## PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN

## BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK
Saga Octadamailah, Supardjo Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail : saga_octa@batan.go.id
(Naskah diterima: 08-06-2017, Naskah direvisi: 21-06-2017, Naskah disetujui: 12-07-2017)

## ABSTRAK
PENGARUH  DENSITAS  URANIUM  TERHADAP  UMUR  DAN BURN  UP BAHAN  BAKAR NUKLIR  DI  DALAM  REAKTOR  RSG-GAS  DITINJAU  DARI  ASPEK  NEUTRONIK. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) Serpong merupakan reaktor nuklir tipe Material Testing Reactor (MTR).  Reaktor  ini  awalnya  dioperasikan  menggunakan  bahan  bakar  dispersi  U 3 O 8 /Al pengkayaan uranium 19,75 % 235 U dengan densitas uranium 2,96 gU/cm 3 . Bahan bakar U 3 Si 2 /Al densitas  2,96  gU/cm 3 telah  berhasil  diproduksi  dan  digunakan  sebagai  bahan  bakar  RSG-GAS menggantikan bahan bakar U 3 O 8 /Al, sedangkan penelitian bahan bakar berbasis UMo/Al dengan densitas 7 gU/cm 3 juga telah diperoleh dalam bentuk pelat mini. Penelitian tentang bahan bakar densitas tinggi masih berfokus pada proses pabrikasi, sedangkan perhitungan tentang umur atau masa  pakai (lifetime) dan  korelasinya  dengan burn  up bahan  bakar  belum  banyak  dilakukan. Berkaitan dengan hal tersebut,  pada penelitian ini dilakukan perhitungan umur bahan bakar dan korelasinya  terhadap burn  up menggunakan  pasangan  program  ORIGEN  dan  MCNP.  Program ORIGEN digunakan untuk mensimulasikan proses waktu iradiasi, sehingga diperoleh data produk fisi dan uranium sisa ( 235 U tidak mengalami reaksi fisi). Sementara itu, program MCNP digunakan untuk menghitung kritikalitas di dalam teras reaktor. Waktu iradiasi digunakan untuk perhitungan umur  bahan  bakar,  sedangkan  kritikalitas digunakan  untuk  mengetahui burn  up maksimal  untuk bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  dan  UMo/Al.  Hasil perhitungan  menunjukkan  bahwa  peningkatan  densitas uranium  berdampak  kepada  bertambahnya  lama  iradiasi  di  dalam  reaktor  dan burn  up bahan bakar.  Waktu  yang  dibutuhkan  untuk  mencapai burn  up 56 %  masing  masing  bahan  bakar U 3 O 8 /Al;  U 3 Si 2 /Al,  dan  U-7Mo/Al  selama  188  hari,  292  hari,  dan  420  hari.  Peningkatan  densitas uranium  menyebabkan  bahan  bakar  U 3 O 8 /Al  mampu  mencapai burn  up 56  %,  sedangkan U 3 Si 2 /Al  dan  U-7Mo/Al  dapat  mencapai  nilai burn  up sebesar  68,97  %  dan  76,76  %. Meningkatnya  umur (lifetime) dan burn  up bahan  bakar  berdampak  kepada  meningkatkan efisiensi bahan bakar di dalam reaktor.
Kata kunci : densitas uranium, umur bahan bakar, burn up , reaktor riset, neutronik.

## ABSTRACT
EFFECT  OF  URANIUM  DENSITY  ON  NUCLEAR  FUEL  LIFE  TIME  AND  BURN  UP  IN  RSG- GAS  REACTOR  FROM  A  NEUTRONIC  POINT  OF  VIEW. Material  Testing  Reactor (MTR)  is  a research  reactor  with  characteristics:  small  power,  high  thermal  neutron  flux  and  short  life  time fuel. Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) located in Serpong is an MTR type reactor initially  operated  with  dispersion  fuel  of  U 3 O 8 /Al  with  uranium  enrichment  of  19.75  % 235 U  and uranium density of 2.96 gU/cm 3 . In an effort to increase the life time of nuclear fuel, BATAN has done researches on high density uranium fuel starting from U 3 Si 2 /Al fule and continued with UMo based fuel in line with investigations performed by worldwide researchers in the field of research reactors. Fuel of U 3 Si 2 /Al with a density of 2.96 gU/cm 3 has been successfully manufactured and utilized  as  fuel  for  RSG-GAS  to  subtitute  the  U 3 O 8 /Al  fuel.  Post  irradiation  examination  has  also been done for U 3 Si 2 /Al with a density of 4.8 gU/cm 3 up to a burn up of 60 %, while research on UMo  with  7  gU/cm 3 density  has  been  progressing  into  mini  plate  fabrication.  Research  on  high density  fuel  has  been  focused  on  fabrication  process,  while  little  has  been  done  on  life  time calculation  or  utilization  period.  Therefore,  this  research  has  performed  a  calculation  on  nuclear fuel life time using a paired program of ORIGEN and MCNP. The calculation results show that an increase in uranium density will extend the life time of fuel exponentially. The longest life time is achieved by UMo type, which extends to 651 days, and this relates to a life time extension of 219 days if the RSG-GAS is operated with UMo fuel.
