## UJI TAK MERUSAK SHORT PIN PWR – FUEL DUMMY

## PASCA IRADIASI
Rohmad Sigit, Refa Artika, Maman Kartaman Ajiriyanto, Tri Yulianto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong Gd.20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: sigitebp@batan.go.id (Naskah diterima: 15 –5–2020, Naskah direvisi: 7–6–2020, Naskah disetujui: 21–6–2020)

## ABSTRAK
UJI  TAK  MERUSAK  SHORT  PIN  PWR – FUEL  DUMMY  PASCA  IRADIASI. Pelaksanaan  uji pasca iradiasi untuk bahan bakar nuklir digunakan sebagai indikator kehandalan unjuk kerja bahan bakar selama proses iradiasi. Salah satu tahapan awal pengujian pascairadiasi adalah pengujian tak  merusak.  Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar  Nuklir  (PTBBN)  melakukan  pengembangan  bahan bakar  reaktor  daya  tipe Pressurized  Water  Reactor (PWR). Short  pin PWR fuel  dummy dengan material  kelongsong  zircaloy –4 telah  melalui  proses  iradiasi  di  Reaktor  Serba  Guna – G.A. Siwabessy  (RSG –GAS)  dan  telah  dikirim  ke hot  cell Instalasi  Radiometalurgi  (IRM) – PTBBN. Pengujian tak merusak yang dilakukan di IRM antara lain melalui pengamatan visual dan pengujian radiografi  sinar –X. Pengamatan visual dilakukan di hot  cell 102  dengan  bantuan  kamera  digital, sedangkan  pengujian  radiografi  sinar –X  dilakukan  di hot  cell 103  IRM.  Pengujian  radiografi sinar –X menggunakan parameter tegangan dengan interval 120–125 kV dan kuat arus 1000– 1 100 µA.  Material  uji  ditempatkan  pada  ketinggian  60  cm  dari  detector  untuk  mendapatkan  skala  1:1 terhadap  benda  uji  sebenarnya.  Pengamatan  visual  menunjukkan  pembentukan  beberapa spot yang  mengindikasikan  terjadinya  oksidasi  pada  permukaan short  pin PWR fuel  dummy . Pengamatan  terhadap  citra  radiografi  yang  dihasilkan  dari  pengujian  radiografi  sinar –X  tidak menunjukkan  adanya  anomali  dengan  indikasi grey  value pada  arah  aksial  dan  radial  relatif homogen. Secara umum, berdasarkan hasil uji tak merusak, unjuk kerja short pin PWR fuel dummy relatif  baik  dengan  tidak  ditemukannya  cacat  yang  signifikan.  Sebagai  konfirmasi  terjadinya pembentukan oksida pada permukaan short pin PWR fuel dummy , perlu didukung oleh pengujian Eddy Current yang dilanjutkan dengan pengamatan mikrostruktur melalui pengujian metalografi.
Kata kunci : Short pin , PWR, kelongsong, pasca iradiasi, uji tak merusak, radiografi sinar –X.

## ABSTRACT
NON-DESTRUCTIVE TEST OF IRRADIATED SHORT PIN OF PWR TYPE – FUEL DUMMY. Post- irradiation examination (PIE) for nuclear fuel is used as an indicator of fuel performance reliability during the irradiation process. The Center for Nuclear Fuel Technology (PTBBN) conducts research and  development  of  nuclear  fuel  for  Pressurized  Water  Reactor  (PWR).  Short  pin  of  PWR  fuel dummy with zircaloy-4 cladding has been irradiated at the Multipurpose Reactor – G.A. Siwabessy (RSG-GAS) and has been sent to the Radiometallurgy Installation (IRM) – PTBBN. Non-destructive tests  conducted  at  the  IRM  includes  visual  observation  and  X-ray  radiographic  test.  Visual observations using a digital camera were done in hot cell 102, while X-ray radiographic test was carried out in hot cell 103 IRM. X-ray radiographic test using the voltage and current parameters at a range of 120-125 kV and 1000-1100 uA. The test material was placed at a height of 60 cm from the  detector  to  obtain  a  100%  magnification.  Visual  observation  shows  the  formation  of  several spots indicating oxidation on the short pin PWR fuel dummy surface. Radiographic images from X- ray radiographic testing do not show any anomalies, which is indicated by  relatively homogeneous gray value in the axial and radial directions. Generally, based on the non-destructive test results, performance of the short pin PWR - fuel dummy is relatively satisfactory with no significant defects. To confirm the existence of oxides formation on the surface of the short pin PWR fuel dummy, Eddy Current test is needed, followed by microstructure observations.
