Menggunakan Program WIMSD-5B
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Santo Paulus, dkk)

## PREDIKSI KOMPOSISI ISOTOP BAHAN BAKAR PWR MENGGUNAKAN PROGRAM WIMSD-5B

## ISOTOPE COMPOSITION PREDICTION OF PWR FUEL USING WIMSD-5B CODE
Santo Paulus Rajagukguk 1) , Syaiful Bakhri 2) and Tukiran Surbakti 2)
1) Mahasiswa UNIMED FMIPA Jurusan Fisika Medan E-mail: santopaulusrajagukguk98@gmail.com
2) Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek Gd 80 Tangsel, Banten.
Diterima: 6 Agustus 2021, diperbaiki : 14 September 2021, disetujui : 27 Oktober 2021

## ABSTRAK
PREDIKSI KOMPOSISI ISOTOP BAHAN BAKAR PWR MENGGUNAKAN PROGRAM WIMSD- 5B. Perhitungan komposisi isotop bahan  bakar PWR sangat dibutuhkan untuk keselamatan baik ketika bahan bakar ada di dalam teras maupun di dalam penyimpanan bahan bakar bekas. Dalam riset ini dilakukan perhitungan komposisi isotop bahan bakar PWR model pin cell dengan program WIMSD-5B.  Prediksi  komposisi  isotop  yang  diuji  sangat  sesuai  dengan  hasil  referensi  yang menyatakan  bahwa  semakin  tinggi  fraksi  bakar  komposisi  isotop  juga  semakin  besar.  Sedikit kecenderungan  untuk  menaksir  terlalu  tinggi  pada  laju  penyerapan    produk  fisi,  yang  dapat dijelaskan oleh efek spektral yang dihasilkan dari kekasaran spektrum 69 energi grup nutron pada program WIMSD-5B. Prediksi komposisi isotop yang diuji berada dalam interval ketidakpastian dari hasil  perhitungan,  kecuali  untuk  Ag-109  pada  pembakaran  yang  lebih  rendah.  Untuk  Ag-109 penyebab  perbedaan  adalah  penggunaan  data  hasil  fisi  yang  lama  dalam  menghasilkan  solusi. Perbedaannya adalah karena penampang tangkapan Eu-153 yang digunakan adalah yang lama. Hasil  yang  diperoleh  menyimpulkan  bahwa  metode  pemrosesan  tidak  menimbulkan kesalahan signifikan pada data nuklir dasar ENDFBVII.1
Kata kunci : Komposisi isotop, bahan bakar-PWR, WIMSD-5B, pin cell

## ABSTRACT
ISOTOPE  COMPOSITION  PREDICTION  OF  PWR  FUEL  USING  WIMSD-5B  CODE.  The calculation of the isotopic composition of the PWR fuel is very important for safety both when the fuel is in the core or in the spent nuclear fuel storage. In this research, the isotopic composition of the pin cell model of PWR fuel was calculated using the WIMSD-5B program. The predictions of the tested isotope compositions are in good agreement with the reference results. There is a slight tendency to overestimate the absorption rate of fission products, which can be explained by the resulting spectral effect of the 69 energy roughness of the WIMSD-5B group. The predicted isotopic compositions under test are within the uncertainty interval of the  results, except for Ag- 109. For Ag-109 the cause of the difference is the use of old fission data to produce a solution. The difference is due to the long catch cross section of Eu-153. The results obtained concluded that the processing method did not cause significant errors in the basic nuclear data ENDFBVII.1.
Keywords : Isotope composision, PWR-fuel, WIMSD-5B, pin cell.

## PENDAHULUAN
alah satu penelitian di Organisasi Riset Tenaga  Nuklir  dari  Badan  Riset  dan  Inovasi Nasional  saat  ini  adalah  terkait  desain, keselamatan dan teknologi PLTN tipe Pressurized  Water  Reactor  (PWR).  Saat  ini, PWR  merupakan  jenis  PLTN  yang  paling banyak  dioperasikan  dan  teknologinya  sudah terbukti  andal.  Untuk  mendukung  program tentang kajian desain, teknologi dan keselamatan  PLTN,  maka  dipandang  perlu untuk  melakukan  penelitian  tentang  analisis komposisi  isotop  bahan  bakar  reactor  PLTN tipe PWR.
