## KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR
Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, Risdiyana Setiawan Pusat Teknologi Limbah Radioaktif – BATAN Kawasan Puspiptek Serpong Gd.50, Tangerang Selatan, 15314 e-mail: aisyah@batan.go.id
(Naskah diterima: 26–11–2018, Naskah direvisi: 16–01–2019, Naskah disetujui: 22–01–2019)

## ABSTRAK

## KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DARI
EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR.  Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) merupakan reaktor nuklir jenis High Temperature Gas Cooled  Reactor (HTGR) yang menggunakan bahan bakar berbentuk pebble berlapis TRISO dengan tipe yang sama  dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang direncanakan akan dibangun di Indonesia. Oleh karena itu karakteristik radionuklida dalam bahan bakar bekas (BBNB) reaktor AVR dapat digunakan untuk mempelajari karakteristik BBNB reaktor RDE. Salah satu hal penting dalam operasional reaktor nuklir adalah pengelolaan BBNB yang ditimbulkannya. Pengelolaan BBNB reaktor AVR dilakukan dengan penyimpanan dalam dry cask untuk jangka waktu yang lama. Upaya untuk mendisain keselamatan dalam sistem penyimpanan BBNB salah satu kajian penting yang diperlukan adalah karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi  radionuklida yang terkandung dalam BBNB  dengan menggunakan software ORIGEN  2.1 yang didasarkan pada operasional reaktor AVR. Penelitian ini bertujuan untuk analisis keselamatan penyimpanan BBNB pebble pada dry cask dalam jangka panjang. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu penyimpanan selama 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta radionuklida hasil fisi dengan total konsentrasi aktivitas sebesar  4,03x10 10 Bq/g. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun konsentrasi aktivitas radionuklida total dalam dry cask sebesar 7,66x10 13 Bq/g untuk kapasitas dry cask yang berisi BBNB pebble berjumlah 1900 buah. Terdapat BBNB pebble dalam dry cask yang  mengalami kerusakan pada lapisan TRISO, sehingga dalam dry cask kemungkinan terdapat beberapa radionuklida hasil fisi yang dapat lepas dari BBNB  seperti 85 Kr, 135 Xe, dan 131 I yang berupa gas, serta 137 Cs, 106 Ru, 110m Ag dan 107 Pd yang bersifat logam.
Kata kunci : Karakterisasi radionuklida, AVR, bahan bakar nuklir bekas, pebble berlapis TRISO

## ABSTRACT

## CHARACTERISTIZATION OF RADIONUCLIDES IN SPENT FUEL FROM EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR.  Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) is a type of High
Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) that has a TRISO coated pebble fuel similar to TRISO fuel for the Experimental Power Reactor (Reaktor Daya Experimental, RDE), which is planned to be built in Indonesia. Therefore, the radionuclides characterization  study in the AVR spent fuel can give contribution to the study of RDE spent fuel. One of the important aspects in the operation of nuclear reactor is the management of the generated spent fuel. The management of the AVR spent fuel was carried out by storing the spent fuel in dry cask for a long time. In designing the safety of spent fuel storage system, one of the needed important studies is the characterization of radionuclides contained in the spent fuel. In this study, characterization of radionuclides contained in the spent fuel has been performed by using ORIGEN 2.1 computer program based on the data of AVR reactor operation. The objective of the research is to analyze the safety of a long term storage of pebble spent fuels in dry cask. The results show that up to 100 years storage period, one pebble spent fuel has a total activity concentration of 4.03x10 10 Bq/g of activated products, actinides and its daughter and fission product radionuclides. In a dry cask containing 1900 pebbles, the total activity concentration of the spent fuel is 7.66x10 13 Bq/g. Some broken TRISO layer in some spent fuel pebbles in dry cask is evident, so it is possible that some amount of fission product radionuclides are released from the spent fuel in the dry cask such as 85 Kr, 135 Xe, and 131 I in the form of gas, and metallic radionuclides of 137 Cs, 106 Ru, 110m Ag and 107 Pd.
Keywords: Characterization of radionuclides, AVR, spent fuel, TRISO coated pebble
(Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, Risdiyana Setiawan)

## PENDAHULUAN
Dalam rangka mengupayakan amanat pemanfaatan energi nuklir pada Rencana Pembangunan Jangka menengah Nasional III (RPJMN III) sebagaimana tertera pada Peraturan Pemerintah Nomor 2 Tahun 2015  tentang kewenangan Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) untuk pembangunan reaktor nuklir non komersial, BATAN merencanakan membangun Reaktor Daya Eksperimental (RDE)  [1,2].  RDE merupakan pebble-bed reactor dengan  tipe High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) dengan bahan bakar bermoderator graphite yang mempunyai daya termal sebesar 10 MW [1]. HTGR merupakan salah satu dari reaktor generasi ke IV yang didesain memiliki sistem keselamatan pasif yang tetap aman meski dalam kondisi kecelakaan [3]. HTGR juga memiliki kelebihan dari sisi sustainability , ekonomis, viability , reliability , dan proliferation resistance [3] .
Salah satu hal penting berkenaan dengan pembangunan reaktor nuklir adalah masalah  pengelolaan bahan bakar nuklir bekas  (BBNB).  Pengelolaan BBNB diatur dalam Peraturan Pemerintah Republik Indonesia (PP) Nomor 61 Tahun 2013. Pada pasal 32 menyatakan bahwa penghasil limbah radioaktif wajib melaksanakan penyimpanan sementara BBNB dalam waktu sekurang-kurangnya selama masa operasi reaktor nuklir. Setelah melakukan penyimpanan sementara maka penghasil limbah wajib mengirim kembali BBNB ke negara asal, atau menyerahkan BBNB kepada BATAN (pasal 33). Sementara itu pada pasal 38 menyatakan bahwa BATAN mempunyai kewajiban melakukan penyimpanan BBNB sebelum dilkukan penyimpanan lestari  [4].  Oleh karena itu sejalan dengan rencana pembangunan RDE dimasa mendatang, BATAN dalam hal ini Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) perlu mempersiapkan fasilitas penyimpanan BBNB dari operasional reaktor RDE.
