desain inti teras reaktor (core x y dua dimensi …digilib.unila.ac.id/26444/2/skripsi tanpa bab...
TRANSCRIPT
-
DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA DIMENSI MODELREAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN
BAKAR THORIUM
(Skripsi)
OlehWulan Kartika Wati
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAMUNIVERSITAS LAMPUNG
BANDAR LAMPUNG2017
-
ABSTRAK
DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA DIMENSI MODELREAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN
BAKAR THORIUM
Oleh
Wulan Kartika Wati
Penelitian mengenai desain reaktor air superkritis (SCWR) model reaktor PWRdengan bahan bakar thorium telah selesai dilakukan. Analisis neutronik dilakukandengan menggunakan program System Reactor Atomic Code (SRAC) yangdioprasikan pada seperangkat komputer dengan Operating System (OS) LinuxMint 17.3. Reaktor didesain untuk menghasilkan daya termal yang maksimal dankondisi kritis. Parameter yang dianalisis pada penelitian ini adalah pengayaanbahan bakar, ukuran teras reaktor, konfigurasi teras reaktor, kekritisan, dandistribusi rapat daya. Perhitungan pada teras reaktor dilakukan secara duadimensi (x,y) pada bagian teras dengan mesh berbentuk bujur sangkar (square).Masukan pada program penelitian ini berupa densitas atom, fraksi volume, dandaya termal. Bahan bakar yang digunakan adalah Thorium-232, bahan yangdigunakan untuk selongsong yaitu Boron Karbida (B4C), dan air ringan sebagaimoderator sekaligus pendingin. Pada penelitian ini diperoleh desain teras reaktoryang ideal dengan ukuran panjang (x) = 195 cm dan lebar (y) = 195 cm,pengayaan pada bahan bakar 2,05931%. Desain Teras reaktor pada penelitian inimenghasilkan daya termal, distribusi rapat daya, dan nilai faktor multiplikasi yangpaling optimal yaitu sebesar 3500 MWth untuk daya termal, 204,7665 Watt/cm3
untuk rapat daya maksimal dan 1,000004 untuk nilai faktor multiplikasi atau nilaik-efektif.
Kata kunci: Desain reaktor, SCWR, SRAC, thorium, B4C, rapat daya
-
ABSTRACT
DESIGN OF THORIUM FUELED TWO DIMENSIONAL REACTOR CORE(X-Y) OF PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR) MODEL FOR
SUPERCRITICAL WATER REACTOR (SCWR)
By
Wulan Kartika Wati
The research of design supercritical water reactor (SCWR) PWR reactor modelusing thorium fuel has been done. Neutronic calculations were performed byAtomic Reactor System Code (SRAC) program which operated on a set ofcomputer using Linux Mint 17.3 Operating System (OS). The reactor wasdesigned to produce maximum thermal power and critical condition. Theparameters of this research are the enrichment of the fuel, the size of the reactorcore, the reactor core configurations, criticality, and distribution of powerdensity. Calculation of the reactor core was conducted in two dimensional corereactor direction (x,y) with section mesh squares (square). Inputs of thisresearch are atomic density, volume fraction, thermal power, Thorium-232 asfuel, Boron Carbide (B4C) as control rood materials, and light water as amoderator also cooling. In critical condition reactor core has length (x) = 195cm, width (y) = 195 cm, 2.05931% of fuel enrichment, 1.000004 of multiplicationfactor. Reactor core design generated thermal power and power densitydistribution which equal to the thermal power of 3500 MWth, 204.7665 Watts/cm3
for maximum power density.
Keywords: Design of the reactor, SCWR, SRAC, thorium, B4C, power density
-
DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA DIMENSI MODELREAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN
BAKAR THORIUM
OlehWulan Kartika Wati
Skripsi
Sebagai Salah Satu Syarat Untuk Memperoleh Gelar
SARJANA SAINS
Pada
Jurusan Fisika
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAMUNIVERSITAS LAMPUNG
BANDAR LAMPUNG2017
-
vii
RIWAYAT HIDUP
Penulis dilahirkan di Seputih Raman Lampung Tengah pada
tanggal 24 Februari 1994. Anak keempat dari pasangan
Bapak Maryono dan Ibu Sri Elya Wati. Penulis
menyelesaikan pendidikan di SD Negeri 1 Sumberrejo
tahun 2006, SMP Negeri 3 Metro tahun 2009, dan MA Negeri 2 Metro tahun
2012. Selanjutnya pada tahun 2012 penulis diterima sebagai mahasiswa Jurusan
Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam melalui jalur Seleksi
Nasional Masuk Perguruan Tinggi Negeri (SNMPTN).
Selama menjadi mahasiswa, penulis aktif di kegiatan kampus yaitu ROIS FMIPA
Unila sebagai anggota biro keputrian dari tahun 2013-2014, HIMAFI FMIPA
Unila sebagai anggota bidang saintek dari tahun 2014-2015, BEM FMIPA Unila
sebagai sekretaris departemen pengembangan sains dan lingkungan hidup dari
tahun 2014-2015, DPM FMIPA Unila sebagai sekretaris dari tahun 2015-2016
dan DPM U KBM Unila sebagai sekretaris komisi II advokasi dan perundang-
undangan tahun 2016.
Penulis melakukan Praktik Kerja Lapangan (PKL) di PT. Adhi Wijayacitra Bantar
Gebang Bekasi pada bulan Januari-Februari 2015 dengan laporan berjudul
Pengujian Ketahanan Korosi Part Clip ACG Cord dengan Surface Treatment
MFZn2-B Menggunakan Mesin SST (Salt Spray Test) Di PT. Adhi Wijayacitra.
Pada Juli-Agustus 2015 penulis melaksanakan Kuliah Kerja Nyata (KKN) di Desa
-
viii
Kibang Budi Jaya, Kecamatan Lambu Kibang, Kabupaten Tulang Bawang Barat.
Kemudian penulis melakukan penelitian Desain Inti Teras Reaktor (Core) X-Y
Dua Dimensi Model Reaktor PWR Untuk Reaktor SCWR Menggunakan Bahan
Bakar Thorium sebagai tugas akhir di Jurusan Fisika Fakultas Matematika dan
Ilmu Pengetahuan Alam Unila.
-
ix
MOTTO
Jadi Diri Sendiri, Cari Jati Diri, dan Hiduplah dengan Mandiri
Kita Bisa Ketika Kita Percaya dan Berpikir Jika Kita Bisa Seiring denganKonsistensi Usaha
Selama Ada Keyakinan, Semua Akan Menjadi Mungkin
Tetap Terus Bergerak Ke Arah Lebih Baik
Tersenyumlah
^_^
-
x
Aku persembahkan karya kecilku ini kepada
Mbah dan Omku, yang selalu mendoakanku, mengasihiku,mendukungku, menyemangatiku, dan sebagai motivator
terbesar dalam hidupku
Bapak, Almh. Ibu, kakak-kakaku serta keluarga besar yangmenjadi penyemangatku
Sahabat-sahabat dan rekan-rekan organisasi yang menjadipenyemangat dan menghiburku di waktu luang kuliah
Rekan-rekan seperjuanganku Fisika FMIPA UnilaAngkatan 2012
Almamater Tercinta.
-
xi
KATA PENGANTAR
Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah Yang Maha Esa, yang telah
memberikan kesehatan dan karunia-Nya sehingga penulis dapat menyelesaikan
skripsi yang berjudul DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA
DIMENSI MODEL REAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR
MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR THORIUM. Tujuan penulisan skripsi
ini adalah sebagai salah satu persyaratan untuk mendapatkan gelar S1 dan melatih
mahasiswa untuk berpikir cerdas dan kreatif dalam menulis karya ilmiah.
Penulis menyadari penyusunan dan penulisan skripsi ini masih terdapat banyak
kekurangan. Oleh karena itu, kritik dan saran yang bersifat membangun sangat
diperlukan untuk memperbaikan skripsi ini. Akhir kata, semoga skripsi ini dapat
bermanfaat bagi pengetahuan mahasiswa pada khususnya dan masyarakat pada
umumnya, Aamiin.
Bandar Lampung, April 2017
Penulis,
Wulan Kartika Wati
-
xii
SANWACANA
Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah Yang Maha Esa, karena atas kuasa-
Nya penulis masih diberikan kesempatan untuk mengucapkan terima kasih kepada
pihak yang telah banyak membantu dalam penyelesaian penelitian dan skripsi ini,
terutama kepada:
1. Ibu Dr. Yanti Yulianti, S.Si., M.Si sebagai pembimbing I yang telah
memberikan bimbingan dan arahan yang mendukung dari awal sampai akhir
penulisan.
2. Bapak Drs. Syafriadi, M.Si sebagai pembimbing II yang telah mengoreksi
format penulisan, memberikan kritik dan saran selama penulisan skripsi.
3. Bapak Prof. Posman Manurung sebagai penguji yang telah mengoreksi
kekurangan, memberi kritik dan saran selama penulisan skripsi.
4. Mbah Sainah yang telah membesarkan, mendidik dan mendukungku disetiap
aktivitas positifku. Serta Om Ananto Priotomo, Om Winarko, Om Joko
Suryono, Mba Vyna Lyana Wati, dan Mba Yuli Rina Wati yang telah
mendukung dan menyemangatiku untuk berkuliah.