Tujuan  penelitian  ini  adalah  untuk melakukan  kajian  tentang  teknologi  dan keselamatan    reaktor  PWR  dari  sisi  teknik perancangan  ( design )  untuk  PLTN.  Peran- cangan  suatu  teras  reaktor  nuklir  pada umumnya dimulai dari perhitungan sel material bahan bakar [2]. Berdasarkan konsep tersebut pada  penelitian  ini  dilakukan  perhitungan komposisi isotop bahan bakar setelah diiradiasi di dalam teras PWR daya 1000 MW berbahan bakar UO 2 [3]. Perhitungan komposisi  isotop  bahan  bakar  teras  PWR dilakukan  dengan  menggunakan  program transport  neutron  satu  dimensi  dengan  69 kelompok  energi  neutron  yaitu  WIMSD-5B[5]. Paket  program  WIMSD-5B  dapat  menghitung komposisi  isotop  teras  reaktor  PWR  dengan model  satu  bahan  bakar  ( pin  cell )  maupun dengan  seperangkat  bahan  bakar.  Pin  sel diperhitungkan untuk perangkat elemen bakar dengan model cluster dengan susunan square pitch .  Parameter  sel  atau  pembangkitan konstanta  kelompok  dimaksudkan  untuk mendapatkan harga rerata konstanta kelompok  dalam  suatu  sel  dengan  cara menghomogenkan sel tersebut. Untuk memperoleh  harga  konstanta  kelompok  yang bersesuaian dengan kondisi teras maka dicari nilai  buckling  aksil  teras.  Nilai buckling aksial ini ditentukan dengan memasukkan harga K eff teras dari data pemasok.
Perhitungan konstanta kelompok dilakukan  untuk  material-material  penyusun teras  pada  kondisi  seperti  di  atas.  Komposisi isotop dan konstanta tampang lintang makroskopik.    Namun  dalam  penelitian  ini dilakukan hanya menentukan komposisi isotop bahan  bakar  setelah  diiradisi  satu  siklus.
Densitas  isotop  merupakan  masukan  yang sangat menentukan keakuratan dalam analisis keselamatan pada perhitungan teras sehingga perhitungan  parameter  sel  harus  dihitung dengan teliti dan akurat. Mengingat pentingnya perhitungan  sel  teras  PWR  berbahan  bakar UO 2 untuk  mendukung  program  BATAN (pemerintah)  maka  dirasa  perhitungan  ini dilakukan  dengan  menggunakan  WIMSD-5B dengan menggunakan nuklir data file ENDFB- VII.1[6].

## DISKRIPSI TERAS PWR
Reaktor  daya  PWR  adalah  reaktor  daya jenis  air  tekan  ( Pressurized  Water  Reactor ) yang  didesain  oleh  Westinghouse[7].  Teras PWR  pada  awal  siklus  (BOC)  disusun  atas  3 jenis  pengkayaan  yaitu  2,5  %,  3,0  %  dan  3,7 % masing-masing sebanyak 49 buah, 48 buah, 48  buah[8].  Jumlah  perangkat  bahan  bakar yang menyusun teras reaktor PWR adalah 145 buah. Reaktor PWR mempunyai bahan bakar jenis pelet selinderis dengan bahan bakar UO 2 dan  kelongsongnya  Zircalloy-4[9].  Di  dalam kelongsong  bahan  bakar  baik  dibagian  atas maupun  bagian  bawah  terdapat  ruang  yang dimanfaatkan  untuk  menampung  gas  hasil produk  fisi.  Setiap  perangkat  bahan  bakar berisi  269  (17  x  17) fuel rod yang  terdiri  dari 264  buah  elemen  bakar  dan  24  buah  elemen guide  thimble dan  satu instrumentation  tube . Bahan bakar juga dilengkapi perangkat kendali yang jumlahnya 24 buah pada satu perangkat bahan  bakar  yang  sering  disebut  RCCA  ( rod cluster  control  assemblies ).  Material  utama dari pembentuk elemen kendali adalah Ag-In- Cd, sedangkan kelongsongnya adalah
meterial  Zirkaloy.    Perangkat  elemen  kendali RCCA
digunakan untuk mengontrol perubahan  rekativitas  dan  distribusi  daya aksial.  Selain  RCCA  ada  juga  perangkat elemen  kendali  GRCA  ( gray  rod  cluster assemblies )  pada  teras  reaktor  PWR  yang digunakan  untuk  mengatur  reaktivitas  teras sesuai  dengan  perubahan  beban.  Air  ringan digunakan  sebagai  pendingin  dan  moderator yang  dicampur  dengan  boron  cair  yang berfungsi  sebagai  penyerap  neutron[10]. Konsentrasi  boron  cair  bervariasi  jumlahnya sesuai  dengan  perubahan  reaktivitas  yang berubah  karena  perubahan  fraksi  bakar  di dalam teras.
