-------------------------------------- * Corresponding author. E-mail addres: (a) sharenheryareafinola@gmail.com, (b) yanti.yulianti@fmipa.unila.ac.id

## Perhitungan Laju Reaksi Neutron Dalam Reaktor
Supercritical Water Reactor (SCWR) Model Perangkat ( Assembly) Heksagonal Berbahan Bakar Uranium
Sharen Herya Reafinola (a)* , Yanti Yulianti (b) dan Syafriadi
Jurusan Fisika, Universitas Lampung, Bandar Lampung, Indonesia, 35141
Article Information Abstract Article history: Received November 16th,
2021 Received in revised form December 17th, 2021
Accepted February 19th,
2022
Keywords: uranium, SCWR, neutron reaction rate, SRAC.
The calculation of the rate of fission and neutron capture reactions with a filter and without a filter has been carried out using a hexagonal geometry model using the REACT code SRAC program. This research uses uranium-235 and uranium-
238  as  fuel.  The  value  of  material  1  increases  along  with  the  increase  in  the percentage of U-235 fuel enrichment in the value of the neutron fission reaction rate  using  a  detector  with  and  without  a  filter.  While  the  value  of  the  rate  of neutron capture by using a filter or without a filter decreases with the increase in the  percentage  of  enrichment.  The  value  of  material  3,  the  rate  of  the  neutron fission reaction and the neutron capture reaction with a detector using a filter or without a filter, decreased with the increase in the percentage of enrichment in material 1 in the fuel. The volume fraction of Uranium-235 and Uranium-238 fuel has a value of  9.2818% and 7.7995% which are used to analyze the reactions that occur in the reactor. The rate of fission reactions in material 1 and material 3 using  a  filter  and  without  a  filter  increases  along  with  the  increase  in  the percentage  value  of  enrichment  in  the  5th  mesh  and  5%  enrichment,  which  is 2.0780×10 -1 reaction/cm 3 s and 2.2589 ×10 -1 reaction/ cm 3 s. The fission reaction rate and the unfiltered capture reaction rate in material 1 with a percentage of 1% have  the  highest  value  compared  to  the  filter.  In  material  3  the  rate  of  fission reaction and the rate of capture reaction with the filter has a greater value than without the filter at the percentage of 1% in the 5th mesh, which is 7.0586 ×10 -1 reaction/cm 3 s and 5% in the 2nd mesh, which is 7.8082. ×10 -1 reaction/cm 3 s. Informasi Artikel Abstrak Proses artikel: Diterima 16 November 2022 Diterima dan direvisi dari
17 Desember 2021
Accepted 19 Februari 2022 Kata kunci: uranium, SCWR, laju reaksi neutron, SRAC.
Telah dilakukan perhitungan laju reaksi fisi dan penangkapan neutron dengan filter dan tanpa filter model geometri heksagonal menggunakan program SRAC kode  REACT.  Penelitian  ini  menggunakkan  bahan  bakar  uranium-235  dan uranium-238.  Nilai  material  1  meningkat  seiring  dengan  peningkatan persentase  pengayaan  bahan  bakar  U 235 pada  nilai  laju  reaksi  fisi  neutron menggunakan  detektor  dengan  dan  tanpa  filter.  Sedangkan  nilai  laju  reaksi penangkapan  neutron  dengan  menggunakan  filter  ataupun  tanpa  filter mengalami penurunan seiring dengan meningkatanya presentase pengayaan. Nilai material 3 laju reaksi fisi neutron dan reaksi penangkapan neutron dengan detektor menggunakan filter ataupun tanpa filter mengalami penurunan seiring dengan meningkatnya presentase pengayaan pada material 1 didalam bahan bakar.  Fraksi  volume  pada  bahan  bakar  Uranium-235  dan  Uranium-238 memiliki  nilai  sebesar  9,2818%  dan  7,7995%  yang  digunakan  untuk menganalisis reaksi yang terjadi pada reaktor. Laju reaksi fisi pada material 1 dan material 3 dengan menggunakan filter dan tanpa filter meningkat seiring dengan  meningkatnya  nilai  persentase  pengayaan  pada mesh ke-5  dan pengayaan  5%  yaitu  sebesar  2,0780x10 -1 reaksi/cm 3 s  dan  2,2589  x10 -1 reaksi/cm 3 s.  Laju  reaksi  fisi  dan  laju  reaksi  penangkapan  tanpa  filter  pada material 1 dengan persentase 1% memiliki  nilai tertinggi dibandingkan dengan filter. Pada material 3 laju reaksi fisi dan laju reaksi penangkapan dengan filter memiliki nilai yang lebih besar dibandingkan tanpa filter pada persentase 1% mesh ke-5 yaitu 7,0586 x10 -1 reaksi/cm 3 s dan 5% pada mesh ke-2 yaitu 7,8082 x10 -1 reaksi/cm 3 s.