Arbeitsgemeinschaft Versuchs reaktor atau Experimental Pebble Bed Reactor (AVR) merupakan reaktor nuklir jenis HTGR dari Jerman yang dibangun pada tahun 1960 dan berhenti beroperasi pada tahun 1988  [5,6].  Jenis bahan bakar nuklir dari reaktor AVR adalah sama dengan RDE yaitu bahan bakar bentuk pebble (bola) yang berlapis TRISO [7–10]. Oleh karena itu dalam penelitian ini dipelajari BBNB dari reaktor AVR yang dapat menjadi salah satu kontribusi penting untuk melengkapi data penelitian berkenaan dengan sistem penyimpanan BBNB dari RDE yang amat diperlukan.
Bahan bakar reaktor AVR merupakan bahan bakar kernel tipe termal yang berbentuk pebble dan konstruksi partikel berlapis TRISO ( Triso Coated Particle ) dengan 4 lapisan yang membungkus kernel. Kernel mengandung bahan fisil UO 2 dengan pengayaan rendah (<20%) yang dilapisi moderator keramik dan grafit.  Lapisan pertama berupa lapisan pyrolitic carbon densitas rendah (PyC) yang berpori yang berguna menahan gas-gas hasil fisi yang keluar dari kernel sekaligus menyediakan ruang jika terjadi pembengkakan (swelling) .  Lapisan kedua berupa  lapisan pyrolitic carbon densitas tinggi sebelah dalam (IPyC) berfungsi untuk menahan hasil belah, khususnya Kr dan Xe agar tidak keluar dari kernel. Selain itu lapisan ini juga berfungsi sebagai pengahalang difusi hasil  fisi yang berupa logam serta berfungsi juga sebagai bejana yang menahan jika terdapat tekanan dari lapisan sebelah dalamnya. Lapisan ketiga merupakan lapisan silikon karbida (SiC) yang merupakan lapisan utama berfungsi untuk mempertahankan integritas mekanik dan stabilitas dimensi  dari partikel bahan bakar berlapis serta sebagai penahan terhadap hasil belah yang bersifat logam yang telah berhasil menembus lapisan disebelah dalamnya. Lapisan keempat adalah lapisan pyrolitic carbon densitas tinggi sebelah luar (OPyC) yang merupakan
lapisan terluar dari bahan bakar berlapis TRISO  yang berfungsi secara mekanik melindungi lapisan SiC. Keempat lapisan tersebut berfungsi sebagai bejana bertekanan yang berintegritas tinggi dan memiliki kemampuan retensi yang sangat tinggi terhadap hasil  fisi serta masing- masing lapisan mempunyai fungsi yang spesifik. Di antara keempat lapisan tersebut, lapisan yang paling penting dalam partikel jenis TRISO adalah lapisan SiC yang berfungsi memberikan sebagian besar kekuatan struktur dan stabilitas dimensi serta sebagai penghalang utama terhadap pelepasan  hasil  fisi yang apabila tidak ditahan akan menembus lapisan PyC dan akan mengkontaminasi sistem pendingin primer  [8–11].  Gambar  1  menunjukkan partikel bahan bakar Pebble yang berlapis TRISO.
Gambar 1.  Partikel  Bahan Bakar Pebble
Berlapis TRISO [11]
Dalam operasional reaktor AVR, bahan bakar saling bersinggungan didalam teras reaktor, sehingga terdapat bahan bakar yang rusak terutama rusak lapisan TRISO.  Lapisan TRISO pada bahan bakar yang telah rusak secara otomatis akan keluar dari teras reaktor dan dikategorikan sebagai BBNB sehingga dalam BBNB yang dikelola merupakan campuran bahan bakar yang rusak dan bahan bakar yang utuh
tetapi  telah mencapai burn-up .   Terdapat beberapa penyebab terjadinya kerusakan bahan bakar pebble dalam reaktor antara lain kerusakan akibat tekanan gas hasil fisi, kerusakan akibat tekanan gas CO, kerusakan akibat migrasi kernel  [12], dan kerusakan akibat korosi oleh hasil  fisi Paladium (Pd)  [11,13]. Adanya kerusakan bahan bakar dalam operasional reaktor, maka diperlukan tingkat keselamatan yang tinggi dalam pengelolaan BBNB.
Sampai saat ini Indonesia menganut opsi daur bahan bakar terbuka, ini berarti tidak dilakukan proses olah ulang dan BBNB akan disimpan dalam jangka waktu panjang. Dalam pengelolaan BBNB dari reaktor AVR, penyimpanan BBNB dilakukan dalam dry cask yang terbuat dari bahan baja tahan karat. Dry cask didisain terdiri dari 2 canister yang masing-masing memiliki kapasitas 950 buah BBNB pebble , sehingga dalam 1 dry cask akan menyimpan sebanyak 1800 buah BBNB pebble [14].  Untuk merancang dry cask diperlukan banyak data dari BBNB yang akan disimpan yang salah satunya adalah data karakteristik radionuklida yang terkandung dalam BBNB.
Penelitian  yang berkaitan  dengan BBNB HTGR secara umum dilakukan oleh Jian Li,  dkk;  Lim Peng Hong;  Ihda Husnayani [15]–[17]. Fukaya, F. dkk mempublikasikan penyimpanan dan final disposal  BBNB  dari HTGR  [18].  Penelitian yang berkaitan dengan proses olah ulang BBNB dari HTGR dilakukan oleh Liyang Zhu dkk  [19].  Hingga saat ini, cukup banyak beberapa penelitian serta dokumen teknik berkenaan dengan BBNB dari berbagai jenis reaktor nuklir. Khusus untuk BBNB pebble dari reaktor jenis HTGR, penelitian dibidang ini relatif belum banyak.
Dalam mendisain sistem penyimpanan BBNB, salah satu kajian penting yang diperlukan adalah karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB baik BBNB yang baru keluar dari teras reaktor maupun BBNB dalam penyimpanan jangka panjang. Saat ini penelitian yang
(Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, Risdiyana Setiawan)
berkaitan dengan  karakteristik radionuklida dari BBNB untuk reaktor AVR relatif belum banyak. Beberapa penelitian dibidang tersebut diantaranya adalah analisis karakterisasi beserta pengembangan metode inventori radionuklida dari BBNB [15]–[19].
Pada penelitian ini dilakukan kajian karakterisasi radionuklida untuk BBNB dari AVR dengan bahan bakar bentuk pebble berlapis TRISO. Karakterisasi ini dilakukan dengan tujuan untuk analisis keselamatan penyimpanan BBNB pebble pada dry  cask dalam jangka  panjang. Analisis keselamatan dalam penyimpanan BBNB ini antara lain untuk mendisain sistem proteksi radiasi pada dry cask BBNB seperti shielding , analisis panas peluruhan BBNB, disain dry cask , dan penanganan BBNB.