S
Menggunakan Program WIMSD-5B
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Santo Paulus, dkk)

## METODOLOGI
Paket program perhitungan sel ( cell atau lattice )  digunakan  untuk  menghitung  distribus fluks  neutron  dan  faktor  perlipatan  media  tak hingga  dari  sel  bahan  bakar.  Diperlukan masukan  tampang  lintang  neutron  beberapa nuklida,  deskripsi  geometri  sel  dan  me- nyelesaikan  persamaan  transpor  neutron untuk seluruh daerah sel.  Sel yang digunakan berupa  unit  sel  dan  paket  perhitungan  sel memasukkan  persamaan  transpor  neutron untuk  mendapatkan  distribusi  fluks  neutron dan  faktor  perlipatan  tak  hingga  (k-inf)  dalam kelompok tenaga neutron dan fungsi ruang.
Dalam  studi  saat  ini,  unit  sel  yang ditangani oleh WIMSD secara mendasar terdiri dari 4 area yaitu bahan bakar (1), kelongsong (2),  pendingin  (3)  dan  gap  (4)  yang direpresentasikan  dalam  geometri  silinder sering  disebut  dengan  annulus.    Gambar  1 mengilustrasikan  pembagian  daerah  unit  sel. Dimana H 2 O dihomogenisasi dengan UO 2 dan kelongsong.  Setiap  kasus  dipilih  untuk mewakili  set  individu.  Spesifikasi  kasus  dari parameter  sel  teras  PWR    dirangkum  dalam Tabel  1.  Data  nuklir  perangkat  bahan  bakar PWR ditunjukkan pada Tabel 2. Daya spesifik per  siklus  operasi  ditampilkan  pada  Tabel  3. Reaksi  isotop  U-235  dan  U-238  pada temperatur 841K dihitung dalam kisi benchmark  menggunakan  program  WIMSD- 5B.  Parameter  integral  yang  dihitung  adalah faktor  multiplikasi  tak  terhingga  (k-inf), komposisi  isoptop  dan  tampang  lintang makroskopik seperti koefisien difusi, tampang lintang absorpsi, tampang lintang removal, nu- fisi    untuk  kelompok  energi  69  [15]  yang dihitung  dengan  energi  termal  0,625  eV. Komposisi  dan  radius  yang  mewakili  sel didefenisikan  dalam  data  material  dan spektrum yang disesuaikan dengan ke-empat daerah  tersebut  dan  hal  ini  sudah  dilakukan oleh  paket  program  WIMSD-5B.    Jika  tidak ingin materialnya dibobot oleh spektrum yang ada,  maka  diberi  tanda  negatif  agar  terjadi pengabaian.  Hal ini terutama perlu dilakukan jika  menghadapi  sel  berpenyerap  kuat. Dengan  menggunakan  bentuk  spektrum tersebut dilakukan perhitungan sel.  Konsep ini mengindikasikan paket program WIMD
memakai  trik  untuk  mendapatkan  hasil  yang akurat.  Untuk  memprediksi  komposisi  isotop dalam  bahan  bakar  dan  juga  mempelajari perubahan reaktivitas karena fraksi bakar dan cooling time setelah diiradiasi.
Gambar 1. Pembagian daerah dalam unit sel [16]
Perubahan reaktivitas terjadi akibat fraksi bakar meningkat di dalam teras karena bahan bakar diiradiasi, faktor meningkatnya perubahan  reaktivitas  juga  dipengaruhi  oleh waktu  pendinginnya.  Pada  riset  ini  dilakukan fraksi  bakar  30  dan  40  MWd/tU  dan cooling time divariasi  1  dan  5  tahun.    Prediksi  isotop dibagi  atas  3  kelompok  nuklida  yaitu  isotop aktinida  utama,   aktinida minor    dan  produksi fisi.  Ke  3  kelompok  isotop  ini  dapat  me- nyumbang  perubahan  reaktivitas  pada  teras PWR.  Perhitungan  dilakukan  dengan  meng- gunakan  program  wimsd-5B  dengan  nuklir data file ENDFBVII.1.  Hasil perhitungan akan dibandingkan dengan referensi [17].