Keywords : uranium density, fuel life, burn up, research reactor, neutronic.
(Saga Octadamailah, Supardjo)

## PENDAHULUAN
Pengembangan  teknologi  nuklir  di dunia tidak bisa dipisahkan dari keberadaan reaktor  nuklir  baik  reaktor  riset  yang digunakan  untuk  penelitian  dan  produksi radioisotop  maupun  reaktor  daya  untuk menghasilkan  energi  listrik.  Reaktor  riset pada  umumnya  didesain  dengan  daya rendah  dan  menggunakan  bahan  bakar nuklir dalam bentuk uranium oksida maupun paduan uranium dengan pengkayaan uranium > 19,75 % 235 U, sedangkan reaktor daya  didesain  pada  daya  tinggi  dengan pengkayaan uranium <5 % 235 U atau bahkan menggunakan uranium alam[1,2].
Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional (BATAN)  merupakan  lembaga  penelitian nuklir  di  Indonesia,  saat  ini  memiliki  tiga buah  reaktor  riset  yang  digunakan  untuk penelitian dan produksi radioisotop. Reaktor TRIGA  2000  merupakan  reaktor  pertama yang  di  bangun  di  Bandung,  kemudian reaktor  Kartini  (jenis  TRIGA)  dengan  daya 250  Watt  dibangun  di  Yogyakarta  dan Reaktor  Serba  Guna  G.A  Siwabessy  (RSG- GAS) dengan daya 30 MW di Serpong. Tipe RSG-GAS  adalah  material  testing  reactor (MTR), memiliki fluks neutron termal sebesar  2×10 14 neutron/cm 2 s[3],  sehingga satu  hari  pengujian  di  dalam  RSG-GAS setara  dengan  3  bulan  di  reaktor  daya  atau Pembangkit  Listrik  Tenaga  Nuklir  (PLTN). Hal  ini  disebabkan  karena  fluks  neutron yang  dihasilkan  di  dalam  teras  reaktor seratus  kali  lebih  banyak  bila  dibandingkan dengan  reaktor  daya,  walaupun  daya  RSG- GAS relatif kecil.
Reaktor riset bermacam-macam sehingga jenis dan bentuk bahan bakar juga berbeda  beda.  Fluks  neutron  tinggi  dengan daya kecil menandakan bahwa hanya sedikit neutron  yang  berinteraksi  dengan  bahan bakar.  Volume  bahan  bakar  yang  terbatas menyebabkan  umur  bahan  bakar  di  dalam reaktor relatif lebih pendek jika dibandingkan dengan  bahan  bakar  untuk  PLTN.  Untuk memperpanjang  umur  bahan  bakar  reaktor
riset,  maka  dikembangkanlah  bahan  bakar densitas  tinggi  dengan  muatan  uranium lebih banyak[2].
Penelitian  bahan  bakar  reaktor  riset dengan  densitas  uranium  tinggi  telah menarik  ilmuwan  di  dunia  dalam  rangka mendapatkan  material  baru  yang  memiliki densitas  tinggi.  Beberapa  material  telah diteliti,  dan  material  baru  yang  sesuai sebagai  kandidat  bahan  bakar  nuklir  adalah paduan  uranium.  Senyawa  UAl x adalah merupakan  bahan  bakar  reaktor  riset pertama  yang  digunakan  dengan  uranium pengkayaan 235 U  tinggi  (>90  % 235 U). Penggunaan  bahan  bakar  dengan  uranium pengkayaan  tinggi  beresiko  disalahgunakan untuk  dimanfaatkan  dalam  persenjataan nuklir, sehingga dikembangkan bahan bakar baru menggunakan uranium dengan pengkayaan rendah (<20 % 235 U)[2].
Penelitian  yang  dilakukan  oleh Saliba dkk[4] menggunakan berbagai macam  material  sebagai  alternatif  bahan bakar  telah  menemukan  bahwa  densitas uranium optimal dari masing-masing material  ditunjukkan  pada  Gambar  1.  Dari Gambar  1  dapat  diketahui  bahwa  dengan menggunakan paduan berbasis UMo sebagai  bahan  bakar,  dihasilkan  densitas uranium yang jauh lebih besar dibandingkan dengan material lainnya pada volume bahan bakar yang sama[4].