## JOURNAL OF ENERGY, MATERIAL, AND INSTRUMENTATION TECHNOLOGY
Journal Webpage https://jemit.fmipa.unila.ac.id/
Journal of Energy, Material, and Instrumentation Technology, Vol 3. No. 1, 2022
Reafinola dkk, 2022/ J. Energy Mater. Instrum. Technol. Vol. 3 No. 1, 2022

## 1. Pendahuluan
Energi berbasis bahan bakar fosil merupakan energi yang telah digunakan penduduk dunia hingga saat ini. Energi fosil tersebut seperti bahan bakar minyak dan gas alam (Frick dan Muliani, 2006) Indonesia saat ini masih bergantung terhadap energi fosil, yaitu sekitar 50% dari yang diperlukan, terutama pada bahan bakar minyak dan gas bumi (Zuhal, 2010). Sebagian besar energi alternatif yang sekarang sedang dikembangkan merupakan energi terbarukan. Adapun energi yang tidak terbarukan salah satunya adalah energi nuklir. Meskipun demikian energi nuklir adalah salah satu energi bersih masa depan karena tidak menghasilkan emisi (Ridwan, 2009).
Energi  nuklir  adalah  salah  satu  sumber  energi  alternatif  yang  layak  dikembangkan.  Energi  yang dihasilkan  dalam  reaksi  nuklir  dapat  digunakan  untuk  membangkitkan    listrik  atau  biasa  dikenal  sebagai Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN).  Reaktor nuklir biasanya memanfaatkan bahan fisil dan fertil. Uranium merupakan salah satu bahan fisil yang digunakan untuk bahan bakar utama pembangkit listrik tenaga Nuklir (Kidd, 2009). Uranium merupakan bahan bakar utama pembangkit listrik tenaga Nuklir. Konsep dasar dari sebuah reaktor adalah reaksi fisi dari sebuah material. Uranium alami yang ditemukan di kerak bumi terdiri dari tiga buah isotop yaitu  U-238  (99,275%),  U-235(0,720%)  dan  U-234  (0,005%).  Dari  ketiga  isotop  tersebut  yang  memiliki  sifat  fisil adalah Uranium-235 (Kidd, 2009).
Pada sebuah inti reaktor terdapat bahan bakar, selongsong, batang kendali dan pendingin reaktor (Tadeus et al., 2010). Ketika sebuah inti ditembakkan oleh sebuah neutron, dengan fase tertentu maka inti akan mengalami pembelahan (fisi) (Zweifel, 1973). Secara umum penambahan jumlah neutron akibat reaksi fisi dapat dirumuskan  sebagai k- efektif  atau  sering  disebut  dengan  faktor  multiplikasi  efektif.  Faktor  multiplikasi menggambarkan tingkat kestabilan reaksi fisi di dalam teras reaktor, dimana keadaan stabil (kritis) dicapai jika nilai k- efektif=1  (Pramudtya  dan  Waris,  2005).  Energi  yang  dihasilkan  dari  sebuah  reaktor  sangat  tergantung  pada produksi neutron dari inti reaktor  (Martha et al., 2016).
Laju  reaksi  fisi  pada  reaktor  harus  dikendalikan  agar  perubahan  jumlah  neutron  dapat  dibatasi, sehingga  hanya  satu  neutron  yang  dapat  diserap  pada  pembelahan  inti  berikutnya,  dan  dapat  diperoleh  reaksi berantai sehingga energi yang dihasilkan dapat dimanfaatkan sesuai kebutuhan (Zweifel, 1973). Perhitungan laju reaksi neutron yang digunakan adalah salah satu reaktor generasi IV, yaitu reaktor air superkritis atau Supercritical Cooled Water Reaktor (SCWR ). yang dikembangkan oleh Japan Automic Energy Research Institute (JAERI) pada tahun 1978. Menurut Tsiklauri, et al. (2004) pembangunan yang cukup sederhana, ukuran fisik yang lebih kecil namun mampu menghasilkan energi yang besar, sehingga SCWR juga memberikan potensi penghematan dalam hal biaya (Oka, et al., 2003).
Standart Reactor Analysis Code (SRAC) merupakan program komputasi perhitungan neutronik pada beberapa jenis reaktor termal. Seacara umum SRAC memiliki suatu library data yang terisi tampang lintang semua jenis nuklida yang ada dari berbagai sumber library (JENDL, JEF, ENDF). Library ini digunakan dalam perhitungan neutronik (fluks neutron) oleh SRAC dengan pendekatan berbeda sesuai maksud penggunaan (Okumura, 2006).

