(Erilia Yusnitha, Tri Yulianto, Etty Mutiara)

## PENGARUH BURN-UP TERHADAP KARAKTERISTIK PELET SINTER SIMULASI BAHAN BAKAR BEKAS
Erilia Yusnitha, Tri Yulianto, Etty Mutiara
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314
e-mail: erilia@batan.go.id
(Naskah diterima: 02-09-2013, disetujui: 24-09-2013)

## ABSTRAK
PENGARUH BURN-UP TERHADAP  KARAKTERISTIK  PELET  SINTER  SIMULASI  BAHAN BAKAR BEKAS. Telah dilakukan penelitian pengaruh burn-up terhadap karakteristik pelet sinter simulasi  bahan  bakar  bekas  dengan  variasi burn-up 40  MWd/kgU  dan burn-up 60  MWd/kgU. Penelitian  ini  bertujuan  untuk  mendapatkan  karakter  bahan  bakar  bekas  simulasi  yang diharapkan  mampu  mendekati  sifat  dan  karakter  bahan  bakar  bekas  yang  sebenarnya. Karakterisasi  serbuk  simulasi  hasil  fisi  dengan  variasi burn-up yang  dianalisis  antara  lain bulk density , tap  density , surface  area dan  rasio  O/U.  Hasil  pengukuran  serbuk  simulasi  hasil  fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU antara lain bulk density : 1,0250 g/cm 3 , tap density : 1,9330 g/cm 3 , surface  area :  0,8751  m 2 /g  dan  rasio  O/U  :  2,0319,  sedangkan  untuk  serbuk  simulasi  hasil  fisi dengan burn-up 60 MWd/kgU diperoleh bulk density : 1,3410 g/cm 3 , tap density : 2,0443 g/cm 3 , surface  area :  2,6688  m 2 /g  dan  rasio  O/U  :  2,0381.  Kemudian  serbuk  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 40 MWd/kgU dilakukan pengompakan pada tekanan 3 Mp, 4 Mp, 5 Mp, 6 Mp, 8 Mp dan 9  Mp.  Serbuk  simulasi  bahan  fisi  dengan burn-up 60  MWd/kgU  pengompakan  pada  tekanan 4 Mp,  6  Mp,  7  Mp,  8  Mp  dan  9  Mp.  Masing-masing  hasil  proses  pengompakan  dilakukan penyinteran  menjadi  pelet  sinter  simulasi  bahan  bakar  bekas  kemudian  dikarakterisasi  densitas dan  mikrostrukturnya.  Densitas  tertinggi  pelet  sinter  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 40 MWd/kgU  maupun burn-up 60  MWd/kgU  terdapat  pada  tekanan  pengepressan  9  Mp  yaitu masing-masing  sebesar  9,9959  g/cm 3 dan  9,5490  g/cm 3 .  Pengamatan  mikrostruktur menunjukkan semakin besar burn-up menyebabkan semakin kecil ukuran butir pelet sinter.
Kata kunci: simulasi hasil fisi, tap density , bulk density , surface area , rasio O/U, mikrostruktur.

## ABSTRACT
EFFECT  OF  BURN-UP  ON  THE  CHARACTERISTICS  OF  SINTERED  PELLETS  OF SIMULATED  SPENT  FUEL. Effect  of  burn-up  on  the  characteristics  of  sintered  pellets  of simulated  spent  fuel  with  burnup  variation  of  40  MWd/kgU  and  60  MWd/kgU  has  been  studied. The aim of this research is to obtain simulated spent fuel whose properties and characteristics are in  close  agreement  with  sintered  pellets  of  spent  fuel.    The  characteristics  of  simulated  fission products powder for variation of burn-up such as bulk density, tap density, O/U ratio, and surface area  were  measured.  The  measurement  result  for  simulated  fission  products  powder  of 40 MWd/kgU  burn-up  are  bulk  density  :  1.0250  g/cm 3 ,  tap  density  :  1.9330  g/cm 3 ,  O/U  ratio:
2.0319  and  surface  area  :  0.8751  m 2 /g,  while  the  measurement  result  of  simulated  fission
products  powder  of  60  MWd/kgU  burn-up  are  bulk  density  :  1.3410  g/cm 3 ,  tap  density: 2.0443 g/cm 3 , O/U  ratio: 2.0381  and surface  area :  2.6688  m 2 /g.  The  simulated  fission products powder of 40 MWd/kgU burn-up were pressed at a pressure of 3 Mp, 4 Mp, 5 Mp, 6 Mp, 8 Mp and 9  Mp,  and  the  simulated  fission  products  powder  of  60  MWd/kgU  burn-up  were  pressed  at  a pressure of 4 Mp, 6 Mp, 7 Mp, 8 Mp and 9 Mp to produce green pellets. The green pellets were sintered  to  produce  simulated  sintered  pellets  of  spent  fuel.  The  characteristics  of  simulated sintered  pellets  of  spent  fuel  such  as  density  and  microstructure  were  measured.  The  highest density  of  the  simulated  spent  fuel  for  40  MWd/kgU  burn-up  and  60  MWd/kgU  burn-up  was obtained  at  a  pressure  of  9  Mp,  i.e.  9.9959  g/cm 3 and  9.5490  g/cm 3 respectively.  The microstructure analysis shows that the grain size of the sintered pellets decreases with increasing burn-up.