Gambar 1. Konsentrasi fase terdispersi bahan fisil terhadap densitas uranium[4].
Pusat Teknologi Bahan Bakar
(PTBBN),  BATAN  memiliki  tugas  penelitian pengembangan  bahan  bakar  nuklir  untuk reaktor  riset  maupun  daya  serta  material komponen  strukturnya.  Hasil  penelitian bahan bakar dispersi U 3 Si 2 /Al tipe pelat telah berhasil ditingkatkan ke skala produksi untuk bahan  bakar  RSG-GAS.  Penelitian  bahan bakar  dispersi  berbasis  UMo  merupakan penelitian lebih lanjut sesuai yang dilakukan di  dunia  dalam  rangka  mendapatkan  bahan bakar  baru  yang  memiliki  densitas  uranium tinggi. Beberapa pelat elemen bakar/PEB U- 7Mo/Al  dan  U-7Mo-M/Al  (M  =  Si,  Ti,  Zr) dalam  bentuk  mini  telah  dibuat  dan dilakukan  karakterisasi [5,7] ,  sedangkan  untuk mengetahui  pengaruh  kenaikan  densitas uranium  terhadap  umur  bahan  bakar  di dalam  reaktor  perlu  diprediksi  melalui perhitungan.
Beberapa  peneliti  telah  melakukan perhitungan  umur  bahan  bakar.  Salah  satu metode  yang  digunakan  untuk  menentukan umur  bahan  bakar  adalah  dengan langsung menggunakannya  di  dalam  teras  reaktor sehingga diperoleh burn up sebesar 654,0094  MWD  per  siklus[8].  Metode  ini hanya  dapat  digunakan  untuk  bahan  bakar operasional  reaktor,  yang  sampai  saat  ini masih  menggunakan  bahan  bakar  dengan densitas  uranium  2,96  gU/cm 3 .  Peneliti  lain mendapatkan  bahwa  umur  siklus  21,8  hari (654  MWD)  untuk  densitas  uranium  2,96 gU/cm 3 dan  40  hari  (1200  MWD)  untuk densitas  uranium  4,8  gU/cm 3 [9].  Penelitian dilanjutkan  dengan  menggunakan  massa uranium  dalam  bahan  bakar  berturut-turut sebesar 360 g (untuk densitas 4,26 gU/cm 3 ); 390  g  (4,62  gU/cm 3 )  dan  450  g  (5,33 gU/cm 3 ),  dimana  dari  hasil  perhitungan diperoleh  nilai burn  up sebesar  1100  MWD, 1400 MWD dan 1900 MDW per siklus[10].
Umur  siklus  adalah  waktu  tinggal bahan  bakar  pada  posisi  tertentu.  Dengan batasan burn  up bahan  bakar  RSG-GAS sebesar 56% untuk jenis bahan bakar U 3 Si 2 dengan  densitas  uranium  2,96  gU/cm 3 dan burn up per siklus sebesar 7 %, maka akan
terjadi  8  kali  perpindahan  posisi  bahan bakar.  Pemindahan  posisi  bahan  bakar  ini bertujuan  untuk  mencapai  teras  setimbang (distribusi  daya  di  teras  reaktor  merata). Setelah  mencapai burn  up 56  %,  bahan bakar  dikeluarkan  dari  teras  reaktor.  Waktu tinggal  di  dalam  teras  reaktor  inilah  yang dimaksud  pada  penelitian  ini  sebagai  umur bahan bakar.
Umur bahan bakar dapat dilihat dari beberapa  aspek,  diantaranya  mekanik  dan neutronik.  Aspek  mekanik  salah  satunya berkaitan  dengan  ketahanan  bahan  bakar terhadap  tekanan  sebagian  produk  fisi  yang berupa  gas.  Semakin  tinggi burn  up , semakin banyak produk fisi yang dihasilkan. Umur  bahan  bakar  ditentukan  dari  tekanan maksimal  yang  dapat  ditahan  oleh  bahan bakar.  Aspek  ini  dapat  diatasi  dengan membatasi  volume  fase  fisil  dalam  bahan bakar seperti yang ditunjukkan pada Gambar  1,  dimana  volume  fase  fisil  yang digunakan pada penelitian tersebut maksimal sebesar 45 %.