## 2. Metode Penelitian
Alat dan bahan yang digunakan pada penelitian ini adalah seperangkat komputer dengan Operating System (OS) Linux Ubuntu dan program SRAC.

## 2.1 Menentukan Pengayaan
Melakukan perhitungan pengayaan misalkan 1-5% dengan interval 1 nilai densitas atom ( atomic density ) dari U- 235 dan U-238 pada reaktor SCWR.

## 2.2 Menghitung Densitas Atom
Melakukan perhitugan densitas atom U-235 dan U-238 sebagai fungsi pengayaan dengan menggunakan rumus:
N = 𝜌𝑁 𝐴 𝑀 (1)
dengan,
N = densitas atom (atom/cm 3 ) 𝜌 = massa jenis (g/cm 3 ) N A = bilangan Avogadro (0,6022 x 10 24 atom/mol)
M = massa molekul (g/mol)

## 2.3 Menentukan Geometri Cell
Geometri cell REACT pada SRAC berbentuk persegi panjang dengan pin bahan bakar dan selongsong berbentuk lingkaran. Pada penelitian ini  model assembly akan diubah ke bentuk  heksagonal dengan pin bahan bakar dan selongsong berbentuk lingkaran yang asimetris.

## 2.4 Meng- Input Data pada REACT
Hasil perhitungan densitas atom yang telah didapatkan digunakan sebagai data input REACT pada SRAC.

## 2.5 Perhitungan Laju Reaksi
Laju reaksi dapat dihitung secara manual. Namun, perhitungan dengan cara manual akan memakan waktu yang cukup lama. Oleh karena itu, dilakukan perhitungan laju reaksi dengan REACT pada SRAC.
Reafinola SH, Yulianti Y dan Syafriadi, 2022, Perhitungan Laju Reaksi Neutron Dalam Reaktor Supercritical Water Reactor (SCWR) Model Perangkat ( Assembly ) Heksagonal Berbahan Bakar Uranium, Journal of Energy, Material, and Instrumentation Technology , Vol. 3 No. 1, 2022

## 2.6 Hasil Perhitungan
Perhitungan  laju  reaksi  yang  telah  selesai  akan  ditunjukkan  dengan file output SFT98  dan  SFT99.  Hasil perhitungan berupa energi dan spektrum neutron, dan laju reaksi detektor dengan dan tanpa filter.

## 3. Hasil dan Pembahasan
Pada penelitian ini diawali dengan dengan menentukan spesifikasi tentang desain reaktor dengan menggunakan software SRAC.  Penggunaan software ini  untuk  menentukan  ukuran  teras  reaktor  dan  ukuran  material  dalam perangkat. Spesifikasi inti reaktor yang akan di desain berupa penempatan material. Kemudian dilakukan peng- input- an pada program SRAC-REACT untuk menghitung laju reaksi, lalu meng- input diameter pada bahan bakar.