Keywords: simulated fission product, tap density, bulk density, surface area, O/U ratio, microstructure.

## PENDAHULUAN
Program  penelitian  pengembangan bahan  bakar  nuklir  terus  dilakukan  untuk mendukung  program  PLTN  (Pembangkit Listrik  Tenaga  Nuklir)  sebagai  alternatif penyedia energi di Indonesia. Salah satunya adalah  teknologi  proses  DUPIC  ( Direct  Use of  spent  PWR  fuel  in  CANDU  reactor ). Teknologi ini sangat bermanfaat bagi negara yang  memiliki  dua  tipe  reaktor  yaitu  LWR ( Light Water Reactor ) seperti PWR
( Pressurized  Water  Reactor )  dan  HWR ( Heavy  Water  Reactor )  seperti  reaktor CANDU  ( Canadian  Deuterium  Uranium Reactor ).  Dalam  penelitian  ini  diharapkan dengan mempelajari Teknologi DUPIC bahan  bakar  bekas  PWR  dapat  digunakan kembali  sebagai  bahan  bakar  reaktor CANDU. Hal ini dimungkinkan karena bahan bakar  bekas  PWR  masih  mengandung bahan  fisil  yang  masih  dapat  digunakan untuk  membangkitkan  energi.  Bahan  fisil yang  terkandung  di  dalam  bahan  bakar bekas PWR sekitar 1,5 % berat atau dua kali lebih  besar  daripada  yang  berada  di  dalam uranium alam sekitar 0,7 % berat yang biasa digunakan  sebagai  bahan  bakar  reaktor CANDU [1-5] .
Manfaat dari teknologi DUPIC adalah  bahan  bakar  bekas  PWR  dapat digunakan untuk membangkitkan listrik pada reaktor  CANDU,  mengurangi  jumlah  bahan
bakar  bekas  karena  meningkatnya burn-up CANDU  dan  proses  ini  memiliki  ketahanan proliferasi [5-6] .  Dengan  siklus    bahan  bakar DUPIC,  dapat  menghemat  sumber  uranium hingga  20%  dan  mengurangi  bahan  bakar bekas hingga 65% [3] , dan dapat menghemat pemakaian  uranium  sampai  25%  pada burn up bahan  bakar  bekas  reaktor  CANDU  7,5 MWd/kgU,  mengurangi  jumlah  bahan  bakar bekas (spent fuel) 70% per unit energi listrik yang  dihasilkan [7] .  Teknologi  DUPIC  telah dikembangkan  sejak  tahun  1991  oleh negara Amerika, Canada dan Korea Selatan [2,5,8] .  Menurut  pustaka [9] pada  pertengahan tahun  2000,  Korea  berhasil  mendesain  dan memfabrikasi prototip pelet DUPIC menggunakan  bahan  bakar  bekas  dalam skala  laboratorium.  Ada  beberapa  negara yang  berminat  dengan  DUPIC  antara  lain Cina  dan  Ukraine [10] .  Dalam  IAEA-TECDOC
1434 [11] ,  disebutkan  bahwa  bahan  bakar DUPIC : bahan bakar bekas PWR difabrikasi menjadi  bahan  bakar  PHWR  ( Pressurized Heavy  Water  Reactor )  tanpa  proses  basah, meminimalisir  jumlah  HLW  ( High  Level Waste )  dan  mengurangi  limbah mining dan milling .  Pembakaran  aktinida  dalam  PHWR dapat  mengurangi  radiotoksisitas  bahan bakar.
