## ARTIKEL RISET

## Perhitungan Burn Up pada Reaktor HCLWR Model Geometri Kotak Tiga Dimensi dengan Bahan Bakar Thorium Menggunakan Kode COREBN
Hasni Handayani, Yanti Yulianti * and Posman Manurung
Received: 22 June, 2020 | Accepted: 22 July, 2020 | Published: 17 Aug., 2020 | DOI: 10.22146/jfi.v24i2.57167

## Ringkasan
Penelitian tentang perhitungan burn up pada reaktor HCLWR model geometri kotak tiga dimensi dengan bahan bakar thorium menggunakan kode COREBN telah dilakukan. Perhitungan dilakukan dengan simulasi komputasi menggunakan kode COREBN pada program System Reactor Atomic Code (SRAC). Hal-hal yang dilakukan pada penelitian untuk memperoleh rasio konversi (CR) dan faktor multiplikasi ( k ef f ) yang diinginkan dengan cara memvariasikan persentase pengayaan, periode burn up, total power, dan konfigurasi. Berdasarkan hasil penelitian dan analisis yang telah dilakukan, maka diperoleh semakin besar persentase pengayaan pada U 233 , nilai keff akan semakin meningkat. Persentase yang optimal pada pengayaan bahan bakar U 1 1% dan U 3 4%. Semakin lama periode burn up (385-405 hari) dan besar total power (244-247 MWt), maka nilai k ef f akan menurun dan nilai CR meningkat. Perubahan konfigrasi diperoleh rapat daya maksimum 336,0367 Watt/cm 3 dan nilai rapat daya yang konstan pada kolom x baris y, dan z. Desain reaktor yang dapat menghasilkan nilai CR 1 dengan k ef f dapat membuat reaktor menyala hingga akhir yaitu ketika pengayaan bahan bakar U 1 1% dan U 3 3%, periode 150 hari dan fraksi volume 45,0% bahan bakar, 11,3% selongsong, 43,7% moderator.
Kata Kunci : burn up ; HCLWR; thorium; CR; k ef f

## Abstract
Research on the calculation of burn-up in the HCLWR reactor three-dimensional square geometry model with thorium fuel using COREBN code has been carried out. Calculations were performed with a computational simulation using the COREBN code in the System Reactor Atomic Code (SRAC) program. To get critical conversion ratio and multification factor (k ef f ) were varied the percentage of enrichment, increasing the burn up period, varied the total power, and the configuration. Based on the result of research and analysis that has been done, the percentage of enrichment in U 233 were obtained the value of keff will increase. The optimal percentage is the enrichment of fuel U 1 1% and U 3 4%. The longer the burnup period (385-405 days) and the total power (244-247 MWt), the k ef f value will decrease and the CR value increases. Changes in the migration obtained a maximum power density of 336.0367 Watt/cm 3 and a constant value of the power density in columns x rows y, and z. The design of the reactor that can produce a CR value of 1 with a k ef f can make the reactor turn on until the end, namely when the enrichment of fuel U 1 1% and U 3 3%, a period of 150 days and a volume fraction of 45,0% fuel, 11,3% cladding, 43,7% moderator.
Keywords: Burn up; HCLWR; Thorium; CR; k ef f
* Correspondence: yanti.yulianti @ f mipa.unila.ac.id Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan, Universitas Lampung, 35141, Bandar Lampung, Indonesia Full list of author information is available at the end of the article † Equal contributor

