teras  yang diusulkan [5].  Akan tetapi yang diunggulkan dalam desainnya adalah FNTMD (2,1×10 13 MW -1 ) yang tinggi dan panjang siklus yang sangat tinggi.  Nilai FNTMDnya melebihi yang dimiliki reaktor OPAL dengan daya yang sama [1].
Kajian awal menunjukkan penggunaan elemen bakar RSG-GAS dengan tinggi aktif 60 cm tidak mungkin  mendapatkan  teras  setimbang  yang  memenuhi  nilai  kriteria  desain fluks  neutron  termal maksimum  sebesar    1  ×  10 15 neutron  cm -2 s -1 [6].    Kalaupun  kriteria  tersebut  dipenuhi,  akan  tetapi panjang siklusnya sangat pendek sehingga tidak ekonomis. Oleh karena itu tinggi teras aktif teras perlu dinaikkan agar kerapatan uranium dapat ditingkatkan untuk memperpanjang siklus operasi.
Fakta di dalam pengoperasian reaktor jenis MTR ( material testing reactor ) dengan bahan bakar pelat,  bahwa  dimensi  elemen  bakar  standar  yang  lebih  kecil  dari  reaktor  RSG-GAS  digunakan  di beberapa  reaktor  seperti  di  reaktor  JMTR  ( Japan  Material  Testing  Reactor )  dan  JRR-3 (Japan Research  Reactor No.  3)  [7].    Fluks  neutron  termal  maksimum  di  reaktor  JMTR  dan  reaktor  RSG- GAS masing-masing sebesar 4×10 14 neutron/cm 2 /s (50 MW) dan 2×10 14 neutron/cm 2 /s (30 MW).  Hal ini  menunjukkan  nilai  FNTMD  reaktor  JMTR  lebih  tinggi  dibanding  di  reaktor  RSG-GAS.  Oleh karena itu, elemen bakar yang berukuran lebih kecil ini tentunya jika diaplikasikan di reaktor RRI akan dapat meningkatkan fluks neutron di teras sesuai dengan hubungan antara fluks neutron dan volume reaktor. Disamping itu,  elemen bakar JMTR dipilih karena dengan dimensi yang relatif kecil mampu dioperasikan dengan baik dengan kerapatan uranium yang lebih tinggi, 4,8 g cm -3 .
Seperti  disinggung  di  atas,  desain  teras  setimbang  reaktor  RRI  harus  memiliki  panjang  siklus yang  cukup  agar  efisien.  Salah  satu  cara  dengan  penambahan  tinggi  aktif  teras  agar  massa  uranium dapat ditingkatkan untuk peningkatan panjang siklus. Reaktor JMTR memiliki tinggi aktif sebesar 75 cm sedang reaktor RSG-GAS sebesar 60 cm [7,8]. Akan tetapi perlu dilakukan optimasi tinggi aktif teras,  mengingat  jika  volume  teras  semakin  besar  karena  meningkatnya  tinggi  aktif  teras  akan berakibat  menurunkan  fluks  neutron.  Dengan  demikian  efek  tinggi  teras  juga  perlu  dianalisis  dalam
desain reaktor. Oleh karena itu, tujuan dari penelitian ini adalah mendapatkan desain teras setimbang alternatif reaktor RRI dengan mengaplikasikan dimensi luas penampang elemen bakar yang lebih kecil dengan mengoptimalkan tinggi aktif teras untuk mendapatkan fluks neutron termal maksimum sebesar 1 × 10 15 neutron cm -2 s -1 .  Dalam penelitian ini, parameter yang dianalisis adalah dari aspek neutronik yang  berkaitan  dengan aspek  keselamatan secara statis.    Sedangkan aspek termohidraulika,  mekanik dan keselamatan transien tidak menjadi fokus penelitian ini.