Karakteristik radionuklida pada BBNB ini meliputi perhitungan konsentrasi aktivitas radionuklida hasil aktivasi, aktinida beserta anak luruhnya dan radionuklida hasil fisi. Selain itu penting juga untuk  diketahui karakteristik beberapa hasil fisi yang kemungkinan dapat lepas dari dry cask ke lingkungan karena dalam penyimpanan BBNB terdapat pebble yang rusak lapisan TRISO nya. Adanya lapisan TRISO yang rusak akan mengakibatkan beberapa hasil fisi dapat berdifusi keluar lapisan TRISO dan keluar ke lingkungan  [12], [20].  Hasil fisi yang keluar ke lingkungan dalam jumlah tertentu dapat berdampak negatif pada kesehatan. Selain itu terdeteksinya hasil fisi dalam lingkungan penyimpanan BBNB
dapat mengindikasikan terjadinya kerusakan caniste r maupun dry cask yang mengakibatkan beberapa hasil fisi tersebut keluar ke lingkungan [12,20].
Karakterisasi radionuklida pada BBNB pebble dalam penelitian ini dilakukan menggunakan program komputer ORIGEN 2.1 dengan data masukan yang berupa operasional reaktor AVR dan komposisi bahan bakar pebble . Dari hasil perhitungan akan diperoleh ratusan jenis radionuklida yang terbentuk dalam BBNB pebble . Dilakukan seleksi radionuklida yang terbentuk yaitu radionuklida yang berpengaruh  dalam  pengelolaan  BBNB. Hasil karakterisasi radionuklida dalam BBNB berupa radionuklida hasil aktivasi, aktinida beserta anak luruhnya dan radionuklida hasil fisi. Selain itu juga dipelajari beberapa radionuklida hasil fisi yang kemungkinan dapat terlepas dari BBNB seperti 85 Kr, 135 Xe, dan 131 I yang berupa gas hasil fisi, serta radionuklida 137 Cs, 106 Ru, 110m Ag dan 107 Pd.

## TEORI
Perhitungan untuk karakteristik radionuklida pada BBNB reaktor pebble bed (AVR) yang telah mengalami iradiasi sampai mencapai burn up dilakukan menggunakan program komputer ORIGEN 2.1 atau Oak Ridge Isotope Generation and depletion code version 2.1. Perhitungan ORIGEN 2.1 didasarkan pada proses peluruhan dan terbentuknya radionuklida dalam BBNB sebuah pebble menurut persamaan  [4],
[21]–[24] :
𝑑𝑑𝑋𝑋 𝑖𝑖 𝑑𝑑𝑑𝑑 = � 𝑙𝑙 𝑖𝑖𝑖𝑖 𝜆𝜆 𝑙𝑙 𝜒𝜒 𝑖𝑖 − ∅ � 𝑓𝑓 𝑖𝑖𝑖𝑖 𝜎𝜎 𝑖𝑖 𝜒𝜒 𝑖𝑖 − ( 𝜆𝜆 𝑖𝑖 + ∅𝜎𝜎 𝑖𝑖 + 𝑟𝑟 𝑖𝑖 ) 𝜒𝜒 𝑖𝑖 + 𝐹𝐹 𝑖𝑖 𝑁𝑁 𝑖𝑖 = 𝑙𝑙 𝑁𝑁 𝑖𝑖 = 𝑙𝑙 , 𝑖𝑖 = 1 … , 𝑁𝑁 (1)
dimana X i = kerapatan atom nuklida i (atom/cm 3 ) N =  jumlah nuklida (atom) l ij = fraksi peluruhan radioaktif,
pembentukan nuklida j menjadi  nuklida i (fraksional) λ i =  konstanta peluruhan radioaktif nuklida i (detik -1 )
ф = fluks netron rata-rata (n/cm 2 .detik) f ik = fraksi serapan netron nuklida k menjadi nuklida i (fraksional)
σ k =  tampang lintang serapan netron rerata nuklida k (barn)
ri  = laju perpindahan nuklida i dari system
(atom/detik)
Fi  = laju umpan nuklida i (atom/detik)
Melalui  penyelesaikan persamaan (1) menggunakan ORIGEN 2.1 diperoleh karakteristik radionuklida pada BBNB sebuah pebble seperti konsentrasi aktivitas dari radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya serta hasil fisi.
Hasil perhitungan karakteristik radionuklida menggunakan program ORIGEN 2.1 akan diperoleh ratusan jenis radionuklida. Terkait dengan keperluan pengelolaan limbah radioaktif khususnya BBNB maka diperlukan seleksi radionuklida yang memiliki kontribusi besar dalam penentuan metode pengolahan limbah radioaktif. Seleksi radionuklida didasarkan pada waktu paro, tingkat kliren dan tingkat radiotoksisitas untuk setiap radionuklida sehingga karakteristik radionuklida hanya terdiri dari radionuklida yang memiliki umur paro panjang, radiotoksisitas yang tinggi dan konsentrasi aktivitas yang besar  [4], [25]. Salah satu masalah penting dalam pengelolaan limbah radioaktif adalah delay and decay , yaitu limbah radioaktif disimpan terlebih dahulu sebelum diproses. Hal ini dimaksudkan untuk peluruhan radionuklida umur paro pendek yang terkandung dalam limbah ataupun untuk pendinginan limbah dengan paparan radiasi yang besar. Dalam makalah ini disimulasikan kurun waktu peluruhan yaitu melalui penyimpanan BBNB dalam dry cask sampai dengan waktu 100 tahun sehingga hanya terdapat radionuklida yang memiliki umur paro panjang dan diatas kliren yang relevan untuk pengelolaan limbah radioaktif.

