## ANALISIS INVENTORI REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL JENIS REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI
Sri Kuntjoro, Pande Made Udiyani
1 Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail: srikuncoro@batan.go.id
(Naskah diterima : 29-12-2015, Naskah direvisi: 18-01-2016, Naskah disetujui: 26-01-2016)

## ABSTRAK
ANALISIS  INVENTORI  REAKTOR  DAYA  EKSPERIMENTAL  JENIS  REAKTOR  GAS TEMPERATUR  TINGGI .  Berkaitan  dengan  rencana  Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional  (BATAN) untuk  mengoperasikan  reaktor  eksperimental  jenis  Reaktor  Gas  Temperatur  Tinggi  (RGTT), maka  diperlukan  analisis  keselamatan  terhadap  reaktor  terutama  yang  berkaitan  dengan  issue lingkungan. Analisis sebaran radionuklida dari reaktor ke lingkungan pada kondisi operasi normal atau  abnormal  diawali  dengan  estimasi  sumber  radionuklida  di  teras  reaktor  (inventori  teras) berdasarkan  pada  tipe,  daya,  dan  operasi  reaktor.  Tujuan  penelitian  adalah  melakukan  analisis inventori  teras  untuk  disain  Reaktor  Daya  Eksperimental  (RDE)  jenis  reaktor  gas  temperature tinggi  berdaya  10 MWt,  20 MWt  dan  30 MWt.  Analisis  dilakukan  menggunakan  program ORIGEN2  berbasis  pustaka  penampang  lintang  pada  temperatur  tinggi.  Perhitungan  diawali dengan  membuat  modifikasi  beberapa  parameter  pustaka  tampang  lintang  berdasarkan temperatur  rata-rata  teras  sebesar  5700  °C  dan  dilanjutkan  dengan  melakukan  perhitungan inventori  reaktor  untuk  reaktor  RDE  berdaya  10 MWt.  Parameter  utama  reaktor  RDE  10 MWt yang  digunakan  dalam  perhitungan  sama  dengan  parameter  utama  reaktor  HTR-10.  Setelah inventori  reaktor  RDE  10 MWt  diperoleh,  dilakukan  perbandingan  dengan  hasil  dari  peneliti terdahulu.  Berdasarkan  kesesuaian  hasil  yang  didapat  dilakukan  desain  untuk  reaktor  RDE 20MWEt dan 30 MWt untuk memperoleh parameter utama reaktor tersebut berupa jumlah bahan bakar  pebble  bed  di  teras  reaktor,  tinggi  dan  diameter  teras.  Berdasarkan  pareameter  utama teras dilakukan perhitungan inventori teras RDE 20 MWt dan 30 MWt dengan metode yang sama dengan  metode  perhitungan  pada  RDE  10 MWt.  Hasil  yang  diperoleh  adalah  inventori  terbesar untuk  reaktor  RDE  10 MWt,  20 MWt  dan  30 MWt  secara  berurutan  untuk  kelompok  Kr  adalah sekitar  1,00E+15 Bq,  1,20E+16 Bq,  1,70E+16 Bq  untuk  kelompok  I  sebesar  6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq,  1,60E+17 Bq  dan  untuk  kelompok  Cs  sebesar  2,20E+16 Bq,  2,40E+16 Bq  dan 2,60E+16 Bq.  Inventori  teras  selanjutnya  akan  digunakan  untuk  menghitung  suku  sumber  dari reaktor  yang  akan  digunakan  sebagai  dasar  untuk  perhitungan  sebaran  radionuklida  ke lingkungan.
Kata kunci: Inventori, RDE, daya 10 MWt, daya 20 MWt, daya 30 MWt.

## ABSTRACT
THE  ANALYSIS  FOR  INVENTORY  OF  EXPERIMENTAL  REACTOR  HIGH  TEMPERATURE GAS REACTOR TYPE. Relating to the plan of the National Nuclear Energy Agency (BATAN) to operate an experimental reactor of High Temperature Gas Reactors type (RGTT), it is necessary to  reactor  safety  analysis,  especially  with  regard  to  environmental  issues.  Analysis  of  the distribution of radionuclides from the reactor into the environment in normal or abnormal operating conditions starting with the estimated reactor inventory based on the type,  power, and operation of  the  reactor.  The  purpose  of  research  is  to  analyze  inventory  terrace  for  Experimental  Power Reactor  design  (RDE)  high  temperature  gas  reactor  type  power  10 MWt,  20 MWt  and  30 MWt. Analyses  were  performed  using  ORIGEN2  computer  code  with  high  temperatures  cross-section library.  Calculation  begins  with  making  modifications  to  some  parameter  of  cross-section  library based  on  the  core  average  temperature  of  570  °C  and  continued  with  calculations  of  reactor inventory  due  to  RDE  10 MWt  reactor  power.  The  main  parameters  of  the  reactor  10 MWt  RDE used in the calculation of the main parameters of the reactor similar to the HTR-10 reactor. After the  reactor  inventory  10 MWt  RDE  obtained,  a  comparison  with  the  results  of  previous researchers.  Based  upon  the  suitability  of  the  results,  it  make  the  design  for  the  reactor  RDE 20MWEt  and  30 MWt  to  obtain  the  main  parameters  of the  reactor  in  the  form  of the  amount  of fuel  in  the  pebble  bed  reactor  core,  height  and  diameter  of  the  terrace.  Based  on  the  main parameter  or  reactor  obtained  perform  of  calculation  to  get  reactor  inventory  for  RDE  20 MWT and 30 MWT with the same methods as the method of the RDE 10 MWt calculation . The results obtained are the largest inventory of reactor RDE 10 MWt, 20 MWt and 30 MWt sequentially are to  Kr  group  are  about  1,00E+15 Bq,  1,20E+16 Bq,  1,70E+16 Bq,  for  group  I  are  6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq, 1,60E+17 Bq and for groups Cs are 2,20E+16 Bq, 2,40E+16 2,60E+16 Bq. Reactor inventory will then be used to calculate the reactor sourceterm and it will be used as the basis for calculating the distribution of radionuclides into the environment.