## PENDAHULUAN
Reaktor menurut arti sesungguhnya adalah tempat berlangsungnya reaksi. Reaktor nuklir adalah tempat berlangsungnya reaksi nuklir, digunakan untuk
membuat, mengatur dan menjaga kesinambungan reaksi nuklir berantai pada laju yang tetap. Awalnya, reaktor nuklir pertama digunakan untuk memproduksi plutonium sebagai senjata nuklir. Reaktor nuklir sudah banyak digunakan baik di negara-negara maju maupun berkembang. Reaktor yang beroperasi di dunia sebagian besar digunakan sebagai pembangkit tenaga listrik (PLTN) seperti Amerika Serikat (99), Perancis(58), Jepang(43) dan negara lainnya. Reaktor nuklir membutuhkan pendingin untuk mencegah agar tidak terjadi akumulasi panas yang berlebihan pada inti reaktor. Ada banyak macam pendingin yang digunakan misalnya air ringan, air berat, gas, garam cair ( molten salt ), logam cair ( liquid metal ) dan lain-lain. Light Water Reactor (LWR) adalah reaktor nuklir termal yang menggunakan air ringan (H2O) sebagai moderator dan sekaligus berfungsi sebagai pendingin [ 1 ]. Salah satu reaktor fisi yang dipakai untuk pembangkit listrik adalah konversi tinggi reaktor air ringan atau High Conversion Light Water Reactor (HCLWR). HCLWR yang diharapkan dapat meningkatkan pemanfaatan bahan bakar dengan hanya sedikit perubahan dalam teknologi reaktor air ringan atau LWR yang ada. Fitur utama HCLWR terdiri dari kesamaannya dengan LWR saat ini, bila dibandingkan dengan jenis reaktor konversi lainnya. HCLWR memiliki dua fitur desain yaitu mengurangi rasio volume air terhadap bahan bakar dan pengayaan fisil (nuklida yang mengalami pembelahan inti secara spontan bila diradiasi dengan neutron) yang lebih tinggi [ 2 ]. Uranium dioksida merupakan bahan bakar utama untuk reaktor jenis LWR. Di alam, uranium memiliki tiga isotop yaitu 92 U 234 , 9 2U 235 dan 92 U 238 masing-masing sebanyak 0,0056%, 0,718% dan 99,276% [ 3 ].
Burn up atau derajat bahan bakar didefinisikan sebagai total energi yang dilepaskan per unit massa bahan bakar sebagai hasil pembakaran bahan bakar. Satuan yang digunakan megawatt days per ton (MWd/t) bahan bakar [ 4 ]. Pada sistem SRAC, proses perhitungan burn up teras dilakukan dalam 2 tahapan. Pada tahap pertama dilakukan perhitungan burn up pada tingkat sel. Pada tahap ini akan didapat data tampang lintang makroskopik tiap step burn up dari sel yang terhomogenisasi. Data tampang lintang makroskopik hasil perhitungan burn up tingkat sel berupa tabulasi tampang lintang terhadap suhu teras, suhu pendingin, dan tingkat burn up pada pemodelan perangkat bahan bakar yang disimpan dalam file MACRO. Data tampang lintang makroskopik ini kemudian akan diinterpolasi untuk menghitung burn up teras pada tahap kedua [ 5 ].
Geometri 3 dimensi pada reaktor ada 4 jenis yaitu kotak (X-Y-Z), lingkaran ( θ -R-Z), hexagonal
(XH-YH-Z), dan triangular (XT-YT-Z) [ 6 ]. Perhitungan pada teras reaktor dilakukan secara 3 dimensi geometri kotak pada seluruh bagian. Sehingga diperoleh rapat daya relatif kolom x, baris y dan arah z. Pada penelitian juga menggunakan bahan bakar thorium.
Selain uranium bahan bakar reaktor adalah thorium. Thorium adalah material fertil (nuklida yang dapat menyerap sebuah neutron untuk membentuk material fisil) yang sumber dayanya dalam kerak bumi telah diprediksi mencapai 3 kali lebih banyak dari pada uranium. Penggunaan bahan bakar thorium juga akan mengurangi jumlah limbah radioaktif (lebih sedikit dari pada limbah radioaktif uranium). Melalui serangkaian reaksi, thorium alam ( 90 Th 232 ) dapat menghasilkan bahan bakar fisil 92 U 233 , sehingga memiliki potensi sebagai bahan bakar sebuah reaktor nuklir [ 7 ]. System Reactor Atomic Code (SRAC) adalah program yang digunakan sebagai sistem kode neutronik untuk mensimulasikan perilaku nuklir di dalam teras reaktor. Sistem yang dikembangkan oleh Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) pada tahun 1978 ini dapat membantu dalam mendesain dan menganalisis reaktor khususnya reaktor termal [ 5 ]. SRAC memiliki kode dasar yang terdiri dari beberapa modul kode perhitungan. Salah satunya adalah COREBN (modul perhitungan burn up teras) [ 5 ].
Analisis pada penelitian ini dilakukan dengan menggunakan program COREBN. Di dalam sistem SRAC, proses perhitungan pembakaran inti dibagi menjadi dua tahap. Pertama, perhitungan Burn-up sel dengan SRAC yang menghasilkan beberapa grup penampang lintang makroskopik yang homogen setiap tahap Burn-up . Kedua, dilanjutkan dengan perhitungan Burn-up inti dengan COREBN, fungsi COREBN adalah membaca informasi dari riwayat file seperti inti geometri, posisi pemuatan elemen bahan bakar/non bahan bakar dan tingkat pembakaran setiap elemen bahan bakar. Fungsi selanjutnya adalah persiapan penampang lintang makroskopik oleh interpolasi pada tingkat pembakaran, melakukan perhitungan difusi distribusi daya dan pembaruan distribusi Burn-up . Program COREBN memiliki tiga macam geometri yaitu satu dimensi, dua dimensi dan tiga dimensi. Geometri tiga dimensi kotak (X-Y-Z) menggunakan dua bahan bakar yang berbeda pengayaan, dengan pengayaan yang lebih besar berada di luar dan yang kecil di dalam [ 6 ]. enelitian yang telah menggunakan COREBN dilakukan oleh [ 8 ] dalam penelitian digunakan bahan bakar Mixed Oxide Fuel (MOX) dan reaktor Pressuried Water Reactor (PWR) Integral serta
menggunakan studi mengenai SRAC dan COREBN yang digunakan sebagai simulator. Hasil yang diperoleh desain inti PWR Integral yang paling optimum adalah inti dengan rasio PuO 2 dalam MOX 12% yaitu periode kekritisan inti reaktor yang mencapai 1521 hari dengan nilai Conversion Ratio (CR) paling rendah adalah 0,0622004. Perubahan CR yang terjadi tidak signifikan apabila menggunakan bahan bakar UO 2 .
Pada penelitian ini akan dilakukan perubahan pada pengayaan, periode dan daya termal. Bahan bakar yang digunakan adalah thorium sedangkan geometri yang digunakan adalah kotak tiga dimensi (X-Y-Z) pada reaktor HCLWR. Hasil yang dianalisis yaitu fator multiplikasi (k ef f ), CR dan rapat daya relatif. Analisis dilakukan dengan menggunakan SRAC kemudian dilanjutkan dengan COREBN yang dikembangkan oleh Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) di Japan Atomic Energy Agency (JAEA) Jepang. Tujuan pada penelitian ini meliputi, mengetahui pengaruh pengayaan bahan bakar terhadap keff yang dihasilkan, pengaruh periode dan variasi daya termal reaktor terhadap nilai rasio konversi dan k ef f pada reaktor HCLWR model geometri kotak tiga dimensi, hasil densitas daya maksimum dan densitas daya rata-rata pada burn up reaktor HCLWR model geometri kotak tiga dimensi?

