STUDI DESAIN HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR(HTGR) BERPENDINGIN GAS HIDROGEN MENGGUNAKAN BAHAN

BAKAR THORIUM

(Skripsi)

Oleh

Dika Riyan Saputra

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAMUNIVERSITAS LAMPUNG

BANDAR LAMPUNG2019

i

ABSTRAK

STUDI DESAIN HIGH TEMPERATUR GAS-COOLED REACTOR(HTGR) BERPENDINGIN GAS HIDROGEN MENGGUNAKAN BAHAN

BAKAR THORIUM

Oleh

Dika Riyan Saputra

Telah dilakukan penelitian mengenai desain teras reaktor suhu tinggi (HTGR)berpendingin gas hidrogen dengan bahan bakar thorium menggunakan programSRAC. Reaktor didesain untuk menghasilkan daya termal yang maksimal dankondisi kritis. Parameter yang dianalisis pada penelitian ini adalah pengayaanbahan bakar, densitas atom, ukuran teras reaktor, konfigurasi teras reaktor,kekritisan, dan distribusi rapat daya. Perhitungan pada teras reaktor dilakukansecara dua dimensi (x,y) pada 1/6 bagian teras reaktor dengan mesh berbentuktriangular. Bahan bakar yang digunakan adalah Th232 dan U233, serta gas hidrogensebagai pendingin. Pada penelitian ini diperoleh desain teras reaktor yang idealdengan ukuran panjang (x) = 428 cm dan lebar (y) = 214 cm, pengayaan padabahan bakar bagian pertama 6,037% dan bahan bakar bagian kedua 8%. DesainTeras reaktor pada penelitian ini menghasilkan daya termal sebesar 60 MWth,dengan nilai rapat daya maksimal sebesar 179,6747 Watt/cm3 yang terletak padatitik x=1, y=18 dan nilai faktor multiplikasi efektif (keff) sebesar 1,000005.

Kata kunci: Desain teras reaktor, hidrogen, HTGR, rapat daya, thorium

ii

ABSTRACT

DESIGN STUDY OF THE HIGH TEMPERATUR HYDROGEN GAS-COOLED REACTOR (HTGR) USING THORIUM FUEL

By

Dika Riyan Saputra

TheResearch of design reactor HTGR cell core with thorium fuel and hydrogengas cooled using SRAC program has been done. The reactor was designed togenerate maximum thermal power and critical conditions. The parameters on thisstudy are fuel enrichment, atomic density, size and configuration of reactor core,criticality and the distribution of power density. Reactor core calculation wasdone in two dimensional core (x,y) at 1/6 part of the reactor core with atriangular mesh.The fuelwas Th232 and U233, and hydrogen as coolant. In thisstudy, the ideal reactor core design was length (x) was 428 cm and width (y) was214 cm, the first fuel enrichment was 6,037% and second fuel enrichment was 8%.Reactor core design in this study generated 60 MWth thermal power withmaximum power density was 179,6747 Watt/cm3 which is located at x=1, y=18point and effective multiplication (keff) is 1,000005.

Keywords:Core design reactor, hidrogen, HTGR, power density, thorium

STUDI DESAIN HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR(HTGR) BERPENDINGIN GAS HIDROGEN MENGGUNAKAN BAHAN

BAKAR THORIUM

Oleh

DIKA RIYAN SAPUTRA

Skripsi

Sebagai Salah Satu Syarat untuk Mencapai GelarSARJANA SAINS

Pada

Jurusan FisikaFakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAMUNIVERSITAS LAMPUNG

BANDAR LAMPUNG2019

vii

RIWAYAT HIDUP

Penulis yang bernama Dika Riyan Saputra dilahirkan di Desa

Penumangan Kabupaten Tulang Bawang Barat pada tanggal

11 November 1996. Anak pertama dari pasangan Bapak

Sonadi dan Ibu Nurminah. Penulis menyelesaikan pendidikan

di SD Negeri 1 Penumangan tahun 2008, SMP Bina Desa

tahun 2011, dan SMA Negeri 1 Tulang Bawang Tengah tahun 2014.

Selanjutnya, pada tahun 2014 penulis diterima sebagai mahasiswa Jurusan Fisika

Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam (FMIPA) Universitas Lampung

melalui jalur Seleksi Bersama Masuk Perguruan Tinggi Negeri (SBMPTN).

Selama menjadi mahasiswa, penulis aktif di kegiatan kampus yaitu Badan

Eksekutif Mahasiswa (BEM) FMIPA Universitas Lampung sebagai anggota

bidang Hubungan Luar dan Pengabdian Masyarakat (HLPM) dari tahun 2014-

2015, dan Himpunan Mahasiswa Fisika (HIMAFI) FMIPA Universitas Lampung

sebagai kepala bidang Minat Bakat pada tahun 2016.

Penulis melakukan Praktik Kerja Lapangan (PKL) di Badan Tenaga Nuklir

Nasional (BATAN) Serpong Tanggerang Selatan dengan judul “Sintesis dan

Analisis Fasa Sample Pseudobrokite Sistem Fe2-xLaxTiO5 dengan Variasi x (0,0;

0,01; 0,02; dan 0,04)”. Penulis juga pernah melakukan Kuliah Kerja Nyata (KKN)

di Desa Ceringin Asri, Kecamatan Way Ratai, Kabupaten Pesawaran.

viii

Kemudian penulis melakukan penelitian “Studi Desain High Temperature gas-

Cooled Reactor (HTGR) Berpendingin Gas Hidrogen Menggunakan Bahan Bakar

Thorium” sebagai tugas akhir di Jurusan Fisika Fakultas Matematika dan Ilmu

Pengetahuan Alam Universitas Lampung.

ix

MOTTO

“Maka sesungguhnya bersama kesulitan ada kemudahan;

sesungguhnya bersama kesulitan ada kemudahan”

(QS. Asy-Syath: 5-6)

“Kesempatan tak datang dua kali, tapi kesempatan akan selalu

datang untuk mereka yang tak berhenti mencoba”

“Jangan Lupa Bersyukur”

x

Dengan Izin Allah SWT

Aku persembahkan karya kecilku ini kepada:

Bapak, Ibu, Rima Damayanti, dan adik-adikku serta keluargabesar yang selalu mendo’akanku, mengasihiku,

mendukungku, dan menyemangatiku.

Bapak Ibu Guru dan Dosen yang telah memberikanbimbingan dan ilmu pengetahuan dengan penuh keikhlasan

kepadaku.

Sahabat Himafi yang menjadi penyemangat dan penghiburkudisela kesibukan kuliah

Rekan-rekan Seperjuanganku Fisika FMIPA UNILAAngkatan 2014

Almamater Tercinta.

xi

KATA PENGANTAR

Puji syukur kehadirat Allah SWT, yang telah memberikan kesehatan, rahmat dan

karunia-Nya sehingga penulis dapat menyelesaikan skripsi yang berjudul “Studi

Desain High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) Berpendingin Gas

Hidrogen Menggunakan Bahan Bakar Thorium”. Tujuan penulisan skripsi ini

adalah sebagai salah satu persyaratan untuk mendapatkan gelar S1 dan juga

melatih mahasiswa untuk berpikir cerdas dan berprilaku jujur dalam menulis

karya ilmiah.

Penulis menyadari masih banyak kekurangan dalam penyusunan skripsi ini, oleh

karena itu penulis mengharapkan kritik dan saran yang membangun. Akhir kata,

semoga skripsi ini dapat bermanfaat bagi mahasiswa pada khususnya dan

masyarakat umum.

Bandar Lampung, 10 Januari 2019

Penulis,

Dika Riyan Saputra

xii

SANWACANA

Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah SWT, 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. Kedua orang tua, Rima Damayanti, dan adik-adikku tercinta yang tiada henti

memberikan dukungan dan doa hingga penelitian ini selesai.

2. Ibu Dr. Yanti Yulianti, S.Si., M.Si sebagai pembimbing I yang telah

memberikan bimbingan dan arahan yang mendukung dari awal sampai akhir

penulisan.

3. Bapak Agus Riyanto, S.Si., M.Sc. sebagai pembimbing II yang telah

mengoreksi format penulisan, memberikan kritik dan saran selama penulisan

skripsi.

4. Ibu Dra. Dwi Asmi, M.Si., Ph.D sebagai Pembimbing Akademik (PA)

sekaligus penguji yang telah memberikan bimbingan serta nasehat dari awal

perkuliahan sampai menyelesaikan tugas akhir.

5. Bapak Arif Surtono, S.Si., M.Si., M.Eng sebagai Ketua Jurusan Fisika

Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Lampung

6. Bapak Prof. Dr. Warsito, S.Si., DEA selaku Dekan Fakultas Matematika dan

Ilmu Pengetahuan Alam Universitas Lampung.

xiii

7. Para dosen serta karyawan di Jurusan Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu

Pengetahuan Alam, Universitas Lampung.

8. Rekan–rekan satu tim penelitian fisika komputasi yang selalu menyemangati

dan membatu skripsi ini sehingga terselesaikan.

