* Corresponding Author: email: fibermonado@unsri.ac.id No. HP: +6281273620812
https://doi.org/10.56064/jps.v24i3.744 Naskah diusulkan: 29 November 2022; Naskah disetujui: 24 Desember 2022
p-ISSN: 1410-7058 e-ISSN: 2597-7059 © 2022 JPS MIPA UNSRI
Journal Home Page: http://ejurnal.mipa.unsri.ac.id/index.php/jps/index
Studi parameter burn-up sel bahan bakar Uranium Nitrit dengan penambahan minor aktinida berpendingin S-CO 2
Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sriwijaya, Sumatera Selatan 30862, Indonesia
Kata kunci: sel bahan bakar,
Uranium Nitrit, minor aktinida,
S-CO 2
ABSTRAK: Bahan bakar nuklir adalah komponen utama dalam reaktor yang diperoleh dari isotop  alami misalnya Uranium. Hasil pengolahan Uranium menghasilkan limbah  nuklir  dan menimbulkan  permasalahan.  Komponen  limbah  nuklir  diantaranya  Plutonium  dan  unsur- unsur  minor  aktinida.  Komponen  limbah  nuklir  tersebut  masih  bisa  didaur  ulang  menjadi tambahan bahan bakar nuklir. Untuk itu dilakukan studi parameter burn-up sel bahan bakar Uranium  Nitrit  dengan penambahan  minor  aktinida berpendingin S-CO 2 .  Perbandingan  ba- han  bakarnya  yaitu  93%  Uranium  Nitrit  dan  7%  penambahan  minor  aktinida . Nuklida  dari minor aktinida yang digunakan adalah Am 241 dan Np 237 dengan komposisi 1% hingga 7%. Per- sentase fraksi volume tingkat sel adalah  65% fuel , 10% cladding ( stainless  steel ) dan 25% coo- lant . Untuk mengetahui performa dari sel bahan bakar selama burn-up nya maka digunakan modul PIJ. Parameter survei yang dihasilkan dari perhitungan sel bahan bakar yaitu K-inf , lev- el burn-up ,  densitas  atom U 235 ,U 238 dan Pu 239 serta  konversi  rasio  sepanjang  sejarah burn-up selama 120 tahun. Berdasarkan perhitungan neutronik sel bahan bakar dapat dilihat performa dari bahan bakar selama burn-up nya. Dengan penambahan minor aktinida Am 241 dan Np 237 hingga  7%  pada  bahan  bakar  Uranium  Nitrit  berpendingin  S-CO 2 ,  menghasilkan  kenaikan level burn-up yang  tinggi. Hal  ini  menunjukkan  nilai  efisiensi  bahan  bakar  yang  makin  baik sehingga memberikan keuntungan secara ekonomi.
Keywords: fuel cell,
Uranium Nitrite,
actinide minor, S-CO 2
ABSTRACT: Nuclear fuel is the main component in the reactor which is obtained from natu- ral  isotopes such  as Uranium. Uranium processing results  produce nuclear waste  and  cause problems. The components of nuclear waste include Plutonium and minor actinide elements. The nuclear waste components can still be recycled into additional nuclear fuel. For this rea- son, a study of the burn-up parameters of Uranium Nitrite fuel cells with the addition of S-CO2 cooled  actinide minor was carried out. The fuel ratio is 93% Uranium Nitrite and  7% minor actinide  additions.  The  nuclides  of  the minor  actinides used  are  Am241  and  Np237 with  a composition of 1% to 7%. The percentage of cell level volume fraction is 65% fuel, 10% clad- ding (stainless steel) and 25% coolant. To determine the performance of the fuel cell during its burn-up, the PIJ module is used. The survey parameters generated from the calculation of the fuel cell are K-inf, burn-up level, atomic density of U235, U238 and Pu239 as well as the con- version ratio throughout the history of burn-up for 120 years. Based on the fuel cell's neutronic calculations, it  can be seen  the performance  of the  fuel  during its burn-up. With  the minor addition of actinides Am241 and Np237 up to 7% in S-CO2 cooled Uranium Nitrite fuel, result- ing in a high increase in burn-up level. This shows the value of fuel efficiency is getting better so as to provide economic benefits.

