* Corresponding Author: email: menik_ariani@unsri.ac.id
https://doi.org/10.56064/jps.v25i2.839 Naskah diusulkan: 5 Juni 2023;  Naskah disetujui: 23 Juli 2023
p-ISSN: 1410-7058 e-ISSN: 2597-7059 © 2023 JPS MIPA UNSRI

## Jurnal Penelitian Sains
Journal Home Page: http://ejurnal.mipa.unsri.ac.id/index.php/jps/index
Analisis neutronik Gas Cooled Fast Reactor berpendingin S-CO 2 dengan bahan bakar Thorium Nitride
Erwin Alparis, Menik Ariani * , Fiber Monado, dan Akmal Johan
Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sriwijaya, Sumatera Selatan 30862, Indo- nesia
Kata kunci: reaktor,
Thorium Nitride , S-CO 2 ,
modified CANDLE
ABSTRAK: Analisis neutronik Gas Cooled Fast Reactor dilakukan dengan menggunakan simu- lasi program SRAC. Reaktor ini menggunakan bahan bakar utama Thorium-232 yang diper- kaya dengan Uranium-233 agar reaktor dapat beroperasi, serta berpendingin karbondioksida superkritis S-CO 2 . Strategi pembakaran bahan bakar menggunakan prinsip modified CANDLE. Susunan bahan bakar pada metode modified CANDLE dibagi menjadi 10 wilayah bahan ba- kar dan 10 tahun siklus pembakaran. Setelah 10 tahun proses burn-up bahan bakar di wilayah pertama  dipindahkan  ke wilayah kedua,  bahan  bakar  di  wilayah  kedua  dipindahkan  ke  wi- layah ketiga, bahan bakar di wilayah ketiga dipindahkan ke wilayah keempat, dan seterusnya. Bahan bakar di wilayah 10 kemudian dikeluarkan. Wilayah pertama diisi dengan bahan bakar baru Thorium alam. Proses tersebut diulangi sampai tercapai kondisi keseimbangan. Dari hasil simulasi perhitungan pada desain teras diperoleh nilai faktor multiplikasi (K eff ) serta level burn- up yang paling optimal.
Keywords: reactor,
Thorium Nitride, S-CO2, modified CANDLE
ABSTRACT: Neutronic analysis of Gas Cooled Fast Reactor was carried out using the SRAC simulation program. This reactor uses Thorium main fuel which is enriched with Uranium 233 so that the reactor can operate, and SCO2 (supercritical carbon dioxide) as cooled. The fuel combustion strategy uses the modified CANDLE principle. The composition of the fuel in the modified CANDLE method is divided into 10 fuel regions and 10 years of combustion cycle. After 10 years the burn-up process of fuel in the first region is transferred to the second region, the fuel in the second region is transferred to the third region, the fuel in the third region is transferred to the fourth region, and so on. Fuel in region 10 is then ejected. The first region is filled with new natural Thorium fuel. The process is repeated until equilibrium conditions are reached. From the simulation results of the calculations on the core design, the multiplication factor (K eff ) and the most optimal burn-up level are obtained.

## 1 PENDAHULUAN
ada kuartal I 2022 permintaan akan ketersedian energi  listrik  mengalami  pertumbuhan  dan  per- tambahan yang jauh lebih cepat dibandingkan den- gan permintaan jenis energi lainnya, hal ini ditandai dengan  naiknya  konsumsi  listrik  nasional  sebesar 8,42%    [1].  Tentunya  sangat  diperlukan  berbagai upaya  untuk  mengantisipasi  dan  mangatasi  terus melonjaknya  permintaan  akan  ketersediaan  energi listrik,  baik  secara  nasional  maupun  global.  Hal  ini terkait  dengan  ketersediaan  sumber  daya  alam  ba- tubara dan  bahan  bakar  fosil  lainnya  yang  semakin menipis  jumlahnya  sebagai  bahan  bakar  utama pembangkit listrik. PLTN (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) merupakan salah satu bentuk sumber energi bauran  ( mix  energy )  yang  dapat  dijadikan  solusi
mengatasi  peningkatan  kebutuhan  listrik  [2].  PLTN memanfaatkan  reaktor  nuklir  sebagai  sumber  ener- ginya  untuk  dapat  dikonversikan  menjadi  energi  li- strik [3].
