## ANALISIS SUB-KRITIKALITAS RAK BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS RSG-GAS MENGGUNAKAN ALUMINIUM
Pungky Ayu Artiani, Mirawaty, Kuat Heriyanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif – BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail : pungky@batan.go.id
(Naskah diterima: 07-03-2017, Naskah direvisi: 02-05-2017, Naskah disetujui: 12-06-2017)

## ABSTRAK
ANALISIS  SUB-KRITIKALITAS  RAK  BAHAN  BAKAR  NUKLIR  BEKAS  RSG-GAS MENGGUNAKAN  ALUMINIUM. Penggunaan stainless steel sebagai material rak penyimpanan bahan bakar nuklir bekas (BBNB) di fasilitas Kanal Hubung – Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (KH-IPSB3) berpotensi menyebabkan terjadinya korosi galvanik pada BBNB sehingga  penggantian  material  rak  penyimpanan  BBNB  perlu  dipertimbangkan.  Potensi  korosi galvanik terjadi karena aluminium sebagai material utama kelongsong Bahan Bakar Nuklir (BBN) Reaktor  Serba  Guna  -  G.  A.  Siwabessy  (reaktor  RSG-GAS)  berinteraksi  dengan stainless  steel sebagai  material  rak  penyimpan  BBNB.  Aluminium  dapat  digunakan  sebagai  material  alternatif rak  penyimpanan  BBNB  untuk  mengurangi  efek  korosi  galvanik.  Penelitian  ini  bertujuan  untuk mengkaji  kritikalitas  rak  penyimpanan  BBNB  dengan  material  aluminium.  Jaminan  kritikalitas diperlukan  untuk  menjaga  keselamatan  fasilitas  KH-IPSB3.  Rak  penyimpanan  aluminium  yang optimum  dikaji  dengan  melakukan  simulasi  ukuran pitch dan  menghitung  laju  serapan  neutron pada  kondisi  normal  (tidak  terjadi  kecelakaan) . Perhitungan  nilai  kritikalitas  (keff)  dilakukan menggunakan  program Monte  Carlo  N-Particle versi  6  (MCNP6).  Model  yang  digunakan  adalah model  3-dimensi  satu  rak  utuh  yang  terisi  penuh  dengan  BBNB  di  dalam  kolam  penyimpanan. Hasil  perhitungan  pada  ukuran pitch 127  mm  menunjukkan  bahwa  nilai  keff  rak  penyimpanan BBNB  dengan  material  aluminium  (keff  =  0,7709)  lebih  besar  13,20%  dibandingkan  material stainless steel (keff = 0,6810). Nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium pada ukuran  tersebut  masih  berada  dalam  rentang  yang  disyaratkan  yaitu  keff kurang dari  0,95. Nilai keff  dipengaruhi  oleh  ukuran pitch ,  dimana  dengan  berkurangnya  ukuran pitch 1  mm  dapat meningkatkan nilai keff sebesar 14,24%. Nilai laju serapan neutron juga mempengaruhi nilai keff, di mana laju serap neutron rak penyimpanan dengan material aluminium lebih kecil dibandingkan material stainless  steel .  Hasil  simulasi  menunjukkan  bahwa  rak  penyimpanan  dengan  material aluminium  memenuhi  aspek  keselamatan  untuk  digunakan  sebagai  rak  penyimpanan  BBNB  di KH-IPSB3 karena mempunyai nilai keff<0,95 pada ukuran pitch lebih dari 112 mm (keff = 0,9196).
Kata kunci : Sub-kritikalitas, penyimpanan BBNB, rak aluminium.

