## STUDI DESAIN SEL BAHAN BAKAR THORIUM NITRIDE (ThN) PADA GAS-COOLED FAST REACTOR
Sari Novalianda 1 , Panangian Mahadi Sihombing 2 , Fitria Nova Hulu 3
1,2 Program Studi Teknik Elektro,Fakultas Teknik, Universitas Al-Azhar Jl. Pintu Air IV No.214, Kwala Bekala, Medan, Sumatera Utara-20142
3 Teknik Telekomunikasi, Politeknik Negeri Medan Jl. Almamater No.1, Padang Bulan, Medan, Sumatera Utara-20155 E-mail: sarivaldano4@gmail.com

## Abstrak
Energi Nuklir merupakan salah satu energi alternatif yang memiliki kelebihan pada jumlah energi yang dihasilkannya, bahan bakar yang digunakannya dan tidak menghasilkan pencemaran udara. Gas-Cooled  fast  Reactor  merupakan  reaktor  cepat  berpendingin  helium  yang  termasuk  dalam reaktor  Generasi  IV  yang  memiliki  keunggulan  dalam  segi  penggunaan  bahan  bakar  dan keselamatan.  Thorium  merupakan  salah  satu  bahan  bakar  nuklir  yang  bersifat  fertile  yang jumlahnya  melimpah,  yaitu  empat  kali  lebih  banyak  dibandingkan  dengan  jumlah  uranium. Perhitungan kekritisan desain reaktor cepat berbahan bakar thorium nitride (ThN) menggunakan seperangkat  program  SRAC  yang  menghasilkan  kondisi  kritis  pada  pengayaan  uranium-233 sebesar  5%  dengan  nilai  excess  reactivity  sebesar  0,044%  pada  fraksi  volume  65%  fuel,  10% cladding  dan  25%  coolant  dan  menghasilkan  level  burnup  1,93  x  10 5 MWd/ton.  Bahan  bakar thorium bisa digunakan sebagai bahan bakar nuklir untuk pembangkit listrik tenaga nuklir dengan waktu burnup 50 tahun.
Kata kunci : burnup;  Sel; SRAC; Thorium Nitride (ThN)

## Abstract
Nuclear energy is an alternative energy that has advantages in the amount of energy it produces, the  fuel it  uses  and  does  not  produce  air  pollution.  Gas-Cooled  Fast  Reactor  is  a  helium-cooled fast reactor which is included in Generation IV reactor which has advantages in terms of fuel use and safety. Thorium is one of the fertile nuclear fuels which is abundant, which is four times more than the amount of uranium. Calculation of the criticality of the fast reactor design with thorium nitride (ThN) fuel using a set of SRAC programs that produces a critical condition for enrichment of uranium-233 by 5%  with an excess reactivity value of 0.044% in volume fraction of 65% fuel, 10% cladding and 25% coolant and produces a burnup level of 1.93 x 10 5 MWd/ton. Thorium fuel can be used as nuclear fuel for nuclear power plants with a burnup time of 50 years.
Keywords : burnup; Cell;  SRAC; Thorium Nitride (ThN)

## PENDAHULUAN
Di Indonesia, energi fosil masih menjadi energi utama yang digunakan untuk mencukupi  kebutuhan  energi.  85%  kebutuhan energi Indonesia masih bergantung pada energi fosil  yang  merupakan  energi  tidak  terbarukan. Kebergantungan  dan  konsumsi  energi  fosil yang tinggi membuat laju pengurangan sumber energi  fosil  menjadi  lebih  cepat.  Sehingga pemerintah berupaya untuk mengatasi masalah energi  ini  melalui  konservasi  dan  diversifikasi energi [1].
