## Research Articles
Perhitungan Burnup Desain  Reaktor  GFR  berbasis  bahan  bakar Uranium Nitride
Sari Novalianda 1* , Andri Ramadhan 1 , Zaki Su’ud 2
1 Fakultas Teknik, Universitas Al-Azhar, Medan, Sumatera Utara, Indonesia
2 Program Studi Fisika, Institut Teknologi Bandung, Jawa Barat, Indonesia

## Received 16 Mei 2020; Accepted 27 Mei 2020; Published 31 Mei 2020
Keyword: Burnup; GFR; Uranium ABSTRACT Research  on  nuclear power  plants as  one  of  alternative  energy sources is growing rapidly along with the increasing need for energy, especially electrical energy. The Calculation burnup design of the Uranium Nitride-based Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) reactor with helium as the coolant. Neutronic analysis is calculated using a Standard Reactor Analysis Code (SRAC) program. Burnup  level  calculations  using  natural  uranium and  enrichment  of  Uranium 235 from  1%  to 10% produce energy of 167 GWd / ton  for 50 years. Atomic Density of Uranium 235 and Uranium 238 will be reduced during burnup and Plutonium will be created at the beginning of the burnup. @2020 Published by UP2M, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Sriwijaya University
Kata Kunci: Burnup ; GFR; Uranium
ABSTRAK: Riset  tentang  PLTN  sebagai  salah  satu  sumber  energi  aleternatif berkembang  pesat  seiring  dengan  semakin  bertambahnya  kebutuhan  akan energi terurama energi listrik. Perhitungan burnup Desain reaktor Gas-Cooled Fast  Reactor (GFR)  berbasis  bahan  bakar  Uranium  Nitride  dengan  helium sebagai  pendinginnya.  Analisis  neutronik  yang  dihitung  menggunakan separangkat program Standard Reactor Analysis Code (SRAC). Perhitungan level burnup menggunakan uranium alam dan pengayaan Uranium 235 sebesar 1% sampai 10% mengasilkan energi sebesar 167 GWd/ton selama 50 tahun waktu burnup nya. Densitas Atom dari Uranium 235 dan Uranium 238 akan berkurang selama burnup dan  akan  mulai  tercipta  Plutonium  di  awal burnup . @2020 Published  by  UP2M,  Faculty  of  Mathematics  and  Natural  Sciences,  Sriwijaya University
∗ Corresponding author. E-mail address: sari_novalianda@yahoo.com
2597-7059 Online, 1410-7058 print/ @2020 Published by UP2M, Faculty of Mathematics and Natural Sciences, Sriwijaya University

## Jurnal Penelitian Sains
Journal Home Page: http://ejurnal.mipa.unsri.ac.id/index.php/jps/index

## PENDAHULUAN
Reaktor  nuklir  mulai  dikembangkan sebagai sumber energi alternatif sejak awal tahun 1950-an  dan  sejak  saat  itu  teknologi  nuklir berkembang pesat. Perkembangan reaktor nuklir dimulai  dari  generasi  I  sampai  generasi  IV. Reaktor  generasi  IV  memiliki  keunggulan dibidangnya yaitu selain menghasilkan daya listrik tetapi  juga  dapat  menghasilkan  energi  termal, dengan siklus bahan bakarnya tertutup dan sistem keselamatannya    dibuat  secara inherent dan passive safety . Salah satu jenis reaktor generasi IV adalah Gas-cooled  Fast  Reactor (GFR)  yaitu reaktor  cepat  yang  memanfaatkan  spektrum neutron cepat dan menggunakan helium sebagai pendingin [1].
Prinsip  kerja  reaktor  nuklir  sama  dengan pembangkit  listrik  konvensional.  Perbedaan utamanya  terletak  pada  bahan  bakar  yang digunakan  dan  sumber  energi.  Bahan  bakar reaktor  nuklir  dibedakan  atas  dua  jenis  material yaitu  bahan  fisil  contohnya  Uranium  235, Plutonium  239  dan  bahan  fertil  seperti  Uranium 238, Thorium 232 [2]. Untuk sumber energi pada pembangkit  listrik  konvensional  berasal  dari pembakaran  fosil  yang  menghasilkan  polusi  dan pencemaran  udara.  Sedangkan  pada  reaktor nuklir sumber energi berasal dari reaksi fisi [3].
𝑛 0 1 + 𝑈 92 235 → 𝑋𝑒 54 140 +   𝑆𝑟 38 94 + 2 𝑛 0 1 + 200 𝑀𝑒𝑉 (1)
Reaksi  fisi  uranium  seperti  Pers  (1) menghasilkan  Neutron.  Neutron  yang  dihasilkan dapat  menumbuk  kembali  inti  uranium  untuk membentuk  fisi  selanjutnya.  Mekanisme  akan terus  terjadi  dalam  waktu  yang  sangat  cepat hingga membentuk reaksi fisi berantai. Pada reaksi fisi  yang  dihasilkan  oleh  reaktor  nuklir  tidak menghasilkan gas CO 2 dan efek rumah kaca. Riset tentang reaktor nuklir di Indonesia di kembangkan oleh BATAN. BATAN telah berhasil membangun tiga reaktor nuklir yang difungsikan sebagai  reaktor  riset  yaitu  Reaktor  TRIGA  2000 Bandung, Reaktor Kartini Yogyakarta dan Reaktor Serpong. Indonesia juga aktif  bergabung dalam Badan Tenaga Atom Internasional – International Atomic Energy Agency (IAEA) [4].
BATAN  berencana  untuk  membangun sebuah  reaktor  daya  eksperimental  (RDE)  yang akan  digunakan  untuk  pembangkit  listrik, pembangkit  panas  dan  memproduksi  hidrogen. Penguasan  teknologi  reaktor  nuklir  sangatlah penting  mengikat  Indonesia  sedang  mengalami krisis energi, sehingga dibutuhkan sumber Energi Baru  dan  Terbarukan  (EBT)  yang  salah  satunya adalah energi nuklir. Dimana nuklir adalah energi yang bersih tanpa menghasilkan polusi udara. Hal ini  mendukung  upaya  penurunan  emisi  rumah kaca sebagaimana Peraturan Presiden Nomor 61 tahun  2011  tentang  Rencana  aksi  Nasional Penurunan Emisi Gas Rumah Kaca.

