## KAJIAN PENAMBAHAN DUMMY ALUMINUM PADA POSISI IRADIASI
SENTRAL (CIP) TERHADAP PARAMETER NEUTRONIK REAKTOR RSG- GAS

## STUDY OF ADDITION ALUMINIUM DUMMY IN CENTRAL IRRADIATION POSITION (CIP) ON RSG-GAS REACTOR NEUTRONIC OPERATION PARAMETERS
Susanto 1 , Fitri Susanti 2 1,2 Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd.No.30, Setu, Tangerang Selatan, 15310 Email: Susanto3400@batan.go.id
Diterima: 29 April 2019, diperbaiki: 8 Mei 2019, disetujui: 14 Mei 2019

## ABSTRAK
KAJIAN  PENAMBAHAN  DUMMY  ALUMINIUM  PADA  POSISI  IRADIASI  SENTRAL  (CIP) TERHADAP  PARAMETER  NEUTRONIK  REAKTOR  RSG-GAS.  Reaktor  RSG-GAS  adalah reaktor riset yang dioperasikan untuk keperluan produksi radioisotop, analisis aktivasi neutron, penelitian dan uji material. Reaktor RSG-GAS beroperasi dengan rata-rata energi terbangkitkan sebesar 625 MWd setiap siklus dan manajemen bahan bakar teras menggunakan pola 5/1 untuk pemuatan  bahan  bakar.  Setiap  pergantian  teras  dilakukan  perhitungan  dan  pengukuran parameter  reaktor  untuk  mengetahui  pengaruh  terhadap  keselamatan  operasi  reaktor.  Pada kondisi  operasi  normal  fasilitas  iradiasi  dalam  teras  berisi  air  atau  dummy  aluminium. Penambahan  dummy  aluminium  pada  fasilitas  iradiasi  perlu  diketahui  pengaruhnya  terhadap parameter  neutronik  reaktor  RSG-GAS.  Tujuan  penulisan  makalah  ini  yaitu  melakukan perhitungan dan pengukuran parameter operasi reaktor dan mengetahui pengaruh penambahan dummy  aluminium  terhadap  reaktivitas  dan  fluks  neutron  pada  teras  97  reaktor  RSG-GAS. Perhitungan  parameter  operasi  dilakukan  menggunakan  kombinasi  program  WIMS/D5  untuk generasi tampang lintang sel, Batan-2DIFF untuk menghitung reaktivitas dan faktor puncak daya radial serta Batan-3DIFF untuk menghitung faktor puncak daya aksial dan fluks neutron dalam teras  reaktor.  Efek  reaktivitas  akibat  penempatan  dummy  aluminium  pada  CIP  sebesar  0,17 %Δk/k. Jika dummy aluminium diletakkan di CIP dan IP akan menaikkan fluks di posisi tersebut karena aluminium mempunyai daya moderasi yang sangat baik. Nilai faktor puncak daya radial dan aksial masing-masing 1,2200 dan 1,2902. Berdasarkan hasil perhitungan dan pengukuran besaran tersebut masih berada dalam batas yang diizinkan untuk keselamatan operasi reaktor dan  menunjukan  bahwa  teras  97  reaktor  RSG-GAS  memenuhi  batas  keselamatan  operasi reaktor.
Kata kunci: Dummy aluminium, reaktivitas, fasilitas iradiasi, operasi reaktor

## ABSTRACT
STUDY OF ADDITION ALUMINIUM DUMMY IN CENTRAL IRRADIATION POSITION (CIP) ON RSG-GAS REACTOR NEUTRONIC OPERATION PARAMETERS. The RSG-GAS reactor is a research reactor operated for radioisotope production, neutron activation analysis, research and material  testing.  The  RSG-GAS  reactor  operates  for  625  MWd  each  cycle  and  core  fuel management uses a 5/1 pattern in the fuel loading. Every fuels replacement in the reactor core performed calculating and measured reactor parameters to determine the safety factor of reactor operation.  Under  normal  operating  conditions  the  irradiation  facility  is  in  a  water  or  aluminium
(Susanto, dkk)
dummy. The addition of aluminum dummy to the irradiation facility needs to be known for its effect on the neutronic parameters of the RSG-GAS reactor. In this paper, we evaluated the calculation and  measurement  of  reactor  operating  parameters  and  the  dummy  effect  of  aluminium  on reactivity and neutron flux of 97 RSG-GAS reactors core. The calculation of operating parameters is done using a combination of WIMS/D5 for the cell generation cross section, Batan-2DIFF to calculate reactivity, radial power peacking factor and Batan-3DIFF to calculate the axial power peacking  factor  and  neutron  flux  in  the  reactor  core.  Based  on  the  results  of  calculations  and measurements indicate that the 97 RSG-GAS reactors core  meets the reactor operating safety limit. The reactivity effect due to the placement of the aluminium dummy on the C IP 0.17% Δk/k. If  the  aluminium  dummy  is  placed  in  the  CIP  and  the  IP  will  increase  the  flux  in  that  position because aluminium has a very good moderating power. The value of power  factor for peak radial and  axial  power  is  1.2200  and  1.2902,  respectively.  The  value  is  still  within  the  safety  limit  of reactor operations.
Keywords: Dummy aluminum, reactivity, irradiation facilities, reactor operation