## METODE PENELITIAN
Alat dan bahan yang digunakan pada penelitian ini adalah seperangkat personal komputer dengan Operating System (OS) Linux Mint dan program SRAC – COREBN.

## Menentukan Fraksi Volume dan Pengayaan
Mengubah pada SRAC (PIJ), fraksi volume dan pengayaan. Fraksi volume menunjukkan persentase jumlah tiap-tiap material didalam teras reaktor yang meliputi bahan bakar, selosong, dan moderator. Bahan bakar pada penelitian ini terdiri dari dua komposisi dengan perbedaan pada pengayaan. Komposisi pengayaan untuk bahan bakar pertama (U 1 ) mulai dari 2%-5% sedangkan untuk bahan bakar kedua (U 3 ) tetap yaitu 5%.

## Menentukan Perhitungan Densitas Atom
Persamaan 1 tersebut digunakan untuk menghitung densitas atom Th 232 . Rumus dasar yang digunakan adalah sebagai berikut:
N = ρN A M (1)
Dengan N adalah densitas atom (atom/cm 3 ), ρ adalah massa jenis (gr/cm 3 ), adalah bilangan Avogadro
(6,02 × 10 23 atom/mol) dan M adalah massa molekul (gr/mol).

## Menentukan Periode Setiap Step Burn Up
Setelah input data pada PIJ dan memanggil data Hist maka selanjutnya input pada COREBN yaitu periode berkisar 385 sampai 405 hari. Hasil ini akan menentukan untuk input selanjutnya pada daya reaktor termal.