## TINJAUAN PUSTAKA
Desain sebuah reaktor nuklir memerlukan analisis  yang  akurat  yaitu  meliputi  analisis neutronik, termal dan keselamatan. Pada analisis neutronik  terkait  dengan  pengendalian  jumlah bahan  bakar  yang  digunakan.  Salah  satu  dalam perhitungan analisis neutronik yaitu perhitungan burnup . Perhitungan burnup dilakukan  guna mengetahui  karakteristik  perubahaan  isotop dalam reaktor yaitu pada manajemen penggunakan  bahan  bahan  bakar  yang  meliputi perhitungan penyusutan dan produksi isotop serta banyaknya  energi  yang    dihasilkan  per  satuan waktu bahan bakar yang dinyatakan dalam Mega Watt-hari (MWd) per ton bahan bakar [5].
Perhitungan burnup berkaitan  dengan perubahan jangka panjang (hari-bulan dan tahun) komosisi  bahan-bahan  dalam  reaktor  akibat berbagai  reaksi  nuklir  yang  terjadi  saat pengoperasian  reaktor  nuklir.  Dimana  bahan pecahan fisi jumlahnya sangat banyak (lebih dari 1200  nuklida)  dan  karakteristiknya  sangat beragam [6].
Persamaan kecepatan reaksi menggambarkan densitas jumlah inti dalam teras yang  dapat  diperoleh  dengan  menggunakan keseimbangan yang sederhana. Misalkan N A (r,t) adalah  densitas  untuk  nuklida  jenis  A,  maka persamaan  kecepatan  reaksi  secara  umum terhadap jumlah produksi peluruhan (Gambar 1).
Gambar 1. Prinsip Keseimbangan Nuklida A
dengan bentuk persamaannya:
𝑑𝑁 𝐴 𝑑𝑡 =   −𝜆 𝐴 𝑁 𝐴 −   [∑ 𝜎 𝐴𝑔 𝐴 𝜙 𝑔 𝑔 ] 𝑁 𝐴 +   𝜆 𝐵 𝑁 𝐵 +   [∑ 𝜎 𝜆𝑔 𝐶 𝜙 𝑔 𝑔 ] 𝑁 𝐶 (2)
Dimana  suku 𝜆 𝐴 𝑁 𝐴 menyatakan  bagian  yang hilang  karena  peluruhan  radioaktif,  sedangkan [∑ 𝜎 𝐴𝑔 𝐴 𝜙 𝑔 𝑔 ]𝑁 𝐴 adalah  bagian  yang  hilang  karena tangkapan  neutron, 𝜆 𝐵 𝑁 𝐵 merupakan  nuklida tambahan  A  akibat  peluruhan  B  menjadi  A  dan
[∑ 𝜎 𝜆𝑔 𝐶 𝜙 𝑔 𝑔 ]𝑁 𝐶 adalah  perubahan  C  menjadi  A melalui tangkapan neutron [7]:
𝑑𝑁 𝑖 𝑑𝑡 =   −(𝜆 𝑖 +  𝜎 𝑎,𝑖 𝜙 )𝑁 𝑖 +   ∑ 𝑆 𝑚,𝑖 𝑁 𝑚 𝑚 (3)
dimana 𝑁 𝑖 adalah densitas atom inti ke-i, 𝜆 𝑖 adalah konstanta peluruhan ke-i, 𝜎 𝑎,𝑖 adalah penampang lintang  absorpsi  mikroskopis, 𝜙 adalah  fluks neutron, 𝑆 𝑚,𝑖 adalah kecepatan produksi inti ke-i dari inti ke-m.