5. Bapak Arif Surtono, S.Si., M.Si., M.Eng sebagai Pembimbing Akademik
sekaligus Ketua Jurusan Fisika FMIPA Unila, yang telah memberikan
bimbingan serta nasehat dari awal perkuliahan sampai menyelesaikan tugas
akhir.
-
xiii
6. Para dosen serta karyawan di Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu
Pengetahuan Alam, Universitas Lampung.
7. Sahabat-sahabatku M Muntamijayati, Trianasari, Ulpah Choirunnnisa, Zulfa
Isti Faizah, Vivi Novianasari, Ummu Habibah Rahma, dan Septi Mutia
Handayani yang selalu menemani, menghibur, dan mensupportku.
8. Rekanrekan nuklir project Arizka Antartika Putri dan Sri Aknes
Simanjuntak yang selalu membersamai dan menyemangati dalam
penyelesaian tugas skripsi ini.
9. Rekan-rekan seperjuangan angkatan 2012 yang selama ini memberikan
semangat, candaan dan motivasi.
10. Rekan-rekan organisasi, Kakak-kakak tingkat serta adik-adik tingkat dan
semua teman-teman. Semoga Allah melimpahkan rahmat dan karunianya
kepada kalian semua. Aamiin.
Bandar Lampung, April 2017
Penulis
Wulan Kartika Wati
-
xiv
DAFTAR ISI
HalamanABSTRAK ................................................................................................................... i
ABSTRACT ................................................................................................................ ii
HALAMAN JUDUL ................................................................................................. iii
HALAMAN PERSETUJUAN ................................................................................. iv
HALAMAN PENGESAHAN .................................................................................... v
HALAMAN PERNYATAAN................................................................................... vi
RIWAYAT HIDUP .................................................................................................. vii
MOTTO ..................................................................................................................... ix
PERSEMBAHAN....................................................................................................... x
KATA PENGANTAR ............................................................................................... xi
SANWACANA ......................................................................................................... xii
DAFTAR ISI............................................................................................................ xiv
DAFTAR GAMBAR ............................................................................................... xvi
DAFTAR TABEL .................................................................................................. xvii
I. PENDAHULUAN
A. Latar Belakang ........................................................................................... 1B. Rumusan Masalah ...................................................................................... 5C. Batasan Masalah......................................................................................... 6D. Tujuan Penelitian........................................................................................ 6E. Manfaat Penelitian...................................................................................... 7
II. TINJAUAN PUSTAKA
A. Reaktor Nuklir............................................................................................ 8B. Supercritical Water Reactor (SCWR)...................................................... 13C. Pressurized Water Reactor (PWR) .......................................................... 15D. System Reactor Atomic Code (SRAC) ..................................................... 20E. Thorium.................................................................................................... 22F. Persamaan Difusi Neutron ....................................................................... 24
-
xv
III. METODE PENELITIAN
A. Waktu dan Tempat Penelitian .................................................................. 31B. Alat dan Bahan Penelitian ........................................................................ 31C. Prosedur Penelitian................................................................................... 31D. Diagram Alir Penelitian ........................................................................... 37
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN
A. Penghitungan Fraksi Volume.................................................................. 40B. Penghitungan Densitas Atom.................................................................. 41C. Bahan dan Jumlah Batang Kendali (Control Rod).................................. 43D. Pengayaan Bahan Bakar.......................................................................... 44E. Ukuran Teras Reaktor ............................................................................. 45F. Konfigurasi Teras Reaktor ...................................................................... 47G. Rapat Daya (Power Density)................................................................... 49H. Desain Reaktor Paling Ideal .................................................................... 50
V. KESIMPULAN
DAFTAR PUSTAKA
LAMPIRAN
-
xvi
DAFTAR GAMBAR
Halaman
Gambar 1. Skematik reaktor jenis SCWR ................................................................. 15
Gambar 2. Skematik reaktor jenis PWR .................................................................... 17
Gambar 3. Bentuk geometri teras PWR..................................................................... 19
Gambar 4. Struktur sistem SRAC .............................................................................. 21
Gambar 5. Thorium.................................................................................................... 24
Gambar 6. Diagram alir penelitian............................................................................. 37
Gambar 7. Radius sel material ................................................................................... 41
Gambar 8. Syarat batas .............................................................................................. 46
Gambar 9. Konfigurasi teras reaktor .......................................................................... 48
Gambar 10. Rapat daya relative pada panjang (x) ..................................................... 49
Gambar 11. Rapat daya relatif pada lebar (y) ............................................................ 50
Gambar 12. Desain geometri teras PWR ................................................................... 51
Gambar 13. Desain teras penelitian ........................................................................... 51
-
xvii
DAFTAR TABEL
Halaman
Tabel 1. Karakteristik SCWR .................................................................................... 39
Tabel 2. Radius bahan bakar, selongsong, dan moderator pada teras reaktor ........... 40
Tabel 3. Densitas atom bahan bakar .......................................................................... 42
Tabel 4. Densitas atom moderator dan selongsong pada teras reaktor ...................... 43
Tabel 5. Pengayaan bahan bakar ................................................................................ 45
Tabel 6. Panjang (x), lebar (y) teras reaktor dan keff .................................................. 46
Tabel 7. Karakteristik teras SCWR............................................................................ 47
-
I. PENDAHULUAN
A. Latar Belakang
Permasalahan energi bagi kelangsungan hidup manusia merupakan masalah
besar yang dihadapi oleh hampir seluruh warga di dunia. Dalam laporan rutin
yang dikeluarkan oleh International Atomic Energy Agency (IAEA),
diperkirakan peningkatan konsumsi energi dunia akan terus terjadi dengan
kenaikan rata-rata hingga 1,6 % per tahun sedangkan di Indonesia naik sebesar
6 % per tahun. Ada dua aspek penting yang menarik dibahas terkait kenyataan
peningkatan konsumsi energi tersebut. Pertama, sekitar 70 % kebutuhan energi
berasal dari negara sedang berkembang. Kedua, IAEA menganggap
peningkatan penggunaan energi nuklir dapat digunakan untuk memenuhi
kebutuhan energi global serta meningkatkan pasokan energi dan mengurangi
emisi karbon (ESDM, 2016).
Saat ini telah dikembangkan berbagai sumber energi alternatif, salah satunya
adalah energi nuklir. Menurut IAEA jumlah Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir
(PLTN) di dunia sudah mencapai 441 buah dan hingga tahun 2020
diperkirakan akan ada tambahan 126 PLTN baru. Energi nuklir sudah
dipastikan akan menjadi salah satu sumber energi alternatif yang akan
digunakan di Indonesia. Peran energi nuklir akan sangat penting bersama
sumber energi baru dan terbarukan lainnya dalam menjamin pasokan dan
-
2
keamanan energi listrik di Indonesia. Diperkirakan, kontribusi energi nuklir
akan mencapai sekitar 4000 MW pada tahun 2025. Pengembangan energi
nuklir didasarkan pada PP nomor 43/2006 serta UU nomor 17/2007 tentang
Pembangunan Jangka Panjang tahun 2005-2015 (ESDM, 2012).
Uranium merupakan bahan bakar utama untuk PLTN. Selain uranium, bahan
lain yang dapat digunakan sebagai bahan bakar untuk PLTN adalah thorium.
Di alam, bisa dikatakan semua thorium adalah Thorium-232 (Th232). Thorium
merupakan bahan fertil yang apabila menyerap neutron akan menjadi bahan
fisil Uranium-233 (U233) yang dalam reaktor nuklir dapat menghasilkan reaksi
berantai. Thorium memiliki beberapa keunggulan dibanding uranium,
diantaranya rasio konversi thorium menjadi isotop U233 lebih tinggi dibanding
dengan Uranium-238 (U238) menjadi Plutonium-239 (Pu239) (Dewita, 2012).
Thorium lebih murah karena jumlah kelimpahannya yang banyak dibanding
uranium. Bahan bakar thorium lebih ramah lingkungan karena mengurangi
emisi gas CO2 dari sektor energi listrik (ESDM, 2012).
Pertimbangan menggunakan thorium sebagai bahan bakar nuklir alternatif
adalah thorium mempunyai sifat-sifat nuklir yang unggul dan jumlah
cadangannya 3-4 kali lebih besar dibanding uranium. Selain itu, thorium
dioksida lebih unggul dibanding uranium dioksida terkait kinerjanya sebagai
bahan bakar reaktor. Thorium dioksida merupakan oksida yang sangat stabil
sehingga dapat mempertahankan stabilitas dimensinya pada derajat bakar
tinggi. Thorium dioksida mempunyai konduktivitas panas lebih tinggi dan
koefisien ekspansi panas lebih rendah, yang berdampak strain lebih rendah
pada selongsong sehingga hal ini memungkinkan bahan bakar dapat
-
3
dioperasikan dengan waktu tinggal dalam reaktor yang lebih lama. Titik leleh
thorium dioksida (3378C) lebih tinggi sekitar 513C dibanding uranium
dioksida (2865C). Perbedaan temperatur ini dapat digunakan untuk
menyediakan marjin keselamatan yang cukup apabila terjadi kenaikan
temperatur akibat kehilangan pendingin (loss of coolant). Thorium
menghasilkan limbah 90% lebih sedikit dibanding uranium, dan hanya
membutuhkan sekitar 200 tahun untuk menyimpan limbahnya, dibanding
uranium yang membutuhkan waktu 10.000 tahun untuk menyimpan limbahnya
(Kamei dan Hakami, 2012).