Aspek  lain  yang  berkaitan  erat dengan  umur  bahan  bakar  secara langsung adalah  aspek  neutronik,  yang  akan  dibahas pada  makalah  ini.  Aspek  neutronik  adalah aspek  yang  menentukan  umur  bahan  bakar berdasarkan  jumlah  energi  yang  dapat dihasilkan.  Berbeda  dengan  bahan  bakar fosil  yang  bahan  bakarnya  bisa  terbakar habis,  pada  bahan  bakar  nuklir  tidak demikian.
Energi  yang  dihasilkan  dari  bahan bakar  nuklir  adalah  energi  hasil  reaksi  fisi. Reaksi  fisi  terjadi  karena  adanya  neutron yang  menumbuk  inti  atom  bahan  fisil 235 U atau 238 U,  sehingga  energi  yang  dihasilkan sangat  bergantung  pada  massa 235 U  dan populasi  neutron.  Perbandingan  populasi neutron  dari  siklus  neutron  yang  satu dengan  siklus  yang  lain  disebut  kritikalitas (k).  Reaktor  dalam  kondisi  kritis  apabila mencapai k=1, yang berarti populasi neutron stabil  dari  waktu  ke  waktu.  Nilai  k bergantung pada jumlah atom unsur absorber dan fisil yang mana keduanya ada
(Saga Octadamailah, Supardjo)
pada  unsur  uranium,  yaitu 238 U  sebagai absorber dan 235 U  sebagai  fisil.  Pada  saat 235 U  melakukan  reaksi  fisi  dan  terbelah,
maka  jumlah 235 U  pada  bahan  bakar  akan semakin  berkurang.  Pada  saat 235 U  sudah banyak yang terbakar, maka jumlah neutron hasil  reaksi  fisi  tidak  dapat  mengimbangi jumlah  neutron  yang  diserap  oleh 238 U. Populasi  neutron  semakin  berkurang  (k<1) dan  reaksi  fisi  di  dalam  reactor  tidak  bisa berlanjut.  Hal  inilah  yang  menyebabkan bahan  bakar  nuklir  khususnya 235U tidak dapat dibakar habis.
Sementara  itu,  nilai burn  up bahan bakar  untuk  jenis  dan  densitas  tertentu dapat digunakan sebagai acuan perhitungan umur  bahan  bakar.  Hubungan  antara peningkatan densitas uranium dengan umur bahan bakar dihitung menggunakan pasangan  aplikasi Oak  Ridge  Isotope Generation ( ORIGEN )  dan Monte  Carlo  n Partikel ( MCNP ).

## a.  Penggunaan Aplikasi ORIGEN
ORIGEN adalah sebuah kode program  untuk  menghitung  pembentukan, peluruhan, dan proses dari material radioaktif[11].  Program  ORIGEN  banyak digunakan untuk menghitung jumlah uranium  fisil  yang  terbakar (burn  up) dan material  hasil  proses  operasional  reaktor. Perhitungan burn up menggunakan program ORIGEN  dilakukan  dengan  dua  metode yaitu menggunakan acuan daya dan menggunakan  acuan  fluks  neutron.  Acuan daya  lebih  banyak  digunakan  karena perhitungan  hanya  berdasarkan  jumlah bahan  bakar,  sedangkan  jika  menggunakan acuan fluks neutron sangat bergantung pada dimensi  bahan  bakar  maupun  dimensi  teras reaktor,  dimana  bentuk  bahan  bakar  dan teras  yang  bisa  dimodelkan  di  ORIGEN sangat terbatas.

## b.  Penggunaan Aplikasi MCNP
Penggunaan  metode  Monte  Carlo banyak  digunakan  pada  proses  yang bersifat probabilistik, salah satunya
digunakan  pada  perhitungan  kritikalitas reaktor.  Metode  Monte  Carlo  dianggap sebagai  metode  yang  paling  mendekati kondisi  sebenarnya.  MCNP  merupakan salah  satu  aplikasi  yang  menggunakan metode  Monte  Carlo  dan  transport  neutron sebagai  dasar  perhitungannya,  sehingga hasil  perhitungan  yang  diperoleh  sangat akurat[12].  MCNP  banyak  digunakan  untuk menghitung  kritikalitas  efektif  teras  reaktor (k eff ).