## Menentukan Daya Reaktor Termal
Daya termal reaktor yang akan digunakan yaitu 244 sampai 248 MWt. Contoh model perhitungan burn up inti 3-dimensi (X-Y-Z) yang dihitung menggunakan COREBN dapat dilihat pada Gambar 1 .
Gambar 1: Model perhitungan burn up untuk inti 3-dimensi (X-Y-Z) [ 6 ]

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Perhitungan Fraksi Volume
Perhitungan fraksi volume digunakan untuk menentukan persentase jumlah tiap-tiap material di dalam teras reaktor yang meliputi bahan bakar, selongsong dan moderator. Bentuk sel dari material adalah lingkaran sehingga dapat dihitung berdasarkan besarnya radius yang menunjukkan ketebalan masing-masing komponen yang ditunjukkan pada Gambar 2 . Gambar 2 menunjukkan radius bahan bakar yaitu 0,480 cm, radius selongsong yaitu 0,537 cm dan radius moderator yaitu 0,716 cm. Gambar 2 menunjukkan persentase material yang digunakan pada teras reaktor adalah 45,0% bahan bakar, 11,3% selongsong dan 43,7% moderator. Total persentase material untk HCLWR adalah 100%.

## Pengayaan Bahan Bakar
ada penelitian digunakan 2 file pengayaan yaitu U 1 dan U 3 yang memiliki persentase yang berbeda dan fraksi volume awal yaitu 21,2% bahan bakar, 8,0% selongsong dan 70,9% moderator. Dilakukan
Gambar 2: Radius (r) sel bahan bakar
pengayaan untuk memperkaya jumlah persentase U 233 dalam bahan bakar. Persentase yang digunakan untuk bahan bakar U 1 yaitu 1 sampai dengan 5% dan U 3 tetap 1% atau 5%. Berikut hasil perhitungan pengayaan bahan bakar pada Tabel 1 .

## Tabel 1: Pengayaan bahan bakar
Pengayaan (%) Th 232 × 10 24 (atom/cm 3 ) U 233 × 10 24 (atom/cm 3 ) 1 2,4297 × 10 − 2 2,4543 × 10 − 4 2 2,4051 × 10 − 2 4,9085 × 10 − 4 3 2,3806 × 10 − 2 7,3628 × 10 − 4 4 2,3560 × 10 − 2 9,8171 × 10 − 4 5 2,3315 × 10 − 2 1,2271 × 10 − 3
Gambar 3: Pengayaan U 233 pada U 1 1-5% dan U 3 5% hasil k ef f .
Pada Gambar 3 menunjukkan keff mendekati 1 pada pengayaan U 1 1% dan U 3 5%, bahwa semakin meningkatnya persentase pengayaan bahan
bakar, k ef f yang diperoleh juga semakin meningkat. Bertambahnya pengayaan maka akan menambah jumlah uranium yang ada di dalam reaktor, sehingga reaksi fisi yang terjadi juga akan bertambah. Terjadinya reaksi fisi berantai ditunjukkan oleh nilai k ef f [ 9 ].
Gambar 4: Pengayaan U 233 pada U 1 1% dan U 3 1-5% hasil k ef f .
Gambar 4 menunjukkan k ef f tertinggi pada pengayaan U 3 5%, dari hasil tersebut k ef f yang terbaik pada U 3 4% dengan grafik yang landai sehingga dapat mempertahankan reaktor tetap hidup. Sesuai adanya pengaruh pengayaan bahan bakar terhadap nilai k ef f . Persentase pengayaan bahan bakar mempengaruhi nilai k ef f , dimana keff merupakan penyeimbang antara laju hilangnya neutron dengan laju produksi neutron [ 4 ].

## Perubahan Periode
Penelitian selajutnya dilakukan perubahan pada periode yang terdapat pada file CRBNgo. Pengayaan yang digunakan U 1 1% dan U 3 4% dengan periode berkisar 385 sampai 405 hari.
Tabel 2: Nilai k ef f dan CR perubahan periode Hari k ef f CR 385 0,791691 0,850165 390 0,789916 0,852952 395 0,788178 0,855722 400 0,786445 0,858509 405 0,784724 0,86131
Tabel 2 menunjukkan Nilai k ef f dan CR perubahan periode, nilai k ef f tertinggi 0,791691 dan CR 0,86131, hasil yang diperoleh semakin bertambah hari k ef f menurun.

## Perubahan Total Power
Perubahan total power yang terdapat pada file CRBNgo, periode yang digunakan 385 hari. Perubahan
dilakukan berkisar 244 sampai 248 MWt. Berikut nilai k ef f dan CR perubahan total power pada Tabel 3 . Tabel 3 menunjukkan Nilai keff dan CR perubahan
Tabel 3: Nilai k ef f dan CR perubahan Total Power
Total Power (MWt) k ef f CR 244 0,792753 0,848535 245 0,791663 0,850282 246 0,791691 0,850165 247 0,79053 0,852036 248 0,789989 0,852876
total power, nilai k ef f tertinggi 0,792753 dan CR 0,852876 hasil yang diperoleh semakin bertambah hari k ef f menurun.

