## ANALISIS PERUBAHAN MASSA BAHAN FISIL DAN NON FISIL DALAM TERAS PWR
1000 MWe DENGAN ORIGEN-ARP 5.1
Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) - BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Serpong, Tangerang Selatan 15310 anis_rohanda@batan.go.id Diterima editor: 9 Januari 2015 Direvisi editor: 4 Februari 2015 Disetujui untuk publikasi: 9 Februari 2015

## ABSTRAK
ANALISIS  PERUBAHAN  MASSA  BAHAN  FISIL  DAN  NON  FISIL  DALAM  TERAS  PWR  1000 MWe  DENGAN  ORIGEN-ARP  5.1. Teras  reaktor  merupakan  tempat  terjadinya  reaksi  pembelahan  (fisi) yang  terkendali.  Komponen  reaktor  seperti  bahan  bakar,  kelongsong  (cladding) dan  air pendingin  memiliki peranan  penting  dalam  keberlangsungan  reaksi  fisi.  Reaksi  fisi  mengakibatkan  terbentuknya  sejumlah nuklida hasil fisi dan hasil aktivasi. Hasil fisi berasal dari reaksi tangkapan neutron termal dengan bahan fisil sedangkan hasil aktivasi berasal dari interaksi bahan non fisil seperti material kelongsong dan pendingin oleh neutron dan gamma. Pada setiap pengoperasian suatu reaktor, informasi perubahan massa bahan fisil dan non fisil sangat berguna untuk manajemen bahan bakar dalam teras, seperti pengaturan reaktivitas, optimasi dan pemuatan  bahan  bakar.  Untuk  itu  perlu  dilakukan  penelitian  mengenai  perubahan  bahan  fisil  dan  non  fisil tersebut dalam teras reaktor. Hal ini dapat dilakukan dengan mengamati perubahan massa dari material dalam teras  reaktor.  Penelitian  ini  memiliki  tujuan  untuk  mengetahui  perubahan  massa  unsur  penyusun  material dalam  teras,  seperti  massa  dari  unsur  penyusun  elemen  bahan  bakar  nuklir,  kelongsong  dan  air  pendingin setelah  digunakan  dalam  teras.  Dari  perubahan  massa  tersebut  dapat  diketahui  fraksi  bakar  atau  tingkat konsumsi  bahan  bakar  yang  digunakan.  Penelitian  dilakukan  pada  basis  reaktor  PLTN  tipe  PWR  buatan pabrikan asal Amerika Serikat berdaya 1000 MWe dengan menggunakan code penghitung inventori hasil fisi ORIGEN-ARP  5.1,  yaitu  versi  terbaru  dari  ORIGEN  dengan  library  khusus  reaktor  daya.  Hasil  analisis menunjukkan  bahwa  bahan  fisil  U-235  mengalami  pengurangan  massa  hingga  58%  atau  lebih  dari separuhnya  dari  massa  U-235  awal  untuk  tiap  kali  siklus  operasi.  Bahan  fertil  U-238  hanya  mengalami pengurangan  massa  sekitar  2%  dari  massa  awalnya  tiap  kali  siklus  operasi.  Lain  halnya  dengan  bahan  non fisil yang mengalami perubahan massa yang berbeda-beda untuk tiap kali siklus operasinya yang tergantung pada tampang lintang aktivasi serta laju peluruhan dan pembentukan nuklida induk.