## METODOLOGI
Dalam penelitian ini perhitungan menggunakan ORIGEN 2.1 memerlukan data parameter input seperti jenis reaktor beserta parameter operasionalnya dan komposisi bahan bakar. Dalam penelitian ini perhitungan didasarkan kepada jenis reaktor pebble  bed AVR dengan energi termal 46 MW, burn up 14,5% FIMA, bahan bakar tipe pebble dengan lapisan TRISO [8]. Diasumsikan bahwa setiap pebble
mengalami iradiasi dengan rata rata spesifik daya 1,2x10 -4 MW selama 1170 hari. Bahan bakar pebble terdiri dari kernel yang berupa UO 2 dengan pengayaan 235 U sebesar 17% dengan jumlah 5 gram serta lapisan TRISO yang terdiri dari lapisan IPyC,SiC,OPyC masing-masing dengan tebal 0,004; 0,0035 dan 0,004 cm serta densitas lapisan masing- masing 1,9; 3,18; dan 1,9 g/cm 3 [8].  Data komposisi bahan bakar sebuah pebble seperti ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Komposisi Bahan Bakar per Pebble No. Radionuklida Jumlah (gram) 1 234 U 0,0002 2 235 U 0,7491 3 238 U 3,6570 4 16 O 0,5937 5 12 C 195,5376 6 28 Si 0,4073 Berat total 1 pebble 200,9448
Persamaan 1  digunakan sebagai dasar perhitungan karakteristik radionuklida dalam BBNB menggunakan ORIGEN 2.1. Hasil perhitungan menggunakan ORIGEN 2.1 dapat diketahui karakteristik radionuklida yang terkandung dalam BBNB sebuah pebble yang meliputi seluruh kandungan radionuklida beserta konsentrasi aktivitasnya dalam waktu 0 sampai dengan 100 tahun. Dalam pembuatan grafik konsentrasi aktivitas radionuklida dalam BBNB digunakan satuan log Bq/g. Hal ini dimaksudkan hanya untuk penyederhanaan pembuatan dan penampilan grafik.
Pengelolaan BBNB pebble dari reaktor AVR dilakukan dengan system dry cask dalam jangka waktu lama ( long term storage ) sampai dengan 100 tahun. Disain dry cask BBNB terdiri dari 2 canister dengan kapasitas setiap canister memuat 950 buah pebble , sehingga dalam dry cask memuat 1900 buah pebble . Dalam penelitian ini total konsentrasi aktivitas juga dihitung untuk sebuah dry cask untuk penyimpanan BBNB jangka panjang yaitu sampai dengan 100 tahun.
(Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, Risdiyana Setiawan)

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil perhitungan menggunakan ORIGEN 2.1 berupa data output yang berisi seluruh jenis radionuklida yang dimungkinkan terbentuk karena adanya iradiasi bahan bakar dalam reaktor. Data output Origen 2.1 menunjukkan bahwa pada BBNB  sebuah pebble segera setelah keluar dari reaktor didapat radionuklida berjumlah 208 jenis radionuklida yang terdiri dari 11 jenis radionuklida hasil aktivasi, 12 jenis radionuklida aktinida dan anak luruhnya serta 185 jenis radionuklida hasil fisi. Namun demikian dalam penyimpanan dry cask terdapat banyak radionuklida yang meluruh dan mencapai kliren,sehingga karakteristik radionuklida dalam BBNB sebuah pebble dalam penyimpanan sampai dengan 100 tahun seperti ditunjukkan pada Gambar 2 dan Gambar 4 .
Kandungan radionuklida hasil aktivasi pada BBNB sebuah pebble pada penyimpanan sampai dengan 100 tahun ditunjukkan pada Gambar 2.
Gambar 2. Konsentrasi aktivitas radionuklida hasil aktivasi dalam BBNB sebuah pebble
Radionuklida hasil aktivasi dalam BBNB sebuah pebble muncul dari pengotor- pengotor yang ada dalam bahan bakar pebble yang kemudian teraktivasi oleh netron. Oleh karena itu karakteristik limbah ini dipengaruhi oleh kemurnian bahan bakar pebble . Setelah dilakukan seleksi radionuklida  berdasarkan waktu paro dan
tingkat kliren, maka karakteristik radionuklida hasil aktivasi seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2. Pada Gambar 2 terlihat karakteristik kandungan radionuklida dalam BBNB sebuah pebble hasil aktivasi yang signifikan berjumlah 3 radionuklida yaitu 3 H (T½:12,35 tahun), 14 C
(T½: 5730 tahun), dan 10 Be (T½:1,3x10 6
tahun).  Radionuklida hasil aktivasi berasal dari reaksi tangkapan netron dari grafit, lapisan bahan bakar kernel, dan oksigen dalam UO 2 . Adanya 14 C dalam hasil aktivasi berasal dari iradiasi netron pada grafit, adanya 3 H berasal dari beberapa sumber yang salah satunya berasal dari hasil fisi bahan bakar. BBNB sebuah pebble mengandung radionuklida hasil aktivasi dengan umur paro yang panjang dan yang terpanjang memiliki umur paro 1,3x10 6 tahun  yaitu 10 Be. Sampai dengan waktu peluruhan 100 tahun tidak terdapat radionuklida yang habis meluruh tetapi masing-masing masih memiliki konsentrasi aktivitas 2,946x10 3 ; 21,966x10 3 ; dan 809,804 x10 3 Bq/g.  Radionuklida  hasil aktivasi ini memiliki konsentrasi aktivitas total 8,35x10 5 Bq/g dan dikategorikan sebagai limbah tingkat sedang yang memerlukan pengelolaan dengan tingkat keselamatan yang tinggi [4], [24].
Karakteristik aktinida dan anak luruhnya pada BBNB sebuah pebble sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun ditunjukkan pada  Gambar 3.
Gambar 3. Konsentrasi aktivitas aktinida dan anak luruhnya dalam BBNB sebuah pebble
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (Log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun) 3H 10Be 14C 0 2 4 6 8 10 12 14 16 0 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun) 235 U 238 U Pu-239 Pu-240 Pu-241
Am-241
3 H 14 C 10 Be 235 U 239 Pu 241 Pu 240 Pu 238 U 241 Am
Radioinuklida golongan aktinida terbentuk karena reaksi transmutasi inti uranium ( 238 U) pada bahan bakar pebble dan produk dari reaksi berantai aktinida yang lain dalam reaktor nuklir [26]. Sebagian besar aktinida adalah radionuklida berumur paro sangat panjang dan yang terpanjang adalah sisa uranium yang tidak terbakar dalam reaktor dengan waktu paro sampai dengan milyar tahun. Setelah dilakukan seleksi radionuklida yang berdasarkan waktu paro dan tingkat kliren, maka karakteristik radionuklida aktinida dan anak luruhnya seperti ditunjukkan pada  Gambar 3.  Gambar  3  menunjukkan  karakteristik kandungan radionuklida aktinida dan anak luruhnya  berjumlah 6 jenis yaitu 235 U (T½: 7,04x10 8 tahun), 238 U(T½:  4,47x10 9 tahun), 239 Pu (T½: 2,41x10 4 tahun), 240 Pu  (T½:  6,5x10 3 tahun), 241 Pu (T½: 14,4 tahun) dan 241 Am (T½: 4,32x10 2 ) tahun. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun BBNB ini memiliki konsentrasi aktivitas masing masing sebesar 234,213x10 3 ; 216,352 x10 3 ; 1,09 x10 9 ; 6,84 x10 8 ; 1,15 x10 9 ; dan 4,28 x10 9 Bq/g untuk radionuklida 235 U; 238 U; 239 Pu; 240 Pu; 241 Pu dan 241 Am. Aktinida dan anak luruhnya ini memiliki konsentrasi aktivitas total 7,203x10 9 Bq/g dan dikategorikan sebagai limbah tingkat sedang yang memerlukan pengelolaan dengan tingkat keselamatan yang tinggi [4], [24].