PLTN dengan bahan bakar thorium cocok untuk negara berkembang seperti
Indonesia karena pengguna PLTN dengan bahan bakar thorium sulit membuat
senjata nuklir, hal ini dapat menghapus kecurigaan negara maju. Sebaliknya,
PLTN dengan bahan bakar Uranium di dunia memproduksi isotop plutonium
yang bila diproses ulang dapat digunakan sebagai senjata nuklir. Di samping
itu, thorium tersedia melimpah di Indonesia yaitu sebagai produk samping dari
tambang timah di Bangka Belitung dan beberapa tambang lainnya. Saat ini
banyak lembaga penelitian yang mengembangkan proyek tenaga nuklir dengan
bahan bakar thorium (Carrera, et al, 2008).
Reaktor air superkritis atau Supercritical Water Reactor (SCWR) merupakan
jenis reaktor termal yang dipromosikan sebagai reaktor generasi IV karena
sederhana dalam pembangunannya, dan memiliki efisiensi termal yang tinggi
(Buongiorno, 2003). Beberapa tahun terakhir, telah dilakukan penelitian dan
pengembangan yang meliputi berbagai aspek pembangunan SCWR. Desain
dari perakitan bahan bakar adalah hal yang penting dalam penelitian dan
-
4
pengembangan SCWR (Koning dan Rochman, 2008). Tantangan dalam
mendesain reaktor jenis SCWR adalah bagaimana mengembangkan desain inti
yang layak dan akurat dengan memperkirakan koefisien perpindahan panas,
dan mengembangkan bahan-bahan untuk struktur bahan bakar dan inti yang
cukup tahan akan korosi, serta mempertahankan keadaan kritisnya (World
Nuclear, 2016).
Proses perancangan desain reaktor memerlukan analisis yang komprehensif,
salah satunya analisis neutronik yang meliputi penentuan pengayaan bahan
bakar, ukuran teras reaktor, konfigurasi teras reaktor yang memenuhi standar
kekritisan. Analisis neutronik diawali dengan penyelesaian persamaan difusi
untuk memperoleh gambaran distribusi neutron, faktor multiplikasi k-efektif
(keff) dan distribusi daya di dalam reaktor. keff menggambarkan tingkat
kestabilan reaksi fisi di dalam teras reaktor, dimana keadaan stabil (kritis)
dicapai jika nilai keff = 1. Jika besarnya keff > 1 disebut reaktor superkritis yang
artinya jumlah neutron meningkat sebagai fungsi waktu, jika keff = 1 reaktor
dalam keadaan kritis artinya jumlah neutron tidak berkurang atau pun
bertambah tetapi konstan (tetap), dan jika besarnya nilai keff < 1 disebut reaktor
subkritis yang artinya jumlah neutron menurun sebagai fungsi waktu (Zweifel,
1973).
Standart Reactor Analysis Code (SRAC) merupakan program komputasi
perhitungan neutronik pada beberapa jenis reaktor termal (Okumura, 2006).
Secara umum, SRAC memiliki suatu library data yang berisi tampang lintang
semua jenis nuklida yang ada dari berbagai sumber library (JENDL, JEF,
ENDF). Library ini digunakan dalam perhitungan neutronik (fluks neutron)
-
5
oleh SRAC dengan pendekatan yang berbeda-beda sesuai dengan maksud
penggunaan. Perhitungan ini akan menghasilkan nilai penampang lintang
mikroskopik maupun collapsing. Nilai fluks dan penampang lintang tersebut
kemudian digunakan untuk analisis neutronik berikutnya, yaitu perhitungan
kekritisan teras reaktor, burn-up teras reaktor, burn-up sel, maupun laju reaksi
neutron dalam sel (Okumura, 2006). Keluaran dari program SRAC inilah yang
nantinya dijadiakan bahan data penelitian yang selanjutnya dianalisis dengan
acuan beberapa referensi yang ada.
Energi nuklir sebagai pembangkit energi listrik menjadi pilihan yang baik
dalam menangani krisis energi, selain karena biaya pembangkitan per dayanya
relatif murah, energi nuklir adalah jenis energi yang sangat efisien. Dengan
adanya penelitian ini diharapkan diperoleh suatu desain reaktor termal
penghasil energi nuklir yang dapat membantu perkembangan pembangunan
PLTN di Indonesia.
B. Rumusan Masalah
Penelitian ini memiliki rumusan masalah sebagai berikut:
1. Bagaimanakah desain teras reaktor yang ideal untuk reaktor jenis SCWR
dengan teras reaktor (core) x-y dua dimensi model reaktor PWR untuk
menghasilkan energi yang maksimal dan memenuhi standar kekritisan?
2. Bagaimanakah komposisi bahan bakar yang ideal pada reaktor jenis SCWR
dengan teras reaktor (core) x-y dua dimensi model reaktor PWR untuk
menghasilkan energi yang maksimal?
-
6
3. Bagaimanakah ukuran yang efisien untuk reaktor jenis SCWR dengan teras
x-y dua dimensi model reaktor PWR dan memenuhi standar kekritisan?
4. Bagaimanakah konfigurasi teras reaktor yang efisien untuk jenis reaktor
SCWR dengan teras x-y dua dimensi model reaktor PWR dan memenuhi
standar kekritisan?
C. Batasan Masalah
Penelitian ini memiliki batasan masalah sebagai berikut:
1. Desain reaktor yang akan dibuat adalah reaktor termal jenis SCWR dengan
teras x-y dua dimensi model reaktor PWR.
2. Bahan bakar yang digunakan adalah thorium.
3. Perhitungan pada teras reaktor dilakukan secara dua dimensi (x,y) pada
bagian teras dengan mesh berbentuk bujur sangkar (square).
4. Desain dibuat dengan menggunakan program SRAC.
D. Tujuan Penelitian
Tujuan dilakukannya penelitian ini adalah sebagai berikut:
1. Membuat desain sebuah reaktor SCWR dengan teras x-y dua dimensi model
reaktor PWR menggunakan bahan bakar thorium.
2. Menentukan pengayaan bahan bakar thorium.
3. Menentukan ukuran teras reaktor.
4. Menentukan konfigurasi teras yang memenuhi kriteria kekritisan dan
menghasilkan energi secara maksimal.
-
7
E. Manfaat Penelitian
Manfaat dilakukannya penelitian ini adalah sebagai berikut:
1. Mendukung perkembangan penelitian di bidang reaktor nuklir.
2. Memberikan informasi mengenai solusi permasalahan krisis energi.
3. Memberikan kontribusi dalam masalah alternatif energi bersih.
4. Memberikan informasi ilmiah mengenai desain reaktor nuklir yang memiliki
efisien tinggi dan memenuhi standar kekritisan.
-
II. TINJAUAN PUSTAKA
A. Reaktor Nuklir
Konsep dasar sebuah reaktor nuklir adalah reaksi pembelahan (fisi) dari sebuah
material contohnya uranium. Ketika sebuah inti ditembak dengan sebuah
neutron, dengan jumlah tertentu inti akan mengalami fisi. Secara umum, energi
nuklir dapat dihasilkan melalui dua macam mekanisme yaitu pembelahan inti
(reaksi fisi) dan penggabungan beberapa inti (reaksi fusi) (Duderstadt dan
Hamilton, 1976). Pelepasan energi yang dihasilkan melalui reaksi fisi berantai
yang terkendali dapat dimanfaatkan sebagai pembangkit listrik (Zweifel, 1973).
Seperangkat reaktor bekerja berdasarkan reaksi fisi dari sebuah inti. Reaksi fisi
atau pembelahan inti merupakan mekanisme yang banyak digunakan untuk
menghasilkan energi nuklir melalui sebuah reaktor. Pada reaktor dibedakan dua
jenis material yang dapat mengalami fisi atau pembelahan yaitu material fisil
dan material fertil. Sebuah material fisil merupakan material yang akan
mengalami pembelahan ketika ditembak oleh sebuah neutron dengan sejumlah
energi, sedangkan material fertil adalah material yang akan menangkap neutron
dan melalui peluruhan radioaktif akan berubah menjadi material fisil (Lewis,
2008).
Reaksi fisi yang terjadi di dalam reaktor mengakibatkan dihasilkan/hilangnya
neutron dalam jumlah tertentu. Secara umum perubahan jumlah neutron akibat
-
9
reaksi fisi dapat dirumuskan k-efektif atau sering disebut dengan faktor
multiplikasi (Zweifel, 1973).
Reaktor nuklir merupakan sebuah peralatan sebagai tempat berlangsungnya
reaksi berantai fisi nuklir terkendali untuk menghasilkan energi nuklir,
radioisotop, atau nuklida baru (World Nuclear, 2010). Dalam reaktor nuklir,
neutron digunakan untuk menginduksi terjadinya reaksi fisi inti pada inti berat.
Reaksi fisi ini menghasilkan inti ringan (fission product), beberapa neutron dan
energi sebesar 200 MeV (Deuderstadt dan Hamilton, 1976).
Perkembangan dari reaktor nuklir secara umum dapat dikelompokkan menjadi
empat generasi. Reaktor generasi I dikembangkan pada tahun 1950-1960 dan
sangat sedikit yang masih beroperasi sampai saat ini. Sebagian besar reaktor
generasi I ini menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan grafit
sebagai moderator. Reaktor Generasi II menggunakan bahan bakar uranium
yang telah diperkaya dan sebagian besar didinginkan dan dimoderatori oleh air.