## PENDAHULUAN
R eaktor RSG-GAS memiliki daya nominal 30 MW (termal) dan menghasilkan fluks neutron termal dalam orde  10 14 n/cm 2 s.  Pada  teras  setimbang menggunakan  40  bahan  bakar  dan  8 batang kendali dan dikelilingi oleh elemen berilium  dan  blok  berilium  sebagai reflektor. Komponen-komponen teras reaktor disusun pada kisi-kisi  yang terdiri atas 10 x 10 posisi. Reaktor menggunakan air ringan sebagai pendingin teras dan juga  sebagai moderator. Elemen bakar yang digunakan jenis MTR dan  terdiri  dari  21    pelat elemen bakar. Setiap pelat elemen bakar terdiri  atas  rangka  AlMg 2 dan  dua lembaran penutup dari bahan yang sama, yang  membungkus  pelat meat dispersi U 3 Si 2 -Al    kerapatan  2.96  g/cc  denga pengkayaan  19,75  % 235 U.  Elemen  bakar kendali terdiri dari 15  pelat elemen bakar dan    disisipi  penyerap  jenis-garpu  ( fork type ). Perangkat penyerap terdiri atas dua bilah  Ag-In-Cd  yang  diberi  lapisan  baja tahan karat[2].
Reaktor  RSG-GAS  beroperasi dengan  rata-rata  energi  terbangkitkan sebesar  625  MWd  dan  setiap  teras dilakukan pergantian bahan bakar dengan
pola  5/1[7].    Dengan  pola  5/1  terdapat  5 buah  elemen  bakar  standar  dan  1  buah elemen  bakar  kendali  segar  dimasukkan di awal siklus ke teras sebagai ganti dari 5 buah elemen bakar standar dan 1 buah elemen  kendali  yang  sudah  mencapai nilai  fraksi  bakar  maksimal.  Setiap pergantian  teras  dihitung  ulang  nilai parameter neutronik reaktor untuk menjamin  reaktor  beroperasi  dengan selamat.
Pada  operasi  normal  fasilitas iradiasi reaktor RSG-GAS biasanya berisi air. Penempatan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi dapat menaikkan reaktivitas  dan  fluks  neutron  karena mempunyai  daya  moderasi  yang  sangat baik.  Oleh  karena  itu  perlu  dilakukan perhitungan  parameter  neutronik  untuk mengetahui  pengaruh dummy terhadap operasi reaktor. Pengaruh dummy aluminium  variasi  masa  pada  fasilitas Iradiasi  Posisi  (IP)  terhadap  reaktivitas dan  faktor  puncak  daya  radial  telah dilakukan  dengan  menggunakan  Batan- 2DIFF[1].  Akan  tetapi  pada  makalah sebelumnya  [1]  pengaruh  penambahan dummy aluminium  pada  fasilitas  Sentral Iradiasi  Posisi  (CIP),  faktor  puncak  daya aksial  dan  fluks  neutron  belum  dapat diperlihatkan. Fasilitas iradiasi CIP
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XVI , No.1, April 2019:hal. 40-48
menjadi  penting  diperhitungkan  karena merupakan  posisi  sentral  untuk  iradiasi target  dengan  kebutuhan  fluks  neutron tinggi.  Penambahan dummy aluminium diharapkan dapat meningkatkan populasi fluks  neutron  termal  karena  memiliki kemampuan  moderasi  yang  baik.  Oleh karena itu, pada makalah ini akan dibahas parameter  operasi  reaktor  teras  97  dan kajian  penambahan dummy aluminium terhadap  reaktivitas,  faktor  puncak  daya dan  fluks  neutron  termal  pada  Posisi Iradiasi Sentral (CIP).
Pengukuran  parameter  operasi reaktor  dilakukan  setelah  reaktor  kritis pada  siklus  awal  teras  untuk  kemudian dilakukan eksperimen
pemuatan reaktivitas lebih. Hasil pengukuran parameter  operasi  reaktor  pada  siklus awal teras 97 ( Beginning of Cycle / BOC) dibandingkan  dengan  hasil  perhitungan. Perhitungan  parameter  operasi  reaktor dan  pengaruh  penambahan dummy aluminum  terhadap  panjang  operasi reaktor  dilakukan  dengan  Batan-2DIFF [8],  [9]  dan  pengaruhnya  terhadap  faktor puncak  daya  aksial  serta  fluks  neutron termal dilakukan dengan
Batan-
3DIFF[10]. Pengaruh penambahan dummy aluminium  di  CIP  dan  posisi lainnya diharapkan dapat menaikkan fluks di  posisi  tersebut  karena  aluminium mempunyai  daya  moderasi  yang  sangat baik.  Program  Batan-2DIFF  dan  Batan- 3DIFF  telah  divalidasi  dengan  berbagai data  pengukuran  reaktor  RSG-GAS. Kedua  program    secara  rutin  digunakan untuk  perhitungan  manajemen  bahan bakar  dan  analisis  keselamatan  operasi reaktor RSG-GAS.