Kata kunci: bahan fisil, bahan non fisil, PWR, ORIGEN-ARP 5.1

## ABSTRACT
MASS  CHANGES  ANALYSIS  OF  FISSILE  AND  NON  FISSILE  MATERIALS  IN  THE  PWR  1000 MWe USING ORIGEN-ARP 5.1. Controlled fission reaction occurs in the reator core. Reactor components such as fuel, cladding and cooling water have an important role in the sustainability of the fission reaction. Fission  reaction  causes  the  formation  of  a  number  of  fission  product  nuclides  and  activation  products. Fission  product  nuclides  are  produced  from  thermal  neutron  capture  reaction  of  fissile  material  while  the activation  products  are  originated  from  interaction  of  non-fissile  materials  such  as  cladding  material  and coolant by neutron and gamma. At each of reactor operation, the information of fuel material changes in the form of non-fissile or fissile material, is very usefull for the management of core fuel, such as for reactivity control, optimization and loading of fuel. Hence, it needs to perform a research in the fissile and non-fissile material  changes  in  the  reactor  core.  This  can  be  done  by  observing  the  change  of  material  mass  in  the reactor core. The objective of this research is to determine the change in mass of material in the core, such as  the  mass  of  the  nuclear  fuel  elements,  cladding  and  cooling  water  after  use  in  the  core.  From  mass changes can be delivered to burn up calculation or fuel consumption level. The calculation were performed on the basis of the United States PWR 1000 MWe by using a fission inventory computer code of ORIGEN- ARP 5.1, a new version of ORIGEN with specific library for nuclear power plant. The analysis results show that the U-235 fissile material having a mass reduction up to 58% or more than half from the initial U-235 mass for each operation cycle period. Fertile material U-238 was reduced by about 2% only from the initial mass for each operating cycle period. For other cases, the non-fissile material case, mass changes reduced in various for each operation cycle, depend on activation cross-sections and decay and formation rate of parent nuclides.
Keyword: fissile material, non fissile material, PWR, ORIGEN-ARP 5.1

## PENDAHULUAN
Teras  reaktor  nuklir  merupakan  suatu  tempat  berlangsungnya  reaksi  pembelahan  (fisi)  yang terkendali.  Untuk  dapat  mengendalikan  laju  dari  reaksi  fisi  tersebut,  suatu  reaktor  nuklir  harus didukung  oleh  beberapa  hal,  diantaranya  adalah  adanya  komponen  reaktor  nuklir  yang  memiliki standar  dan  kualitas  yang  tinggi  dan  handal.  Salah  satu  komponen  reaktor  yang  berperan  penting adalah bahan bakar nuklir. Terdapat dua jenis bahan bakar nuklir yaitu bahan fisil (fissile material) dan bahan fertil (fertile material). Bahan fisil ialah suatu unsur atau atom yang langsung dapat memberikan reaksi pembelahan apabila berinteraksi  dengan neutron  termal (reaksi tangkapan), seperti  U-235  dan Pu-239.  Sedangkan  bahan  fertil ialah  suatu  unsur  atau  atom  yang  setelah  menangkap  neutron  tidak dapat langsung membelah, tetapi akan membentuk bahan fisil, seperti U-238 yang akan menjadi bahan fisil Pu-239 setelah menangkap satu neutron [1].
Pengoperasian  suatu  reaktor  nuklir,  selain  mengakibatkan  terbentuknya  unsur-unsur  radioaktif hasil fisi  dalam  bentuk  produk  fisi (fission  products)  serta  aktinida dan  anak  luruhnya  (actinide  and daughters), juga dihasilkan sejumlah hasil aktivasi (activation products). Hasil aktivasi ini berasal dari bahan  non  fisil,  seperti  material  kelongsong  (cladding)  dan  air  pendingin  dalam  teras,  yang berinteraksi  dengan  radiasi  gamma  dan  neutron.  Pada  setiap  pengoperasian  suatu  reaktor,  informasi perubahan material bahan bakar pada setiap siklus operasi, baik dalam bentuk bahan fisil ataupun non fisil,  sangat  penting  untuk  manajemen  bahan  bakar  dalam  teras,  seperti  pengaturan  reaktivitas, optimasi dan pemuatan bahan bakar. Untuk itu diperlukan kajian mengenai proses perubahan material dalam  teras  reaktor,  salah  satunya  dengan  mengamati  perubahan  massa  dari  material  dalam  teras reaktor,  baik  bahan  fisil  maupun  non  fisil.  Perubahan  massa  dapat  dinyatakan  dalam  persentase ataupun fraksi bakar (burn up). Unsur-unsur radioaktif yang terbentuk selama pengoperasian reaktor atau  disebut  sebagai  inventori,  berperan  juga  sebagai  sumber  radiasi  atau  source  term  dalam  teras reaktor  yang  berguna  untuk  perhitungan  laju  dosis  dan  paparan  radiasi  dalam  teras.  Penelitian  ini memiliki  tujuan  untuk  mengetahui  perubahan  massa  unsur  penyusun  material  dalam  teras,  seperti massa dari bahan fisil dan non fisil dari unsur penyusun elemen bahan bakar nuklir, kelongsong dan air pendingin setelah digunakan dalam teras.