Keywords: Inventory, RDE, 10 MWt power, 20 MWt power, 30 MWt power.

## PENDAHULUAN
Badan  Tenaga  Nuklir  Nasional (BATAN)  berencana  membangun  reaktor daya  eksperimental  (RDE)  untuk  dapat melakukan eksperimen terkait dengan temperatur  tinggi  dan  pemenuhan  sebagian energi  listrik  untuk  lingkungan  kawasan PUSPIPTEK. Sehubungan dengan hal tersebut  maka  dipilih  reaktor  yang  memiliki daya berkisar antara 10 MWt hingga 30 MWt bertipe  reaktor  gas  temperatur  tinggi  ( High Temperatur  Gas  Reaktor/HTGR ).  Reaktor tersebut  akan  dibangun  di  sebuah  kawasan Puspiptek  Serpong  yang  berada  di  Desa Setu,  Kota  Tangerang  Selatan.  Untuk membangun  reaktor  tersebut  diperlukan berbagai  izin  dari  instansi  Kementrian Lingkungan  Hidup  dan  Kehutanan  (KLHK) dan  Badan  Pengawas  Tenaga  Nuklir (BAPETEN)  antara  lain  izin  Lingkungan, Analisis  Dampak  Lingkungan  (ANDAL), Program  Evaluasi  Tapak  (PET),  izin  Tapak, Izin  Konstruksi,  izin  Komisioning dan program  dekomisioning.  Untuk  memenuhi izin  tersebut  dibuat  dokumen-dokumen,  dan di  dalam  dokumen  tersebut  terdapat  bab yang berisi tentang kajian dispersi radionuklida  ke  lingkungan  disekitar  reaktor pada  kondisi  reaktor  beroperasi  normal maupun  abnormal.  Untuk  melakukan  kajian tersebut  diperlukan data  utama yaitu sourceterm reaktor. Sourceterm yang diperlukan  adalah  untuk  kondisi  reaktor beroperasi  normal  serta  reaktor  kondisi abnormal  yaitu  pada  kondisi  kecelakaan desain  dasar  ( Design  Basic  Accident /DBA) serta  kecelakaan  diluar  desain  dasar ( Beyond  Design  Basic  Accident /DBDA).
Sourceterm dapat  dihitung  bila  inventori reaktor  dapat  ditentukan,  oleh  karenanya analisis untuk mementukan inventori reaktor pada  kondisi  teras  setimbang  ( equilibrium core ) sangat penting untuk dilakukan.
Penentuan  inventori  reaktor  untuk reaktor  HTGR  cukup  sulit,  karena  saat  ini tidak  ada  reaktor  berjenis  HTGR  yang beroperasi secara komersiil, sehingga terlampau  sedikit  data  kajian  atau  pustaka
yang  merepresentasikan.  Berbeda  dengan reaktor  jenis  air  ringan  ( Light  Water Reaktor/LWR )  penentuan  inventori  reaktor telah  banyak  dibahas  oleh  para  peneliti seperti  ditunjukkan  pada  data  pustaka [1] . Berbagai  program  komputer  juga  telah dibuat  dan  digunakan  untuk  berbagai  tipe reaktor.  Pada Pressurized  Water  Reaktor (PWR)  dilakukan  perhitungan  inventori reaktor  menggunakan  kombinasi  perhitu- ngan  sel  dan  deplesi  radionuklida  (WIMS dan  ORIGEN]  menggunakan  perhitungan teras  reaktor [2] ,  juga  kombinasi  program deplesi  radionuklida  (ORIGEN2)  dengan program  transport  produk  fissi  (ASTAC) [3] , serta  kombinasi  program  MCODE  dan MOCUP  sebagai  kopling  untuk  program MCNP –ORIGEN [4] . Selanjutnya,
untuk melakukan perhitungan inventori dan sourceterm di  reaktor  air  mendidih  ( Boiling Water Reaktor/BWR ) Yamamoto telah menggunakan program kopling MPV- BURN [5] dan  program  SRAC [6] .  Selain  itu untuk  reaktor  jenis  air  berat  ( Pressuried Heavy  Water  Reaktor/PHWR )  untuk  perhi- tungan  yang  sama  menggunakan  program WIMSD4 [7] ,  kombinasi  program  ORIGEN- ARP  dengan  program  SCALE  5 [8] serta kombinasi program ORIGEN dengan program MCNP [9] .
