PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Yusuf Nampira * , Sri Ismarwanti * , Asnul Sufmawan ** , Kawkap Mustofa **
*  Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN
**  Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan 15314
e-mail : ynampira@gmail.com
(Naskah diterima: 25-04-2014, disetujui: 26-05-2014)

## ABSTRAK
PEMANFAATAN GAMMA
SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN  DALAM  ELEMEN  BAKAR  NUKLIR  PASCA  IRADIASI  TELAH  DILAKUKAN. Unjuk  kerja  pelat  elemen  bakar  nuklir  selama  digunakan  di  reaktor  dapat  diketahui  melalui pengujian  pascairadiasi.  Salah  satu  pengujian  pasca  iradiasi  adalah  mengamati  distribusi  hasil belah,  yang  digunakan  untuk  menentukan  distribusi  pembelahan  dari  bahan  dapat  belah  dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan  radiasi-  pada  energi  tertentu.  Pada  umumnya  penetuan  distribusi  hasil  belah  bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara  manual,  yaitu  mengkombinasikan  antara  gerak  elemen  bakar  dan  pencacahan  aktifitas radionuklida  pemancar  radiasi-  .  Distribusi  hasil  belah  dalam  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 3 -Al diperoleh  dengan  mencacah  radiasi  gamma  yang  dipancarkan  oleh  sampel,  dengan  waktu pencacahan  300  detik  pada  setiap  jarak  5  mm.  Hasil  pencacahan  diolah  dengan  program  exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137 Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan  menggunakan gamma  scanning .  Pola  distribusi  hasil  belah  pemancar-  lainnya  di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini.
Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi.

## ABSTRACT
EXPLOITING  OF  SPECTROMETRY  GAMMA  FOR  PERCEPTION  OF  NUCLEAR  FISSION DISTRIBUTION  IN  POST  IRRADIATED  NUCLEAR  FUEL  ELEMENT HAVE  BEEN  DONE . Product  of  plate  of  nuclear  fuel  development  performance  can  be  known  by  post  irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what  is  used  to  determine  of  fission  distribution  from  fissil  material  in  the  fuel  element.  This perception is generally done by automatically perceivedly  of g-radiation at certain energy. In this research  the  perception  of  fission  product  distribution  in  nuclear  nuclear  fuel  element  by  used spectrometry  of  gamma  method  were  done  by  manual,  that  is  combine  between  motion  of  fuel element and count of radio activites of radionuclide of  -radiation transmitter. Distribution of fission
(Yusuf Nampira, Sri Ismarwanti, Asnul Sufmawan,
Kawkap Mustofa)
product  in  Nuclear  fuel  element  plate  of  U 3 Si 3 -Al  were  obtained  with  count  of  g-radiation  in  the count  time  are  300  second  at  each  distance  5  mm.  Datas  of  this  measurements  are  processed with  exel  program.  pattern  of  Distribution  of  count  of  radioactivity  in  plate  of  element  burn  as according  to  perception  use  gamma  scanning.  Distribution  pattern  of  other  fission  product  - transmitter in plate of fuel element can be done by this perception.
Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated.

