PUSAT KAJIAN SISTEM ENERGI NUKLIR (PKSEN)
PUSAT TEKNOLOGI DAN KESELAMATAN REAKTOR NUKLIR (PTKRN)
PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF (PTLR)
PUSAT TEKNOLOGI BAHAN GALIAN NUKLIR (PTBGN)
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
PROSIDING
Batam, 4-5 Agustus 2016
“PERAN ENERGI NUKLIR
DALAM PENGEMBANGAN INDUSTRI NASIONAL
DAN PENINGKATAN KAPASITAS SDM”
POLITEKNIK NEGERI BATAM
2 1
0 6
2 1
0 6
Sumber ga mbar: http ://www.ker nenergie.d e/kernene rgie-wAsse ts/img/ kernkraftwerke/kkg-grafenrheinfeld-atw2009.jpg?viewmode=blankSEMINAR NASIONAL
TEKNOLOGI ENERGI NUKLIR 2016
Batam, 4
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir
Pusat Teknologi dan Keselamatan
Pusat Teknologi Limbah Nuklir
Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir
PROSIDING
SEMINAR NASIONAL
TEKNOLOGI ENERGI NUKLIR 2016
Batam, 4-5 Agustus 2016
BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL
Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir
Pusat Teknologi Limbah Nuklir
Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir
Politeknik Batam
2016
i
ii
DEWAN EDITOR / PENILAI KARYA TULIS ILMIAH :
KETUA :
Ir. Tagor Malem Sembiring (BATAN)
SEKRETARIS :
Drs. Sahala Maruli Lumban Raja (BATAN)
ANGGOTA :
Dr. Ir. Hendro Tjahjono (BATAN) Dr. Roziq Himawan (BATAN) Dra. M.B. Mike Susmikanti (BATAN) Prof. Dr. June Mellawati, S.Si (BATAN)
Dra Heni Susiati, M.Si (BATAN) Ir. Edwaren Liun (BATAN) Ir. Erlan Dewita, M.Eng (BATAN)
Nuryanti, M.T. (BATAN) Dr. Ir Budi Setiawan, M.Eng. (BATAN)
Ir. Aisyah, M.T. (BATAN) Kuat Heriyanto, S.T. (BATAN)
Drs. M. Najib (BATAN) Ngadenin, S.T. (BATAN)
Didi Istardi, M.Sc. (Poltek Negeri Batam) Dr. Budi Sugandi (Poltek Negeri Batam) Asdani Suhaemi, M.Sc. (Poltek Negeri Batam)
iii
SAMBUTAN KEPALA BATAN
Bismillahirohmanirrohiim, Yth Para Pembicara Kunci,
Yth Para Undangan dan Peserta Seminar
Assalamualaikum Wr. Wb. Selamat pagi dan salam sejahtera bagi kita semua.
Mendengar laporan dari Ketua Panitia SENTEN 2016, bahwa terlihat peserta masih didominasi oleh peserta dari Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) yang separoh lebih. Ini bisa dimengerti karena memang teknologi nuklir, terutama terkait implementasinya di bidang energi, BATAN merupakan pelaksana kegiatan penelitian yang utama. Namun demikian, diharapkan bahwa dengan sebaran jumlah peserta ini ke depan diharapkan akan lebih baik dengan terus menerus dilakukan sosialisasi. Kerjasama pelaksanaan seminar dengan Pergutuan Tinggi dan Lembaga terkait di berbagai wilayah di Indonesia,akan mendorong kegiatan penelitan di bidang nuklir lebih berkembang dan lebih banyak diminati.
BATANdalam melaksanakan SENTEN 2016 ini, bekerja sama dengan Politeknik Negeri Batam. Seminar ini merupakan salah satu upaya untuk menyosialisasikan teknologi nuklir dan karya ilmiah BATAN maupun pihak-pihak terkait. Seminar SENTEN ini merupakan pertemuan ilmiah tahunan yang pada tahun 2016 ini merupakan seminar ke – 3 dengan mengambil tema “Peran Energi Nuklir dalam Pengembangan Industri Nasional dan Peningkatan Kapasitas SDM”.
Seminar ilmiah nasional ini merupakan salah satu sarana untuk membangun penguatan teknologi dari aspek SDM dan pengembagan industrinya dan bertujuan untuk menginformasikan berbagai hasil kajian/litbang teknologi nuklir dan iptek pendukungnya, serta memfasilitasi para peneliti, praktisi, akademisi dan pemerhati serta pemangku kepentingan untuk bertukar informasi terkait pengembangan teknologi energi nuklir dalam menjawab tantangan pengembangan industri nasional dan peningkatan kapasitas Sumber Daya Manusia (SDM).
BATAN juga telah bekerja sama dengan BP BATAM beberapa tahun terakhir, yakni pada pelaksanaan studi menentukan tapak potensial untuk PLTN.Studi tapak ini merupakan tahap studi pra-kelayakan yang dilakukan atas permintaan BP BATAM untuk mempersiapkan penyediaan infrastruktur listrik bagi pengembangan industri di wilayah Batam. Namun secara nasional kegiatan pengembangan pemanfaatan energi nuklir, dalam tahun ini masih merupakan kegiatan sosialisasi, mengenalkan pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) terkait lokasi, keselamatan, termasuk resiko yang mungkin terjadi.
Demikian sambutan singkat saya, Selamat Mengikuti Seminar, semoga memberikan hasil yang bermanfaat bagi masyarakat dan bagi kalangan peneliti, serta dapat mengembangkan pemanfaatan teknologi dan energi nuklir lebih luas.
Wassalamu’alaikum warohmatullahiwabarokatuh. Batam, 4 Agustus 2016
iv
KATA PENGANTAR
Puji syukur kami panjatkan kehadirat Tuhan Yang Maha Esa atas petunjuk dan karunia-Nya sehingga Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) – 2016 dengan tema “Peran Enegi Nuklir Dalam Pengembangan Industri
Nasional dan Peningkatan Kapasitas SDM” dapat diterbitkan. Prosiding ini
merupakan dokumentasi karya ilmiah para peneliti dari berbagai disiplin ilmu yang berkaitan dengan teknologi dan energi nuklir dalam menopang industri nasional. Seminar SENTEN-2016 telah dipresentasikan pada tanggal 04-05 Agustus 2016 di Kampus Politeknik Negeri Batam, Jl. Ahmad Yani BATAM. Kegiatan pertemuan ilmiah ini merupakan kegiatan tahunan yang ke III dari Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) dan Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir (PKSEN) BATAN berkerjasama dengan Politeknik Negeri BATAM untuk mengetahui aktivitas dan hasil penelitian yang telah dicapai oleh para peneliti di bidang energi dan teknologi nuklir.
Panitia telah menerima sebanyak 132 makalah teknis, dan setelah melalui seleksi dan evaluasi dari Dewan Editor, diputuskan bahwa sebanyak 127 makalah dapat disajikan dalam prosiding ini. Distribusi makalah yang diterima berasal dari BATAN, Politeknik Negeri BATAM, Universitas BATAM, UGM, BAPETEN dan WANTANAS. Semoga penerbitan prosiding ini dapat bermanfaat sebagai bahan referensi untuk lebih memacu dan mengembangkan penelitian yang akan datang. Kepada semua pihak, khususnya Tim Prosiding yang telah bekerja keras untuk penerbitan prosiding ini, kami sampaikan terima kasih.