Tinjauan  kualitatif  tentang  zat  radioaktif  sebagai  suku  sumber  yang  terlepas  dari  reaktor  daya tipe air tekan (PWR) telah dilakukan oleh  Suharno (2007) [2].  Perubahan  massa  bahan  bakar  dalam bentuk tingkat konsumsi bahan bakar atau fraksi bakar dari reaktor daya tipe PWR dari Jepang berdaya 1100  MWe  telah  diteliti  oleh  Jati  S  dkk  (2006)  dengan  hasil  tingkat  konsumsi  bahan  bakar  85,61% pada fraksi bakar 50 MWd/kg dan 90,94% pada fraksi bakar 60 MWd/kg [3] . Rohanda A dkk (2008) juga telah melaporkan hasil kajian fraksi bakar pada reaktor daya jenis PWR dari Korea Selatan pada kelas  daya  yang  sama  dengan  fraksi  bakar  rata-rata  hingga  72%  untuk  tiap  siklusnya[4].  Tingkat konsumsi bahan bakar  dalam teras sangat dipengaruhi dan sebanding dengan fraksi bakar atau daya yang digunakan. Analisis radioaktivitas inventori reaktor daya tipe PWR berdaya 1000 MWe pada 1 siklus  operasi  telah  dilakukan  oleh  Rohanda  (2012)  dengan  menggunakan  ORIGEN2.1  [5].  Pada makalah  ini,  penelitian  dilakukan  dengan  cara  menganalisis  inventori  hasil  fisi  pada  kasus  irradiasi material  homogen  teras  reaktor  daya  PWR  dari  Amerika  Serikat  berdaya  1000  MWe  dengan menggunakan  ORIGEN-ARP  5.1  dengan  library  khusus  reaktor  daya  sebagai  tools  penghitung. Inventori hasil fisi terhitung dianalisis dengan membandingkan massa unsur tiap penyusun teras mula- mula  dengan  massa  unsur  pada  akhir  siklus  operasi  hingga  3  siklus  operasi  yang  disajikan  dalam bentuk  persentase  perubahan  massa,  yang  merepresentasikan  pola  pemuatan  pada  3  jenis  tingkat pengkayaan  bahan  bakar  reaktor  jenis  PWR.  Penggunaan  ORIGEN-ARP  telah  cukup  dikenal  untuk perhitungan deplesi dan manajemen bahan bakar oleh para peneliti dari KAERI (Korea Atomic Energy Research  Institute)  [6,7].  Rohanda  dkk  juga  telah  melakukan  verifikasi  hasil  perhitungan  ORIGEN- ARP terhadap ORIGEN2.1 pada kasus analisis jumlah dan jenis inventori pada 3 siklus reaktor daya 1000 MWe [8]. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa setelah mengalami 3 siklus operasi, massa bahan fisil  penyusun  teras  menunjukkan  hasil  yang  sama  pada  unsur  hidrogen,  oksigen,  zirkonium  dan niobium  sedangkan  pada  kategori  bahan  fisil  U-235  menunjukkan  perbedaan  sebesar  10,92%.  Hasil verifikasi lainnya yaitu jumlah nuklida inventori yang dihasilkan lebih banyak dari pada hasil analisis dengan  ORIGEN2.1.  Tidak  ada  perbedaan  signifikan  pada  jumlah  inventori  yang  dihasilkan  untuk kategori produk aktivasi antara ORIGEN-ARP dengan ORIGEN2.1.