## METODOLOGI
Perhitungan  umur  bahan  bakar nuklir di dalam reaktor dilakukan melalui tiga tahap, yaitu tahap pertama adalah perhitungan umur bahan bakar pada burn up 56%,  tahap  kedua  adalah  perhitungan burn up maksimal  bahan  bakar  dan  tahap  ketiga adalah tahap perhitungan umur bahan bakar pada burn  up maksimal.  Daya  reaktor  yang dipakai dalam perhitungan ini adalah 30 MW (daya  maksimal  RSG-GAS).  Pengkayaan uranium  yang  digunakan  adalah  19,89  %. Jenis  bahan  bakar  yang  digunakan  dalam perhitungan  adalah  U 3 O 8 /Al,  U 3 Si 2 /Al  dan UMo/Al  dengan  densitas  uranium  masing- masing  sebesar  2,96  gU/cm 3 ,  4,8  gU/cm 3 dan 7,0 gU/cm 3 . Adapun rincian perhitungan pada tahap pertama seperti yang
ditunjukkan pada Gambar 2.
Gambar 2. Diagram alir model perhitungan umur bahan bakar pada burn up
56 %
Langkah pada Gambar 2 menunjukkan tahap perhitungan umur bahan  bakar  dilakukan  untuk  semua  jenis bahan  bakar  (3  jenis).  Tujuannya  adalah untuk  membandingkan  umur  dari  masing- masing bahan bakar. Selain itu, karena pada saat  ini  RSG-GAS  menggunakan  bahan bakar dengan densitas uranium 2,96 gU/cm 3 dan  densitas  tersebut  diwakili  oleh  bahan bakar U 3 O 8 /Al, maka tahap ini juga bertujuan untuk  mengetahui  apakah  pemodelan  yang dilakukan sudah sesuai dengan yang ada di lapangan atau belum.
Umur  bahan  bakar  diperoleh  dari lama  iradiasi  (1  siklus  sekitar  22  hari), sedangkan  lama  iradiasi  merupakan  data input  pada  program  ORIGEN.  Sementara itu, untuk mendapatkan burn up 56 % harus dilakukan  iterasi  (pengulangan)  dengan menambahkan lama iradiasi secara bertahap. Proses iterasi dilakukan sebanyak 95 kali dengan variasi lama iradiasi kelipatan 2 hari untuk bahan bakar U 3 O 8 /Al, sedangkan  untuk  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  dan UMo/Al,  dilakukan  iterasi  masing-masing 100  kali  dengan  variasi  lama  iradiasi kelipatan 4 hari dan 7 hari.
Gambar 3. Diagram alir model penentuan burn up maksimal
Adapun rincian perhitungan burn up maksimal  pada  tahap  kedua  ditunjukkan pada  Gambar  3.  Langkah  awal  yang dilakukan pada tahap kedua adalah memodelkan bahan bakar dan teras reaktor, dimana hasil
pemodelan tersebut merupakan  data  awal  untuk  menghitung kritikalitas.
Model  bahan  bakar  dan  teras reaktor  dimasukkan  ke  dalam  program MCNP. Burn  up maksimal  bahan  bakar U 3 O 8 /Al dengan densitas 2,96 gU/cm 3 sudah diketahui  dari  referensi  sebesar  56  % [8] , sehingga  pada  tahap  ini  bahan  bakar U 3 O 8 /Al  dijadikan  sebagai  acuan  model bahan  bakar  untuk pemodelan  bahan  bakar jenis U 3 Si 2 /Al dan UMo/Al.
Dimensi  bahan  bakar  (volume  dan tebal)  dibuat  sama  dengan  desain  RSG- GAS, namun teras reaktor dimodelkan tanpa elemen  kendali.  Hal  ini  dibuat  karena  tanpa elemen  kendali,  bahan  bakar  dinyatakan telah  mencapai burn  up maksimal  atau apabila tidak menghasilkan reaktivitas positif atau  hasil  perhitungan  k eff =  1.  Hal  ini digunakan sebagai dasar pemodelan,
sehingga  model  teras  dapat  divariasikan baik  jumlah  bahan  bakar  maupun  dimensi
teras sehingga mencapai k eff = 1.
Desain  bahan  bakar  ditunjukkan pada  Gambar  4,  dimana  tiap  elemen  bakar terdapat 21 buah pelat elemen bakar (PEB).
Gambar 4. Elemen bakar standar RSG- GAS[13]
Pemodelan  bahan  bakar  dan  teras reaktor  diperoleh  menggunakan  acuan bahan bakar U 3 O 8 /Al dengan burn up 56 %, selanjutnya  dilakukan  perhitungan  k eff untuk jenis  bahan  bakar  yang  lain,  yaitu  U 3 Si 2 /Al dan UMo/Al. Perhitungan k eff dimulai dengan burn  up 7  %,  kemudian  diiterasi  dengan menaikkan  nilai burn  u p  antara  5-7  % sampai  diperoleh  k eff ≤ 1. Pada saat k eff =  1 inilah dicapai burn up maksimal untuk bahan bakar U 3 Si 2 /Al dan UMo/Al.
