* Corresponding Author: email: menik_ariani@unsri.ac.id No. HP: +6289627070771
p-ISSN: 1410-7058 e-ISSN: 2597-7059 © 2022 JPS MIPA UNSRI

## Jurnal Penelitian Sains
Journal Home Page: http://ejurnal.mipa.unsri.ac.id/index.php/jps/index

## Analisis neutronik reaktor cepat berpendingin Helium dengan daya 900 MWth berbasis bahan bakar Thorium Mixed Oxyde

## Dian Marini, Menik Ariani*, Supardi, dan Akmal Johan
Jurusan Fisika, Fakultas Matematikan dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Sriwijaya, Sumatera Selatan 30862, Indonesia
Kata kunci:
reaktor nuklir, thorium,
plutonium
ABSTRAK: Thorium berpotensi untuk menjadi alternatif bahan bakar reaktor nuklir. Namun, dibutuhkan  penambahan  bahan  bakar  fisil  lain  seperti  plutonium-239  karena  thorium  alam tidak memiliki isotop fisil. Penelitian ini menyajikan analisis hasil perhitungan sel bahan bakar thorium dengan atau tanpa penambahan plutonium-239, Digunakan fraksi volume 60% fuel, 10% cladding dan 30% helium sebagai pendingin dan menggunakan skema burnup Modified CANDLE  aksial.  Hasil  yang  didapatkan  yaitu  berupa  faktor  multipikasi  efektif  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 )  dan distribusi  daya  dengan  waktu  burnup  10  tahun.  Pengaruh  dari  penambahan  plutonium-239 terhadap tingkat kekritisan  reaktor dapat ditunjukkan  oleh  hasil perhitungan yang dilakukan pada penelitian ini yang ditunjukkan  oleh  nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1,1 ditahun pertama burnup dan nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1.001 di tahun ke-10.
Keywords:
nuclear reactor, thorium, plutonium ABSTRACT: Thorium has the potential to be an alternative fuel for nuclear reactors. Howev- er, it is necessary to add other fissile fuels such as plutonium-239 because natural thorium has no fissile isotopes. This study  presents an analysis of the results of the calculation of thorium fuel cells with or without the addition of plutonium-239. The volume fraction of 60% fuel, 10% cladding and 30% helium is used as a coolant and uses the Modified CANDLE axial burnup scheme. The results obtained are in the form of an effective multiplication factor ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ) and power distribution with a burnup time of 10 years. The effect of the addition of plutonium-239 on the criticality level of the reactor can be shown by the results of the calculations carried out in this study which are shown by the value of 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1,1 in the first year of burnup and the value of 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1.001 in the 10th year.

## 1 PENDAHULUAN
alam  kehidupan  sehari-hari  masyarakat  sangat membutuhkan energi untuk melaksanakan akti- fitas. Energi sebagai sumberdaya alam harus diman- faatkan  sebesar-besarnya  bagi  kemakmuran  masya- rakat [1]. Mayoritas kebutuhan energi dunia disuplai dari energi fosil, khususnya pada negara-negara ber- kembang  seperti  di  negara  Indonesia.  Pembangkit listrik  dengan  bahan  bakar  fosil  seperti  batubara, minyak  bumi,  dan  gas  mempunyai  potensi  menim- bulkan dampak negatif bagi lingkungan.
Menurut  Kementrian  Energi  dan  Sumber  Daya Mineral  (KESDM).  Dibandingkan  dengan  jenis energi  lainnya,  permintaan  energi  listrik  tumbuh lebih cepat. Kondisi kelistrikan nasional hingga bulan Juni  2020  mencapai  71  Giga  Watt  (GW).  Diban- dingkan dengan akhir tahun 2019 lalu angka ini naik 1,3  GW,  yaitu  sebesar  69,7  GW  [2].  Sumber  daya
yang  menghasilkan  energi  listrik  semakin  terbatas, sehingga  membutuhkan  energi  alternatif  lain.  Salah satu  sumber  energi  alternatif  lain  yaitu  energi  yang dihasilkan dari reaksi fisi pada reaktor nuklir. Energi nuklir  dapat  mengahasilkan  daya  listrik  yang  besar. PLTN  diharapkan  mampu  menggantikan  sumber daya energi yang pasokannya akan habis [3].