## TEORI

## 1.  Fasilitas Iradiasi
Reaktor RSG-GAS mempunyai  4
buah    Posisi  Iradiasi  Sentral  (CIP)  dan  2 buah    Posisi  Iradiasi  (IP)    pada  teras.
Selain  itu  didalam  teras  ada  5  fasilitas sistem  rabbit,  tujuh    elemen  reflektor berilium  memiliki  lubang  berdiameter  50 mm dan dapat digunakan sebagai fasilitas iradiasi reflektor atau diisi dengan berilium bila  tidak  digunakan[3].  Fasilitas  iradiasi dalam  teras  reaktor  digunakan  untuk produksi radioisotop, batu topaz,  analisis aktivasi neutron, permintaan dari industri, lembaga  litbang  dan  universitas[4] –[6]. Selain  fasilitas  iradiasi  dalam  teras, reaktor  RSG-GAS  mempunyai  6  tabung berkas  neutron  yang  digunakan  untuk penelitian dan fasilitas silicon doping serta fasilitas power ramp test facility (PRTF).

## 2.  Dummy Aluminium
Dummy aluminium  digunakan untuk  satu  siklus  teras  penuh  selama pengoperasian reaktor
RSG-GAS.
Dummy aluminium  memiliki  kemampuan sebagai  moderator  neutron  yang  baik. Apabila tidak dimoderasi dengan dummy aluminium  banyak  fluks  neutron  dalam teras  yang terbawa oleh  aliran pendingin reaktor atau over moderated . Oleh karena itu, dummy aluminium digunakan sebagai penyumbat  aliran  pendingin  pada  teras reaktor. Dengan demikian populasi neutron termal dapat terjaga dengan baik dan memperpanjang siklus operasi reaktor  karena  gangguan  neutron  yang hilang    akibat  terbawa  aliran  pendingin primer menjadi sangat sedikit [1].
Bentuk dummy aluminium berupa pengarah  bulat  panjang  dan  berongga berisi aluminium sebagai pemberat sedang.  Pada  operasi  normal  posisi  IP dan  CIP  yang  tidak  digunakan  untuk iradiasi target
dipasang
dummy
aluminium  sebagai  alat  bantu  moderator neutron  sehingga  terjadi  keseimbangan pembelahan inti dan operasi reaktor yang baik.
3.  Program  Perhitungan  WIMS/D5,
Batan-2DIFF dan Batan-3DIFF
(Susanto, dkk)
Paket program WIMS merupakan paket  program  yang  digunakan  dalam perhitungan sel dan menggenerasi konstanta kelompok difusi. Paket program WIMS/D5  merupakan  penyempurnaan dari  versi  sebelumnya,  yaitu  WIMS/D4. Program WIMS/D5 hanya bisa melakukan perhitungan transport neutron satu dimensi, sehingga dalam penggunaannya perlu  dilakukan  pemodelan  sel  teras. Pemodelan  Sel  teras  dilakukan  untuk membuat konstanta
kelompok makroskopik material teras. Nilai konstanta  kelompok  yang  dihasilkan merupakan  nilai  konstanta  kelompok rerata sel yang diperoleh dengan melakukan homogenisasi material sel[13]. Program  perhitungan  computer (code) Batan-2DIFF  dan  Batan-3DIFF
adalah  suatu  program  komputer  yang dipergunakan untuk menyelesaikan persamaan difusi neutron dengan banyak kelompok energi dalam geometri 2D dan 3D.  Akurasi  perhitungan  parameter  teras reaktor  RSG-GAS  dengan  Batan-2DIFF dan Batan-3DIFF ditentukan oleh tampang lintang material penyusun teras, pemodelan  teras yang  detail, dan keakuratan  perhitungan  fraksi  bakar  tiap elemen bakar dalam teras[13].

