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