Energi  nuklir  menjadi  salah  satu rencana  Kebijakan  Energi  Nasional  (KEN) dalam  surat  Perintah  Gubernur  Lemhannas  RI No  :  Sprin/95/I/2013.  Surat  perintah  tersebut mengenai  “Pengembangan  Teknologi  Nuklir Guna  Pemanfaatan  Energi  Terbarukan  Dalam Meningkatkan  Ketahanan  Energi  Nasional” [2].  Kebijakan  ini  mengingat  bahwa  energi nuklir  memiliki  beberapa  kelebihan  yaitu bahan  bakar  yang  lebih  ekonomis,  mudah dipindahkan  dengan  keamanan  yang  ketat, energi  yang  dihasilkan  sangat  besar,  dan  tidak mempunyai  efek  gas  rumah  kaca  serta  hujan
asam. Energi nuklir juga  memiliki  keunggulan dari  kepadatan  dayanya  serta  biaya  operasinya yang  relatif  murah  dibandingkan  dengan sistem-sistem lainnya [3].
Riser  terkait  perkembangan  energi nulir  terus  berkembang  dengan  ditandai perkembangan generasi reaktor nuklir. Generasi  reaktor  dimulai  sejak  generasi  I hingga ke IV yang terus mengalami perubahan dalam  segi  desain  penggunaan  bahan  bakar, faktor  keamaan  yang  terus  meningkat.  Salah satu  desain  reaktor  nuklir  generasi  ke  IV adalah  reaktor  cepat  berpendingin  helium  atau Gas-Cooled Fast Reactor yang dapat menggunakan    bahan  bakar  berupa  Uranium dan  Thorium.  Akhir-akhir  ini  perkembangan minat  dalam  riset  penelitian  penggunakan bahan  bakar  thorium  sebagai  bahan  bakar alternatif  selain  uranium  pada  reaktor  cepat terus  berkembang  pesat.  Hal  ini  dikarenakan sifat  dari  bahan  bakar  thorium  sebagai  bahan bakar  reaktor  nuklir  yang  lebih  aman,  lebih murah  dan  lebih  ramah  lingkungan.  Thorium lebih  murah karena jumlahnya yang  melimpah di  bumi,  yaitu  empat  kali  lebih  banyak dibandingkan  dengan  jumlah  uranium  [4]. Selain  itu,  bahan  bakar  thorium  lebih  bersih dan  ramah  lingkungan    karena  mengurangi emisi  gas  CO 2 dari  sektor  energi  listrik  dan menghasilkan limbah yang lebih sedikit [5].
Limbah  radioaktif  yang  dihasilkan oleh  thorium  lebih  ramah  lingkungan  jika dibandingkan dengan uranium karena memiliki waktu  paruh  yang  lebih  singkat.  Bahan  bakar thorium  menghasilkan  0,5  kg  plutonium, sementara  bahan  bakar  uranium  menghasilkan 230  kg  plutonium  dari  reaktor  dengan kapasitas  1  GWe  dalam  waktu  operasi  satu tahun [5].
Dalam penggunaan bahan bakar, spektrum  cepat  reaktor  cepat  memungkinkan untuk  menggunakan  bahan  bakar  yang  dapat langsung  membelah  ( fissile )  dan  bahan  bakar yang  tidak  dapat  langsung  membelah  ( fertile ) yang  tersedia  [6].  Penggunaan  bahan  bakar nuklir  banyak  didasarkan  pada  bahan  bakar fissile yaitu  uranium-235  dan  plutonium-239 sedangkan bahan bakar fertile seperti thorium- 232  ( 232 Th)  menjadi  bahan  bakar  alternatif yang sedang dikembangkan.
Isotop thorium alam terdiri dari thorium- 232  yang  bersifat fertile .  Meskipun  thorium-
232  bersifat fertile ,  thorium-232  juga  dapat
digunakan sebagai bahan bakar nuklir.
Thorium-232  akan  menyerap  neutron  dan bertransmutasi  menjadi  uranium-233  yang bersifat fissile .