## METODOLOGI
Metodologi penelitian ini dilakukan dengan tahapan seperti gambar diagram alir berikut :
Gambar 1. Diagram alir perhitungan penambahan dumm y aluminium pada fasilitas iradiasi
1.  Pembentukan Teras Seles ai Mulai Pembentukan teras (WIMS/D5 dan Batan Pemuatan bahan bakar
ke teras reaktor Pengukuran Parameter Operasi Reaktor Perhitungan parameter neutronik operasi Verifikasi/Validasi Pengukuran dan
Perhitungan parameter neutronik operasi
Pembentukan teras reaktor RSG-
GAS menggunakan paket program WIMS/D5  dan  BATAN-FUEL.  Batasan desain  teras  yang  digunakan  untuk menentukan  parameter  neutronik    agar operasi reaktor tetap aman adalah[8]: a.  Reaktivitas  lebih  maksimum  teras 10% Δk/k b.  Reaktivitas  lebih  pada  saat  BOC, dingin dan tanpa Xe  10,0% Δk/k c.  Margin  padam  yang  tersedia  pada saat BOC, dingin dan tanpa Xe harus lebih  besar  dari  batas  minimum sebesar -0,5% Δk/k.
d.  Reaktivitas    pada  saat  EOC,  panas dan Xe setimbang sekitar 1,7% Δk/k.
e.  Faktor  puncak  daya  (ppf)  radial maksimum  1,4 f.  Reaktivitas  target  tunggal  <  0,5% Δk/k g.  Reaktivitas  total  untuk  target  <  2%
Δk/k

## 2.  Pemuatan  Bahan  Bakar  ke  Teras Reaktor
Pola  manajemen  bahan  bakar  di dalam  teras  RSG-GAS  menggunakan pola  5/1.    Dengan  pola  5/1  terdapat  5 buah  bahan  bakar  standar  dan  1  buah elemen  bakar  kendali  segar  dimasukkan di awal siklus ke teras sebagai ganti dari 5  buah  bahan  bakar  standar  dan  1  buah elemen  kendali  yang  sudah  mencapai nilai  fraksi  bakar  buang  rerata  sebesar 56%.
Setelah  dilakukan  perhitungan dengan  program  Batan-FUEL  maka dilakukan  pemuatan  bahan  bakar  sesuai dengan  langkah  pemasukan  yang  telah ditentukan. Untuk pemuatan bahan bakar, syarat  awal  yang  harus  dipenuhi  adalah reaktor  dalam  kondisi  sub-kritis,  yang mana seluruh batang kendali berada pada posisi teratas.
3. Pengukuran  Parameter  Operasi Reaktor
Pengukuran  parameter  operasi reaktor  dilakukan  pada  siklus  awal  teras (BOC).  Pengukuran  dilakukan  setelah tercapai kondisi kritis reaktor yaitu dengan cara  menambah  bahan  bakar  satu persatu  ke  dalam  teras  reaktor.  Setelah reaktor kritis maka dilakukan  eksperimen pemuatan reaktivitas lebih. Setiap pemuatan  satu  elemen  bakar  dilakukan perhitungan  reaktivitas  dengan  metode kalibrasi  batang  kendali  kompensasi bank .  Langkah  ini  dilakukan  sampai terbentuk teras penuh seperti ditunjukkan pada Gambar 2. Sedangkan uji stuck rod dilakukan  dimana  reaktor  sub-kritis  pada saat satu batang kendali dengan reaktivitas terbesar berada diatas.