## ABSTRACT
SUB-CRITICALITY  ANALYSIS  OF  SPENT  FUEL  RACKS  AT  KH-IPSB3  USING  ALUMINUM . The use of stainless steel in nuclear spent fuels storage racks of interim storage facility potentially causes  galvanic  corrosion  so  material  replacement  of  spent  fuels  storage  racks  needs  to  be considered.  Galvanic  corrosion  is  due  to  interaction  between  aluminium  as  in  nuclear  fuel  of Multipurpose  Research  Reactor  -  G.  A.  Siwabessy  (RSG-GAS  reactor)  and  stainless  steel  as storage rack material for nuclear spent fuel. The purpose of this study is to assess the criticality of nuclear  spent  fuel  storage  racks  using  aluminum  material  to  reduce  galvanic  corrosion  effect. criticality  guarantee  is  necessary  to  maintain  the  safety  of  nuclear  spent  fuel  interim  storage facility.  Optimum  criticality  of  aluminum  storage  rack  is  assessed  by  varying  pitch  size  and calculating neutron absorption rate performed under normal condition (not an accident). criticality (keff) calculation is performed using Monte Carlo N-Particle version 6 (MCNP6) code. The model used  in  this  study  is  a  3-dimensional  model  where  racks  are  filled  fully  with  spent  fuels  in  the storage pool. The calculations show that nuclear spent fuel storage rack stainless steel materials (keff = 0.6810) compared to aluminum (keff = 0.7709) in the size of 127 mm pitch, keff increased by  13.20%,  but  still  within  the  value  of  safety  requirement  (keff ≤ 0.95). keff is  affected by pitch size,  where  the  reduction  in  the  size  of  1  mm  pitch  can  increase  the  keffof  14.24%.  Neutron absorption rate also affects keff, where neutron absorption rate in aluminum storage racks smaller than  stainless  steel.  Storage  racks  using  aluminum  materials  meet  safety  aspect  to  use  as  a storage rack in nuclear spent fuel interim stroge facility because it has a keff less than 0.95 on a pitch size more than 112 mm (keff = 0.9196).
Keywords : Sub-criticality, spent fuel storage, aluminium rack.

## PENDAHULUAN
Kanal  Hubung  -  Instalasi  Penyim- panan  Sementara  Bahan  Bakar  Nuklir Bekas  (KH-IPSB3)  merupakan  salah  satu fasilitas  penting  di  Pusat  Teknologi  Limbah Radioaktif  -  Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional (PTLR-BATAN).  Fasilitas  ini  adalah  tempat untuk  menyimpan  sementara  BBNB  reaktor RSG-GAS[1].  Penyimpanan  ini  merupakan tahapan  penting  pada  daur  Bahan  Bakar Nuklir  agar  radiasi  yang  ditimbulkan  tidak berdampak  terhadap  pekerja,  masyarakat dan  lingkungan.  Bahan  bakar  nuklir  bekas disimpan  di  dalam  rak-rak  pada  kolam  KH- IPSB3  selama  puluhan  tahun  sebelum dipindahkan ke fasilitas penyimpanan kering atau  penyimpanan  lestari[1].  Bahan  Bakar Nuklir  Bekas  ini  masih  mengandung  sisa bahan  fisil  uranium  sehingga  berpotensi menimbulkan  kecelakaan  kritikalitas  jika tidak  disimpan  dalam  kondisi  yang  tidak tepat.  Oleh  karena  itu,  integritas  BBNB  di kolam KH-IPSB3 harus terjamin.
Saat  ini  rak  penyimpanan  BBNB terbuat  dari stainless  steel .  Material  ini digunakan  karena  mempunyai  sifat  tahan terhadap korosi[2] dan memiliki nilai tampang lintang serapan neutron yang tinggi sebesar  2,86  ×  10 -4 [3,4].  Kelongsong  dan pendukung elemen bakar reaktor RSG-GAS terbuat dari aluminium (AlMgSi dan AlMg2)[5].  Adanya  kontak  antara  material stainless  steel dan  AlMg2  pada  lingkungan yang  sama  di  kolam  KH-IPSB3  dapat menyebabkan  terjadinya  korosi  galvanik. Potensi  terjadinya  korosi  galvanic  ini  dapat merusak  kelongsong  BBNB  sehingga  dapat menimbulkan kontaminasi dalam kolam[6],[7].  Oleh  karena  itu,  penggantian material rak dengan aluminium perlu dilakukan  untuk  mencegah  kerusakan  lebih lanjut pada kelongsong  BBNB.  Penggunaan rak  penyimpanan  dengan  aluminium  telah digunakan di Afika Selatan[9].