## PENDAHULUAN
Dalam  rangka  mengetahui  unjuk kerja  hasil  pengembangan  elemen  bakar nuklir  untuk  digunakan  di  dalam  reaktor sebagai bahan bakar, maka hasil pengembangan elemen bakar nuklir tersebut diiradiasi di reaktor dan kemudian dilakukan uji  pasca  iradiasi.  Pengujian  ini  dilakukan untuk menganalisis unjuk kerja dan kehandalan elemen bakar. Lingkup pengujian  pasca  iradiasi  tersebut  adalah pengujian  tidak  merusak  dan  pengujian merusak  terhadap  elemen  bakar  setelah diiradiasi  didalam  reaktor.  Pengujian  tidak merusak yang dilakukan diantaranya mengamati  pola  distribusi  pembelahan  dari bahan  dapat  belah  dalam  pelat  elemen bakar.
Elemen  bakar  nuklir  terdiri  dari bahan bakar nuklir (dalam hal ini  digunakan uranium)  yang  terbungkus  dalam cladding . Bahan  bakar  nuklir  tersebut  mengandung atom  dapat  belah  yaitu 235 U. 235 U  dalam elemen  bakar  nuklir  dalam  reaktor  nuklir mengalami  reaksi  dengan  neutron  dan menghasilkan  nuklida-nuklida  hasil  belah [1] . Radionuklida  hasil  belah 235 U  tersebut  yang dapat  digunakan  sebagai  indikator  distribusi pembelahan 235 U mempunyai dengan persyaratan [2,3] : (1). merupakan radionuklida yang berada dalam daerah mayoritas fission yield dari  reaksi  pembelahan 235 U,  (2). mempunyai  tampang  serapan  neurton  kecil, dan  (3)  mempunyai  umur  paro  panjang. Uranium dalam bahan bakar juga mengandung 235 U juga mengandung isotop
uranium lainnya diantaranya. Sementara itu, isotop  uranium  lainnya  terutama 238 U  akan mengalami  reaksi  tangkapan  neutron  dan menghasilkan 239 U  dan  meluruh  mengha- silkan 239 Np yang akan mengalami peluruhan  dan  membentuk 239 Pu.  Elemen bakar  pasca  iradiasi  mempunyai  paparan radiasi yang sangat tinggi yang dipancarkan oleh  radionuklida  hasil  belah  dan  setiap radionuklida  mempunyai  energi  gamma yang  karakteristik,  maka  pengamatan  pola distribusi  pembelahan 235 U  dalam  bahan bakar  dapat  dilakukan  dengan  melakukan pencacahan  radioaktifitas-  hasil  belah dalam bahan bakar yang bersangkutan.
Pola distribusi pembelahan ini dilakukan dengan mencacah radiasi gamma dari  hasil  belah.  Pengamatan  distribusi pembelahan  ini  dilakukan  dengan  metode gamma scanning pencacahan radiasi gamma pada daerah energi tertentu (umumnya  pada  daerah  sekitar  energi  661 keV),  pengukuran  tersebut  berlangsung secara  otomatis  antara  gerakan  bahan bakar dan pencacahan radiasi-    Sementara  itu, untuk  penentuan distribusi  hasil  belah  pemancar  radiasi-  dengan  gamma  spektrometri  dilakukan secara manual. Gamma spektrometri merupakan  metode  pengukuran  kandungan radionuklida  dalam  suatu  sampel,  sehingga dari pengukuran ini dapat diperoleh radioaktifitas  masing  masing  radionuklida pemancar radiasi-g dalam posisi pengukuran  pada  elemen  bakar.  Presisi pengukuran ditentukan berdasarkan kestabilan  hasil  pencacahan.  Sehubungan dengan  hal  tersebut  di  atas  maka  dalam
penggunaan metode spektrometri gamma ini untuk  pengamatan  distribusi  pembelahan bahan bakar nuklir perlu dilakukan penetapan  parameter  pengukuran  hingga diperoleh pola distribusi yang sesuai dengan pembakaran  bahan  bakar  dalam  elemen bakar nuklir.

## TATA KERJA

## Bahan dan peralatan
Standar 60 Co,  digunakan  sebagai kalibrator  energi  gamma  spektrometer, standar 152 Eu  sebagai  kalibrator  effisiensi pengukuran radionuklida, bahan bakar uranium  silisida  tingkat  muat  uranium  4,8 gU/cm 3 pasca  iradiasi  digunakan  sebagai bahan uji metode.
Dudukan  elemen  bakar  dan  sistem penggerak  elemen  bakar  digunakan  untuk menggerakkan  elemen  bakar  secara axial , spektrometer gamma digunakan untuk melakukan pencacahan radionuklida pemancar-  dalam  elemen  bakar,  kolimator hotcell  digunakan  sebagai  pembatas  area aktif bahan bakar yang diukur.

## Langkah kerja
Steper  motor  sistem  penggerak elemen  bakar  dijalankan  10  putaran  maka elemen  bakar  akan  bergerak,  jarak  tempuh axial  elemen  bakar  tersebut  diukur  dengan alat  ukur  panjang,  kemudian,  capaian  jarak tempuh  diukur  panjang  yang  dicapai  jika motor dijalankan 20 putaran, 40 putaran dan 100  putaran.  Spektrometer-  dikalibrasi energi  dengan  mencacah  radioaktivitas-  dari  bahan  standar 60 Co  dalam  waktu  200 detik, setelah itu dilakukan kalibrasi efisiensi deteksi  dengan  melakukan  pencacahan standar 152 Eu  selama  300  detik.  Setelah spektrometer-  dikalibrasi,  kestabilan  hasil pencacahan  radionuklida  dala  pelat  elemen bakar  ditentukan,  yaitu  dengan  mencacah radioaktifitas nuklida pada posisi bawah dan posisi  tengah  elemen  bakar  uranium  silisida dengan  TMU  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi.
Pencacahan  dilakukan  selama  100  detik, 200 detik, 300detik, dan 500 detik dan setiap pengukuran  dilakukan  5  kali.  Pola  distribusi pembelahan bahan dapat belah dalam pelat elemen  bakar  uranium  silisida  dengan  TMU 4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi  diperoleh  dengan melakukan  pencacahan  radiasi-g  dengan menggunakan  spektrometer-  .  Pencacahan radiasi-g dilakukan mulai dari posisi terdeteksinya  radiasi-g  hingga  posisi  tidak terdeteksinya  radiasi-g,  pencacahan  ini dilakukan  pada  setiap  perbedaan  posisi variasi  0,5  cm  dicacah  dalam  waktu  300 detik.