Jakarta, 07 Desember 2016 Dewan Editor
x
DAFTAR ISI
Dewan Editor ii
Sambutan Kepala Batan iii
Kata Pengantar iv
SK Kepala Batan v
Daftar Isi x
Kelompok A : Kebijakan, Perencanaan dan Aplikasi Sistem Energi Nuklir 1. ANALISIS KUALITAS SAMPEL LAS GTAW DENGAN METODA NDT
Mudi Haryanto,S. Nitiswati, Andryansyah
1
2. VALIDASI DIFFERENTIAL PRESSURE TRANSDUCERS DENGAN METODE BEDA KETINGGIAN AIR PADA UNTAI UJI FASSIP
G. Bambang Heru Nursinta Adi Wahanani, Mulya Juarsa
9
3. PERAN ENERGI NUKLIR SEBAGAI PENGGANTI PEMBANGKIT LISTRIK NEGARA DALAM PENGELOLAAN LIMBAH RUMAH SAKIT
DAN PROSES PENSTERILAN ALAT
Derry Trisna Wahyuni S, Arum Dwi Anjani, Devy Lestari Nurul Aulia
17
4. PEMELIHARAAN FASILITAS ENERGI TERBARUKAN : MONITORING PENSTOCK COATING PLTA JAWA BARAT
Gunawan Refiadi, Aris Tino, Gudnandar Dirgapermana
25
5. POTENSI SMR GUNA PENGEMBANGAN INDUSTRI MARITIM WILAYAH INDONESIA BAGIAN TIMUR DALAM RANGKA KETAHANAN NASIONAL
Hendri F. Windarto, M. Munir
33
6. STRATEGI PENINGKATAN PARTISIPASI INDUSTRI NASIONAL DAN ALIH TEKNOLOGI UNTUK RDE
Dharu Dewi Arum Puni Rijanti, dan Suparman
41
7. PERSEPSI MAHASISWA JURUSAN TEKNIK MESIN POLITEKNIK NEGERI BATAM TERHADAP PEMANFAATAN ENERGI NUKLIR
Nurul Laili Arifin, Muhammad Hasan Albana
49
8. PERAN ENERGI NUKLIR DALAM PENGEMBANGAN ENERGI LISTRIK DI KOTA BATAM
Sri Langgeng Ratnasari,Veronika, Gandhi Sutjahjo
57
9. EFISIENSI DETEKTOR HPGE UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI
Putu Sukmabuana, Rasito Tursinah
xi
10. EVALUASIKINERJA SISTEM AKUISISI DATA NI-9213 MELALUI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN TEMPERATUR
Agus Nur Rachman, Mulya Juarsa
73
11. PERHITUNGAN KEKUATAN LASAN PADA PENYANGGA TANGKI PENDINGIN DAN TANGKI PEMANAS DIUNTAI FASSIP-01
Joko Prasetio W, Edi Marzuki
81
12. STUDY ON ROLE OF NUCLEAR HYDROGEN COGENERATION FOR CO2CONVERSION IN PETROCHEMICAL INDUSTRY
Djati H Salimy, Ign. Djoko Irianto
89
13. DATABASE SYSTEM DEVELOPMENT FOR COMPONENT RELIABILITY OF RSG-GAS BASED ON WEB
Mike Susmikanti, Aep Catur, Deswandri
97
14. TRAFFIC PATTERN CONSTRUCTION BASED ON STATISTICAL APPROACH FOR INTRUSION DETECTION SYSTEM
A. A. Waskita
105
15. KARAKTERISASI ARUS TEMBUS KABEL PENGHANTAR PEMANAS PADA UNTAI FASSIP-01
Edy Sumarno, Sudarno, Mulya Juarsa
113
16. EFFICIENCY COMPARISON OF METHOD OF HANDLING MISSING VALUEIN DATA EVALUATION SYSTEM OR COMPONENT
Entin Hartini
121
17. APLIKASI UNITED NATION FRAMEWORK CLASSIFICATION (UNFC) DI INDONESIA: STUDI KASUS SEKTOR LEMAJUNG, KALAN, KALIMANTAN BARAT
Nunik Madyaningarum, Heri Syaeful, Agus Sumaryanto
129
18. KAJIAN RISIKO PROYEK PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE)
Sahala Maruli Lumbanraja, Edwaren Liun, Rr. Arum Puni Rijanti
137
19. PERTANGGUNGJAWABAN KERUGIAN NUKLIR UNTUK PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR DI INDONESIA
Nurlaila,Elok S. Amitayani, June Mellawati
145
20. RENCANA PROGRAM PROTEKSI FISIK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL
Mudjiono, Erlan Dewita, Yaziz Hasan
xii
21. ENERGI NUKLIR SEBAGAI OPSI PASOKAN ENERGI DI INDONESIA
Rizki Firmansyah Setya Budi, Wiku Lulus Widodo
161
22. PERBANDINGAN BIAYA PEMBANGKITAN ENERGI LISTRIK SISTEM KALIMANTAN BARAT ANTARA OPSI NUKLIR DENGAN TANPA NUKLIR
Wiku Lulus Widodo, Rizki Firmansyah Setya Budi