Keywords:  short pin, PWR, cladding, post-irradiation, non destructive test, X-ray radiography.
(Rohmad Sigit, Refa Artika, Maman Kartaman Ajiriyanto, Tri Yulianto)

## PENDAHULUAN
Kestabilan  dalam  uji  iradiasi  dan pemenuhan  kualifikasi  uji  pasca  iradiasi merupakan indikator kehandalan unjuk kerja bahan  bakar  nuklir.  Integritas  mekanik kelongsong bahan bakar nuklir sebagai salah satu barrier yang berfungsi untuk mencegah kontak  antara  bahan  bakar  nuklir  dengan pendingin/moderator serta
mencegah lepasan produk fisi harus dipastikan kehandalannya.  Sebagai  dukungan  untuk evaluasi  integritas  mekanik  kelongsong bahan  bakar  nuklir,  Pusat  Teknologi  Bahan Bakar  Nuklir  (PTBBN)  memiliki  fasilitas pengujian  pasca  iradiasi  di  dalam hot  cell Instalasi  Radiometalurgi  (IRM)  untuk  uji merusak  dan  uji  tak  merusak.  Pengamatan visual,  pengukuran  konsistensi  dimensi, pengujian gamma scanning , radiografi sinar-X  dan eddy  current  test merupakan beberapa pengujian tak merusak yang umum dilakukan[1-3].  Selain  untuk  bahan  bakar reaktor  riset  Reaktor  Serba  Guna  G.A Siwabessy  (RSG –GAS)  dan  bahan  bakar reaktor  daya  tipe Pressurized  Heavy  Water Reactor (PHWR),  IRM  juga  didesain  untuk melakukan  pengujian  pasca  iradiasi  untuk bahan  bakar Pressurized  Water  Reactor (PWR)[4].
Peralatan  radiografi  sinar-X  digital sebagai salah satu peralatan uji tak merusak, saat  ini  telah  terpasang  di hot  cell 103  IRM melengkapi  peralatan  pengujian  ultrasonik yang telah terpasang sebelumnya. Pengujian ultrasonik sebelumnya telah digunakan untuk deteksi  cacat  blister  pada  bahan  bakar  tipe pelat, sedangkan untuk tipe rod masih dalam tahapan  penelitian  dan  pengembangan  [1]. Radiografi sinar –X digital di hot cell 103 IRM dilengkapi  sistem  penggerak  holder  sampel uji  yang  dapat  diatur  secara  otomatis  pada arah horizontal, sedangkan untuk pergerakan arah vertikal masih dilakukan secara manual menggunakan bantuan MS-Manipulator seperti  yang  terlihat  pada  Gambar  1[5].
Tegangan  operasi  maksimum  peralatan  uji radiografi  sinar-X  di hot  cell 103  IRM  dapat mencapai 320 kV. Berbeda dengan radiografi sinar –X  konvensional,  radiografi  sinar–X digital mampu mengakomodasi pengamatan secara real-time dengan  efisiensi  dan resolusi yang lebih tinggi [6-8].
Gambar 1. Peralatan  uji  radiografi  sinar-X digital di hot cell 103 IRM[5]
Dalam rangka penelitian dan pengembangan  bahan  bakar  untuk  reaktor daya, PTBBN telah melakukan fabrikasi short pin PWR tanpa bahan bakar ( dummy ) seperti yang  terlihat  pada  Gambar  2.  Selain  itu, fabrikasi short  pin PWR fuel dengan  bahan bakar  UO 2 alam  juga  dilakukan  untuk melengkapi data litbang bahan bakar nuklir di PTBBN. Short pin PWR fuel dummy dengan kelongsong zircaloy – 4 (Zr –4) telah diiradiasi di fasilitas ( Power Ramp Test Facility ) PRTF RSG –GAS dan telah dikirim ke hot cell IRM untuk  pengujian  pasca  iradiasi,  sedangkan short pin PWR fuel berbahan bakar UO 2 alam baru  memulai  tahapan  proses  iradiasi  pada agustus 2019. Pengamatan melalui uji visual dan  citra  radiografi  sinar –X  yang  dihasilkan pada  pengujian  pasca  iradiasi  diharapkan dapat  menunjukkan  unjuk  kerja short  pin PWR fuel  dummy yang  akan  digunakan sebagai  evaluasi  dan  optimasi  desain  untuk pengembangan  bahan  bakar  reaktor  daya selanjutnya.
Gambar 2. Short pin PWR- fuel dummy per bagian dan penampakan utuhnya setelah dirangkai.