## HASIL PEMBAHASAN
Proses  penyapuan  gamma  ( gamma scanning ) pada bahan bakar nuklir digunakan  untuk  mengetahui  pola  distribusi fraksi  bakar  dalam  bahan  bakar  yang ditunjukkan  dari  pengamatan  distribusi  hasil belah  dalam  bahan  bakar.  Elemen  bakar yang  diuji  berada  dalam hotcell sedangkan alat  cacah  radiasi-  berada  diluar hotcell , radiasi-  dari  bahan  bakar  ke  detektor melalui  celah  kolimator  panjang  100  cm lebar 0,2 cm, keadaan ini ditunjukkan dalam Gambar 1.
Gambar 1. Skema alat ukur penyapuan gamma
Pengamatan pola tersebut
didasarkan  pengukuran  radioaktivitas  dari beberapa  posisi axial elemen  bakar  dengan cara  menggerakkan  bahan  bakar  secara axial dengan  menggunakan steper motor yang  dihubungkan  dengan  gigi  ulir.  Korelasi antara jumlah putaran  motor dengan
(Yusuf Nampira, Sri Ismarwanti, Asnul Sufmawan, Kawkap Mustofa)
panjang tempuh axial menunjukkan mempunyai  nilai  tetap  sesuai  dengan  jarak antara  gigi  ulir.  Hubungan  jumlah  putaran dengan  jarak  tempuh  ditunjukkan  dalam Gambar  2.  Persamaan  hubungan  yang diperoleh  y  =  1,25  x,  yang  menunjukkan bahwa  jarak  tempuh  (y)  untuk  satu  putaran motor  (x)  adalah  sebesar  1,25  mm. Sehubungan  dengan  hal  tersebut  di  atas maka kemampuan sistem penggerak elemen  bakar  tersebut  minimum  dapat menggerakkan dalam jarak 1,25 mm, hal ini sesuai  dengan  lebar  celah  kolimator  pada dinding bilik radiasi (2mm).