## TEORI
ORIGEN  atau  Oak  Ridge  Isotope  GENeration  and  depletion  code  adalah  program  komputer yang  dikembangkan  oleh  Divisi  Teknologi  Kimia  dari  Oak  Ridge  National  Laboratory  (ORNL) sebagai program simulasi siklus bahan bakar dalam reaktor dan peluruhan radioaktif. Code ORIGEN dapat  dijumpai  dalam  versi  ORIGEN2.1,  yang  diperkenalkan  sejak  tahun  1991  dan  versi  ORIGEN- ARP  5.1  yang  diperkenalkan  tahun  2006.  ORIGEN-ARP  5.1  atau  yang  berarti  ORIGEN  dengan Automatic  Rapid  Processing  merupakan  versi  windows  dari  ORIGEN2.1  yang  telah  dilengkapi Graphical User Interface (GUI) yang terdapat dalam modul program besar SCALE 5.1 [9]. ORIGEN- ARP  5.1  didesain  digunakan  untuk  perhitungan  deplesi,  analisis  inventori  dan  peluruhan  radioaktif serta hanya dilengkapi pustaka (library) khusus reaktor daya populer seperti reaktor air tekan (PWR), reaktor  air  didih  bertekanan  (BWR),  reaktor  tipe  CANDU,  reaktor  berpendingin  gas  AGR  dan MAGNOX,  reaktor  dari  Rusia  (VVER)  dan  reaktor  dengan  bahan  bakar  mixed  oxide  (MOX)  [10]. Formulasi perhitungan inventori didasarkan  pada  basis  1  kelompok  deplesi  dan peluruhan radioaktif yang dirumuskan dalam persamaan sebagai berikut [11] :
N i F X r X f X l dt dX i i i i i N k k k k i j j N j j i i ..., , 2 , 1 ; ). ( . 1 , 1 , = + + + − ∑ − ∑ = = = σ φ λ σ φ λ (1)
dengan : X i = rapat atom dari nuklida i N = jumlah nuklida l ij = fraksi peluruhan radioaktif oleh nuklida lain j yang menuju formasi spesies i λ i = konstanta peluruhan radioaktif dari nuklida i Φ = fluks neutron rerata posisi dan energi f ik = fraksi serapan neutron oleh nuklida lain yang menuju formasi spesies i σ k = tampang lintang serapan neutron nuklida k pada spektrum rerata r i = laju perpindahan kontinu nuklida i dari sistem F i = laju umpan kontinu dari nuklida i
Setiap suku matematis pada persamaan di atas mencerminkan proses peluruhan, proses serapan, proses  perpindahan  dan  pengumpanan  nuklida  radioaktif  yang  terlibat  pada    perhitungan  inventori dalam teras reaktor.
Ukuran konsumsi bahan bakar dalam reaktor sering kali dinyatakan dalam bentuk fraksi bakar atau burn up. Fraksi bakar dapat dinyatakan dalam persentase atom atau massa yang mengalami reaksi fisi  atau  perbandingan  massa  akhir  dengan  massa  awal  sebelum  mengalami  reaksi  fisi  dalam  teras. Fraksi bakar juga dapat dinyatakan sebagai banyaknya energi yang dihasilkan per satuan berat bahan bakar  dalam  reaktor  [1].  Rapat  cacah  atom  dari  berbagai  isotop  di  dalam  teras  reaktor  secara  terus- menerus  berubah.  Perubahan  ini  disebabkan  oleh  proses  reaksi  inti  seperti  pembelahan,  tangkapan neutron  dan  peluruhan  radioaktif  seperti  diformulasikan  dalam  persamaan  1.  Peristiwa  fisi  atau pembelahan  akan  mengurangi  konsentrasi  bahan  fisil  seperti  U-235  dan  Pu-239.  Proses  tangkapan neutron akan mengurangi konsentrasi bahan fertil kemudian menghasilkan sejumlah konsentrasi hasil transmutasi uranium (transuran) seperti Pu-239 dan sejumlah besar produk nuklida hasil belah.

## TATA KERJA
Penelitian ini dilakukan  dengan  mempersiapkan  data teknis PLTN  tipe PWR  1000  MWe  dari pabrikan  Westinghouse  dari  Amerika  Serikat  terlebih  dahulu.  Data  teknis  yang  dipersiapkan  berupa daya termal, siklus operasi, data massa unsur penyusun material dalam teras, seperti massa dari unsur penyusun  elemen  bahan  bakar  nuklir,  kelongsong  dan  air  pendingin  setelah  digunakan  dalam  teras, jenis  perangkat  bahan  bakar  dan  grup  energi  gamma  seperti  ditunjukkan  pada  Tabel  1.  Data-data tersebut digunakan sebagai data masukan (input) code ORIGEN-ARP 5.1.