Reaktor generasi III adalah reaktor lanjutan dari beberapa reaktor generasi I
yang beroperasi di Jepang. Reaktor generasi III ini merupakan perkembangan
dari reaktor generasi II dengan meningkatkan sistem keamanan (World
Nuclear, 2010).
Selanjutnya adalah reaktor generasi IV yang dirancang tidak hanya untuk
memasok daya listrik, tetapi juga untuk memasok energi termal untuk industri.
Oleh karena itu PLTN Generasi IV tidak lagi disebut sebagai PLTN tetapi
Sistem Energi Nuklir (SEN). Enam tipe reaktor Generasi IV adalah: Very High
Temperature Reactor (VHTR), Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), Gas-
-
10
cooled Fast Reactor (GFR), Liquid metal cooled Fast Reactor (LFR), Molten
Salt Reactor (MSR) dan Supercitical Water cooled Reactor (SCWR) (Harvego
dan Schultz, 2009). Reaktor generasi IV beroperasi pada suhu yang lebih tinggi
dibandingkan reaktor yang ada sekarang, bahkan beberapa desain ditujukan
untuk produksi hidrogen sebagai jalur alternatif untuk bahan bakar fosil saat
ini. Dari segi ekonomi, hidrogen dipertimbangkan karena hidrogen akan
memainkan peran utama dalam sistem energi untuk semua sektor ekonomi
sebagai peralihan bahan bakar fosil (Ariani, 2010).
Tujuan utama dalam desain dan operasi reaktor nuklir adalah pemanfaatan
energi atau radiasi yang dilepaskan oleh reaksi berantai yang terkendali dan
mempertahankan peristiwa fisi nuklir dalam inti reaktor. Reaktor modern
dibuat lebih kompleks, tidak hanya bahan bakar yang dibuat dengan sangat
hati-hati tetapi juga menyediakan pendingin (coolant) selama berlangsungnya
reaksi fisi dan pelepasan energi (Deuderstadt dan Hamilton, 1976).
Sebuah reaktor nuklir harus didukung oleh beberapa fasilitas yang disebut
sebagai komponen reaktor. Komponen-komponen reaktor nuklir harus
memenuhi standar kualitas yang tinggi dan handal, sehingga kemungkinan
terjadinya kecelakaan atau kegagalan komponen tersebut sangat kecil.
Persyaratan utama untuk bahan yang akan digunakan dalam sistem reaktor ini
yaitu memiliki stabilitas di bawah dimensi iradiasi, di bawah tekanan atau
tanpa tekanan, sifat mekanik (kekuatan tarik, ductility, ketahanan mulur, tidak
mudah retak, kekuatan tekan) dan tahan terhadap korosi akibat cairan
pendingin reaktor (Yvon, 2009). Adapun komponen dari sebuah reaktor nuklir
adalah sebagai berikut.
-
11
a. Bahan Bakar (fuel)
Bahan bakar nuklir merupakan bahan yang akan menyebabkan terjadinya
reaksi fisi berantai berlangsung sebagai sumber energi nuklir. Terdapat dua
jenis bahan bakar nuklir yaitu bahan fisil dan bahan fertil. Bahan fisil adalah
unsur atau atom yang langsung dapat membelah apabila dikenai neutron,
sedangkan bahan fertil merupakan suatu unsur atau atom yang tidak dapat
langsung membelah setelah dikenai neutron tetapi akan membentuk bahan
fisil. Bahan bakar yang biasa digunakan dalam reaktor nuklir adalah U233,
U235, Pu239, dan Th232 (Lewis, 2008).
b. Moderator
Moderator adalah komponen reaktor yang berfungsi untuk menurunkan
energi neutron cepat (+ 2 MeV) menjadi neutron dengan energi termal
(+140,02 - 0,04 eV) agar dapat bereaksi dengan bahan bakar nuklir. Selain
itu, moderator juga berfungsi sebagai pendingin primer. Syarat bahan
moderator adalah atom dengan nomor massa kecil, memiliki tampang
lintang serapan neutron yang kecil, memiliki tampang lintang hamburan
yang besar, sesuai dengan jenis reaktor yang akan didesain dan memiliki
daya hantar panas yang baik serta tahan terhadap korosi. Moderator
merupakan material yang memperlambat kelajuan neutron, moderator yang
umum digunakan adalah air (Lewis, 2008).
c. Batang Kendali (Control Rod)
Komponen reaktor yang berfungsi sebagai pengatur jumlah neutron yang
bereaksi dengan bahan bakar adalah batang kendali. Bahan yang
dipergunakan untuk batang kendali reaktor haruslah memiliki kemampuan
-
12
tinggi menyerap neutron dan memiliki waktu hidup yang panjang (tidak
mudah terbakar). Pemilihan material batang kendali tergantung pada desain
reaktor nuklir yang digunakan. Material batang kendali yang digunakan
dalam reaktor nuklir, memiliki karakteristik memiliki sifat konduktivitas
panas yang cukup, tahan terhadap panas dan radiasi, tidak mudah korosif,
material harus cukup kuat untuk mematikan reaktor nuklir, dan memiliki
tampang lintang serapan neutron yang tinggi (Chanakya, dkk., 2001). Bahan
material yang sering digunakan untuk pembuatan batang kendali adalah
Hafnium (Hf), paduan Silver-Indium-Cadmium (Ag-In-Cd), dan Boron (B).
Selama kondisi superkritis, daya yang dibebaskan oleh sebuah reaktor
meningkat. Jika kondisi ini tidak dikendalikan, meningkatnya daya dapat
mengakibatkan mencairnya sebagian atau seluruh teras reaktor, dan
pelepasan bahan radioaktif ke lingkungan sekitar. Pengendalian ini
dilakukan oleh sejumlah batang kendali yang dapat bergerak keluar masuk
teras reaktor (Chanakya, dkk., 2001).
Jika reaktor menjadi superkritis, batang kendali secara otomatis bergerak
masuk lebih dalam ke dalam teras reaktor untuk menyerap kelebihan
neutron yang menyebabkan kondisi itu kembali ke kondisi kritis.
Sebaliknya, jika reaktor menjadi subkritis, batang kendali sebagian ditarik
menjauhi teras reaktor sehingga lebih sedikit neutron yang diserap. Dengan
demikian, lebih banyak neutron yang tersedia untuk reaksi fisi dan reaktor
kembali ke kondisi kritis. Untuk menghentikan operasi reaktor, batang
kendali dimasukkan penuh sehingga seluruh neutron diserap dan reaksi fisi
berhenti (Chanakya, dkk., 2001).
-
13
d. Perisai (Shielding)
Perisai berfungsi sebagai penahan agar radiasi hasil fisi bahan tidak
menyebar pada lingkungan luar dari sistem reaktor, umumnya perisai yang
digunakan adalah lapisan beton berat dan struktur baja (World Nuclear,
2010).
B. Supercritical Water Reactor (SCWR)
SCWR atau reaktor air superkritis merupakan jenis reaktor generasi IV yang
disebut juga sebagai reaktor masa depan (Oka, 2010). Pada prinsipnya efisiensi
yang lebih tinggi dan ekonomi yang lebih baik membuat konsep SCWR
mampu bersaing dengan desain reaktor air ringan yang ada (Ammirabile,
2010).
SCWR ini memiliki banyak keuntungan lebih meluas saat ini sebagai reaktor
air ringan (Reiss, et al., 2010). Salah satu keunggulan dari reaktor air
superkritis ini adalah variasi termal pada bagian fisiknya di sekitar garis
pseudo-critical. Reaktor air superkritis menawarkan potensi berupa efisiensi
termal yang tinggi dan cukup sederhana dalam pembangunannya (Tsiklauri et
al., 2005).
Reaktor SCWR merupakan reaktor air yang bekerja di atas titik kritis air
(Buongiorno, 2003), dimana SCWR beroperasi pada tekanan 25 MPa dengan
menggunakan air sebagai pendingin dan moderator (Oka, et al., 2003)
sedangkan titik kritis air adalah 22,06 MPa. Pada tekanan tersebut jika
temperatur air terus dinaikkan tidak akan terjadi perubahan fasa sehingga
-
14
perubahan enthropi reaktor lebih besar dan efisiensi panas yang ditransfer oleh
reaktor menjadi lebih besar. Pada reaktor berpendingin air superkritis
karakteristik dari air akan berubah sangat signifikan di sekitar titik kritisnya
(Sriyono, 2008).
Seperti halnya air pada keadaan sub-kritis dikenal istilah mendidih pada
temperatur tertentu, air pada keadaan super kritis mengalami pseudo-critical
pada temperatur 385 C dan tekanan 25 MPa. Pada temperatur dan tekanan
tersebut air memiliki kapasitas panas yang lebih tinggi, sehingga keadaan
inilah yang disebut keadaan efisiensi paling tinggi (Oka, 2010). Untuk
meningkatkan efisiensi dari SCWR dibutuhkan selongsong (cladding) bahan
bakar yang mampu menahan suhu yang tinggi (Tsiklauri, et al, 2005).
Penelitian tentang desain SCWR sebelumnya telah dilakukan oleh Sigit dan
Andang (2006) yang mendesain teras SCWR dengan menggunakan bahan
bakar plutonium. Penelitian tersebut menghasilkan desain teras reaktor dengan
daya termal 300 MWth dan mencapai kekritisan dengan nilai k-efektif sebesar
1,03157.