Karakteristik radionuklida hasil fisi pada BBNB sebuah pebble sampai dengan waktu  penyimpanan 100 tahun ditunjukkan pada  Gambar  4.  Radionuklida hasil fisi terbentuk karena adanya reaksi fisi dari 235 U dalam bahan bakar dengan netron yang membentuk hasil fisi. Pada umumnya radionuklida hasil fisi merupakan radionuklida pemancar gamma dengan umur paro yang paling panjang hanya sampai ribuan tahun. Setelah dilakukan seleksi radionuklida yang berdasarkan waktu paro dan tingkat kliren, maka karakteristik radionuklida hasil fisi seperti ditunjukkan pada Gambar  4. Pada Gambar
4  terlihat  BBNB dari sebuah pebble dengan karakteristik kandungan radionuklida hasil fisi yang berjumlah 5 jenis yaitu 85 Kr (T½:10,756 tahun), 90 Sr (T½:  29,1 tahun),
137 Cs (T½: 30,167 tahun), 151 Sm  (T½: 88,84 tahun), dan 155 Eu (T½: 4,761 tahun). Sampai dengan waktu penyimpanan dalam dry cask 100 tahun BBNB sebuah pebble masih memiliki konsentrasi aktivitas yang sangat tinggi yaitu sebesar  1,46x10 7 ; 7,03x10 9 ; 9,47x10 9 ; 6,27x10 8 ; dan 6,43x10 5 Bq/g masing-masing  untuk radionuklida 85 Kr, 90 Sr , 137 Cs, 151 Sm, dan 155 Eu. Radionuklida hasil fisi ini memiliki konsentrasi aktivitas total 1,710x10 10 Bq/g dan dikategorikan sebagai limbah tingkat sedang yang memerlukan pengelolaan dengan tingkat keselamatan yang tinggi [4], [24].
Gambar 4. Konsentrasi aktivitas radionuklida hasil  fisi dalam BBNB sebuah pebble
Sampai dengan waktu penyimpanan dalam dry cask selama 100 tahun konsentrasi aktivitas total dari BBNB sebuah pebble yang mengandung radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya serta hasil fisi seperti yang ditunjukkan pada Gambar  5.  Konsentrasi aktivitas total BBNB sebuah pebble adalah jumlah dari konsentrasi aktivitas untuk radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya serta hasil fisi. Pada Gambar  5  tampak bahwa konsentrasi aktivitas hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta hasil fisi memiliki konsentrasi aktivitas yang cukup stabil sampai dengan waktu penyimpanan dalam
0 2 4 6 8 10 12 14 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (Log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun) Kr-85 Sr-90 Cs-137 Sm-151 Eu-154 85 Kr 151 Sm 137 Cs 154 Eu 90 Sr
(Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, Risdiyana Setiawan)
dry cask selama 100 tahun.  Hal ini menunjukkan bahwa karakteristik radionuklida dalam BBNB sebuah pebble didominasi oleh radionuklida yang berumur paro panjang baik untuk radionuklida hasil aktivasi, aktinida maupun hasil fisi. Sampai dengan waktu penyimpanan dalam dry cask selama 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik kandungan radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta radionuklida hasil fisi dengan total konsentrasi aktivitas sebesar 4,03x10 10
Bq/g.
Gambar 5. Konsentrasi aktivitas total radionuklida dalam BBNB sebuah pebble
Pada pengelolaan BBNB dari operasional reaktor AVR di Jerman, penyimpanan BBNB dilakukan dengan sistem penyimpanan kering ( dry cask ).
Model penyimpanan kering sebuah dry cask yang digunakan di Jerman terdiri dari 2 buah canister yang ditumpuk dalam satu dry cask . Dalam setiap canister memuat 950 buah pebble , sehingga dalam satu dry cask memuat 1900 buah pebble . Perhitungan total konsentrasi aktivitas dalam satu dry cask mulai BBNB keluar dari reaktor sampai penyimpanan 100 tahun ditunjukkan pada Gambar  6. Perhitungan total konsentrasi aktivitas dalam Gambar  6  didasarkan pada asumsi bahwa semua BBNB pebble dalam satu dry cask adalah BBNB yang utuh dan tidak terdapat BBNB pebble yang rusak terutama rusak lapisan TRISO.
Gambar 6. Konsentrasi Aktivitas BBNB dalam Dry Cask
Pada  Gambar  6  tampak bahwa konsentrasi aktivitas BBNB dalam dry cask cenderung stabil sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun. Hal ini dapat terjadi karena kandungan radionuklida dalam BBNB didominasi oleh radionuklida berumur paro panjang. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun konsentrasi aktivitas radionuklida total  dalam dry cask sebesar7,66x10 13 Bq/g.
Data karakteristik radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya serta hasil fisi yang dihitung ini diperlukan dalam analisis keselamatan dalam pengelolaan BBNB antara lain untuk mendisain dry cask BBNB seperti pemilihan bahan canister, sistem penahan ( shielding ), sistem pendingin, kapasitas canister dan lainnya. Hal ini untuk menjamin keselamatan pekerja radiasi beserta lingkungannya.