Parameter  elemen  bakar  yang  diubah  dalam  penelitian  ini  adalah  mengecilkan lebar  kanal pendingin  di  antara  2  (dua)  pelat  dan  meningkatkan  tinggi  aktif  teras,  yang  masing-masing mempengaruhi  dimensi elemen  bakar  ke arah radial  dan  aksial.   Penggunaan  densitas  uranium  yang tinggi  tidak  akan  aman  jika  ketebalan meat diperkecil.  Akan  tetapi,  panjang meat diperkecil  sesuai dengan  acuan  yang  dipakai  di  reaktor  JMTR.    Oleh  karena  itu  dalam  penelitian  ini  ketebalan meat diasumsikan  tetap.  Analisis  dilakukan  dengan  perangkat  analitik  untuk  perhitungan  sel  bahan  bakar dan perhitungan teras. Perhitungan sel bahan bakar menggunakan metode transpor neutron WIMSD- 5B [9] untuk mendapatkan konstanta kelompok difusi neutron perangkat bahan bakar. Paket program BATAN-FUEL dan BATAN-3DIFF digunakan untuk perhitungan teras dengan metode difusi neutron masing-masing untuk 2- dan 3-dimensi [10,11].

## DESKRIPSI BAHAN BAKAR
Reaktor  RSG-GAS  adalah  reaktor  jenis  kolam  terbuka  dengan  pendingin  dan  moderator  H 2 O dan  refektor  berilium  (Be).    Untuk  mencapai  daya  nominal  30  MW  (termal),  reaktor  RSG-GAS disusun  dalam  konfigurasi  teras  dengan  jumlah  elemen  bakar  standar  (FE)  sebanyak  40  buah  dan elemen  bakar  kendali  (CE)  sebanyak  8  buah.  Tampang  lintang  elemen  bakar  standar  reaktor  RSG- GAS dapat dilihat seperti pada Gambar 1. Satu elemen bakar reaktor RSG-GAS berdimensi 8,05 cm × 7,61 cm dengan jumlah pelat bahan bakar sebanyak 21 buah [10].
Elemen bakar standar reaktor JMTR memiliki dimensi yang relatif lebih kecil dibanding dengan elemen bakar standar yang dipakai di reaktor RSG-GAS, yaitu 7,62 cm × 7,62 cm.  Dari aspek luas tampang  lintang  FE,  elemen  bakar  yang  digunakan  di  reaktor  JMTR  lebih  kecil  5,2%  luasnya dibanding  reaktor  RSG-GAS.  Akan  tetapi  kalau  dilihat  dari  luas meat dalam  sebuah  FE,  yang digunakan di reaktor JMTR lebih kecil 19% lebih kecil dibanding yang di reaktor RSG-GAS. Ukuran yang lebih kecil ini diakibatkan:
- jumlah pelat bahan bakar yang lebih sedikit - dimensi meat yang lebih kecil, khususnya panjang meat .
Dipandang dari aspek volume meat dalam sebuah FE, yang digunakan di reaktor JMTR lebih besar  4,6%  dibanding  yang  digunakan  di  reaktor  RSG-GAS.  Tabel  1  menunjukkan  perbandingan elemen bakar standar reaktor RSG-GAS dan JMTR.
2.3 4.5 8 0 .5 0 2 .5 5 1 .3 0 0 .3 8 62.75 70.75 8 1 .0 76.1 77.1 Gambar 1. Elemen bakar standar reaktor RSG-GAS (satuan: mm) [8]
Tabel 1. Elemen bakar standar reaktor RSG-GAS dan JMTR
Parameter Jenis reaktor RSG-GAS JMTR Tebal meat , cm 0,054 0,051 Panjang meat , cm 6,275 6,16 Tinggi meat , cm 60 75 Tebal kelongsong, cm 0,038 0,038 Jumlah pelat 21 19 Lebar celah pendingin (jumlah celah × lebar tiap celah, cm) 20 × 0,255 12 × 0,267; 2 × 0,292 dan 4 × 0,302 Dimensi FE, cm × cm 8,05 × 7,61 7,62 × 7,62 Dimensi kisi, cm × cm 8,1 × 7,71 7,72 × 7,72

## METODOLOGI
Sebelum  menentukan  langkah-langkah  perhitungan  dalam  penelitian  ini,  perlu  ditentukan parameter  FE  yang  digunakan  sebagai  alternatif  untuk  desain  reaktor  RRI.    Seperti  disinggung  di dalam  Pendahuluan,  diasumsikan  tebal  meat  dan  kelongsong  tetap.  Kemudian  ukuran  FE  dikurangi menjadi 7,62 cm × 7,62 cm sehingga lebih kecil dibanding dimensi FE RSG-GAS. Untuk mengetahui efek  tinggi  aktif  bahan  bakar,  teras  alternatif  dibandingkan  untuk  tinggi  70  cm  dan  75  cm.  Tabel  2 menunjukkan  perbandingan  dimensi  elemen  bakar  standar  untuk  Alternatif-1,  Alternatif-2  dan Alternatif-3.
