## Urania

## Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Beranda jurnal: http://jurnal.batan.go.id/index.php/urania/

## ANALISIS KRITIKALITAS PROSES HYDRIDING SERTA PENYIMPANAN PADUAN UMo DAN UZr SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR REAKTOR RISET MENGGUNAKAN OPENMC
Saga Octadamailah 1 , Anissa Isnaini 1 , Rohmad Sigit 1
1 Pusat Riset Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir dan Limbah Radioaktif – BRIN K.S.T. B.J. Habibie, Gedung 720, Serpong, Tangerang Selatan, Banten, 15314 e-mail: saga001@brin.go.id
(Naskah diterima: 26 –02–2023, Naskah direvisi: 20–03–2023, Naskah disetujui: 30–03–2023)

## ABSTRAK ANALISIS KRITIKALITAS PROSES HYDRIDING SERTA PENYIMPANAN PADUAN UMo DAN UZr  SEBAGAI  KANDIDAT  BAHAN  BAKAR  REAKTOR  RISET  MENGGUNAKAN  OPENMC.
Penelitian bahan bakar reaktor riset saat ini mengarah pada peningkatan densitas uranium untuk menghasilkan fluks neutron yang lebih tinggi dalam rangka peningkatan produksi radioisotop serta efisiensi  dan  akurasi  pada  berbagai  pengujian  material.  Pengembangan  bahan  bakar  nuklir  di Indonesia  saat  ini  dalam  rangka  peningkatan  densitas  uranium  salah  satunya  adalah pengembangan UMo dan UZr. Salah satu proses pembuatan serbuk UMo dan UZr adalah melalui proses hydriding-dehydriding yang melibatkan uranium diperkaya, serta gas hidrogen bertekanan tinggi. Kombinasi tersebut menghadirkan potensi kecelakaan kritikalitas yang harus diperhitungkan sebelumnya.  Perhitungan  kritikalitas  dilakukan  menggunakan  perangkat  lunak  OpenMC,  yaitu sebuah  simulasi  fisika  nuklir  yang  menggunakan  metode  Monte  Carlo.  Dalam  simulasi  ini digunakan  dua  jenis  paduan,  yaitu  U7Mo  dan  U6Zr.  Simulasi  dilakukan  dengan  menggunakan 10.000 partikel dan 44 batch sebagai pengaturan parameter. Dari hasil simulasi diperoleh nilai k eff untuk paduan U7Mo adalah sebesar 0,0297, sedangkan untuk U6Zr adalah sebesar 0,0314. Kedua nilai tersebut jauh di bawah nilai kritis yang mengindikasikan bahwa potensi kecelakaan kritikalitas sangat  rendah.  Pada  simulasi  penyimpanan  hasil  proses  hidriding,  terdapat  potensi  terjadi kecelakaan  kritikalitas  jika  botol  penyimpanan  diletakkan  dalam  posisi  berdekatan  tanpa  diberi jarak.  Untuk  mengatasi  risiko  tersebut,  setiap  botol  harus  diberi  jarak  aman  dan  perlu  adanya batasan massa uranium per satuan volume yang diijinkan.
Kata kunci : U7Mo, U6Zr, kritikalitas, hydriding , monte carlo, openMC.
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
ABSTRACT CRITICALITY  ANALYSIS  OF  HYDRIDING  PROCESSES  AND  STORAGE  MANAGEMENT  OF UMo  AND  UZr  ALLOY  AS  RESEARCH  REACTOR  FUEL  CANDIDATES  USING  OPENMC. Current  research  on  research  reactor  fuel  is  focused  at  increasing  uranium  density  to  produce higher neutron flux in order to increase radioisotope production as well as efficiency and accuracy in  various  material  tests. Research  and  developments  of  nuclear  fuel  in  Indonesia  in  order  to increase uranium density is the development of UMo and UZr. One of the processes for making UMo and UZr powder is through a hydriding-dehydriding process which involves enriched uranium, and  high  pressure hydrogen gas. This combination presents the potential  for criticality accidents that must be anticipated. Criticality calculations were carried out using OpenMC software, which is a  nuclear  physics  simulation  that  uses  the  Monte  Carlo  method. In  this  simulation,  two  types  of alloys are used, namely U7Mo and U6Zr. Simulations were carried out using 10,000 particles and 44 batches as parameter settings. From the simulation results, the k eff value for the U7Mo and U6Zr alloy are 0.0297 and 0.0314, respectively. Both values are far below the critical value, indicating that the potential for criticality accidents is very low. In the storage simulation of hydriding products, there is the potential for criticality accidents if the storage bottles are placed close together without any distance. To anticipate this risk, each bottle must be given a safe distance and there needs to be a limit on the permitted mass of uranium per unit volume.