Tabel 1. Data teknis PLTN PWR 1000 MWe Amerika Serikat sebagai data masukan ORIGEN-
ARP 5.1 [12] No. Parameter Keterangan 1 Daya termal reaktor (daya elektrik) 3400 MW (1000 MWe) 2 Data operasi tiap siklusnya : a. Waktu operasi 18 bulan (12.492 jam) b. Waktu padam 17 hari (408 jam) 3 Tingkat pengkayaan U-235 2,35%  3,40%  4,45% 4 Massa penyusun teras a. Total massa bahan bakar 95.974,62 kg b. Total massa kelongsong 19.552,08 kg c. Total massa air pendingin 195.044,56 kg 5 Jenis library perangkat bahan bakar Westinghouse 17 × 17 6 Grup energi gamma 18 grup ORIGEN
Tahapan  selanjutnya  adalah  memverifikasi  hasil  perhitungan  inventori  ORIGEN-ARP  5.1 dengan  hasil  perhitungan  dengan  ORIGEN2.1.  Setelah  verifikasi  dilakukan,  dilanjutkan  dengan menganalisis  hasil  keluaran  (output)  dari  ORIGEN-ARP  5.1.  Massa  inventori  hasil  fisi  terhitung (dalam  ‘gram’), dianalisis  dengan cara  membandingkan  massa unsur tiap  penyusun  teras  mula-mula dengan  massa  unsur  pada  akhir  siklus  operasi  hingga  3  siklus  operasi.  Hasil  analisis  kemudian disajikan dalam bentuk persentase perubahan massa.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Analisis  perubahan  massa  unsur  Uranium  (U),  baik  U-235  dan  U-238  dilakukan  dengan menggunakan code ORIGEN-ARP 5.1 selama 3 siklus operasi dalam teras PLTN PWR 1000 MWe. U-235  merupakan  bahan  fisil  sedangkan  U-238  berperan  sebagai  bahan  fertil.  Persentase  perubahan massa U-235 dan U-238 selama 3 siklus operasi ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1. Persentase perubahan massa bahan fisil dan fertil penyusun teras PWR 1000 MWe
Secara  umum,  massa  U-235  sebagai  bahan  fisil  berkurang  hingga  lebih  dari  separuhnya  atau tepatnya  58,20%  tiap  kali  siklus  operasi.  Pada  siklus  operasi  ke-1,  massa  U-235  berkurang  hingga tinggal 41,80%, pada akhir siklus ke-2 tinggal 17,14% dan pada akhir siklus ke-3 tersisa 6,12% dari massa U-235 semula. Sehingga dapat dikatakan U-235 ‘terbakar’ atau mengalami reaksi pembelahan hingga terus berkurang massanya. Apabila dibandingkan dengan tingkat konsumsi U-235 pada reaktor daya PWR dari Jepang (sekitar 80%) [3] dan dari Korea Selatan (sekitar 70%) [4] pada kelas daya yang sama, maka tingkat konsumsi bahan fisil U-235 pada reaktor daya PWR Amerika Serikat lebih rendah, yaitu  hanya  sekitar  60%.  Dari  sisi  neutronik,  semakin  rendah  massa  U-235  akhir  dapat  berakibat
rendahnya  tingkat  reaktivitas  lebih  (excess  reactivity)  bahan  bakar  dalam  teras,  sehingga  akan mempengaruhi  proses  pembakaran  selanjutnya. Ditinjau  dari  aspek  ekonomi,  dengan  semakin sedikitnya bahan fisil yang tersisa hal ini menunjukkan efisiensi penggunaan bahan bakar fisil U-235 semakin tinggi.