Material s tainless steel dan aluminium  mempunyai  nilai  tampang  lintang serap  neutron  yang  berbeda  sehingga
penggantian  material  rak  akan  berpengaruh terhadap  perubahan  nilai  kritikalitas.  Nilai kritikalitas  merupakan  perbandingan  jumlah neutron  yang  dihasilkan  suatu  generasi dengan  jumlah  neutron  pada  generasi sebelumnya yang dinyatakan sebagai persamaan.  Perubahan  jumlah  neutron  ini terjadi karena adanya perubahan laju reaksi pada  rak  BBNB.  Laju  reaksi  ini  dipengaruhi oleh  nilai  tampang  lintang  serap  neutron suatu material dan jarak antar bahan bakar. Korelasi ini dapat dilihat pada persamaan 1.
(1)
Dimana,
σ   =  tampang lintang mikroskopis reaksi neutron
I   =  intensitas neutron
N   =  kerapatan radionuklida (inti/volume)
A   =  tampang lintang (barn) 1 barn = 10-24 cm2 X    =   jarak (m)
Penelitian  ini  akan  menganalisis nilai kritikalitas material bakar nuklir bekas di dalamrak  aluminium  pada  fasilitas  KH- IPSB3 dengan mensimulasikan variasi ukuran pitch dan  menghitung  laju  serapan neutron.  Penelitian  ini  dilakukan  pada kondisi  yang  normal.  Variasi  ukuran pitch dilakukan  untuk  menentukan  ukuran pitch optimum rak penyimpanan BBNB sedangkan  laju  serapan  neutron  dihitung untuk  mengetahui  besar  serapan  neutron setiap posisi BBNB[10]. Perhitungan kritikalitas  dilakukan  dengan  menggunakan program Monte  Carlo  N-Particle 6  versi  1.0
(MCNP6)  yang  telah  banyak  dilakukan  oleh peneliti sebelumnya[4][7][10][11][12][13].
Perhitungan  laju  serapan  neutron  dilakukan dengan menggunakan tally F4 pada program  MCNP6  [10].  Rak  penyimpanan dan  BBNB  akan  dimodelkan  secara  rinci dalam geometri
3-dimensi untuk mendapatkan  nilai  kritikalitas  (keff)  yang akurat[14].

## a) Deskripsi  KH-IPSB3  dan  Elemen Bakar RSG-GAS
KH-IPSB3  terdiri  dari  dua  fasilitas yaitu  fasilitas  kanal  hubung  dan  kolam penyimpanan  BBNB.  Fasilitas kanal  hubung digunakan  sebagai  jalur  pemindahan  BBNB dan  bahan  teriradiasi,  sedangkan  kolam penyimpanan  digunakan  untuk  menyimpan
sementara BBNB dan bahan teriradiasi. Rak penyimpanan untuk BBNB berukuran 94 cm x  94  cm.  Setiap  rak  mempunyai  lubang tempat  penyimpanan  BBNB  sebanyak  42 buah  dengan  susunan triangular 7  x  6, ukuran pitch 12,7  cm  dan  diameter  lubang 14  cm.  Rak  penyimpanan  BBNB  yang terdapat  pada  KH-IPSB3  ditunjukkan  pada Gambar 1.
Gambar 1. Rak Penyimpanan BBNB dalam kolam KH-IPSB3[1]
Reaktor  Serba  Guna −G.  A.  Siwabessy merupakan reaktor riset tipe material testing reactor (MTR) dengan elemen bakar uranium  silisida  U3Si2/Al  yang  memiliki pengayaan  uranium  235U  19,75  %  dan densitas  2,96  gU/cm2. Setiap  elemen  bakar terdiri  dari  21  plat  sejajar  dengan  ketebalan meat bahan  bakar  0,54  mm;  ketebalan
kelongsong (AlMg2) 0,38 mm; tinggi elemen bakar  6  mm;  dan  massa  total  235U  per elemen  bakar  250  g.  Celah  kanal  yang terbentuk antar plat bahan bakar
mempunyai ketebalan sebesar 2,55
mm[15],[16]. Gambar dan data rinci mengenai  elemen  bakar  reaktor  RSG-GAS dapat dilihat pada Tabel 1 dan Gambar 2.
Tabel 1. Spesifikasi elemen bakar dari RSG-GAS [14,15].