169
23. PEMODELAN PASOKAN ENERGI SISTEM KELISTRIKAN BARELANG DENGAN OPSI NUKLIR
Elok S. Amitayani, Suparman, Wiku Lulus Widodo, Binsar O. Tambunan, Wulung Dahana
177
24. PERAN STRATEGIS PULAU BATAM DI BIDANG ENERGI DI KAWASAN REGIONAL ASIA TENGGARA
Edwaren Liun, Sahala M. Lumban Raja
185
Kelompok B : Teknologi Bahan
25. PEMBUATANDAN PREDIKSI BENTUK SENYAWA KONSENTRAT CERIUM DARI MONASIT
MV Purwani, Suyanti
193
26. PEMISAHAN UNSUR RADIOAKTIF DAN LOGAM TANAH JARANG DALAM TERAK TIMAH DENGAN FUSI ALKALI DAN PELINDIAN ASAM
Mutia Anggraini, Irmina Kris Murwani
201
27. PERFORMANCE OFZrNbMoGe ALLOY FOR NUCLEAR REACTOR STRUCTURE MATERIALS
A.H. Ismoyo, Parikin
209
28. PENGARUH PANAS LAS PADA STRUKTURMIKRO DAN KEKERASAN BAHAN STRUKTUR REAKTOR PLAT BAJA 57%Fe15%Cr25%Ni
Parikin, Sumaryo, A.H. Ismoyo, A. Dimyati
217
29. PENGUJIAN SAMBUNGAN LAS TABUNG GAS LPG 3 KG DENGAN LARUTAN PENETRAN DAN ARUS EDDY
Zaenal Abidin, Rian Komara, Djoko Marjanto
225
30. GEOLOGI DAN KETERDAPATAN ZIRKON, MONASIT PADA ENDAPAN SEDIMEN DAN ALUVIAL DI DAERAH KATINGAN KALIMANTAN TENGAH
Bambang Soetopo
xiii
31. STUDI KETERDAPATAN URANIUM DAN THORIUM DI PULAU BELITUNG
Andhika Janura Karunianto, Ngadenin, Bambang Soetopo
241
32. PENGARUH MEDIA PEMBATAS YANG BERBEDA PADA WELD X-RAY VIEWER MACHINE TERHADAP INTENSITAS CAHAYA DAN
TEMPERATUR
Cahyo Budi Nugroho
249
33. EKSTRAKSI-STRIPPING Y, Dy, Gd, Ce, La, Nd DARI HASIL OLAH PASIR SENOTIM
Dwi Biyantoro, Tri Handini, Moch Setyadji
257
34. PENGENDAPAN LOGAM BERAT PADA LIMBAH PENGOLAHAN MONASIT DENGAN MENGGUNAKAN ASAM SULFAT ATAU ASAM KHLORIDA
Titi Wismawati. Roza Indra Laksmana, Dany Poltak Marisi. Andung Nugroho, Sri Widarti
265
35. PEMBUATAN KONSENTRAT NEODIMIUM DARI LOGAM TANAH JARANG HIDROKSIDA (REOH)MELALUI DIJESTI ULANG
Suyantidan MV Purwani
273
36. PEMBUATAN Y OKSIDA MELALUI PROSESPENGENDAPAN DAN KALSINASI
Tri Handini, Bambang EHB, Sri Sukmajaya, Dwi Biyantoro
281
37. KARAKTERISASI ZIRCON OPACIFIER HASIL OLAH PASIR ZIRKON KALIMANTAN
Sajima, Moch. Setyadji, Erlin Purwita Sari
289
38. ANALISIS STRUKTUR MIKRO BAJA SA516Gr70 AKIBAT REGANGAN TARIK DAN MULUR
Andryansyah, Sri Nitiswati, Mudi Haryanto, Darlis
297
39. ANALYSIS ON THE STRESS EFFECT OF SUS 316 CREEP DAMAGE PARAMETER
S. Nitiswati, R. Himawan, A. Mardhi
305
40. ANALISIS KEKUATAN MEKANIK STRUKTUR UNTAI UJI
TERMOHIDROLIKA REAKTOR MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK UJI STRUKTUR
Dedy Haryanto, Mulya Juarsa, Sagino
313
41. ANALYSIS OF AlMg3 MATERIAL CORROSION AS RSG-GASBEAM TUBE
Febrianto, Elfrida Saragi, Abdul Hafid, Sriyono, Dyah Erlina Lestari
xiv
42. POLIMERISASI PATI-POLIVINYL ALKOHOL-AKRILAMIDA-OLIGO KITOSAN SEBAGAI BAHAN PELAPIS LEPAS LAMBAT UNTUK PUPUK NPK DENGAN TEKNIK IRADIASI
Gatot Trimulyadi Rekso, Saefumillah, A. Rabriella, N.
329
43. PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI KOMPOSIT POLIMER UHMWPE DENGAN FILLER Na2B4O7.5H2O SEBAGAI PERISAI RADIASI NEUTRON TERMAL
Mardiyanto, Abu K. R, Sulistioso G. S, Istanto, Fakhrurroji, Juliyani, Winda S. B, Enny Z, Dian F, dan Elvaswer
337
44. SINTESIS PADUAN MIKRO BAJA ODS Fe-15Cr- 0.5Y2O3
MENGGUNAKAN IRADIASI ULTRASONIK
Marzuki Silalahi, Hanif Abdurrahman Wicaksana, Bambang Sugeng, Arbi Dimiyati, Bambang Suharno