## 1 PENDAHULUAN
ertumbuhan  penduduk,  pertumbuhan  ekonomi dan  harga  energi  adalah  asumsi  dasar  yang  di- kembangkan  untuk memperoleh gambaran kebutu- han energi sampai dengan tahun 2050 [1]. Menurut Badan Energi Internasional (IEA), permintaan energi dunia  meningkat  sebesar  1,3  %  setiap  tahun.  Me-
ningkatnya  permintaan  untuk  layanan  energi  tidak dibatasi oleh upaya lebih lanjut untuk meningkatkan efisiensi [2]. Energi nuklir berkembang pesat sebagai salah  satu solusi  paling andal  untuk  iklim  dan kera- wanan  energi.  Saat  ini,  441  reaktor  tenaga  nuklir beroperasi   di  30  negara  dan  395.103  MW(e)  total kapasitas telah terpasang bersih [3].
P
Telah ditemukan sumber energi bebas emisi, yai- tu  energi  nuklir.  Energi  ini  terbukti  efektif  dalam mengurangi  jumlah  polusi  bumi  seperti  pembentu- kan lapisan ozon, efek rumah kaca dan hujan asam [4].  Penggunaan  reaktor  nuklir  sebagai  pembangkit listrik  telah  dimanfaatkan  di  berbagai  negara  baik negara  maju maupun negara  berkembang.  Negara- negara  yang  telah  menggunakan  pembangkit  listrik dengan  reaktor  nuklir  diantaranya  adalah  USA  se- banyak 99 unit, Perancis 58 unit dan Jepang 43 unit PLTN [5].
Komisi Eropa telah menyelidiki desain teras reak- tor  cepat  berpendingin  gas  (GFR)  selama  dua  de- kade,  dan  GFR  telah  ditetapkan  sebagai  salah  satu kandidat   untuk pengembangan reaktor tingkat lan- jut. Kemudian General Atomic Amerika Serikat telah memprakarsai  konsep  desain  awal  GFR  dengan penggunaan  kelongsong  logam  pada  bahan  bakar karbida atau oksida sejak tahun 1962 [6].
Bahan bakar nuklir adalah komponen utama da- lam reaktor yang diperoleh dari isotop alami seperti Uranium dan Thorium, yang terbelah selama reaksi dengan  neutron  [7].  Uranium  dengan  simbol  kimia U  merupakan  salah  satu  unsur  kimia  alami  berno- mor  atom  92,  artinya  di  dalam  susunan  atomnya terdapat    proton  dan  elektron  sebanyak  92  buah. Seperti diketahui unsur Uranium sangat dibutuhkan sebagai bahan bakar  nuklir.  Namun  diakhir  pengo- perasian  suatu  reaktor  nuklir  disamping  menghasil- kan  energi  listrik  nyatanya  pemanfaatan  Uranium menjadi  bahan  bakar  juga  menghasilkan  limbah nuklir [8].
Pengelolaan  limbah  dari  pemanfaatan  energi nuklir masih menjadi permasalahan penting. Hal ini karena limbah nuklir mengandung nuklida yang ber- sifat  toksik  sangat  tinggi  dengan  waktu  paruh  yang cukup  lama.  Terdapat  dua  jenis  limbah  nuklir  yang masih potensional  untuk di- recycle yaitu buntut dari proses pengayaan dan bahan bakar bekas.  Kompo- nen  utama  dalam  limbah  nuklir  adalah  Plutonium. Selain  Plutonium  terdapat  juga  Minor  Aktinida meskipun jumlahnya sangat kecil [9].