Reaktor  Daya  Eksperimental  yang akan  dibangun  di  kawasan  Puspiptek Serpong-Tangerang Selatan merupakan reaktor  jenis  temperatur  tinggi  berpendingin gas (reaktor HTGR). Beberapa peneliti telah melakukan  penelitian  untuk  reaktor  HTGR, antara  lain  tentang  teras  reaktor  HTGR merujuk  pada  pustaka [10,11,12,13, 14,15,16 ] ,  juga pene-litian tentang bahan bakar TRISO oleh peneliti sesuai pustaka [17,18,19] . Penelitian lain juga  melakukan  penelitian  tentang  kesela- matan  reaktor  HTGR  yaitu  Zuhair  dan kawan-kawan  mengenai  efek  kecelakaan water  ingress  pada  reaktor  HTGR  sesuai pustaka [20] .  Selain  dari  pada  itu,  telah dilakukan  perhitungan  inventori  reaktor HTR-10  oleh  Yuanzhong  L [21] dan  Jeong H [22] .  Yuanzhong  L  melakukan  perhitungan
menggunakan  program  ORIGEN2  dengan mengasumsikan  teras  reaktor  terdiri  dari  5 buah  kanal  pendingin  (arah  radial)  serta beberapa  titik  arah  axial.  Untuk  data pendingin digunakan data kanal ke 3 dimana temperatur  pendingin  sebesar  587,9  °C. Temperatur  ini  digunakan  sebagai  tempe- ratur  untuk  mengge-nerasi  tampang  lintang material yang selanjutnya digunakan sebagai  data  pustaka  untuk  ORIGEN2. Sedangkan Jeong H melakukan perhitungan dengan  cara  menentukan  teras  setimbang menggunakan program kopling dari program MCNP-MONTEBURNS-ORIGEN yang disebut  perhitungan  fraksi  bakar  Monte Carlo  ( Monte  Carlo  Burnup  Calculation ), dimana  perhi-tungan  pertama  kali  dilakukan menggu-nakan program MCNP untuk mendapatkan fluks  neutron dan  tampang lintang  material,  dan  kedua  hasil  tersebut diambil dan diumpan ke program ORIGEN2. Oleh ORIGEN2 dilakukan perhitungan fraksi bakar  material  sebagai  fungsi  waktu  dan hasil  tersebut  diambil  oleh  MONTEBURNS untuk  diumpankan  ke  MCNP  dan  diperun- tukkan  guna  memperbarui  data  material yang digunakan dan hasil akhir yang didapat adalah inventori dari reaktor.
Pada  makalah  ini  disajikan  analisis inventori  reaktor  RDE  berdaya  10 MWt hingga  30 MWt  dengan  tipe  reaktor  HTGR berbahan  bakar  Pebble  Bed.  Analisis  yang pertama  adalah  melakukan  perhitungan inventori  reaktor  RDE  10 MWt  berdasarkan reaktor  HTR-10  yang  memiliki  daya  similar sebesar  10 MWt.  Perhitungan  inventori  di teras  reaktor  dilakukan  dengan  menggu- nakan  program  ORIGEN2.  Dipilih  program ORIGEN2,  karena  program  tersebut  dapat mensimulasikan  deplesi  radionuklida  hasil dari  reaksi  fissi  pada  bahan  bakar  reaktor. Untuk penggunaan program ORIGEN2 pada reaktor  temperature  tinggi  terlebih  dahulu dilakukan  generasi  tampang  lintang  untuk pustaka  tampang  lintang  pada  kondisi temperature  tinggi.  Asumsi  temperatur  yang digunakan adalah temperatur rata-rata reaktor yaitu 475 °C dikalikan dengan Fraksi
Puncak  Daya  sebesar  1,20  yaitu  sebesar 570 °C. Harga Faktor Puncak Daya sebesar 1,20  berdasarkan  perhitungan benchmark HTR-10  merujuk  pada  pustaka [23] .  Pada perhitungan  inventori  teras  RDE  10 MWt teras  dibagi  dalam  arah axial berdasarkan fraksi bakar dengan perbedaan tingkat fraksi bakar  sebesar  10.000   MWD/MTH,  dengan bahan  bakar  baru  berada  di  bagian  paling atas teras dan fraksi bakar terendah berada di  bagian  terbawah  teras.  Iradiasi  bahan bakar  untuk  mencapai  fraksi  bakar  tertentu dilakukan  untuk  seluruh  bahan  bakar  di teras reaktor dengan daya sebesar 10 MWt. Bahan  bakar  yang  berada  di  teras  reaktor berjumlah  27.000  bahan  bakar  Pebble  bed, dengan  pengkayaan  uranium  17%,  Fraksi bakar  maksimum  80.000 MWD/MTH  dan setiap  pebble  terdiri  dari  5 gUO 2 .  Setelah diperoleh  inventori  radionu-klida  di  teras reaktor  kemudian  dilakukan  perhitungan untuk menentukan fraksi lepasan radionuklida  dari  teras  reaktor  ke  pendingin dengsn  menggunakan  program  komputer PANAMA [24] .  Program  komputer  PANAMA memodelkan  bahan  bakar  TRISO  dengan lapisan  SiC.  Model  yang  disimu-lasikan adalah  ternyadinya  tekanan  gas  internal karena  terbentuknya  gas  Oksigen  pada lapisan  SiC  yang  menyebabkan  penurunan kekuatan  lapisan  SiC  sebagai  akibat  dari proses  iradiasi  pada  bahan  bakar  tersebut. Akibat  penurunan  kekuatan  pada  lapisan bahan  bakar  TRISO  suatu  saat  akan mengakibatkan  terdiffusinya  radionuklida menerobos  lapisan  SiC  keluar  ke  sistem pendingin.  Berdasarkan  rangkaian  perhitu- ngan  tersebut  dilakukan  perhitungan  untuk menentukan inventori radionuklida di reaktor RDE berdaya 20 MWt dan 30 MWt. Langkah yang dilakukan similar dengan langkah pada perhitungan reakotor RDE 10 MWt.