9. Rekan-rekan seperjuangan angkatan 2014 terutama Sahabat Himafi yang

selama ini memberikan semangat, candaan dan motivasi selama perkuliahan.

Semoga Allah SWT senantiasa memberikan rahmat dan hidayah-Nya untuk kita,

serta membalas kebaikan kalian.

Bandar Lampung, 10 Januari 2019

Penulis

Dika Riyan Saputra

xiv

DAFTAR ISI

Halaman

ABSTRAK ..................................................................................................... i

ABSTRACT .................................................................................................... ii

HALAMAN JUDUL ..................................................................................... iii

HALAMAN PERSETUJUAN ..................................................................... iv

HALAMAN PENGESAHAN ....................................................................... v

SURAT 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 ................................................................................... 5D. Tujuan Penelitian .................................................................................. 6E. Manfaat Penelitian ................................................................................ 6

xv

II. TINJAUAN PUSTAKA

A. Reaktor Nuklir ..................................................................................... 7B. Komponen Reaktor .............................................................................. 9C. Perkembangan Reaktor ........................................................................ 12D. High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) ............................... 13E. Bahan Bakar ......................................................................................... 15F. Hidrogen .............................................................................................. 19G. Persamaan Difusi Neutron ................................................................... 21H. System Reactor Atomic Code (SRAC) ................................................. 23

III. METODE PENELITIAN

A. Waktu dan Tempat Penelitian .............................................................. 26B. Alat dan Bahan Penelitian .................................................................... 26C. Prosedur Penelitian .............................................................................. 26D. Diagram Alir Penelitian ....................................................................... 34

IV. HASIL DAN PEMBAHASAN

A. Perhitungan Densitas Atom ................................................................. 37B. Pengayaan Bahan Bakar ...................................................................... 39C. Ukuran Teras Reaktor .......................................................................... 40D. Rapat Daya (Power Density) ............................................................... 43E. Desain Teras Reaktor Ideal .................................................................. 46

V. KESIMPULAN DAN SARAN

A. Kesimpulan .......................................................................................... 49B. Saran .................................................................................................... 50

DAFTAR PUSTAKA

LAMPIRAN

xvi

DAFTAR GAMBAR

Halaman

Gambar 1. Faktor multiplikasi ......................................................................... 8

Gambar 2. Reaksi fisi ....................................................................................... 9

Gambar 3. Skema reaktor daya eksperimental HTGR..................................... 15

Gambar 4. Thorium.......................................................................................... 19

Gambar 5. Struktur sistem SRAC .................................................................... 24

Gambar 6. Diagram alir penelitian................................................................... 34

Gambar 7. Pengaruh pengayaan bahan bakar terhadap nilai keff................................. 40

Gambar 8. Pengaruh ukuran kolom (x) terhadap nilai keff yang dihasilkan ..... 41

Gambar 9. Pengaruh ukuran baris (y) terhadap nilai keff yang dihasilkan........ 43

Gambar 10. Rapat daya relatif pada kolom (x) ................................................ 44

Gambar 11. Rapat daya relatif pada baris (y)................................................... 46

Gambar 12. Konfigurasi 1/6 teras reaktor dengan jumlah mesh 36 x 18 .......... 47

Gambar 13. Desain ideal teras reaktor HTGR model heksagonal ................... 48

xvii

DAFTAR TABEL

Halaman

Tabel 1. Sifat fisik gas hidrogen ..................................................................... 20

Tabel 2. Nilai konduktifitas Gas ...................................................................... 20

Tabel 3. Karakteristik teras reaktor HTGR berdasarkan penelitian-penelitianSebelumnya ....................................................................................... 36

Tabel 4. Karakteristik awal teras reaktor HTGR pada penelitian .................... 37

Tabel 5. Hasil perhitungan densitas atom bahan bakar ................................... 38

Tabel 6. Pengaruh pengayaan bahan bakar terhadap nilai keff ......................... 39

Tabel 7. Pengaruh ukuran kolom (x) terhadap nilai keff yang dihasilkandengan pengayaan bahan bakar bagian pertama 6% danbahan bakar bagian kedua 8%............................................................ 41

Tabel 8. Pengaruh ukuran baris (y) terhadap nilai keff yang dihasilkandengan pengayaan bahan bakar bagian pertama 6% danbahan bakar bagian kedua 8%............................................................ 42

Tabel 9. Rapat daya relatif pada kolom (x) ...................................................... 44

Tabel 10. Rapat daya relatif pada baris (y) ...................................................... 45

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 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 keamanan energi listrik di Indonesia.

2

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).

Reaktornuklir yang pertama kali

membangkitkanlistrikadalahstasiunpembangkitpercobaan EBR-1 pada 20

Desember 1951 di Arco Idaho, AmerikaSerikat. Kemudianpada 27 Juni 1954,

PLTN pertama di dunia yang menghasilkanenergilistrikmulaiberoperasi di

Obinsk, Uni Soviet.Sedangkan, PLTN skalakomersialpertamaadalah Calder Hall

di Inggris yang dibukapada 17 Oktober 1956. Di negara-negara lain, PLTN

sudahbanyakdikembangkancontohnyanegaradenganjumlahreaktorterbanyakyaitu

AmerikaSerikatdengan 104 reaktor, kemudianPerancisdengan 59 reaktor, Jepang

53 reaktordanmasihbanyaknegara yang sudahmenggunakan PLTN

untukmemenuhikebutuhanlistrik di negaranya (Anwar, 2010).

Pembangkit energi saat ini umumnyamenggunakan bahan bakar fosil seperti

minyak bumi, gas, dan batu bara. Penggunaan bahan bakar fosil akan

menyebabkan menipisnya cadangan bahan bakar fosil di bumi serta menghasikan

polusi lingkungan . Oleh karena itu, banyak penelitian tentang pembangkit energi

yang ramah lingkungan dan tidak menggunakan bahan bakar fosil tetapi

menggunakan reaktor nuklir.Bahan bakar yang biasa digunakan pada reaktor

nuklir ada 2 jenis yaitu bahan bakar fisil dan bahan bakar fertil. Bahan bakar fisil

adalah bahan bakar yang akan mengalami reaksi fisi ketika ditembakan oleh

sebuah neutron, contohnya uranium-233 (U233), uranium-235 (U235), dan

plutonium-239 (Pu239). Bahan bakar fertil adalah bahan bakar yang akan

3

mengalami peluruhan radioaktif akan berubah menjadi bahan bakar fisil ketika

ditembakan sebuah neutron, contohnya uranium-238 (U238) dan thorium-232

(Th232)(Soentono,1998).

Uranium merupakan bahan bakar utama untuk PLTN. Selain U, bahan lain yang

dapat digunakan sebagai bahan bakar adalah thorium (Th). Di alam, bisa

dikatakan semua Th adalah thorium-232 (Th232). Th merupakan bahan fertil yang

apabila menyerap neutron akan menjadi bahan fisil U233 yang dalam reaktor nuklir

dapat menghasilkan reaksi berantai. Th memiliki beberapa keunggulan dibanding

U, diantaranya rasio konversi Th232 menjadi isotop U233 lebih tinggi dibanding

dengan U238 menjadi Pu239 (Dewita, 2012). Cadangan Thbelumbanyakdieksplorasi

dibandingkan dengan Usehingga Th dapat menjadi bahan bakar nuklir pengganti

U. Umumnya,Thdapatditemukandalam mineral monasit,

sedangkanmonasitdapatditemukanpadabatuangranit. Beberapatempat di Indonesia

terdapatbukit-bukit yang tersusundaribatuanplutonik yang

merupakanbatuansisadaripelapukandanerosi. Bukit-bukittersebutantara lainBukit

Maras (699 m) terletakantaraKotaPangkal Pinang dan Bangka Barat, Bukit Tebas

(654 m), BukitPermis (510 m) di Bangka Selatan, BukitMenumbing (455 m) di

Bangka Barat, GunungMangol (398 m) di kotaPangkal Pinang. Bukit-

bukitsisaerosi yang tersusunatasbatuanbekugranittersebutterdapat di Provinsi

Bangka Belitung, sehinggaPulau Bangka dapatdijadikansumbereksplorasi thorium

(Ngadenindkk., 2014).

Reaktor nuklir dalam perkembangannya mengalami empat fase regenerasi yaitu

generasi I, II, III dan IV. Salah satu reaktor generasi VI yang sedang

4

dikembangkan saat ini adalah High Temperature Gas-Cooled

Reactor(HTGR).Sesuai dengan namanya reaktor HTGR merupakan reaktor suhu

tinggi yang menggunakan gas sebagai pendingin dan grafit sebagai

moderator.Reaktor temperatur tinggi ini pada dasarnya menggunakan konsep dari

HighTemperature Engineering Test Reactor (HTTR)yang didesain dengan low-

enriched uranium(LEU). Sebagai reaktor test yang memiliki karakteristik khusus

dalam bidang keselamatan, HTTR dirancang dengan daya 30 MW dan dijaga

keadaannya agar temperatur pusat bahan bakar maksimum 1600 ˚C (Mardiansah

dan Zaki, 2008).