Dari reaksi fisi berantai tembakan neutron terha- dap inti-inti Uranium terbentuklah unsur-unsur yang disebut minor aktinida yang sering disebut juga pro- duk  fisi  reaktor  nuklir.  Unsur-unsur  minor  aktinida antara lain adalah Np 237 , Am 241 , Am 242 , Am 243 , Cm 242 dan  Cm 244 .  Namun  karena  umurnya  yang  sangat panjang  membuat  unsur-unsur  minor  aktinida  me- nyumbangkan  radiotoksisitas  tinggi  dalam  bahan bakar bekas reaktor nuklir [10].
Studi tentang pemanfaatan minor aktinida dalam bahan bakar  telah dilakukan  pada  penelitian  terda-
hulu  [9],[10].  Dalam  makalah  ini,  kami  melakukan perhitungan  tingkat  sel  bahan  bakar  pada  Uranium Nitrit dengan penambahan minor aktinida dan  ber- pendingin S-CO 2 . Nuklida-nuklida dari minor aktini- da  yang  digunakan  yakni  Am 241 dan  Np 237 .  Tujuan dari  penelitian  ini  adalah  dengan  penambahan  mi- nor  aktinida pada  bahan  bakar Uranium  Nitrit  ber- pendingin  S-CO 2 dapat  meningkatkan  performa  sel bahan  bakar  selama burn-up nya,  sehingga  dapat memberikan keuntungan secara ekonomi.

## 2 BAHAN DAN METODE
Penelitian  ini  telah  dilaksanakan  di  Jurusan  Fisika Fakultas MIPA Universitas Sriwijaya. Peralatan pene- litian yang digunakan adalah laptop dengan Operat- ing  System (OS)  linux  ubuntu  20.04 dan  paket  pro- gram  SRAC  ( Standard  Reactor  Analysis  Code ),  data nuklida JENDL-4.0 serta Microsoft Office Excel .
Pada  perhitungan  tingkat  sel  bahan  bakar  dihi- tung  densitas  atomnya  untuk  selanjutnya  dijadikan sebagai input perhitungan teras reaktor. Untuk men- getahui performance dari fuel cell selama burn-up nya maka  digunakan modul  PIJ.  Parameter  survei  yang dihasilkan  dari  perhitungan  sel  bahan  bakar  yaitu nilai K-inf sepanjang  sejarah burn-up selama  120  ta- hun,   level burn-up sepanjang  sejarah burn-up sela- ma  120  tahun,  densitas  atom  terkait  U 235 ,U 238 dan Pu 239 serta konversi rasio sepanjang sejarah burn-up selama  120  tahun.  Spesifikasi  parameter  desain  sel bahan bakar disajikan pada Tabel 2.1.

## Tabel 2.1. Spesifikasi Desain Parameter
Parameter Spesifikasi Burn-up bahan Bakar 120 Tahun Jenis Kelongsong Stainless Steel 316 (SS-316) Jenis pendingin S-CO 2 Jenis bahan Bakar Uranium Nitrit (UN) : Minor Aktinida (Am 241 dan Np 237 ) perbandingan 93%: 7%
Fraksi Volume ( fuel:cladding:coolant ) 65% : 10% : 25% Geometri Cell Cylindrical Cell Diamater Pin pitch 1,4 cm
Penelitian  ini  menggunakan  geometri  sel  bahan bakar dengan bentuk silinder ( cylindrical cell ), terdiri atas  sel  dari  bahan  bakar  ( fuel ),  kelongsong  ( clad- ding ) dan pendingin ( coolant ). Gambar geometri fuel cell -nya dapat dilihat pada Gambar 2.1.

## Gambar 2.1. Geometri Sel Bahan Bakar
Parameter  survei  yang  dihasilkan  dari  perhitungan sel bahan bakar yaitu nilai K-inf ,  level burn-up , kon- versi rasio dan densitas atom U 235 , U 238 , Pu 239 sepan- jang sejarah burn-up selama 120 tahun.