## Gambar  2.  Hubungan  antara  perputaran motor  dengan  jangkauan  gerak axial
Dalam  pelat  elemen  bakar  nuklir segar,  bahan  bakar  (U 3 Si 2 )  terdispersi merata  dalam  matrik  aluminium  pada meat bahan  bakar. 235 U  dalam  bahan  bakar tersebut  akan  mengalami  pembelahan.
Besarnya pembelahan ini dinyatakan sebagai  fraksi  bakar. Fraksi  bakar  bahan bakar  dalam  elemen  bakar  ditentukan berdasarkan  pada  pencacahan  radionuklida hasil  belah  pemancar  gamma  sebagai indikator pengukuran. Spektrum hasil pencacahan  radiasi  gamma  dari  pelat elemen  bakar  pasca  iradiasi,  yang  telah mengalami  proses  pendinginan  selama  101 hari,  seperti  ditunjukkan  dalam  Gambar  3. Pada spektrum tersebut menunjukkan adanya  radionuklida  yang  dihasilkan  dari pengaktifan  neutron  serta  hasil  reaksi neutron  dengan  isotop  uranium  dalam bahan bakar. Reaksi antara neutron dengan
235 U  akan  terjadi  reaksi  pembelahan, adapun  hasil  belah  yang  dapat  dideteksi yaitu  : 177 Lu, 144 Ce, 106 Ru, 134 Cs  dan 137 Cs. Sementara  itu  radionuklida  hasil  reaksi tangkapan  neutron  oleh 238 U  yang  dapat dideteksi  oleh  spektrometer-  adalah 239 Pu ditunjukkan  oleh  pucak  spektrum  pada energi 94,54 keV .
Presisi hasil pengamatan pola distribusi  pembelahan  dalam  pelat  elemen bakar nuklir sangat dipengaruhi oleh kestabilan pencacahan radionuklida di dalamnya,  hal  ini  diperlukan  karena  waktu pengamatan  yang  diperlukan  relatif  lebih lama
bila dibandingkan
dengan
menggunakan alat otomatis gamma scanning (penyapuan  gamma).  Oleh  sebab itu faktor kestabilan tersebut akan mempengaruhi  gambaran  pola  pembelahan bahan bakar dalam elemen bakar.
Berdasarkan
distribusi kebolehjadian pembentukan hasil belah berdasarkan massa  nuklida  hasil  belah  yang  terbentuk nilai fission  yield 134 Cs  dan 137 Cs  termasuk dalam  hasil  belah  yang  mempunyai  nilai fission  yield  diantara  7,5%  sampai  7%,  nilai ini lebih besar dibandingkan dengan radionuklida  lain  dalam  pelat  elemen  bakar nuklir pasca iradiasi  yang terdeteksi dengan spektrometer-   .  Diantara  kedua  radio- isotop cesium tersebut dalam proses iradiasi di dalam reaktor, 134 Cs mempunyai tampang serapan neutron sangat besar dibandingkan dengan 137 Cs  (Tabel  1).  Sehubungan dengan  keadaan  ini  maka  dalam  proses iradiasi  bahan  bakar  sebagian 134 Cs  akan mengalami reaksi penangkapan neutron, hal ini  saat  akhir  iradiasi 134 Cs  yang  ada  dalam bahan bakar merupakan selisih antara 134 Cs hasil  pembelahan 235 U  dengan 134 Cs  yang mengalami  reaksi  tangkapan  neutron  dan yang  mengalami  peluruhan.  Oleh  sebab  itu nilai  hasil  pencacahan 134 Cs  lebih  kecil dibandingkan dengan 137 Cs. Tingkat radioaktivitas dari radionuklida ini berpengaruh  pada  kualitas  cacahan  radiasi yang dipancarkannya terutama pada
y = 1.25x 0 20 40 60 80 100 120 140 0 50 100 150 Jumlah putaran P a n ja n g t e m p u h a x ia l (m m )
kestabilan nilai cacah pada puncak spektrum  yang  dihasilkan,  yang  ditunjukkan dalam  Gambar  4.  Keadaan  tersebut  di  atas ditunjukkan oleh hasil pengamatan cacahan-  dengan  berbagai  radionuklida,  yang menunjukkan  bahwa  nilai  cacahan  per waktu pencacahan 137 Cs memberikan harga yang  relatif  stabil  dibandingkan  dengan
radionuklida  lain  yang  diamati.  Simpangan cacahan  radiasi 137 Cs  dari  setiap  waktu pencacahan  juga  mempunyai  nilai  simpa- ngan  yang  kecil.  Keadaan  ini  diperoleh  dari pencacahan  dengan  waktu  pencacahan mulai dari 300 detik.
Gambar 3. Spektrum-  dari elemen bakar U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi
Tabel 1. Data radionuklida hasil belah pemancar-  dalam pelat elemen bakar nuklir [1] Nuklida Energi (keV) Gamma yield T 1/2 Fission yield Tampang  serapan neutron mikroskopik,  a (barn) Pu-239 94,54 Ce-144 133,54 10,8 % 284 hari 1% 6 Ru-106 511,85 20,6 % 367 hari 3% 0,12 Cs-134 604,70 97,6 % 2,1 tahun 7,5% 140 Cs-137 661,66 85.1 % 30,2 tahun 7% 0,11 0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 0 100 200 300 400 500 600 waktu pencacahan (detik) C a c a h /d e ti k Pu-239 Lu- Ru- Ce-144 0.0 2.0 4.0 6.0 8.0 10.0 12.0 14.0 16.0 18.0 20.0 0 100 200 300 400 500 600 waktu pencacahan (detik) % r e la ti f d e v ia s i Pu-239 Lu- Ru- Ce-144
(Yusuf Nampira, Sri Ismarwanti, Asnul Sufmawan, Kawkap Mustofa)
Hubungan  antara  waktu  pencacahan  terhadap laju cacah Hubungan antara waktu pencacahan dengan deviasi pencacahan Gambar  4.  Tingkat  kestabilan  hasil  pencacahan  radionuklida  hasil  belah  dalam  bahan  bakar pasca iradiasi Penyapuan gamma dengan parameter optimal tersebut (waktu pencacahan  dengan live  time (300  detik  ) terhadap  sampel  pelat  elemen  bakar  pasca iradiasi  menunjukkan  hasil  seperti  yang ditunjukkan dalam Gambar 5a. Pola distribusi  hasil 134 Cs  dan 137 Cs  ini
menunjukkan  pola  distribusi  hasil  belah dengan yang sama dengan hasil pengukuran  menggunakan  peralatan  gama scanning yang diperoleh melalui pemantauan  pada  energi  sekitar  661  keV, ditunjukkan dalam Gambar 5b.
Gambar 5a. Pola distribusi 234 Cs dan 137 Cs dalam pelat bahan bakar
Gambar 5b. Pola distribusi hasil gamma scanning pada energi antara 600-700 keV [5]
0.0 10.0 20.0 30.0 40.0 50.0 60.0 70.0 80.0 90.0 0 100 200 300 400 500 600 waktu pencacahan (detik) c a c a h /d e ti k Cs-134 Cs-137 0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 4.0 0 100 200 300 400 500 600 waktu pencacahan (detik) % r e la ti f d e v ia s i Cs-134 Cs-137
0
100 200 300 400 500 600 700 pos is i pe nguk uran dari bagian baw ah (m m ) N et a re a (c ac ah ) Cs-134 Cs-137
Berdasarkan  dari  hasil  pencacahan  radio- nuklida hasil belah 235 U, diperoleh beberapa nuklida  diantaranya 144 Ce,  Ru  dan 239 Pu sebagai  hasil  tangkapan  neutron  oleh 238 U menunjukkan  pola  distribusi  yang  sama dengan
dengan  pola  distribusi 137 Cs.
Keadaan tersebut ditunjukkan dalam
Gambar  6,  7,  dan  8.  Hal  ini  sesuai  dengan keadaan bahan bakar dispersi U 3 Si 2 /Al, yaitu uranium  silisida  terdispersi  di  dalam  matrik aluminium.
Gambar 6. Pola distribusi 144 Ce dalam pelat bahan bakar
Gambar 7. Pola distribusi 106 Ru dalam pelat bahan bakar
Gambar 8. Pola distribusi 239 Pu dalam pelat bahan bakar
0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800 0 100
200 300 400 500 600
pos is i pe nguk ur an dar i bagian baw ah pe lat e le m e n bak ar  (m m ) Ne t a rea (c ac ah ) 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 0 100 200 300
400 500 600 Posisi pengukuran dari pelat elemen bakar bagian bawah
(mm) N et a re a (c ac ah) 0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 0 100 200 300 400
500 600 posisi pengukuran dari pelat elemen bakar bagian baw ah (mm) N et a re a (c ac ah)
(Yusuf Nampira, Sri Ismarwanti, Asnul Sufmawan,
Kawkap Mustofa)