345
Kelompok C : Teknologi Keselamatan Reaktor
45. ANALISIS KONVEKSI PAKSA PADA TERAS REAKTOR TRIGA BANDUNG BERELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2
Sudjatmi K.A., Endiah Puji Hastuti, Surip Widodo, Reinaldy Nazar
353
46. ANALYSES OF ENERGY CONVERSION SYSTEM FOR NUCLEAR REACTOR CONCEPT WITH 2.9 MW ELECTRICITY POWER
Sri Sudadiyo
361
47. THE ISSUES OF PLC AND FPGA IMPLEMENTATION IN NUCLEAR POWER PLANTS
Syaiful Bakhri
369
48. DEVELOPMENT OF ACOUSTIC CONDITION MONITORING FOR PUMP PREDICTIVE MAINTENANCE
Sudarno, Anik Purwaningsih, Edy Sumarno
377
49. COMPARISON STUDY ON MODELS OF CREEP STRAIN FOR GRAPHITE MATERIAL AT HTGR
Roziq Himawan, Sri Sudadiyo, Elfrida saragi
385
50. ANALYSIS ON HUMAN ERROR PROBABILITY IN A REACTOR ACCIDENT SCENARIO BASED ON SPAR-H METHOD
S. Santoso
xv
51. ANALYSIS ON THE ADEQUACY LEVEL OF DEFENCE IN DEPTH FOR THE MODULAR HTGR
D.T. Sony Tjahyani, Julwan Hendry Purba
401
52. HUMAN RELIABILITY ANALYSIS IN NUCLEAR POWER PLANTS
Julwan Hendry Purba, D.T. Sony Tjahyani
409
53. DESAIN KONSEPTUAL SISTEM KENDALI TEMPERATUR DAN LAJU ALIR UNTUK MENDUKUNG DOKUMEN URD HTGR
Khairul Handono, Agus Cahyono, Kristedjo Kurnianto
417
54. KARAKTERISASI PRE-COOLER SEBAGAI SISTEM HEAT SINK PADA UNTAI FASSIP-01
Giarno, G.B. Heru K, Joko Prasetio Witoko, Mulya Juarsa
425
55. SIMULATION ON THERMODYNAMICS CHARACTERISTICS OF RGTT200K DESIGN USING FLOWNEX SOFTWARE
Kiswanta, Sumijanto
433
56. ANALYSIS AGING RSG-GAS REACTOR PROTECTION SYSTEM USING DRIFT SIGNAL CHARACTERIZATION
Kussigit Santosa, Sudarno, Agus Nur Rahman
441
57. DETERMINATION OF THE MOLECULAR STRUCTURES AND CHEMICAL COMPOSITION OF CORROSION INHIBITOR USING FTIR AND GCMS.
Rahayu Kusumastuti, Sriyono, Geni Rina Sunaryo, Diah Erlina Lestari
449
58. THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR
E. Saragi, R. Himawan,P.W. Kedoh
457
59. INVESTIGATION OF IRON TOTAL CROSS-SECTIONS IN HIGH ENERGY THROUGH BROOMSTICK CALCULATION FOR NEW VERSION EVALUATED NUCLEAR DATA FILES
Suwoto, Hery Adrial, Zuhair
465
60. DIGITALISASI SISTEM PENGUKURAN FLUKS NEUTRON REAKTOR RSG-GAS BERBASIS LABVIEW
Agus Nur Rachman, Muhammad Subekti, Kussigit Santosa, Ranji Gusman
473
61. ANALYSIS OF IMPORTANCE MEASURES FOR DIGITAL INSTRUMENTATION AND CONTROL SYSTEM OF NUCLEAR REACTORS
Deswandri
xvi
62. CALCULATION OF O2 CONCENTRATIONS FORMED FROM THE RADIOLYSIS OF PWR COOLANT BY-RAYS, FAST NEUTRONS AND TRITIUM-PARTICLES
Sofia Loren Butarbutar, Geni Rina Sunaryo, Rahayu Kusumastuti
489
63. DEVELOPMENT OF COMPUTING CIRCUIT FOR DETECTING
UNBALANCED LOAD OF RSG-GAS REACTOR PROTECTION SYSTEM WITH LabVIEW
Anik Purwaningsih, Agus N. Rachman, Syaiful Bakhri, Ranji G, Heri S
497
64. FISSION PRODUCTS INVENTORY ANALYSIS OF HTGR FUEL BY USING ORIGEN2.1 COMPUTER CODE
Ihda Husnayani, Sri Kuntjoro, Pande Made Udiyani
505
65. CONCEPTUAL DEVELOPMENT ON THE RADIATION PROTECTION DESIGN BASES FOR EXPERIMENTAL POWER REACTOR
Sigit Asmara Santa, Pande Made Udiyani
513
66. PRELIMINARY ANALYSIS OF THE UNBALANCED LOAD DETECTION SYSTEM IN THE RSG-GAS REACTOR
Tagor Malem Sembiring, Kristedjo Kurnianto, Mochamad Imro, Abdul Azis Rohman Hakim
521
67. DOSES ANALYSIS OF A HYPOTHETICAL LOCA ACCIDENT IN NUCLEAR POWER PLANT (NPPs) SITTING
P.M. Udiyani, S. Kuntjoro, and I. Husnayani
529
68. PERFORMANCE INVESTIGATION OF PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM IN HIGH TEMPERATURE REACTOR
Hendro Tjahjono, Surip Widodo, Andi Sofrany Ekariansyah
537
69. ANALYSIS ON THERMAL CHARACTERICTIC OF HEATER IN LOOP FASSIP-01 EXPERIMENTAL FACILITY
Sukmanto Dibyo, Mulya Juarsa, Ign Djoko Irianto
545
70. CHARACTERISTIC OF CONTROL RODS REACTIVITY WORTH OF THE AP 1000 CORE
Tukiran S, Tagor MS, Surian P.
553
71. THERMAL-HYDRAULIC PERFORMANCE OF HIGH POWER RESEARCH REACTOR CORE DESIGN AS A FUNCTION OF URANIUM FUEL DENSITY
Endiah Puji Hastuti, Lily Suparlina, Supardjo
561
72. ANALYSIS ON NEUTRONIC PARAMETERS OF THE AP1000 REACTOR CORE
Surian Pinem, Tukiran Surbakti
xvii
73. PRELIMINARY STUDY ON LOSS OF FORCED CIRCULATION ACCIDENT OF 10 MW PEBBLE BED MODULAR REACTOR
Jupiter Sitorus Pane
577
74. MODELLING ON THE ATLAS TEST FACILITY FOR BEST-ESTIMATE SIMULATION OF LOSS OF COOLANT ACCIDENT
Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Hendro Tjahjono
585
75. GAMMA SOURCE STRENGTH ANALYSIS DURING
POSTULATEDACCIDENTS CONDITION IN PWR 1000 MWe
Anis Rohanda
593
76. ANALYSIS OF DOSE RATES DISTRIBUTION IN TRIGA-PELAT REACTOR
A. Hamzah
601
77. CANONICAL CORRELATION ANALYSIS ON ATTRIBUTES OF NUCLEAR INSTALLATION SAFETY CULTURE
Johnny Situmorang, Imam Kuntoro, Sigit Santoso
609
78. SURVEILLANCE CORROSION FOR INTERIM STORAGE
Geni Rina Sunaryo, Sriyono
617
79. ANALYSIS OF THE NUMBER OF MINIMUM TUBE FOR OPTIMAL OPERATION IN A HEAT EXCHANGER RSG G.A. SIWABESSY
Abdul Hafid, Marliyadi Pancoko, Santosa Pujiarta
625
80. FUEL SHELL OXIDATION RATE ESTIMATION DURING STATION BLACK OUT ACCIDENT IN RGTT200K
Sumijanto,Kusigit Santosa, Kiswanta
633
81. ANALYSIS OF TOPAZ IRRADIATION EFFECT TO THE EXISTING OF COBALT-60 IN THE RSG GAS PRIMARY COOLANT
Sriyono, Rahayu K, Abdul Hafid, Geni Rina Sunaryo
641
82. RADIONUCLIDE INVENTORY ANALYSIS OF THE SMR SMART 330 MWT REACTOR
Sri Kuntjoro
649
83. STUDY ON SINGLE PHASE NATURAL CIRCULATION COOLING CHARACTERISTIC IN PASSIF-01 FACILITY USING RELAP5
Susyadi, Surip Widodo, Mulya Juarsa
657
84. IMPROVEMENT OF OPERATION OF THE RSG-GAS REACTOR FOR ITS SECOND LIFE TIME
Iman Kuntoro
xviii
85. PASSIVE SYSTEM SIMULATION FACILITY (FASSIP) LOOP FOR NATURAL CIRCULATION STUDY
Mulya Juarsa , Giarno, G.B. Heru K., Dedy Haryanto, Joko Prasetio