Perhitungan inventori radionuklida dilakukan  menggunakan  program  deplesi radionuklida  berdasarkan  rumusan  sebagai berikut [25] :
(Sri Kuntjoro, Pande Made Udiyani)
.................................................................. (1)
dengan;
X i = densitas atom untuk nuklida i N = jumlah radionuklida
λ i = konstanta peluruhan radionuklida
Iij =.fraksi  disintegrasi  radionuklida  untuk nuklida lain dimulai dari unsur i ϕ = fluks neutron
f ik =  fraksi  absorbsi  neutron  oleh  nuklida lain, dimulai dari unsur i σ k = tampang lintang absorbsi neutron dari nuklida k
r i = laju kehilangan nuklida i dari sistem
F i = laju pembentukan nuklida i sedangkan fluence neutron  dihitung  dengan rumusan sebagai berikut;
........……………….….(2) Dengan:
Φ   = fluks neutron (n/cm 2 .detik)
t = waktu (jam)
dan  fluks  neutron  dihitung  berdasarkan persamaan (3) sebagai berikut;
...................................…(3)
R i = 1,29927 x 10 -3 (Z 2 A 0,5 ) + 33,12............(4)
Dengan:
ϕ = fluks neutron, (n/cm 2 .s)
P = daya reaktor, (Mw)
= jumlah nuklida hasil fisi i dalam bahan bakar, (gr atom)
= tampang lintang mikroskopik fisi untuk nuklida i (cm -1 ) = energi yang dibangkitkan kembali perfisi untuk nuklida ke i, (MeV/fisi)
Z = nomor atom
A = nomor massa
selanjutnya  untuk  menentukan  daya  untuk iradiasi bahan bakar untuk program ORIGEN2  memakai  rumusan  seperti  tertera pada persamaan (5); diganti
..….............................................................(5)
Sedangkan  wanktu  iradiasi  dalam  hari ( D/days )  dihitung  berdasarkan  persamaan (6):
.…............................................................. (6) Untuk  Fraksi  Volume  teras  menggunakan rumusan sesuai persamaan (7);
F Vol.BB = Volume Bahan Bakar/Volume......(7)
Perhitungan  untuk  mendapatkan fraksi  lepasan  dari  bahan  bakar  ke  sistem pendingin  dilakukan  setelah  inventori  bahan bakar di teras reaktor diperoleh. Perhitungan dilakukan menggunakan program PANAMA. Program  PANAMA  mengasumsikan  fraksi lepasan  bahan  bakar  terjadi  karena  tiga  hal yaitu  adanya  kegagalan  dalam  fabrikasi bahan  bakar  (ϕ 0 ),  karena  proses  irradiasi menghasilkan tekanan gas karena terbentuknya  Oksigen  didalam  lapisan  SiC (Pressure  Vessel  Model  (ϕ 1 ))  dan  karena proses dekomposisi (ϕ 2 ).
.
…............................................................. (9).
Pada  kondisi  operasi  dianggap bahan  bakar  semua  baik,  sehingga  fraksi lepasan  yang  berasal  dari  kegagalan fabrikasi  tidak  ada  yaitu ϕ 0 =  0  dan  pada kondisi operasi normal juga tidak
memperhitungkan terjadinya
proses dekomposisi  yaitu  ϕ 2 =  0.  Dengan  demikian yang  dihitung  adalah  adanya  tekanan  pada lapisan  SiC  dan  dimodelkan  menggunakan persamaan (10) sebagai berikut:
...............(10)
Dengan:
t = waktu iradiasi
T = temperatur saat iradiasi
σ 0 = tensil strength dari S i C di akhir iradiasi (Pa) σ 1 = stress yang terjadi di lapisan SiC karena terbentuknya gas Oxigen (Pa) dan :
)................................(11)
Dengan:
r = rata-rata radius dari lapisa S i C (m) p = tekanan gas fisi pada partikel (Pa) d 0 = radius awal dari lapisan S i C (m)
v = laju korosi fungsi temperatur T (m/s)
t = waktu iradiasi (s)
sedangkan σ 0 adalah:
...................................(12) Dengan: ᴦ = fluence neutron cepat (10 25 m -2 ) ᴦ s = keterkaitan dengan temperatur iradiasi (s)

## METODOLOGI
Metoda  yang  digunakan  dalam penelitian  ini  adalah  metode  simulasi perhitungan  menggunakan  program  kom- puter  ORIGEN2.  Langkah  awal  adalah menentukan  inventori  reaktor  RDE  berdaya 10 MWt.  Sebagai  pustaka  adalah  reaktor HTR-10  yang  memiliki  daya  sama  dengan RDE  10 MWt.  Adapun  spesifikasi  dari  HTR- 10  yang  digunakan  sebagai  pustaka  dapat dilihat pada Tabel 1.
Tabel 1. Parameter disain dari HTR-10
No. Parameter Harga 1 Daya termal reaktor (MW) 10 2 Tekanan pendingin Helium (MPa) 3.0 3 Diameter teras (cm) 180 4 Tinggi teras (cm) 197 5 Tipe bahan bakar UO 2 6 Jenis bahan bakar Pebble 7 Jumlah heavy metal tiap Pebble (gram) 5 8 Jumlah TRISO setiap pebble 8335 9 Pengkayaan pada bahan bakar segar (%) 17 10 Jumlah pebble kondisi teras equilibrium 27000
Asumsi  yang  diambil  pada  penelitian ini  adalah  teras  reaktor  dalam  kondisi equilibrium  terdiri  dari  lapisan  bahan  bakar dimana  setiap  lapisan  bahan  bakar  berisi bahan bakar dengan burnup sebesar 10.000 MWD/THM.  Lapisan  bahan  bakar  di  teras merupakan  bahan  bakar  dengan  komposisi
lapisan  teratas  berupa  bahan  bakar  segar dan  lapisan  terbawah  merupakan  bahan bakar dengan fraksi bakar ( burnup ) terbesar yaitu  sebesar  70.000   MWD/THM.  Bahan bakar  yang  diiradiasi  sebanyak  sebanyak 135.000  g  dengan  daya  10 MWt  hingga mencapai  fraksi  bakar  maksimum  sebesar 80.000  MWD/MTH.