Kegiatan yang dilakukan pada penelitian  ini  adalah  penyiapan  bahan  yaitu mencampur  serbuk  uranium  dioksida  (UO 2 ) dengan  serbuk  bahan  kimia  oksida  sebagai
simulasi bahan fisi sesuai dengan komposisi perhitungan hasil fisi yang dilakukan dengan menggunakan  program  Origen.  Komposisi hasil  fisi  yang  digunakan  sebagai  acuan dalam  penelitian  ini  adalah  data  yang diperoleh  dari  data  penelitian  menggunakan program  Origen  yang  dilakukan  oleh  para peneliti sebelumnya. Program Origen berdasarkan pustaka [12] adalah kode komputer  yang  digunakan  untuk  melakukan simulasi  siklus  bahan  bakar  nuklir  dan menghitung  komposisi  radionuklida  dan burnup bahan bakar bekas.
Tujuan  dari  penelitian  ini  adalah mengetahui  pengaruh  perbedaan burn-up terhadap  karakter  pelet  sinter  hasil  simulasi bahan bakar bekas. Sehingga dapat mengetahui  karakter  bahan  bakar  bekas simulasi yang diharapkan mampu mendekati sifat  dan  karakter  bahan  bakar  bekas  yang sebenarnya.  Bahan  bakar  bekas  dengan burn-up yang  berbeda  akan  memberikan komposisi produk fisi yang berbeda. Komposisi produk fisi akan memberikan sifat atau  karakter  serbuk  maupun  pelet  sinter simulasi  bahan  bakar  bekas.  Pengukuran langsung  sifat  bahan  bakar  DUPIC  sangat sulit  dilakukan  di  laboratorium  karena  level radiasi yang tinggi. Sehingga dalam penelitian  ini  digunakan  bahan  bakar simulasi DUPIC. Hasil penelitian ini diharapkan  dapat  memberikan  pemahaman tentang  penggunaan  teknologi  DUPIC  dan memperoleh  data-data  teknis  yang  dapat digunakan  untuk  mengkaji  proses  DUPIC lebih lanjut.

## TATA KERJA

## Bahan dan Alat
Bahan yang digunakan dalam penelitian  ini  adalah  serbuk  UO 2 yang ditambahkan  bahan  kimia  oksida  sebagai bahan  simulasi  hasil  fisi  seperti  SrO,  Y 2 O 3 , ZrO 2 , MoO 2 , RuO 2 , Rh 2 O 3 , PdO, TeO 2 , BaO,
La 2 O 3 ,  CeO 2 ,  Pr 6 O 11 ,  Nd 2 O 3 ,  Sm 2 O 3 ,  CdO,
Eu 2 O 3 , Gd 2 O 3 dan Sb 2 O 3 . Bahan lain adalah Zn stearat yang digunakan sebagai pelumas pada  saat  pengompakan  serbuk  menjadi pelet  mentah.  Program  komputer  Origen digunakan  untuk  memperkirakan  komposisi simulasi  bahan  bakar  bekas  dengan  UO 2 pengkayaan U 235 = 4%, Lama penyimpanan 5  tahun  pada burn-up 40  MWd/kgU  dan burn-up 60  MWd/kgU.  Komposisi  masing- masing burn-up diperlihatkan dalam Tabel 1 dan 2 ( lampiran).
Alat yang digunakan dalam penelitian antara lain bulk density meter , tap density meter , surface area meter , mikroskop  optik, micro-hardness  tester , mixer ,  mesin final  pressing dan  tungku sintering.