## 4.  Perhitungan  Parameter  Neutronik Operasi Reaktor
Perhitungan  parameter  operasi reaktor  RSG-GAS  meliputi  perhitungan tampang  lintang  makroskopis  bahan bakar, batang kendali, material pembentuk  teras  reaktor  dan dummy aluminium sebagai data input. Perhitungan tampang lintang bahan bakar dan  bahan  non  fisil  dilakukan  dengan program WIMS/D5 [10].
Pengaruh penambahan dummy aluminium terhadap reaktivitas  dan  faktor  puncak  daya  radial dilakukan  dengan  program  Batan-2DIFF, sedangkan faktor puncak daya aksial dan fluks neutron termal pada fasilitas iradiasi dilakukan dengan program Batan-3DIFF.
Teras  setimbang  reaktor  RSG- GAS  ditunjukkan  dalam  Gambar  2, dimana fasilitas iradiasi CIP (D-6, D-7, E- 6,  E-7)  dan  IP  (B-6,  D-9,  E-4, G-7)  akan diisi dummy aluminium. Perhitungan awal yang  dilakukan  adalah  tanpa  adanya dummy aluminium  dalam  teras  reaktor. Perhitungan ini untuk mengetahui reaktivitas  teras  sebelum dummy masuk ke  dalam  teras.  Selanjutnya  dilakukan pemodelan dummy aluminium  secara detail untuk mengetahui pengaruh
(Susanto, dkk)
reaktivitas jika ditempatkan pada fasilitas iradiasi.  Hal  yang sama dilakukan untuk perhitungan  koefisien  efektif,  perubahan
reaktivitas, faktor puncak daya (PPF) dan fluks neutron termal.
BS BE BE BE BE BS BE BE BE BE BE
FE FE FE
FE
BS NS
BE BS FE FE
FE CE FE FE FE
BE FE FE
CE FE FE CE FE
FE FE IP FE FE
CE FE
BE FE
CE FE
FE IP FE
BE
FE FE CE FE FE CE FE FE BE FE FE FE IP CE FE FE FE BE BE BE FE FE FE FE BE BE
BS BE
BS BE BE
BE
BE BE
BS BE BS BE PN RS HY RS HY RS HY RS HY RS BE BE 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Reflektor Blok Berillium A B C D E F G H J K P R T F CIP
Catatan  :  FE  = Elemen    Bakar,  CE  = Kontrol  Elemen,  BE  =   Elemen  Reflektor  Be,  BS  =   Elemen  Reflektor  Be dengan Plug, IP = Posisi Iradiasi, CIP = Posisi Iradiasi Sentral, PNRS =  Sistem Rabbit Pneumatik, HYRS = Sistem Rabbit Hidraulik IP
Gambar 2 . Konfigurasi teras setimbang reaktor RSG-GAS [2]