## 3.1   Pengaruh Desain Reaktor Geometri Material Variasi Pengayaan terhadap Laju Reaksi  Reaktor SCWR Berbahan Bakar Uranium-235 dan Uranium-238
Perhitungan  laju  reaksi  reaktor  menggunakan software SRACT  untuk  menentukan  pesifikasi  desain  pada reaktor, diantaranya mencakup geometri model perangkat, jenis material bahan bakar, struktur grup energi, dan komponen reaktor lainnya. Desain reaktor Supercritical Water Reactor (SCWR) menggunakan model Assembly yang diinginkan yaitu berbentuk heksagonal pada pin bahan bakar berbentuk lingkaran sesuai pada kode IGT 12 pada SRAC. Bahan bakar berperan dalam berlangsungnya reaksi fisi agar dapat menghasilkan panas yang diperlukan. Dalam penelitian ini, desain reaktor yang digunakan adalah salah satu jenis reaktor generasi IV yaitu SCWR. Berikut ini merupakan hasil nilai laju reaksi pada kedua bahan bakar dengan perhitungan pada program SRAC.
Tabel 1 merupakan nilai dari laju reaksi fisi dan penangkapan neutron menggunakan detektor tanpa filter pada persentase 1 sampai dengan 5% pengayaan U 235 dihitung dengan program SRAC, agar mempermudah  perhitungan dibahan bakar dihitung menjadi 5 bagian ( mesh) dalam kedua sel , pada program SRAC menggunakan perhitungan sel material 1 dan material 3.
Pada pengayaan U 235 material 1 laju reaksi  fisi neutron nilai persentase tertinggi terdapat di mesh ke-2 dengan pengayaan 1% yaitu 6,7534x10 -2 reaksi/cm 3 s dan nilai tertinggi laju reaksi penangkapan neutron terletak pada mesh ke-5  dengan  persentase  pengayaan  4%  yaitu  9,5439×10 -2 reaksi/cm 3 s.  Sedangkan  nilai  terendah  laju  reaksi  fisi neutron terdapat pada mesh ke-3 dengan persentase pengayaan 5% yaitu 1,3403×10 -2 reaksi/cm 3 s nilai terendah laju  reaksi  penangkapan  neutron  terletak  pada mesh ke-1  dengan  presentase  pengayaan  4%  yaitu  1,7176×10 -2 reaksi/cm 3 s.
Pada  material  3  nilai  laju  fisi  neutron  dan  laju  reaksi  penangkapan  neutron  dapat  dilihat  bahwa  semakin menurun seiring dengan bertambahnya presentase pengayaan pada material 1. Dapat dilihat bahwa nilai tertinggi laju reaksi fisi dan reaksi penangkapan neutron terdapat pada mesh ke-5 dengan presentase pengayaan 2% yaitu 5,0615×10 -2 reaksi/cm 3 s dan 3,0866×10 -2 reaksi/cm 3 s. Lalu pada material 3 nilai terendah laju reaksi fisi dan reaksi penangkapan neutron terdapat pada mesh ke-1 dengan presentase pengayaan 4% yaitu 1,8232×10 -2 reaksi/cm 3 s dan 1,4105×10 -2 reaksi/cm 3 s.
Tabel 1. Nilai laju reaksi fisi dan penangkapan pada Matereial 1 dan Material 3 tanpa filter
Pengayaan (%) Mesh ke- Material 1 (reaksi/cm 3 s) Material 3 (reaksi/cm 3 s) Fisi Penangkapan Fisi Penangkapan 1 1 4,3264×10 -2 1,9472×10 -2 1,0582×10 -3 1,8845×10 -3 2 6,7534×10 -2 3,0747×10 -2 8,5548×10 -4 2,2314×10 -3 3 1,5886×10 -1 7,1715×10 -2 8,3423×10 -4 3,5067×10 -3 4 1,5454×10 -1 7,0383×10 -2 8,1411×10 -4 3,5754×10 -3 5 2,2926×10 -1 1,0186×10 -1 9,4478×10 -4 4,8915×10 -3 2 1 3,9511×10 -2 1,7548×10 -2 1,4436×10 -3 1,8770×10 -3 2 6,2304×10 -2 2,7952×10 -2 1,4641×10 -3 2,2456×10 -3 3 1,3879×10 -1 6,2167×10 -2 2,1395×10 -3 3,4159×10 -3 4 1,4210×10 -1 6,3878×10 -2 2,1734×10 -3 3,6201×10 -3 5 2,1560×10 -1 9,4303×10 -2 3,0866×10 -3 5,0615×10 -3 3 1 3,9727×10 -2 1,7357×10 -2 1,4266×10 -3 1,8494×10 -3 2 6,3368×10 -2 2,7940×10 -2 1,4508×10 -3 2,2225×10 -3 3 1,4196×10 -1 6,2478×10 -2 2,1260×10 -3 3,3953×10 -3 4 1,4537×10 -1 6,4205×10 -2 2,1609×10 -3 3,5988×10 -3 5 2,2081×10 -1 9,4865×10 -2 3,0677×10 -3 5,0333×10 -3 4 1 3,9932×10 -2 1,7176×10 -2 1,4105×10 -3 1,8232×10 -3 2 6,4429×10 -2 2,7939×10 -2 1,4382×10 -3 2,2008×10 -3 3 1,4513×10 -1 6,2800×10 -2 2,1132×10 -3 3,3757×10 -3
Reafinola dkk, 2022/ J. Energy Mater. Instrum. Technol. Vol. 3 No. 1, 2022
4 1,4863×10 -1 6,4541×10 -2 2,1474×10 -3 3,5786×10 -3 5 2,2600×10 -1 9,5439×10 -2 3,0498×10 -3 5,0066×10 -3 5 1 3,9156×10 -2 1,7797×10 -2 1,4738×10 -3 1,9252×10 -3 2 6,0701×10 -2 2,9720×10 -2 1,4872×10 -3 2,2859×10 -3 3 1,3403×10 -1 6,1606×10 -2 2,1624×10 -3 3,4505×10 -3 4 1,3721×10 -1 6,3221×10 -2 2,1963×10 -3 3,6580×10 -3 5 2,0780×10 -1 9,3321×10 -2 3,1183×10 -3 5,1085×10 -3
Tabel 2 merupakan nilai dari laju reaksi fisi dan penangkapan neutron menggunakan detektor dengan memakai filter. Dapat dilihat bahwa pada material 1 nilai laju reaksi fisi dan laju reaksi penangkapan neutron akan semakin meningkat  dengan  bertambahannya  presentase  pada  pengayaan  U 235 .  Sedangkan  pada  material  ke-3,  nilai  laju reaksi fisi dan reaksi penangkapan neutron semakin menurun seiring dengan peningkatan presentasi pengayaan U 235 .
Tabel 2 . Nilai laju reaksi fisi dan penangkapan pada Material 1 dan Material 3 dengan filter