## Cara kerja
Serbuk UO 2 yang telah ditambahkan bahan  kimia  oksida  sebagai  bahan  simulasi hasil  fisi  sesuai  dengan  komposisi  bahan bakar  bekas  yang  dihitung  dari  program komputer Origen dicampur hingga homogen. Kemudian  serbuk  dikarakterisasi  seperti  uji tap density , uji bulk density , uji surface area dan  uji  rasio  O/U.  Selanjutnya  dilakukan pembuatan  pelet  mentah  dengan  metode pengompakan  yang  diikuti  karakterisasi pelet  mentah  meliputi  pengukuran  dimensi dan  penimbangan  berat  untuk  pengukuran densitas pelet mentah. Parameter pengompakan  adalah  3  Mp,  4  Mp,  5  Mp, 6 Mp, 8 Mp dan 9 Mp untuk serbuk simulasi bahan  fisi  dengan burn-up 40  MWd/kgU, sedangkan  serbuk  simulasi  bahan  fisi dengan burn-up 60  MWd/kgU  dikompakan pada tekanan 4 Mp, 6 Mp, 7 Mp, 8 Mp dan 9 Mp.  Proses  selanjutnya  adalah  proses sintering yang dilakukan pada suhu 1700 o C ditahan selama 3 jam untuk mengubah pelet mentah  menjadi  pelet  sinter.  Pelet  sinter yang  didapatkan  selanjutnya  dilakukan karakterisasi antara lain pengukuran densitas  pelet  sinter  dan  pengamatan mikrostruktur.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Serbuk  UO 2 yang  sudah  dicampur dengan  bahan  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 40  MWd/kgU  dan  serbuk  simulasi hasil  fisi  dengan burn-up 60  MWd/kgU dikarakterisasi  antara  lain bulk  density , tap
density , surface  area dan  rasio  O/U.  Dalam Tabel  3  ditunjukkan  data  hasil  karakterisasi serbuk  untuk  serbuk  simulasi  hasil  fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU dan 60 MWd/kgU. Tabel 3. Data Hasil Pengukuran Bulk Density, Tap Density, Surface area dan Rasio O/U. No. Bahan Rasio O/U Bulk Density, g/cm 3 Tap Density, g/cm 3 Surface area , m 2 /g 1 Serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU 2,0319 1,0250 1,9330 0,8751 2 Serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 60 MWd/kgU 2,0381 1,3410 2,0443 2,6688 Pustaka [13] menunjukkan bahwa
informasi  perilaku  oksidasi  bahan  bakar nuklir oksida diperlukan untuk mengevaluasi kestabilan  selama  iradiasi  di  reaktor  karena rasio  O/U  (oksigen/uranium)  mempengaruhi sifat termal seperti titik leleh, panas spesifik, ekspansi  termal,  dan  konduktivitas  termal. Tabel  3  menunjukkan  bahwa  perbedaan rasio  O/U  pada  serbuk    simulasi  hasil  fisi dengan burn-up 40  MWd/kgU  dengan serbuk simulasi hasil fisi burn-up 60 MWd/kgU tidak signifikan.
Hasil  pengukuran bulk  density , tap density serbuk  simulasi hasil  fisi  pada burn- up 40  MWd/kgU  dengan  serbuk  simulasi hasil fisi burn-up 60 MWd/kgU menunjukkan adanya perbedaan walaupun tidak signifikan.  Perbedaan  keduanya  tersebut terjadi  karena  ada  perbedaan  komposisi simulasi  bahan  bakar  yang  berupa  bahan kimia  oksida  yang  ditambahkan  ke  dalam serbuk  UO 2 .  Pada  pustaka [14] dikatakan bahwa bulk density sangat berkaitan dengan friksi  antar  partikel.  Semakin  besar bulk density semakin  besar  kemampuan  laju alirnya,  karena  friksi  inter  partikelnya  lebih kecil,  sedangkan tap  density menunjukkan
densitas  yang  dicapai  dengan  adanya vibrasi  tanpa  ada  penekanan. Tap  density dapat  menunjukkan  friksi  antar  partikel. Partikel  yang  berukuran  semakin  kecil  akan memiliki  friksi  antar  partikel  yang  lebih besar. Dari hasil yang diperoleh pada Tabel 1  menunjukkan  bahwa  dengan  semakin besar burn-up maka bulk  density dan tap density pada  serbuk  simulasi  juga  semakin besar.
Hasil surface  area menunjukkan perbedaan  yang  signifikan  antara  serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU  dengan  serbuk  simulasi  hasil fisi  dengan burn-up 60  MWd/kgU,  hal  ini dikarenakan ukuran  partikel  serbuk  simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU yang berbeda  dengan  serbuk  simulasi  hasil  fisi dengan burn-up 60  MWd/kgU.  Dari  teori dikatakan  bahwa  semakin  besar surface area , maka semakin besar friksi inter partikel sehingga partikel akan kurang efisien dalam kemampuan  laju  alir  dan  kemampuan packing [14] .  Hal  tersebut  dalam  proses peletisasi  akan  berpengaruh  terhadap  hasil pengompakan,masing-masing seperti ditunjukkan pada Gambar 1.