Reaksi fisi dalam reaktor nuklir berlangsung seca- ra terkendali dan kontinu untuk menghasilkan ener- gi nuklir, radioisotop, dan nuklida baru. Hal ini dila- kukan  untuk  membatasi  jumlah  neutron  sehingga pembelahan  inti  berikutnya  hanya  menyerap  satu neutron. Keseimbangan jumlah neutron adalah kea- daan yang  diinginkan pada reaktor nuklir, sehingga jumlah  neutron  yang  membentuk  reaksi  fisi  adalah tetap.  Neutron  dalam  reaktor  nuklir  digunakan  un- tuk menginduksi terjadinya reaksi fisi inti. Reaksi fisi ini nantinya akan menghasilkan inti ringan, neutron dan energi sebesar 200 MeV .
D
Pada  saat  pemecahan  inti  menjadi  atom  lain yang  lebih  ringan,  energi  pengikat  atom  semula  di- bebaskan. Energi yang dibebaskan itu terbentuk dari energi kinetik dari dua atau tiga neutron cepat yang mengalami  hamburan,  radiasi  beberapa  jenis  sinar dan panas. Hasil reaksi fisi dua dari tiga neutron ke- mudian  menumbuk  inti  uranium-235  lainnya  dan menimbulkan  reaksi  fisi  berikutnya  (reaksi  fisi  gene- rasi kedua). Neutron hasil fisi dari reaksi fisi kedua ini diharapkan akan menimbulkan reaksi fisi berikutnya (reaksi  fisi  generasi  ketiga),  dan  selanjutnya  akan terjadi  reaksi  fisi  dari  generasi  ke  generasi  secara kontinu. Reaksi fisi inilah yang disebut sebagai reaksi fisi  berantai.Proses  reaksi  fisi  berantai  dari  unsur Uranium-235 ditunjukkan pada Gambar 1[4].
Gambar 1. Skema reaksi fisi berantai pada U-235 [4].
Mekanisme  pengendali  seperti  batang  kendali (terbuat  dari  bahan  penyerap  neutron)  diperlukan untuk  mengontrol  pelepasan  energi  dan  reaksi berantai.  Mekanisme  inilah  yang  mempertahankan kestabilan  reaksi  berantai  dan  daya  keluaran. Persamaan umum reaksi fisi yaitu:
𝑛 0 1
+ 𝑋 𝑍1 𝐴1 → 𝑌 𝑍2 𝐴2 + 𝑍 𝑍3 𝐴3 + neutron + energi
Contoh  dari  reaksi  fisi  yang  terjadi  pada  Uranium- 235,
𝑛 0 1 + 𝑈 92 235 → 𝑋𝑒 45 140 + 𝑆𝑟 38 94 + 2 𝑛 0 1 + 200 MeV
Kondisi awal neutron pada Gambar 1 menumbuk bahan uranium-235. Pembelahan inti dapat berlang- sung  berkelanjutan  andaikan  dapat  diatur  supaya satu neutron yang lepas dari reaksi pembelahan inti dapat  selalu  ditangkap  oleh  inti  uranium-235  yang lain.  Inti-inti  ini  akan  terurai  dan  melepaskan  lebih banyak  neutron.  Oleh  karena  itu  terjadilah  reaksi berantai. Reaksi fisi berantai terkendali dapat diusa- hakan berlangsung di dalam reaktor nuklir yang ter- jamin  keamanannya  dan  energi  yang  dihasilkan  se- lain dimanfaatkan untuk membangkitkan listrik, juga dapat digunakan untuk keperluan lain, misalnya un- tuk  penelitian.  Di  dalam  reaksi  fisi  yang  terkendali, jumlah  neutron  dibatasi  sehingga  hanya  satu neutron  saja  yang  akan  diserap  untuk  pembelahan inti berikutnya [5].