Sebagian  besar  reaktor  yang  beroperasi  di  selu- ruh  dunia  saat  ini  menggunakan  bahan  bakar  Ura- nium seperti U 235 dan U 238 , namun terdapat keterba- tasan atas ketersediaan bahan bakar tersebut. Selain Uranium  jenis  bahan  bakar  lain  yang  sangat  poten- sial yang dapat digunakan sebagai bahan bakar pada reaktor nuklir adalah Thorium yang jumlah keterse- diaannya  di  alam  tiga  kali  lebih  banyak  daripada Uranium [4]. Salah satu alasan penggunaan Thorium sebagai  bahan  bakar reaktor  adalah  karena  efisien- sinya.  Untuk  menghasilkan  daya  1000  MWe  atau  1 giga  watt  per  tahun dibutuhkan  7 ton Thorium,  se-
P
dangkangkan  jika  menggunakan  Uranium  dibutuh- kan  200  –  250  ton,  dan  3,5  juta  –  4  juta  ton  jka menggunakan  batubara  untuk  menghasilkan  daya yang  sama  [5].  Selain  itu  siklus  Thorium  secara umum  memiliki  rasio  konversi  yang  lebih  baik  di- bandingkan dengan siklus Uranium dalam spektrum thermal .  Karena  Thorium  bersifat  fertil  maka  Tho- rium memerlukan material fisil seperti U 235 , Pu 239 se- bagai material penggerak agar Thorium dapat digu- nakan sebagai bahan bakar pada reaktor nuklir. Pa- da rantai konversi Th 232 menjadi U 233 dikenal adanya nilai CR ( Conversion Ratio ), yaitu nilai yang menun- jukkan tingkat pengkonversian, dimana jika nilai CR < 1, maka disebut converter . Reaksi fisi berantai dari Th 232 hingga menghasilkan U 233 beserta material fisil lainnya dapat dilihat pada Gambar 1.
Gambar 1. Rantai Reaksi Thorium [6]
Reaksi  penangkapan  neutron  pada  Th 232 yang menghasilkan bahan fisil U 233 dapat dilihat pada per- samaan reaksi berikut ini.
𝑛 0 1 + 𝑇ℎ 90 232 → 𝑇ℎ 90 233 → 𝑃𝑎 91
233 → 𝑈 92 233
Pada penelitian ini bahan bakar yang digunakan terdiri  dari  Thorium  alam  ditambah  dengan  bahan bakar  fisil  Uranium  (U 233 ).  Perhitungan  dan  analisis neutronik pada reaktor thermal yang dirancang dila- kukan  dengan  menggunakan  kode  SRAC  2K6  den- gan  database  JENDL  4.0  [7].  Sedangkan  skema pembakaran  ( burn-up )  bahan  bakar  menggunakan skema modified CANDLE  arah  aksial.  Metode burn- up  Modified CANDLE  (MCANDLE)  pertama  kali  di- perkenalkan  oleh  Prof.  Zaki  Su'ud dari ITB  Indone- sia. Konsep MCANDLE sendiri merupakan modifika- si  dari  metode  CANDLE  ( Constant  Axial  shape  of Neutron flux, nuclide density, and power profile While Life  of  Produksi  energi )  yang  diperkenalkan  dan  di- usulkan oleh Prof. Hiroshi Sekimoto dari Tokyo Insti- tute  of  Technology ,  Jepang.  Dalam  metode  ini  me- mungkinkan  Pembangkit  Listrik  Tenaga  Nuklir (PLTN) menggunakan  Uranium  alam  dalam  siklus
input nya  [8].  Berbeda  dari  penelitian-penelitian  ter- dahulu pada penelitian ini menggunakan bahan ba- kar Thorium Nitride dengan pendingin S-CO 2 .