673
86. AP1000 PARTIAL AND COMPLETE LOSS OF FLOW ACCIDENT ANALYSIS USING RELAP5
Surip Widodo, Andi Sofrany Ekariansyah
681
Kelompok D : Proteksi Reaktor dan lingkungan
87. THE DEMONSTRATION OF COMPUTER-BASED ANALYTICAL TOOL FOR EVALUATING PHYSICAL PROTECTION SYSTEM EFFECTIVENESS
Alim Mardhi, JulwanPurba
689
88. PERHITUNGAN KAPASITAS PENYIMPANAN SUMBER BEKAS IRIDIUM-192 DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF
Husen Zamroni, Suryantoro, Irwan Santoso, Suparno, Suhartono, Miswanto, Nurul Efri Ekaningrum
697
89. KAJIAN DISPERSI RADIONUKLIDA DALAM HIDROSFERDARI SKENARIO KECELAKAAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL
Sucipta, Dadang Suganda
705
90. PENYERAPAN 134Cs DALAM AIR OLEH IKAN LELE (Clarias sp)
Putu Sukmabuana
713
91. POWER PLANT EMISSIONS INVENTORY IN BATAM
Dwi Kartikasari
721
92. POTENSI PENYEBARAN MATERIAL RADIONUKLIDA DARI FASILITAS RDE MENGGUNAKAN SOFTWARE SIMPACTS
Sufiana Solihat, Wiku Lulus Widodo
729
93. PEMISAHAN DAN ANALISIS ISOTOP CESIUM DAN URANIUM DI DALAM PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI
Arif Nugroho, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Iis Haryati
737
94. PERBANDINGAN ESTIMASI DOSIS INTERNAL 177Lu-DOTA TRASTUZUMAB MANUSIA ASIA DAN CAUCASIAN BERDASARKAN UJI BIODISTRIBUSI PADA MENCIT
Nur Fitri Romadoni, Nur Rahmah Hidayati, Wahyu Setiabudi
xix
95. KARAKTERISTIK DETEKTOR SODIUM IODIDE DALAM
PEMANFAATANNYA SEBAGAI SEGMENTED GAMMA SCANNER LIMBAH RADIOAKTIF
Hendro, Mohamad Nur Yahya
753
96. STRATEGI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE)
Erlan Dewita, Siti Alimah, Husen Zamroni
761
Kelompok E : Tapak dan Perizinan
97. KECUKUPAN PROGRAM KONSTRUKSI GEDUNG & PEMBANGKIT LISTRIK TERHADAP PROGRAM KONSTRUKSI PEMBANGUNAN PLTN
Arifin Muhammad
769
98. PENGEMBANGAN PENGATURAN ASPEK PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM DESAIN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR
NanangTriagung Edi Hermawan
777
99. KAJIAN PROSES PERIZINAN TAPAK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) DI INDONESIA
Moch. Djoko Birmano
785
100. INTERPRETASI ANOMALI GEOMAGNETIK DAERAH RABAU HULU, KALAN
Dwi Haryanto, Adhika Junara Karunianto, Mirna Berliana Garwan
793
101. SEBARAN PENDUDUK DI PROVINSI KEPULAUAN RIAU : STUDI ASPEK DEMOGRAFI PRA-SURVEI TAPAK PLTN
Siti Alimah, June Mellawati, Murdaningsih
801
102. ANALISIS KELAYAKAN FINANSIAL PROYEK PLTN SMR DI PULAU BATAM DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE FINPLAN
Nuryantidan Elok Satiti Amitayani
809
103. KAJIAN AWAL KONDISI GEOLOGI KEPULAUAN BARELANG PADA KEGIATAN PRA SURVEI TAPAK PLTN
June Mellawati, Heri Syaeful, F.Dian Indrastomo, Ratih Agustin Putri
817
104. PEMANTAUAN GEMPA MIKRO DI TAPAK RDE DAERAH SERPONG DAN SEKITARNYA
Hadi Suntoko, Ajat Sudrajat, Sriyana
xx
105. PENDEKATAN BERBASIS RISIKO DALAM DESAIN SEISMIK STRUKTUR SISTEM DAN KOMPONEN (SSK) INSTALASI NUKLIR
Nur Siwhan, Arifin Muhammad Susanto
833
106. SISTEM MANAJEMEN DALAM PERSIAPAN PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL : TANTANGAN DAN PENINGKATAN
A. Bayu Purnomo, Sriyana
841
107. ANALISIS KANDUNGAN TSS PERAIRAN LAUT DI TAPAK TERPILIH PLTN PESISIR BARAT KABUPATEN BANGKA SELATAN
HeniSusiati, Yarianto SBS.
849
Kelompok F : Teknologi Reaktor
108. HTGR EFFICIENCY IMPROVEMENTBY COGENERATION OUPLING WITH STEAM METHANE REFORMING HYDROGEN PRODUCTION PLANT
Nurul Huda, Sumijanto, Ign. Djoko Irianto, Sriyono, M. Subekti
857
109. THERMODYNAMIC ANALYSIS ON RANKINE CYCLE STEAM FOR COGENERATION SYSTEMS RGTT200K
Ign. Djoko Irianto, Sukmanto Dibyo, Djati H. Salimy, Jupiter S. Pane
865
110. THE EFFECT OF SEA SURFACE TEMPERATURE INCREASE ON THERMAL-HYDRAULICS DESIGN OF PWR1000 IN INDONESIA
Muh. Darwis Isnaini
873
111. THE CONDENSOR MASS AND ENERGY BALANCE ANALYSIS TO OPTIMIZE CONDENSING PROCESS IN SECONDARY SYSTEM OF HTGR10K
Piping Supriatna, Sriyono
881
112. OPTIMASI DESAIN TERAS HTGR 150 MWT DENGAN VARIASI GEOMETRI TERAS DAN PENGAYAAN URANIUM
Ganjar Putro Indratoro dkk
889
113. STUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWTH DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH
Faisal Fuad Nursyahid, Topan Setiadipura, Alexander Agung
897
114. STUDY ON THE USE OF WALLPAPER-TYPE FUEL IN NEUTRONIC DESIGN OF SMALL PEBBLE BED REACTOR
Zuhair, Suwoto, TopanSetiadipura, Putranto Ilham Yazid
xxi
115. APLIKASI KONDISI FLUIDA SUPERKRITIS PADA HTGR-10 MWth.
Denissa Beauty Syahna, Dedy P, Erlan D., Ign Djoko Irianto
913
116. DFT STUDY OF CESIUM DEFECT IN SILICON CARBIDE LAYER TRISO PARTICLE
D. Andiwijayakusuma, S. Ahmad, T. Setiadipura
921
117. STUDY ON FUEL MULTIPASS EFFECT ON CORE PERFORMANCE OF SMALL PEBBLE BED REACTOR
TopanSetiadipura, Dwi Irwanto, Zuhair
929
118. NEUTRON FLUX DISTRIBUTION AND POWER GENERATEDIN UO2 IRRADIATION TARGET IN THE PRTF OF RSG GAS CORE
J. Susilo and I. Kuntoro
937
119. COMPACT CORE DESIGN OPTIMIZATION BASED ON HIGH DENSITY SILICIDE FUEL PLATE TYPE
Lily Suparlina
945
120. ANALYSIS OF THORIUM OXIDE UTILIZATION ON INITIAL CRITICAL CORE OF HIGH TEMPERATURE REACTOR
Rokhmadi, Zuhair, Topan Setiadipura
953
121. THE CURRENT STATUS OF INDONESIA EXPERIMENTAL POWER REACTOR 10 MW (RDE)
Taswanda Taryo
961
122. ANALYSIS ON FUEL INVENTORY OF HTGR 10 MWt PEBBLE BED BASE ON BURNUP LEVELS VARIATION USING MCNPX.
Hery Adrial, Suwoto, Zuhair
969
123. EFFECTS OF HIGH DENSITY FUEL LOADING ON GAMMA HEATING GENERATION OF RRI-50
Setiyanto dan Jupiter S. Pane
977
124. THE COMPARISON OF FUEL MODEL ARRANGEMENT ON COOLANT THERMAL ANALYSIS FOR INDONESIA EXPERIMENTAL POWER REACTOR DESIGN