Keywords: U7Mo, U6Zr, criticality, hydriding, monte carlo, openMC. .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 21 – 32
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)

## PENDAHULUAN
Penelitian  bahan  bakar  reaktor  riset saat ini cenderung mengarah pada peningkatan  densitas  uranium  di  dalam bahan  bakar  yang  salah  satu  tujuan utamanya adalah menghasilkan fluks neutron yang  lebih  tinggi[1]-[2].  Fluks  neutron  yang tinggi merupakan faktor kritis dalam penggunaan  reaktor  riset.  Tingginya  nilai fluks neutron memungkinkan potensi peningkatan  produksi  radioisotop  serta efisiensi dan akurasi pada berbagai pengujian  material,  sehingga  dapat  lebih berkontribusi  pada  perkembangan  ilmu pengetahuan  dan  teknologi  di  berbagai bidang,  termasuk  kedokteran,  industri,  dan penelitian ilmiah[3].
Salah  satu  reaktor  riset  yang  dimiliki oleh Indonesia saat ini adalah Reaktor Serba Guna  G.A.  Siwabessy  (RSG-GAS)  yang berada  di  Kawasan  Sains  dan  Teknologi (KST)  B.J.  Habibie  Serpong.  Reaktor  Serba Guna  G.A.  Siwabessy  dimanfaatkan  untuk banyak  tujuan,  diantaranya  adalah  produksi radioisotop,  iradiasi  material,  pengujian berbasis  neutron  dan  beberapa  kegiatan litbang lainnya termasuk bahan bakar nuklir. Bahan bakar yang digunakan oleh RSG-GAS saat  ini  adalah  bahan  bakar  silisida  U 3 Si 2 yang  terdispersi  dalam  matriks  Al  dengan densitas 2,96 gU/cm 3 . Dalam upaya peningkatan  unjuk  kerja  dan  keekonomian bahan  bakar  reaktor  riset,  pengembangan bahan bakar silisida U 3 Si 2 /Al telah mencapai densitas  4,8  dan  5,2  gU/cm 3 .  Bahan  bakar U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 telah memasuki tahapan  uji  pascairadiasi  dengan  hasil evaluasi yang cukup baik [4]-[8].
Selain  bahan  bakar  silisida,  bahan bakar nuklir untuk reaktor riset yang potensial dikembangkan  untuk  memenuhi  kebutuhan peningkatan  densitas  uranium  antara  lain UMo  dan  UZr.  Bedasarkan  beberapa  data penelitian, kedua jenis bahan bakar tersebut memberikan  potensi  peningkatan  densitas uranium hingga mencapai 7 gU/cm 3 , memiliki sifat fisika dan sifat mekanik yang baik serta menunjukkan  stabilitas  dan  performa  yang baik di dalam teras reaktor [9]-[12].
Meskipun  paduan  UMo  atau  UZr menawarkan  densitas  yang  lebih  tinggi, proses  manufaktur  serbuk  bahan  bakar paduan tersebut memiliki tantangan. Paduan UMo  dan  UZr  hasil  peleburan  cenderung bersifat ulet, sehingga tidak dapat menggunakan metode grinding untuk
memperoleh serbuk. Salah satu metode yang dapat  digunakan  untuk  membuat  serbuk bahan  bakar  adalah  proses hydriding- dehydriding .  Proses  tersebut  berdasarkan pada kemampuan fasa U- α untuk membentuk  UH 3 pada  atmosfer  hidrogen. UH 3 adalah  sebuah  senyawa  yang  bersifat getas dan memiliki densitas relatif rendah[13].  Terbentuknya  senyawa  UH 3 yang  bersifat  rapuh  memungkinkan  untuk membentuk  paduan  UMo  dan  UZr  menjadi serbuk.  Proses  pembuatan  serbuk  untuk paduan UMo dan UZr  menggunakan metode hidriding ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1 . Diagram alir proses pembuatan serbuk paduan UMo dan UZr.
Fasilitas fabrikasi bahan  bakar uranium  harus  memenuhi  beberapa  syarat termasuk  mempertahankan  material  fisil dalam  keadaan  subkritis  [14].  Oleh  karena itu,  pada  pembuatan  paduan  UMo  dan  UZr melalui  proses  hidriding  perlu  dilakukan perhitungan nilai kritikalitasnya. Nilai kritikalitas  merupakan  perbandingan  jumlah neutron  yang  dihasilkan  suatu  generasi dengan  jumlah  neutron  pada  generasi sebelumnya [15]. Kritikalitas dipengaruhi oleh beberapa  faktor,  diantaranya  bentuk  dan dimensi  peralatan  yang  berisi  bahan  bakar nuklir, konsentrasi bahan bakar nuklir dalam larutan,  massa  dan  komposisi  isotop  bahan bakar  nuklir,  dan  sifat  fisik  dan  kimia  bahan bakar nuklir [16].