Berdasarkan  dari  data  tersebut  diatas kemudian  dilakukan  perhitungan  untuk menentukan  inventori  di  teras  reaktor menggunakan  program  ORIGEN2.  Input yang  diperlukan  untuk  program  ORIGEN2 antara lain berupa massa 235 U yang dihitung menggunakan  persamaan  (8).  Sebelum program dijalankan, disiapkan terlebih
dahulu  data  pustaka  tampang  lintang  untuk ORIGEN2 dengan temperatur sesuai dengan  temperatur  pendingin.  Temperatur yang digunakan sebagai temperatur pustaka tampang lintang adalah temperatur rata-rata input  (250  °C)  dan  output  (700  °C)  dari sistim  pendingin  primer  dikalikan  dengan faktor daya teras sebesar 1,20 dan diperoleh harga sebesar 570 °C. Setelah input lengkap dilakukan perhitungan untuk mendapatkan  aktivitas  inventori  dari  reaktor
RDE 10 MWt. Hasil yang diperoleh dibandingkan  dengan  hasil  dari  penelitian terdahulu [18] .  Penelitian  dilanjutkan  untuk mendapatkan  inventori  untuk  reaktor  RDE 20 MWt dan 30 MWt.
Untuk  mendapatkan  inventori  teras reaktor  RDE 20 MWt  dan  30 MWt  dilakukan terlebih  dahulu  perhitungan  untuk  mempe- roleh jumlah bahan bakar yang digunakan di teras  reaktor.  Asumsi  yang  diambil  adalah perbandingan  perbandingan  volume  bahan bakar  dan  volume  teras  sebesar  0,61  untuk daya  20 MWt  dan  daya  30 MWT.  Juga ditetapkan  kerapatan  daya  untuk  reaktor RDE  20 MWt  dan  30 MWt  masing-masing sebesar  2,15  dan  2,35.  Setelah  komposisi bahan  bakar  di  teras  reaktor  diperoleh, dilakukan  perhitungan  inventori  reaktor dengan cara yang sama dengan menentuka inventori untuk reaktor berdaya 10 MWt.
Perhitungan  menentukan  lepasan radionuklida  dari  bahan  bakar  ke  sistem pendingin  dilakukan  menggunakan  program PANAMA. Sebagai masukan adalah sejarah iradiasi  bahan  bakar,  tipe  bahan  bakar kernel ,  radius  setiap  lapisan  bahan  bakar pebble ,  serta  fluence  neutron  cepat  dengan energy  lebih  besar  dari  0,10  MeV  dalam orde  10 25 n/m 2 . Fluence  neutron diperoleh dari keluaran program ORIGEN2. Hasil yang diperoleh  adalah  fraksi  radionuklida  yang lepas dari bahan bakar ke sistem pendingin.
Fraksi  bahan  bakar  selanjutnya  digunakan sebagai  fraksi  sehingga  diperoleh  inventori bahan  bakar  yang  ada  di  sistem  pendingin reaktor.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Perhitungan  inventori  reaktor  untuk daya 10 MWt dilakukan menggunakan program  ORIGEN2.  Hasil  yang  diperoleh adalah  jumlah  aktivitas  radionuklida  dalam satuan Bq  dan  dapat  dilihat  pada  Tabel  2 dan Gambar 1.
Tabel 2. Perbandingan hasil perhitungan inventori radionuklida dari reaktor RDE 10 MWt (HTR-10)
Radionuklida Kuntjoro Yuanzhong L Radionuklida Kuntjoro Yuanzhong L dkk dkk dkk dkk H-3 6.27E+12 3.81E+12 Xe-131m 1.49E+14 1.07E+14 Kr-83m 1.77E+15 1.41E+15 Xe-133 3.00E+16 2.05E+16 Kr-85 1.04E+14 8.75E+13 Xe-133m 9.35E+14 5.90E+14 Kr-85m 3.85E+15 3.59E+15 Xe-135 1.46E+16 7.94E+15 Kr-87 7.39E+15 7.12E+15 Xe-135m 5.94E+15 2.64E+15 Kr-88 1.04E+16 1.03E+16 Cs-134 1.51E+15 3.11E+14 I-131 1.45E+16 9.77E+15 Cs-137 1.20E+15 6.92E+14 I-132 1.93E+16 1.46E+16 Rb-88 1.06E+16 1.03E+16 I-133 2.99E+16 2.11E+16 Sr-89 1.33E+16 1.30E+16 I-134 3.02E+16 2.47E+16 Sr-90 8.06E+14 5.34E+14 I-135 2.80E+16 1.70E+16 Ag-110 4.20E+12 2.16E+12 Gambar 1. Perbandingan hasil perhitungan inventori radionuklida dari reaktor RDE 10 MWt (HTR-10)
Dari  Tabel  1  dan  Gambar  1  terlihat aktivitas  tertinggi  untuk  kelompok  krypton berasal dari nuklida Kr-88 sebesar 1.04E16 Bq,  untuk  kelompok  xenon  adalah
nuklida  Xe-133  sebesar  3.00E17 Bq,  untuk kelompok  iodine  adalah  nuklida  I-134 sebesar  3.02E16 Bq  dan  untuk  kelompok stronsium  adalah  nuklida  Sr-89  sebesar 1.33E16 Bq,  dan  untuk  kelompok  Cesium adalah nuklida Cs-134 sebesar 1.51E15 Bq. Dari  perbandingan  hasil  yang  diperoleh dibandingkan  dengan  hasil  yang  diperoleh dari  peneliti  terdahulu  terdapat  kesamaan kecenderungan  untuk  inventori  reaktor. Terdapat  kesamaan  hasil  dengn  penelitian yang dilakukan oleh Yuanzhong L [18] . Selain  inventori  radionuklida  untuk teras  RDE  10 MWt,  juga  diperoleh  aktivitas radionuklida  sebagai  fungsi  burnup,  hasil tersebut  dapat  dilihat  pada  Gambar  2, Gambar 3 dan Gambar 4.