## 2 BAHAN DAN METODA
Untuk  mendesain  reaktor  diperlukan  spesifikasi  de- sain  teras  reaktor  meliputi  ukuran  sel  bahan  bakar dan  teras  reaktor.  Desain  reaktor  menggunakan model teras bertipe “tall” . Reaktor tipe tall mempu- nyai ukuran tinggi lebih besar daripada lebar diame- ter teras [9]. Parameter desain GFR ditunjukkan pa- da tabel berikut:

## Tabel 1. Spesifikasi Parameter Desain Teras Reaktor
Parameter Deskripsi Daya Thermal 600 MWth Siklus Bahan Bakar 10 Tahun Jenis Kelongsong Stainless Steel (SS 316) Jenis Pendingin S-CO 2 Jenis Bahan Bakar Thorium Uranium Nitride (Th,U)N Fraksi Volume ( fuel : clad- ding : coolant ) 65% : 10% : 25% Ukuran Teras Aktif 200 cm x 300 cm Lebar Reflektor 50 cm Pin pitch /Diameter Bahan Bakar Pin 1.4/1.232 cm
Geometri sel bahan bakar yang digunakan dalam penelitian  ini  berbentuk  silinder  ( Cylindrical  cell ), yang terdiri dari sel bahan bakar ( fuel ) yang dilapisi dengan kelongsong ( Cladding ) dan pendingin ( Coo- lant ).
Perhitungan  tingkat  sel  bahan  bakar  dihitung densitas  atomnya  untuk  selanjutnya  dijadikan  seba- gai input perhitungan  teras  reaktor.  Diagram  alir perhitungan  di  tingkat  sel  bahan  bakar  dan  teras reaktor disajikan pada Gambar 2.
Strategi penyusunan bahan bakar menggunakan Modified CANDLE, yang membagi teras menjadi  10 region  bervolume  sama  namun  dengan  komposisi bahan  bakar  berbeda.  Penampang  teras  disajikan pada  Gambar  3.  Variasi  jumlah  penggunaan  Ura- nium-233 sebagai bahan fisil dilakukan pada bagian teras  ( Region -1).  Region-1  berisikan  Thorium-232 dengan  penambahan  material  fisil  Uranium-233 bervariasi dari  0%  s.d  10%.  Hal  ini  bertujuan  untuk memperoleh  teras  reaktor  yang  kritis  atau  memiliki nilai  faktor  multiplikasi  efektif  K eff >=  1.  Region-2 sampai  dengan  Region-10  berisikan  Thorium-232 dengan penambahan Uranium-233 serta produk fisi (material  hasil  reaksi  pembakaran  bahan  bakar  da- lam teras).
Gambar 2. Diagram Alir Perhitungan sel bahan bakar dan teras reaktor dengan SRAC
Gambar 3. Susunan dan komposisi bahan bakar dalam teras reaktor

## 3 HASIL
Kondisi  kekritisan  suatu  reaktor  ditunjukkan  oleh nilai faktor multiplikasi efektif (K eff ). Kondisi kritis (K eff ~1) pada reaktor dapat dicapai melalui pengaturan fraksi  jenis  bahan  bakar  di  teras.  Hasil  pengaturan fraksi  jenis  bahan  bakar  (ThU)N,  dengan  berbagai variasi  pengayaan  Uranium-233  mulai  dari  0%,  2% 4%, 6%, 8% hingga 10%, dan nilai K eff yang diperoleh ditunjukkan pada Gambar 4.