(Erilia Yusnitha, Tri Yulianto, Etty Mutiara)
Gambar 1.  Hubungan antara tekanan kompaksi terhadap densitas pelet mentah simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU dan burn-up 60 MWd/kgU.
Pada  Gambar  1  menunjukkan  hasil pengukuran  densitas  pelet  mentah  dengan ukuran  pelet  bahan  bakar  PWR  untuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU  dibandingkan  dengan  simulasi hasil fisi dengan burn-up 60 MWd/kgU pada variasi  tekanan  kompaksi.  Pada  Gambar  1 tersebut diperlihatkan bahwa semakin besar tekanan  pengompakan  maka  akan  semakin besar densitas pelet mentah yang diperoleh. Untuk  densitas  pelet  mentah  simulasi  hasil fisi  dengan burn-up 60  MWd/kgU  lebih rendah  daripada  densitas  pelet  mentah simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU.  Hal  ini  dikarenakan  semakin besar jumlah hasil fisi yang ditambahkan ke serbuk  UO 2 mempengaruhi  kemampuan serbuk  untuk  dipress  menjadi  pelet  mentah. Penjelasan  ini  juga  diperkuat  dari  data pengukuran surface  area dalam  Tabel  1, untuk serbuk simulasi hasil fisi dengan burn- up 60 MWd/kgU memiliki surface area yang
lebih  besar  dari burn-up  40 MWd/kgU.  Hal ini  menunjukkan  bahwa  serbuk  simulasi hasil  fisi  dengan burn-up 60  MWd/kgU memiliki friksi antar partikel yang lebih besar sehingga kemampuan laju alir dan kemampuan packing lebih  rendah  dari serbuk  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 40 MWd/kgU, sehingga densitas pelet mentah  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 60 MWd/kgU  lebih  kecil  dari  pada  densitas pelet mentah simulasi hasil fisi dengan burn- up 40 MWd/kgU.
Setelah mengalami proses sintering, pelet  sinter  yang  diperoleh  kemudian dilakukan perhitungan densitas dan pengamatan  mikrostruktur.  Densitas  pelet sinter  dihitung  dengan  cara  yang  sama seperti  cara  menghitung  densitas  pelet mentah.  Pada  Gambar  2  diperlihatkan densitas  pelet  sinter  simulasi  hasil  fisi dengan burn-up 40  MWd/kgU  dan  dengan burn-up 60 MWd/kgU.
Gambar 2. Hubungan antara tekanan kompaksi terhadap densitas pelet sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU dan burn-up 60 MWd/kgU.
Dari  hasil  sintering  diperoleh  jumlah  pelet sinter  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up
60 MWd/kgU yang mengalami retak sejumlah  67,3469%  dari  produksi  pelet sinter,  sedangkan  jumlah  pelet  sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU yang retak sejumlah 8,6956%. Fenomena terjadinya retak pada pelet sinter dengan burn-up yang lebih tinggi dimungkinkan  karena  hasil  fisi  yang  berupa bahan  kimia  oksida  yang  dicampurkan  ke dalam  serbuk  UO 2 pada  proses  pembuatan serbuk  mengalami  dekomposisi  pada  suhu di  bawah  suhu  sintering.  Beberapa  bahan kimia  yang  ditambahkan  ke  serbuk  UO 2 memiliki  sifat  dekomposisi  di  bawah  suhu sintering,  antara  lain:  MoO 2 ,  Rh 2 O 3 ,  PdO dan  CdO.  Proses  dekomposisi  bahan  kimia ini menghasilkan senyawa lain dan gas. Gas yang  terbentuk  ini  kemudian  keluar  dari pelet  sehingga  menyebabkan  pelet  sinter retak  atau crack .  Hal  ini  diperkuat  seperti
yang diutarakan
pustaka [15] bahwa
parameter kunci yang mempengaruhi karakteristik  fabrikasi  bahan  bakar  DUPIC adalah  properti  serbuk  dan  jumlah  produk fisi dalam bahan bakar nuklir.
Hasil pengamatan mikrostruktur untuk  pelet  sinter  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 40  MWd/kgU  untuk  setiap  tekanan pengompakan diperlihatkan pada Gambar 3 hingga  8.  Pada  masing-masing  gambar dapat  dijelaskan  bahwa  semakin  besar tekanan  pengompakan  yang  digunakan memberikan  mikrostruktur  pelet  sinter  yang lebih baik. Hal tersebut disebabkan  semakin besar tekanan pengompakan akan menghasilkan  densitas  pelet  sinter  semakin besar dan porositas semakin kecil. Dari hasil mikrostruktur  dapat  dilihat  bahwa  tekanan pengompakan  9  Mp  menghasilkan  pellet terbaik  dengan  sedikit  porositas  dan  ukuran butir rata-rata 10 micron.