Fenny (2007) dari Politeknik Negeri Bandung melakukan penelitiandengan

judulDesain Teras Reaktor Temperatur Tinggi Berpendingin Gas Helium dengan

Bahan Bakar Uranium Dioksida. Penelitian tersebut menggunakan uranium

sebagai bahan bakar dan gas helium sebagai pendingin.Kemudiandilakukan

variasi pengayaan bahan bakar antara 3,4% - 9,9%. Dengan perhitungan cell

menggunakan geometri bahan bakar berbentuk heksagonal. Berdasarkan hasil

perhitungan menggunakan CITATION pada program SRAC diperoleh k-efektif

yang optimal pada pengayaan 5,8% dengan nilai 1,00311melalui periode burn up

660 hari.

Mengacu pada penelitian sebelumnya, maka dilakukan pengembangan dengan

mengganti Thsebagai bahan bakar dan hidrogen (H) sebagai pendinginnya.

Selanjutnya, pada penelitian ini akan dilakukan pengayaan bahan bakar dan desain

teras reaktor HTGR dengan model geometriheksagonal untuk mendapatkan nilai

keff= 1 dengan energi yang optimal.

5

Dalampenelitianini program yang digunakanuntukmendesainreaktoradalahSystem

Reactor Atomic Code(SRAC).SRAC adalah sebuah program komputasiyang

digunakan menganalisis sistem reaktor berdasarkanlibrary data yang sudah ada.

SRAC dikembangkanolehJapan Atomic Energy Research Institute(JAERI) di

Japan Atomic Energy Agency(JAEA) Jepang (Okumura, 2006).

B. Rumusan Masalah

Rumusan masalah pada penelitian ini adalah:

1. Bagaimana pengaruh pengayaan bahan bakar terhadap nilai k-efektif yang

dihasilkan?

2. Bagaimana ukuran dan konfigurasi teras reaktor HTGR yang menghasilkan

energi secara maksimal?

3. Bagaimana desain optimal reaktor HTGR dengan geometri berbentuk

heksagonal agar memperoleh energi yang maksimal?

C. Batasan Masalah

Batasan masalah pada penelitian ini adalah:

1. Jenis reaktor yang digunakan pada penelitian ini adalah HTGR.

2. Bahan bakar yang digunakan pada penelitian ini adalah Th dengan H sebagai

gas pendingin.

3. Pengayaan bahan bakar terbagi menjadi dua komposisi, yaitu pengayaan

bahan bakar bagian pertama sebesar 4%-8% dan pengayaan bahan bakar

bagian kedua 8%.

4. Desain teras reaktorpada penelitian ini menggunakan geometriheksagonal.

6

5. Perhitungan pada penelitian ini menggunakanCITATION pada program

SRAC.

D. Tujuan Penelitian

Tujuan penelitian ini adalah:

1. Mengetahui pengaruh pengayaan bahan bakar U233 dan Th232terhadap nilai k-

efektif yang dihasilkan.

2. Membuat desain teras reaktor jenis HTGR dengan model

geometriheksagonal.

3. Menentukan ukuran dan konfigurasi teras reaktor dengan energi yang

optimal.

E. Manfaan Penelitian

Manfaat penelitian ini adalah:

1. Memberikan informasi mengenai solusi permasalahan krisis energi di

Indonesia terutama dibidang energi listrik

2. Memberikansumbang saran penelitianreaktornuklirberbahanbakar Th.

II. TINJAUAN PUSTAKA

A. Reaktor Nuklir

Sebuah reaktor bekerja berdasarkan reaksi pembelahan (fisi) dari sebuah inti. Pada

reaktor dibedakan dua jenis material yang dapat mengalami fisi atau pembelahan

yang disebut dengan fissionable material yaitu material fisil dan material fertil.

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). Ketika sebuah inti ditembakkan oleh

sebuah neutron dengan jumlah tertentu, inti akan mengalami reaksi 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).

Reaksi fisi yang terjadi di dalam reaktor mengakibatkan perubahan jumlah

neutron, dimana perubahan itu bisa berupa penambahan dan pengurangan jumlah

neutron (kehilangan neutron). Secara umum, perubahan jumlah neutron akibat

reaksi fisi dapat dirumuskan k-efektif (keff) atau sering disebut dengan faktor

multiplikasi. Faktor multiplikasi menggambarkan tingkat kestabilan reaksi fisi di

dalam teras reaktor yang mencapai keadaan stabil (kritis) jika nilai keff = 1

8

Gambar 1. Faktor multiplikasi (Lewis, 2008)

Gambar 1 menunjukan 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).

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. Sehingga inti berat

akan membelah menjadi dua atau lebih inti atom yang lebih ringan seperti pada

Gambar 2. Reaksi fisi disertai pemancaran energi dan partikel, misalnya neutron

(Duderstadt dan Hamilton, 1976). Pelepasan energi yang dihasilkan melalui reaksi

fisi berantai yang terkendali dapat dimanfaatkan sebagai pembangkit listrik

(Zweifel, 1973).

9

Gambar 2. Reaksi fisi (Duderstadt dan Hamilton, 1976).

B. Komponen Reaktor

Sebuah reaktor nuklir harus didukung oleh beberapa fasilitas yang disebut sebagai

Komponen Reaktor. Komponen reaktor nuklir harus memenuhi standar kualitas

yang tinggi, 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 dari cairan pendingin reaktor (Yvon dan Carre, 2009). Adapun komponen

dari sebuah reaktor nuklir adalah sebagai berikut.

1. Batang Bahan Bakar (Fuel Pin)

Batang bahan bakar ini berbentuk pipa dengan diameter kira-kira 1 cm. Dalam

suatu reaktor daya besar, ada ribuan batang bahan bakar yang diletakkan saling

berdekatan. Seluruh batang bahan bakar dan daerah sekitarnya dinamakan teras

10

reaktor. Sedangkan batang elemen bahan nuklir terdiri dari bahan bakar nuklir,

misalnya U233, U235, Pu239, dan Th232 (Yulianto, 1996).

2. Moderator

Moderator adalah komponen reaktor yang berfungsi untuk menurunkan energi

neutron cepat (2-10 MeV) menjadi neutron dengan energi termal (0,02 - 0,04 eV)

agar dapat bereaksi dengan bahan bakar nuklir (Lewis, 2008). Moderator yang

umum digunakan adalah air ringan (H2O) atau air berat (D2O). Air ringan

memiliki kepadatan 1 gr/cm3, titik lebur 0 oC, dan titik didih 100 oC. Air berat

memiliki kepadatan 1,11 gr/cm3, titik lebur 3,8oC, dan titik didih 101oC (Price et

al., 2013). Ketika neutron berenergi tinggi keluar dari sebuah elemen bahan bakar,

neutron tersebut memasuki air di sekitarnya dan bertumbukan dengan molekul-

molekul air sehingga neutron tersebut diperlambat (Cao et al., 2008).

3. 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 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 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

11

(Hf), paduan silver-indium-cadmium (Ag-In-Cd), dan boron (B) (Soentono,

1998).

4. Perisai (Shielding)

Inti-inti atom hasil pembelahan dapat menghasilkan radiasi. Radiasi yang

dihasilkan oleh reaktor antara lain radiasi partikel alfa, beta, produk fisi, sinar

gamma, dan neutron. Untuk menahan radiasi ini, maka umumnya reaktor

dikelilingi oleh perisai beton. Bahan perisai yang umumnya digunakan adalah

timbal (Pb82), bismuth (Bi83), tungsten (W74) sebagai pelindung radiasi sinar X,

besi (Fe26) sebagai pelindung radiasi gamma, cadmium (Cd48) dan boron (B5)

sebagai pelindung radiasi neutron (Soentono, 1998).

5. Bejana reaktor (Reactor vessel)

Bejana reaktor merupakan suatu wadah memiliki dinding yang kuat dan dapat

menampung inti dari reaktor daya. Bejana ini berisi moderator, reflektor,

pelindung termal dan batang kontrol. Selain itu, bejana reaktor juga bisa berupa

serangkaian tabung yang menampung bahan bakar dan menyalurkan pendingin ke

moderator.

6. Reflektor (Reflector)

Ketika reaksi fisi berlangsung, neutron yang keluar dari pembelahan bahan fisil,

berjalan dengan kecepatan tinggi ke segala arah. Karena sifatnya yang tidak

bermuatan listrik maka gerakannya bebas menembus medium dan tidak berkurang

bila tidak menumbuk suatu inti atom medium. Karena sifat tersebut, sebagian

neutron tersebut dapat lolos keluar teras reaktor atau hilang dari sistem. Keadaan

ini secara ekonomi berati kerugian, karena netron tersebut tidak dapat digunakan

12

untuk proses fisi berikutnya. Hal ini harus diminimalisir yaitu dengan cara

mengelilingi atau menyelubungi teras reaktor dengan suatu material yang dapat

memantulkan kembali neutron tersebut, material ini sering disebut reflektor.