Dari  Gambar  4,  dapat  dilihat  bahwa  nilai  faktor multiplikasi  efektif  K eff pada  awal  pengoperasian reaktor tanpa pengayaan Uranium-233 (U 0%) berki- sar  antara  0.94334  hingga  0.95740.  Hal  ini  menan- dakan  bahwa  di  Region-1  belum  terjadi  reaksi  fisi yang  menghasilkan  energi.  Reaksi  yang  terjadi adalah  penangkapan  neutron  oleh  Thorium-232. Penambahan  Uranium-233  sebagai  bahan  fisil  di Region-1  diperlukan  untuk  meningkatkan  nilai  K eff sehingga  reaktor  dapat  mencapai  kritis.  Pada pengayaan  Uranium  2%,  4%,  hingga  6%  nilai  K eff mulai mengalami kenaikan mulai dari 0.94896 pada pengayaan  Uranium  2%  hingga  0.99835    pada pengayaan  Uranium  6%,    tetapi  masih  belum mencapai 1 (K eff ~1)  sehingga reaktor masih belum bisa  dikatakan  layak  beroperasi  pada  pengayaan bahan bakar dengan persentasi 2% hingga 6%. Nilai K eff yang  menunjukkan  kinerja  yang  baik  (kondisi kritis) (K eff ~1) terjadi pada saat pengayaan Uranium 8% dan 10%. Pada fraksi pengayaan bahan bakar 8% dan  10%  reaktor  mampu  mempertahankan  kondisi kekritisan  hingga  pengoperasian  10  tahun,  hal  ini menunjukkan  bahwa  reaktor  mampu  beroperasi dengan baik. Pada pengayaan Uranium 8% nilai K eff cenderung  mengalami  kenaikan,  sedangkan  pada pengayaan Uranium 10% nilai  K eff mulai mengalami penurunan tetapi nilainya masih berkisar 1 serta ma- sih mampu beroperasi selama 10 tahun tanpa pengi- sian bahan bakar. Penurunan nilai K eff mengindikasi- kan bahwa reaksi fisi yang terjadi pada reaktor terus berkurang  setiap  tahunnya  seiring  dengan  bertam- bahnya waktu pengoperasian reaktor, sehingga me- nyebabkan neutron yang dihasilkan di dalam reaktor pun  berkurang.  Tabel  2  menunjukkan  nilai  K eff dan nilai  kelebihan  reaktivitas  di  setiap  2  tahun  operasi reaktor.
Gambar 4. Perubahan K eff pada teras dengan variasi pen- gayaan U 233 selama 10 Tahun
Tabel 2. Nilai Faktor Multiplikasi Efektif (K eff )  Dengan pengayaan  Uranium-233  8% dan 10%
Tahun Operasi U 233 -8%, k eff Reaktivitas δ k=(k−1)/k U 233 - 10%,  k eff Reaktivitas δ k=(k−1)/k 2 1.03413 0,033 1.09306 0,085 4 1.03480 0,034 1.09242 0,085 6 1.03529 0,034 1.09118 0,084 8 1.03558 0,034 1.08935 0,082 10 1.03596 0,035 1.08768 0,081
Reaktivitas δ k  =  (k  −  1)/k  adalah  nilai  yang menunjukkan  penyimpangan  dari  kekritisan.  Ketika reaktor  kritis  maka  nilai δ k  =  0.  Teras  reaktor dengan  pengayaan  Uranium-233  sebesar  8% memberikan  nilai  reaktivitas  lebih  rendah  jika dibandingkan  dengan  yang  10%.  Dengan  demikian maka teras yang menggunakan pengayaan Uranium- 233 sebesar 8% memiliki tingkat paling efisien dalam penggunaan bahan bakar.
Selain  faktor  multiplikasi  dan  reaktivitas,  analisis terhadap  produk  fisi  yang  dihasilkan  selama  proses pembakaran  di  dalam  teras  juga  diperlukan. Gambar  5  dan  Gambar  6  menunjukkan  proses akumulasi  rapat  atom  dari  nuklida  yang  terlibat rantai pembakaran bahan bakar Thorium Nitride .
Gambar 5. Perubahan rapat atom Th 232 sepanjang burn-up
Gambar 5 dan 6 menunjukkan perubahan densi- tas  atom  pada  Thorium-232  dan  Uranium-233 sepanjang  waktu  pembakaran  bahan  bakar  dalam teras. Pada Gambar 5 terlihat bahwa densitas atom Thorium-232  untuk  semua  variasi  pengayaan  men- galami  penurunan,  sesuai  dengan  berkurangnya jumlah atom akibat mengalami reaksi penangkapan neutron.  Sebaliknya  densitas  atau  rapat  atom  Ura- nium-233 (U 233 ) mengalami kenaikkan jumlah untuk semua  variasi  pengayaan  kecuali  pada  10%.  Penu- runan  jumlah  densitas  atom  Thorium-232  disebab- kan  karena  atom-atom  Thorium-232  (T 232 )  berubah menjadi Uranium (U 233 ) melalui penyerapan neutron pada  saat burn-up (pembakaran).    Thorium-232 yang  bersifat  fertil  dapat  ‘dibiakkan’  melalui serangkaian reaksi yang menghasilkan Uranium-233 yang bersifat fisil.