Dimensi (mm x mm x mm) 77,1 x 81 x 600 Tebal plat bahan bakar (mm) 1,3 Lebar kanal pendingin (mm) 2,55 Jumlah plat per Fuel Element (FE) 21 Bahan Kelongsong AlMg2 Tebal kelongsong (mm) 0,38 Dimensi bahan bakar (mm x mm x mm) 0,54 x 62,75 x 600 Bahan bakar U 3 Si 2 /Al
Pengayaan 235 U (w/o) 19,75 % Densitas uranium (gU/cm 3 ) 2,96 Berat 235 U per FE (g) 250
Gambar 2.a) Dimensi BBNB elemen bakar standar reaktor RSG GAS, ukuran dalam mm [15],[16]

## b) Tampak utuh BBNB elemen bakar reaktor RSG-GAS

## METODOLOGI
Perhitungan  besarnya  nilai  sub- kritikalitas  dilakukan  menggunakan  program MCNP  6  versi  1.0.  Gambar  3  menunjukkan model  3  dimensi  rak  penyimpanan  BBNB reaktor  RSG  GAS  yang  dimodelkan  secara akurat.  Gambar  3a  menunjukkan  tampak
atas model geometri rak penyimpanan  yang terisi  BBNB  penuh,  sedangkan  Gambar  3b menunjukkan tampak samping serta Gambar  3c  adalah  tampak  atas  geometri bundel BBNB. Gambar 3 ini akan digunakan sebagai  acuan  atau  dasar  untuk  melakukan perhitungan nilai K eff .
(a)
(b)
(c)
Gambar 3. Rak Penyimpanan BBNB 3 Dimensi (a) Geometri tampak atas; (b) Geometri tampak samping; (c) Geometri rinci BBNB tampak atas
(a)
(b)
Untuk  mendapatkan  kondisi  yang
paling reaktif
dalam perhitungan kritikalitas[13],[16],[17], simulasi pada penelitian  ini  menggunakan  BBNB  dalam kondisi fresh (belum  diiradiasi),  meskipun kenyataannya  BBNB  yang  disimpan  di  KH- IPSB3  merupakan  bahan  bakar  yang  telah diiradiasi.  Perhitungan  kritikalitas  dilakukan dengan  menggunakan  beberapa  parameter asumsi sebagai berikut :
1.  Temperatur  air  pendingin  pada  kolam
penyimpanan dibuat sebesar 25 o C dan homogen disepanjang kolam.
2.  Densitas air pendingin kolam penyimpanan  pada  temperatur  25 o C sebesar 0,998 g/cm 3 .
3.  Kondisi air pendingin disepanjang kanal elemen  bakar  sama  dengan  kondisi  air kolam.
Pitch Pitch
Gambar 4. Jarak antar titik tengah ( pitch )
Selain  parameter  diatas,  dalam penelitian  ini  diperlukan  beberapa  simulasi untuk
mengetahui
pengaruh
yang ditimbulkan  jika  material  rak  KH-IPSB3 diganti  dengan  aluminium.  Tampang  lintang serapan neutron stainless steel dan aluminium yang berbeda memerlukan simulasi  untuk  mendapatkan  ukuran pitch yang  optimum  (rekomendasi).  Beberapa simulasi  yang  akan  digunakan  antara  lain sebagai berikut :  :
1. Bahan  rak  yang  disimulasikan  adalah stainless steel - 306 dan aluminium.
2. Sub-kritikalitas  dihitung  dengan  variasi ukuran pitch sebesar 127 mm; 126 mm; 124  mm;  122  mm;  120  mm;  118  mm; 116  mm;  114  mm;  112  mm;  dan  110 mm,  untuk  kedua  bahan  rak. Pitch merupakan jarak terdekat antara lubang BBNB  yang  diukur  dari  masing-masing titik  tengah  kedua  lubang  tersebut seperti  pada  Gambar  4,  sedangkan pengaruh  perubahan  ukuran pitch dapat ditunjukkan pada Gambar 5.