## 3 HASIL
Perhitungan  dilakukan  pada  sel  bahan  bakar  Ura- nium  Nitrit  dengan  penambahan  minor  aktinida dengan  nuklida  Am 241 dan  Np 237 dengan  komposisi 1%  hingga  7%.  Setiap  bagian  sel  bahan  bakar  dihi- tung  densitas  atomnya.  Untuk  mengetahui perfor- mance dari fuel cell selama burn-up nya maka digu- nakan paket modul PIJ merujuk pada metode Colli- sion  Probability sebagai  metode  perhitungan tingkat sel pada  program SRAC.  Parameter survei  yang di- hasilkan dari perhitungan sel bahan bakar yaitu nilai K-inf sepanjang  sejarah burn-up selama  120  tahun, level burn-up sepanjang sejarah burn-up selama 120 tahun, densitas atom terkait U 235 ,U 238 dan Pu 239 serta konversi rasio sepanjang sejarah burn-up selama 120 tahun.  Data  hasil  parameter  survei  disajikan  pada Gambar grafik.
Gambar 3.1. Perubahan faktor multiplikasi infinite (K-inf) sel bahan bakar komposisi minor aktinida 1% sampai 7% selama 120 tahun waktu burn-up
Faktor  multiplikasi  tak  hingga  ( K-inf )  merupakan tetapan untuk ukuran populasi aliran neutron tanpa memperhatikan  faktor  kebocoran  sel  bahan  bakar
selama waktu burn-up . Faktor multiplikasi tak hingga ditunjukkan oleh Gambar 3.1.
Gambar 3.2. Perubahan Level Burn-up Sel Bahan Bakar untuk komposisi minor aktinida 1% sampai 7% selama 120 tahun waktu burn-up
Perubahan level  burn-up menunjukkan  ukuran konsumsi  bahan  bakar  reaktor  yang  dinyatakan dengan banyaknya atom yang mengalami reaksi fisi. Perubahan  level burn-up ditunjukkan  pada  Gambar 3.2.
Gambar 3.3. Perubahan Rasio Konversi Selama 120 Tahun Waktu Burn-up
Perubahan level  rasio konversi  menunjukkan ni- lai  perbandingan  jumlah  atom  fisil  yang  dihasilkan dengan jumlah atom fisil yang digunakan dalam ba- han  bakar  reaktor.  Perubahan  level  rasio  konversi dapat dilihat pada Gambar 3.3.
Gambar 3.4. Perubahan Densitas atom U 235 Selama 120 Tahun Waktu Burn-up
Gambar 3.5. Perubahan Densitas U 238 Selama 120 Tahun Waktu Burn-up
Gambar 3.6. Perubahan Densitas Pu 239 Selama 120 Tahun Waktu Burn-up
Populasi dari atom  per  satuan volume atom tiap cm 3 dinyatakan  dengan  densitas  atom atau kerapa- tan atom. Perubahan densitas atom dilakukan untuk menganalisis limbah nuklir yang dihasilkan. Gambar perubahan densitas  atom  U 235 ,  U 238 dan  Pu 239 dapat ditunjukkan  pada  Gambar  3.4.,  Gambar  3.5.  dan Gambar 3.6.

## 4 PEMBAHASAN
Komponen untuk tingkat sel dihitung dengan meng- gunakan modul PIJ dalam program SRAC. Pada pe- nelitian  ini bahan  bakar  yang digunakan yakni Ura- nium  Nitrit  dengan  penambahan  minor  aktinida. Perbandingan  bahan bakarnya yaitu Uranium  Nitrit 93%  berbanding  7%  minor  aktinida.  Nuklida  dari minor  aktinida  yang  digunakan  yakni  Am 241 dan Np 237 dengan  komposisi  1%  hingga  7%.  Pendingin yang  digunakan  pada  penelitian  ini  adalah  S-CO 2 . Persentase fraksi volume tingkat sel adalah 65% fuel , 10% cladding ( stainless steel ) dan 25% coolant.