Tabel 2. Parameter FE untuk teras Alternatif-1, Alternatif-2 dan Alternatif-3
Parameter FE Alternatif-1 Alternatif-2 Alternatif-3 Tebal meat , cm 0,054 0,054 0,054 Panjang meat , cm 6,275 6,16 6,16 Tinggi meat , cm 70 70 75 Tebal kelongsong, cm 0,038 0,038 0,038 Volume meat per pelat, cm3 16,692 16,386 17,556 Jumlah pelat 21 21 21 Lebar  celah  pendingin  (jumlah  celah  × lebar setiap celah,cm) 20 × 0, 255 20 × 0,233 20 × 0,233 Dimensi FA, cm × cm 8,05 × 7,61 7,62 × 7,62 7,62 × 7,62 Dimensi kisi, cm × cm 8,1 × 7,71 7,72 × 7,72 7,72 × 7,72
Konfigurasi  teras  yang  dipakai  dalam  menganalisis  efek  dimensi  FE  disajikan  dalam Gambar 2. Teras tersusun dalam kisi 5×5, dioperasikan dengan daya 50 MW termal yang memiliki spesifikasi berikut ini:
- 16 elemen bakar standar (FE)
- 4  elemen bakar kendali (CE)
- reflektor dengan tebal 30 cm
- 5 posisi iradiasi dalam teras, masing-masing 4 posisi di tiap sudut dan 1 posisi di tengah
- elemen kendali berbentuk follower
- elemen bakar tidak memakai Cd wire .
0 cm 98.55 cm 30.0 cm 68,55 cm 100,5 cm
Gambar 2. Konfigurasi teras reaktor RRI
Perlu dicatat bahwa ukuran pada Gambar 2, 98,55 cm × 100,5 cm, memakai acuan bahan bakar yang memakai tipe Alternatif-1.  Untuk Alternatif-2 dan -3, maka ukuran teras menjadi 98,6 cm × 98,6 cm.
Dalam penelitian ini digunakan beberapa kriteria desain yang harus dipenuhi yaitu:
1. Batas  margin  untuk  kondisi one  stuck  rod DGDODKPLQLPXPVHEHVDUǻ k / k . Perlu  dicatat elemen bakar tidak menggunakan Cd- wire untuk meningkatkan margin padam di awal siklus.
2. Fluks neutron termal maksimum di posisi iradiasi dalam teras harus memenuhi kriteria desain sebesar 1 × 10 15 neutron cm -2 s -1
3. Panjang siklus yang optimal dengan margin kondisi one stuck rod maksimal.
Tahap  perhitungan  dalam  penelitian  ini  adalah  sebagai  berikut.  Pertama  melakukan  generasi konstanta kelompok difusi untuk 3 (tiga) alternatif elemen bakar dengan paket program WIMD-D5B. Konstanta kelompok difusi dilakukan untuk 17 tingkat fraksi bakar dalam rentang 0% - 90% (235U), kondisi  Xe  (tanpa  dan  setimbang)  dan  kondisi  temperatur  pada  daya  rendah  serta  daya  nominal. Kedua,  melakukan  penyusunan  konstanta  kelompok  difusi  dalam  format  BATAN-FUEL.  Ketiga, melakukan  perhitungan  teras  3-dimensi  dengan  model  geometri  X-Y-Z  untuk  mendapatkan  koreksi buckling ke arah aksial dengan paket program BATAN-3DIFF. Keempat melakukan perhitungan teras setimbang dengan paket progrom difusi neutron 2-dimensi (model geometri X-Y), dengan BATAN- FUEL.  Akhirnya  melakukan  analisis  parameter  parameter  untuk  menentukan  teras  alternatif  terbaik, yaitu:
a. Siklus operasi reaktor yang relatif panjang, minimum 20 hari pada daya penuh,
b. Kerapatan panas yang relatif kecil agar beban panas di setiap elemen bakar relatif kecil juga, dengan menjaga faktor puncak daya ke arah radial maksimum 1,2,
c. Nilai FNTMD, yang menggambarkan sejauh mana efektivitas teras menyediakan fluks neutron per satuan daya reaktor,
d. Efisiensi  penggunaan  bahan  bakar,  yang  digambarkan  dalam  jumlah  massa 235 U  yang diperlukan dibanding energi yang dihasilkan dalam satu siklus,
e. Parameter  keselamatan  yaitu  margin  padam  dan  faktor  puncak  daya  radial  maksimum daya reaktor.

