Sigma Epsilon Vol.24 No. 2 Nov 2020 109 pISSN 0853-9103 eISSN 2684-9356 ANALISIS DEPLESI PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR CANDU Lily Suparlina dan Tukiran Surbakti Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek Gd 80 Tangsel, Banten. ABSTRAK ANALISIS DEPLESI PERANGKAT BAHAN BAKAR REAKTOR CANDU. Analisis deplesi perangkat bahan bakar CANDU dengan pellet UO2 alam telah dilakukan menggunakan paket program komputer sebelum dilakukan iradiasi di dalam teras. Tujuan dari penelitian ini adalah optimasi uji iradiasi perangkat bahan bakar UO2 alam sebagai fungsi waktu iradiasi berdasarkan burn-up, daya linier dan fluks neutron. Perhitungan deplesi dilakukan dengan paket program WIMSD-5B dalam bentuk geometri 1 dimensi. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa semakin lama waktu iradiasi akan menghasilkan deplesi semakin besar dengan daya termal yang tetap. Semakin tinggi deplesi bahan bakar maka fluks neutron di dalam teras meningkat pada daya tetap. Batas maksimal waktu iradiasi perangkat bahan bakar UO2 alam dengan moderator D2O bertekanan adalah sekitar 834,6 hari dengan daya 12,94 MW/Te. Selama iradiasi, nilai komposisi isotop hasil fisi meningkat sehingga dibatasi hingga 10.800 MWD/Te. Kata kunci: CANDU, fluks neutron, daya termal, bahan bakar, deplesi ABSTRACT DEPLETION ANALYSIS OF CANDU REACTOR FUEL BUNDLE. Depletion analysis of the CANDU fuel bundle with natural UO2 pellets was carried out using a computer program code before being irradiated in the core. The purpose of this research is to optimize the irradiation test of natural UO2 fuel bundle as a function of irradiation time based on burn-up, linear power and neutron flux. Depletion calculations were carried out with the WIMSD-5B program code in 1-dimensional geometry. From the calculation results, it is found that the longer the irradiation time, the greater the depletion will be with constant thermal power. The higher the fuel depletion, the neutron flux in the core increases at a fixed power. The maximum time limit for irradiation of natural UO2 fuel equipment with D2O moderator under pressure is around 834.6 days with a power of 12.94 MW / Te. During irradiation, the value of fission product isotope increases so that it is limited to 10,800 MWD / Te. Keywords: CANDU, neutron flux, thermal power, fuel, depletion