Kerapatan  atom  untuk  bahan  bakar dicantumkan  pada  Tabel  4  dan  kelongsong serta  pendingin  dalam  Tabel  5.  Kerapatan atom  dan  ID  WIMS-nya  diimplementasikan dalam  kode  sebagai  argumen  ke  kartu MATERIAL.  Temperatur  untuk  bahan  bakar 814  K  dan  kelongsong  diatur  ke  620  K  serta pendingin  558  K.  Perhitungan  densitas  atom dihitung  dengan  menggunakan  rumus    N i = 0,6022ρ i /A i atom/cm 3 barn [18].
Tabel 1. Kasus perhitungan Kasus Burn up (GWd/tU Cooling time (Tahun) Mayor aktinida Minor aktinida Produk Fisi 1 0 1 ya - - 2 30 1 ya - ya 3 40 1 ya - ya 4 30 1 ya ya - 5 40 1 ya ya - 6 30 1 ya ya ya 7 40 1 ya ya ya 8 30 5 ya ya - 9 40 5 ya ya - 10 30 5 ya - - 11 40 5 ya - - Tabel 2. Data nuklir bahan bakar PWR Parameter Nilai Radius pin sel (cm) 0,879346 Moderator H 2 O Densitas Moderator (g/cm 3 ) 0,7569 Temperatur Moderator (K) 558 Material dan pengkayaan bahan bakar UO 2 (3% ) Densitas bahan bakar (g/cm 3 ) 10,045 Temperatur bahan bakar  (K) 841 Radius bahan bakar(cm) 0,47815 Material kelongsong Zry-2 Densitas material kelongsong (g/cm 3 ) 6,55 Internal radius kelongsong (cm) 0,493 Ketebalan kelongsong (cm) 0,066 Temperatur kelongsong (K) 620 Koncentration boron (ppm) 331 Tabel 3.  Daya spesifik persiklus operasi Siklus operasi Daya spesifik [Kw/kgU] S- 1 S-2 S-3 1 17,24 24,72 31,12 2 19,43 26,76 32,51 3 17,04 22,84 26,20 4 14,57 18,87 22,12 Burn up [MWd/tU] 27,35 37,12 44,34 Tabel 4. Densitas atom untuk bahan bakar Material   WIMS ID Densitas atom Temp. (K) U-234 U-235 U-236 U-238 O-16 C-12 N-14 234.0 2235.0 236.0 8238.0 6016 12 13 6,1516E-06 6,8922E-04 3,1626E-06 2,1710E-02 4,4818E-02 9,1336E-06 1,0407E-05 841
Menggunakan Program WIMSD-5B
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Santo Paulus, dkk)
Penentuan temperatur bahan bakar, kelongsong dan air digunakan seperti temperatur  reaktor  PWR  beroperasi  normal, sehingga  ketiga  material  tersebut  dibedakan temperaturnya.  Pada  kasus  ini,  di  dalam  air sebagai pendingin ditambahkan boron seperti Tabel  5.  Kelongsong  bahan  bakar  PWR adalah zirkaloy.
Tabel 5. Densitas atom untuk kelongsong dan
moderator Material WIMS ID Densitas atom Temp. (K) Zr-91 Fe-56 H-1 O-16 B-10 B-11 91 2056 3001 6016 1010 1011 4,23425E-02 3,56182E-04 5,06153E-02 2.53076E-02 2,75612E-06 1,11890E-05 620 558

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  perhitungan  perubahan  reaktivitas akibat  iradiasi  bahan  bakar  di  dalam  teras PWR  dapat  dilihat  pada  Tabel  6.  Dari  hasil perhitungan untuk bahan bakar segar sebelum diiradisi  di teras   (kasus  1)  perbedaan  nilai k- inf hanya pcm ( 425 x10- 5 %Δk/k).
Untuk perubahan reaktivitas pada seluruh  kasus  dapat  dibagi  2  kelompok  yaitu kelompok kasus 4, 5, 8, 9, 10 dan 11 dimana aktinida  minor  dan  utama  dihitung  dan hasilnya  tidak  jauh  berbeda  (<  5  %)  dengan referensi  [18].  Untuk  kelompok  ke  2  yaitu kasus  2,  3,  6  dan  7  menghitung  nilai  k-inf dengan  menghadirkan  produk  fisi  yang mempengaruhi perubahan reaktivitas ternyata lebih tinggi dibandingkan dengan tanpa produk fisi.