Bahan  bakar  utama  reaktor  nuklir  yang  sering digunakan  adalah  uranium.  Pemanfaatan  uranium ini,  yang  juga  disebut  dengan  siklus  uranium  ( ura- nium cycle ) pada prinsipnya menggunakan U 235 dan Pu 239 (ditransmutasikan dari U 238 ) sebagai bahan fisil dan U 238 sebagai bahan fertil. Bahan bakar alternatif yang  bisa  digunakan  adalah  thorium.  Thorium-232 bersifat fertil (tidak fisil) sehingga tidak langsung da- pat  digunakan  dalam  reaktor.  Namun  setelah  me- nyerap neutron akan berubah menjadi uranium-233 yang merupakan bahan bakar fisil yang sangat baik. Dalam  hal  ini  mirip  dengan  uranium-238  (yang  be- rubah  menjadi  plutonium-239)[6,7,8,9].  Reaksi  pe- nangkapan neutron yang terjadi adalah sebagai be- rikut:
𝑛 0 1 + 𝑇ℎ
90 232 → 𝑇ℎ 90 232 𝛽 𝑃𝑎 91 233 𝛽 𝑈 92 233
Meskipun  dapat  menghasilkan  bahan  fisil  Uranium- 233 namun thorium membutuhkan bahan fisil seba- gai penggerak sehingga reaksi berantai dapat diper- tahankan. Salah satu opsi penggerak fisil yaitu Pluto- nium-239 [8,9].
Telah  dilakukan  studi  mengenai  perancangan reaktor  nuklir  dengan  bahan  bakar  thorium-232 yang  memiliki  potensi  sebagai  bahan  bakar  sebuah reaktor  nuklir.  Bahan  bakar  campuran  thorium-232 yang  bersifat  fertil  dan  bahan  fisil  plutonium-239 digunakan  agar  reaktor  memiliki  kinerja  yang  baik, ditandai  dengan  nilai  faktor  multipikasi  efektif ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ) >=1 selama waktu burnup 10 tahun. Reaktor dapat  beroperasi  selama  10  tahun  tanpa  pengisian ulang  bahan  bakar  ulang  [8].  Desain  reaktor  pada penelitian  ini  memanfaatkan  nuklida  plutonium-239 sebagai  bahan  fisil  yang  digabungkan  dengan thorium-232.  Variasi  nilai  persentase  plutonium-239 dalam  bahan  bakar  thorium  mixed  oxyde  pada  pe- nelitian  ini  dilakukan  dengan  tujuan    memperoleh komposisi  paling  tepat  untuk  suplai  teras  reaktor berpendingin helium berukuran 900 MWth.

## 2 METODE PENELITIAN
Dalam mendesain reaktor diperlukan spesifikasi uku- ran  sel  bahan  bakar  dan  teras  reaktor,  parameter desain GFR ditunjukkan pada Tabel 1. Analisis neu- tronik  pada  reaktor  memerlukan  sejumlah  perhitu- ngan untuk sel bahan bakar dan teras reaktor. Geo- metri  sel  bahan  bakar  dalam  penelitian  ini  berben- tuk  silinder  ( cylindrical  cell )  yang  terdiri  dari  sel  ba- han  bakar  ( fuel )  yang  dilapisi  dengan  kelongsong ( cladding )  dan  pendingin  ( coolant ).  Penampang  lin- tangnya ditunjukkan pada Gambar 2.
Tabel 1. Spesifikasi parameter desain teras reaktor Parameter Deskripsi Daya termal (MWt) Bahan Bakar Siklus refueling Geometri teras 900 MWt Thorium mixed oxyde (Th, Pu)O 2 10 tahun Silinder Material cladding Stainless steel 316 (SS316) Coolant Fraksi volume: (Fuel ; cladding ; coolant) Ukuran teras aktif Helium 60% ; 10% ; 30% 200 cm x 300 cm Gambar 2. Geometri Sel Bahan Bakar .