## Perubahan Template (Konfigurasi)
(a)

## (b)
Gambar 5: a. Konfigurasi awal [ 6 ] b. Konfigurasi penelitian Perbandingan konfigurasi awal dan penelitian
Pada Gambar 5 menunjukkan A dan B, A untuk mewakili U 3 dan B mewakili U 1 . Perubahan konfigurasi A9 dengan B9, A10 dengan B10, A8 dengan B8, A4 dengan B4, dan A14 dengan B14. Perubahan ini bertujuan agar terjadinya reaksi fisi berantai dan di peroleh nilai rapat daya yang konstan.
Tampak pada Gambar 6 bahwa nilai rapat daya relatif semakin meninggkat pada arah χ yang semakin mengarah kedalam yaitu pada bagian bahan bakar. Hal ini disebabkan karena pada bagian bahan bakar merupakan tempat terjadinya reaksi fisi. Perhitungan rapat daya rata-rata pada arah χ 29 yaitu 176,7904 Watt/cm 3 , dengan faktor puncak ( peak factor ) daya 1,900763. Rapat daya relatif pada radius 0 < χ < 43 cm rapat daya yang dihasilkan adalah 0. Mengalami kenaikan pada radius 47 < χ < 120 cm, Kemudian mengalami penurunan hingga radius 197 cm, Pada radius 197 < χ < 236,5 cm rapat daya yang dihasilkan adalah 0. Hal ini karena pada daerah tersebut populasi neutron sangat sedikit akibat adanya
Gambar 6: Hasil arah x rapat daya relatif dengan panjang 236,5 cm pengayaan U 1 1% dan pengayaan U 3 3%.
reflektor sehingga reaksi fisi berantai dan distribusi rapat daya tidak terjadi pada daerah tersebut.
Gambar 7: Hasil arah y rapat daya relatif dengan panjang 236,5 cm pengayaan U 1 1% dan pengayaan U 3 3%.
Gambar 7 merupakan rapat daya relatif yang diperoleh pada arah y teras reaktor, Tampak pada Gambar 7 bahwa nilai rapat daya relatif semakin naik kedalam teras reaktor dan mengalami penurunan pada radius yang semakin mengarah keluar teras reaktor. Hal ini di sebabkan adanya bahan reflektor pada bagian luar teras reaktor, untuk mendapatkan faktor puncak daya ideal salah satunya adalah dengan melapisi bagian luar teras dan zona dekat pusat radial teras reaktor dengan reflektor. Zona dekat pusat radial berfungsi untuk mendatarkan daya yang memuncak pada pusat teras, sedangkan bagian terluar teras berfungsi untuk merefleksikan kemungkinan kebocoran neutron pada bagian terluar teras reaktor [ 10 ].
Tampak pada Gambar 7 menunjukkan bahwa rapat daya relatif mengalami kenaikan dan mengalami
penurunan. Hal ini karena bahan bakar terletak pada tengah dengan Watt/cm 3 , dengan faktor puncak daya 1,996904. Rapat daya relatif pada radius 0 < y < 43 cm yang dihasilkan adalah 0. Mengalami kenaikan dengan nilai faktor puncak daya 1,996904 pada radius 47 < y < 120 cm, Kemudian mengalami penurunan hingga radius 193 cm, Pada radius 197 < y < 236,5 cm rapat daya yang dihasilkan adalah 0. Konfigurasi pengayaan yang lebih besar. Perhitungan rapat memperoleh rapat daya rata-rata pada arah y 28 yaitu 168,2788
Gambar 8: Hasil Arah z rapat daya relatif dengan panjang 225 cm pengayaan U 1 1% dan pengayaan U 3 3%.
Gambar 8 menunjukkan distribusi rapat daya pada arah z teras reaktor dengan tinggi teras 225 cm. Tampak pada Gambar 8 bahwa 1 mesh mewakili 4,787234 cm. Perhitungan rapat daya memperoleh rapat daya rata-rata pada baris z 23 yaitu 265,9716 Watt/cm 3 , dengan faktor puncak daya 1,263431. Daerah 0 < z < 43 cm dan daerah 181 < z < 225 cm rapat daya relatif yang dihasilkan adalah 0. Hal ini karena pada daerah tersebut tidak terjadi reaksi fisi berantai akibat adanya reflektor yang memantulkan neutron ke dalam teras sehingga memungkinkan reaksi fisi berantai berada di tengah teras reaktor. Reaksi fisi berantai terjadi pada daerah 47 < z < 177 cm.