Gambar 2. Aktivitas kelompok radionuklida
Kr (Bq) fungsi fraksi bakar
(GWD/MTH)
Gambar 3. Aktivitas kelompok radionuklida iodine ( Bq) fungsi fraksi bakar (GWD/MTH)
Gambar 4. Aktivitas kelompok radionuklida xenon (Bq) fungsi fraksi bakar (GWD/MTH)
Gambar 5. Aktivitas kelompok radionuklida cesium ( Bq) fungsi fraksi bakar WD/MTH)
Gambar  2,  3,  4  dan  Gambar  5
terlihat aktivitas nuklida untuk setiap kelompok  radionuklida  akan  bertambah nilainya sebagai fungsi dari fraksi bakar. Hal ini karena noklida-nuklida
tersebut merupakan  hasil  fissi  dari  uranium,  oleh karenanya  selama  terjadi  reaksi  fisi  nuklida –nuklida  tersebut  akan  terbentuk  dan bertambah  jumlahnya  dengan  bertambah- nya  waktu.  Dari  gambar-gambar  tersebut terlihat  terdapat  nuklida  yang  memiliki aktivitas terbesar yaitu Kr-88 untuk
kelompok  kromium,  I-134  untuk  kelompok iodine,  Xe-133  untuk  kelompok  xenon  dan Cs-137  untuk  kelompok  cesium.  Keempat nuklida  tersebut  memiliki  nilai  tertinggi karena memiliki aktivitas setiap MWt terbesar  pada  kelompoknya  yaitu  untuk  Kr- 88 sebesar 20,50 Kci/ MWt, Xe-133 sebesar 55,8 KCi/ MWt, I-134 sebesar 55,6 KCi/ MWt serta Cs-137 sebesar 1,16 Kci/ MWt.
Hasil  perhitungan  tersebut  terdapat kesesuaian dengan penelitian
yang
dihasilkan  oleh  peneliti  terdahulu,  dengan demikian  dapat  disimpulkan  metode  yang digunakan  sudah  benar.  Berdasarkan  hasil tersebut  maka  metode  perhitungan  yang digunakan  juga  dapat  digunakan  untuk menentukan  inventori  radionuklida  untuk reaktor  20 MWt  dan  30 MWt.  Perhitungan selanjutnya  adalah  untuk  mendapatkan inventori  untuk  reaktor  RDE  20 MWt  dan 30 MWt. Langkah pertama adalah mendisain  parameter  reaktor  20 MWt  dan 30 MWt  berdasarkan  data  disain  parameter reaktor  RDE  10 MWt.  Parameter  utama yang  dihitung  adalah  jumlah  bahan  bakar pebble untuk  reaktor  berdaya  20 MWt  dan 30MW  berdasarkan  persamaan  (7)  dan persamaan (8), yaitu dengan meng- asumsikan  rapat  daya  untuk  Reaktor berdaya  20 MWt  dan  30 MWt  sebesar  2,15 dan  2,35  dan  Fraksi  volume  bahan  bakar sebesar  0,61.  Parameter  yang  diperoleh untuk  reaktor  RDE  20 MWt  dan  RDE 30 MWt  dibandingkan  dengan  reaktor  RDE 10 MWt dapat dilihat pada Tabel 3.
Tabel 3. Perbandingan disain parameter reaktor RDE 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt
Berdasarkan  Tabel  3  dapat  dilihat, jumlah  bahan  bakar  dan  daya  reaktor  untuk mengiradiasi bahan bakar pada perhitungan inventori  menggunakan  program  ORIGEN2 untuk  daya  10 MWt  dan  20 MWt  berturutan adalah  50.000 pebble dan  69.000 pebble serta  daya  untuk  iradiasi  bahan  bakar sebesar  20 MWt  dan  30 MWt.  Selanjutnya dilakukan  perhitungan  untuk  menentukan inventori  reaktor  dengan  langkah  seperti pada  perhitungan  inventori  untuk  reaktor 10 MWt.  Inventori  reaktor  yang  diperoleh dibandingkan dengan inventori reaktor 10 MWt dapat dilihat pada Gambar 5.
Gambar . 5. . Perbandingan  aktivitas  radionu- klida inventori reaktor RDE 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt
Berdasarkan  Gambar  5  terlihat bahwa  aktivitas  radionuklida  di  teras  paling besar  terdapat  pada  teras  reaktor  30 MWt dan  mengecil  dengan  berkurangnya  daya reaktor.  Terdapat  kecenderungan  aktivitas radionuklida yang  sama  untuk  ketiga reaktor.  Aktivitas  radionuklida  bertambah
sesuai  dengan  penambahan  jumlah  bahan bakar  di  teras  reaktor.  Aktivitas  radionuklida tertinggi  berorde  10 17 Bq,  harga  ini  cukup kecil  karena  akan  memberikan  nilai  dosis untuk lingkungan yang kecil.
Setelah  inventori  radionuklida  di teras  reaktor  diperoleh  kemudian  dilakukan perhitungan untuk mendapatkan fraksi lepasan  dari  bahan  bakar  ke  sistem pendingin menggunakan program PANAMA. Sebagai  masukan  utama  adalah Fluence neutron  cepat yang digunakan untuk menghitung  fraksi  lepasan  radionuklida. Fluence  neutron  diperoleh  dari  perhitungan neutronik  untuk  energy  neutron  cepat sebesar  3,50  MeV.  Fluence  neutron  cepat untuk  daya  reaktor  10 MWt,  20 MWt  dan 30 MWt dapat dilihat pada Tabel 4.