## METODE PENELITIAN
Parameter  desain  reaktor  GFR  pada penelitian ini dapat dilihat pada Tabel 1.
Tabel 1. Parameter Desain Reaktor GFR
Analisis  perhitungan  neutronik  pada penelitian ini menggunakan seperangkat program Standard  Reactor  Analysis  Code (SRAC)  yang dikembangkan oleh Japan Atomic Energy Agency (JAEA) [8]. Diagram alur penelitian reaktor GRF dapat dilihat pada Gambar 2.
Gambar 2. Diagram Alir Penelitian

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Faktor multiplikasi infinitif (k inf ) menyatakan ukuran  kenaikan  atau  penurunan  fluks  neutron, yang  dihitung  tanpa  adanya  faktor  kebocoran. Gambar  3  menunjukkan  perubahan  nilai  k inf terhadap  waktu burnup nya. Di  mana  semakin besar densitas atom Uranium 235 yang diberikan maka  nilai  k inf juga  akan  terus  meningkat.  Pada uranium  alam  dan  variasi  pengayaan  Uranium 235 dari 1% sampai 8% nilai k inf < 1 yang berarti sel  belum  mencapai  kondisi  kritisnya.  Kekritisan sel  dapat  dicapai  pada  pengayaan  Uranium  235 sebesar 9% sampai 10% dengan k inf > 1.
Gambar  4.  menunjukkan  bahwa  rata-rata perubahan  level burnup yang  terjadi  pada uranium  alam  dan  variasi  pengayaan  U-235  di tahun  kelimapuluh,  nilai  level burnup nya  rata- ratanya sebesar 167 GWd/ton, artinya dalam 1 ton bahan  bakar  uranium  menghasilkan  energi sebesar  167    GW  per  harinya.Kenaikan  level burnup pada  Gambar  4  ini  dipengaruhi  oleh proses  nuklir  yaitu  reaksi  fisi  yang  menghasilkan berbagai  produk  fisi  yang  akan  terus  bertambah seiring lamanya waktu burnup .
Parameter Spesifikasi Sel bahan bakar ( Fuel ) Cladding Coolant Pengayaan U-235 Fraksi Volume: Fuel/Cladding/Coolant Diameter Pin Pitch Geometri Cell Periode Refueling
Uranium Nitride (UN) Stainless Steel (SS316) Helium 1 – 10 % 60%/10%/30% 1,4 cm Silinder 10 Tahun
Input Data
Perhitungan sel dan burnup : PIJ Perhitungan Teras: Difusi Multigroup End Maksroskopik cross section Start
Gambar 3. Perubahan Nilai k inf
Gambar 4. Perubahan Level Burnup
Selama proses burnup , densitas setiap atom akan  berubah  sesuai  dengan  waktu burnup nya. Dimana  di  antara  atom-atom  yang  mengalami
perubahan  yang  signifikan  dapat  diamati  pada Uranium  235,  Uranium  238  dan  Plutonium  239. Gambar 5 untuk densitas atom Uranium 235 akan terus  mengalami  penurunan  dari  0,33x10 22 cm -3 sampai 0,05x10 22 cm -3 dikarenakan Uranium 235 yang  bersifat  fisil  akan  berubah  menjadi  unsur lainnya.  Sedangan  untuk  Uranium  238  yang bersifat  fertil  yang  pada  awal  burnup  jumlahnya 3,38x10 22 cm -3 akan  terus  berkurang  sampai 2,42x10 22 cm -3 dikarenakan akan berubah menjadi unsur lainnya sesuai rantai burnup nya. Salah satu produk  fisi  dari  Uranium  238  adalah  Plutonium 239. Plutonium 239 yang pada awal reaksi belum tercipta (nol), seiring bertambahnya waktu burnup jumlah  densitas  atom  Plutonium  239  akan  terus bertambah  seiring  waktu burnup dimana  pada tahun ke limapuluh densitas atom Plutonium 239 menjadi 0,24x10 22 cm -3 .
Gambar 5. Densitas Atom Uranium 235, Uranium 238 dan Plutonium 239
Plutonium dihasilkan dari reaksi tangkapan neutron  yang  terjadi  pada  Uranium  238.  Dari reaksi  fisi  yang  terjadi  di  reaktor  GFR  berbasis Uranium  Nitride  ini  sesuai  rantai  burnup Plutonium  memiliki  lima  isotop  yang  dominan, yaitu  Plutonium  238,  Plutonium  239,  Plutonium
0.300 0.400 0.500 0.600 0.700 0.800 0.900 1.000 1.100 1.200 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 ki n f burnup (tahun) 10% 9,5% 9% 8% 7% 6% 5% 4% 3% 2% 1% Uranium alam
0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 Level b u rn u p ( x1 0 5 MW d /t o n ) burnup (tahun) Uranium Alam 1% 2% 3% 4% 5% 6% 7% 8% 9% 9,5% 10% 0.00 0.20 0.40 0.60 0.80 1.00 1.20 1.40 1.60 1.80 2.00 2.20 2.40 2.60 2.80 3.00 3.20 3.40 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 D e n si ta s a to m (x 1 0 22 cm -3 ) burnup (tahun) U-235 U-238 Pu-239
240,  Plutonium  241,  dan  Plutonium  242.  Dari kelima  isotop  tersebut  Plutonium  239  dan Plutonium  241  saja  yang  bersifat  fisil,  yang  bisa digunakan  dan  dimanfaatkan  kembali  sebagai bahan bakar reaktor nuklir lainnya. Pada Reaktor GFR  yang  menggunakan  Uranium  235  alam seperti  pada  penelitian  [5,6]  jumlah  Plutonium yang dihasilkannya sangat sedikit dan memerlukan  waktu start  up yang  lama  untuk reaktor  mulai  beroperasi  mencapai  kondisi kritisnya.  Dengan  demikian  desain  reaktor  GFR berbahan  bakar  uranium  nitride  dengan mengayaan  Uranium  235  sebesar  9,5  %  dapat mencapai  kekritisannya  di  tahun  pertama  dan limbah  plutonium  239  yang  dihasilkannya  dapat dimanfaatkan kembali sebagai bahan bakar pada reaktor  pembiakan  cepat  ( Fast  Breader  Reactor , FBR).