Faktor yang harus diperhatikan pada pembuatan  serbuk  melalui  proses  hidriding adalah  penggunaan  uranium  pengkayaan sebesar  19,75%  dalam  paduan  UMo  dan UZr.  Peningkatan  pengkayaan  uranium
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
berpotensi
menyebabkan terjadinya kecelakaan  kritikalitas,  yaitu  kondisi  ketika reaksi fisi berantai  terjadi dengan cepat dan tidak  terkendali.  Kritikalitas  tidak  terkontrol dapat  menghasilkan  jumlah  energi  terutama dalam  bentuk  panas  yang  besar  pelepasan radiasi,  dan  pelepasan  gas  fisi[17].  Hal tersebut dapat membahayakan keselamatan manusia  dan  lingkungan.  Selain  itu,  dalam proses  hidriding  tersebut,  bahan  bakar dipanaskan  dalam  suasana  gas  hidrogen bertekanan.  Hidrogen  merupakan  unsur moderator yang baik, yang dapat memperlambat  neutron  dan  berpotensi meningkatkan  probabilitas  terjadinya  reaksi fisi sehingga
berpengaruh pada kritikalitas[18]. Oleh karena itu, perlu dilakukan  upaya-upaya  untuk  mencegah terjadinya  kecelakaan  kritikalitas  nuklir  dan memastikan  keselamatan  selama  proses hidriding  dan  selama  penggunaan  bahan bakar nuklir tersebut.
Tujuan  dari  penelitian  ini  adalah untuk  menentukan  parameter  keselamatan kritikal  pada  fabrikasi  dan  penyimpanan serbuk  UMo  dan  UZr  melalui  proses hidriding.  Parameter-parameter  ini  disebut dengan faktor pengendalian kritikalitas  yang dapat membantu untuk memahami keselamatan kritikalitas[19]. Penentuan parameter  keselamatan  kritikalitas  dapat dilakukan dengan perhitungan menggunakan perangkat  lunak  seperti  kode  OpenMC. Dengan menggunakan metode Monte Carlo, OpenMC dapat memprediksi perilaku neutron  dalam  reaktor  dan  mengidentifikasi potensi risiko terjadinya kecelakaan kritikalitas.  Dengan  demikian,  simulasi  ini memungkinkan  penilaian  risiko  yang  tepat dan  desain  bahan  bakar  nuklir  yang  lebih aman.

## METODOLOGI
OpenMC  merupakan  perangkat  lunak simulasi  fisika  nuklir  yang  bersifat open- source dan menerapkan metode Monte Carlo dalam  perhitungan  kritikalitas.  Metode  ini mengandalkan pendekatan probabilistik dengan menggunakan sampel acak. Dengan mengidentifikasi  model  geometri  sistem nuklir dan menentukan sifat fisika materi dan neutron, OpenMC dapat melakukan simulasi interaksi  neutron  dengan  materi  secara realistis.  Melalui  iterasi  sejumlah  besar neutron, parameter kritikalitas seperti reaktivitas  efektif  (k eff )  dapat  dihitung,
memberikan pemahaman yang lebih mendalam  tentang  performa  sistem  nuklir dalam mendukung reaksi nuklir berantai .
a.  Deskripsi bahan dan alat yang digunakan pada proses hidriding
Bahan  nuklir  yang  digunakan  dalam perhitungan adalah paduan U7Mo dan U6Zr dengan  densitas  7,0  gU/cm 3 .  Komposisi masing-masing  bahan  ditunjukkan  pada Tabel 1 di bawah ini.
Tabel 1. Komposisi paduan U7Mo dan U6Zr.
U7Mo Unsur U Mo Mix Komposisi (%) 93 7 100 Densitas (g/cm 3 ) 19,10 10,28 18,48 U6Zr Unsur U Zr Mix Komposisi (%) 94 6 100 Densitas (g/cm 3 ) 19,10 6,49 18,34
Proses hidriding menggunakan wadah sampel  dan  tabung  retort  yang  terbuat  dari kaca  pyrex.  Spesifikasi  kaca  pyrex  yang digunakan  dalam  perhitungan  ditunjukkan pada Tabel 2 berikut.
Tabel 2. Komposisi material kaca Pyrex.