Bahan yang dapat digunakan sebagai reflektor yaitu grafit dan berilium

(Yulianto, 1996).

7. Pendingin (Coolant)

Energi yang dihasilkan oleh reaksi fisi meningkatkan suhu reaktor. Suhu ini

dipindahkan dari reaktor dengan menggunakan bahan pendingin, misalnya air atau

karbon dioksida. Bahan pendingin disirkulasikan melalui sistem pompa, sehingga

air yang keluar dari bagian atas teras reaktor digantikan air dingin yang masuk

melalui bagian bawah teras reaktor (Csom et al., 2012). Salah satu bahan selain

air yang dapat digunakan sebagai pendingin adalah logam cair timbal bismut (Pb-

Bi). Bahan ini digunakan sebagai pendingin reaktor cepat. Bahan ini memiliki

sifat yang menguntungkan yaitu titik leleh dan titik didih yang tinggi. Namun,

memiliki kelemahan yaitu cukup agresif terhadap besi dan stainless steel

terutama ketika temperatur tinggi (Soentono, 1998).

C. Perkembagan Reaktor

Perkembangan reaktor biasanya dibedakan menjadi beberapa generasi. Reaktor

generasi I dikembangkan pada tahun 1950-60 dan sangat sedikit yang masih

beroperasi sampai saat ini. Sebagian besar reaktor generasi I ini menggunakan U

alam sebagai bahan bakar dan grafit sebagai moderator. Reaktor Generasi II

menggunakan bahan bakar U yang telah diperkaya dan sebagian besar pendingin

dan moderatornya adalah air. Reaktor generasi III adalah reaktor lanjutan dari

13

beberapa reaktor generasi I yang beroperasi di Jepang. Reaktor generasi III ini

merupakan perkembangan dari reaktor generasi II dengan meningkatkan sistem

keamanan (World Nuclear, 2012). Pengembangan selanjutnya dari ketiga generasi

reaktor tersebut adalah reaktor generasi IV. Reaktor generasi IV 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-cooled Fast

Reactor (GFR), Liquid metal cooled Fast Reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR)

dan Superritical Water cooled Reactor (SCWR) (Harvego dan Schultz, 2009).

D. High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR)

HTGR adalah kelompok dari reaktor VHTR yang merupakan reaktor generasi IV.

Sesuai dengan namanya reaktor HTGR merupakan reaktor suhu tinggi yang

menggunakan gas sebagai pendingin dan grafit sebagai moderator, yang didesain

dengan LEU (low-enriched uranium), dirancang dengan daya 30 MW, dan dijaga

keadaannya agar temperatur pusat bahan bakar maksimum 1600 ˚C (Mardiansah

dan Zaki, 2008). Salah satu Pengembangan HTGR dilakukan oleh JAERI dengan

membuat HTTR di Jepang. Reaktor ini sebagai fasilitas uji coba bahan bakar,

iradiasi material dan untuk mendemonstrasikan aplikasi pemanasan. HTTR dari

jenis moduler memiliki keistimewaan dalam hal kemampuan keselamatan,

temperatur gas keluaran yang tinggi, serta ekonomis. Temperatur keluaran yang

tinggi menghasilkan efisiensi yang tinggi dalam konversi ke listrik, dapat

diaplikasikan pada produksi hidrogen, untuk pemompaan sumur minyak, ataupun

untuk proses-proses kimia lainnya

14

Asril dan Zaki (2006) dari ITB melakukan penelitian dengan judul Studi Desain

Reaktor Temperatur Tinggi Berumur Panjang Berbahan Thorium. Penelitian ini

menggunakan Th sebagai bahan bakar dan gas Helium (He) sebagai komponen

pendingin. Percobaan tersebut menggunakan persentase pengayaan 3%-6,6%

dengan distribusi 30 kolom. Umumnya, percobaan ini memiliki konsep yang sama

dengan HTTR, dengan kesamaan yang terdapat susunan teras reaktor dan

geometri bahan bakar. Dari hasil perhitungan burn up didapatkan didapat hasil

optimal dengan ekses reaktivitas kurang dari 11% untuk operasi 11 tahun secara

kontinu tanpa pengisian ulang bahan bakar. Dua tahun berikutnya, Mardiansah

dan Zaki (2008) juga melakukan penelitian yang serupa, hanya saja pada studi

kali ini dilakukan perubahan pada pendingin dari yang sebelumnya menggunakan

gas He menjadi menggunakan pendingin Pb-Bi dan Pb. Reaktor ini menggunakan

bahan bakar berbasis Th dengan pengayaan U233 sekitar 3.0 % - 10 %. Se

dilakukan pengayaan bahan bakar tertentu, titik kritis pertama kali dicapai pada

saat pengisian bahan bakar 19 kolom dengan pendingin Pb-Bi, dengan harga

faktor multiplikasi 2.681514 dan ekses reaktifitas 1.70135 (% Δk/k), sedangkan

yang menggunakan pendingin Pb mencapai kekritisan pertama pada pengisian

bahan bakar 18 kolom dengan harga faktor multiplikasi 1.00165 dan ekses

reaktifitas 0.164828 (% Δk / k) dengan lama operasi 10 tahun.

Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) mulai mengembangkan reaktor HTGR

berupa Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang direncanakan akan selesai akhir

tahun 2018. RDE yang akan dibuat menggunakan konsep reaktor HTGR dengan

rancangan seperti Gambar 3.

15

Gambar 3. Skema reaktor daya eksperimental HTGR (BATAN, 2015)

RDE adalah reaktor nuklir yang dapat digunakan untuk pembangkit listrik,

pembangkit panas, dan memproduksi hidrogen. Karena sifatnya yang

eksperimental maka pengoperasian reaktor nuklir tersebut lebih banyak untuk

tujuan percobaan dalam meningkatkan penguasaan teknologi. Penguasaan

teknologi reaktor untuk ketiga hal tersebut sangat penting mengingat Bangsa

Indonesia masih kekurangan listrik, pupuk dan banyak industri yang

membutuhkan energi panas untuk berbagai proses industri. Produksi hidrogen dari

RDE dapat digunakan untuk bahan baku pembuatan pupuk tanaman yang sampai

saat ini masih sangat dibutuhkan dalam peningkatan produktivitas pertanian,

sedangkan energi panas sisa dari pembangkitan listriknya dapat dimanfaatkan

untuk kebutuhan proses industri.

E. Bahan Bakar

Jenis bahan bakar reaktor nuklir yang paling umum adalah U235 dan Pu239 Bahan

bakar nuklir ini akan terpecah menjadi 2 bagian membentuk elemen kimia, berikut

ini adalah salah satu contoh reaksi fisi (Duderstadt and Hamilton, 1976).

16

U23592 + n10 → U236→92 Xe14054 + Sr94 + 2 n10 + 200MeV38 (1)

Sebuah inti atom U235 ditembak menggunakan sebuah neutron berubah menjadi

uranium-236 (U236) kemudian menghasilkan xenon-140 (Xe140) dan stronsium-94

(Sr94), 2n dan sejumlah energi. Neutron yang dihasilkan dalam reaksi fisi itu

selanjutnya akan diserap dan membelah menjadi Xe140 dan Sr94 lainnya sehingga

terjadi reaksi berantai. Seperti diketahui bahan bakar reaktor yang biasa digunakan

yaitu U235, hal ini berkaitan dengan bahan bakar fisil dan fertil (Zhang, 2014).

1. Uranium

Uranium ditemukan pertama kali oleh Martin Klaproth seorang kimiawan Jerman

pada tahun 1789 (Kidd, 2009). Dalam tabel skala unsur-unsur yang diurutkan

berdasarkan kenaikan massa inti atom, uranium adalah unsur terberat dari seluruh

unsur alami (hidrogen adalah yang paling ringan) dan diklasifikasikan sebagai

logam. Uranium memiliki titik leleh yang relatif tinggi yaitu 1132 ˚C (World

Nuclear, 2012).

Sejak tahun 1940, hampir semua uranium yang ditambang akan digunakan untuk

produksi senjata nuklir. Mulai tahun 1970 uranium dikembangkan sebagai bahan

bakar dalam reaktor nuklir. uranium mempunyai nomor atom 92, proton 92,

elektron 92, dan elektron valensi 6 dengan inti bervariasi antara 141 sampai 146

neutron sehingga terdapat 6 isotop uranium. Ketika ditambang, uranium dari bumi

awalnya mengandung isotop U235, U238, dan U234. Uranium memiliki titik leleh

yaitu 1.132 oC dan titik didih 4.131 oC. Uranium terdapat pada batuan granit atau

batuan sedimen di kerak bumi. Cadangan uranium yang paling banyak ditemukan

17

di Amerika Serikat, Kanada, Rusia dan beberapa Negara di Afrika (IAEA, 2005).