## KESIMPULAN
Desain  reaktor  GFR  berbasis  bahan  bakar Uranium  Nitride  (UN)  dengan  menggunakan uranium  alam  dan  pengayaan  Uranium  235 sebesar  1%  sampai  10%  mengasilkan  nilai  level burnup sebesar 167  GWd/ton  selama  50  tahun waktu burnup nya.  Densitas  Atom  dari  Uranium 235  dan  Uranium  238  akan  berkurang  selama burnup dan akan mulai tercipta Plutonium di awal burnup .

## REFERENSI
[1] GIF.  GIF  R&D  Outlook  For  Generation  IV Nuclear Energy Systems. 2009.
[2] Novalianda,Sari., Menik Ariani., Fiber Monado,  Zaki  Su’ud. Neutronic  Design  of Plutonium Uranium Fuel-Based Gas-Cooled Fast Reactor .  Jurnal  Pendidikan  Fisika  Indonnesia Vo 14 No 2 (2018)
[3] Novalianda,Sari., Menik Ariani., Fiber Monado, Zaki Su’ud . Studi Awal {erhitungan Sel  Bahan  Bakar  Berbasis  Uranium  Oksida (UO 2 )  Pada  Reaktor  Cepat  Berpendingin
Helium. Jurnal Lingkungan dan Pembangunan. Vol 2 No 1 (2016) [4] BATAN. Indonesia Menuju Teknologi Eksplorasi,  Penambangan  dan  Pengolahan Uranium. 2014.
[5] Fiber, Monado. Su’ud, Z.  Waris, A. Basar, K. Menik,  A.  and  Sekimoto,  H.  Advanced Materials Research Vol 772 (2013): 501-506.
[6] Menik, A. Su’ud, Z. Monado, F. Waris, A. Rijal, K. Arif, I. Ferhat, A. And Sekimoto, H. Applied Mechanics and Materials, Vol 260-261 (2013): 307-311.
[7] Duderstadt,  J.J.  dan  Hamilton,  J.H.  Nuclear Reactor Analysis. USA: John Wiley& Sons Inc. 1976.
Okumura,  K.  Kugo,  T.  Kaneko,  K.  and Tsuchihashi,  K.  A  Comprehensive  Neutronic Calculation  Code  System.  JAEAData/  Code 2007-004.  Reactor  Physics  Group,  Nuclear Science  and  Engineering  Directorate.  Japan Atomic Energy Agency. (2007)