Hampir  100%  isotop  thorium  di  alam adalah  thorium-232.  Thorium  memiliki  rasio konversi  yang  lebih  besar  dari  siklus  uranium. Sehingga  thorium  memiliki  potensi  untuk dapat beroperasi lebih lama dan pada saat yang sama mengurangi reaktivitas maksimum selama  reaktor  beroperasi  [7].  Rantai  burnup thorium di tunjukkan oleh Gambar 1.
Gambar 1. Rantai Burnup Thorium [8].
Perhitungan  dasar  dalam  manajemen bahan  bakar  adalah  perhitungan  penyusutan dan produksi isotop sebagai fungsi dari waktu. Persamaan kecepatan reaksi yang menggambarkan  densitas  jumlah  inti  dalam teras  dapat  diperoleh  dengan  menggunakan prinsip keseimbangan yang sederhana. Andaikan 𝑁 𝐴 (𝒓, 𝑡) adalah  densitas  untuk nuklida  jenis 𝐴 ,  maka  persamaan  kecepatan secara umum dapat digambarkan dalam skema [9].
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 (1)
Selain dengan memperhatikan kecepatan neutron, keadaan reaktor agar dapat beroperasi dengan  stabil  juga  harus  diperhatikan.  Stabil berarti  bahwa  jumlah  neutron  yang  dihasilkan yang  terserap  sama  dengan  yang  hilang  [10]. Secara matematis, dapat dituliskan:
k = jumlah neutron pada satu generasi jumlah neutron pada generasi sebelumnya
(2) dengan ketentuan,
k  =  1,  disebut  sebagai  keadaan  kritis,  dimana jumlah  neutron  pada  satu  generasi  sama dengan jumlah neutron pada generasi berikutnya,
k  >  1,  disebut  sebagai  keadaaan  superkritis, artinya  jumlah  neutron  yang  dihasilkan  akan bertambah secara terus menerus, k  <  1,  disebut  sebagai  keadaan  subkritis, dimana  jumlah  neutron  yang  dihasilkan  lebih sedikit  sehingga  lama  kelamaan,  reaktor  bisa mati  karena  jumlah  neutron  tiap  generasi semakin menurun.
Gambar 2. Faktor Multiplikasi Efektif

## METODE
Metode penelitian ini adalah
menggunakan  seperangkat  komputer  dengan Operating  System (OS)  Linux  Ubuntu  12.1 SRAC  ( Standard  Reactor  Analysis  Code ) adalah kode program komputer yang digunakan  untuk  perhitungan  neutronik  untuk berbagai macam tipe reaktor yang dikembangkan  oleh  JAEA  ( Japan  Atomic
Energy Agency ). SRAC  adalah sebuah program  komprehensif  dan  terintegrasi  yang memiliki  lima  kode  pokok  untuk  melakukan berbagai  perhitungan  neutronik,  yaitu  :  PIJ yang  berdasarkan  pada  metode  CP,  SN transport,  TWOTRAN  (2D),  difusi  dan CITATION.
Dalam  mendesain  reaktor  diperlukan spesifikasi  ukuran  sel  bahan  bakar  dan  teras, dimana  parameter  desain  GFR  ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1 . Parameter Desain GFR.
Diagram alir penelitian ini ditunjukkan pada gambar:

## Gambar 3. Diagram Alir Perhitungan SRAC

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Sel  bahan  bakar  merupakan  bagian terkecil  dari  susunan  bahan  bakar  nuklir  yang terdiri  dari  bahan  bakar  ( fuel ),  kelongsong ( cladding ) dan pendingin ( coolant ).