Pengayaan (%) Mesh ke- Material 1 (reaksi/cm 3 s) Material 3 (reaksi/cm 3 s) Fisi Penangkapan Fisi Penangkapan 1 1 3,8980×10 -2 1,6897×10 -2 1,2451×10 -4 6,2564×10 -4 2 6,3718×10 -2 2,8088×10 -2 1,9702×10 -4 9,8188×10 -4 3 1,5554×10 -1 6,9077×10 -2 4,7436×10 -4 2,3559×10 -3 4 1,5112×10 -2 6,7446×10 -2 4,5481×10 -4 2,2750×10 -3 5 2,2589×10 -1 9,8627×10 -2 7,0586×10 -4 3,4876×10 -3 2 1 3,5318×10 -2 1,5064×10 -2 4,7459×10 -4 6,3061×10 -4 2 5,8544×10 -2 2,5381×10 -2 7,6277×10 -4 1,0063×10 -3 3 1,3549×10 -1 5,9623×10 -2 1,7243×10 -3 2,2727×10 -3 4 1,3870×10 -2 6,1032×10 -2 1,7649×10 -3 2,3257×10 -3 5 2,1123×10 -1 9,1156×10 -2 2,7933×10 -3 2,6599×10 -3 3 1 3,5408×10 -2 1,4844×10 -2 4,6080×10 -4 6,1249×10 -4 2 5,9479×10 -2 2,5335×10 -2 7,5192×10 -4 9,9204×10 -4 3 1,3853×10 -1 5,9888×10 -2 1,7126×10 -3 2,2572×10 -3 4 1,4182×10 -1 6,1309×10 -2 1,7531×10 -3 2,3102×10 -3 5 2,1728×10 -1 9,1660×10 -2 2,7756×10 -3 3,6367×10 -3 4 1 3,5491×10 -2 1,7176×10 -2 4,4776×10 -4 5,9537×10 -4 2 6,0416×10 -2 2,5301×10 -2 7,4175×10 -4 9,7861×10 -4 3 1,4156×10 -2 6,0165×10 -2 1,7015×10 -3 2,2426×10 -3 4 1,4494×10 -1 6,1599×10 -2 1,7419×10 -3 2,2955×10 -3 5 2,2233×10 -1 9,2179×10 -2 2,7587×10 -3 3,6147×10 -3 5 1 3,5196×10 -2 1,5405×10 -2 4,9732×10 -4 6,0042×10 -4 2 5,7168×10 -2 2,5447×10 -2 7,8082×10 -3 1,0302×10 -3 3 1,3096×10 -1 5,9177×10 -2 1,7436×10 -3 2,2981×10 -3 4 1,3404×10 -1 6,0566×10 -2 1,7844×10 -3 2,3514×10 -3 5 2,0469×10 -1 9,0318×10 -2 2,8227×10 -3 3,6983×10 -3
Dapat  dilihat  bahwa  pada  material  1,  nilai  tertinggi  terdapat  pada mesh ke-2  dengan  pengayaan  5%  yaitu 5,7168x10 -2 reaksi/cm 3 s  dan  terendah  terdapat  pada mesh ke-2  dengan  pengayaan  1%  yaitu  6,3718x10 -3 reaksi/cm 3 s. Sedangkan nilai tertinggi laju reaksi penangkapan neutron terdapat pada mesh ke-5 dengan pengayaan 1% yaitu 9,8627x10 -2 reaksi/cm 3 s dan terendah terdapat pada mesh ke-1 dengan pengayaan 3% yaitu 1,4844x10 -2 reaksi/cm 3 s. Lalu nilai tertinggi laju reaksi fisi dan reaksi penangkapan neutron pada material 3 terdapat pada mesh ke-2 dengan pengayaan 3% yaitu 7,5192x10 -2 reaksi/cm 3 s dan 9,9204x10 -2 reaksi/cm 3 s. Setelah itu nilai terendah laju reaksi fisi dan reaksi penangkapan neutron terdapat pada mesh ke-5 dengan pengayaan 2% yaitu 7,8082x10 -3 reaksi/cm 3 s dan 1,0302x10 -2 reaksi/cm 3 s.
Dari  data  tabel  tersebut  dapat  diketahui  bahwa  nilai  laju  reaksi  penangkapan  neutron  yang  diperoleh merupakan hasil perhitungan yang dilakukan oleh deteketor neutron, bahwa detektor neutron mendeteksi partikel- partikel  hasil  ionisasi  sekunder  yang  disebabkan  karena  adanya  interaksi  antara  neutron  dengan  material. Sedangkan neutron itu sendiri merupakan partikel yang bermuatan, sehingga neutron dapat berinteraksi langsung dengan materi yang dilewatinya.
3.2      Pengaruh  Variasi  Pengayaan  terhadap  Fraksi  Volume  Bahan  Bakar  Uranium  dengan  Filter  dan  tanpa Filter
Reafinola SH, Yulianti Y dan Syafriadi, 2022, Perhitungan Laju Reaksi Neutron Dalam Reaktor Supercritical Water Reactor (SCWR) Model Perangkat ( Assembly ) Heksagonal Berbahan Bakar Uranium, Journal of Energy, Material, and Instrumentation Technology , Vol. 3 No. 1, 2022
Perhitungan fraksi volume juga dilakukan untuk menganalisis reaksi yang terjadi direaktor, persentase setiap material  yang  digunakan.  Fraksi  volume  bahan  bakar  adalah  perbandingan  volume  bahan  bakar  terhadap keseluruhan volume pada pin bahan bakar yaitu yang meliputi bahan bakar, selongsong dan moderator. Bahan bakar  dan cladding berbentuk  lingkaran.  Besarnya  fraksi  volume  dapat  diketahui  dari  jari-jari  setiap  material. Adapun persentase fraksi volume dari bahan bakar 1, bahan bakar 2, cladding 1,dan cladding 2 ditunjukkan pada Tabel 3.
Tabel 3 . Fraksi volume dari material yang digunakan Material Jari-jari (cm) Luas (cm 2 ) Fraksi volume (%) Bahan bakar 1 1,2 4, 5216 9, 2818 Cladding 1 1,7 4, 553 9, 3465 Bahan bakar 2 1,1 3, 7994 7, 7995 Cladding 2 1,5 3, 2656 6, 7037 Moderator 7,5 97,7229 97, 7229
Setelah menetukan fraksi volume pada reaktor, selanjutnya adalah menghitung setiap densitas atom pada masing- masing  material  yang  digunakan  pada penelitian.  Densitas atom  setiap  nuklida dapat ditentukan  menggunakan persamaan 8. Berikut merupakan contoh perhitungan  densitas atom UO 2 .
𝑁(𝑈𝑂 2 ) = 𝜌(𝑈𝑂 2 ) × 𝑁 𝐴 𝑀(𝑈𝑂 2 ) = 10,01369 ( 𝑔 𝑐𝑚3 )×0,6022×( 𝑀𝑜𝑙𝑒𝑘𝑢𝑙 𝑚𝑜𝑙 )
267 ( 𝑔 𝑚𝑜𝑙 )
= 2,2585 × 10 22 ( 𝑀𝑜𝑙𝑒𝑘𝑢𝑙 𝑚𝑜𝑙 )
𝑁(𝑂) = 2 𝑥𝑁(𝑈𝑂 2 )
= 2 𝑥 2,2585 × 10 22 ( 𝑎𝑡𝑜𝑚 𝑐𝑚 3 ) = 4,517 × 10 22 ( 𝑎𝑡𝑜𝑚 𝑐𝑚 3 ) = 0,04517 × 10 24 ( 𝑎𝑡𝑜𝑚 𝑐𝑚 3 )
Setelah  perhitungan  densitas  atom  selesai,  kemudian  pada  bahan  bakar  dilakukan  pengayaan  pada U 235 .  Pengayaan  bertujuan  untuk memperkaya jumlah isotope pada U 235 dalam bahan bakar. Perhitungan pada pengayaan dilakukan dengan persentase 1 sampai 5% dengan bahan bakar 1 dan bahan bakar 2 pengayaan 1%. Berikut merupakan hasil perhitungan densitas atom yang ditunjukkan pada Tabel 3.
Tabel 5 . Densitas atom dan  pengayaan bahan bakar Pengayaan (%) U 235 ×10 24 (atom/cm 3 ) U 238 ×10 24 (atom/cm 3 ) O ×10 24 (atom/cm 3 ) 1 2,2585×10 -2 2,2359×10 -4 4,517×10 -2 2 4,517 ×10 -2 2,2133×10 -4 4,517×10 -2 3 6, 7755×10 -2 2,1907×10 -4 4,517×10 -2 4 9,034×10 -2 2,1681×10 -4 4,517×10 -2 5 1,1295×10 -2 2,1455×10 -3 4,517×10 -2
Hasil  dari  perhitungan  densitas  atom  lalu  digunakan  untuk  meng- input REACT  pada software SRAC  untuk menghitung  laju  reaksi  neutron.  Setelah  nilai  densitas  atom  di input, lalu running program  dan  nilai  laju  reaksi neutron dan laju reaksi penangkapan neutron dari bahan bakar akan diperoleh. Hasil dari perhitungan densitas atom  kemudian  menjadi  input  REACT  pada  program  SRAC  untuk  dilakukan  perhitungan  laju  reaksi  neutron. Penelitian  sebelumnya  menggunakan  jari-jari  yang  lebih  kecil  pada  setiap  bahan  bakar,  sehingga cladding pada setiap bahan bakar memiliki luas yang lebih kecil.