Tabel 4. Fluence neutron cepat energi 3,50 Mev untuk RDE berdaya 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt
Tabel  4  memperlihatkan  bahwa fluence  neutron cepat  bertambah  besar sebanding  dengan  kenaikan  daya  reaktor. Hal  ini  disebabkan  karena  jumlah  bahan bakar  bertambah  besar  sesuai  dengan bertambahnya daya reaktor, sehingga neutron  hasil  fissi  juga  bertambah  besar sesuai  dengan  kenaikan  daya  reaktor tersebut.  Selanjutnya  dengan  memasukkan fluence  neutron  cepat  sebagai  input  pada PANAMA code diperoleh hasil fraksi lepasan radionuklida terlihat pada Tabel 5.
Tabel 5. Fraksi lepasan radionuklida untuk RDE 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt
Tabel  5  memperlihatkan  bahwa  fraksi lepasan  radionuklida  dari  bahan  bakar  ke
sistem  pendingin  sangat  kecil,  hal  ini disebabkan  karena fluence  neutron <  10 25 n/m 2 ,  sehingga  kebolehjadian  keluarnya radionu-klida  dari  bahan  bakar  sangat  kecil dan untuk  setiap  radionuklida  memiliki kebolehjadian  lepas  yang  sama. Bertambah besar  sesuai  dengan  kenaikkan  daya reaktor. Berdasarkan fraksi lepasan radionuklida  dari  bahan  bakar  ke  sistim
pendingin,  maka  dapat  ditentukan  aktivitas radionuklida  yang  terdapat  di  dalam  sistem pendingin  dengan  cara  mengalikan  aktivitas inventori radionuklida  di teras dengan harga fraksi  lepasan  sebesar  yang  tertera  pada Tabel  5.  Inventori  reaktor  RDE  10 MWt, 20 MWt  dan  30 MWt  di  teras  reaktor  dan  di sistem  pendingin  dapat  dilihat  pada  Tabel  6 dan Tabel 7.
Tabel 6. Inventori di teras reaktor RDE berdaya 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt
Tabel 7. Inventori di sistem pendingin reaktor RDE berdaya 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt

## SIMPULAN
Pelapisan  Inventori  reaktor  untuk reaktor  RDE  berdaya  10 MWt  telah  dipe- roleh.  Berdasarkan  reaktor  RDE  10 MWt telah  diperoleh  parameter  disain  untuk reaktor  RDE  berdaya  20 MWt  dan  30 MWt. Parameter  utama  antara  lain  jumlah  bahan bakar  yaitu  sebanyak  50.000  dan  69.000 bahan  bakar Pebble UO 2 dengan  pengka- yaan  uranium  sebesar  17%,  diameter  teras
sebesar  200  cm  dan  220  cm  serta  tinggi masing-masing adalah 231 cm dan 264 cm. Berdasarkan parameter teras tersebut dapat ditentukan  pula  inventori  reaktor  untuk reaktor  RDE  berdaya  20 MWt  dan  30 MWt. Selain  itu  juga  diperoleh  fraksi  lepasan radionuklida  dari  bahan  bakar  ke  sistim pendingin  terbesar  untuk  daya  10 MWt, 20 MWt  dan  30 MWt  secara  berururan sebesar  4.59E-07,  5.14E-07  dan  2,59E-05. Dengan diperolehnya fraksi lepasan
tersebut,  maka  dapat  diperoleh  aktivitas radio-nuklida  yang  berada  di  dalam  sistem pendingin, dengan cara mengalikan aktivitas inventori  di  teras  reaktor  dengan  harga 4.59E-07  untuk  daya  10 MWt,  5.14E-07 untuk  daya  20 MWt  dan  2,59E-05  untuk daya 30 MWt. Aktivitas inventori sangat kecil dibandingkan  dengan  inventori  reaktor  daya yang  telah  diteliti [1] dalam  orde  10 18 Bq, dimana  untuk  aktivitas  radionuklida  dalam orde  tersebut  memberikan  nilai  dosis  lebih kecil  dari  batas  dosis  diijinkan  berada dilingkungan sesuai dengan ketentuan badan pengawas yaitu 5 mSv/tahun.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  SEMBIRING T, (2014), Kerangka Pustaka  Kerja  Dokumen  Teknis  Kese- lamatan  Reaktor  Daya  Eksperimental, BATAN.
[2]  Udiyani PM. (2011), Karakterisasi Radio-Nuklida  Pada  Tiap  Sub-sistem Keselamatan  Reaktor  Daya  Berbahan Bakar  MOX,  TRI  DASA  MEGA,  Jurnal Teknologi  Reaktor  Nuklir;  13(2):116- 119.
[3]  Rahgoshay  M.,  Tilehnoee  MH.,  (2013), Calculating  the  Inventory  of  Heavy Metals  in  The  Fuel  Assemblies  of VVER-1000  During  the  First  Cycle, Elsevier ,  Annals  of  Nuclear  Energy,
3;58:33-35.
[4]  Ahmad S-I., Ahmad N., (2006), Burnup- Dependent  Core  Neutronics  Analysis and Calculation Of Actinide and Fission
Product  Inventories  in  Discharged  Fuel of  a  Material  Test  Research  Reaktor , Elsevier, Progress in Nuclear Energy;48:599-616.