Apabila bahan bakar U 3 O 8 /Al diiradiasi  sampai  mencapai burn  up 56%, maka  diperoleh  44  %  bahan  fisil 235 U  yang tersisa.  Bila  bahan  bakar  UMo/Al  diiradiasi sampai burn  up 56  %,  maka  dengan densitas uranium akan diperoleh 2 kali lebih tinggi  dari  U 3 O 8 /Al  dan  akan  menghasilkan 235 U  sisa  setara  dengan  bahan  bakar U 3 O 8 /Al yang belum teriradiasi.
Dengan  dasar  tersebut  maka  pada tahap  terakhir  dilakukan  perhitungan  umur bahan  bakar  menggunakan burn  up yang diperoleh  dari  perhitungan  MCNP.  Langkah yang dilakukan pada tahap ketiga ini hampir sama  dengan  langkah  pada  tahap  pertama, namun burn up yang digunakan bukan 56%, melainkan burn  up hasil  perhitungan  MCNP pada  tahap  kedua.  Adapun  rincian  langkah
yang  dilakukan  pada  tahap  ketiga  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 5.
Gambar 5. Diagram alir metode perhitungan umur bahan bakar pada burn up maksimal.
Perhitungan  yang  dilakukan  pada tahap ketiga ini hanya bahan bakar U 3 Si 2 /Al dan  UMo/Al,  sedangkan  bahan  bakar U 3 O 8 /Al sudah diketahui umurnya dari tahap model perhutungan tahap pertama.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil perhitungan tahap awal diperoleh massa uranium yaitu 235 U dan 238 U dalam  Elemen  Bakar  seperti  ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Perhitungan massa 235 U dan 238 U dalam Elemen Bakar Bahan bakar Densitas uranium (gU/cm 3 ) Volume IEB (cm 3 ) Pengkayaan (%) Massa 235 U (g) Jumlah IEB/ EB Massa 235 U/EB (g) Massa 238 U/EB, (g)
U 3 O 8 /Al 3,11 19,23 19,89 11,90 21 249,80 1006,11 U 3 Si 2 /Al 4,80 19,23 19,89 18,36 21 385,54 1552,82 U-7Mo/Al 7,00 19,23 19,89 26,77 21 562,25 2264,55 Hasil  perhitungan  pada  Tabel  1 digunakan  sebagai  data  masukan  untuk perhitungan neutronik
menggunakan aplikasi ORIGEN dan MCNP. Massa 235 U di dalam  bahan  bakar  U 3 O 8 /Al  untuk  setiap PEB  sebanyak  11,90 ±0,3 gram.  Massa  ini merupakan  standar  dalam  fabrikasi  bahan bakar  U 3 O 8 /Al  untuk  mendapatkan  densitas
uranium  sebesar  2,96  gU/cm 3 sesuai standar  bahan  bakar  RSG-GAS.  Hasil perhitungan  massa 235 U  dan 238 U  di  dalam bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  maupun  jenis  U- 7Mo/Al  dengan  densitas  uranium  berturut- turut 4,8 dan 7,0 gU/cm 3 dengan menggunakan  metode  dan  cara  yang  sama ditunjukkan pada Tabel 1.
Massa 235 U dan 238 U yang ditunjukkan pada Tabel 1 digunakan sebagai bahan simulasi iradiasi menggunakan aplikasi  ORIGEN.  Hasil  simulasi  diperoleh berupa  massa  produk-produk  fissi  dan massa uranium di dalam bahan bakar nuklir
sisa ( 235 U yang tidak mengalami reaksi fisil).
Massa  bahan  bakar  nuklir  sisa  inilah  yang digunakan  sebagai  data  perhitungan burn up .  Hasil  perhitungan burn  up dengan  dari massa 235 U  sisa  menggunakan  aplikasi ORIGEN ditunjukkan pada Tabel 2.