Seperti diketahui, material yang diinginkan dalam pemakaian bahan bakar reaktor

adalah U235. Uranium alam terdiri dari U238 sebanyak 99,274%, U235 sebanyak

0,72 % dan U234 sebanyak 0,0058%. Ketersediaan U235 yang hanya 0,72%

mengharuskan untuk melakukan peningkatan konsentrasinya sekitar 2-5% agar

efektif dipakai dalam reaktor daya nuklir. U238 memiliki waktu paruh 4,468 x 109

tahun, sedangkan U235 mempunyai waktu paruh 7,038 x 108 tahun, dan U234

mempunyai waktu paruh 245.500 tahun (Takaki dan Deby, 2012).

2. Thorium

Thorium adalah logam alami yang bersifat radioaktif, ditemukan pada tahun 1828

oleh Jons Jacob Berzelius seorang kimiawan Swedia. Thorium ditemukan dalam

bentuk kecil diantara batu dan tanah dimana jumlahnya tiga kali lipat lebih banyak

daripada U. 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.

Thorium seperti halnya uranium dapat digunakan sebagai bahan bakar nuklir

meskipun tidak bersifat fisil (Kidd, 2009). Oleh karena itu, thorium-232 (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 sehingga dapat digunakan sebagai bahan bakar dalam reaktor

(World Nuclear, 2010).

18

Thorium alam mengandung 100% Th232. Waktu paruh unsur radioaktif ini sekitar

14x109 tahun. Th232 tersebut tidak dapat membelah, tetapi dapat berubah menjadi

Th233 setelah menyerap neutron. Th233 menjadi Pa233 setelah meluruhkan beta (β).

Pa233 mempunyai waktu paruh 27 hari, berubah menjadi U233 setelah melepaskan

beta. U233 adalah unsur dapat membelah dan dapat digunakan sebagai bahan

bakar. Hal ini sama dengan pembuatan Pu239 yang dapat membelah dari U238 di

dalam reaktor nuklir. Th232 merupakan bahan fertil sama dengan U238 (Susilo,

2002). Reaksi pembelahan Th232 sebagai berikut :

n10 + Th23290 → Th233β−

→ 90 Pa233β−

→ U2339291 (2)

Dengan demikian, awalnya Th232 sekarang 99,9 % U233. Siklus Th menghasilkan

limbah radioaktif yang terdiri dari aktinida dan elemen berat atom lebih rendah

yang dapat didaur ulang sepenuhnya (Schaffer, 2013).

Penggunaan Th sebagai bahan bakar reaktor nuklir ini lebih aman, lebih murah

dan lebih ramah lingkungan. Th lebih aman karena tidak memiliki isotop yang

bersifat fisil sehingga tidak cocok digunakan untuk senjata nuklir (Kamei dan

Hakami, 2011). Th lebih murah karena jumlahnya yang melimpah di bumi, yaitu

empat kali lebih banyak dibandingkan dengan jumlah U. 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 Th menghasilkan 0,5 kg Pu, sementara bahan bakar U menghasilkan

230 kg Pu dari reaktor dengan kapasitas 1 Gwe selama waktu operasi satu tahun.

Hal itu berarti limbah radioaktif yang dihasilkan oleh Th lebih sedikit

19

dibandingkan dengan limbah yang dihasilkan oleh U (Kamei dan Hakami, 2011).

Contoh gambar logam Th ditunjukkan oleh Gambar 4.

Gambar 4. Thorium (Franco, 2002)

Ditinjau dari aspek sifat fisika, kimia, dan sifat neutronik maupun jumlah

cadangannya, Th berpotensi untuk digunakan sebagai bahan bakar nuklir

alternatif. Ditinjau dari aspek sifat neutronik, Th232 merupakan bahan fertil yang

lebih unggul dibanding U238, karena tampang lintang serap neutronnya jauh lebih

besar Th232 (7,4 barns) dan U238 (2,7 barns) (Wilson et al, 2009).

F. Hidrogen

Salah satu bahan yang bisa digunakan sebagai pendingin yaitu hidrogen. Hidrogen

adalah unsur kimia terkecil karena hanya terdiri dari satu proton dalam intinya.

Simbol hidrogen adalah H, dan nomor atom hidrogen adalah 1. Pada suhu dan

tekanan standar, hidrogen tidak bewarna, tidak berbau, bersifat non-logam,

berpalensi tunggal, dan memiliki berat atom rata-rata 1,0079 amu, sehingga

menjadikannya gas paling ringan diantara gas lainnya (Neni, 2008).

20

Tabel 1. Sifat fisik gas hidrogen

Parameter Keterangan

Titik lebur -259,14 ˚C

Titik didih -252,87˚C

Warna Tidak bewarna

Bau Tidak berbau

Densitas 0,08988 g/𝑐𝑚3 pada 289 K

Hidrogen merupakan unsur yang sangat aktif secara kimia, sehingga jarang sekali

ditemukan dalam bentuk bebas. Oleh karena itu, untuk dapat digunakan hidrogen

harus dipisahkan terlebih dahulu dari senyawanya agar dapat digunakan sebagai

bahan bakar. Hidrogen dapat dihasilkan dari berbagai sumber, seperti air, bahan

bakar fosil, dan biomassa. Saat ini sekitar 95% hidrogen yang dihasilkan dari

bahan baku berbasis fosil-yaitu steam-reforming gas alam. Belakangan ini,

terdapat metode untuk menghasilkan gas hidrogen yang berasal dari reaksi

aluminium dengan air elektrolit. Sehingga akan lebih memudahkan penggunaan

hidrogen sebagai pendingin.

Pendingin harus memiliki titik leleh yang rendah dan titik didih yang tinggi.

Selain itu, bahan yang digunakan sebagai pendingin tidak boleh bersifat korosif

terhadap material yang kontak dengannya dan harus memiliki koefisien

perpindahan panas yang tinggi (Mairing dan Prihatnadi, 2009). Tabel 2 akan di

tampilkan nilai-nilai konduktifitas panas dari beberapa bahan yang bisa digunakan

sebagai gas pendingin.

Tabel 2. Nilai konduktifitas gas

Gas k ( W/m.C)

Hidrogen 0,175

Helium 0,141

Udara 0,024

Karbondioksida 0,0146

21

Tabel 2 menunjukan bahwa hidrogen memiliki nilai konduktifitas panas yang

lebih tinggi dibandingkan beberapa gas lainnya. Jika nilai konduktivitas panas

suatu bahan makin besar, maka makin besar juga panas yang mengalir melalui

benda tersebut. Oleh karena itu, bahan yang harga k-nya besar adalah penghantar

panas yang baik, sedangkan bila k-nya kecil bahan itu bukan penghantar panas

yang baik (isolator) (Holman, 1983).

G. Persamaan Difusi Neutron

Dalam mendesain suatu reaktor nuklir, salah satu masalah yang harus

diperhatikan adalah distribusi neutron pada reaktor. Distribusi neutron di dalam

reaktor dikenal dengan transfer neutron, yaitu gerakan neutron ditinjau sebagai

aliran dalam teras reaktor, termasuk tabrakan yang dialami neutron, hilangnya

neutron karena terserap material lain dalam reaktor, dan kebocoran neutron dari

dalam reaktor. Setelah mengetahui distribusi dan populasi neutron di dalam

reaktor, kestabilan reaksi berantai dapat terjaga. Persamaan yang terkait dengan

fenomena transfer neutron adalah persaman Transport Boltzmann yang dapat

menggambarkan fenomena perpindahan partikel yang bermuatan atau netral.

Persamaan Transport Boltzmann ini sulit untuk dipecahkan secara matematis.

Sehingga untuk memecahkan persamaan ini, diasumsikan gerak neutron dalam

reaktor sebagai proses difusi. Neutron akan berdifusi dari daerah dengan

kerapatan neutron tinggi ke daerah dengan kerapatan neutron yang lebih rendah,

hal ini serupa dengan proses difusi panas dari daerah bertemperatur panas ke

daerah yang bertemperatur lebih rendah.