Unsur Komposisi B 4,0062% O 53,9562% Na 2,8191% Al 1,1644% Si 3,7722% K 0,3321%
Untuk  mendapatkan  material  yang  rapuh, paduan  direaksikan  dengan  gas  hidrogen. Selama  proses  hidriding,  gas  hidrogen dimasukkan  ke  dalam  tabung  retort  yang sudah diisi dengan paduan U7Mo atau U6Zr. Untuk  mempercepat  reaksi,  tekanan  gas hidrogen yang diberikan adalah 1400 mBar.
b.  Pembuatan model geometri Model  geometri  dibuat  menggunakan bahasa  pemograman  Python.  Terdapat  dua model  geometri  yang  akan  dibuat,  yaitu geometri  untuk  wadah  sampel  dan  tabung retort.  Geometri  wadah  sampel  ditunjukkan pada  Gambar  2  dan  untuk  geometri  tabung retort  ditunjukkan  pada  Gambar  3.  Wadah
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 21 – 32
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
sampel  digunakan  sebagai  tempat  paduan pejal  yang  ingin  dirapuhkan  sekaligus memudahkan  masuknya  sampel  ke  dalam tabung  retort.  Penggunaan  wadah  sampel adalah  menghindari  risiko  kontak  langsung antara paduan pejal dengan tabung retort.
Gambar 2 . Geometri wadah sampel.
Gambar 3 . Geometri tabung retort.
Tabung retort memiliki panjang 495 mm, sementara wadah sampel memiliki panjang  33  mm.  Hal  ini  memungkinkan tabung  retort  dapat  diisi  dengan  beberapa wadah sampel secara berurutan seperti yang ditunjukkan pada Gambar 4.
Pada  pelaksanaan  proses  hidriding, seringkali tabung retort diisi dengan 2-3 sampel sekaligus. Namun dalam simulasi ini,  jumlah  sampel  yang  dimasukkan  ke dalam   tabung retort akan divariasikan dari 1 hingga  maksimal  14  buah.  Variasi  jumlah sampel  dilakukan  untuk  melihat  pengaruh jumlah  sampel  terhadap  perubahan  tingkat kritikalitas dan perilaku neutron dalam tabung retort.
Gambar 4. Hasil hidriding paduan uranium.
Pada  pelaksanaan  proses  hidriding, seringkali  tabung  retort  diisi  dengan  2-3 sampel sekaligus. Namun dalam simulasi ini, jumlah  sampel  yang  dimasukkan  ke  dalam tabung retort akan divariasikan dari 1 hingga maksimal  14  buah.  Variasi  jumlah  sampel dilakukan  untuk  melihat  pengaruh  jumlah sampel terhadap perubahan tingkat kritikalitas dan perilaku neutron dalam tabung retort. c.  Penentuan parameter simulasi OpenMC Dalam perhitungan OpenMC, pendekatan yang digunakan adalah probabilistik,  sehingga  hasilnya  dipengaruhi oleh beberapa parameter simulasi.
Parameter-parameter  ini  termasuk  jumlah partikel  neutron  yang  digunakan  dalam simulasi,  jumlah  generasi  dari  setiap batch , jumlah batch yang  digunakan,  dan  jumlah batch yang  dikecualikan  dari  perhitungan statistik.
Pada  awal  generasi  partikel,  posisi neutron  di  dalam  sistem  cenderung  belum homogen  karena  distribusi  partikel  masih berfluktuasi.  Karena  kondisi  ini,  perhitungan statistik  belum  dilakukan  pada  tahap  awal, namun  penting  untuk  mencatat  posisi neutron  di  dalam  sistem  saat  itu  untuk penggunaan pada tahap selanjutnya. Kondisi homogenisasi  tercapai  setelah  beberapa generasi, di mana distribusi partikel menjadi lebih stabil dan representatif. Pada tahap ini, perhitungan statistik dapat dilakukan dengan lebih  akurat  dan  hasil  perhitungan  menjadi lebih dapat diandalkan.
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
Dengan  memahami  dan  mengatur parameter-parameter  simulasi  ini  dengan bijak,  akurasi  hasil  perhitungan  OpenMC dapat ditingkatkan dan memberikan pemahaman yang lebih baik tentang perilaku neutron  di  dalam  sistem  yang  sedang disimulasikan .

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  perhitungan  nilai  k eff dengan variasi  jumlah  partikel  dengan  kelipatan 1000, mulai dari 1000 hingga 20000 partikel ditunjukkan  pada  Gambar  5  berikut.  Pada tahap  awal  perhitungan,  jumlah batch yang digunakan  adalah  sebanyak  40  dengan jumlah generasi dalam setiap batch sebesar 5 generasi. Hal ini berarti terdapat 200 siklus yang dihitung.