Hasil  perhitungan  WIMS  dapat  dilihat pada  Tabel  7  yaitu  koefisien  difusi,  sigma absorpsi,  sigma  removal  dan  nu-fisi.  Pada tabel tersebut ditampilkan konstanta makroskopik yang 2 grup energi neutron. Grup 1  adalah  energi  cepat  sedangkan  grup  2 energi termal.   Pada grup energi neutron cepat koefisien difusi sangat tinggi sedangkan pada grup termal sangat rendah. Hal ini menyatakan bahwa energi yang dikandung sangat mempengauhi  neutron  berdifusi.    Sigma removal berbanding terbalik dengan  koefisien difusi. Sigma absorpsi dan nu-fisi pada energy tinggi  nilai  konstanta  makroskopiknya  kecil sedangkan  pada  energi  termal  tinggi  karena jelas  bahwa  reaktor  PWR    adalah  reaktor termal.
Tabel 6. Nilai k-inf hasil perhitungan WIMSD-5B Kasus K-inf WIMS K-inf ref. 𝞼 (pcm) Δk-inf WIMS Δk-inf ref. 1 1,44165 1,43740 425 0,00000 0.00000 2 1,14024 1,14020 4 -0,30141 -0,29720 3 1,06329 1,06380 51 -0,37837 -0,37360 4 1,24950 1,24560 390 -0,19215 -0,19180 5 1,19203 1,18850 353 -0,24962 -0,24890 6 1,11145 1,11230 85 -0,33021 -0,32510 7 1,02204 1,02400 196 -0,41962 -0,41340 8 1,23163 1,22840 323 -0,21002 -0,20900 9 1,16753 1,16570 183 -0,27412 -0,27170 10 1.26740 1.26350 390 -0.17425 -0.17390 11 1.26068 1.25660 408 -0.18097 -0.18080
Tabel 7. Konstanta makroskopik bahan bakar PWR neutron
Sampel Energi grup Radial diffusion Axial diffusion Sigma absorption Sigma removal nu-fisi 27,35 1 1.447E+00 1.449E+00 1.006E-02 1.661E-02 4.512E-03 2 3.631E-01 3.697E-01 8.667E-02 1.568E-03 1.113E-01 37,12 1 1.446E+00 1.448E+00 1.029E-02 1.638E-02 4.086E-03 2 3.628E-01 3.699E-01 8.341E-02 1.505E-03 9.886E-02 44,34 1 1.445E+00 1.448E+00 1.047E-02 1.622E-02 3.932E-03 2 3.625E-01 3.696E-01 8.306E-02 1.502E-03 9.466E-02
Nilai  k-inf  hasil  perhitungan  WIMS dapat  dilihat  pada  Gambar  4.  Nilai  k-inf  awal untuk 69 grup energi neutron adalah 1,30234 untuk ke 3 kasus namun akhir operasi nilai dari k-inf berbeda-beda karena  jumlah energi yang dihasilkan  ( burn  up )  berbeda.  Hal  ini  sudah sesuai kenyataannya karena faktor kebocoran neutron  pada  teras  tidak  ada.  Nilai  k-inf menurun dengan waktu operasi karena jumlah U-235  berkurang  selama  reaktor  beroperasi. Terdapat 4 segmen nilai k-inf pada Gambar 4, hal  ini  karena  daya  spesifik  pin  bahan  bakar digunakan berbeda seperti pada Tabel 3. Nilai fraksi bakar meningkat dengan lamanya waktu operasi  PWR.  Niai  fraksi  bahan  bakar  yang sering  disebut  dengan fuel  utilization seperti yang ditunjukkan pada Gambar 5 menyatakan bahwa  jumlah  energi  yang  dihasilkan  selama waktu operasi dari sumber energi bahan bakar nuklir.  Semakin  besar  jumlah  energi  yang dibangkitkan  semakin  baik  dan  merupakan karakteristik dari reaktor PWR. Dalam hal ini ke 3  kasus    dilakukan  perhitungan  hingga  fraksi bakar  yang  berbeda  dengan  waktu  operasi yang  sama  (1853  hari  )  namun  dayanya berbeda  beda  setiap  siklus  operasi  sesuai Tabel 3.