Hasil  yang  berbeda  ditunjukkan  pada  U-238  sebagai  bahan  fertil.  Massa  U-238  berkurang sangat  sedikit  tiap  kali  siklus  operasi.  Hingga  3  siklus  operasi,  massa  U-238  tersisa  masih  94,48%. Seperti diketahui, umumnya perangkat bahan bakar (fuel assembly) dalam reaktor dibedakan menjadi 3 jenis  berdasarkan  tingkat  pengkayaan  U-235.  Pada  AP1000  misalnya,  memiliki  tingkat  pengkayaan 2,35%, 3,50% dan 4,45% [12]. Perangkat bahan bakar dengan tingkat pengkayaan tertinggi digunakan selama  3  siklus  operasi,  sedangkan  perangkat  dengan  tingkat  pengkayaan  paling  rendah  hanya digunakan untuk 1 siklus operasi saja, lalu dikeluarkan dari dalam teras untuk diganti dengan bahan bakar baru (fresh fuel). Gambar 1 di atas juga memberikan informasi bahwa selama reaktor padam 17 hari  tiap  siklusnya,  massa  unsur  uranium  tetap  dan  tidak  berkurang.  Hal  ini  disebabkan  saat  reaktor padam  tidak  terjadi  reaksi  fisi  yang  dapat  mengakibatkan  pengurangan  massa.  Faktor  waktu  (waktu reaktor padam atau waktu peluruhan) hanya mampu mempengaruhi nilai aktivitas dan bukan massa.
Selain  bahan  fisil  dan  fertil,  didalam  teras  reaktor  juga  didapati  adanya  bahan  non  fisil  yang merupakan  bahan  pendukung  dan  berasal  dari  material  perangkat  bahan  bakar,  material  kelongsong hingga  air  pendingin  yang  berperan  juga  sebagai  moderator  pada  tipe  reaktor  daya  jenis  air  tekan (PWR). Perubahan massa bahan non fisil ditunjukkan dalam Tabel 2.
Tabel 2. Persentase perubahan massa bahan non fisil penyusun teras PWR 1000 MWe
Nuklida Perbandingan massa akhir dengan massa awal (%) Siklus-1 Siklus-2 Siklus-3 operasi shutdown operasi shutdown operasi shutdown H 100,07 100,07 100,07 100,07 100,14 100,14 C 133,17 133,17 167,10 167,10 206,26 206,26 N 99,72 99,72 99,44 99,44 99,13 99,13 O 100,00 100,00 100,00 100,00 100,00 100,00 Si 100,00 100,00 100,00 100,00 100,00 100,00 Fe 100,00 100,00 100,00 100,00 100,00 100,00 Zr 101,18 101,18 101,96 101,96 102,70 102,70 Nb 102,17 102,11 101,46 101,41 101,04 100,99 Sn 102,63 102,62 105,45 105,44 108,59 108,58 Hf 99,15 99,12 97,76 97,71 95,76 95,70
Tabel 2 menunjukkan bahwa sebagian bahan non fisil memiliki massa yang sedikit berkurang atau hampir tetap dan sebagian lainnya justru bertambah di akhir siklus operasi. Bahan non fisil seperti unsur  Nitrogen  (N)  dan  Hafnium  (Hf)  diakhir  operasi  menjadi  berkurang  massanya  karena  telah berubah  menjadi  unsur  lain,  misalnya  karena  aktivasi  oleh  neutron  dan  gamma.  Unsur  seperti Hidrogen (H), Oksigen (O), Silikon (Si) dan Besi (Fe) cenderung tidak mengalami perubahan massa, hal ini disebabkan laju peluruhan nuklida induk dan pembentukan nuklida induk sama. Unsur lainnya seperti  Karbon  (C),  Zirkonium  (Zr),  Niobium  (Nb)  dan  Timah  (Sn)  mengalami  penambahan  massa diakhir  siklus  operasi.  Hal ini  disebabkan  adanya sumbangsih  dari radionuklida anak  dan  cucu  yang dihasilkan selama terjadi reaksi inti dalam teras hingga 3 siklus operasi.