Tabel 2. Burn up hasil perhitungan menggunakan ORIGEN Bahan bakar Densitas uranium (gU/cm 3 ) Lama iradiasi (hari) Massa 235 U sisa (g) Burn up (%) Burn up / EB (MWD)
U 3 O 8 /Al 2,96 22 232,10 7,08 14,52 44 214,50 14,13 29,04 66 197,20 21,06 43,56 136 144,70 42,07 89,76 162 126,80 49,24 106,92 188 109,90 56,00 124,08 U 3 Si 2 /Al 4,80 32 359,80 6,68 21,12 104 302,70 21,49 68,64 136 278,00 27,89 89,76 172 250,90 34,92 113,52 292 168,50 56,30 192,72 352 133,20 65,45 232,32 384 116,30 69,83 253,44 U-7Mo/Al 7,00 49 522,90 7,00 32,34 147 445,10 20,84 97,02 252 365,00 35,08 166,32 420 249,40 55,64 277,20 567 166,1 70,46 374,22 651 127,2 77,38 429,66
Tabel  2  menunjukkan  bahan  bakar U 3 O 8 /Al  dengan  densitas  2,96  gU/cm 3 memiliki burn  up yang  mendekati  dengan burn  up operasional  yaitu  sebesar  652,54 MWD [8] .  Besaran burn  up ini  diperoleh  dari perhitungan  22  hari/7,08  %  x  7  %  x  30 MW = 652,54 MWD ( dimana 7,08 % adalah burn up hasil  simulasi,  7%  adalah  besar  deviasi dan  30  MW  adalah  daya  maksimal  operasi reaktor).  Hasil  perhitungan burn  up dan lamanya  waktu  iradiasi  sebesar  188  hari untuk  bahan  bakar  U 3 O 8 /Al  menggunakan aplikasi  ORIGEN  diperoleh  cukup  akurat sehingga  besaran  ini  dapat  digunakan sebagai acuan.
Dari  Tabel  2  diketahui  bahwa  untuk mencapai burn  up sebesar  56  %  pada bahan bakar U 3 O 8 /Al, U 3 Si 2 /Al, dan U-7Mo/Al memerlukan lama iradiasi sebesar 188  hari,  292  hari,  dan  420  hari.  Hal  ini menunjukkan  bahwa  terjadi  peningkatan umur bahan bakar (life time) dengan burn up yang sama.
Data burn  up yang  diperoleh  dari perhitungan  aplikasi  ORIGEN,  selanjutnya digunakan sebagai input untuk perhitungank eff pada  aplikasi  MCNP.  Hasil perhitungan k eff menggunakan MCNP ditunjukkan pada Gambar 6.
Gambar 6. Grafik perhitungan k eff menggunakan MCNP
Gambar  6  menunjukkan  bahwa  garis horizontal  merupakan  nilai  acuan  k eff sebesar  0,99613  yang  diperoleh  dari perhitungan bahan bakar U 3 O 8 /Al pada burn up  56  %  menggunakan  MCNP.  Pada Gambar  6  terlihat  bahwa  garis  acuan (k eff = 0,99613) memotong dua garis lainnya, perpotongan  antara  garis  acuan  dengan garis  lainnya  merupakan  perkiraan burn  up maksimal  yang  dapat  dicapai  dari  bahan bakar U 3 Si 2 /Al dan U7Mo/Al.
Gambar  6  menunjukkan  bahwa perhitungan menggunakan persamaan regresi linear antara dua titik yang berdekatan dengan garis perpotongan diperoleh burn up maksimal. Dari perpotongan  garis  tersebut  diperoleh  nilai burn  up untuk  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  dan U-7Mo/Al  masing  masing  sebesar  69,83  % dan 77,38%. Besaran burn up ini berkorelasi dengan  umur  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  dan U-7Mo/Al  yaitu  sebesar  384  hari  dan  651 hari  seperti  yang  ditunjukkan  pada  Tabel  2. Peningkatan  densitas  uranium  di  dalam bahan  bakar  mengakibatkan burn  up dan umur  bahan  bakar  di  dalam  reaktor meningkat cukup signifikan.
Dari  besar burn  up yang  diperoleh untuk  ketiga  jenis  bahan  bakar  yaitu
U 3 O 8 /Al;  U 3 Si 2 /Al,  dan  U-7Mo/Al  yaitu masing  masing  sebesar  56  %,  sebesar 69,83  %  dan  77,38  %,  dapat  ditentukan besar  isotop 235 U  sisa.  Hasil  perhitungan menunjukkan  bahwa  besar  isotop 235 U  sisa pada  bahan  bakar  U 3 O 8 /Al,  U 3 Si 2 /Al,  dan U-7Mo/Al  masing-masing  diperoleh  sebesar 109,90  g;  116,30  g  dan  127,2  g.  Nilai tersebut  adalah  nilai  kompensasi  terhadap unsur-unsur  penyerap  neutron,  terutama 238 U  yang  jumlah  unsurnya  paling  banyak. Bila  pembakaran  massa 235 U  melebihi  dari nilai  tersebut  akan  menyebabkan  reaktor menjadi  sub  kritis  (k eff <1)  dan  proses  reaksi fisi  di  dalam  reaktor  akan  berhenti.  Bahan bakar UMo/Al mempunyai massa isotop 235 U sisa  tertinggi  karena  densitas  uraniumnya paling  tinggi,  sehingga  massa  isotop 238 U  di dalam bahan bakar juga paling banyak.