Data  hasil  perhitungan  nilai  k eff yang terdapat  dalam  Gambar  5  dipresentasikan dalam bentuk diagram kotak garis ( box plot ) untuk memfasilitasi pemahaman lebih mendalam  mengenai  variasi  data.  Melalui
diagram  tersebut,  dapat  diamati  bahwa seiring  dengan  peningkatan  jumlah  partikel dalam  simulasi,  ukuran  kotak  dan  panjang garis  dalam  diagram  cenderung  mengecil. Fenomena ini mengindikasikan bahwa peningkatan  jumlah  partikel  secara  umum dapat mengurangi deviasi nilai hasil perhitungan.
Seperti yang telah dijelaskan sebelumnya, OpenMC menggunakan perhitungan dengan metode Monte Carlo, di mana sampel acak digunakan untuk memodelkan  perilaku  neutron  dalam  sistem nuklir.  Distribusi  normal  yang  terlihat  pada diagram  kotak  garis  menandakan  bahwa sampel  tersebut  teracak  dengan  baik  dan tidak  memiliki  kecenderungan  nilai  tertentu. Distribusi  normal  menunjukkan  kehandalan metode  simulasi  yang  digunakan.  Hal  ini memberikan keyakinan bahwa hasil perhitungan yang diperoleh adalah representatif dari perilaku sebenarnya dalam sistem nuklir yang sedang disimulasikan.
Gambar 5 . Grafik nilai k eff terhadap jumlah partikel
Pada  perhitungan  dengan  jumlah partikel lebih besar atau sama dengan 9000, perubahan nilai deviasi tidak begitu signifikan.  Untuk  mendapatkan  perspektif yang  lebih  rinci,  dilakukan  pembandingan data hasil perhitungan pada tiga kasus, yaitu dengan  jumlah  partikel  1000,  10000,  dan
20000.  Perbandingan  hasil  perhitungan untuk  jumlah  partikel  1000  dan  10000 ditunjukkan  pada  Gambar  6,  sedangkan perbandingan  hasil  perhitungan  k eff untuk jumlah partikel 10000 dan 20000 ditunjukkan pada Gambar 7.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 21 – 32
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
Gambar 6. Perbandingan nilai k eff antara 1000 partikel dan 10000 partikel .
Gambar 7. Perbandingan nilai k eff antara 10000 partikel dan 20000 partikel
Pada  Gambar  6  terlihat  bahwa sebaran nilai k eff yang dihasilkan menggunakan 1000 partikel memiliki rentang yang  lebih  besar  jika  dibandingkan  dengan simulasi  menggunakan  10000  partikel.  Ini menunjukkan bahwa  dengan jumlah  partikel yang  lebih  tinggi,  variasi  hasil  perhitungan menjadi  lebih  kecil  dan  dapat  menurunkan nilai  deviasi.  Namun,  pada  Gambar  7, sebaran  nilai  k eff antara  simulasi  dengan 10000  partikel  dan  20000  partikel  tidak
menunjukkan perbedaan yang signifikan. Hal Ini  mengindikasikan  bahwa  penambahan jumlah  partikel  lebih  dari  10000  tidak memberikan  dampak  yang  cukup  signifikan untuk menurunkan deviasi nilai k eff . Sebaliknya,  penambahan  jumlah  partikel yang lebih tinggi justru berpotensi meningkatkan waktu simulasi yang diperlukan,  tanpa  memberikan  keuntungan yang  signifikan  dalam  pengurangan  deviasi nilai k eff . Dengan mempertimbangkan hal ini,
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
dapat  disimpulkan  bahwa  parameter  jumlah partikel  yang  optimal  untuk  simulasi  adalah 10000. Pada jumlah partikel ini, sebaran nilai k eff relatif  lebih  sempit  dan  mendekati  nilai sebenarnya, sementara waktu simulasi tetap dalam  kisaran  yang  efisien.  Gambar  5 menunjukkan bahwa baik saat menggunakan 10000  partikel  maupun  20000  partikel, terdapat nilai k eff yang outlier . Jika digabungkan dengan hasil pengamatan pada Gambar 5, dapat diketahui bahwa nilai outlier tersebut  muncul  pada  awal  siklus  simulasi. Pada tahap awal siklus, posisi partikel dalam sistem  belum  mencapai  homogenitas  yang diinginkan, yang mempengaruhi hasil simulasi.