3.  Penentuan laju serapan neutron dilakukan untuk ukuran pitch 127 mm.
4. Optimasi ukuran pitch dilakukan dengan memakai nilai batas keff ≤ 0,95 ± 3 σ ( 99% tingkat kepercayaan)[14].
(a)
(b)
Gambar 5.  Perubahan ukuran pitch (a) Ukuran pitch 127 mm (b) Ukuran pitch 110 mm
37 40 41 42 39 38 31 34 35 36 33 32 25 28 29 30 27 26 19 22 23 24 21 20 13 16 17 18 15 14 7 10 11 12 9 8 1 4 5 6 3 2
Gambar  6.  Penomoran  posisi  zona  untuk penentuan laju serapan neutron
Perhitungan  laju  serapan  neutron pada penelitian ini dilakukan dengan
menggunakan sumber 50.000 partikel untuk 300  siklus.  Pada  50  siklus  pertama digunakan untuk mencari konvergensi perhitungan.  Laju  serapan  neutron  dihitung untuk  42  zona  BBNB  dengan  kartu tally F4. Pembagian  zona  dilakukan  berdasarkan letak  bahan  bakar  seperti  yang  ditunjukkan pada
Gambar  6.  Perhitungan  dilakukan untuk  2  jenis  data  nuklir  yaitu  ENDF/B-VI.0 dan ENDF/B-VII.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Nilai  K eff rak  penyimpanan  bahan stainless  steel dan  aluminium  dengan ukuran pitch yang  digunakan  saat  ini  di dalam  KH-IPSB3  yaitu  127  mm  ditunjukkan pada Tabel 2.
Tabel 2. Nilai K eff dan laju serapan neutron untuk dengan picth 127 mm menggunakan ENDF/B-VI
Bahan K eff ± 3 σ Laju serapan neutron (MeV/cm 2 ) Stainless steel 0,6810 ± 0,0011 2,86E-04 Aluminium 0,7709 ± 0,0010 7,74E-05 Hasil ini menunjukkan adanya kenaikan nilai keff  sebesar  13,2%  jika  menggunakan material
aluminium. Kenaikan yang signifikan  ini  diakibatkan  oleh  aluminium yang  memiliki  laju  serapan  neutron  yang lebih rendah 72,9% dibanding stainless steel
seperti  yang  ditunjukkan  pada  Tabel  3. Meskipun  demikian,  nilai  keff  rak  aluminium penyimpanan  aluminium  masih  jauh  dari nilai  batas  yaitu  keff ≤  0,95  [2],  [19], sehingga dapat digunakan untuk rak penyimpanan BBNB.
Tabel 3. Nilai Tampang Lintang Serap Neutron Bahan Nilai Tampang Lintang Serap Neutron Al 0,231 Fe 2,56
Tabel 4. Nilai K eff pada rak penyimpanan bahan Stainless steel
No Ukuran Pitch (mm) K eff ± 3 σ ENDF/B-VI ENDF/B-VII 1 127 0,6810± 0,0011 0,6821 ± 0,0010 2 126 0,6891 ± 0,0010 0,6893 ± 0,0011 3 124 0,7040 ± 0,0010 0,7043 ± 0,0010 4 122 0,7197 ± 0,0010 0,7204 ± 0,0010 5 120 0,7361 ± 0,0010 0,7361 ± 0,0011
No Ukuran Pitch (mm) K eff ± 3 σ ENDF/B-VI ENDF/B-VII 6 118 0,7525 ± 0,0011 0,7528 ± 0,0011 7 116 0,7695 ± 0,0011 0,7699 ± 0,0011 8 114 0,7873 ± 0,0011 0,7873 ± 0,0011 9 112 0,8048 ± 0,0011 0,8055 ± 0,0011 10 110 0,8232 ± 0,0011 0,8242 ± 0,0011 Tabel 5. Nilai K eff pada rak penyimpanan bahan Aluminium No Ukuran Pitch (mm) K eff ± 3 σ ENDF/B-VI ENDF/B-VII 1 127 0,7709 ± 0,0010 0,7716 ± 0,0010 2 126 0,7799 ± 0,0011 0,7800 ± 0,0010 3 124 0,7987 ± 0,0010 0,7991 ± 0,0010 4 122 0,8177 ± 0,0010 0,8182 ± 0,0010 5 120 0,8371 ± 0,0010 0,8378 ± 0,0010 6 118 0,8576 ± 0,0010 0,8578 ± 0,0010 7 116 0,8778 ± 0,0011 0,8784 ± 0,0011 8 114 0,8985 ± 0,0011 0,8991 ± 0,0011 9 112 0,9196 ± 0,0010 0,9199 ± 0,0010 10 110 0,9405 ± 0,0011 0,9411 ± 0,0011