Pada faktanya BBNB yang disimpan dalam dry cask merupakan campuran BBNB dari pebble yang utuh dan rusak. BBNB yang utuh mampu menyimpan hasil aktivasi, aktinida dan hasil fisi tetap berada dalam kernel, sehingga dalam dry cask diasumsikan tidak terdapat hasil aktivasi, aktinida dan hasil fisi yang keluar dari BBNB. Namun pada faktanya dalam operasional reaktor AVR terdapat pebble yang rusak terutama rusak lapisan TRISO, sehingga BBNB yang disimpan dalam dry cask merupakan campuran BBNB dari pebble yang utuh dan pebble yang rusak.
0 5 10 15 20 25 30 35 40 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (Log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun) Hasil Aktivasi Aktinida dan Anak Luruhnya Hasil Fisi Total 0 4 8 12 16 20 24 28 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (Log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun)
Adanya pebble yang rusak dalam canister BBNB mengakibatkan terdapat akumulasi hasil fisi dalam canister seperti  hasil fisi yang berupa gas yang memungkinkan dapat keluar dari canister , dry cask dan akhirnya dapat lepas ke lingkungan.
Terdapat beberapa hasil fisi yang perlu diperhatikan terkait dengan kerusakan lapisan TRISO pada penyimpanan BBNB dalam dry cask :
1.  Radionuklida hasil fisi yang berupa gas seperti 85 Kr, 135 Xe, dan 131 I. Pada kondisi operasi reaktor normal, kernel dalam bahan bakar mampu menahan lebih dari 95% gas-gas hasil fisi  [11]. Namun efektivitas kernel dalam menahan hasil fisi gas dapat menurun jika terjadi kerusakan pada lapisan TRISO, terutama lapisan pyrolitic carbon densitas tinggi sebelah dalam (IPyC) yang berfungsi untuk menahan hasil belah, khususnya 85 Kr  dan 135 Xe  serta sebagai pelindung terhadap kernel bahan bakar. Adanya kerusakan pada salah satu lapisan TRISO dapat meningkatkan kemungkinan terjadinya pelepasan gas gas hasil fisi keluar dari BBNB dan terakumulasi dalam canister . Jika terjadi kecelakaan pada penyimpanan BBNB, gas-gas ini dapat terlepas dari canister keluar dry cask dan akhirnya dapat keluar ke lingkungan. Walaupun radionuklida 85 Kr  dan 135 Xe  yang memiliki waktu paro masing masing 10,756 tahun dan 9,14 jam termasuk golongan gas mulia sehingga bersifat inert dan tidak berbahaya  terhadap  kesehatan.  Namun terdeteksinya gas-gas hasil fisi ini di lingkungan penyimpanan BBNB dapat mengindikasikan terjadinya kerusakan canister dan dry cask pada sistem dry storage BBNB. Selain itu adanya 131 I yang ikut lepas ke lingkungan walaupun dengan waktu paro pendek yaitu 8,021 hari,  tetapi 131 I  dalam jumlah yang cukup besar  dapat meningkatkan kemungkinan terjadinya penyakit kanker pada kelenjar
gondok di kemudian hari. Berbeda dengan gas 85 Kr dan 135 Xe  yang bersifat inert, gas 131 I dapat terserap oleh manusia dan  tersimpan  dalam  kelenjar tiroid. Paparan terhadap kelenjar  tiroid pada dosis sedang sampai tinggi (2,4x10 4 ~ 7,4x10 6 PBq) 131 I  akan meningkatkan resiko untuk kanker tiroid [25,27]. Oleh karena itu penting untuk diketahui seberapa besar jumlah radionuklida 85 Kr, 135 Xe,  dan 131 I  dalam BBNB sebuah pebble dalam penyimpanan dry cask sampai dengan waktu 100 tahun dengan hasil perhitungan seperti yang ditunjukkan pada Gambar 7.
Gambar 7. Konsentrasi aktivitas radionuklida 85 Kr, 135 Xe, dan 131 I
Gambar  7  tampak bahwa konsentrasi aktivitas radionuklida gas hasil fisi 135 Xe dan 131 I memiliki kecenderungan yang mirip satu sama lain dan sangat berdekatan (berimpit) yaitu meluruh dengan cepat mulai dari keluar dari teras reactor sampai dengan waktu penyimpanan 10 tahun. Hal ini karena kedua radionuklida tersebut memiliki waktu paro yang sangat pendek yaitu masing masing 9,14 jam dan 8,02 hari untuk 135 Xe dan 131 I.  Pada Gambar  7 juga tampak bahwa 85 Kr meluruh dengan kecepatan lebih lambat dibandingkan dengan 135 Xe dan 131 I, dan bahkan tetap ada sampai waktu penyimpanan 100 tahun. Hal ini karena 85 Kr memiliki waktu paro yang panjang yaitu 10,756 tahun. Sampai dengan
0 2 4 6 8 10 12 14 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (Log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun) Kr-85 Xe-135 I-131 85 Kr 135 Xe 131 I
(Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra,
Risdiyana Setiawan)
waktu penyimpanan BBNB 100 tahun konsentrasi aktivitas 85 Kr sebesar
1,46x10 7 Bq/g.  Secara keseluruhan, bahan bakar pebble memiliki performa yang sangat bagus. Hal ini karena adanya lapisan TRISO sebagai penahan utama terhadap pelepasan hasil fisi keluar  dari  bahan bakar. Adanya migrasi radionuklida hasil fisi keluar BBNB dapat mengindikasikan bahwa terdapat kerusakan lapisan TRISO. Di antara lapisan TRISO,   lapisan SiC mempunyai peranan penting yaitu untuk mempertahankan integritas mekanik dan stabilitas dimensi dari partikel bahan bakar. Selain itu lapisan SiC juga sebagai penahan hasil belah yang bersifat logam seperti 137 Cs, dan 106 Ru yang lepas dari kernel bahan bakar  [20]. Jika telah terjadi kerusakan lapisan SiC pada bahan bakar dalam teras reaktor, tatkala menjadi BBNB maka hasil fisi 137 Cs dan 106 Ru akan terus keluar dari BBNB selama dalam penyimpanan. Radionuklida hasil belah 137 Cs dan 106 Ru termasuk radionuklida dengan tingkat “toksisitas tinggi”.  Pengertian radiotoksisitas adalah toksisitas yang terkandung dalam radiasi pengion yang dipancarkan oleh suatu radionuklida dan turunannya. Radiotoksisitas tidak hanya dikaitkan dengan karakteristik radioaktivitas sumber, tetapi juga dengan sifat fisika dan kimianya, yaitu ukuran kemampuan radionuklida apabila masuk dalam tubuh menyebabkan kerusakan jaringan dan organ tubuh  [25]. Oleh karena itu penting untuk menghitung konsentrasi aktivitas 137 Cs dan 106 Ru yang terkandung dalam BBNB sebuah pebble dalam penyimpanan dry cask . Hasil perhitungan seperti ditunjukkan pada Gambar 8. Pada Gambar 8 tampak konsentrasi aktivitas radionuklida 137 Cs dan 106 Ru yang terkandung dalam BBNB sebuah pebble dalam penyimpanan dry cask mulai keluar dari teras reaktor sampai dengan waktu penyimpanan 100
tahun. Pada gambar tampak radionuklida 106 Ru meluruh dengan cepat hanya dalam waktu penyimpanan 10 tahun, karena radionuklida 106 Ru memiliki waktu paro pendek yaitu   373,59 hari. Radionuklida 137 Cs memiliki konsentrasi aktivitas yang mendekati stabil sampai dengan waktu penyimpann 100 tahun. Hal ini karena 137 Cs memiliki waktu paro yang relatif panjang yaitu 30,17 tahun.