10 micron 10 micron Gambar  3.  Mikrostruktur  pelet  sinter  simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kg tekanan kompaksi 3 Mp Gambar 4. Mikrostruktur pelet sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kg  tekanan  kompaksi 4 Mp 10 micron 10 micron Gambar  5.  Mikrostruktur  pelet  sinter  simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kg tekanan kompaksi 5 Mp Gambar 6. Mikrostruktur pelet sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kg  tekanan  kompaksi 6 Mp 10 micron 10 micron Gambar  7.  Mikrostruktur  pelet  sinter  simulasi hasil  fisi  dengan burn-up 40 MWd/kg tekanan kompaksi 8 Mp Gambar 8. Mikrostruktur pelet sinter simulasi hasil  fisi  dengan burn-up 40
MWd/kg tekanan kompaksi 9 Mp
Hasil pengamatan mikrostruktur
untuk  pelet  sinter  simulasi  hasil  fisi burn-up
60 MWd/kgU untuk setiap tekanan pengepressan  ditunjukkan  dari  Gambar  9 hingga  13.  Dapat  dilihat  bahwa  pada tekanan  kompaksi  yang  rendah  terdapat
banyak  porositas.  Semakin  besar  tekanan pengompakan maka semakin sedikit
porositas namun ukuran butir yang dihasilkan semakin kecil. Hal ini dimungkinkan karena pengaruh dari penambahan simulasi hasil fisi. 10 micron 10 micron Gambar  9.  Mikrostruktur  pelet  sinter  simulasi hasil  fisi  dengan burn-up 60 MWd/kg tekanan kompaksi 4 Mp Gambar 10. Mikrostruktur pelet sinter simulasi hasil  fisi  dengan burn-up 60 MWd/kg tekanan kompaksi 6 Mp 10 micron 10 micron
Gambar  11.    Mikrostruktur  pelet  sinter  simulasi
hasil  fisi  dengan burn-up 60 MWd/kg tekanan kompaksi 7 Mp. Gambar 12. Mikrostruktur pelet sinter simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 60  MWd/kg  tekanan kompaksi 8 Mp.

## 10 micron
Gambar 13.  Mikrostruktur pelet sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 60 MWd/kg tekanan kompaksi 9 Mp.
Dari hasil mikrostruktur dapat diketahui bahwa pelet sinter simulasi sangat dipengaruhi oleh penambahan jumlah bahan kimia  oksida  sebagai  simulasi  hasil  fisi. Dapat dilihat bahwa semakin besar penambahan  bahan  kimia  oksida  sebagai simulasi hasil fisi menyebabkan ukuran butir semakin kecil. Dengan menambahkan tekanan  pengompakan,  mikrostruktur  pelet sinter  simulasi  hasil  fisi  dengan burn-up 60 MWd/kgU  tidak  menunjukkan  perbaikan ukuran butir walaupun mengurangi porositas.  Hasil  serupa  juga  dilaporkan pustaka [16] bahwa  ukuran  butir  pelet  sinter semakin  kecil  dengan  semakin  besar kandungan pengotor.