## SIMPULAN
Berdasarkan  hasil  yang  diperoleh menunjukkan  bahwa  spektrometri  gamma dapat  digunakan  untuk  pengamatan  pola distribusi  pembelahan  bahan  bakar  dalam elemen  bakar  nuklir.  Hasil  pengamatan diperoleh  secara  akurat  bila  pencacahan dilakukan dengan live time 300 detik (deviasi relatif  hasil  pencacahan 134 Cs  dan 137 Cs lebih  kecil  dari  3%).  Dengan  menggunakan spektrometri gamma pola distribusi radionuklida  hasil  belah  lain  dalam  elemen bakar dapat diketahui.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  Gerhart Friedlander, Joseph W Kennedy, Edward S. Marcias, Julian Malcolm Millar,(1981). Nuclear Radio Chemistry , John Wiley & Sons.
[2].  Knut Eitrheim , (2009). Gamma scanning
of Nuclear Fuel , Halden Reactor Project (HRP). 16-17th of September NKS Gamma Seminar, Nordisk Denmark,
hal.  61.
[3].  Abdel Jalil Alghem, Mourad Kadouma, Rabah Benaddad, ( 2008 ). NDT as a tool for Post-Irradiation Examination .
17th World Conference on Nondestructive
Testing, Shanghai, China, 25-28 Oct
2008,  hal. 1-5.
[4]. Karen Sihm Kvanagen.(2007). Alternative Measuring Appoaches in Gamma Scanning on Spent Nuclear Fuel .  Uppsala University Departement of   Neutron Research Program of Applied Nuclear Physics, Sweden, hal.
9-12.
[5]. Annonymous (1963). Argonne National Laboratory. Reactor Physics Constants. ANL-5800, second edition, hal.  654.