Tabel  4  dan  Tabel  5  menunjukkan nilai keff rak penyimpanan material stainless steel dan  aluminium  untuk  berbagai  ukuran pitch . Nilai keff meningkat dengan berkurangnya  ukuran pitch ,  di  mana  untuk rak stainless  steel mengalami  kenaikan sebesar 20,88% dan rak aluminium sebesar 22%.  Tabel  5  dan  Gambar  7  menunjukkan bahwa  ukuran pitch 110  mm  untuk  rak aluminium  memberikan  nilai  keff  (0,9655  ± 0,0010)  yang  melebihi  nilai  batas  keff  yang disyaratkan.  Akan  tetapi  jika  menggunakan data  nuklir  ENDF  VII  nilai  keff  menjadi 0,9412  ±  0,0011,  yang  nilainya  mendekati dari  nilai  keff  yang  disyaratkan.  Nilai  keff menggunakan data nuklir ENDF/B-VII memberikan  nilai  keff  lebih  kecil  dibanding data  nuklir  ENDF/B-VI  dengan  nilai  selisih rata-rata  2,69  %. Pitch dengan  ukuran  110 mm  sebaiknya  tidak  digunakan  karena  nilai keff  dari  data  nuklir  ENDF  B/VI  lebih  besar dari  nilai  batas  keff  yang  disyaratkan, dengan demikian ukuran pitch yang optimum adalah sebesar 112 mm.
Salah  satu  usaha  untuk  mencegah potensi  korosi  galvanik  adalah  mengganti rak  penyimpanan  dengan  menggunakan material  aluminium.  Material  ini  dapat digunakan  sebagai  rak  penyimpanan  BBNB dengan  dimensi  yang  sama  pada  rak penyimpanan stainless  steel ukuran pitch 127  mm,  namun  tidak  dapat  digunakan dengan  dimensi  ukuran pitch 110  mm karena  nilai  batas  keff  nya  melebihi  yang disyaratkan.
Penggantian material rak dari stainless  steel menjadi  aluminium  juga berpengaruh  terhadap  faktor  sensitivitas ukuran pitch pada  rak  BBNB.  Gambar  7 menunjukkan  bahwa  penggantian  material rak  menyebabkan  kenaikan  nilai  kritikalitas sebesar  13,20  %  untuk  ukuran pitch 127 mm.  Persentase  kenaikan  nilai  kritikalitas semakin meningkat hingga 14,24  % dengan berkurangnya  ukuran pitch .  Persentase kenaikan  nilai  kritikalitas  terbesar  terjadi pada  ukuran pitch untuk  jarak  antar  lubang yang  berhimpit.  Hal  ini  disebabkan  oleh
kenaikan nilai positif reaktivitas ketika BBNB didekatkan[14].
Gambar 7. Pengaruh ukuran pitch terhadap K eff menggunakan ENDF/B-VI
Gambar 8 menunjukkan secara rinci laju  serapan  neutron  di  setiap  BBNB  untuk rak  penyimpanan  menggunakan  material
stainless  steel dan  aluminium . Laju  serapan neutron  dibagi  atas  10  nilai  terendah,  10 nilai  tertinggi  dan  selain  itu  adalah  nilai tengah.  Laju  serapan  neutron  tertinggi berada  pada  zona  21,  baik  di  rak penyimpanan menggunakan material stainless  steel maupun  aluminium.  Nilai  keff terendah  terdapat  di  zona  37  dan  yang tertinggi  di  10  zona  terjadi  di  daerah  tengah rak.  Dengan  demikian  dapat  disimpulkan bahwa laju serapan neutron tidak dipengaruhi  oleh  material  rak.  Hal  ini  terjadi karena  seluruh  BBNB  memiliki  fraksi  bakar yang  sama  yaitu fresh  fuel. Jika  distribusi fraksi  bakar  berbeda  maka  laju  serapan neutron berbeda pula.