## SIMPULAN
Hasil  pengukuran bulk  density untuk serbuk simulasi hasil fisi dengan burn- up 40  MWd/kgU  dan burn-up 60  MWd/kgU adalah  1,0250  g/cm 3 dan  1,3410  g/cm 3 . Hasil  pengukuran tap  density untuk  serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU  dan burn-up 60  MWd/kgU adalah  1,9330  g/cm 3 dan  2,0443  g/cm 3 . Hasil  pengukuran  rasio  O/U  untuk  serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU  dan burn-up 60  MWd/kgU
adalah 2,0319
dan 2,0381. Hasil
pengukuran surface  area untuk  serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU  dan burn-up 60  MWd/kgU adalah  0,8751  m 2 /g  dan  2,6688  m 2 /g. Semakin  besarnya burn-up maka  akan semakin besar tap density , bulk density dan surface  area .  Densitas  tertinggi  pelet  sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU  maupun burn-up 60  MWd/kg pada  tekanan  pengompakan  9  Mp  yaitu sebesar  9,9959  g/cm 3 dan  9,5490  g/cm 3 . Dari hasil pengamatan mikrostruktur diperoleh  kesimpulan  semakin  besar burn- up menyebabkan semakin kecil ukuran butir pelet sinter.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penulis  mengucapkan  terimakasih kepada  Yth.  Bpk.  Prof.  Sigit  dan  Bpk.  Ir. Bambang Herutomo yang telah memberikan banyak bimbingan selama penelitian. Penulis juga mengucapkan terimakasih yang sebesar-besarnya  pada  Tim  Penelitian Pengembangan  Teknologi  Proses  DUPIC antara  lain  saudara  :  Agus  Sartono  D.S. A.Md, Mugiyono  A.Md,  Ade  Mahpudin,
Triarjo  S.ST, Suyoto  S.ST,  Iwan  Setiawan ST,  Yatno  DAS,  M.M.  Lilis  Windaryati, Mu’nisatun  Sholichah  S.ST,  Banawa  Sri Galuh  A.Md,  Mujinem  A.Md,  Ngatijo  A.Md,
Isfandi A.Md, Slamet Pribadi A.Md, Rahmiati, Nining Sumarni, Erry Wahyuningsih  SE,  Sri  Wahyuningsih  S.ST.
rekan-rekan  BK,  rekan-rekan  BOSP  dan semua pihak yang telah membantu
kelancaran dan keberhasilan kegiatan penelitian ini.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  Yongsoo  Kim,  Jinyoung  Min.  (1999). Etching  Reaction  of  UO 2 with  CF 4 /O 2 Mixture  Gas  Plasma.  Journal  of  the Korean  Nuclear  Society,  Volume  31,
Number 2, pp.133-138.
[2].  Myung  Seung  Yang,  Hangbok  Choi, Chang  Joon  Jeong,  Kee  Chan  Song, Jung  Won Lee, Geun Il Park, Ho  Dong Kim,  Won  Il  Ko,  Jang  Jin  Park,  Ki  Ho
Kim,  Ho  Hee  Lee,  Joo  Hwan  Park. (2006).  The  Status  and  Prospect  of
DUPIC Fuel Technology. Nuclear Engineering  and  Technology,  Vol.  38, No. 4.
[3].  Chang Joon Jeong, Masood Iqbal, Gyu Hong  Roh.  (2002).  Recycling  of  High Burnup  Spent  PWR  Fuel  in  CANDU Reactors. PHYSOR 2002, Seoul, Korea, October 7-10.
[4].  Jewhan  Lee,  Jeong  Ik  Lee,  Won  Joon Chang,  Soon-Heung  Chang.  (2010). Comparative  Cost  Analysis  of  Direct Disposal  Versus  Pyro-processing  with DUPIC  in  Korea.  Annals  of  Nuclear
Energy 37, pp.1699-1704.
[5].  Ho  Jin  Ryu,  Kee  Chan  Song,  Geun  Il Park,  Jung  Won  Lee,  Myung  Seung Yang.  (2005).  Remote  Fabrication  and Irradiation  Test  of  Recycled  Nuclear
Fuel  Prepared  by  The  Oxidation  and Reduction of Spent Oxide Fuel. Journal of  Pysics  and  Chemistry  Solids  66,  pp.
671 – 674.
[6].  Jee  Won  Park.  (1999).  A  Subchannel Analysis of DUPIC Fuel Bundle for The
CANDU  Reactor.  Annals  of  Nuclear Energy 26, pp. 29-46.
[7].  Sigit,  Noor  Yudhi,  Rahmat  Pratomo,  R. Didiek  Herhady.  (2005).  Karakterisasi Hasil  Proses  Oksidasi-Reduksi  Siklus  I Uranium  Oksida.  Prosiding  Pertemuan dan  Presentasi  Ilmiah  Penelitian  Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta.
[8].  Sigit,  Noor  Yudhi,  Rahmat  Pratomo,  R.
Didiek  Herhady.  (2006).  Pengaruh Suhu dan Waktu Terhadap Konsentrasi,  Rasio  O/U  dan  Efisiensi pada  Proses  Oksidasi-Reduksi  Bahan
Bakar  Nuklir,  Prosiding  PPI-PDITN, Yogyakarta.