Hasil  dari  perhitungan  sel  bahan  bakar Thorium  Nitride  (ThN)  menggunakan  SRAC menghasilkan  beberapa  parameter  desain diantaranya:
1. Faktor Multiplikasi Efektif (k eff )
Parameter Spesifikasi Daya termal 500 MWt Bahan bakar Thorium Nitride (ThN) Cladding Coolant Stainless Steel (SS316) Helium Fraksi volume, Fuel/Cladding/Coolant 60%:10%:30% Diameter pitch 1,4 cm Geometri teras Cylinder Tinggi/ lebar teras aktif 350 cm / 240 cm Tebal reflektor 100 cm
Faktor multiplikasi efektif (k eff ) pada sel bahan  bakar  menunjukkan  rasio  antara  jumlah neutron  yang  dihasilkan  pada  suatu  generasi terhadap  jumlah neutron  pada  generasi sebelumnya  dalam  satu  sel  bahan  bakar.  Nilai k eff pada  sel  bahan  bakar  yang  menggunakan bahan  bakar  ThN  dengan  variasi  pengayaan uranium  233  ditunjukkan  pada  Gambar  4 (IAEA,  2005)  Penggunaan  bahan  bakar thorium  alam  (0%  U-233)  menghasilkan  nilai k eff pada  tahun  pertama  sangat  rendah kemudian  naik  secara  perlahan  pada  tahun berikutnya  tetapi  tidak  dapat  mencapai  kritis (k eff = 1) selama 50 tahun periode burnup . Hal ini  karena  thorium  alam  (Th-232)  merupakan bahan  bakar fertile yang  tidak  dapat  langsung membelah  sehingga  cenderung  lambat  dalam memproduksi  neutron.  Oleh  karena  itu,  untuk dapat  memicu  terjadinya  reaksi  berantai  pada Th-232  dan  mendapatkan  nilai  k eff yang  kritis dari  tahun  pertama  diperlukan  pengayaan berupa bahan bakar fisille .
Gambar 4. Nilai Faktor Multiplikasi Efektif terhadap waktu burnup untuk variasi pengayaan uranium-233
Uranium-233  merupakan  salah  satu bahan  bakar fisille yang  berasal  dari  rantai burnup Th-232.  Uranium-233  dapat  memicu terjadinya  reaksi  berantai  pada  thorium-232. Pengayaan  U-233  pada  thorium-232  dapat menguntungkan.  Selain  dapat  memicu  reaksi berantai,  uranium-233  yang  berasal  dari  rantai burnup thorium  dapat  dihasilkan  selama
burnup thorium-232    berlangsung.  Dengan dihasilkannya  kembali      uranium-233,  maka reaksi  berantai  dapat  dipertahankan  untuk dapat terus mencapai keadaan kritis. Peningkatan  persentase  pengayaan  uranium- 233  dapat  meningkatkan  nilai  k eff pada  tahun pertama  yang  ditunjukkan  pada  variasi pengayaan  uranium-233  sebesar  1%  hingga 8%.  Pengayaan  uranium-233  sebesar  1  –  4% belum  dapat  membuat  reaktor  mencapai  kritis pada tahun pertama. Keadaan  kritis baru dapat dicapai  dengan  pengayaan  uranium-233  lebih dari 5%. Pengayaan uranium-233 sebesar 6% – 8%  memiliki  nilai  k eff mencapai  kritis  pada tahun  pertama  tetapi  cenderung  menurun selama  waktu burnup .  Hal  ini  karena meningkatnya  persentase  pengayaan  uranium- 233,  otomatis  akan  menurunkan  persentase thorium-232. Peningkatan persentase uranium- 233akan membantu uranium-233 untuk melakukan  reaksi  berantai  dan  meningkatkan populasi  neutron  pada  tahun  pertama.  Ketika densitas pengayaan uranium-233 mulai berkurang, uranium-233 yang berasal dari hasil transmutasi  thorium-232  akan  digunakan selanjutnya.  Tetapi  dikarenakan  penurunan persentase  thorium-232  memperkecil  produksi uranium-233  yang  dihasilkan.  Maka  jumlah produksi  uranium-233  selama  waktu burnup akan terus menurun dan menyebabkan semakin berkurangnya  peningkatan  populasi  neutron pada sel bahan bakar.