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil
pengukuran dan perhitungan  neraca  reaktivitas  teras  97 reaktor RSG-GAS dengan menggunakan program BATAN-2DIFF ditunjukkan pada Tabel 1. Pada Tabel 1 dapat dilihat bahwa perbedaan antara eksperimen dan perhitungan  untuk  parameter  neraca reaktivitas  diantara  -32,85%  sampai dengan  20,83%.  Perbedaan  terbesar terjadi  pada reaktivitas lebih teras  yaitu  -
32,86%. Perbedaan terbesar ini diakibatkan karena terjadi efek shadowing sewaktu  dilakukan  pengukuran  dengan metode kalibrasi
batang kendali berpasangan. Penelitian sebelumnya menunjukan  bahwa  secara  teoritis  efek shadowing batang  kendali  reaktor  RSG- GAS  dapat  mencapai  32%  [12].  Akibat efek  tersebut,  maka  nilai  reaktivitas lainnya  juga  memiliki  perbedaan  yang besar.
Tabel 1. Neraca rektivitas pada kondisi BOC teras  97 reaktor RSG-GAS
Parameter Reaktivitas (%Δk/k) Perbedaan (%) Pengukuran Perhitungan Reaktivitas total batang kendali 12,9112 14,0350 -8,70 Reaktivitas padam 5,8102 4,5999 20,83 Reaktivitas lebih 7,1011 9,4351 -32,86 Reaktivitas stuck rod 1,8417 2,1339 -15,86
Nilai  reaktivitas  sangat  penting untuk keselamatan operasi reaktor.
Reaktivitas total batang kendali digunakan  untuk  memadamkan  teras reaktor  setiap  saat  dengan  marjin keselamatan  yang  mencukupi  dan  untuk pengendalian selama reaktor beroperasi. Apabila  batang  kendali  macet  ( stuck ),
sistem pemadaman dirancang menyediakan  subkritikalitas  yang  cukup untuk memadamkan reaktor. Selanjutnya, perubahan nilai reaktivitas akibat dummy aluminium  pada  fasilitas  iradiasi  dihitung dengan  program  BATAN-2DIFF  dapat dilihat pada Tabel 2 berikut
.
Tabel 2. Pengaruh penambahan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi  terhadap
reaktivitas Fasilitas iradiasi diisi dummy aluminum k eff Reaktivitas (%Δk/k) Perubahan reaktivitas (%Δk/k) Tanpa dummy (air) 1,0897550830 8,2362 - IP (B-6, E-4, G-7, D-9) 1.0936176777 8,5607 0,32 CIP (D-6, E-6, D-7, E- 7) 1,0917814970 8,4066 0,17 CIP dan IP (D-6, E-6, D-7, E-7, B-6, E-4, G- 7, D-9) 1,0955767663 8,7239 0,49 Penambahan dummy aluminium
pada CIP meningkatkan reaktivitas sebesar 0,17% Δk/k.  Penambahan dummy aluminium pada CIP memberikan efek reaktivitas yang lebih kecil dibandingkan di fasilitas iradiasi IP.
Nilai  faktor  puncak  daya  (FPD) dengan  penambahan dummy aluminium pada  fasilitas  iradiasi  ditunjukkan  pada Tabel 3. Nilai FPD radial dihitung dengan program  BATAN-2DIFF,  sedangkan  nilai FPD  aksial  dihitung  dengan  program BATAN-3DIFF.
Tabel 3 . Nilai FPD penambahan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi
Dummy FPD radial FPD aksial - 1,2242 1,2879 CIP 1,2186 1,2902 IP 1,2200 1,2902
Faktor  puncak  daya  maksimum yang  diizinkan  di  dalam  elemen  bakar berdasarkan  faktor  kanal  panas  nuklir pada arah radial sebesar 1,48 dan desain faktor  kanal  panas  pada  arah  aksial sebesar  1,77  [2].  Dengan  dimasukannya dummy aluminium  ke  dalam  fasilitas iradiasi CIP nilai PPF tidak melewati batas maksimum yang diizinkan. Dengan
(Susanto, dkk)
demikian,  batasan  keselamatan  dalam pengoperasian  reaktor  tetap  terpenuhi walaupun  dengan  adanya  penambahan dummy aluminium  pada  fasilitas  iradiasi. Nilai fluks neutron termal dengan
masuknya dummy aluminium pada fasilitas  iradiasi  CIP  dihitung  dengan program BATAN-3DIFF ditunjukkan pada Tabel 4.
Tabel 4 . Nilai fluks neutron rata-rata pada fasilitas iradiasi
Dummy aluminu m Fluks neutron termal rata-rata (x10 14 n/cm 2 s) D-6 D-7 E-6 E-7 G-7 D-9 B-6 E-4 - 2,540 9 2,550 9 2,553 2 2,553 4 2,096 5 2,213 6 2,111 5 2,172 1 CIP 2,555 2 2,561 3 2,564 4 2,568 4 2,092 6 2,207 4 2,106 9 2,165 3 IP 2,531 3 2,540 7 2,543 9 2,544 4 2,197 0 2,314 0 2,210 1 2,273 5
Nilai  fluks  neutron  termal  sangat penting  untuk  reaktor  riset  karena digunakan  untuk  iradiasi  target  dalam fasilitas iradiasi. Nilai fluks neutron termal dengan  masuknya dummy aluminium  ke fasilitas  iradiasi  CIP  dapat  dilihat  sesuai Tabel  4.    Jika dummy aluminium diletakkan  di  CIP  dan  IP  akan  memberi kenaikan  fluks  di  posisi  tersebut  karena aluminium  mempunyai  daya  moderasi yang  sangat  baik.  Hal  ini  menjadi  salah satu  cara  untuk  menaikan  fluks  neutron yaitu  dengan  menempatkan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi. Dengan demikian  populasi  fluks  neutron  dapat terjaga dengan baik dan memperpanjang siklus  operasi  reaktor  karena  gangguan neutron yang hilang akibat terbawa aliran
pendingin  primer  menjadi  sangat  sedikit akibat termoderasi oleh dummy aluminium.