[9].  Tae  Joon  Lee.  (2004).  Technological Change of Nuclear Fuel Cycle in Korea: The  case  of  DUPIC.  Progress  in Nuclear Energy, Vol. 45, No. 1, pp. 87- 104.
[10]. Per  Hogselius.  (2009).  Spent  Nuclear Fuel  Policies  in  Historical  Perspective: An  International  Comparison.  Energy Policy 37, pp. 254 – 263.
[11]. IAEA –  TECDOC  –  1434.  (2004). Methodology  for  the  Assessment  of Innovative  Nuclear  Reactors  and  Fuel Cycles.  Report of Phase 1B (first part) of the International Project on Innovative  Nuclear  Reactors  and  Fuel
Cycles (INPRO), Austria.
[12]. Chang Heon Lee, Moo Yul Suh, Kwang Soon  Choi,  Jung  Suk  Kim,  Yeong  Jae
Park, Won Ho Kim. (2003). Determination  of  Ru,  Rh,  Pd,  Te,  Mo and  Zr  in  Spent  Pressurized  Water
Reactor  Fuels  by  Ion  Exchange  and
Extraction Chromatographic
Separations  and  Inductively  Coupled Plasma  Atomic  Emission Spectrometric
Analysis.  Analytica  Chimica  Acta  475, pp. 171-179.
[13]. K.H.  Kang,  S.H.  Na,  K.C.  Song,  S.H. Lee,  S.W.  Kim.  (2007).  Oxidation
(Erilia Yusnitha, Tri Yulianto, Etty Mutiara)
Behavior  of  The  Simulated  Fuel  with Dissolved  Fission  Products  in  Air  at 573-873  K.  Thermochimica  Acta  455, pp. 129-133.
[14]. Randall  M.  German.  (1994).  Powder Metallurgy Science – 2 nd ed.
[15]. J.M.  Shin,  J.J.  Park,  K.C.  Song,  J.H. Kim.  (2009).  Trapping  Behavior  of Gaseous  Cesium  by  Fly  Ash  Filters,
Applied  Radiation  and  Isotopes  67,  pp.
1534 – 1539.
[16]. Geun Il Park,  Jae  Won  Lee, Jung Won Lee, Young Woo Lee, Kee Chan Song. (2008).  Effect  of  Impurities  on  The Microstructure  of  DUPIC  Fuel  Pellets Using The SIMFUEL Technique, Nuclear  Engineering  and  Technology,
Vol.40, No.3, April, pp. 191 -198.

## Lampiran
Tabel 1. Komposisi simulasi bahan bakar bekas, UO 2 pengkayaan U 235 = 4%, burn-up 40 MWd/kgU, lama penyimpanan 5 tahun No. BAHAN Prosentase 1 UO 2 96,8079 2 SrO 0,1095 3 Y 2 O 3 0,0646 4 ZrO 2 0,4947 5 MoO 2 0,4155 6 RuO 2 0,2123 7 Rh 2 O 3 0,0474 8 PdO 0,0682 9 TeO 2 0,0424 10 BaO 0,1560 11 La 2 O 3 0,1330 12 CeO 2 0,2743 13 Pr 6 O 11 0,1263 14 Nd 2 O 3 0,4456 15 Sm 2 O 3 0,0766 16 CdO 0,0026 17 Eu 2 O 3 0,0121 18 Gd 2 O 3 0,0032 19 Sb 2 O 3 0,1031 20 Zn stearat 0,4047 Total 100,0000
Tabel 2. Komposisi simulasi bahan bakar bekas, UO 2 pengkayaan U 235 = 4%, burn-up 60 MWd/kgU, Lama penyimpanan 5 tahun No. Bahan Prosentase 1 UO 2 94,4158 2 SrO 0,1269 3 Y 2 O 3 0,1511 4 ZrO 2 0,5939 5 MoO 2 0,5822 6 RuO 2 0,2897 7 Rh 2 O 3 0,1077 8 PdO 0,1347 9 TeO 2 0,0574 10 BaO 0,1986 11 La 2 O 3 0,3246 12 CeO 2 0,3450 13 Pr 6 O 11 0,9269 14 Nd 2 O 3 1,1082 15 Sm 2 O 3 0,1787 16 CdO 0,0012 17 Eu 2 O 3 0,0390 18 Gd 2 O 3 0,0025 19 Sb 2 O 3 0,0174 20 Zn stearat 0,3984 Total 100,0000