Gambar 8. Konsentrasi Aktivitas 137 Cs dan 106 Ru dalam BBNB sebuah

## Pebble
Keunggulan dari bahan bakar pebble terletak pada peranan penting dari keberadaan lapisan TRISO yang cukup kuat menjaga integritas bahan bakar. Adanya kerusakan BBNB dapat mengakibatkan lepasnya beberapa hasil fisi seperti 110m Ag dan 107 Pd dari kernel dan dapat menembus lapisan SiC  [28].  Hasil fisi 107 Pd  dapat bereaksi dengan lapisan SiC dan mengakibatkan  korosi bahan bakar dengan reaksi sebagai berikut [11,13,29].
2 Pd + SiC → Pd 2 Si + C
Perhitungan 110m Ag dan 107 Pd perlu dilakukan untuk memperkirakan pengaruh radionuklida 110m Ag dan 107 Pd terhadap integritas bahan bakar.  Gambar  9  dan Gambar  10  masing masing menunjukkan konsentrasi aktivitas 110m Ag dan 107 Pd mulai bahan bakar keluar dari teras reaktor sampai dengan waktu penyimpanan selama 100 tahun dalam dry cask.
0 2 4 6 8 10 12 14 0 50 100 K o n s e n tr a si A k ti v it a s (Log Bq/ g) Waktu Penyimpanan (Tahun) Cs-137 Ru-106 137 Cs
106 Ru

## Gambar 9.  Konsentrasi Aktivitas
Radionuklida 110m Ag dalam sebuah BBNB sebuah Pebble
Gambar 10.  Konsentrasi aktivitas radionuklida 107 Pd dalam BBNB
sebuah Pebble
Gambar  9  tampak konsentrasi aktivitas 110m Ag yang meluruh hanya sampai dengan waktu penyimpanan 10 tahun. Hal ini karena waktu paro 110m Ag yang pendek yaitu 249,95 hari. Dalam penyimpanan dry cask sampai dengan waktu penyimpann 100 tahun, 107 Pd memiliki konsentrasi aktivitas yang cenderung stabil  seperti yang terlihat pada Gambar 10. Hal ini karena 107 Pd memiliki waktu paro yang cukup panjang yaitu 6,5x10 6 tahun.

## SIMPULAN
Karakterisasi radionuklida dalam BBNB pebble dilakukan menggunakan program komputer ORIGEN 2.1. Perhitungan didasarkan pada BBNB dari operasional reaktor AVR dan BBNB disimpan dalam dry cask sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun. Hasil perhitungan menunjukkan
bahwa sampai dengan penyimpann 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik radionuklida hasil aktivasi  yaitu radionuklida yaitu 3 H, 14 C dan 10 Be, aktinida dan anak luruhnya yaitu 235 U; 238 U; 239 Pu; 240 Pu; 241 Pu dan 241 Am dan radionuklida hasil fisi yaitu 85 Kr, 90 Sr , 137 Cs, 151 Sm ,  dan 155 Eu  dengan total konsentrasi aktivitas sebesar 4,03x10 10 Bq/g. Pengelolaan BBNB ini dilakukan dengan penyimpanan dalam dry cask yang memiliki kapasitas 1900 BBNB pebble , sehingga sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun total aktivitas dalam 1 dry cask sebesar. 7,66x10 13 Bq/g. Pada faktanya dalam operasional reaktor AVR terdapat bahan bakar yang rusak lapisan TRISO, sehingga pada penyimpanan BBNB dalam dry cask merupakan campuran dari BBNB utuh dan BBNB rusak lapisan TRISO.  Terdapat radionuklida yang dapat keluar dari lapisan TRISO diantaranya adalah 85 Kr, 135 Xe, dan 131 I yang berupa gas, 137 Cs, 106 Ru, 110m Ag dan 107 Pd.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis mengucapkan terimakasih kepada Kepala Pusat Teknologi Limbah Radioaktif atas kesempatan yang diberikan untuk mengikuti program Insinas Flagship Tahun 2018. Kepada Kementrian Riset Dikti juga kami mengucapkan terimakasih atas dukungan dana penelitian melalui program Insinas Flagship sehingga karya tulis ilmiah ini dapat diselesaikan dengan baik.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] T. Setiadipura, S. Bakhri, G. R. Sunaryo, D. S. Wisnusubroto,
“Cooling  passive  safety  features of reaktor  daya  eksperimental,” AIP
Conf. Proc. , vol. 1984, 2018.
[2] P. H. Liem, T. M. Sembiring, H. N.
Tran, “Evaluation on fuel  cycle and loading  scheme of the Indonesian Experimental Power Reactor (RDE) design,” Nucl. Eng. Des. , vol. 340, pp. 245–259, 2018.
0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 Kons e nt ra s i ( m g) Waktu Penyimpanan (Tahun) 100 200 300 400 500 600 700 800 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 Kons e nt ra s i ( m g) Waktu Penyimpanan (Tahun)
(Aisyah, Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, Risdiyana Setiawan)
[3] T. Setiadipura, D. Irwanto, Z. Zuhair, “Preliminary  neutronic design of high burnup OTTO cycle  pebble  bed reactor,” Atom Indones. , vol. 41, no.1, pp. 7–15, 2015.
[4] Aisyah, P. A.  Artiani, Y. Purwanto, “Karakterisasi  limbah dari produksi radioisotop Molibdenum-99,” J. Iptek Nukl. Ganendra , vol. 99, pp. 71–82, 2018.