22

Persamaan Difusi menyatakan bahwa energi neutron diasumsikan memiliki grup-

grup energi sehingga persamaan ini disebut persamaan difusi multigrup. Dalam

persamaan difusi ini diterapkan konsep kesetimbangan jumlah neutron yang

masuk dan keluar dari reaktor. Persamaan kesetimbangan jumlah neutron dapat

ditulis secara matematis dengan bentuk sebagai berikut :

1

𝑉𝑔

𝜕𝜙𝑔𝜕𝑡

= ∇ 𝐷𝑔∇𝜙𝑔 − ∑𝜙𝑔 +

𝑎𝑔

𝑆𝑔 − ∑ 𝜙𝑔 +𝑠𝑔

∑ 𝛴𝑠𝑔𝑔′𝑔′

𝜙𝑔′ (3)

dengan suku sumber neutron :

𝑆𝑔 = 𝜒𝑔𝑘𝑒𝑓𝑓

∑ 𝑉𝑔′𝛴𝑓𝑔′𝑔′

𝜙𝑔′ (4)

Perubahan neutron yang hilang karena adanya absorpsi maupun hamburan dapat

digabungkan menjadi suku removal, sebagai berikut :

∑ 𝜙𝑔 𝑅𝑔

= ∑ 𝜙𝑔 𝑎𝑔

+ ∑ 𝜙𝑔 𝑠𝑔

(5)

dalam keadaan steady state laju perubahan jumlah neutron menjadi :

1

𝑉𝑔

𝜕𝜙𝑔𝜕𝑡

= 0 (6)

sehingga persamaan difusi multigrup berubah menjadi :

−∇ 𝐷𝑔∇𝜙𝑔 + ∑ 𝜙𝑔 𝑅𝑔

= 𝜒𝑔𝑘𝑒𝑓𝑓

∑ 𝑉𝑔′𝛴𝑓𝑔′𝑔′

𝜙𝑔′ + ∑ 𝛴𝑠𝑔𝑔′𝑔′

𝜙𝑔 (7)

dengan

D = tetapan difusi

𝜙 = fluk neutron tergantung terhadap ruang dan energi

𝑆𝑔 = sumber neutron

∑ 𝜙𝑔 𝑎𝑔 = suku absorbsi

∑ 𝛴𝑠𝑔𝑔′𝑔′ 𝜙𝑔′ = jumlah neutron berkurang karena hamburan

23

∑ 𝜙𝑔 𝑠𝑔 = jumlah neutron masuk karena hamburan

𝑘𝑒𝑓𝑓 = faktor multiplikasi efektif (Duderstadt dan Hamilton, 1976).

H. Syistem Reactor Atomic Code (SRAC)

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 (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-θ).

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 sistem yang terdiri dari penyimpanan data (libraries) neutron

(JENDL-3.3, JENDL-3.2, END/B-VI, JEF-2.2, dan sebagainya), serta lima kode

dasar untuk perpindahan neutron dan perhitungan difusi. Adapun struktur dari

sistem SRAC seperti ditunjukkan pada Gambar 5.

24

Gambar 5. 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 di run maka file output standar akan memberikan informasi

tertulis untuk memeriksa apakah serangkaian perhitungan telah selesai atau tidak.

Apabila bagian akhir dari hasil perhitungan (output) belum sampai pada pesan

seperti di bawah ini:

=================END OF SRAC CALCULATION===============

25

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).

III. METODE PENELITIAN

A. Waktu dan Tempat Penelitian

Penelitian ini dilaksanakan selama tiga bulan terhitung dari bulan Agustus sampai

dengan November 2018. 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

komputer dengan Operating System(OS) Linux Mint 18 dan program SRAC.

C. Prosedur Penelitian

Prosedur yang dilakukan pada penelitian ini memiliki beberapa tahapan sebagai

berikut :

1. Menentukan Pengayaan (Enrichment)

Bahan bakar pada penelitian ini terdiri dari dua komposisi yaitu fuel first region

(bahan bakar bagian pertama)dan fuel second region (bahan bakar bagian kedua)

dengan pengayaan yang berbeda. Komposisi pengayaan untuk bahan bakar bagian

pertama mulai dari 4% - 8% sedangkan untuk bahan bakar bagian kedua

pengayaannya tidak berubah yaitu 8%. Penentuan pengayaan bahan bakar

dilakukan supaya reaktor yang dihasilkan berada pada keadaan kritis (keff = 1,00).

Persentase pengayaan ditunjukkan dengan nilai atomic density (densitas atom)

27

yang terus naik setelah dilakukan pembakaran. Dengan demikian dilakukanlah

perhitungan densitas atom sebagai berikut.

Atomic Density (Densitas Atom)

Perhitungan densitas atom Th232dan U233sebagai fungsi pengayaan (enrichment)

digunakan rumus berikut:

N = (8)

Dimana:

N = densitas atom (atom/cm3)

ρ = densitas (gram/cm3)

NA = bilangan avogadro (0,602 x 1024 atom/mol)

M = nomor massa (gram/mol)

2. Menentukan Ukuran dan Konfigurasi Teras Reaktor

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. Input Data

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

28

standar keamanan. Berikut adalah contoh input penghitungan menggunakan

CITATION pada SRAC.

#============= Exec SRAC code with the following input data =============#cd $WKDRcat - << END_DATA | $LM >& $OUTLSTHTTRAHTTR fuel element cell with burnable poison1 1 1 1 1 1 4 3 -2 1 0 0 0 0 2 0 3 0 0 0 / SRAC CONTROL5.0795E-4 / GEOMETRICAL BUCKLING$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$PDS_DIR/MACRO N C$PDS_DIR/FLUX S C$PDS_DIR/MICREF S C61 46 3 3 / 107 group => 6 group61(1) /46(1) /16 21 24 /9 20 17 /

& Anullar-Pij with perfect reflection boundary condition12 147 30 30 1 1 3 1 36 0 2 0 16 180 4 0 360 1 / Pij Control3 50 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 / Block-26( 1 2 3 4)6( 5 6 7 8)6( 9 10 11 12)

12(13 14 15 16)21 22 23 24 & Fuel for 33 pins or Dummy for 31 Pins17 18 19 2021 22 23 24 & Fuel for 33 pins or Dummy for 31 Pins25 25 25 25 & BP-Hole 1 (Dummy)26 26 26 26 & BP-Hole 227 27 27 27 & BP-Hole 328 29 30 / T on each sub for Block-3

30(1) / X on each R for Block-54(6 -3 4 6)

6 -3 4 6 5 5 5 5 & Outest Pins for 31 Pin-Block6 7 7 & Dummy Hole, BP6 5 8 / M on each R for Block-6

0.0 1.26714 18.976726 18.65504 / RX6(5.15) 6(8.699) 6(10.050) 12(13.23) 3(15.011) & Fuel3(15.50) / BP-Holes RPP in block10

29

0.0 60.0 120.0 180.0 240.0 300.030.0 90.0 150.0 210.0 270.0 330.00.0 60.0 120.0 180.0 240.0 300.0

19.340 41.010 78.990 100.659 139.341 161.010198.990 220.659 259.341 281.010 318.990 340.66060 180 300 & Fuels0.0 120.0 240.0 / BP-Holes Theta in Block-1133(0.0 0.5 1.3 1.707156 2.05) & Fuels3(0.0 0.4 0.5 0.6 0.7 ) / BP-Holes RDP in Block-12

10 1 1 / Block-13 Plot Option1 3 1 0.03 0.0691987 / Block-14 Double Heterogeneity8 / NMATFUEAP0PP 0 5 300. 0.04 0.845848 / 1 : FUEL FIRST REGIONXU030001 2 0 1.4324E-3 /1 U-233XTH20001 2 0 2.2428E-2 /2 TH-232XO060001 0 0 4.7722E-2 /3 OXB000001 0 0 1.1114E-7 /4 B-10XB010001 0 0 4.5129E-7 /5 B-11CTMAP0PP 0 4 300. 0.0 0.0 / 2 : Coating+MatrixXC02C001 0 0 8.2392E-2 /1 CXSIN0001 0 0 2.4159E-3 /2 SiXB000001 0 0 1.8360E-8 /3 B-10XB010001 0 0 7.4550E-8 /4 B-11CMPAP0PP 0 7 300. 2.215385 0.152057 / 3 : CompactXU030001 2 0 1.4324E-3 /1 U-233XTH20001 2 0 2.2428E-2 /2 TH-232XO060001 0 0 4.7722E-3 /3 OXC02C001 0 0 7.5678E-2 /4 CXSIN0001 0 0 2.2191E-3 /5 SiXB000001 0 0 2.5921E-8 /6 B-10XB010001 0 0 1.0525E-7 /7 B-11SLEVP0PP 0 3 300. 0.0 0.0 / 4: Sleeve deluted IG-110XC02C001 0 0 8.6376E-2 /1 CXB000001 0 0 7.5845E-9 /2 B-10XB010001 0 0 3.0796E-8 /3 B-11GRPHP0PP 0 3 300. 0.0 0.0 / 5: Graphite IG-110XC02C001 0 0 8.8743E-2 /1 CXB000001 0 0 7.7923E-9 /2 B-10XB010001 0 0 3.1640E-8 /4 B-11HIDROX6X 0 1 300 0.0 0.0 / 6: HidrogenXH01H008 0 0 5.4126E-2 /1 HidrogenBPAVP0PP 0 3 300 0.0 0.0 / 7: BPXB000001 0 0 3.8210E-4 /1 B-10XB010001 0 0 1.5515E-3 /2 B-11XC02C001 0 0 7.7370E-2 /3 CGRHIDA8X 0 4 300 0.0 0.0 / 8: Block+HidroXC02C001 0 0 6.8203E-2 /1 CXB000001 0 0 5.9887E-9 /2 B-10XB010001 0 0 2.4317E-8 /3 B-11XH01H008 0 0 5.4126E-2 /4 Hidrogen