Reaktor jenis ini memiliki ukuran fisik yang lebih kecil tetapi mampu
menghasilkan energi yang besar (Tsiklauri, et al., 2005). Sehingga SCWR juga
memberikan potensi penghematan dalam hal biaya. Skematik dari reaktor jenis
SCWR ditunjukkan oleh Gambar 1.
-
15
Gambar 1. Skematik reaktor jenis SCWR (World Nuclear, 2012)
Desain SCWR cenderung untuk memperoleh efisiensi termal yang tinggi dan
dengan konfigurasi sistem yang sederhana. Tantangan untuk SCWR adalah
dalam mengembangkan desain inti yang layak, akurat dengan memperkirakan
koefisien perpindahan panas dan mengembangkan bahan-bahan untuk struktur
bahan bakar dan inti yang cukup tahan akan korosi untuk mempertahankan
keadaan superkritisnya (Shan et al., 2009).
C. Pressurized Water Reactor (PWR)
PWR adalah jenis reaktor daya nuklir yang menggunakan air ringan biasa
sebagai pendingin maupun moderator neutron. Reaktor ini pertama sekali
dirancang oleh Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory untuk
kepentingan kapal perang, tetapi kemudian rancangan ini dijadikan komersial
oleh Westinghouse Nuclear Power Division. Reaktor PWR komersial pertama
-
16
dibangun di Shippingport, Amerika Serikat yang beroperasi sampai tahun
1982.
Selain Westinghouse, banyak perusahaan lain seperti Asea Brown Boveri-
Combustion Engineering (ABB-CE), Framatome, Kraftwerk Union, Siemens,
dan Mitsubishi yang mengembangkan dan membangun reaktor PWR ini.
Reaktor jenis ini merupakan jenis reaktor yang paling umum. Lebih dari 230
buah reaktor digunakan untuk menghasilkan listrik, dan beberapa ratus lainnya
digunakan sebagai tenaga penggerak kapal.
Pada reaktor jenis PWR, aliran pendingin utama yang berada di teras reaktor
bersuhu mencapai 325C sehingga perlu diberi tekanan tertentu (sekitar 15
atm) oleh perangkat pressurizer sehingga air tidak dapat mendidih.
Pemindah panas, generator uap, digunakan untuk memindahkan panas ke aliran
pendingin sekunder yang kemudian mendidih menjadi uap air dan
menggerakkan turbin untuk menghasilkan listrik. Uap kemudian diembunkan
di dalam kondenser menjadi aliran pendingin sekunder. Aliran ini kembali
memasuki generator uap dan menjadi uap kembali, memasuki turbin, dan
demikian seterusnya.
Sifat-sifat yang baik dari air sebagai moderator dan pendingin membuatnya
sebagai pilihan alami untuk reaktor-reaktor daya, dan PWR telah
dikembangkan di USA. Batasan yang paling penting dari PWR adalah
temperatur kritis air, 374 C. Ini adalah temperatur maksimum yang mungkin
dari pendingin didalam reaktor dan dalam prakteknya diperkirakan kurang dari
-
17
300 C, untuk mengikuti batas keamanan. Berikut adalah skematik kerja
reaktor PWR.
Gambar 2. Skematik reaktor jenis PWR (World Nuclear, 2010)
Sifat-sifat yang baik dari air sebagai moderator dan pendingin membuatnya
sebagai pilihan alami untuk reaktor-reaktor daya, dan PWR telah
dikembangkan di USA. Batasan yang paling penting dari PWR adalah
temperatur kritis air, 374 C. Ini adalah temperatur maksimum yang mungkin
dari pendingin didalam reaktor dan dalam prakteknya diperkirakan kurang dari
300 C, untuk mengikuti batas keamanan.
Dalam PWR, tekanan pendingin harus lebih besar dari tekanan jenuh
katakanlah 300 C (85,93 bar) untuk menjadikannya mendidih. Tekanan
dipertahankan sekitar 155 bar untuk mencegah pendidihan seluruhnya.
Pembangkit daya PWR disusun dari 2 loop secara seri, loop pendingin, disebut
loop primer, dan air-uap atau loop fluida kerja. Pendingin mengambil panas
dalam reaktor dan memindahkannya ke fluida kerja didalam generator uap.
Uap kemudian digunakan dalam siklus Rankine untuk menghasilkan listrik.
-
18
Bahan bakar pada PWR adalah uranium kaya dalam bentuk batang-batang
pipih atau plat. Misalnya stainless steel atau zircaloy. Karena tekanan
pendingin sangat tinggi, tekanan tangki baja berisi inti sekitar 20-25 cm
tebalnya.
Tipe PWR barisi sekitar 200 bahan bakar yang tersusun dalam bentuk batang-
batang. Dalam tipe penyusunan bahan bakar, ada 264 batang bahan bakar dan
24 pipa penunjuk untuk kontrol batang. Grid dibuat pemisah antara batang
bahan bakar untuk mencegah getaran berlebih dan membiarkan beberapa
ekspansi termal aksial.
Pendingin meninggalkan reaktor masuk ke generator uap yang dapat berupa
shell dan pipa dengan berkas pipa U atau pipa lurus, yang banyak digunakan.
Pada pipa U dari generator uap air pendingin yang sudah panas masuk ke
dalam saluran masuk pada bagian bawah mengalir melalui pipa U dan
berlawanan arah dengan keluaran pada bagian bawah. Itu dapat memproduksi
hanya uap jenuh. Bentuk geometri dari teras PWR ditunjukkan oleh Gambar 3.
-
19
Gambar 3. Bentuk geometri teras PWR (Mehboob, 2015)
Pada desain pipa lurus, pendingin primer masuk dari atas mengalir turun
melalui pipa-pipa dan keluar pada bagian bawah ke pompa utama. Air umpan
pada sisi penutup. Uap kering atau derajat panas rendah adalah mungkin. PWR
untuk pembangkit daya telah dibangun di Shippingport, USA tahun 1957.
Output termalnya 231 MW, tekanan pada sirkuit primer adalah 141 bar, dan
temperatur air pada bagian keluar dari reaktor adalah 282 C. uap jenuh kering
di hasilkan didalam penukar kalor pada 41 bar, 252 C. Untuk daya output
listrik kotor adalah 68 MW, efisiensi termal 29,4%. Siklus shippingport telah
dimodifikasi di indian point (USA) PWR dengan inklusi dari minyak bakar
panas lanjut antara penukar kalor utama dan turbin. Kondisi uap meningkat
menjadi 25,5 bar dan 538 C pada sisi masuk turbin dan siklusnya juga
meningkat (Deuderstadt dan Hamilton, 1976).
-
20
D. System Reactor Atomic Code (SRAC)
System Reactor Atomic Code (SRAC) adalah sebuah sistem kode untuk analisis
penghitungan neutronik pada beberapa jenis reaktor termal (Okumura, 2006).
SRAC mulai dikembangkan pada tahun 1978 sebagai standar untuk kode
analisi reaktor termal di badan energi atom Jepang (Japan Atomic Energy
Agency/JAEA) (Okumura, 2007).
Sistem SRAC terdiri dari beberapa kode dasar yaitu PIJ, ANISN, TWOTRAN,
TUD, CITATION.
1. PIJ, yaitu kode untuk probabilitas tumbukan yang telah dikembangkan oleh
JAERI meliputi 16 kisi geometri.
2. ANISN, yaitu kode transport satu dimensi (SN) yang terdiri dari tiga jenis
geometri slab (X), silinder (Y) dan bola (RS).
3. TWOTRAN, yaitu kode transport dua dimensi (SN) yang terdiri dari tiga
jenis geometri slab (X-Y), silinder (R-Z) dan lingkaran (R-).
4. TUD, yaitu kode untuk persamaan difusi satu dimensi yang dikembangkan
oleh JAERI, terdiri dari geometri slab (X), silinder (Y) dan bola (RS).
5. CITATION, yaitu kode untuk persamaan difusi multi-dimensi yang terdiri
dari 12 jenis geometri termasuk segitiga dan segi enam (heksagonal),
(Okumura, 2006).
SRAC adalah system yang terdiri dari penyimpanan data (libraries) neutron
(JENDL-3.3, JENDL-3.2, END/B-VI, JEF-2.2, dan sebagainya), dan lima kode
dasar untuk perpindahan neutron dan perhitungan difusi. Adapun struktur dari
sistem SRAC adalah seperti ditunjukkan pada Gambar 4.
-
21
Gambar 4. Struktur sistem SRAC (Okumura, 2007)
SRAC terdapat file input dan file output, file input SRAC dapat diedit sesuai
dengan desain reaktor yang diinginkan. Apabila pemasukan data pada SRAC
telah selesai kemudian dijalankan maka file output standar akan memberikan
informasi tertulis untuk memeriksa apakah serangkaian perhitungan telah
-
22
selesai atau tidak. Apabila bagian akhir dari hasil perhitungan (output) belum
sampai pada pesan seperti dibawah ini
=================END OF SRAC CALCULATION===============
Maka harus dilakukan pengecekan pada input dan memeriksa output standar.
Setelah penghitungan selesai dengan benar, langkah selanjutnya adalah
mengecek apakah hasilnya telah sesuai dengan standar kemudian dianalisis
terhadap hasil yang diperoleh (Okumura et al., 2002).