## HASIL PERHITUNGAN DAN PEMBAHASAN
Sesuai  dengan  langkah  perhitunga  yang  ditetapkan  sebelumnya,  pertama  kali  perlu  dilakukan perhitungan penentuan buckling ( .  Hasil perhitungan buckling ( untuk tinggi aktif 70 cm dan 75  cm  dengan  BATAN-3DIFF  masing-masing  adalah  1.2438×10 -3 dan  1.1127×10 -3 .  Nilai  ( ini dipakai dalam penentuan teras setimbang dengan paket program BATAN-FUEL.
Hasil  perhitungan  BATAN-FUEL  di  Tabel  3,  4  dan  Gambar  3 - 5  menunjukkan  bahwa  teras Alternatif  -1, -2  dan  -3,  dapat  memenuhi  persyaratan  fluks  neutron  termal  1×10 15 neutron  cm -2 s -1 masing-masing dengan panjang siklus sebesar 20 hari (1000 MWD), 22 hari (1012 MWD) dan 25 hari (1250  MWD).  Hasil  ini  terutama  disebabkan  oleh  kandungan  massa 235 U  untuk  teras  Alternatif-3 paling tinggi dibanding dua teras lainnya, yaitu sebesar 460 g dibandingkan dengan 400 g dan 360 g. Perlu  dicatat  bahwa  pemilihan  massa  ini  diperoleh  dari  hasil  optimasi,  yaitu  dipenuhinya  batas keselamatan one stuck rod PLQLPDOǻ k / k .
Teras Alternatif-2 memiliki daya reaktor yang lebih rendah 8% dibanding teras Alternatif-1 dan -3  untuk  memenuhi  memenuhi  persyaratan  fluks  neutron  termal  1×10 15 neutron  cm -2 s -1 .  Hal  ini menguntungkan dari aspek kerapatan panas yang dibebankan pada setiap perangkat bahan bakar. Teras Alternatif-2  memiliki  kerapatan  panas  sebesar  570  W/cc  atau  lebih  kecil  3,6%  dibanding  teras Alternatif-1 atau lebih kecil 1,6% dibanding teras Alternatif-3. Jika dibanding dengan kerapatan panas yang dimiliki reaktor CARR ( China Advenced Research Reactor ), nilai ini lebih besar 10 W/cc atau identik dengan 1,79%, akan tetapi reaktor CARR memiliki daya yang lebih tinggi yaitu 60 MW [12]. Hal ini disebabkan volume reaktor CARR lebih besar dibanding teras Alternatif-2.
Dari aspek  nilai  FNTMD  hasil  menunjukkan  bahwa  teras  Alternatif-1, -2  dan  -3 memberikan nilai  sebesar  2,14  ×  10 13 neutron  cm -2 s -1 MW -1 ,  2,17  ×  10 13 neutron  cm -2 s -1 MW -1 dan  2,0  ×  10 13 neutron cm -2 s -1 MW -1 . Nilai FNTMD dari tiga teras alternatif tersebut lebih tinggi dari yang dimiliki reaktor HANARO (Korea Selatan) dan reaktor OPAL (Australia), yang masing-masing nilai FNTMD sebesar 1,7 × 10 13 neutron cm -2 s -1 MW -1 dan 1,5 × 10 13 neutron cm -2 s -1 MW -1 [1]. Dengan demikian rasio  fluks  neutron  termal  perdaya  reaktor  teras  Alternatif-2  menunjukkan  efektifitas  desain  karena
memiliki  nilai  FNTMD  yang  relatif  tinggi  yaitu  sebesar  27,6%  dibandingkan  dengan  reaktor HANARO yang merupakan reaktor yang efektif fluks neutronnya.