## KESIMPULAN
Penambahan dummy aluminium pada fasilitas iradiasi CIP dapat menaikan reaktivitas  dan  fluks  neutron  termal walaupun  tidak  sebesar  pada  posisi  IP. Sedangkan nilai FPD masih dalam batas yang  diizinkan.  Penambahan dummy aluminium  ini  juga  tidak  mengganggu keselamatan  operasi reaktor, akan tetapi dapat  membantu  memperpanjang  siklus operasi reaktor RSG-GAS.

## REFERENSI
[1]   Sutrisno, Purwadi,"
Analisis
Neutronik  Dummy  Aluminium  di Teras Reaktor RSG- GAS,"   Seminar
Nasional Sains dan Teknologi Nuklir
2017,  Bandung, 14 November 2017.
[2] BATAN, “Multipurpose Reactor G.A. Siwabessy  Safety  Analysis  Report.
Rev. 8. Indonesia, 1999,” 1999.
[3]  Y.  E.  Yulinato  and  M.  Imron,
“Manajemen Pengoperasian Reaktor
RSG- GAS,” Pros.  Semin.  Nas. Teknol. dan Apl. Reakt. Nukl. PRSG Tahun 2013 , 2013.
[4] Sutrisno,  “Analisis  Optimasi  Target 235  U  Pengkayaan  Rendah  (LEU) Untuk  Mendukung  Produksi  99  Mo
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir Bulletin of Nuclear Reactor Management Vol. XVI , No.1, April 2019:hal. 40-48
Dan  Target  Batu  Topaz  di  Reaktor RSG- GAS,” Ganendra, J. Iptek Nukl. , vol. 21 No.1, pp. 25 –35, 2018.
[5]  S. Pinem, T. M. Sembiring, and P. H. Liem,  “Neutronic  and  Thermal- Hydraulic  Safety  Analysis  for  the Optimization  of  the  Uranium  Foil Target  in  the  RSG- GAS  Reactor,” Atom  Indones. ,  vol.  42,  no.  3,  pp. 123 –128, 2016.
[6]  S.  Pinem,  S.  Jati,  Tukiran,  and  T. Sembiring, “Optimization
of
Radioisotope  Production  at  RSG- GAS  Reactor  Using  Deterministic Method,” Teknologi  Indonesia ,  vol. 35,  no.  January  2012,  pp.  37 –45, 2016.
[7]  T.  M.  Sembiring,  Tukiran,  and  S. Pinem,  “Neutronic  Design  of  Mixed Oxide-Silicide  Cores  for  the  Core Conversion  of  RSG- GAS  Reactor,” Atom Indones. , vol. 27, no. 2, pp. 85 – 1001, 2001.
[8] P.  H.  Liem,  “Development  and Verification  of  Batan’s  Standard,
Two-Dimensional Multigroup Neutron  Diffusion  Code,” Atom Indones. ,  vol.  20,  no.  1,  pp.  1 –19,
1994.
[9]  S.  Pinem,  P.  H.  Liem,  T.  M. Sembiring,  and  T.  Surbakti,  “Fuel element  burnup  measurements  for the  equilibrium  LEU  silicide  RSG GAS (MPR-30) core under a new fuel management  strategy,” Ann.  Nucl. Energy , vol. 98, 2016.
[10] P.  H.  Liem,  “Validation  of  BATAN’S
Standard 3-D Diffusion Code, BATAN-3DIFF,  on  the  First  Core  of RSG  GAS,” Atom  Indones. ,  vol.  25, no. 1, pp. 47 –53, 1999.
[11] WIMSD5,  “Deterministic  Multigroup Reactor  Lattice  Calculations,  NEA- 1507/04.” 2004.
[12]  L.  P.  Hong,  T.  Taryo,  T.  M. Sembiring,  S.  Hiroshi,  and  N. Yoshitaka , “Study on the control rod interaction  effect  in  RSG  gas multipurpose reactor (MPR- 30),” Ann. Nucl. Energy , vol. 29, no. 6, pp.
701 –716, 2002.
[13] T. M. Sembiring, “Penggunaan Paket Program WIMSD/5B.12 dan BATAN- 2DIFF  untuk  RSG- GAS,”  PRSG,
April, 2011.