## METODOLOGI
Kelongsong short pin PWR fuel
dummy
pascairadiasi ditransfer dari RSG –GAS ke hot cell 101 IRM melalui kanal hubung  instalasi  penyimpanan  sementara bahan bakar bekas (KH –IPSB3) seperti yang terlihat  pada  Gambar  3.  Selanjutnya, dilakukan  pengujian  tak  merusak  melalui
mekanisme pengamatan
visual dan
radiografi  sinar –X digital di hot  cell 102  dan 103.  Pengamatan  visual  dilakukan  melalui observasi  permukaan  kelongsong short pin PWR fuel  dummy pascairadiasi  secara menyeluruh menggunakan dukungan kamera DSLR Canon EOS7D dari operating
area hot cell 102.
Gambar 3. Transfer short pin PWR dari RSG –GAS ke hot cell 101 IRM melalui KH –IPSB3.
Pengujian  tak  merusak  selanjutnya dilakukan  menggunakan  peralatan Digital X – Ray  Inspection  System  K4 yang  telah terpasang  di  dalam hot  cell 103. Scanning dilakukan ke seluruh permukaan kelongsong short pin PWR fuel  dummy pasca  iradiasi dengan melakukan variasi nilai tegangan dan arus.  Analisis  lebih  lanjut  terhadap  citra radiografi  dilakukan  pada  bagian end  cap untuk  mendapatkan  data  dimensi  seperti diameter kelongsong, diameter end cap , dan panjang end  cap yang  mewakili  seluruh kelongsong short pin PWR fuel dummy pasca iradiasi secara utuh.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Pengujian  tak  merusak short  pin PWR fuel  dummy pasca  iradiasi  diawali dengan pengujian visual di hot cell 102 yang dilanjutkan  dengan  penentuan  parameter pengujian  radiografi  sinar –X  di hot  cell 103 IRM.  Hasil  pengujian  visual  menunjukkan adanya  beberapa  perubahan  warna  yang diindikasikan  munculnya white  spot pada beberapa  lokasi.  Keberadaan white  spot tersebut  diduga  akibat  pembentukan  oksida pada  permukaan  kelongsong  Zr –4  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 4.
(Rohmad Sigit, Refa Artika, Maman Kartaman Ajiriyanto, Tri Yulianto)
Gambar 4. Pengamatan visual short pin PWR fuel dummy pasca iradiasi di hot cell 102 IRM
Selanjutnya,
selain dilakukan
scanning menggunakan  peralatan  radiografi sinar –X secara  menyeluruh  pada short pin PWR fuel  dummy , scanning detail  juga dilakukan  berdasarkan  identifikasi  awal posisi white spot melalui pengamatan visual.
Tahapan  awal  pengujian  radiografi  sinar –X adalah  menentukan  parameter  pengujian yang  optimal  untuk  menghasilkan  citra radiografi  yang  baik  dengan  melakukan variasi  nilai  tegangan  dan  arus.  Pengujian dilakukan  pada  rentang  nilai  tegangan 120 –125  kV  dan  kuat  arus  1000–1100  µA berdasarkan  nilai  optimal  yang  didapatkan dari  hasil  beberapa  pengujian  sebelumnya
menggunakan  sampel  kelongsong short pin PWR fuel prairadiasi  [9].  Pada  tahapan  ini didapatkan kesimpulan bahwa nilai tegangan tidak memberikan perbedaan yang signifikan terhadap  citra  radiografi.  Hal  yang  berbeda terjadi ketika perubahan nilai arus dilakukan pada  nilai  tegangan  yang  sama.  Nilai  arus yang  kecil  menghasilkan  citra  radiografi dengan resolusi yang cukup rendah. Dengan nilai  arus  dan  tegangan  yang  optimal,  citra radiografi  dapat  ditampilkan  dengan  sangat baik. Citra radiografi pada beberapa kombinasi  nilai  tegangan  dan  arus  disajikan pada Gambar 5.
Gambar 5.  Citra  radiograf  sambungan  tutup  atas  dan  kelongsong short  pin  PWR-fuel pada beberapa kombinasi nilai tegangan dan arus.
Penentuan parameter jarak benda uji terhadap  detektor  untuk  menghasilkan  citra radiografi dengan rasio dimensi 1:1 terhadap benda  uji  sesungguhnya  didapatkan  pada ketinggian  60  cm  dari flat  panel  detector . Dengan  kata  lain,  pada  posisi  tersebut, holder sampel  uji memiliki  jarak yang sama, baik  terhadap flat  panel  detector maupun focal  spot source pada  tabung  sinar-X  yang
menghasilkan nilai perbesaran sama dengan satu.  Citra  kelongsong short  pin PWR fuel dummy pasca iradiasi secara utuh didapatkan dengan melakukan penembakan sebanyak  6  kali  seperti  yang  ditunjukkan pada  Gambar  6.  Hal  ini  disebabkan framing untuk  satu  kali  tembakan  hanya  dapat menampilkan  citra  sebesar  231,296  mm  x 186,816 mm .