M. Subekti, Dibyo S., and M.A. Gofar
985
125. METODE PENGENDAPAN DAN PENUKAR KATION PADA PROSES PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al.
Aslina B. Ginting, Yanlinastuti, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini
xxii
126. OPTIMASI PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI UNTUK PENENTUAN ISOTOP235U DAN 239Pu DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI
Yanlinastuti, Boybul
1001
127. HUBUNGAN POLIMORFISME GEN PSA 252 DENGAN NILAI PSA PADA PASIEN DENGAN KELAINAN PROSTAT
Wiwin Mailana
Indeks Pemakalah
OPTIMASI DESAIN TERAS HTGR 150 MWT DENGAN VARIASI
GEOMETRI TERAS DAN PENGAYAAN URANIUM
Ganjar Putro Indratoro
1, Topan Setiadipura
2, Alexander Agung
11
Departemen Teknik Nuklir dan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada,
Jalan Grafika No.2, Yogyakarta, 55281
2
Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir Batan, Kawasan
Puspitptek Serpong, Tangerang Selatan, 15310
Email: [email protected]
ABSTRAK
OPTIMASI DESAIN TERAS HTGR 150 MWT DENGAN VARIASI GEOMETRI TERAS DAN PENGAYAAN URANIUM. Masyarakat Ekonomi ASEAN memberikan peluang pasar bebas
di ranah ASEAN. Biaya produksi listrik yang rendah akan meningkatkan daya saing produk. Salah satu solusinya ialah membangun Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Faktor keselamatan, keamanan, dan efisiensi menjadi pertimbangan untuk menentukan jenis reaktor nuklir yang akan dibangun. Salah satu jenis reaktor yang menarik untuk dikembangkan adalah High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) pebble bed. Bahan
bakar HTGR yang digunakan pada penelitian ini adalah uranium oksida (UO2). Penelitian ini
bertujuan untuk mendapatkan desain teras reaktor yang optimal pada daya 150 MWt. Untuk mencapai tujuan tersebut, dilakukan analisis neutronik pada kondisi teras ekulibrium sehingga didapatkan parameter-parameter teras optimal, yaitu nilai burn up, distirbusi daya, dan fuel residence time. Penelitian ini memvariasikan geometri teras dan pengayaan bahan bakar. Radius teras berkisar dari 1 hingga 1,5 meter dengan kenaikan 0,1 meter, sedangkan pengayaan bahan bakar berkisar dari 7% hingga 10% dengan kenaikan 0,5%. Setiap variasi radius, dilakukan penyesuaian ketinggian teras agar volume teras dapat terjaga tetap. Sebagai penunjang keakuratan data, dilakukan pula variasi pass untuk melihat distribusi daya di dalam teras reaktor. Dalam pelaksanaan penelitian ini, digunakan simulasi pemrograman komputer Pebbed6 Code. Dengan radius dan ketinggian teras reaktor sebesar 1,5 meter dan 6,63 meter serta pengayaan bahan bakar sebesar 10% didapatkan kondisi teras reaktor optimal pada power density sebesar 3,2 Watt/cc. Terlihat dari hasil olahan data pada geometri dan pengayaan bahan bakar ini, fuel residence time sebesar 2096 hari dan daya maksimal terletak pada titik 301,4 secara aksial.
Kata kunci: analisis neutronik, ekuilibrium, HTGR, optimasi, uranium.
ABSTRACT
CORE DESIGN OPTIMIZATION OF 150 MWTH HTGR BY CORE GEOMETRY AND URANIUM ENRICHMENT VARIATION. ASEAN Economic Community provides free market
opportunities in ASEAN. Lower electricity production costs will improve the competitiveness of products. One of solutions is to build a nuclear power plant (NPP). Safety, security, and efficiency factor to be considered to determine the type of nuclear reactor to be built. One type of reactor that is interesting to develop is High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) pebble bed. The fuel in this study is uranium oxide (UO2). This study aims to obtain the optimum design of the reactor core at the power of 150 MW (th). To achieve these objectives, neutronic analysis at equilibrium conditions is done to obtain optimum parameters core: burn up, power distribution, and fuel residence time. This study varying the geometry of the core and fuel enrichment. Radius core ranging from 1 to 1.5 m with an increase of 0.1 m, while the fuel enrichment ranged from 7% to 10% with an increase of 0.5%. Each variation of the radius, core height adjustment is done so that the core volume can be maintained fixed. As supporting the accuracy of the data, pass variations is taken to see the power distribution. In undertaking this study, simulations computer programming Pebbed6 Code is used. With a core radius and height of 1.5 m and 6.63 m, and enrichment of fuel by 10%, obtained optimum core reactor at power density 3,2 Watt/cc. On this geometry and fuel enrichment, fuel residence time is 2096 days and a maximum power lies in axially 301.4 points.
Keyword: equilibrium, HTGR, neutronic analysis, optimization, uranium. 889
890
PENDAHULUAN
Indonesia memiliki populasi penduduk terbanyak ke-4 di dunia setelah Amerika Serikat dengan luas wilayah sebesar 1.904.569 km2 dan jumlah penduduk sebanyak lebih dari 250 juta jiwa. Letak geografis Indonesia yang strategis juga menunjang pertumbuhan perindustrian di regional Asia Tenggara. Ditambah lagi, dengan adanya peraturan internasional terbaru, yaitu Masyarakat Ekonomi ASEAN (MEA), Indonesia harus mampu meningkatkan daya saing produknya agar tidak kalah dengan produk-produk asing. Perindustrian erat kaitannya dengan pasokan listrik. Semakin rendah biaya produksi listrik, daya saing produk Indonesia akan semakin meningkat. Namun, biaya produksi listrik di Indonesia masih dikatakan belum rendah. Bahkan, pada tahun 2015 pemerintah mensubsidi sebesar 66,15 triliun rupiah untuk konsumsi listrik di Indonesia [1]. Selain itu, meskipun pada setiap tahunnya kebutuhan listrik di Indonesia terus meningkat, pendistribusian listrik di Indonesia masih belum merata di setiap wilayahnya.
Salah satu upaya dalam peningkatan kemajuan industri di Indonesia adalah membangun Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Di samping itu, kebijakan energi pemerintah pun sudah mulai mengarah dalam pemanfaatan teknologi nuklir. Biaya produksi listrik yang dihasilkan PLTN lebih rendah dibandingkan biaya produksi listrik pembangkit listrik lainnya. Tentu hal ini akan menunjang kemajuan industri di Indonesia.
Anggapan negatif masyarakat Indonesia terhadap teknologi nuklir menjadi tantangan untuk membangun PLTN yang benar-benar dapat meyakinkan masyarakat bahwa teknologi nuklir ini aman. Terlebih lagi, Indonesia merupakan wilayah yang rentan oleh bencana alam, khususnya tsunami dan gempa. Dengan begitu, faktor keselamatan, keamanan, dan efisiensi menjadi pertimbangan untuk menentukan jenis reaktor nuklir yang akan dibangun. Tidak hanya itu, faktor politik, strategi, dan ekonomi juga menjadi sebuah alasan jenis reaktor yang akan dibangun [2]. Salah satu jenis reaktor yang memenuhi faktor-faktor tersebut dan menarik untuk dikembangkan adalah High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) pebble bed. Jenis reaktor ini tahan terhadap goncangan gempa bumi karena sistem keselamatannya yang baik [3]. HTGR pebble bed merupakan reaktor nuklir Generasi-IV yang saat ini juga sedang dikembangkan oleh negara-negara asing, seperti Cina, Jepang, Amerika Serikat, dan Rusia. HTGR dengan bahan bakar jenis tristruktural-isotropik (triso)
pebble bed memiliki bahan bakar bergerak. Bahan bakar dimasukkan dari atas teras reaktor
dan secara acak akan turun ke bawah hingga bahan bakar mencapai masa burn up akhir. Setelah itu, bahan bakar dikeluarkan dari bawah teras reaktor. Jika bahan bakar belum mencapai masa burn up akhirnya, bahan bakar tersebut dapat disirkulasikan kembali dari atas reaktor [4].