30

HTTRBHTTR fuel element cell with burnable poison second region, same geometry with the above case1 1 1 1 1 1 4 3 -2 1 1 0 0 0 2 0 3 0 0 0 / SRAC CONTROL5.0795E-4 / BUCKLING8 / NMATFUEBR0RR 0 5 300. 0.04 0.845848 / 1 : FUEL SECOND REGIONXU030001 2 0 1.4794E-3 /1 U-233 ( 8WT.%U-F)XTH20001 2 0 2.2382E-2 /2 TH-232XO060001 0 0 4.7722E-2 /3 OXB000001 0 0 1.0114E-7 /4 B-10XB010001 0 0 4.4129E-7 /5 B-11CTMBR0RR 0 4 300. 0.0 0.0 / 2 : Coating+MatrixXC02C001 0 0 8.2392E-2 /1 CXSIN0001 0 0 2.4159E-3 /2 SiXB000001 0 0 1.8360E-8 /3 B-10XB010001 0 0 7.4550E-8 /4 B-11CMPBR0RR 0 7 300. 2.215385 0.152057 / 3 : CompactXU030001 2 0 1.4794E-3 /1 U-233XTH20001 2 0 2.2382E-2 /2 TH-232XO060001 0 0 4.7722E-2 /3 OXC02C001 0 0 7.2678E-2 /4 CXSIN0001 0 0 2.1191E-3 /5 SiXB000001 0 0 2.3921E-8 /6 B-10XB010001 0 0 1.3525E-7 /7 B-11SLEVR0RR 0 3 300. 0.0 0.0 / 4: Sleeve deluted IG-110XC02C001 0 0 8.6376E-2 /1 CXB000001 0 0 7.5845E-9 /2 B-10XB010001 0 0 3.0796E-8 /3 B-11GRPHR0RR 0 3 300. 0.0 0.0 / 5: Graphite IG-110XC02C001 0 0 8.8743E-2 /1 CXB000001 0 0 7.7923E-9 /2 B-10XB010001 0 0 3.1640E-8 /4 B-11HIDROB6X 0 1 300 0.0 0.0 / 6: HidrogenXH01H008 0 0 5.4126E-2 /1 HidrogenBPAVR0RR 0 3 300 0.0 0.0 / 7: BPXB000001 0 0 3.8210E-4 /1 B-10XB010001 0 0 1.5515E-3 /2 B-11XC02C001 0 0 7.7370E-2 /3 CGRHIDB8X 0 4 300 0.0 0.0 / 8: Block+HidrogenXC02C001 0 0 6.8203E-2 /1 CXB000001 0 0 5.9887E-9 /2 B-10XB010001 0 0 2.4317E-8 /3 B-11XH01H008 0 0 5.4126E-2 /4 HidrogenCITATRIANGULAR 1/6-CORE:36*18 (2D BY CITATION)0 0 0 1 0 0 0 0 0 1 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL1.9847E-4 / Buckling (Not effective)21 0 -3 / CITATION : 21-Zones to edit assembly power1 1 / Material Dependent Spectrum & Kinetics Parameter Option20(5) 1 / Benoist-D for Fuel Region

31

TRIANGULAR GEOMETRY (36*18) , 7-GROUPS , B.C. : 60DEG.ROTATIONALHIGH TEM. HIGH POWER 0% VOID ( FIRST CYCLE NO BURN-UP)001

0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 01 0 1 1 0 0 0 0 1 0 0 1 1 1 0 0 0 0 000.

0030 0 0 0 9 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 220.00001 0.00001 0.000010. 0.0 60.0 1.0 0.000747384

00436 42818 214

00522

0061

32 36 17 18 0 0 33 35 16 17 0 02

32 36 14 15 0 0 33 35 13 14 0 03

26 30 17 18 0 0 27 29 16 17 0 04

32 36 11 12 0 0 33 35 10 11 0 05

26 30 14 15 0 0 27 29 13 14 0 06

20 24 17 18 0 0 21 23 16 17 0 07 / SECOND REGION FUELB001

32 36 8 9 0 0 33 35 7 8 0 08

26 30 11 12 0 0 27 29 10 11 0 09

20 24 14 15 0 0 21 23 13 14 0 01014 18 17 18 0 0 15 17 16 17 0 01132 36 5 6 0 0 33 34 4 5 0 01226 30 8 9 0 0 27 29 7 8 0 01320 24 11 12 0 0 21 22 10 11 0 01414 18 14 15 0 0 15 17 13 14 0 0158 12 17 18 0 0 9 11 16 17 0 0

1632 36 2 3 0 0 33 35 1 2 0 017

32

26 30 5 6 0 0 27 29 4 5 0 01820 24 8 9 0 0 21 23 7 8 0 01914 18 11 12 0 0 15 17 10 11 0 0208 12 14 15 0 0 9 11 13 14 0 0

212 6 17 18 0 0 3 5 16 17 0 0

0008-7 7 7

02411.9847E-4

999

2 2 1 1 1 2 2 1 1 2 1 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 / MATERIAL NO.-ZONE2 /NMATHTTRA010 0 0 0.0 0.0 0.0 /HTTRB010 0 0 0.0 0.0 0.0 /

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/UFASTrm -r $PDS_DIR/UTHERMALrm -r $PDS_DIR/UMCROSSrm -r $PDS_DIR/MACROWRK

# rm -r $PDS_DIR/MACROrm -r $PDS_DIR/FLUXrm -r $PDS_DIR/MICREF

33

3. Hasil perhitungan

Perhitungan yang telah selesai akan ditunjukkan dengan output file data SFT99

dan SFT98. Apabila input data benar, maka pada output akan terdapatpesan

seperti berikut.

================= END OF SRACCALCULATION================

Hasil keluaran yang belum sampai pada pesan tersebut maka harus dilakukan

pengecekan pada input dan melakukan perhitungan kembali. Setelah perhitungan

selesai dengan benar, langkah selanjutnya adalah mengecek apakah hasilnya telah

sesuai dengan yang diinginkan kemudian melakukan analisis terhadap hasil yang

diperoleh (Okumuraet al., 2002).

Hasil perhitungan cell yang ditampilkan berupa nilai faktor multiplikasi efektif

(keff). Nilai keff ini menunjukkan kekritisan suatu reaktor, apabila nilai keff besarnya

sama dengan 1 (keff = 1) maka reaktor kritis. Apabila nilai keff besarnya lebih dari

1 (keff> 1) maka reaktor superkritis, hal ini karena jumlah neutron meningkat

seiring pertambahan waktu. Apabila nilai keff kurang dari 1 (keff< 1) maka reaktor

dikatakan subkritis karena jumlah neutron menurun seiring pertambahan waktu

(Björk et al., 2011).

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).

34

D. Diagram Alir Penelitian

Gambar 6 merupakan diagram alir yang dilakukan pada penelitian.

Gambar 6. Diagram alir penelitian.

Menentukan pengayaan

End of SRACCalculationkeff= 1

Analisis

Inputdata pada CITATION

Menghitung densitas atom

Mulai

CITATION pada SRAC

Ya Tidak

Kesimpulan

Selesai

Menentukan ukurandan konfigurasi teras

reaktor

V. KESIMPULAN DAN SARAN

A. Kesimpulan

Kesimpulan dari penelitian ini adalah sebagai berikut:

1. Penambahan persentase pengayaan bahan bakar menyebabkan semakin

besarnya nilai keff yang dihasilkan dan mencapai keadaan kritis pada

pengayaan bahan bakar bagian pertama 6,037% dan bahan bakar bagian

kedua 8% dengan nilai keff 1,000005.

2. Konfigurasi 1/6 teras reaktor dalam kondisi kritis terjadi pada ukuran kolom

(x) 428 cm dan baris (y) 214 cm dengan jumlah mesh 36 x 18 yang

mempunyai ukuran mesh sebesar 11,89 cmdengan model triangular.

3. Teras reaktor menghasilkan daya termal sebesar 60 MW dengan nilai rapat

daya maksimal sebesar 179,4767 Watt/cm3 yang terletak pada titik x = 1 dan

y = 18.Rapat daya rata-rata pada kolom (x) 1 adalah 121,0179 Watt/cm3

dengan faktor pucak (peak) daya 1,483059 dan rapat daya rata-rata pada baris

(y) 18 adalah 135,1127 Watt/cm3 dengan faktor puncak daya 1,328348.

50

B. Saran

Penelitian selanjutnya disarankan untuk melakukan variasi nilai pengayaan bahan

bakar bagian kedua sehingga diperoleh desain reaktor yang lebih lengkap serta

dilakukan analisis keselamatan reaktor secara lengkap untuk mengetahui hal-hal

lain yang mempengaruhi keselamatan reaktor.

DAFTAR PUSTAKA

Aida, N. 2015. Perhitungan Burn Up pada Reaktor Sub Kritis Berdaya Sedang

Berpendingin Pb – Bi. Prosiding Semirata Bidang MIPA BKS-PTN

Barat 2015. Hal. 46–52.