Komposisi  wilayah  sel  bahan  bakar  pada  peneli- tian ini yaitu 60% bagian untuk fuel pellet , 10% untuk kelongsong  ( cladding )  dan  30%  untuk  helium  seba- gai  pendingin  ( coolant ).  Strategi burnup yang  digu- nakan  adalah  MCANDLE  ( Modified  Constant  Axial shape  of  Neutron  flux,  nuclide  densities  and  power shape  During  Life  of  Energy  producing  reactor ).  Wi- layah 1 diisi oleh bahan bakar dan setelah 10 tahun terbakar,  kemudian  dialihkan  ke  wilayah  2.  Meka- nisme  ini  diterapkan  ke  semua  wilayah.  Skemanya ditunjukkan pada Gambar 3[8].
Gambar 3. Skema Modified CANDLE aksial
Parameter survei dalam menentukan analisa dan hasil  meliputi  faktor  multiplikasi  efektif  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 )  dan distribusi  daya  teras  reaktor  dalam  arah  radial  dan aksial.

## 3 HASIL DAN PEMBAHASAN
Dalam  penelitian  ini  perhitungan  neutronik  setiap komponen  sel  bahan  bakar  penyusun  teras  reaktor menggunakan  program  SRAC  ( Standard  Reactor Analysis  Code) [10]. Komposisi bahan bakar yang di- gunakan  adalah  thorium  alam  dan  penambahan beberapa  persen  plutonium-239  sebagai  pemicu yang  menyebabkan  terjadinya  reaksi  fisi  pada  reak- tor  nuklir.  Perhitungan  ini  menghasilkan  beberapa parameter  survei  neutronik  yaitu  faktor  multiplikasi efektif  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 )  selama  waktu  operasi  10  tahun  dan distribusi  daya  teras  reaktor  dalam  arah  radial  dan aksial.
Gambar 4 . Perubahan faktor multiplikasi efektif ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ) se- lama waktu operasi 10 tahun.
Gambar  4  menunjukkan  nilai  faktor  multiplikasi efektif  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 )  selama  waktu  operasi  10  tahun.  Peng- gunaan  bahan  bakar  thorium  alam  (Th-232  100%) tanpa pengayaan belum menghasilkan reaktor yang kritis karena nilai  faktor multiplikasi efektif 𝑘 𝑒𝑓𝑓 ma- sih  kurang  dari  1  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 < 1). Agar  reaktor  masuk dalam  kondisi  kritis  maka  nilai  multiplikasi  efektif harus  lebih  dari  atau  sama  dengan  1.  Penambahan plutonium-239 pada sel bahan bakar thorium mixed oxyde  (Th,Pu)O 2 dapat  meningkatkan  nilai  faktor multipikasi  efektif.  Dalam  grafik  terlihat  bahwa  jika penambahan plutonium-239 kurang dari 11%, maka kondisi  kritis  dari  reaktor  selama  10  tahun  belum terpenuhi.  Pada  penambahan  plutonium-239  sebe- sar  10,5%  nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 >  1  hanya  terjadi  sampai  tahun ke-8  dan  tahun  berikutnya  mengalami  penurunan menjadi 0,995. Penambahan plutonium-239 sebesar 11%  menghasilkan  nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 >  1  ( 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1,1 )  pada tahun  pertama  dan  berikutnya  mengalami penurunan  menjadi 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1.001 di  tahun  ke-10) sehingga  reaktor  dapat  dikatakan  dalam  kondisi kritis selama 10 tahun waktu burnup. Plutonium-239 bersifat  fisil  sehingga  dapat  mengalami  reaksi  fisi yang menghasilkan energi dan melepaskan sejumlah
neutron  baru.  Penambahan  konsentrasi  plutonium- 239  pada  sel  bahan  bakar  menyebabkan  jumlah reaksi  fisi  penghasil  neutron  juga  meningkat sehingga terjadi kenaikan pada nilai k eff .