OpenMC  menyediakan  fitur  yang memungkinkan  untuk  melewati  perhitungan statistik  pada  tahap  awal  sebelum  kondisi homogen  tercapai.  Dari  informasi  yang diberikan  dalam  Gambar  7,  diasumsikan bahwa kondisi homogenitas tercapai setelah 20 siklus. Ini berarti 20 siklus pertama atau 4 batch pertama  tidak  diikutsertakan  dalam perhitungan statistik. Dengan kata lain, hasil dari batch-batch awal tersebut tidak dianggap aktif.  Berdasarkan  asumsi  ini,  jumlah batch yang digunakan untuk parameter perhitungan selanjutnya adalah sebanyak 44 dengan 4 batch pertama yang tidak diaktifkan dalam  perhitungan  statistik.  Pendekatan  ini memastikan  bahwa  hasil  simulasi  lebih mencerminkan kondisi sistem yang homogen dan hasil perhitungan menjadi lebih akurat.
Hasil perhitungan awal mendapatkan parameter-parameter  input  penting  yang akan membentuk dasar perhitungan selanjutnya.  Parameter-parameter  tersebut antara lain sebagai berikut.
1.  Jumlah Partikel: Sejumlah 10000 partikel akan digunakan dalam simulasi. Pemilihan jumlah partikel ini didasarkan pada  hasil  pengamatan  bahwa  dengan jumlah  ini,  nilai  k eff menunjukkan stabilitas  yang  diharapkan  dan sebaran nilai lebih terkendali.
2.  Jumlah Batch :  Terdapat  44 batch yang akan  digunakan  dalam  perhitungan. Namun,  4 batch pertama  tidak  akan diikutsertakan dalam perhitungan statistik,  mengingat  bahwa  pada  awal siklus  posisi  partikel  belum  mencapai homogenitas. Pendekatan
ini memberikan  akurasi  yang  lebih  baik terhadap kondisi yang diinginkan.
Langkah-langkah ini diperlukan untuk menghasilkan  hasil  perhitungan  yang  lebih andal dan representatif terhadap sistem yang sedang disimulasikan.
Hasil simulasi perhitungan kekritisan pada  tabung  retort  dengan  berbagai  variasi jumlah  wadah  sampel  ditunjukkan  pada Gambar  8.  Peningkatan  nilai  k eff terlihat ketika jumlah sampel di  dalam tabung retort bertambah,  namun  setelah  jumlah  sampel mencapai 6 atau lebih banyak, nilai k eff mulai menunjukkan  nilai  yang  stabil.  Hal  ini menunjukkan bahwa moderator dalam tabung retort yang berperan untuk mengubah energi  neutron  dari  cepat  ke  termal  sudah mulai  mencapai  tingkat  kejenuhan.  Dalam kasus  ini,  gas  hidrogen  bertindak  sebagai moderator  dan  mengisi  ruang  kosong  di dalam  tabung  retort.  Meskipun  jumlah sampel  bertambah  dan  massa  uranium meningkat,  jumlah  moderator  dalam  tabung retort  cenderung  tetap  dan  bahkan  dapat berkurang.  Hal  ini  mengakibatkan  jumlah neutron  yang  dapat  dimoderasi  juga  tetap. Hal  inilah  yang  menyebabkan  nilai  k eff tidak berubah  walaupun  massa uranium  di  dalam tabung  retort  ditambah.  Nilai  k eff maksimum yang diperoleh dari hasil perhitungan adalah sebesar  0,0297  untuk  paduan  U7Mo,  dan 0,0314 untuk U6Zr. Kedua nilai tersebut jauh di  bawah  batas  kondisi  kritis,  sehingga potensi  kecelakaan  kekritisan  pada  proses hidriding sangat kecil.
Setelah  proses  hidriding  selesai, material hasil proses hidriding tidak langsung dilakukan milling , melainkkan dimasukkan ke dalam botol-botol kecil berukuran 60 ml dan ditempatkan  di  dalam  desikator.  Untuk melengkapi  perhitungan  kritikalitas  pada proses hidriding, dilakukan juga perhitungan massa maksimum uranium yang diperbolehkan untuk disimpan dalam volume tertentu.  Perhitungan  ini  untuk  memastikan bahwa  proses  penyimpanan  di  dalam desikator dalam kondisi aman dan terkendali. Pada Gambar 8 terlihat bahwa paduan U6Zr memiliki  nilai  kritikalitas  yang  lebih  tinggi dibandingkan dengan paduan U7Mo.  Hal ini berarti  jika  perhitungan  U6Zr  menunjukkan kondisi  subkritis,  maka  bisa  disimpulkan bahwa U7Mo juga akan subkritis. Oleh sebab itu pada perhitungan berikutnya paduan yang digunakan  sebagai  model  hanya  paduan U6Zr.  Hasil  perhitungan  kritikalitas  dalam botol  penyimpanan  dapat  dilihat  pada Gambar 9.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 21 – 32
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
Gambar 8 . Grafik hasil simulasi perhitungan kekritisan pada tabung retort dengan variasi jumlah sampel.