Gambar 6. Penampakan citra radiograf utuh short pin PWR fuel dummy pasca iradiasi
Hasil  pengujian  secara  umum  tidak menunjukkan adanya anomali pada short pin PWR fuel  dummy pasca  iradiasi  yang ditunjukkan  dengan  distribusi grey  value yang  relatif  homogen  baik  pada  arah  radial maupun arah aksial kelongsong seperti yang ditunjukkan  pada  Gambar  7.  Homogenitas grey value terkorelasi dengan nilai kerapatan benda  uji.  Homogenitas  nilai  tersebut menunjukkan  ketebalan  yang  cukup  merata
pada hampir seluruh permukaan kelongsong. Perbedaan  nilai grey  value cukup  jelas terlihat pada kelongsong dan end caps yang merupakan  Zr-4  pejal.  Nilai  minimum grey value memberikan  citra  gelap  dengan kerapatan material yang lebih tinggi, sebaliknya  citra  terang  mengindikasikan kerapatan yang lebih rendah akan memberikan grey value dengan nilai maksimum.
Gambar 7. Distribusi grey value arah aksial dan radial short pin PWR fuel pasca iradiasi.
Keberadaan cacat pada kelongsong akan  memunculkan  citra  yang  lebih  terang dengan  lonjakan  nilai grey  value pada  plot histogram.  Sebagai  validasi,  citra  radiografi diolah  menggunakan  software  pengolahan citra Image-J yang  menghasilkan  pola  yang ditunjukkan pada Gambar 8. Pola arah aksial mengonfirmasi nilai grey value yang
konsisten  dan  homogen  dengan  tidak ditemukannya lonjakan nilai grey value yang signifikan. Distribusi
arah
radial
mengindikasikan  adanya  penurunan  nilai grey  value pada  kedua  sisi.  Pola  ini  terjadi karena  profil  kelongsong  yang  berbentuk silinder  yang  membuat  profil  lengkung  di kedua sisinya .
(Rohmad Sigit, Refa Artika, Maman Kartaman Ajiriyanto, Tri Yulianto)
Gambar 8.  Analisa  profil grey  value arah  aksial  dan  radial  kelongsong  dengan software pengolahan citra Image-J
Berdasarkan  hasil  citra  radiografi dan  analisa  distribusi grey  value yang  telah dilakukan,  dapat  disimpulkan  bahwa  tidak terdapat cacat yang signifikan pada keseluruhan  kelongsong.  Perubahan  hanya terjadi  pada  level  permukaan  kelongsong sesuai  dengan  hasil  pengamatan  visual. Analisa lebih lanjut sebagai bentuk konfirmasi  terhadapa  hasil  pengamatan visual harus didukung menggunakan metode uji  lainnya.  Pembentukan  lapisan  oksida pada  permukaan  kelongsong  misalnya, dapat dideteksi dan diukur secara kuantitatif menggunakan Eddy Current Test [10].
Sebagai bentuk konfirmasi dugaan pembentukan  lapisan  oksida  dari  hasil pengamatan  visual,  uji  metalografi dapat digunakan  untuk  pengukuran  ketebalan oksida  secara  merusak.  Korosi  permukaan akibat  pertumbuhan  lapisan  oksida  akan memberi pengaruh terhadap distribusi temperatur  bahan  bakar.  Selain  dapat mempengaruhi transfer
panas
dari kelongsong ke pendingin, keberadaan oksida di  luar  batas  desain  pada  permukaan kelongsong akan meningkatkan resiko interaksi  dengan  hidrogen  yang  akan menyebabkan degradasi mekanik kelongsong bahan bakar nuklir[11].
Selain  untuk  mengetahui  adanya potensi  timbulnya  cacat  selama  proses iradiasi,  analisis  lanjutan  terhadap  citra radiografi sinar-X yang dihasilkan juga dapat digunakan  untuk  memastikan  konsistensi
dimensi short  pin PWR fuel  dummy. Pada penelitian  ini  parameter  yang  digunakan sebagai  acuan  konsistensi  dimensi  adalah diameter kelongsong. Data dimensi diperoleh dengan  cara  mengukur  dimensi  hasil  citra yang tertampil menggunakan software analisis  citra  dengan  citra  apa  adanya maupun  dalam  kondisi Region  of  Interest (ROI) aktif. Pengukuran diameter kelongsong dapat  menggunakan  citra  apa  adanya sedangkan kondisi ROI digunakan saat harus membedakan  dua  buah  bagian  yang berbeda,  misalnya pengukuran  panjang end cap membutuhkan batas jelas antara bagian pejal dan kosong kelongsong short pin PWR fuel dummy pasca iradiasi. Hasil pengukuran diameter  menunjukkan  konsistensi  dimensi antara  kelongsong  pra  dan  pascairadiasi seperti yang terlihat pada Gambar 9.