## 3.3 Pengaruh Variasi Pengayaan terhadap Perbandingan Laju Reaksi Neutron dengan Filter dan tanpa Filter
Pada Gambar 1 material 1 laju reaksi fisi dan laju reaksi penangkapan neutron menggunakan filter dan tanpa filter pada pengayaan 1% dapat dilihat bahwa laju reaksi tanpa filter memiliki puncak yang lebih tinggi dibandingkan menggunakan  filter.  Sedangkan  laju  reaksi  penangkapan  neutron  menggunakan  filter  lebih  tinggi  puncaknya dibandingkan tanpa filter.
Gambar 1. Laju reaksi fisi dan penangkapan menggunakan filter dan tanpa filter pengayaan 1% pada material 1
Pada Gambar 2 dengan pengayaan 5% laju reaksi fisi dan penangkapan neutron menggunakan filter dan tanpa filter. Dapat dilihat bahwa laju reaksi fisi tanpa filter memiliki puncak yang lebih tinggi dibadingkan laju reaksi fisi menggunakan  filter.  Sedangkan  laju  reaksi  penangkapan  tanpa  filter  memiliki  puncak  yang  lebih  tinggi dibandingkan laju reaksi penangkapan tanpa filter.
Gambar 2. Laju reaksi fisi dan penangkapan menggunakan filter dan tanpa filter pengayaan 5% pada material 1
Pada Gambar 3 pengayaan 1% dengan laju reaksi fisi dan laju reaksi penangkapan neutron pada material 3, dapat dilihat bahwa laju reaksi fisi tanpa filter lebih tinggi puncaknya diandingkan laju reaksi fisi meggunakkan filter. Sedangkan laju reaksi penangkapan menggunakan filter lebih tinggi puncaknya dibandingkan tanpa filter.
Gambar 3. Laju reaksi fisi dan penangkapan menggunakan filter dan tanpa filter pengayaan 1% pada material 3
Pada Gambar 4 pengayaan 5% laju reaksi fisi dan laju reaksi penangkapan tanpa filter dan menggunakan filter, dapat  dilihat  bahwa  pada  laju  reaksi  fisi  menggunakan  filter  puncaknya  lebih  tinggi  dibandingkan  tanpa  filter. Sedangkan pada laju reaksi penangkapan menggunakan filter puncaknya lebih tinggi dibandingkan tanpa filter.
Reafinola SH, Yulianti Y dan Syafriadi, 2022, Perhitungan Laju Reaksi Neutron Dalam Reaktor Supercritical Water Reactor (SCWR) Model Perangkat ( Assembly ) Heksagonal Berbahan Bakar Uranium, Journal of Energy, Material, and Instrumentation Technology , Vol. 3 No. 1, 2022
Gambar 4. Laju reaksi fisi dan penangkapan menggunakan filter dan tanpa filter pengayaan 5% pada material 3