Selain  dari  nilai  k eff ,  tingkat  kekritisan juga  ditentukan  pada  nilai excess  reactivity . Semakin  rendah  nilai excess  reactivity maka akan  semakin  tinggi  tingkat  kekritisannya. Nilai excess  reactivity yang  dimiliki  dari pengayaan  uranium-233  sebesar  5%  hingga 8%  masing-masing  0,044%,  0,083%,  0,120% dan  0,155%.  Pengayaan  uranium-233  sebesar 5%  memiliki  nilai excess  reactivity terendah.
Sehingga  pada  sel  bahan  bakar,  ThN  dengan pengayaan  uranium-233  sebesar  5%  dapat mencapai  kritis  pada  tahun  pertama  waktu burnup .
2. Faktor Multiplikasi Tak Hingga (k inf ) Faktor  multiplikasi  tak  hingga  (k inf ) menunjukkan  kenaikan  atau  penurunan  fluks neutron,  yang    dihitung    tanpa  adanya    faktor kebocoran ke luar teras dengan mengasumsikan  ukuran  sel  bahan  bakar  tak hingga.  Gambar  5  menunjukkan  nilai  k inf 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 0 10 20 30 40 50 Fa k to r M u lt ip li k as i E fe k ti f ( k ef f) waktu burnup (tahun) 0% 1% 2% 3% 4% 5%
6% 7% 8%
terhadap waktu burnup
untuk variasi pengayaan uranium-233.
Gambar 5. Nilai Faktor Multiplikasi Tak Hingga terhadap waktu burnup untuk variasi pengayaan uranium-233
Nilai  k inf pada  pengayaan  uranium-233 sebesar  0  –  4%  cenderung  mengalami kenaikan  yang  cukup  signifikan  tetapi  belum dapat  mencapai  keadaan  kritis  pada  tahun pertama.  Sedangkan  pada  pengayaan  6% hingga 8%, nilai k inf pada tahun pertama telah mencapai 1 dan cenderung mengalami penurunan  selama  waktu burnup .  Pengayaan uranium-233  sebesar  5%  cenderung  stabil sekitar  1,01.  Nilai  ini  tentunya  lebih  besar daripada  nilai  k eff dikarenakan  dihitung  tanpa adanya kebocoran
3. Level burnup
Level burnup didefinisikan sebagai total energi  yang  dilepaskan  per  unit  massa  bahan bakar  sebagai  hasil  pembakaran  bahan  bakar Gambar 6 menunjukkan level burnup terhadap variasi  pengayaan  U-233.  Semakin  besar pengayaan U-233, semakin  kecil level burnup . Menurunnya  level burnup dapat  diartikan jumlah  bahan  bakar  yang  dibakar  untuk menghasilkan  daya  semakin  sedikit.  Dengan sedikitnya  pembakaran  bahan  bakar  maka dapat  menghemat  bahan  bakar  sehingga  dapat memperpanjang masa operasi reaktor.