Perhitungan  parameter  survei  neutronik  diguna- kan untuk melihat perubahan K-inf , perubahan level burn-up ,  rasio  konversi  dan  perubahan  densitas
atom  U 235 , U 238 dan  Pu 239 ditunjukkan  melalui  Gam- bar  grafik.  Untuk  perubahan  faktor  multiplikasi infi- nite ditunjukkan  pada  Gambar  3.1.    Nilai K-inf sel bahan  bakar  di  tahun  pertama  masih  berkisar  di angka 0,3. Namun setelah 50 tahun burn-up nilai K- inf mencapai 1,2  dan kemudian  menurun perlahan sampai pada  120 tahun burn-up nya. Kenaikan dan penurunan nilai K-inf ini menunjukkan ukuran popu- lasi aliran neutron di tiap wilayah burn-up nya. Penu- runan nilai K-inf setelah 50 tahun burn-up terjadi ka- rena pengurangan jumlah atom U 235 .
Gambar 3.2 menunjukkan perubahan level burn- up dengan  penambahan  minor  aktinida    dengan persentase  komposisi  hingga  7%.  Grafik  mengalami kenaikan secara signifikan dari tahun pertama burn- up hingga 120 tahun burn-up . Dengan penambahan minor  aktinida  hingga  7%  menunjukkan  kenaikan level burn-up yang lebih tinggi. Artinya dengan level burn-up yang  tinggi  menunjukkan  makin  baiknya nilai  efisiensi  bahan  bakar  sehingga  memberikan keuntungan  secara  ekonomi  [11].  Gambar  3.3  me- nunjukkan  perubahan  rasio  konversi.  Nilai  rasio konversi  awalnya  besar  namun  turun  menjadi  1 bahkan  dibawah  1    setelah  pembakaran  berlang- sung. Artinya jumlah fisil yang diproduksi jauh lebih kecil dibandingkan jumlah fisil yang dikonsumsi, dan seiring  waktu burn-up maka  bahan  bakar  reaktor akan habis.
Gambar  3.4,  3.5  dan  3.6  menunjukkan  densitas atom untuk U 235 , U 238 dan Pu 239 . Densitas bahan ba- kar akan  berubah ketika suatu reaktor  nuklir diope- rasikan  hingga  akhir  pengoperasiannya  [12].  Pada Gambar 3.4.  terlihat  perubahan densitas U 235 terha- dap  waktu burn-up nya.    U 235 menjadi fuel utama untuk men- trigger reaksi berantai sehingga terbentuk produk fisi pada suatu reaktor, sehingga densitas U 235 akan  terus  berkurang  selama  proses burn-up ber- langsung.  Perubahan  densitas  U 238 terhadap  waktu burn-up terlihat pada gambar 3.5. Pada Gambar 3.6 terlihat perubahan densitas bahan bakar yang signi- fikan terjadi pada  Pu 239 .  Peningkatan  nilai  densitas Pu 239 yang ditunjukkan oleh Gambar 3.6. disebabkan adanya  tangkapan  neutron  oleh  U 238 sehingga mengakibatkan terjadinya transmutasi menjadi Pu 239 .