## 4 KESIMPULAN
Berdasarkan hasil studi analisis yang telah dilakukan dapat  diambil  kesimpulan  bahwa  kekritisan  reaktor dapat dicapai dan dipertahankan dengan cara pen- gaturan  pengayaaan  bahan  bakar.  Bahan  bakar Thorium-232  yang  bersifat  fertil  dapat  dibiakkan untuk menghasilkan  Uranium-233 yang bersifat fisil. Pengayaan  atau  penambahan  Uranium-233  diawal pembakaran  diperlukan  agar  tercapai  nilai  faktor multiplikasi efektif >= 1 dari  awal hingga 10 tahun pengoperasian. Pengayaan Uranium-233 sebesar 8% diperlukan  agar  teras  reaktor  600  MWth  dapat beroperasi  selama  10  tahun  tanpa  pengisian  ulang bahan bakar. Reaktor juga  memiliki tingkat efisiensi tinggi dalam hal penggunaan bahan bakar.
REFERENSI ______________________________
[1] D. Marini, M. Ariani, and A. Johan, "Analisis neutronik reaktor cepat berpendingin Helium dengan daya 900 MWth berbasis bahan bakar Thorium Mixed Oxyde," Jurnal Penelitian Sains, vol. 24, 2022.
[2] I. Prayogi, Y. Yulianti, and R. Marjunus, "Desain Inti Teras Reaktor (Core) Model Mesh Triangular Pada Reaktor CANDU Menggunakan Bahan Bakar Daur
Ulang Thorium," Jurnal Fisika Indonesia, vol. 24, no. 3, pp. 170-174., 2020.
[3] N. M. Dilaga, Y. Yulianti, and A. Riyanto, "Desain Teras Reaktor High Temperatur Gas-Cooled Reactor (HTGR) Model Mesh Triangular Dua Dimensi Berbahan Bakar Thorium Berpendingin Gas CO2," 2019, vol. 7, no. 1, pp. 107-115, 2019.
[4] J.-L. F. Yrobel Lima-Reinaldo, Cecilia Martín-del- Campo, "Analysis of the use of thorium in the GFR2400 gas-cooled fast reactor," Nuclear Engineering and De- sign, vol. 343, pp. 11-21, 2019.
[5] B. Wijanarko. Pengembangan Thorium Sebagai Sumber Energi Alternatif Untuk Kepentingan Pertaha- nan Negara [Online].
[6] K. Okumura, Kugo, Teruhiko, Kaneko, Kunio, Tsuchi- hashi, Keichiro "SRAC2006: A comprehensive neutron- ics calculation code system," 2007. Japan Atomic Energy Agency, Tokai, Ibaraki (Japan)
[7] K. Tsuchihashi, H. Takano, K. Horikami, Y. Ishiguro, K. Kaneko, and T. Hara, SRAC: JAERI Thermal Reactor Standard Code System For Design Analysis. Japan: Japan Atomic Energy Researh Institute, JAERI 1285,
1983.
[8] F. Monado, M. Ariani, I. Royani, and Z. Su'ud, "Com- parative Studi of Conceptual Design of Gas-cooled Fast Reactor Core Type Tall versus Pancake Based on MCANDLE Burn up Strategy," Journal of Physics: Con- ference Series, 2019.
[9] N. R. Galih, "Studi Desain Teras Reaktor Cepat berba- han Bakar Campuran Uranium Karbida - Thorium Karbida dan Berpendingin Helium Dengan Skema Modified CANDLE Arah Aksial," FMIPA, Institut Tekno- logi Bandung (ITB), Bandung, 2019.
[10] 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.  __________________________