## 4. Kesimpulan
Berdasarkan  hasil  penelitian,  analisis  dan  pembahasan  diperoleh  bahwa Laju reaksi fisi pada material 1 dan material 3 dengan menggunakan filter dan tanpa filter meningkat seiring dengan meningkatnya nilai persentase pengayaan U 235 . Nilai tertinggi pada laju reaksi fisi neutron material 1 tanpa filter terdapat pada mesh ke-2 dengan pengayaan 1% yaitu sebesar 3,0747x10 -2 reaksi/cm 3 s. Sedangkan laju reaksi penangkapan neutron menggunakan filter meningkat seiring meningkatnya persentase pada U 235 dengan pengayaan 1% mesh ke-5 yaitu dengan nilai sebesar 9,8627 x10 -2 reaksi/cm 3 s. Kemudian Laju reaksi fisi neutron tanpa filter pada material 3 meningkat seiring dengan meningkatnya persentase pada pengayaan 1% mesh ke-5 yaitu sebesar 9,4778 x10 -2 reaksi/cm 3 s. Hal ini dikarenakan  meningkatnya  persentase  pada  pengayaan  U 235 pada  pin  bahan  bakar.  Sedangkan  laju  reaksi penangkapan menggunakan  filter  pada  material  1  dengan  persentase  1% mesh ke-2  memiliki    nilai  tertinggi dibandingkan dengan filter yaitu sebesar 9,8181 x10 -2 reaksi/cm 3 s.