Alfa, T. 2005. Fisika Reaktor – Pelatihan Penyelenggaraan Operator dan

Supervisor Reaktor TRIGA 2000. Pusat Pendidikan dan Pelatihan

BATAN. Bandung. Hal. 156-158

Anwar, C. 2010. Energi Nuklir Indonesia dalam Konteks Energi Nuklir Dunia

:Antara Harapan dan Kenyataan. Seminar Nasional VI SDM Teknologi

Nuklir. Hal. 19–32.

Ariani, M., Zaki, S., dan Fiber, M. 2013. Desain Reaktor Cepat Berpendingin Gas

600MWth dengan Uranium Alam sebagai Input Siklus Bahan Bakar.

Jurnal Ilmu Dasar Vol. 14 No. 1. Hal. 11-15.

Asril, P., dan Zaki, S. 2006.Desain Reaktor Temperatur Tinggi Berumur Panjang

Tanpa Pengisian Ulang Bahan Bakar Menggunakan Siklus Thorium.

Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknolohi Nuklir XVII. ITB.

Bandung. Hal. 51-61.

BATAN. 2015. Reaktor Daya Eksperimental. (Online) tersedia:

http://www.batan.go.id/index.php/id/reaktor-daya-eksperimental-rde.

Diakses pada 24 Juni 2018.

Bawani, S., dan Yulianti, Y. 2016. Desain Reaktor Air Superkritis (Supercritical

colled WaterReactor) dengan Menggunakan Bahan Bakar Uranium-

Thorium Model Teras Silinder.Jurnal Teori dan Aplikas Fisika. Vol. 04

No. 01

Björk, K. I., Valentin, F., and Christophe, D. 2011. Comparison of Thorium-

Based Fuels with Different Fissile Components in Existing Boiling

Water Reactor. Progress in Nuclear Energy.Vol. 5 No. 3. Hal. 618-625.

Cao, L., Yoshiaki, O., Yuki, I., and Zhi, S. 2008. Fuel, Core Design and

Subchannel Analysis of a Superfast Reactor. Journal of Nuclear

Science and Technology. Vol. 45 No. 2. Hal. 138-148.

52

Chanakya, Sarma, Rawat, R., and Sharma, A. 2001. Simulating of Using Control

Rods to Control Nuclear Reactor Core. University of Petroleum and

Energy Studies. Hal. 28-34.

Csom, G., Reiss, T., Fehér, S., and Czifrus, S. 2012. Thorium as an Alternative

Fuel for SCWRs. Annals of Nuclear Energy. Vol. 4 No. 1. Hal. 67-78.

Deuderstadt, J.J. dan Hamilton, L.J. 1976. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley

and Sons, Inc. New York. Hal. 107-460.

Dewan, P. 2009. Reaktor. (Online) tersedia: http://dewanphysics.blog.

uns.ac.id/2009/04/02/reaktor. Diakses pada 26 Mei 2018.

Dewita, E. 2012. Analisis Potensi Thorium sebagai Bahan Bakar Nuklir Alternatif

PLTN. Jurnal Pengembangan Energi Nuklir. Vol. 14 No. 1. Hal. 45-56.

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 13 Mei 2018

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 20 Mei

2018.

Fenny , M., R. 2007. Studi Desain Reaktor Temperatur Tinggi Berpendingin Gas

Helium Berbahan Bakar Uranium Dioksida. Sigma-Mu. Vol. 1 No. 1.

Hal. 22-35.

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. Hal. 21-23.

Holman, J.P. 1983. Heat Transfer sixth edition. McGraw Hill. London.

IAEA (International Atomic Nuclear Energy). 2005. Thorium Fuel Cycle

Potential Benefits and Challenges. International Atomic Energy

Agency. Austria. Hal. 6-10.

Irka, F. H., dan Zaki, S. 2015. Analisis Burn Up pada Reaktor Cepat

Berpendingin Gas Menggunakan Bahan Bakar Uranium Alam. Jurnal

Ilmu Fisika. Vol. 7 No.2. Hal. 78-86.

Kamei, T. dan Hakami, S. 2011. Evaluation of Implementation of Thorium Fuel

Cycle with LWR and MASR. Journal of Progres in Nuclear Energy.

Vol 53. Hal. 820-824.

53

Kidd, S.W. 2009. Nuclear Fuel Resources. New York: CRC Press. Hal. 85.

Lewis, E.E. 2008. Fundamentals of Nuclear Reactor Physics. Academic Press.

USA. Hal. 134.

Mairing, M.P., Prihatnadi, H. 2009. Tinjauan Bahan Moderator Untuk Komponen

Reaktor Nuklir. Jurnal Perangkat Nuklir. Vol. 3 No. 5. Pusat Rekayasa

Perangkat Nuklir. Hal. 49-51

Mardiansah, D., dan Zaki, S. 2008. Desain Reaktor Temperatur Tinggi Berumur

Panjang Berpendingin Pb-Bi dan Pb Menggunakan Bahan Bakar

Thorium. Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknolohi Nuklir.

Hal. 55-64.

Neni, M. 2008. Hidrogen sebagai Sumber Energi Terbarukan. Jurnal

Pengembangan Energi Terbarukan. Vol. 1 No. 3. Hal. 124-136.

Ngadenin., Heri, S., Kurnia, S. W., I Gde, S. Fd., dan Dian, I. 2014. Studi Potensi

Thorium pada Batuan Granit di Pulau Bangka. Jurnal Pengembangan

Energi Nuklir. Vol. 16 No. 2. Hal. 143-155.

Okumura, K., Teruhiko, K., Kunio, K., and Keichiro, T. 2002. General

Description and Input Instruction. JAERI. Japan. Hal. 1-188.

Okumura, K., Kugo, T., Kaneko, K., and Thuchihashi, K. 2006. A Comprehensive

Neutronics Calculation Code System. Japan. JAEA. Hal. 4-26.

Okumura, K. 2007. Introduction of SRAC for Reactor Phisics Analysis. Japan:

JAEA. Hal. 10-15.

Omar, H., Ghazi, N. 2011. Time Dependent Burn-up and Fission Products

Inventory Calculations in the Discharged Fuel of the Syrian MSR.

Annals of Nuclear Energy. Vol. 3 No. 8. Hal. 1698-1704.

Price, D. L., Ling, F., Bermejo, F. J., Felix, F. A., and Marie, L. S. 2013.

Hydrogen/Deuterium Isotope Effects in Water and Aqueous Solutions

of Organic Molecules and Proteins. Chemical Physics. Vol. 42 No. 4.

Hal. 62-69.

Schaffer, M. B. 2013. Abudant Thorium as an Alternative Nuclear Fuel Important

Waste Disposal and Weapon Proliferation Advantages. Energy Policy.

Vol. 60 No. 2. Hal. 4-12.

Soentono, S. 1998. Bahan-Bahan untuk Industri Reaktor Nuklir. Prosiding

Pertemuan Ilmiah Sains Materi III. Hal. 22-31.

Susilo, J. 2002. Transmutasi Aktinida Minor dalam Teras BWR Berbahan Bakar

Thorium. Prosiding Seminar Ke-7 Teknologi dan Keselamatan PLTN

Serta Fasilitas Nuklir. Hal. 245-259.

54

Takaki, N., and Deby, M. 2012. Core Design and Deployment Strategy of Heavy

Water Cooled Sustainable Thorium Reactor. Sustainbility. Vol. 4 No. 2.

Hal. 1933-1945.

Wilson, J.N.A., Bidaud, N., Capellan, R., Chambon, S., David, P., Guillemin, E.,

Iyanov, A., Nuttin, O., and Meplan. 2009. Economy of Uranium

Resources in a Three Component Reactor Fleet With Mixed

Thorium/Uranium Fuel Cycles. Journal of Annals of Nuclear Energy.

Volume 36. Hal. 404-408.

Windisari, Yusman, A., Widarto, dan Wiyatmo, Y. 2011. Penentuan Karakteristik

Distribusi Rapat Daya Teras Reaktor. Jurnal Prosiding Seminar

Nasional ke-17 Teknologi Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir.

Hal. 25-32.

World Nuclear. 2010. Nuclear Power Reactors. (Online) tersedia:

http://www.world-nuclear. org/info/inf32. html. Diakses pada 14 Mei

2018.

World Nuclear. 2012. World Population: Past, Present, and Future. (Online)

tersedia: http://www.worldnuclear.info/world-population/. Diakses pada

20 Mei 2018.

Yulianto, T. 1996. Kajian Kemungkinan Modifikasi Peralatan Fabrikasi untuk

Fabrikasi Elemen Bakar Jenis HWR dan LWR. Prosiding Presentasi

Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir. Hal. 190-198.

Yvon, P., and Carre, F. 2009. Structural Materials Challenges for Advanced

Reactor Systems. Journal of Nuclear Materials. Hal. 217-222.

Zhang, P., Kan W., and Ganglin Y. 2014. A simplified Supercritical Fast Reactor

with Thorium Fuel. Science and Technology of Nuclear Installations.

Hal. 1-9.

Zweifel, P.F. 1973. Reactor Physics. McGraw-Hill. USA. Hal. 74.