Gambar 4. Nilai k-inf fungsi waktu operasi PWR
Gambar 5.  Fraksi bakar sebagai fungsi waktu operasi 0,00 0,20 0,40 0,60 0,80 1,00 1,20 1,40 0,E+00 5,E+02 1,E+03 2,E+03 2,E+03 k- in f Waktu operasi (Hari) 27,35 MWD/tU 37,12 MWD/tU 44,34 MWD/tU 0 5000 10000 15000 20000 25000 30000 35000 40000 45000 50000 0,E+00 5,E+02 1,E+03 2,E+03 2,E+03 B urn up (M Wd /tU ) Waktu operasi ( Hari) 27,35 MWd/tU 37,35 MWd/tU 44,34 MWd/tU
Menggunakan Program WIMSD-5B
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Santo Paulus, dkk)
Pada Tabel 8 diperoleh komposisi isotop pada bahan  bakar  PWR.  Densitas  U-235  menurun seiring dengan lamanya waktu operasi reaktor PWR  atau  besarnya  energy  yang  dihasilkan. Jumlah U-235 menururn  selama reaktor dapat dioperasikan secara kritis. Inti U-235 ditembak neutron  termal  akan  berfisi  menghasilkan produk fisi,  energi  panas  dan  neutron.  Energi panas  ini  akan  diubah  menghasilkan  energi listrik.
Pada  Tabel  8  juga    ditunjukan  jumlah  U- 234  menurun  sesuai  dengan  energy  yang dihasilkan selama reaktor dapat dioperasikan. Inti  U-234  ditembak  neutron  termal  akan diserap dan inti U-234 bertransmutasi berubah menjadi  U-235  dan  berfisi  menghasilkan produk fisi dan energi panas serta neutron. Densitas U-238 juga menurun seiring dengan lamanya  waktu  operasi  reaktor  PWR.  Pada Tabel  8  juga  ditunjukan  jumlah  U-238 berkurang selama reaktor dapat dioperasikan. Di  dalam  teras  reaktor,  sejumlah  U-238  akan
menyerap neutron hasil reaksi fisi dan berubah bertransmutasi  menjadi  plutonium  (Pu-239). Atom U-238 menyerap neutron cepat dan ada juga  yang  langsung  berfisi.  Setengah  dari plutonium  yang  dihasilkan  juga  mengalami reaksi  fisi  dan  menghasilkan  sepertiga  dari energi  total  reaktor.  Untuk  mempertahankan kinerja  yang  digunakan  di  dalam  teras  harus diganti dengan bahan bakar baru setelah 1883 hari. Pada Tabel 8 juga ditunjukan densitas U- 236  yang  bertambah  seiring  dengan  waktu beroperasi  reaktor.  U-236  diperoleh  dari  hasil reaksi U-235 ditembak neutron berubah intinya bertransmutasi menjadi U-236.
Pada  Tabel  8  juga  dapat  dilihat  bahwa jumlah densitas Pu di dalam pin bahan bakar PWR.  Densitas  Pu-240  jauh  lebih  besar dibanding Pu yang lain karena tampang lintang serapan U-238 jauh lebih besar  dibanding Pu- 239.  Jauh  lebih  besar  U-238  berubah bertansmutasi  menjadi  Pu-239  dibanding dengan yang lain.