## KESIMPULAN
Dari hasil dan pembahasan dapat disimpulkan bahwa bahan fisil U-235 mengalami pengurangan massa sekitar 58% (lebih dari separuhnya) dari massa awalnya untuk tiap kali siklus operasi sedangkan bahan  fertil  U-238  mengalami  pengurangan  massa  sekitar  2%  dari  massa  awalnya  tiap  kali  siklus
operasi.  Bahan  non  fisil  mengalami  perubahan  massa  yang  berbeda-beda  untuk  tiap  kali  siklus operasinya  tergantung  tampang  lintang  aktivasi  dan  laju  pembentukan  dan  peluruhan  radionuklida induk.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis mengucapkan terimakasih kepada Drs. Amir Hamzah, M.Si, Ir. Pudjijanto MS dan Ir. Tagor  Malem  Sembiring  atas  segala  saran,  arahan  dan  bimbingan  selama  kegiatan  penelitian  dan penulisan KTI berlangsung.

## DAFTAR PUSTAKA
1. BATAN, “Glosarium Ilmu dan Teknologi Nuklir”, Penerbit BATAN, Jakarta, (2002).
2. SUHARNO, “Zat Radioaktif sebagai Suku Sumber yang Terlepas dari Reaktor Daya PWR”, Sigma Epsilon vol. 11 No. 1 Februari, hal. 9-14 (2007).
3. SUSILO J. dan TUKIRAN, “Pemodelan Perangkat Bahan Bakar PWR dalam Perhitungan k- inf  Menggunakan  SRAC-ASMBURN”,  Prosiding  Seminar  Nasional  ke-12  Teknologi  & Keselamatan  PLTN  serta  Fasilitas  Nuklir,  12-13  September,  Hal.  108-120,  Yogyakarta (2006).
4. ROHANDA  A.  dan  PUDJIJANTO  MS.,    “Analisis  Fraksi  Bakar  Elemen  Bakar  Nuklir dalam Teras Reaktor PWR 1000 MWe”. Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir, 18 Juni, Hal 340-349, Jakarta (2008).
5. ROHANDA,  A.,  “Analisis  Radioaktivitas  pada  Teras  dan  Sistem  Pendingin  Primer  PLTN PWR Tipe AP1000”, Tesis Magister Fisika ITB Bandung (2012).
6. PARK,  C.J.,  PARK,  J.H.,  MOON,  J.S.,  SONG,  K.C.,  Depletion  Calculation  of  the Irradiated Dry Process Fuel Using ORIGEN-ARP, Proceedings of the KNS Spring meeting, Korea Atomic Energy Research Institute (2010).
7. CHO, D.K., CHOI, J.W., LEE, J.Y., CHOI, H.J.,  KIM, S.K., Comparison of ORIGEN-2 and ORIGEN-ARP for Spent Fuel Management, Proceedings of the KNS Spring meeting, Korea Atomic Energy Research Institute (2011).
8. ROHANDA  A. dan HAMZAH  A., “Verifikasi Hasil Perhitungan ORIGEN-ARP Terhadap ORIGEN2.1  pada  Kasus  Analisis  Inventori  3  Siklus  Teras  PLTN  PWR  1000  MWe”, Prosiding  Pertemuan  dan  Presentasi  Ilmiah  –  Penelitian  Dasar  Ilmu  Pengetahuan  dan Teknologi Nuklir 2014, 10-11 Juni, Hal. 16-21, Yogyakarta (2014).
9. HORWEDEL J.E., “A Guide to Using ORIGEN-ARP Graphical User Interface“, SCALE5.1 manual book, Revision updated October 26 (2006).
10. GAULD,  I.C.,  BOWMAN,  S.M.,  HORWEDEL,  J.E.,  “  ORIGEN-ARP:  Automatic  Rapid Processing  for  Spent  Fuel  Depletion,  Decay  and  Source  Term  Analysis  “,  ORNL/TM- 2005/39, Revision 5.1, Vol. I, Book 2, Sect. D1, November (2006).
11. CROFF,  A.G.,  ORIGEN2  :  a  Versatile  Computer  Code  for  Calculating  The  Nuclide Compositions  and  Characteristic  of  Nuclear  Material,  Nuclear  Technology  Vol.  62, September (1983).
12. US-NRC, “Advanced   Passive  1000  Design  Control Document “, Westinghouse Electric Company LLC, January 27 (2006).