## Desain Reaktor Paling Ideal
Penelitian ini bertujuan untuk perhitngan burn up sebuah reaktor HCLWR dengan teras x-y-z tiga dimensi yang memenuhi kriteria kekritisan dan menghasilkan rasio konversi secara maksimal. Setelah dilakukan perhitungan, penelitian, analisis, dan pembahasan diperoleh teras reaktor yang kondisinya paling ideal adalah pada konfigurasi Gambar 5 memperoleh CR 1.00574, k ef f 0.9015678, rapat daya maksimum 336,0367 Watt/ cm 3 dengan pengayaan bahan bakar U 1 1% dan U 3 3%, periode 150 hari dan fraksi volume 45,0% bahan bakar, 11,3% selongsong, 43,7% moderator.

## KESIMPULAN
Berdasarkan penelitian yang telah dilakukan diperoleh beberapa kesimpulan sebagi berikut:
1 Semakin besar persentase pengayaan pada U 233 , maka nilai k ef f akan semakin meningkat. Persentase yang optimal pada pengayaan bahan bakar U 1 1% dan U 3 4%.
2 Semakin lama periode burnup (385-405 hari) dan besar total power (244-247 MWt), maka nilai k ef f akan menurun dan nilai CR meningkat.
3 Perubahan konfigrasi memperoleh rapat daya maksimum 336,0367 Watt/cm 3 dan nilai rapat daya yang konstan pada kolom x baris y, dan z.
4 Desain reaktor yang dapat menghasilkan nilai rasio konversi 1 dengan k ef f dapat membuat reaktor menyala hingga akhir yaitu ketika pengayaan bahan bakar U 1 1% dan U 3 3%, periode 150 hari dan fraksi volume 45,0% bahan bakar, 11,3% selongsong, 43,7% moderator.

## PENULIS
1 Hasni Handayani
Dari :
(1) Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Lampung
2 Yanti Yulianti Dari :
(1) Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Lampung
3 Posman Manurung Dari :
(1) Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan
Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Lampung

## Pustaka
1. Ahied M. Efisiensi Material pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir LWR (Light Water Reactor) dan PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor). J Pena Sains. 2015;2(1):1–6.
2. Ishiguro Y. Development of High Conversion Light Water Reactor. JAERI. 1988;26(1):33–36.
3. Fizzotti C. Principles of Nuclear Fuel Production. 1. Uranium and Plutonium. ENEA BATAN; 1984.
4. Ariani M, Su’ud Z, Monado F. Desain Reaktor Cepat Berpendingin Gas 600 Mwth dengan Uranium Alam sebagai Input Siklus Bahan Bakar. J Ilmu Dasar. 2013;14(1):11–15.
5. Okumura K, Kugo T, Kaneko K, Thuchihashi K. The comprehensive neutronics calculation code system. Japan: JAEA; 2002.
6. Okumura K. COREBN: A Core Burn-up Calculation Module for SRAC2006. Japan: JAEA; 2007.
7. Ariani M, Supardi, Su’ud Z, Monado F. Potensi Thorium sebagai Bahan Bakar pada Reaktor Cepat Berpendingin Gas untuk PLTN. In: J. Prosiding Semirata Bidang MIPA BKS-PTN Barat. Pontianak:
Universitas Tanjungpura; 2015. p. 39–45.
8. Ardiansyah H, Agung A, Widi AH. Studi Parameter Desain Teras
Integral Pressurized Water Reactor dengan Bakan Bakar Mixed Oxide Fuel Menggunakan Program SRAC. J Forum Nuklir (JFN).
2018;12(2):61–72.
9. Utami R, Yulianti Y. Desain Reaktor Air Superkritis (Super Critical Water Reactor) dengan Bahan Bakar Thorium. Jurnal Ilmu Dasar.
2013;14(1):1–6.
10. Rokhman SN, Widiharto A, Kusnanto. Performa Neutronik Bahan Bakar LiF-BeF2-ThF4-UF4 pada Small Mobile-Molten Salt Reactor. Jurnal Teknologi Reaktor Nuklir. 2011;13(3):173–185.