Aspek  neutronik  berikutnya  adalah  perhitungan rapat daya dalam teras reaktor. Profil distribusi daya di  dalam  teras  reaktor  dapat  disajikan  dalam  arah radial  dan  aksial.  Gambar  5  menunjukkan  distribusi daya  (persebaran  daya  yang  terjadi  secara  horizon- tal)  arah  radial  pada  teras  reaktor  untuk  penam- bahan  11%  plutonium-239.  Nilai  variabel  untuk  ke- rapatan daya pada grafik ditampilkan dalam bentuk nilai  yang  ternormalisasi  dengan  nilai  rapat  daya rata-rata yaitu 95 watt/cc. Dalam arah radial kerapa- tan daya tertinggi terjadi di pusat teras reaktor yaitu sebesar  2,204  (ternormalisasi)  yang  berarti  sama dengan  209,38  watt/cc.  Kerapatan  daya  rata-rata (dalam  arah  radial)  bernilai  1,29  (ternormalisasi) sehingga  bernilai  122,65  watt/cc.  Penurunan  nilai terjadi  secara  perlahan  hingga  posisi  radial  50  cm. Selanjutnya  terjadi  penurunan  drastis  hingga  posisi 100  cm,  yaitu  0,089  (ternormalisasi)  pada  ujung teras aktif radial. Pada posisi 105 cm hingga ke tepi yang merupakan tebal reflektor arah radial, kerapa- tan daya bernilai nol. Hal ini terjadi karena tidak ada energi  panas  yang  dibangkitkan  pada  daerah reflektor.
Gambar 5. Distribusi daya arah radial untuk penambahan 11% plutonium-239 selama waktu operasi 10 tahun
Kondisi  ideal  dari  profil  distribusi  daya  adalah berbentuk  flat,  dengan  nilai  sama  di  tiap  titik  arah radial. Keadaan distribusi daya yang merata dicapai jika  perbandingan  antara  nilai  daya  maksimum dengan  nilai  daya  rata-rata  mendekati  nilai  1. Namun  dari  grafik  Gambar  5  terlihat  jika  ditinjau dari  profil  daya  arah  radial  maka  reaktor  belum mencapai  kondisi  ideal.  Pada  perhitungan  rasio  an- tara  puncak  dengan  daya  rata-rata  (dalam  arah  ra- dial)  diperoleh  nilai  1,71.  Hal  ini  menandakan  bah- wa distribusi daya dalam teras reaktor belum merata karena nilainya >1. Kecepatan burn-up bahan bakar
yang  terjadi  di  bagian  tengah  teras  memiliki  perbe- daan  yang  cukup  besar  dengan  di  bagian  pinggir sehingga  terjadi  distribusi  daya  yang  tidak  merata. Untuk  memperoleh  profil  distribusi  yang  flat  atau rata  maka  perlu  dilakukan  beberapa  modifikasi  ter- hadap teras untuk mereduksi nilai tersebut. Hal yang perlu  diperhatikan  dalam  penyu-sunan  komposisi bahan  bakar  di  sepanjang  teras  adalah  faktor  kece- patan  pembakaran  dari  setiap  jenis  bahan  bakar yang digunakan. Keseimbangan fluks neutron di se- panjang teras arah radial menjadikan profil densitas daya lebih rata ( flat ).
Gambar 6. Distribusi daya arah aksial untuk penambahan 11% plutonium-239 selama waktu operasi 10 tahun
Gambar  6  menunjukkan  bahwa  dalam  1  siklus selama  10  tahun,  distribusi  daya  arah  aksial  untuk penambahan  plutonium-239  sebesar  11%  dari  awal siklus ( begin of cycle , BOC) mengalami sedikit perge- seran kerapatan daya ke arah bahan bakar yang le- bih sedikit level burn-up- nya yaitu di akhir siklus ( end of  cycle ,  EOC).  Meskipun  nilai  puncak  daya  juga mengalami  penurunan,  namun  reaktor  tetap  dapat mempertahankan kondisi kritis selama 10 tahun tan- pa pengisian ulang bahan bakar.