Gambar 9. Grafik hasil perhitungan kritikalitas pada botol penyimpanan dengan variasi jarak antar botol.
Asumsi yang diberikan pada perhitungan adalah bahwa desikator memiliki ukuran yang sangat besar, sehingga mampu menampung  banyak  botol.  Dengan  asumsi tersebut,  potensi  kebocoran  neutron  dari sistem dapat diabaikan, sehingga menciptakan  batasan  kondisi  yang  lebih umum.  Dengan  demikian  hasil  perhitungan dapat diterapkan pada desikator atau tempat
penyimpanan  berukuran  berapapun,  tanpa khawatir  akan  kebocoran  neutron.  Hasil perhitungan  kritikalitas  pada  Gambar  9 menunjukkan  bahwa  ruang  penyimpanan akan mengalami kondisi superkritis (dengan nilai  k inf sebesar  1,176)  jika  botol  diletakkan saling berhimpitan tanpa ada jarak di antara botol.  Kondisi  subkritis  (dengan  nilai  k inf kurang  dari  1)  baru  tercapai  ketika  antara
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
botol  diberi  jarak  sebesar  0,8  cm.  Melalui pertimbangan nilai deviasi dari hasil perhitungan,  maka  ditetapkan  nilai  k inf maksimal yang diperbolehkan adalah sebesar 0,9. Nilai ini dapat tercapai jika jarak antara botol minimal sebesar 1,2 cm.
Perhitungan  tersebut  berlaku  jika botol yang digunakan adalah botol berukuran 60  ml,  namun  jika  botol  yang  digunakan memiliki  ukuran  yang  berbeda,  maka digunakan  batasan  yang  lebih  umum,  yaitu jumlah  massa  uranium  per  satuan  volume maksimum  yang  diperbolehkan.  Ukuran  kisi untuk  botol  berukuran  60  ml  adalah 3,86  x  3,86  x  10  cm.  Ketika  ditambahkan jarak antar botol sebesar 1,2 cm, ukuran kisi menjadi  5,06  x  5,06  x  10  cm,  sehingga volumenya  adalah  sebesar  256,03  cm 3 .
Massa  paduan  U6Zr  dalam  botol  berukuran 60  ml  adalah  1100,58  g,  sehingga  massa uranium  per  satuan  volume  maksimum adalah  4,30  g/cm 3 .  Berdasarkan  informasi tersebut,  uranium  hasil  proses  hidriding dapat disimpan dalam botol ukuran berapapun  tanpa  perlu  menghitung  ulang batas keselamatan kritikalitas.

## SIMPULAN
Simulasi yang telah dilakukan menggunakan OpenMC pada proses hidriding menghasilkan nilai k eff yang jauh di bawah  batas  kondisi  kritis.  Hal  tersebut menandakan  peluang  terjadinya  kecelakaan kritikalitas  dalam  proses  hidriding  adalah sangat  kecil.  Risiko  kecelakaan  kritikalitas muncul ketika  uranium  sebagai  hasil  proses hidriding  dimasukkan  ke  dalam  botol-botol dan disimpan dalam satu wadah besar tanpa memberikan  penjarak  antar  botol.  Risiko kecelakaan kritikalitas dapat dicegah dengan mengatur geometri dan jarak serta penetapan batas massa uranium per satuan volume.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan  terima  kasih  disampaikan kepada rekan kerja di Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran, khususnya Bapak  Yatno  Dwi  Agus  Susanto  selaku operator alat hydriding-dehydriding .

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  Supardjo et al. , “Pengembangan teknologi  bahan  bakar  reaktor  riset berbasis U-Mo/Al [Fabrikasi dan pengujian pelat elemen bakar U-Mo-Xm
(M=Ti, Zr, Si)],” Pros. Semin. Hasil-hasil Penelit. EBN Tahun 2017 , pp. 116 –129, 2018.
[2].  Masrukan and J. Setiawan,
“Karakteristik  ingot  paduan  U-Zr-Nb pasca proses quenching ,” Urania J. Ilm. Daur Bahan Bakar Nukl. , vol. 23, no. 2, hal. 87 –96, 2017. doi: 10.17146/urania.2017.23.2.3522.
[3].  S. B. Chafle, S. Sengupta, P. Mukherjee, K.  Sasidharan,  and  V.  K.  Raina,  “High flux research r eactor,” March, pp. 43–45, 2017.
[4].  P. H. Liem, S. Amini, A. G. Hutagaol, and T. M. Sembiring, “Nondestructive burnup verification by gamma-ray spectroscopy of  LEU  silicide  fuel  plates  irradiated  in the  RSG  GAS  multipurpose  reactor,”
Annals Nuclear Energy , vol. 56, pp. 57 – 65, 2013.