E. Thorium
Thorium seperti halnya Uranium dapat digunakan sebagai bahan bakar nuklir
meskipun tidak bersifat fisil (Kidd, 2009). Oleh karena itu Th232 tidak dapat
langsung digunakan dalam reaktor termal. Namun, Th232 yang bersifat fertil
akan terlebih dahulu menyerap neutron lambat untuk menghasilkan U233 yang
bersifat fisil (World Nuclear, 2010) sehingga dapat digunakan sebagai bahan
bakar dalam reaktor.
Thorium ditemukan dalam bentuk kecil diantara batu dan tanah dimana
jumlahnya tiga kali lipat lebih banyak daripada uranium. Ditemukan pada
tahun 1828 oleh Jons Jacob Berzelius seorang kimiawan Swedia. Tanah
umumnya mengandung 6 ppm thorium. Pada keadaan murni thorium
merupakan logam putih keperakan yang berkilau. Namun, bila terkontaminasi
oksigen, thorium perlahan akan memudar di udara menjadi abu-abu dan
akhirnya hitam. Terdapat 25 isotop thorium yang dikenal dan semuanya tidak
stabil dengan massa atom antara 212 hingga 236. Diantara isotop-isotop
tersebut, yang paling stabil adalah Th232 yang merupakan sebuah isotop
-
23
pengemisi alpha dan mempunyai waktu paruh sangat panjang yaitu sekitar 1,41
x 1010 tahun.
Bahan bakar thorium memerlukan bahan fisil yang berfungsi sebagai
penggerak sebagai sehingga terjadi reaksi berantai dan dengan demikian
pasokan neutron dapat dipertahankan. Bahan fisil yang dapat digunakan
sebagai penggerak adalah U233, U235 atau Pu239, namun semua bahan tersebut
tidak ada yang mudah untuk dihasilkan.
Semua fisi yang terdapat dalan bahan bakar thorium berasal dari komponen
penggeraknya misalnya U233. Fisi dari U233 ini menghasilkan jumlah energi
yang sama dengan U235 yaitu sebesar 200 MeV (World Nuclear, 2010).
Penggunaan thorium sebagai bahan bakar reaktor nuklir ini lebih aman, lebih
murah dan lebih ramah lingkungan. Thorium lebih aman karena tidak memiliki
isotop yang bersifat fisil sehingga tidak cocok digunakan untuk senjata nuklir
(Kamei dan Hakami, 2011). Thorium lebih murah karena jumlahnya yang
melimpah di bumi, yaitu empat kali lebih banyak dibandingkan dengan jumlah
Uranium. Selain itu, bahan bakar thorium lebih bersih dan ramah lingkungan
karena mengurangi emisi gas CO2 dari sektor energi listrik dan menghasilkan
limbah yang lebih sedikit (Wilson et al, 2009).
Bahan bakar thorium menghasilkan 0,5 kg plutonium, sementara bahan bakar
uranium menghasilkan 230 kg plutonium dari reaktor dengan kapasitas 1 GWe
selama waktu operasi satu tahun. Hal itu berarti limbah radioaktif yang
dihasilkan oleh thorium lebih sedik di bandingkan yang dihasilkan oleh
-
24
uranium (Kamei dan Hakami, 2011). Contoh gambar logam thorium
ditunjukkan oleh Gambar 5.
Gambar 5. Thorium (Franco, 2002)
Ditinjau dari aspek sifat fisika, kimia, dan sifat neutronik maupun jumlah
cadangannya thorium potensi untuk digunakan sebagai bahan bakar nuklir
alternatif. Ditinjau dari aspek sifat neutronik, Th232 merupakan bahan fertile
yang lebih unggul dibanding U238, karena tampang lintang serap neutron Th232
(7,4 barns) lebih besar dari pada U238 (2,7 barns) (Wilson et al, 2009).
F. Persamaan Difusi Neutron
Fisika reaktor pada prinsipnya berhubungan dengan penentuan sifat-sifat
populasi neutron, yaitu bagaimana fluks neutron bergantung pada ruang,
waktu, dan energi. Perhitungan fisika reaktor secara teliti harus
memperhitungkan ketiga variabel tersebut secara satu kesatuan dan tidak
terpisah satu sama lain. Perhitungan yang teliti dilakukan dengan memecahkan
persamaan transport Boltzman. Namun perhitungan ini cukup rumit karena
-
25
banyak besaran-besaran fisis yang sering kali bergantung pada energi secara
rumit seperti adanya resonansi pada tampang lintang fisis untuk daerah
tertentu. Selain itu teras reaktor bukanlah suatu medium yang homogen
melainkan terdiri dari perangkat batang bahan bakar, batang kendali, dan
struktur keras.
Persamaan difusi merupakan suatu bentuk pendekatan yang paling sederhana
terhadap teori transport. Solusi dari persamaan difusi ini memberikan bentuk
distribusi fluks neutron terhadap ruang dan selanjutnya dapat diperoleh bentuk
distribusi daya yang bergantung pada ruang.
Untuk mengetahui distribusi neutron pada reaktor, digunakan Teori Transport
Neutron, yang merupakan aliran gerak neutron dalam teras reaktor, yang
banyak mengalami hamburan dari inti atom, penyerapan dan juga yang keluar
dari teras reaktor. Dalam praktiknya, untuk mencari solusi dari persamaan
transport neutron cukup sulit dilakukan. Oleh karena itu, dilakukan pendekatan
dengan menggunakan aproksimasi difusi neutron dimana dapat dilakukan
pendekatan dari persamaan transport neutron menjadi persamaan difusi neutron
(Taufiq, 2011).
Persamaan difusi menggambarkan hubungan antara laju produksi, laju serapan
dan laju bocoran. Produksi neutron dalam suatu elemen volume, berasal dari
hasil reaksi fisi, peristiwa hamburan inelastik (removal inelastic scattering),
serta sumber neutron di luar elemen. Sedangkan serapan neutron disebabkan
karena reaksi absorpsi neutron oleh inti-inti atom medium. Dan adanya
bocoran neutron disebabkan karena hamburan yang keluar menuju elemen
-
26
ruang lain atau keluar dari batas luar medium. Untuk melakukan penurunan
persamaan difusi diterapkan konsep keseimbangan jumlah neutron yang masuk
dan neutron yang keluar dari teras. Persamaan keseimbangan jumlah neutron
dituliskan pada persamaan 1.
( ) =
( )
( ) + ( )
( )
( )
Keterangan: g = grup energi.
Persamaan 1 secara matematis dapat dituliskan pada persamaan 2.= . + (2)dimana sumber Sg dapat dituliskan pada persamaan 3.= (3)Perubahan neutron yang hilang karena absorpsi dan tumbukkan (scattering)
dapat dituliskan pada persamaan 4. = + (4)Pada keadaan tunak (steady state) yaitu keadaan yang tidak tergantung waktu,
besarnya laju perubahan neutron adalah 0, yang dapat dituliskan pada
persamaan 5.= 0 (5)
(1)
-
27
Sehingga persamaan difusi multigrup dalam keadaan tunak dapat dituliskan
dengan persamaan 6.. + = + (6)Keterangan:
Dg = Tetapan difusi grup g,
gi = Penampang lintang makroskopik grup g dari jenis reaksi i,
vfg = Probabilitas terjadinya reaksi fisi tiap detik pada grup g,
g = Fluks neutron yang bergantung pada ruang dan energi pada grup g,
keff = Faktor multiplikasi efektif (Deuderstadt dan Hamilton, 1976).
Persamaan 6 merupakan persamaan difusi multigrup 3 dimensi. Secara analitik,
nilai keff dapat didapatkan dengan melakukan penyederhanaan pada persamaan
6 menjadi persamaan difusi 1 grup 1 dimensi. Penyederhanaan dilakukan
dengan menentukan keadaan multigrup yang memiliki perilaku yang sama
(homogen) atau dianggap sebagai 1 grup, dan nilai penampang lintang dari
beberapa grup tersebut diwakili oleh nilai penampang lintang rata-rata dari
setiap grup energi. Nilai penampang lintang scattering dapat diabaikan karena
tidak ada interaksi dengan grup lain atau dianggap 1 grup. Sehingga persamaan
difusi 1 grup 1 dimensi dapat ditulliskan pada persamaan 7.
D 2 ( )2 + = (7)Pada studi kasus infinite slate teras reaktor 1 dimensi dengan dinding
pembatas berada di titik -a dan a. Di luar itu daerah tersebut merupakan daerah
vakum (tidak ada neutron). Untuk mencari solusi kondisi tersebut, persamaan 7
dimodifikasi menjadi persamaan 8.
-
28
( ) = (8)Solusi dari persamaan 8 dapat didekati dengan persamaan kosinus yang dapat
dituliskan pada persamaan 9.
( ) = cos( + ) (9)Persamaan 9 diturunkan 2 kali terhadap x, sehingga didapatkan persamaan 10.
( ) = cos( + ) (10)Persamaan 10 disubtitusikan ke persamaan 8, sehingga didapatkan persamaan
11.
= (11)dimana geometrical buckling dapat dituliskan pada persamaan 12.
= ( )( ) (12)sehingga persamaan 11 di atas dapat disederhanakan menjadi persamaan 13.
= (13)Faktor reproduksi neutron dapat dituliskan pada persamaan 14.