Tabel 3. Parameter teras setimbang untuk teras Alternatif -1, -2 dan -3
Parameter Teras Nilai Alternatif -1 Alternatif -2 Alternatif -3 Massa 235 U per bahan bakar standar, g 360 400 460 Kerapatan uranium dalam meat , g cm -3 3,66 4,39 4,71 Ukuran kisi teras, cm × cm 8,1 × 7,71 7,72 × 7,72 7,72 × 7,72 Tinggi aktif, cm 70 70 75 Daya, MWth / Panjang siklus, hari 50 / 20 46 / 22 50 / 25 Reaktivitas satu siklus, % ǻ k / k 6,17 6,09 6,67 Reaktivitas Xe+Sm, % ǻ k / k 4,01 3,57 3,51 Reaktivitas Cold to hot , % ǻ k / k 0,41 0,29 0,27 Reaktivitas untuk eksperimen dan Xe . override , % ǻ k / k 1,62 1,82 1,83
Reaktivitas lebih, % ǻ k / k 12,20 11,77 12,29 Nilai batang kendali, % ǻ k / k -24,69 -25,68 -24,83 Reaktivitas padam ( stuck rod ), % ǻ k / k -0,60 -1,68 -0,72 Rapat daya rerata (W/cc) 591 570 579 Faktor puncak daya radial maksimum 1,14 1,14 1,15 Fraksi bakar maksimum, % 61,42 60,72 64,71 Tabel 4. Fluks neutron teras Alternatif-1,-2 dan -3 Posisi/Kelompok tenaga neutron
Fluks neutron maksimum, × 10 15 neutron cm -2 s -1 Alternatif-1 Alternatif-2 Alternatif-3 Tengah teras cepat, > 0,821 MeV 0,25 0,24 0,24 epitermal, 0,625 eV< E <0,821 MeV 0,53 0,51 0,51 termal, < 0,625 eV 1,07 1,00 1,00 Tepi teras cepat, > 0,821 MeV 0,20 0,19 0,19 epitermal, 0,625 eV< E <0,821 MeV 0,42 0,40 0,41 termal, < 0,625 eV 0,71 0,68 0,69 Reflektor luar cepat, > 0,821 MeV 0,06 0,07 0,07 epitermal, 0,625 eV< E < 0,821 MeV 0,23 0,25 0,25 termal, < 0,625 eV 0,49 0,47 0,48
10 20 30 40 50 60 70 80 90 10 20 30 40 50 60 70 80 90 Y , cm ( m a x. 9 9 ,5 c m ) X, cm ( max. 97,55 cm) 0 2.000E14 3.000E14 4.000E14 5.000E14 7.000E14 8.000E14 9.000E14 1.070E15
Gambar 3. Kontur fluks neutron termal di teras Alternatif-1 dengan tinggi aktif 70 cm (satuan untuk fluks neutron adalah neutron cm -2 s -1 ) 10 20 30 40 50 60 70 80 90 10 20 30 40 50 60 70 80 90 Y , cm ( m a k 9 7 ,6 c m ) X, cm (mak 97,6) 0 2.000E14 3.000E14 4.000E14 5.000E14 7.000E14 8.000E14 9.000E14 1.005E15
Gambar 4. Kontur fluks neutron termal di teras Alternatif-2 dengan tinggi aktif 70 cm (satuan untuk fluks neutron adalah neutron cm -2 s -1 )
10 20 30 40 50 60 70 80 90 10 20 30 40 50 60 70 80 90 Y , cm ( m a k 9 7 ,6 c m ) X,cm (mak 97,6 cm) 0 2.000E14 3.000E14 4.000E14 5.000E14 7.000E14 8.000E14 9.000E14 1.005E15
Gambar 5. Kontur fluks neutron termal di teras Alternatif-3 dengan tinggi aktif 75 cm (satuan untuk fluks neutron adalah neutron cm -2 s -1 )
Efisiensi penggunaan bahan bakar ditinjau dari nilai rasio massa 235 U bahan bakar segar yang diperlukan  pada  setiap  awal  siklus  dengan  jumlah  energi  yang  dihasilkan  selama  satu  siklus.  Dari parameter ini, jika nilainya kecil maka efisiensi penggunaan bahan bakarnya tinggi. Teras Alternatif-1, -2  dan  -3  masing-masing  memiliki  efisiensi  penggunaan  bahan  bakar  sebesar  1,70  g/MWD,  1,86 g/MWD  dan  2,17  g/MWD.  Dibandingkan  dengan  efisiensi  dari  reaktor  RSG-GAS  sebesar  2,24 g/MWD,  maka  tampak  bahwa  3  (tiga)  teras  alternatif  tersebut  memiliki  efisiensi  penggunaan  bahan bakar yang lebih relatif tinggi.