3,71 12,9 10,9 6,57 12,3 8,77 12,6 24,2 17,8 7,53 25,5 21,2 9,79 33,9 28,7 17,0 31,8 23,0 18,2 35,0 25,5 10,8 36,8 30,6 9,72 34,0 28,7 17,1 31,9 23,1 12,7 24,3 17,9 7,52 25,5 21,3 3,73 12,9 11,0 6,53 12,2 8,91 (a) 14,4 48,0 40,7 24,7 45,2 33,3 47,5 88,1 65,1 28,4
93,3
78,8 37,3 123 104 63,0
116 85,3 68,4 127 92,9 40,7 134
113
37,4 125 105 62,9 118 86,7 48,5 89,4 65,4 28,5 95,1 79,8 14,8 49,1 41,1 24,9 46,2 33,6 (b)
Gambar 8.  Laju Serapan Neutron (dalam 10 -7 MeV/cm 2 ) untuk:
(a) Rak aluminium (b) Rak stainless steel

## SIMPULAN
Hasil perhitungan pada ukuran pitch 127  mm  menunjukkan  bahwa  nilai  keff  rak penyimpanan BBNB dengan material
aluminium  (keff  =  0,7709)  lebih  besar 13,20%  dibandingkan stainless  steel (keff  = 0,6810).  Nilai  keff  rak  penyimpanan  BBNB mebggunakan  material  aluminium  pada ukuran  tersebut  masih  berada  dalam
rentang yang disyaratkan. Nilai keff dipengaruhi  oleh  ukuran pitch ,  di  mana dengan  berkurangnya  ukuran pitch 1  mm dapat  meningkatkan  nilai  keff  14,24%.  Nilai laju  serapan  neutron  juga  mempengaruhi nilai  keff,  di  mana  laju  serapan  neutron  rak penyimpanan menggunakan material aluminium  lebih  kecil  dibandingkan  material dapat  meningkatkan  nilai  K eff 14,24 %. stainless steel . Rak penyimpanan aluminium masih  memenuhi  aspek  keselamatan  untuk digunakan sebagai rak pnyimpanan BBNB di KH-IPSB3  karena  mempunyai  nilai  keff  < 0,95  pada  ukuran pitch lebih  dari  112  mm (keff = 0,9196).

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih kepada  Pusat  Teknologi  Limbah  Radioaktif (PTLR),  Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional (BATAN)  yang  telah  memberikan  dana penelitian  ini,  serta  kepada  Ir.  Tagor  M. Sembiring  dan  Ir.  R.  Sumarbagiono,  M.T (Kepala  Bidang  Teknologi  Pengolahan  dan Penyimpanan  Limbah,  PTLR,  BATAN)  atas diskusi  dan  bantuannya  sehingga  penelitian ini dapat diselesaikan dengan baik.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  E.  Nuraeni  and  R.  Sumarbagiono, “Upaya  Pencegahan  Korosi  Galvanik Pada  Kelongsing  Bahan  Bahar  Nuklir
Bekas  di  Fasilitas  Kanal  Hubung – Instalasi  Penyimpanan  Bahan  Bakar Bekas (KH- IPSB3).” Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XIII , 2015. [2] “Dokumen Laporan Analisis Kecelakaan di Kanal Hubung-Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (KH- IPSB3),” 2015.
[3] A.  T.  Silva,  M.  Mattar  Neto,  R.  P. Mourao, L. L. Silva,  C.  C.  Lopes,  and M. C. C. Silva, “Options for the interim storage  of  IEA-R1  research  reactor spent  fuels,” Progress  in  Nuclear
Energy ,  vol.  50,  no.  7,  pp.  836 –844, 2008.
[4] H. E. E. D. Sohn and J. K. Kim, “Effect of  stainless  steel  plate  position  on neutron  multiplication  factor  in  spent f uel,” Nuclear
Engineering and Technology , vol. 43, no. 1, pp. 75 –82, 2011.
[5] M. K.  A,  D.  Kisworo, D.  Hariyadi,  and Sigit, “Ketahanan korosi bahan struktur  AlMg-2  dalam  media  air pasca perlakuan panas dan
p endinginan,” Jurnal Teknologi Bahan
Nuklir , vol. 1, no. 2, pp. 88 –94, 2005.