= (14)
-
29
Probabilitas neutron yang diserap oleh sistem dapat diserap oleh bahan bakar
dapat dituliskan pada persamaan 15.
= (15)Probabilitas kebocoran neutron sebelum diserap oleh sistem dapat dituliskan
pada persamaan 16.
= ( )/ (16)Sehingga didapatkan faktor multiplikasi pada persamaan 17.
= (17)Keterangan:
= Faktor reproduksi neutron
f = Probabilitas neutron yang diserap oleh sistem dapat diserap oleh bahan
bakar
PNL = Probabilitas kebocoran neutron sebelum diserap oleh system.
Faktor multiplikasi merupakan keff yang nilainya sangat berperan penting
dalam operasi reaktor nuklir. keff adalah perbandingan jumlah populasi neutron
pada satu generasi dengan jumlah populasi neutron pada generasi sebelumnya.
Dalam analisis reaktor, persamaan difusi seringkali dihitung secara berulang-
ulang. Misalnya, untuk perhitungan burn up bahan bakar pada jangka waktu
yang cukup lama, nilai fluks neutron harus diperbaharui secara berkala.
Karenanya secara keseluruhan waktu perhitungan persamaan difusi menjadi
-
30
cukup besar. Dengan demikian percepatan perhitungan persamaan difusi akan
sangat mempercepat analisis reaktor secara keseluruhan (Taufiq, 2011).
-
III. METODE PENELITIAN
A. Waktu dan Tempat Penelitian
Penelitian ini dilaksanakan selama kurang lebih empat bulan terhitung dari
bulan Agustus sampai dengan November 2016. Adapun tempat
dilaksanakannya penilitian ini adalah di Jurusan Fisika Fakultas Matematika
dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Lampung.
B. Alat dan Bahan Penelitian
Adapun alat dan bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah seperangkat
computer dengan Operating System (OS) Linux Mint 17.3 dan program System
Reactor Atomic Code (SRAC).
C. Prosedur Penelitian
Dalam membuat sebuah model reaktor air bertekanan, perlu dilakukan
pengayaan bahan bakar, ukuran reaktor dan konfigurasi teras reaktor. Adapun
prosedur penelitian dilakukan dengan beberapa tahapan sebagai berikut:
1. Penghitungan Densitas Atom (Atomic Density)
Pada reaktor terdapat tiap-tiap komponen yaitu (fuel, cladding dan
moderator) yang dihitung densitas atomnya untuk digunakan sebagai input
pada perhitungan menggunakan CITATION pada SRAC. Terlebih dahulu
-
32
dilakukan penghitungan densitas molekul untuk kemudian menghitung
densitas atom tiap-tiap nuklida sesuai dengan presentase pengayaan bahan
bakar.
2. Menentukan Ukuran dan Konfigurasi Teras Reaktor
Ukuran teras reaktor ditentukan dengan model PWR perhitungan secara dua
dimensi yaitu row (x) dan column (y). Contoh sebuah model geometri PWR
yang dihitung secara dua dimensi (x,y) terlihat pada Gambar 3.
Untuk memperoleh model geometri teras reaktor yang ideal, dilakukan
penentuan ukuran teras reaktor kemudian mengubah-ubah konfigurasi bahan
bakar tanpa mengubah ukuran dari teras reaktor (Okumura, 2007).
3. Penghitungan dengan CITATION
Hasil dari penghitungan densitas atom akan menjadi input pada
penghitungan menggunakan CITATION pada SRAC. Pada CITATION ini
akan dapat diketahui hasil penghitungan secara keseluruhan dari model
reaktor yang telah dibuat dengan ukuran dan komposisi tertentu. Hasil
penghitungan (Output) dari CITATION akan menunjukan apakah model
teras reaktor yang dibuat berada dalam keadaan kritis, dapat menghasilkan
energi yang maksimal dan memenuhi standar keamanan. Berikut adalah
contoh input penghitungan menggunakan CITATION pada SRAC.
[File name: CitXY2D.sh]-------------------------------------------------------------
#========== Exec SRAC code with the following input data =========#cd $WKDRcat - & $OUTLSTFUL1MACRO FOR INNER FUEL (3.2W/O UO2) BY PIJ
-
33
1 1 1 1 2 1 4 3 -2 1 0 0 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL1.0000E-20 / BUCKLING$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pfast Old File$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pthml O F$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs O F$PDS_DIR/UFAST Scratch Core$PDS_DIR/UTHERMAL S C$PDS_DIR/UMCROSS S C$PDS_DIR/MACROWRK S C$PDS_DIR/MACRO S C$PDS_DIR/FLUX S C$PDS_DIR/MICREF S C& Caution : Directory for PDS will not be made or deleted in program.& If you set Scratch, members will be deleted.61 46 1 1 /61(1) /46(1) /61 /46 /4 7 7 3 1 1 7 0 0 0 5 0 6 45 0 0 90 0 / PIJ CONTROL0 100 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 /1 1 1 2 3 3 3 / R-T3(1) / X-R1 2 3 / M-R0.0 0.236714 0.334764 0.41 0.475 0.5267 0.5783 0.630 / RX4 / NMATFUE1X0AX 0 3 900. 0.82 0.0 / 1 : INNER FUEL 3.2W/OXU050009 2 0 7.2270E-4 /1XU080009 2 0 2.1585E-2 /2XO060009 0 0 4.4616E-2 /3CLD1X0BX 0 3 600. 0.13 0.0 / 2 : CLADDINGXZRN0008 0 0 3.8032E-2 /1XCRN0008 0 0 6.7152E-5 /2XFEN0008 0 0 1.3129E-4 /3MOD1X0CX 0 2 581. 1.0 0.0 / 3 : MODERATORXH01H008 0 0 4.7508E-2 /1XO060008 0 0 2.3754E-2 /2REFLX0DX 0 6 581. 1.0 0.0 / 4 : REFLECTORXH01H008 0 0 4.7508E-2 /1XO060008 0 0 2.3754E-2 /2XFEN0008 0 0 1.7886E-2 /3XCRN0008 0 0 5.2140E-3 /4XNIN0008 0 0 2.4294E-3 /5XMN50008 0 0 2.5977E-4 /60 / PEACOFUL2MACRO FOR OUTER FUEL (2.1W/O UO2), SAME GEOMETRY WITHTHE ABOVE CASE
-
34
1 1 1 1 2 1 4 3 -2 1 1 0 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL1.0000E-20 / BUCKLING3 / NMATFUE2X0EX 0 3 900. 0.82 0.0 / 1 : OUTER FUEL 2.1W/OXU050009 2 0 4.7428E-4 /1XU080009 2 0 2.1831E-2 /2XO060009 0 0 4.4610E-2 /3CLD2X0FX 0 3 600. 0.13 0.0 / 2 : CLADDINGXZRN0008 0 0 3.8032E-2 /1XCRN0008 0 0 6.7152E-5 /2XFEN0008 0 0 1.3129E-4 /3MOD2X0GX 0 2 581. 1.0 0.0 / 3 : MODERATORXH01H008 0 0 4.7508E-2 /1XO060008 0 0 2.3754E-2 /20 / PEACOCORESAMPLE FOR CITATION-2D(X-Y), 1 CORE0 0 0 1 0 0 0 0 0 1 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL1.0000E-20 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE)3 0 -1 / NM NXR ID1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS)5.0CM MESH SIZE IN EACH DIRECTIONEPS(FLUX) < 1.0E-4, EPS(KEFF) < 1.0E-5, ZONE 4:BLACKNESS0010 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 01 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1
9000.
0030 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 0 0 1 0 0 4 1 0 0 0 0 0 00.0001 0.000010.0 0.0 3411.0 1.0 0.1250
0042 10.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.000004 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 04 20.00000 34 170.0000 0
0053 3 3 3 4 4 4 4 4 / AXIAL REFLECTOR1 1 1 1 1 1 1 2 3 / CORE
008-2 1 19991 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE3 / NMAT FOR COREFUL1A010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUELFUL2A010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED OUTER FUELREFLA0D0 0 0 0.0 0.0 0.0 / REFLECTOR
-
35
END_DATA##================ Remove scratch PS files =================#
cd $HOMErm -r $WKDR
##========== Remove PDS files if you don't keep them===========#
rm -r $PDS_DIR## rm -r $PDS_DIR/UFAST# rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL# rm -r $PDS_DIR/UMCROSS# rm -r $PDS_DIR/MACROWRK# rm -r $PDS_DIR/MACRO# rm -r $PDS_DIR/FLUX# rm -r $PDS_DIR/MICREF
Apabila penginputan data pada CITATION telah selesai kemudian di run
maka akan diikuti dengan pesan pada bagian akhir dari hasil penghitungan
(output) seperti di bawah ini.
===============END OF SRAC CALCULATION==============
Apabila bagian akhir dari hasil penghitungan (output) belum sampai pada
pesan tersebut maka harus dilakukan pengecekan pada input dan melakukan
penghitungan kembali. Setelah penghitungan selesai dengan benar, langkah
selanjutnya adalah mengecek apakah hasilnya telah sesuai dengan standar
kemudian dianalisis terhadap hasil yang diperoleh (Okumura, 2006).