[5]  El  Bakkari  B.,  at  all.  (2009), Develop- ment  of  an  MCNP-Tally  Based  Burnup Code  and  Validation  Through  PWR Benchmark  Exercises,  Elsevier,  Annals of Nuclear Energy , 2009;36:626 –633.
[6]  Yamamoto  T.,  Yamamoto  M.,  (2008), Analysis  of  Rod-by-Rod  FP  Inventory, ( 2008), Distributions in BWR 8 x 8 UO 2
Assemblies Using
Lattice Physics
Method ,  Journal  of  Nuclear  Science and Technolgy, 45(1): 25 –35.
[7]  Amar  H., Su’ud  Z.,  dan  Pasek  AD.
(2011), Source  Term  Analysis  of  Long- Life  620 MWt  BWR  During  Loss  of Coolant  Accident  (LOCA) ,  Indonesian Journal of Physics, 2011; 22(1).
[8]  Yasin  Z.,  Iqbal  J.,  Shahzad  MI.  (2011), Comparison  of  Radionuclide’s  Inven- tories  and  Activities  with  Slightly Enriched  Uranium  and  Plutonium  Fuel in  CANDU  Reaktors ,  World  Journal  of Nuclear Science and Technology; 1:31- 36.
[9]  Pavelescu., Octavian A., CANDU ( 2011),
Radiotoxicity
Inventories
Estima-tion:  A  Calculated  Experiment Cross-Check  for  Data  Verification  and Validation ,  World  Journal  of  Nuclear Science and Technology;1:31-36.
[10]  Noh  K.,  Chang.  dan  Hah  J.  (2015), Radiation  Source  Term  Analysis  for Wolsong  Unit  1  Using  MCNP/ORIGEN , International Journal of Recent
Development in Engineering and Technology  ISSN  Online;  4(2):2347- 6435
[11]  Setiadipura  T.,  Irwanto  D.,  Zuhair, (2015), Preliminary Neutronic Design of High  Burnup  OTTOCycle  Pebble  Bed Reactor ,  Jurnal  Atom  Indonesia;  41(1):
7-15.
[12]  Zuhair,  Suwoto,  Irianto  D.  Ing.  (2010), Pemodelan Teras Untuk Analisis
Perhitungan Konstanta Multiplikasi Reaktor  HTR-PROTEUS,  Jurnal  TRI DASA MEGA; 12(2): 91-102.
[13]  Suwoto, Zuhair, (2015), Analisis Sensitivitas  Ketebalan  Reflektor  Grafit Teras RGTT200K Menggunakan perhitungan Monte Carlo, Jurnal Pengembangan  Energi  Nuklir;  16(2): 73-83.
[14]  Zuhair,  Suwoto,  Irianto  D.  Ing.  (2010), Studi Optimasi Moderasi Neutron Dalam  Teras  HTR  Pebble  Bed ,  Jurnal Pengembangan  Energi  Nuklir;  12(2):
96-106.
[15]  Liem  PH.,  (2016), Impact  of  New Evaluated  Nuclear  Data  Libraries  on
Core Characteristic of Innovative
Reactor  Design ,  Elsevier,  Progress  in Nuclear Energy; 87: 74-88.
[16]  Abedi  A.,  (2011), An  Exact  MCNP Modelling  of  Pabble  Bed  Reactor , International Journal of Chemical,
Molecular, Nuclear, Materials and Metallurgical  Engineering;  5(11):  1034- 1038.
[17]  Zuhair,  Suwoto,  Ilham  P.,  (2013), Investigasi  Parameter  Bahan  Bakar reaktor  Pebble  Dalam  Perhitungan Teras Thorium RGTT200K, Jurnal Sain dan Teknologi Nuklir Indonesia; 14(2):65-48.
[18]  Zuhair,  Suwoto,  Irianto  D.  Ing.,  (2011), Analisis  Perhitungan  Koeffisien  Reakti- vitas  Doppler  Partikel  TRISO  Reaktor Temperatur  Tinggi,  Jurnal  Pengem- bangan Energi Nuklir; 13(1); 1-8.
[19]  Powers JJ., (2010), A Review of TRISO Fuel  Performance  Models ,  Elsevier, Journal  of  Nuclear  Materials;  405:  74- 82.
[20]  Zuhair,  Suwoto,  (2015),  Analisis  Efek Kecela-kaan Water  Ingress Terhadap
Reak-ivitas  Doppler  Teras  RGTT200K, Jurnal TRI DASA MEGA; 17(1): 31-40
[21]  Yuanzhong  L.,  Jianzu  C., Fission,
(2002), Product  Release  and  its environment Impact for Normal Reaktor Operations  and  for  Relevant  Accident ,
Elsevier,  Nuclear  Engineering  and Design; 218:81-90.
[22]  Jeong H., Chang SH., (2008), Develop- ment  of  a  method  of  evaluating  an inventory  of  fission  products  for  a pebble  bed  reaktor ,  Elsevier,  Annals  of Nuclear Energy; 35: 2161-2171.
[23]  IAEA,  (2003), Evaluation  of  High
Temperature  Gas  Cooled  Reactor
Performance ; IAEA-TECDOC-1382: 271-289.
[24]  Verfondern K., Nabielek H., (1990), The Mathematical  Basis  of  the  PANAMA-I
Code  for  Modelling  Pressure  Vessel Failure  of  TRISO  Coated  Particles under Accident Condition , KFA Julich.
[25]  Croff  AG,  Origen2,  (1983), a  Versatile
Computer  Code  For  Calculating  The Nuclide Compositions And Characteristics  of  Nuclear  Materials , P.O.  Box Oak Ridge Tennessee 37830 USA,  Oak  Ridge  National  Laboratory Chemical Technology Division.