[6] R.  Kusumastuti  and  G.  R.  Sunaryo, “Analisis  laju  korosi  material  AlMg2 dan  SS304  dalam  lingkungan  air kolam  penyimpanan  bahan  bakar bekas  (ISSF) ,” Prosiding  Seminar
Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah  XII,  Pusat  Teknologi  Limbah Radioaktif-BATAN , 2014, hal. 78 –85.
[7] G.  R.  Sunaryo  and  Sriyono ,  “Spent
fuel  storage  corrosion  m anagement,” International Conference on Research. Reactor: Safe Management. And Effective Utilization , 2011, pp. 1 –7.
[8] V.  Barkauskas,  R.  Plukiene,  and  A.
Plukis,  “Actinide-only  and  full  burn-up credit  in  criticality  assessment  of RBMK-1500 spent nuclear fuel storage  cask  using  axial  burn-up profile,” Nuclear  Engineering  and Design , vol. 307, pp. 197 –204, 2016.
[9] H.  J.  Choi,  D.  Cho,  D.  Kook,  and  J. Choi,  “Current  status  of  spent  fuels and  the  development  of  computer programs  for  the  PWR  spent  fuel management  in  Korea,” Progress  in Nuclear  Energy ,  vol.  53,  no.  3,  pp.
290 –297, 2011.
[10] J.  F.  Briesmeister,  “MCNPTM–A
General Monte Carlo N-Particle
Transport Code,” Los Alamos National
Laboratory ,  p. 790, 2000.
[11]   P.  Wang,  X.  Tang,  F.  Chen,  and  D. Chen,  “The  design,  fabrication  and
safety evaluation of a novel spent fuel storage  basket  material,” Nuclear Engineering and Design , vol. 284, pp.
91 –96, 2015.
[12]   A.  Y.  Chen,  Y.  F.  Chen,  J.  N.  Wang, R.  J.  Sheu,  Y.  W.  H.  Liu,  and  S.  H. Jiang,  “A  comparison  of  dose  rate calculations  for  a  spent  fuel  storage cask  by  using MCNP  and  SAS4,” Annals of Nuclear Energy , vol. 35, no. 12, pp. 2296 –2305, 2008.
[13]   R.  G.  Abrefah,  S.  A.  Birikorang,  B.  J. B. Nyarko, J. J. Fletcher, and E. H. K. Akaho, “Design of serpentine cask for Ghana research reactor-1 spent nuclear  fuel,” Progress  in  Nuclear Energy , vol. 77, pp. 84 –91, 2014.
[14]   T.  Y.  Han,  C.  J.  Park,  B.  C.  Lee,  and J.  M.  Noh,  “Uncertainty  analysis  of criticality  safety  for  the  plate  type  fuel assembly  storage  rack,” Annals  of Nuclear  Energy ,  vol.  53,  pp.  82 –89,
2013.
[15]   A.  B.  Ginting  and  P.  H.  Liem, “Absolute  burnup  measurement  of LEU silicide fuel plate irradiated in the RSG-GAS  multipurpose  reactor  by
destructive  radiochemical  technique,” Annals of Nuclear Energy , vol. 85, pp.
613 –620, 2015.
[16]  P.  H.  Liem  and  T.  M.  Sembiring, “Development  of  new  ORIGEN2  data library  sets  for  research  reactors  with light  water  cooled  oxide  and  silicide LEU  (20  w/o)  fuels  based  on  JENDL- 3.3 nuclear data,” Nuclear Engineering and Design , vol. 262, pp.
52 –62, 2013.
[17]  D. Ćalić  and  M.  Ravnik,  “Criticality calculations  of  spent  fuel  in  deep geological repository,” Nuclear Engineering and Design , vol. 240, no.
3, pp. 668 –671, 2010.
[18]   R.  F.  Mahmoud,  M.  K.  Shaat,  M.  E. Nagy,  S.  A.  Agamy,  and  A.  A. Abdelrahman,  “Burn-up  credit  in criticality  safet y  of  PWR  spent  fuel,”
Nuclear  Engineering  and  Design ,  vol.
280, pp. 628 –633, 2015.
[19]   International  Atomic  Energy  Agency, “ Measurement and storage of research  reactor  spent  nuclear  fuel, ” Proceedings  of  a  technical  meeting, United Kingdom , 2013.