Nilai dari output yang dilihat sebagai standar adalah besarnya keff (faktor
multiplikasi efektif). Dimana nilai keff ini menunjukan kekritisan pada
reaktor yang besarnya sama dengan satu (keff = 1). Jika besarnya keff > 1
disebut reaktor superkritis karena jumlah neutron meningkat sebagai fungsi
waktu. Sedangkan jika besarnya nilai keff < 1 reaktor subkritis karena jumlah
neutron menurun sebagai fungsi waktu (Zweifel, 1973).
-
36
Selain keff, output yang akan dihasilkan adalah distribusi rapat daya di dalam
teras reaktor. Besarnya rapat daya sebuah reaktor menunjukkan besarnya
daya yang dihasilkan persatuan volume. Distribusi rapat daya merupakan
salah satu analisis keselamatan reaktor. Distribusi rapat daya tersebut dapat
digunakan untuk menentukan ada tidaknya reaktor daya puncak dan suhu
bahan bakar minimum dari suatu teras reaktor yang melampaui batas yang
diizinkan (Windasari, 2011).
-
37
D. Diagram Alir Penelitian
Adapun diagram alir penelitian ini ditunjukkan pada Gambar 6.
Gambar 6. Diagram alir penelitian
Mulai
Menentukan pengayaan
Menghitung densitas atom
Menentukan ukuran dan konfigurasi teras
Input CITATION
CITATION pada SRAC
keff = 1
Ya Tidak
Analisis
Kesimpulan
Selesai
-
V. KESIMPULAN
Adapun kesimpulan dari penelitian ini adalah sebagai berikut:
1. Desain sebuah reaktor SCWR dengan teras x-y dua dimensi model reaktor
PWR menggunakan bahan bakar thorium berada dalam keadaan kritis dengan
nilai keff 1,000004 pada pengayaan bahan bakar 2,05931%.
2. Konfigurasi teras reaktor yang menghasilkan kondisi teras raktor kritis adalah
ukuran kolom (x) 195 cm dan baris (y) 195 cm.
3. Teras reaktor menghasilkan daya termal sebesar 3500 M Wth serta nilai rapat
daya maksimal sebesar 204,7665 Watt/cm3 yang terletak pada titik x = 24
(120 cm) dan y = 8 (40 cm).
4. Rapat daya rata-rata pada kolom (x) 24 adalah 115,8721 Watt/cm3 dengan
faktor puncak (peak) daya 1,767176 dan rapat daya rata-rata pada baris (y) 8
adalah 169,1460 Watt/cm3 dengan faktor puncak daya 1,21059.
-
DAFTAR PUSTAKA
Alfa, T. 2005. Fisika Reaktor Pelatihan Penyelenggaraan Operator dan SupervisorReaktor TRIGA 2000. Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN. Bandung.Page 156-158.
Ammirabile, L. 2010. Studies on Suoercritical Water Reactor Fuel Assemlies UsingThe Sub-channel Code COBRA-EN. Journal Of Nuclear Engineering andDesign. Volume 240. Page 3087-3094.
Ariani, M., Shafii, MA., Abdullah, AG., Suud, Z. 2010. Study Awal Desain ReaktorCepat Berpendingin Gas Berbasis Bahan Bakar Uranium Alam.Proceeding Seminar dan Workshop Nasional Pendidikan Teknik Elektro(SWNE). Page 93-98.
Buongiorno, J. 2003. Generation IV R&D Activities for The Development of TheSCWR. Progress report for the FY-03 idaho national engineering anddesign. Volume 240. Page 1.
Carrera, A.N., Gilberto, E.P., and Juan L.F. 2008. Transient and Stability Analysis ofa BWR Core with Thorium-Uranium Fuel. Journal of annals of nuclearenergy. Volume 35. Page 1550-1563.
Chanakya., Sarma., Rawat, R., Sharma, A. 2001. Simulating of Using Control Rods toControl Nuclear Reactor Core. University of Petroleum and EnergyStudies. Page 28-34.
Deuderstadt, J.J. and Hamilton, L.J. 1976. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley andSons, Inc. New York. Page 447-460.
ESDM. 2012. Sektor Energi Diproyeksikan Menyumbang Emisi Terbesar. (Online)tersedia: http://www.ebtke.esdm.go.id/berita/692-2030-sektor-energi-diproyeksikan-menjadi-penyumbang-emisi-terbesar.html. Diakses pada 27Agustus 2016
ESDM. 2016. Hingga 2030 Permintaan Energi Dunia Meningkat 45%. (Online)tersedia: http://www.esdm.go.id/berita/37-umum/2133-hingga-2030-
-
permintaan-energi-dunia-meningkat-45%. Diakses pada tanggal 16September 2016.
Franco, D. 2002. Thorium. (Online) tersedia http://www.periodictable.com/items/090.2/index. html. Diakses pada 8 Juni 2016.
Harvego, E.A., and Schultz, R.R. 2009. Generation IV Thecnologies. CRC Press.New York. Page 21-23.
Kamei, T. and Hakami, S. 2011. Evaluation of Implementation of Thorium FuelCycle with LWR and MASR. Journal of Progres in Nuclear Energy.Volume 53. Page 820-824.
Kidd, S.W. 2009. Nuclear Fuel Resources. New York: CRC Press. Page 85.
Koning, A.J. and Rochman, D. 2008. Towars Sustainable Nuclear Energy: PuttingNuclear Physics to Work. Journal of Annals of Nuclear Energy. Volume35. Page 2024-2030.
Lewis, E.E. 2008. Fundamentals of Nuclear Reactor Physics. Academic Press. USA.Page 134.
Mehboob, K., and Aljohani, M.S., 2016. Modeling and Simulation of Radio-IodineReleased inside the Containment as Result of an Accident. Journal ofProgress in Nuclear Energy. Page 75-87
Oka, Y., Koshizuki, S., Ishiwatari, Y., and Yamaji, A. 2003. Conceptual Design ofHigh Temperature Reactor Cooled by Supercritical Ligh Water. ICAAP.Cordoba: Spain. Page 77.
Oka, Y., Koshizuki, S., Ishiwatari, Y., and Yamaji, A. 2010. Super Light WaterReactor and Supr Fast Reactors. New York: Springer. Page 56.
Okumura, K., Kugo, T., Kaneko, K., and Thuchihashi, K. 2006. A ComprehensiveNeutronics Calculation Code System. Japan. JAEA. Page 4-26.
Okumura, K. 2007. Introduction of SRAC for Reactor Phisics Analysis. Japan: JAEA.Page 10-15.
Reiss, T., Csom, G.Y., Feher, S., and Czirus. 2010. The Simplified Water-cooledReactor (SCWR), a New SCWR Design. Journal of Progress in NuclearEnergy. Volume 57. Page 177-189.
-
Shan, J., Chen, W., Rhee, B.W., and Leung, K.H.L. 2010. CoupledNeutronics/Thermal-Hydraulics Analysis of CANDU-SCWR Fuel Channel.Annals of Nuclear Energy. Page 58-65.
Sriyono. 2008. Kajian Permasalahan Material Terhadap Proses Korosi padaSuperkritis Reaktor SCWR. Journal Prosiding Seminar Nasional ke-14Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir. Page 1-6.
Taufiq, I. 2011. Komputasi Paralel Persamaan Difusi Neutron pada Reaktor Cepatdengan Menggunakan Intel Threading Building Blocks. Jurnal Ilmu Fisika(JIF). Volume 3 No 1 Maret 2011. Page 38.
Tsiklauri, G., Talbert R., Schmitt, B., Fillipov, G., Bogoyavlensky, R., and Grishanin,E. 2005. Supercritical Steam Cycle for Nuclear Power Plant. Journal ofNuclear Engineering and Design. Volume 235. Page 1651-1664.
Wilson, J.N.A., Bidaud, N., Capellan, R., Chambon, S., David, P., Guillemin, E.,Iyanov, A., Nuttin, O., and Meplan. 2009. Economy of Uranium Resourcesin a Three Component Reactor Fleet with Mixed Thorium/Uranium FuelCycles. Journal of Annals of Nuclear Energy. Volume 36. Page 404-408.
Windisari, Yusman, A., Widarto, and Wiyatmo, Y. 2011. Penentuan KarakteristikDistribusi Rapat Daya Teras Reaktor Kartini. Jurnal Prosiding SeminarNasional ke-17 Teknologi Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir. ISSN:0854-2910.
World Nuclear. 2010. Nuclear Power Reactors. (Online) tersedia: http://www.world-nuclear. org/info/inf32. html. Diakses pada 6 Juni 2016.
World Nuclear. 2012. Tecnology System SCWR. (Online) tersedia: http://www.gen-4.org/Technology/ systems/ scwr.html. Diakses pada 6 Juni 2016.
World Nuclear. 2016. World Population: Past, Present, and Future. (Online)tersedia: http://www.worldnuclear.info/world-population/. Diakses padatanggal 27 Oktober 2016.
Yvon, P., Carre, F. 2009. Structural Materials Challenges for Advanced ReactorSystems. Journal of Nuclear Materials. Page 217-222.
Zweifel, P.F. 1973. Reactor Physics. USA. McGraw-Hill. Page 74.
1.pdfCover.pdfABSTRAK.pdfAbstrak 1.pdfAbstrak 2.pdf
Cover Dalam.pdf
Skrip.pdfS1.pdfRiwayat Hidup.pdf1.pdf2.pdf3.pdf4.pdf5.pdf6.pdf7.pdf8.pdf
S.pdfISI.pdf1.pdf2.pdf3.pdf5.pdf
Daftar Pustaka.pdf