Tabel 8. Komposisi isotop pada bahan bakar UO 2 PWR Material Isotop ID WIMS Gram  /gram UO 2 27,35 MWd/tu 37,12 MWd/tU 44,34 MWd/tU Aktinida 92 U 234 234 1,16E-03 1,00E-03 8,26E-04 Aktinida 92 U 235 2235 5,98E-02 3,53E-02 2,29E-02 Aktinida 92 U 236 236 2,32E-02 2,63E-02 2,74E-02 Aktinida 92 U 238 8238 6,04E+00 5,99E+00 5,95E+00 Aktinida 93 Np 237 937 1,98E-03 2,84E-03 3,34E-03 94 Pu 238 948 6,96E-04 1,36E-03 1,86E-03 94 Pu 239 6239 3,05E-02 3,08E-02 3,01E-02 Aktinida 94 Pu 240 1240 1,21E-02 1,57E-02 1,76E-02 Aktinida 94 Pu 241 1241 4,77E-03 6,27E-03 8,94E-03 Aktinida 94 Pu 242 1242 2,03E-03 4,14E-03 5,97E-03 95 Am 241 951 1,68E-03 2,16E-03 3,89E-04 95 Am 242m 952 5,66E-06 6,65E-06 6,70E-06 95 Am 243 953 2,63E-04 7,45E-04 1,29E-03 FP 42 Mo 95 4095 4,05E-03 5,24E-03 6,05E-03 43 Tc 99 4099 4,21E-03 5,48E-03 6,33E-03
Tabel 8. Lanjutan Material Isotop ID WIMS Gram  /gram UO 2 27,35 MWd/tu 37,12 MWd/tU 44,34 MWd/tU FP 44 Ru 101 4101 4,07E-03 5,49E-03 6,51E-03 47 Ag 109 4109 2.58E-04 4,10E-04 5,31E-04 49 In 115 4115 9,32E-06 1,06E-05 1,12E-05 51 Sb 125 4125 8,76E-06 1,25E-05 5,57E-05 53 I 127 4127 2,25E-04 3,15E-04 3,78E-04 54 Xe 131 4131 2,44E-03 2,99E-03 3,29E-03 FP 55 Cs 133 4133 5,36E-08 5,99E-08 5,65E-08 FP 55 Cs 134 4134 3,25E-08 3,50E-08 1,78E-07 FP 55 Cs 137 4137 9,24E-07 1,42E-06 1,99E-06 54 Xe 134 5134 3,57E-04 4,77E-04 5,65E-04 FP 60 Nd 143 4143 9,28E-07 1,09E-06 1,12E-06 FP 60 Nd 145 4145 3,05E-07 5,06E-07 6,43E-07 FP 62 Sm 149 4149 4,40E-12 1,95E-11 3,52E-11 FP 62 Sm 150 4150 1,98E-11 1,46E-10 4,28E-10 FP 62 Sm 151 4151 6,17E-14 5,88E-13 2,17E-12 FP 62Sm 152 4152 4,89E-15 7,79E-14 3,67E-13 FP 63 Eu 153 4153 1,24E-18 4,31E-17 5,61E-17

## KESIMPULAN
Prediksi  komposisi  isotop  pada    bahan bakar  reaktor  PWR  berpendingin  air  ringan telah  dilakukan.    Sel  bahan  bakar  Uranium oksida  dengan  69  grup  energi  neutron  tidak mempunyai perbedaan yang signifikan terhadap  referensi  [18].  Bahan  bakar  UO 2 dibakar  dengan  nilai burn  up yang  berbeda  ( 27,12;,  37,12  dan  44,35  MWd/tU)  dan menghasilkan komposisi isotop yang berbeda sesuai  dengan  tingkat  energi  yang  dihasilkan atau burn  up .  Perubahan  reaktivitas  sangat ditentukan oleh burn up karena produk fisi dan waktu pendinginnya sangat berpengaruh pada reaktivitas teras.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penulis mengucapkan terimakasih kepada  kepala  Pusat  PTKRN  yang  telah
memberikan  kesempatan  untuk  melakukan penelitian tugas akhir di PTKRN.

## DAFTAR PUSTAKA (IEEE style)
[1].  T.  Surbakti,  S.  Pinem,  T.  M.  Sembiring,
“Analisis  Pengaruh  Densitas  Bahan Bakar  Silisida  Terhadap  Parameter Kinetik Teras Reaktor RSG-GAS ”, Jurnal Penelitian  Fisika  dan  Aplikasinya.    3(1): 19-30, 2013.
[2].  T.  M.  Sembiring,  T.  Surbakti,  S.  Pinem, “Neutronic  Design  of  Mixed  Oxide- Silicide Cores for the Core Conversion of RSG- GAS  Reactor”,  Atom  Indonesia.,
Vol. 27, no. 2, pp. 85 –1001, 2001.
[3].  S. Pinem, P. H. Liem, T. M. Sembiring, T. Surbaki , “Fuel element burn-up measurements  for  the  equilibrium  LEU silicide RSG GAS (MPR-30) core under a
Menggunakan Program WIMSD-5B
http://jurnal.batan.go.id/idex/php/bprn
(Santo Paulus, dkk)
new  fuel  management  strategy”,  Ann. Nucl. Energy, vol. 98, 2016.