Untuk aspek keselamatan teras alternatif dalam Tabel 1 dapat dilihat dari parameter reaktivitas padam (saat satu batang kendali gagal masuk, one stuck rod ) dan faktor puncak daya (FPD) ke arah radial  maksimum.  Teras  Alternatif-2  memiliki  reaktivitas  padam  yang  paling  tinggi  dibanding  teras ODLQQ\D\DLWXVHEHVDUǻNN1LODLLQLOHELKEHVDUǻNNGLEDQGLQJQLODLEDWDVVHEHVDU ǻNN8QWXNQLODL)3'UDGLDOP aksimum,  seluruh  teras  alternatif  memiliki  nilai  yang  relatif  sama yaitu dalam rentang 1,14 - 1,15. Nilai ini menunjukkan bahwa kerataan pembangkitan panas di 3 (tiga) teras  alternatif  sangat  baik  karena  panas  maksimum  hanya  14%-15%  dibanding  nilai  panas  rerata. Nilai FPD ini jauh lebih kecil dibandingkan dengan nilai yang dimiliki oleh reaktor RSG-GAS sebesar 1,29.

## KESIMPULAN
Tiga  teras  alternatif  yang  dikaji  memenuhi  persyaratan  kriteria  pengguna  yaitu  menghasilkan fluks  neutron  termal  dalam  orde  10 15 neutron  cm2  s-1.  Akan  tetapi  jika  ditinjau  dari  aspek keselamatan,  kerapatan  panas  dan  margin  padam,  dan  efisiensi  serta  efektifitas  reaktor,  maka  teras Alternatif-2, yaitu menggunakan ukuran bahan bakar seperti yang dipakai reaktor JMTR dengan tinggi aktif 70  cm,  merupakan  teras  alternatif  yang  terbaik  dibandingkan  dengan  dua  teras  lainnya.  Oleh karena itu, teras Alternatif-2 ini diusulkan sebagai teras reaktor RRI.

## DAFTAR ACUAN
1. Teruel F.E., Rizwan-uddin. An innovative research reactor design. Nuclear Enginering and Design 2009; 239:395-407.
2. Seo  C.G.,  Cho  N.Z.  A  core  design  concept  for  multi-purpose  research  reactors.  Nuclear Enginering and Design 2012; 252:34-41.
3. Raina V.K.,  Sasidharan K.,  Sengupta  S.,  Singh  T.  Multi  purpose  research  reactor.  Nuclear Enginering and Design 2006; 236:770-783.
4. BATAN. Criteria Document (UCD) Reaktor Riset Inovatif, BATAN-RKN-06-2010, 2010.
5. Tukiran, Pinem S., Sembiring, T.M., Suparlina L. Susilo S.  Desain konseptual teras Reaktor Riset  Inovatif  berbahan  bakar  uranium    molibdenum  dari  aspek  neutronik.  J. Tek.  Reaktor Nuklir, 2012; Vol. 14 No. 3 178 – 191.
6. Pinem  S.  Desain  neutronik  teras  reaktor  riset  inovatif  berbahan  bakar  tingkat  muat  tinggi. Laporan Akhir Program PI-PKPP, 2011
7. Inaba et. al. Feasibility study on cryogenic irradiation facility in JMTR. Fusion Engineering and Design 2011; 86:134-140
8. BATAN.  Safety  Analysis  Report  of  the  Indonesian  Multipurpose  Reactor  GA-Siwabessy, Rev.8, 1999.
9. WIMS-D5, OECD/NEA Data Bank Documentation, Package ID No. 1507/02 , 1998
10. Liem,  P.H.,  BATAN-FUEL:  A  general  in-core  fuel  management  code.  J.  Atom  Indonesia 1996;  Vol. 22 No.2 : 67-80.
11. Liem,  P.H.  Development  of  BATAN’s  standard  3-D  multigroup  diffusion  code  (BATAN- 3DIFF).  Proc.  5-th  Workshop  of  Computation  in  Nuclear  Science  and  Technology,  Batan, Jakarta, 1995.
12. JAEA.  Activities  of  Research-Reactor-Technology  Project  in  FNCA.  Sharing  neutronics calculation  technique  for  core  management  and  utilization  of  research  reactors.  JAEA- Review 2010-025, 2010.