## 5. Daftar Pustaka
Frick, H dan Muliani, H. 2006. Arsitektur Ekologis Kanikius . Yogyakarta. Hal. 161.
Kidd, S.W. 2009. Nuclear Fuel Resources. New York: CRC Press. Hal. 85.
Oka, Y., Koshizuki, S., Ishiwatari, Y., dan Yamaji, A. 2003. Conceptual Design of High Temperature Reactor Cooled by Supercritical Light Water. ICAAP . Cordoba: Spain. Hal. 77.
Okumura, K. 2006. Introduction of SRAC for Reactor Physics Analyses. JAEA. Japan. Hal. 10-15.
Martha, R., Shafii, M. A., dan Afdal. 2016. Analisis Laju Reaksi Neutron Dalam Sel Bahan Bakar Nuklir pada Reaktor Cepat. Jurnal Ilmu Fisika . Vol. 8. No.2. Hal. 70-76.
Pramuditya,  S  dan  Abdul,  W.2005. Analisis  Neutronik,  Termal-hidrolik,  dan  Termodinamik  pada  Perancangan Pressurized  Water  Reactor. http://www.scribd.com/doc/25692769/61/Gambar4-6-Profil-Power-Density- Aksial. Diakses 25 April 2020.
Ridwan, N. 2009. The Extreme Future, 10 Tren Utama yang membentuk Ulang 20 Tahun Kedepan. Tanggerang. Hal. 43.
Tadeus, D.Y., Budi, S., dan Iwan, S. 2010. Simulasi Kendali Daya Reaktor Nuklir dengan Teknik Kontrol Optimal.
Jurnal Universitas Diponegoro Transmisi 12. Vol.1. Hal. 8-13.
Zweifel, P.F. 1973. Reactor Physics . McGraw-Hill. USA. Hal. 74.
Zuhal. 2010. Knowledge Platform Kekuatan Daya Saing dan Innovation. Gramedia Pustaka Utama. Jakarta. Hal. 203.