## 5 KESIMPULAN
Telah  dilakukan  analisis  parameter burn-up tingkat sel  bahan  bakar  Uranium  Nitrit  dengan  penamba- han minor aktinida berpendingin S-CO 2 dengan per- sentase  fraksi  volume  tingkat  sel  adalah  65% fuel , 10% cladding ( stainless steel )  dan  25% coolant .  Hasil parameter survei diperoleh dari perhitungan sel ba- han bakar yaitu nilai K-inf sepanjang sejarah burn-up
selama  120  tahun,  level burn-up sepanjang  sejarah burn-up selama  120  tahun,  densitas  atom  terkait U 238 ,U 238 dan  Pu 239 serta  konversi  rasio  sepanjang sejarah burn-up selama 120 tahun. Hasil perhitungan parameter tingkat  sel memperlihatkan  dampak dari penambahan  minor  aktinida  terhadap  bahan  bakar Uranium  Nitrit  untuk  performa  sel bahan bakar  se- lama burn-up nya.  Dengan  penggunaan  bahan  ba- kar Uranium Nitrit dan penambahan minor aktinida Am 241 dan Np 237 dengan komposisi hingga 7% terjadi peningkatan level burn-up nya. Hal ini menunjukkan makin  baiknya  nilai  efisiensi  bahan  bakar  sehingga memberikan keuntungan secara ekonomi.

## REFERENSI ______________________________
[1] K. ESDM. (2019, 2022). Indonesia Energi Outlook 2019 . Available: https://www.esdm.go.id/assets/media/content/content- indonesia-energy-outlook-2019-english-version.pdf
[2] Nurlina and Z. Su'ud, "Analisis Neutronik Bahan Bakar Thorium Nitrida dan Thorium Plutonium Nitrida untuk Reaktor Air Bertekanan Tahan Lama 200 MWth," in Paper presented at the AIP Conference Proceeding , 2019, vol. 2320.
[3] IAEA. (2022 25-06-2022). The Database on Nuclear Power Reactors. . Available: https://pris.iaea.org/PRIS/About.aspx
[4] M. Ariani, F. Monado, and Z. Su'ud, "Design of Gas Cooled Fast Reactor 600MWth with Natural Uranium as Fuel Circle Input," Jurnal ILMU DASAR, vol. 14, no. 1, pp. 11-15, 2013.
[5] H. Handayani, Y. Yulianti, and P. Manurung, "Perhi- tungan Burn Up pada Reaktor HCLWR Model Geome-
tri Kotak Tiga Dimensi dengan Bahan Bakar Thorium Menggunakan Kode COREBN " Jurnal Fisika Indonesia, vol. 24, no. 2, 2020.
[6] H. Raflis, I. Muhammad, Z. Su'ud, A. Waris, and D. Irwanto, "Reflector Materials Selection for Core Design of Modular Gas-cooled Fast Reactor Using openMC Code Energy," Energy Research, vol. 45, no. 8, pp.
12071-12085, 2020.
[7] S. C. Putri, M. Ariani, I. Royani, Arsali, and F. Monado, "The Calculation of Uranium Metallic Fuel (U- 10%wtZr) Cell with Helium Coolants Using SRAC 2K6," Journal of Phisics: Conference Series, 2126 (The 1st In- ternational Conferences on Physics Issues (ICoPIs), pp. 1- 7, 2021.
[8] Z. Su'ud and H. Sekimoto, "The Prospect of Gas cooled Fast Reactors for Long Life Reactors with Natural Ura- nium as Fuel Cycle Input," Annals of Nuclear Energy, vol. 54, pp. 58-66, 2013.
[9] A. Waris and Budiono, "Studi tentang fisibilitas daur ulang aktinida minor dalam BWR," Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia, vol. IX, no. 1, pp. 11-24, 2008.
[10] Silakhuddin, "Analisis dan Konsep Penanganan Aktini- da Minor dalam Limbah PLTN menggunakan Teknoo- gi ADS," GANENDRA, vol. XI, no. 2, pp. 53-59, 2008.
[11] T. S. Syahputra and Z. Suud, "Startup Reaktor Cepat Berpendingin Gas Berbahan Bakar UN-PuN dengan Daya 800 MWth," POSITRON, vol. VII, no. 1, pp. 12- 16, 2017.
[12] M. Ariani et al. , "Optimization of small long life gas cooled fast reactors with natural Uranium as fuel cycle input," Applied Mechanics and Materials, vol. 260-261, pp. 307-311, 2013.   ______________________________