Gambar 9. Diameter kelongsong berdasarkan  desain  awal  dan hasil pengukuran kelongsong short pin PWR fuel dummy pasca iradiasi berdasarkan
citra radiografi sinar-X.

## SIMPULAN
Hasil  uji  tak  merusak  melalui pengamatan  visual  dan  pengujian  radiografi sinar-X  yang  dilakukan  di hot  cell IRM menunjukkan  bahwa short  pin PWR fuel dummy pasca  iradiasi  memiliki  unjuk  kerja yang  cukup  baik.  Nilai grey  value yang homogen menunjukkan bahwa tidak terdapat cacat  signifikan  pada  kelongsong  yang didukung dengan konsistensi dimensi diameter  kelongsong  antara  pra  dan  pasca iradiasi. Adapun dugaan lapisan oksida yang ditemukan  melaui  pengamatan  visual  harus dikonfirmasi  dan  divalidasi  menggunakan pengujian  metalografi  dan  mekanik  untuk mengetahu  sejauh  mana  keberadaanya mempengaruhi  integritas  kelongsong short pin PWR fuel dummy .

## UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan  terima  kasih  disampaikan kepada Kepala Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir dan Kepala Bidang Uji Radiometalurgi serta seluruh staf Bidang Uji Radiometalurgi yang  telah  bekerjasama  dalam  kegiatan litbang tahun 2019. Ucapan terima kasih juga diucapkan  kepada  seluruh  personil  yang terlibat dalam proses transfer short pin PWR fuel dummy pascairadiasi.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  M. Fauzi, R. Himawan, H. F. Rahmatullah,  S.  Permana,  A.  G. Hutagaol, “Analisis  cacat  blister  pada kelongsong bahan bakar U 3 Si 2 /Al menggunakan  ultrasonic  test”, Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 23, no. 3, hal. 153-164, 2017.
[2].  P.H.  Liem,  A.G.  Hutagaol,  S.  Amini,  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.
[3].  Z. Liang, et.al, “Non-destructive examination  on  the  spent  fuel  rods ”,
Hotlab  Conference  Proceeding 2014, Baden, Switzerland.
[4].  A.  Sunarto,  dkk,  "Laporan  Analisis
Keselamatan (LAK) Instalasi
Radiometalurgi (IRM)," Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, 2012.
[5].  R.  Artika,  R.  Sigit,  H.  F.  Rahmatullah, Supardjo, A. B. Ginting, “Uji tak merusak pelat  elemen  bakar  U 3 SI 2 /Al  densitas uranium  4,8  gU/cm 3 menggunakan radiografi  sinar-X  digital ”, Jurnal  Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 26, no. 1, hal. 49-56, 2020.
[6].  Y.  J.  Kim,  B.  O.  Yoo,  H.  M.  Kim,  S.  B. Ahn , “Development of X-ray system for irradiated  fuel  in  hotcell ,” Hotlab Conference Proceeding 2016, Karsruhe, Germany.
[7]. B. S. Verma and I. K. Indrajit, “Impact of computers in radiography: The advent of digital  radiography,  Part- 2,” Indian Journal Radiology Imaging , vol. 18, no.
3, pp. 204-209, 2008.
[8].  O. K. Dominika and W. K. Silwya, “Analog and  digital  systems  of  imaging  in roentgenodiagnostics”, Indian  Journal Radiology Imaging , vol. 75, no. 2, pp. 73- 81, 2010.
[9].  H.  F.  Rahmatullah,  R.  Artika,  A.  G. Hutagaol , “Uji fungsi radiografi sinar-X di Instalasi Radiometalurgi”,
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir , Vol. 16 No.
2, hal. 24-31, 2019.
[10]. D. Papaioannou, "Non-destructive examination of irradiated fuel rods at the ITU  hot  c ell”, Hotlab  Conference Proceeding 2016, Karslruhe, Germany.
[11]. R.  Sigit,  F.  Al-Afghani,  J.  Setiawan, Sungkono, “Pengaruh hidrogen terhadap  kekuatan  tarik  kelongsong bahan  bakar  nuklir  berbasis  paduan zirconium ”, Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 23, no. 3, hal. 175-182, 2017.