[5]. A. B. Ginting and P. H. Liem, “Absolute burnup measurement of LEU silicide fuel plate  irradiated  in  the  RSG  GAS multipurpose  reactor  by  destructive radiochemical technique,”
Annals
Nuclear  Energy ,  vol.  85,  pp.  613 –620,
2015.
[6].  M.  K.  Ajiriyanto,  A.  B.  Ginting,  and Junaedi,  “Analisis  metalografi  pelat elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al,” Jurnal  Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 24, no. 1, hal. 39 –50, 2018
[7].  R. Sigit, R. Artika, H. F. Rahmatullah, S. Ismarwanti, A.B. Ginting,  Supardjo , “Uji pasca  iradiasi  pelat  elemen  bakar U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pada burnup  60%:  pengamatan  visual  dan analisis c itra”, Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 28, no.  3,  hal. 135 –142, 2022.
[8].  J. C. Sihotang, M. K. Ajiriyanto, A. S. D. Putri, E. Nurlaily, A. B. Ginting, “Study of fission gas bubbles and interaction layer on irradiated U 3 Si 2 -Al density of 4.8  gU/cm 3 ,” Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 28, no. 2,  hal. 69 –78, Jun. 2022.
[9].  D.  E.  Janney  and  S.  L.  Hayes, “Experimentally Known Properties of U- 10Zr  Alloys:  A  Critical  Review,” Nucl. Technol. ,  vol.  203,  no.  2,  pp.  109 –128, 2018. doi: 10.1080/00295450.2018.1435137.
[10]. T.  W.  Cho et  al. ,  “Thermophysical properties  of  heat-treated  U-7Mo/Al
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 21 – 32
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)
dispersion fuel,” J. Nucl. Mater. , vol. 501, pp. 31 –44, 2018. doi: 10.1016/j.jnucmat.2018.01.027.
[11]. S.  Van  Den  Berghe  and  P.  Lemoine, “Review  of  15  years  of  high-density lowenriched UMo dispersion fuel development  for  research  reactors  in Europe,” Nucl.  Eng.  Technol. ,  vol.  46, no. 2, pp. 125 –146, 2014. doi: 10.5516/NET.07.2014.703.
[12]. T. Yao et al. , “α-U and ω-UZr2 in neutron irradiated  U- 10Zr annular metallic fuel,” Journal  of  Nuclear  Materials ,  vol.  542. 2020. doi: 10.1016/j.jnucmat.2020.152536.
[13]. T.  Surbakti,  S.  P,  and  T.  S,  “Analisis Pengaruh densitas bahan bakar silisida terhadap parameter kinetik teras reaktor RSG-GAS ,” J. Penelit. Fis. dan Apl. , vol. 3, no. 1, p. 19, 2013. doi: 10.26740/jpfa.v3n1.p19-30.
[14]. S.  Balart et  al. ,  “U-Mo  alloy  powder obtained by a hydride-dehydride process,” Int. Meet. Reduc. Enrich. Res. Test React. Las Vegas, Nevada , vol. c, pp. 5 –10, 2000.
[15]. S. S. Guide, “Safety through international  standards  IAEA  Safety Standards for protecting people and the environment  Specific  Safety  Guide Safety  of  Uranium  Fuel  Fabrication Facilities,”  vol.  6,  [Online].  Available: https://www.iaea.org/resources/safety- standards.
[16]. P. A. Artiani, Mirawaty, and K. Heriyanto, “Analisis sub-kritikalitas rak bahan bakar nuklir  bekas  RSG-GAS  menggunakan a luminium,” Urania ,  vol.  23,  no.  2,  pp.
127 –138, 2017.
[17]. Y.  Naito  and  H.  Okuno,  “Nuclear criticality  safety  handbook  (English translation).  Technical  Report  JAERI- Review 95- 013.,” 1995.
[18]. D.  A.  Costa,  M.  E.  Cournoyer,  J.  F. Merhege,  V.  E.  Garcia,  and  A.  N. Sandoval, “A primer on criticality safety,” J.  Chem.  Heal.  Saf. ,  vol.  24,  no.  3,  pp.
7 –13, May 2017. doi: 10.1016/j.jchas.2016.12.001.
[19]. T.  Inl,  “Criticality  Safety  Basics  for  INL FMHs and CSOs,” April, 2012.
Analisis Kritkalitas Proses Hydriding Serta Penyimpanan Paduan U7Mo dan U6Zr Sebagai Kandidat Bahan Bakar Reaktor Riset Menggunakan OpenMC (Saga Octadamailah, Anissa Isnaini, Rohmad Sigit)

## HALAMAN INI DIBIARKAN KOSONG