[5] R. S. Sen and C. F. Viljoen, “The re- evaluation of the AVR melt-wire experiment with specific  focus on different  modeling  strategies and simplifications,” Nucl. Eng. Des. , vol. 251, pp. 306–316, 2012.
[6] T. Dudley, P. de Villiers, W. Bouwer, R. Luh, “The operator  training simulator  system for the  pebble  bed modular reactor (PBMR) plant,” Nucl. Eng. Des. , vol. 238, no. 11, pp. 2908–2915, 2008.
[7] I. V. Dulera, R. K. Sinha, A. Rama Rao, and R. J. Patel, “High Temperature Reactor Technology Development in India,” Prog. Nucl. Energy , vol. 101, pp. 82–99, 2017.
[8] M. J. Kania, H. Nabielek, K. Verfondern, H. J. Allelein, “Testing of HTR UO2 TRISO fuels in AVR and in Material Test Reactors,” J. Nucl. Mater. , vol. 441, no. 1–3, pp. 545– 562, 2013.
[9] P. A. Demkowicz, B. Liu, J. D. Hunn, “Coated particle fuel: historical perspectives and current  progress,” J. Nucl. Mater. , 2018.
[10] W. Ji, C. Liang, E. N. Pusateri, “Analytical  dancoff  factor  evaluations for  reactor  designs  loaded with TRISO  particle  fuel,” Ann. Nucl. Energy , vol. 63, pp. 665–673, 2014.
[11] E. Dewita, “Pengembangan partikel bahan  bakar  berlapis untuk reaktor VHTR,” J. Pengemb. Energi Nukl. , vol. 10 No. 2, 2008.
[12] H. Jeong, Y. H. Jeong, S. H. Chang, “Model development for the
estimation of fission  product  release under normal and accident conditions in a HTGR,” Nucl. Eng. Des. , vol.
239, no. 6, pp. 1066–1075, 2009.
[13] N. Cerullo,  G. Lomonaco, “Corrosion issues in high  temperature  gas- cooled reactor (HTR) systems,” Nucl.
Corros. Sci. Eng. , pp. 731–772,
2012. [14] K. Verfondern, “AVR Decommissioning,  ” IAEA Mission to PTLR-BATAN on HTGR Decommissioning and Waste, May 15-19 th , 2017. Jakarta, Indonesia
[15] J. Li, D. She, L. Shi, “Burnup characteristics  analyses of graphite impurities in HTGR fuel element,” Ann. Nucl. Energy , vol. 118, pp. 165– 169, 2018.
[16] P. H. Liem, H.-N. Tran, T. M. Sembiring, B. Arbie, I. Subki, “Alternative  fueling  scheme for the Indonesian Experimental Power Reactor (10 MWth Pebble-Bed HTGR),” Energy Procedia , vol. 131, pp. 69–76, Dec. 2017.
[17] I. Husnayani, P. M. Udiyani, “Radionuclide  characteristics of RDE spent  fuels,” J. Teknol. Reakt. Nukl.
Tri Dasa Mega , vol. 20, no. 2, p. 69, 2018.
[18] Y. Fukaya, M. Goto, H. Ohashi, T. Nishihara, Y. Tsubata, T. Matsumura, “Optimization of disposal method and scenario to reduce  high  level  waste volume and repository  footprint for HTGR,” Ann. Nucl. Energy , vol. 116, pp. 224–234, Jun. 2018.
[19] L. Zhu, W. Duan, J. Xu, Y. Zhu, “Uranium  extraction from TRISO- coated fuel particles using supercritical CO 2 containing Tri-N- Butyl Phosphate,” J. Hazard. Mater. , vol. 241–242, pp. 456–462, 2012.
[20] M. P. Kissane, “A review of radionuclide behaviour in the primary system of a very-hgh-temperature reactor,” Nucl. Eng. Des. , vol. 239,
no. 12, pp. 3076–3091, 2009.
[21] I. Husnayani, “Fission products inventory  analysis of HTGR fuel by using ORIGEN 2.1 computer  code,”
Pros. Semin. Nas. Teknol. Energi
Nukl. ISSN  2355-7524 , 2016.
[22] A. Rohanda, “Komparasi hasil perhitungan inventori  hasil  fisi  teras
PLTN PWR 1000 MWe  antara
ORIGEN 2.1 dengan ORIGEN- ARP,” Sigma Epsil. , 2013.
[23] K. Hadad, M. Nematolahi, A.. Golestani, “VVER-1000 cross-section library  generation for ORIGEN-II based on MCNP calculations,” Int. J. Hydrogen Energy , vol. 40, no. 44, pp.
15158–15163, 2015.
[24] Aisyah, Y. Purwanto, “Estimasi limbah  radioaktif lazy  susan  dan beamport dalam perencanaan dekomisioning  reaktor Triga 2000 Bandung,” J. Teknol. Pengelolaan Limbah, Pus. Teknol. Limbah Radioakt. , vol. 15, pp. 1–14, 2012.
[25] G. Alonso, E. Martinez, J. R. Ramírez,H.Hernandez, “Radiotoxicity implications and reduction  strategies of  minor  actinide in a boiling  water
reactor,” Ann. Nucl. Energy , vol. 99, pp. 410–420, Jan. 2017.
[26] T. Akyurek, L. P. Tucker, S. Usman, “Review and characterization of best candidate isotopes for burnup
analysis and monitoring of irradiated fuel,” Ann. Nucl. Energy , vol. 69, pp. 278–291, 2014.
[27] J. M. Tando, “Potensi pemanfaatan rumput laut cokelat corong (Turbinaria Conoides) untuk mengurangi resiko kanker tiroid pada manusia yang terpapar radiasi Iodium 131 akibat kecelakaan  nuklir Fukushima,” Intisari Sains Medis , vol.
1, no. 1, pp. 49–55, 2014.
[28] G. M. De Bellefon, B. D. Wirth,
“Kinetic Monte Carlo (KMC) simulation of fission  product  silver transport through TRISO fuel particle,” J. Nucl. Mater. , vol. 413, no.
2, pp. 122–131, 2011.
[29] E. Dewita, S. Alimah, “Analisis kinerja  bahan  bakar  reaktor  tipe HTGR sebagai penghalang  produk fisi,” J. Pengemb. Energi Nukl. , vol.
19, no. 1, pp. 1–9, 2017.