[4].  P.  H.  Liem ,  “Validation  of  BATAN’S Standard  3-D  Diffusion  Code,  BATAN- 3DIFF,  on  the  First  Core  of  RSG  GAS”, Atom Indonesia, vol. 25, no. 1, pp. 47 –53, 1999.
[5].  P. H. Liem, T. Taryo, T. M. Sembiring, S. Hiroshi, and N. Yoshitaka , “Study on the control rod interaction effect in RSG gas multipurpose  reactor  (MPR- 30)”,  Ann.
Nucl. Energy, vol. 29, no. 6, pp. 701 –716, 2002.
[6].  T.  M.  Sembiring ,  “Penggunaan  Paket Program  WIMSD/5B.12  dan  BATAN- 2DIFF  untuk  RSG- GAS,”  PRSG,  April, 2011.
[7].  S.  Pinem,  T.  Surbakti, “Analysis  on neutronic  parameters  of  the  AP1000 Reactor  Core”,  Prosiding  Seminar Nasional  Teknologi  Energi  Nuklir,  569- 75, 2016.
[8].  S.  Pinem,  TM.  Sembiring,  T.  Surbakti, “PWR  Fuel  Macroscopic  Cross  Section Analysis  for  Calculation  Core  Fuel Management  Benchmark”,  Journal  of Physics:  Conference  Series  1198  (2), 022065, 2019
[9].  T. Surbakti, S. Pinem, T. M. Sembiring, L. Suparlina, J. Susilo , “Desain Konseptual Teras  Reaktor  Riset  Inovatif  Berbahan Bakar  Uranium-molibdenum  dari  Aspek Neutronik ”, Jurnal Tri Dasa Mega.  3(14): 178-191. 2012.
[10].  T. M. Sembiring, P. H. Liem, T. Surbakti, “Fuel  management  strategy  for  the compact core design of RSG GAS (MPR- 30) ”,  RRFM  2000:  research  reactor  fuel management,  Colmar,  19-21,  158-162. 2000.
[11].  P.  H.  Liem,  T  Surbakti,  D  Hartanto, “Kinetics  parameters  evaluation  on  the
first  core  of  the  RSG  GAS  (MPR-30) using  continuous  energy  Monte  Carlo method ”,  Progress  in  Nuclear  Energy 109, 196-203, 2018.
[12].   T  Surbakti,  P  Purwadi, “Karakteristik reaktivitas teras kerja RSG-GAS selama 30  tahun  beroperasi ”,  Jurnal  Penelitian
Fisika  dan  Aplikasinya  (JPFA)  7  (1),  13- 26, 2017.
[13].  T  Surbakti,  M  Imron ,  “Fuel  burn-up calculation for working core of the RSG- GAS research reactor at BATAN
Serpong ”,  Jurnal  Penelitian  Fisika  dan
Aplikasinya (JPFA) 7 (2), 89-101, 2017.
[14].  T Surbakti, S Pinem, T. M. Sembiring,  A Hamzah,  K  Nabeshima ,  “Calculation  of Control  Rods  Reactivity  Worth  of  RSG- GAS  First  Core Using Deterministic  and Monte  Carlo  Methods ”,  Atom  Indonesia 45 (2), 69-79. 2019.
[15].  T  Surbaki,  P  Purwadi ,  “Analysis  of Neutronic Safety Parameters of the Multi-
Purpose Reactor –Gerrit Augustinus Siwabessy (RSG-GAS) Research Reactor  at  Serpong ”,  Jurnal  Penelitian Fisika  dan  Aplikasinya  (JPFA)  9  (1),  78- 91, 2019.
[16].  T.  Surbakti,  T.  M.  Sembiring ,  “Analisis Neutronik  Teras  RSG-GAS  Berbahan Bakar  Silisida ”,  Indonesian  Journal  of Physics 12 (3), 61-67, 2001.
[17].  Daniel L. Aldama, Andrej Trrov “Analysis BUC  Benchmark  with  an    Updated WIMS-D  Lybrary.  Annals  of  Nuclear Energy 27 169-174 2000.
[18]. A. Hamzah, “Analisis Distribusi Fluks dan Spektrum  Neutron  Reaktor  PLTN  PWR 1000  MWe  Menggunakan  Program MCNP ”, Prosiding Seminar Nasional ke- 18  Teknologi  dan  Keselamatan  PLTN
Serta Fasilitas Nuklir, Bandung 2012.