Gambar 6. Level Burnup terhadap variasi pengayaan U-233
4. Integral Convertion Ratio
Integral  convertion  ratio (Integ.  C.R) menunjukkan  jumlah  perubahan  bahan  bakar fertil menjadi bahan bakar fisil. Pada penelitian ini,  Inte  C.R  menunjukkan  jumlah  perubahan Th-232  menjadi U-233.  Besarnya  nilai Inte.C.R  dapat  dilihat  pada  Gambar  7.  Pada bahan  bakar  thorium  alam  menunjukkan  nilai Integ.C.R.  yang  naik  kemudian  turun  secara signifikan.  Hal  ini  dikarenakan  thorium  alam akan  berubah  menjadi  U-233  pada  tahun pertama yang akan digunakan dalam pembakaran.  Ketika  ditambahkan  pengayaan U-233,  nilai  Integ.C.R  semakin  menurun disebabkan  karena  persentase  bahan  fertil  Th- 232 semakin menurun. Selain itu, penambahan U-233  juga  akan  membantu  pembakaran  Th- 232 pada tahun pertama. Sehingga produksi U-
233 oleh Th-232 akan cenderung stabil selama waktu burnup . 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 0 10 20 30 40 50 Fa k to r M u lt ip li k as i Ta k Hi n gga waktu burnup (tahun) 0% 1% 2% 3% 4% 5% 6% 7% 8% 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0 0 10 20 30 40 50 Le ve l B u rnu p ( 1 0 5 MWd /t on) waktu burnup (tahun) 0% 1% 2% 3% 4% 5% 6%
7%
8%
Gambar 7. Nilai Convertion Ratio terhadap variasi pengayaan U-233

## SIMPULAN
Reaktor  cepat  Gas-Cooled  fast  Reactor dengan  geometri  sel  bahan  bakar  berbentuk silinder  berbahan  bakar  thorium  nitride  telah mencapai  keadaan  kritis  pada  pengayaan uranium-233  sebesar  5%  dengan  nilai excess reactivity sebesar  0,044%  pada  fraksi  volume 65% fuel ,  10% cladding dan  25% coolant dengan level burnupnya 1,93 x 10 5 MWd/ton . Bahan bakar thorium nitride ini bisa digunakan sebagai  bahan  bakar  nuklir  untuk  pembangkit listrik  tenaga  nuklir  dengan  waktu burnup 50 tahun.

## DAFTAR PUSTAKA
1
ESDM.  Supply  Demand.  Kementrian
Energi  dan  Sumber  daya  Mineral
Republik Indonesia. 2013. 2 LEMHANNAS.  2013.  Pengembangan Teknologi  Nuklir  Guna  Pemanfaatan Energi Terbarukan dal Rangka Meningkatkan Ketahanan Energi Nasional. J. Kaji. LEMHANNAS. 11.
3 Ariani  M,  Su  ’ud  Z,  Monado  F.  2013. Desain  Reaktor  Cepat  Berpendingin Gas  600  MWth  dengan  Uranium  Alam sebagai  Input  Siklus  Bahan  Bakar.  J. Ilmu Dasar. 14 (1): 11.
4 IAEA.  Thorium  Fuel  Cycle  Potential Benefits  and  Challenges.  International Atomic Energy. 2005.
5 Kamei  T,  Hakami  S.  2011.  Evaluation of implementation of thorium fuel cycle with  LWR  and  MSR.  J.  Prog.  Nucl. Energy. 820.
6 Anggoro  YD,  Dewi  D,  Yuliyanto  AT, Prapatan M. 2013. Kajian Perkembangan  PLTN  Generasi  IV.  J. Pengemb. Energi Nukl. 15 (2): 69.
7 Trianti  N,  Su’ud  Z,  Riyana  ES.  2016. Design  Study  of  Thorium  Cycle  Based
Long  Life  Modular  Boiling  Water Reactors. Indones. J. Phys. 22 (4): 133.
8 Okumura  KT.  2007.  Comprehensive Neutronics Calculation Code System. .
9 Novalianda  S,  Ramadhan  A,  Su’ud  Z. 2020.  Perhitungan  Burnup  Desain Reaktor  GFR  berbasis  bahan  bakar Uranium  Nitride.  J.  Penelit.  Sains. 22 (2): 50.
10 Novalianda  S,  Ramadhan  A.  2020. Analysis  of  Enhance  Reliability  Gas- Cooled  Fast Reactor  (  GFR  )  Based  on Fuel Uranium Nitride ( UN ). Int. J. Sci.
Eng. Sci. 4 (8): 4. 0 2 4 6 8 10 12 14 0 10 20 30 40 50 In te gr al C on ve rt io n R at io waktu burnup (tahun) 0% 1% 2% 3% 4% 5% 6% 7% 8%