## SIMPULAN
Peningkatan densitas uranium dalam  bahan  bakar  berdampak  kepada bertambahnya  waktu  iradiasi  di  dalam reaktor  dan burn  up bahan  bakar.  Waktu iradiasi  yang  dibutuhkan  untuk  mencapai burn up sebesar 56 % masing masing bahan bakar  U 3 O 8 /Al;  U 3 Si 2 /Al,  dan  U-7Mo/Al selama  188  hari,  292  hari,  dan  420  hari.
Peningkatan densitas uranium dalam bahan bakar  menyebabkan  bahan  bakar  U 3 O 8 /Al mampu mencapai burn up 56 %, sedangkan U 3 Si 2 /Al dan U-7Mo/Al dapat mencapai burn up sebesar  68,97  %  dan  76,76  %. Meningkatnya  waktu  iradiasi  atau  umur (lifetime) dan burn  up bahan  bakar berdampak  kepada  meningkatkan  efisiensi bahan bakar. Hasil pemodelan ini khususnya  umur  dan burn  up bahan  bakar dapat  sebagai  masukan  untuk  melakukan iradiasi  U 3 Si 2 /Al  dan  U-7Mo/Al  dalam  RSG- GAS.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] T.  Wang et  al. ,  “First-principles investigations on the electronic structures  of  U 3 Si 2 ”, Journal  of
Nuclear  Materials ,  vol.  469,  pp.  194 – 199, 2016.
[2] S.  Van  den  Berghe,  A.  Leenaers,  E. Koonen, L. Sannen, “From high to low enriched  uranium  fuel  in  research reactors ”, Advances  in  Science  and Technology , vol. 73, pp. 78 –90, 2010.
[3] I.  Kuntoro, T.  M.  Sembiring,  “Desain reras  alternatif  untuk  reaktor  riset inovatif  (RRI)  dari  aspek  n eutronik”, Jurnal  Teknologi  Reaktor  Nuklir ,  vol. 16, no. 1, hal. 1 –10, 2014.
[4] A.  M.  Saliba-Silva,  E.  F.  U.  de Carvalho,  H.  G.  Riella,  and  M. Durazzo, “Radioisotopes-Applications in Physical Sciences”. InTech, 2011.
[5] Supardjo, ”Stabilitas fasa dan
karakteristik difusi bahan bakar
dispersi  U-Mo-X(X=Si,  Ti,  Zr)  Pada proses  fabrikasi/i radiasi”,  Prosiding
Nasional XX Kimia Dalam Industri dan Lingkungan,Yogjakarta, 2011.
[6] Supardjo, A. Kadarjono, Boybul,  A. B. Ginting, “Pengaruh  unsur Zr terhadap
perubahan  sifat  termal  bahan  bakar dispersi  U-7Mo- xZr/Al”,  Urania,  vol.
22, no. 1, hal 13 –24, 2016.
[7] Supardjo, A. Kadarjono, M. Kartaman,
Boybul,  “Pengaruh  densitas  uranium pada proses pembuatan pelat elemen bakar dispersi U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al- Si”, Urania ,  vol.  18,  no.  3,
hal. 150 –162, 2012.
[8] M. Imron and A. Sunardi, “Perhitungan burn  up bahan  bakar reaktor RSG-GAS menggunakan paket program BATAN- FUEL”, Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan  Aplikasi  Reaktor  Nuklir  PRSG,
2012, hal. 45 –50.
[9] L.  Suparlina,  “Manajemen  konversi
Teras  RSG-GAS  berbahan  bakar silisida  tingkat  muat  t inggi”, Jurnal Teknologi  Reaktor  Nuklir ,  vol.  15,  no.
3, hal. 137 –149, 2013.
[10]  L. Suparlina and T. Surbakti, “Analisis pola  manajemen  bahan  bakar  teras reaktor riset tipe MTR, Jurnal
Teknologi  Reaktor  Nuklir ,  vol.  16,  no.
2, pp. 89 –99, 2014.
[11] Croff.A.G,  “ A  User  ’s  Manual  for  the ORIGEN Computer Code ”, Tennessee,1980.
[12]  M.  A.  Sh afii,  “Solution  methods  of neutron  transport  equation  in  nuclear reactors”, Jurnal  Ilmu  Dasar ,  vol.  14, no. 2, hal. 59, 2013.
[13]  L.  Peng  Hong  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.