## 4 KESIMPULAN
Telah  dilakukan  studi  analisis  reaktor  cepat  ber- pendingin helium dengan skema burn-up MCANDLE aksial  berbasis  bahan  bakar  thorium,  menggunakan fraksi  volume  60% fuel ,  10% cladding dan  30% coo- lant .  Input  bahan  bakar  thorium  mixed  oxyde dengan  presentase  plutonium-239  sebanyak  11% dapat  menghasilkan  reaktor  yang  kritis  selama  10 tahun. Nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1,1 ditahun pertama burnup dan nilai 𝑘 𝑒𝑓𝑓 = 1.001 di tahun ke-10. Rasio antara pun- cak  dengan  daya  rata-rata  (dalam  arah  radial)  me- miliki nilai 1,71. Hal ini menandakan bahwa distribu-
si  daya  dalam  teras  reaktor  belum  merata  karena nilainya  >1.  Meskipun  distribusi  daya  arah  aksial dari  awal  siklus  mengalami  sedikit  pergeseran  dan penurunan  kerapatan  daya  ke  arah  di  akhir  siklus ( end  of  cycle ,  EOC)  namun  reaktor  tetap  dapat mempertahankan kondisi kritis selama 10 tahun tan- pa pengisian ulang bahan bakar.
REFERENSI ______________________________
[1] Elinur, Priyarsono, D.S., Tambunan, M., Firdaus, M., 2010. Perkembangan Konsumsi dan Penyediaan Energi dalam Perekonomian Indonesia . Indonesian Journal of Agricultural Economics, Vol. 2 (1): 97-119.
[2] Dewan Energi Nasional, 2020 , Hingga Juni 2020 Kapasitas Pembangkit di Indonesia 71 GW , Jakarta: Kementrian Energi Sumber Daya Mineral.
[3] Anggoro, Y. D., Nurlaila, D. D. dan Yuliyanto, A. T., 2013. Kajian Perkembangan PLTNGenerasi IV . Jurnal Pengembangan Energi Nuklir 2(15): 72-73.
[4] Duderstadt, J dan Hamilton . Nuclear Reactor Analysis . New York: John Wiley & Sons, 650 pp. 1976.
[5] BATAN, 2019, Proses Produksi Bahan Bakar , Jakarta: PPID Badan Riset dan Inovasi Nasional.
[6] Ismail, 2011.Studi Teoretik Bahan Bakar Nuklir Tho- rium (I) Performa Teras Reaktor Berpendingin Gas Su- hu Tinggi (HTGR) Berbahan Bakar Thorium. Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV : 2011. Hal. 399-406.
[7] Ariani, M., F. Monado., Supardi., Z.Su’ud. 2015. Po- tensi Thorium Sebagai Bahan Bakar Pada Reaktor Ce- pat Berpendingin Gas Untuk PLTN. Prosiding SEMIRA- TA 2015 , hal 39-45 . Universitas Tanjung Pura.
[8] Ariani, M., Z. Su’ud, Waris, A., Khairurrijal, dan F. Monado. 2012. The Feasibility Study of Small Long-Life Gas Cooled Fast Reactor with Mixed Natural Ura- nium/Thorium as Fuel Cycle Input. AIP Conference Pro- ceeding Vol.1448, hal.59-64 .
[9] Dewita, E., 2012. Analisis Potensi Thorium Sebagai Bahan Bakar Nuklir Alternatif PLTN. Jurnal Pengem- bangan Energi Nuklir, Vol. 14 (1): 45-56.
[10] K.Okumura, et.al. SRAC2006: A Comprehensive Neu- tronics Calculation Code System . Japan: Japan Atomic Energy Agency, 313 pp. 2007.   ____________________