Reaktor serupa telah dioperasikan di Cina sejak tahun 2003 dengan nama HTR-10. HTR-10 adalah satu-satunya HTR pebble bed yang beroperasi di dunia saat ini [5]. HTR-10 memiliki desain teras yang kecil, yaitu tinggi teras sebesar 1,97 meter dan diameter teras
sebesar 1,8 meter. Reaktor berbahan bakar UO2 ini dapat menghasilkan daya termal
sebesar 10 MW dengan berat per bahan bakar sebesar 5 gram-HM. Kemudian, pada tahun 2017, Cina berencana mengoperasikan HTGR komersial pertama di dunia, yaitu HTR-PM. HTR-PM memiliki daya sebesar 250 MWt, namun dengan geometri teras reaktor yang cukup besar. Ketinggian teras HTR-PM mencapai 11 meter dan diameter teras sebesar 3 meter.
Penelitian-penelitian terkait HTGR juga telah dilakukan. Pada tahun 2012, Zuhair meninjau kekritisan dengan variasi radius dan pengayaan bahan bakar. Reaktor ini dapat
menghasilkan daya sebesar 600 MWt dengan densitas daya sebesar 5,25 W/cm3. Dari
penelitian ini didapatkan bahwa jika radius bahan bakar diperbesar, nilai dari kekritisan akan menurun. Sebaliknya, jika pengayaan bahan bakar ditingkatkan, nilai dari kekritisan akan meningkat. Selain itu, penelitian mengenai HTGR juga dilakukan oleh Topan Setiadipura, D. Irwanto, dan Zuhair pada tahun 2015. Penelitian ini bertujuan untuk mendesain teras HTGR
pebble bed yang memiliki burnup tinggi pada siklus OTTO. Daya reaktor pada penelitian ini
sebesar 200 MWt. Pada siklus OTTO, bahan bakar hanya melalui proses sirkulasi satu kali. Bahan bakar pada penelitian ini dapat mencapai burnup sebesar 131,1 MWd/kg-HM dengan daya maksimum pada pebble tidak mencapai 4,5 kW. Angka 4,5kW/pebble merupakan batas selamat dari sebuah bahan bakar pada HTGR pebble bed [6].
Pada penelitian ini sendiri, analisis neutronik dilakukan dengan menjaga kondisi reaktor ekuilibrium, variasi geometri teras dan pengayaan bahan bakar dilakukan dari modifikasi desain teras HTR-PM untuk mendapatkan desain teras reaktor yang optimal pada
891
daya 150 MW (th). Dari hasil analisis neutronik, dipilih parameter paling optimal dengan melihat nilai dari burnup, densitas daya, distribusi daya, dan fuel residence time. Dengan demikian, reaktor yang akan dibangun memiliki efisiensi yang baik.
TEORI DAN PEMODELAN
Pada dasarnya, bahan bakar HTGR adalah tristruktural-isotropik (triso) yang memuat kernel di dalamnya. Bahan bakar triso adalah jenis partikel bahan bakar mikro dengan empat lapisan[7]. Lapisan yang pertama adalah UO2 yang berada di tengah-tengah dan dilanjutkan oleh lapisan berpori penyangga karbon. Lapisan berikutnya adalah lapisan dalam padat karbon pirolitik yang diikuti oleh keramik silika karbida (SiC) dan lapisan terluar adalah lapisan luar padat, yaitu pirolitik karbida (PyC) [8]. Terdapat 2 tipe triso, yaitu tipe
block/prismatic dan tipe pebble bed. Pada tipe block/prismatic, partikel triso dijadikan dalam
bentuk compact dan diletakkan di dalam block grafit berbentuk heksagonal. Di sisi lain, pada tipe pebble bed, partikel triso dijadikan bentuk bola-bola kecil dan diletakkan di dalam teras. Pada penelitian ini, digunakan bahan bakar pebble bed. Bentuk dan lapisan dari bahan bakar pebble bed dapat dilihat pada Gambar 1.
Gambar 1. Bahan Bakar Jenis Pebble Bed [6]
Bahan bakar pebble bed merupakan bahan bakar bergerak dari atas ke bawah secara acak. Satu pebble bed terdiri dari ribuan partikel triso. Bahan bakar ini akan turun ke bawah menuju target burnup. Ketika bahan bakar telah mencapai nilai burnupnya, bahan bakar tersebut akan dikeluarkan dari bawah teras reaktor dan disimpan sebagai limbah reaktor. Sebaliknya, jika bahan bakar sudah berada di bawah teras, tetapi belum mencapai nilai
burnup, bahan bakar disirkulasikan kembali dari atas teras reaktor dan terus diulang hingga
bahan bakar mencapai masa burnup. Hal ini dapat diperhitungkan sebagai bagian dari manajemen bahan bakar.
Pada penelitian ini, pemodelan keseluruhan bagian reaktor berdasarkan spesifikasi HTR-PM. HTR-PM merupakan projek negara Cina yang memiliki ukuran reaktor relatif besar pada kelompok Small Modular Reactor (SMR). HTR-PM merupakan Very High Temperature
Reactor (VHTR) yang beroperasi pada temperatur terendah. HTR-PM memiliki dua modular
inti yang menghasilkan daya termal yang sama, yaitu sebesar 250 MW dan menggunakan satu turbin uap. Siklus yang digunakan pada HTR-PM adalah siklus rankine [2]. Menurut Carelli et al (2010), biaya SMR dapat diperbandingkan dengan pembangkit listrik lainnya [9], sedangkan menurut GIF (2012) VHTR merupakan satu konsep dari keenam reaktor generasi-IV yang memiliki efisiensi tinggi dalam produksi hidrogen [10]. Layout dari HTR-PM dapat dilihat pada Gambar 2.
892 Gambar 2. Layout HTR-PM [11]
Bahan bakar yang digunakan adalah UO2 dengan diameter pebble bed sebesar 3 cm
dengan packing fraction sebesar 0,60. Reaktor ini dialiri gas helium sebagai pendingin reaktor dengan suhu inlet 250oC dan suhu outlet 750oC. Spesifikasi HTR-PM selanjutnya dapat dilihat pada Tabel 1.
Tabel 1. Spesifikasi HTR-PM [11]
No Parameter Nilai
1 Daya termal 250 MW
2 Lifetime 40 a
3 Radius / tinggi teras 3 / 11 meter
4 Sistem tekanan primer 7 Mpa
5 Suhu helium inlet/outlet 250/750oC
6 Laju masa aliran helium 96 kg/s
7 Radius pebble bed 3 cm
8 Packing fraction 0,60
9 Heavy metal loading per fuel element 7 gram
10 Bahan bakar UO2
11 Jumlah partikel triso dalam satu pebble bed 11600
METODOLOGI
Alat yang digunakan pada penelitian ini adalah seperangkat komputer personal laptop berbasis prosesor Core i3- 2328M 2,20 GHz, RAM 4 Gbyte dan 500 GB Hard Drive. Sistem operasi menggunakan Windows 8 64-bit. Penelitian dilakukan dengan menggunakan simulasi dari program Pebbed6 Code yang merupakan program binari. Pebbed6 Code merupakan program khusus yang memperhitungkan kondisi-kondisi neutronik dan termohidraulik pada HTGR pebble bed untuk mencapai kondisi ekuilibrium.
Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan desain teras yang optimal dari HTGR pada daya 150 MWt dengan desain dasar HTR-PM. Kunci dari desain teras optimal adalah memiliki geometri yang minimalis, mean discharge burnup setinggi-tingginya paling tidak 90 MWd/kg HM, tetapi tidak lebih 150 MWd/kg HM, dan maksimum daya pada pebble yang renda,h, yaitu tidak melewati 4,5 kW/pebble. Bagian HTGR yang divariasikan adalah radius teras dan tinggi teras. Langkah pertama yang dilakukan adalah variasi radius dengan volume tetap yang berarti besaran tinggi teras harus menyesuaikan. Variasi geometri ini
dilakukan menggunakan bahan bakar UO2 dengan tingkat pengayaan 8,5% wt dan
multipass sebanyak 15 kali. Pemilihan besaran pada variasi tinggi disesuaikan dengan banyaknya mesh pada arah aksial, yaitu 22 mesh. Setiap mesh pada tinggi teras memiliki panjang yang sama. Radius teras yang digunakan mulai dari 1 meter hingga 1,5 meter dengan kenaikan sebesar 0,1 meter. Radius 1 meter sudah cukup kecil bagi sebuah HTGR, sedangkan radius 1,5 meter merupakan batas selamat dari HTGR. Ketika radius HTGR diperbesar melebihi 1,5 meter, panas di dalam teras akan sulit untuk mengalir keluar teras dan mengakibatkan menurunnya faktor keselamatan. Variasi tinggi teras dan radius teras ini dilakukan pada volume teras yang tetap. Variasi volume teras dicari yang paling minimalis
893
agar memiliki tingkat ekonomis yang tinggi dari sebuah pembangunan reaktor. Dengan pengubahan volume teras, tentu power density juga akan ikut berubah. Pada radius teras 1,5 meter dan tinggi teras 11 meter, power density reaktor sebesar 1,9 Watt/cc. Variasi
power density dilakukan pada 2,7 Watt/cc, 3 Watt/cc, dan 3,2 Watt/cc. Pemilihan angka
pada power density ini didasarkan pada power density yang dimiliki oleh HTR-PM 250 MWt, yakni 3,2 Watt/cc [9]. Sebagai penunjang keakuratan data dilakukan dengan memvariasikan banyaknya pass. Variasi pass dilakukan pada pass sebanyak 1, 2, 3, 4, 5, 10, dan 15 kali.
Selain faktor geometri, satu kunci untuk pengoptimalan desain teras reaktor adalah
tingkat pengayaan pada bahan bakar. Bahan bakar yang digunakan adalah UO2 dengan
komposisi uranium, yaitu 234U, 235U, dan 238U. Variasi pengayaan dilakukan dengan selisih
0,5% dari 7% hingga 10 % wt. Densitas nuklida 234U di dalam bahan bakar dijaga tetap, yaitu
sebesar 5,7 x 10-8 atom/b-cm atau setara dengan 0,0597% wt, sedangkan kandungan 238U
menyesuaikan. Diagram alir dari metodologi penelitian dapat dilihat pada Gambar [3].
Gambar 3. Diagram Alir Metodologi Penelitian
HASIL DAN PEMBAHASAN
Dengan pengubahan volume teras, tentu power density juga akan ikut berubah. Pada radius teras 1,5 meter dan tinggi teras 11 meter, power density reaktor sebesar 1,9 Watt/cc. Variasi power density dilakukan pada 2,7 Watt/cc, 3 Watt/cc, dan 3,2 Watt/cc. Gambar 4 menunjukkan variasi radius pada beberapa power density.
894 Terlihat dari Gambar 4, semakin besar radius teras, burnup semakin tinggi dan maksimum daya pada bahan bakar semakin merendah. Batas selamat dari sebuah bahan bakar HTGR adalah memiliki daya pada bahan bakarnya kurang dari 4,5 kw/pebble. Dari sini, dapat diketahui bahwa semua variasi di atas berada dalam batas selamat. Dari sisi
burnup, semua variasi juga menunjukkan hasil yang baik, yaitu sekitar 90 MWd/kg-HM
dengan perbedaan yang tidak terlalu signifikan. Kita tahu bahwa ketika kita mengubah radius teras reaktor, tinggi teras akan menyesuaikan untuk menjaga volume tetap. Dalam mempertimbangkan keekonomisan dari sebuah bangunan, bangunan yang lebih minimalis akan menjadi sebuah pilihan. Dapat kita lihat pada Tabel 2, meskipun pada power density 1,9 watt/cc menunjukkan hasil terbaik, tetapi pada radius teras 1,5 meter, ketinggian teras reaktor mencapai 11 meter, sedangkan pada power density 3,2 Watt/cc, pada radius yang sama, ketinggian teras sebesar 6,63 meter atau lebih dari satu setengah kali lebih rendah.
Tabel 2. Hubungan Radius Teras dengan Tinggi Teras Radius Teras (m)
Tinggi Teras (m)
Power Density
1,9 Watt/cc Power Density 2,7 Watt/cc Power Density 3 Watt/cc Power Density 3,2 Watt/cc
1 24,75 17,68 15,91 14,92 1,1 20,45 14,61 13,15 12,33 1,2 17,19 12,28 11,05 10,36 1,3 14,64 10,46 9,42 8,83 1,4 12,63 9,02 8,12 7,61 1,5 11,00 7,86 7,07 6,63
Sebagai penunjang keakuratan data pada bagian distribusi daya, dilakukan dengan memvariasikan banyaknya pass. Variasi pass dilakukan pada pass sebanyak 1, 2, 3, 4, 5, 10, dan 15 kali pada power density 3,2 Watt/cc. Hasil variasi pass dapat kita lihat pada Gambar 5.
895
Dilihat dari Gambar 5, semakin sedikit pass, puncak power density semakin ke kiri, yang artinya berada pada titik tertinggi secara aksial. Selain itu, rentang antara minimum
power density dengan maksimal power density semakin lebar ketika semakin sedikit pass.
Dengan demikian, distribusi daya di dalam teras reaktor semakin tidak merata. Maksimum daya semakin rendah pada pass yang lebih banyak sehingga menyebabkan faktor keselamatan yang lebih tinggi. Pada multipass 15, perbedaan antara minimum dan maksimum power density tidak terlalu lebar dan daya yang terdistribusikan secara aksial hampir merata. Dari sini, dipilihlah multipass sebanyak 15 kali.
Setelah dari faktor geometri kita dapatkan yang terbaik, faktor lainnya untuk membuat teras reaktor yang optimal adalah dengan pemilihan tingkat pengayaan bahan bakar. Pada penelitian ini, variasi pengayaan bahan bakar dilakukan dari 7% hingga 10% wt dengan kenaikan sebesar 0,5% wt. Hasil dari variasi pengayaan dapat dilihat pada Gambar 6. Semakin tinggi pengayaan, semakin banyak pula bahan bakar fisil. Semakin banyak bahan bakar fisil, akan menyebabkan semakin tinggi nilai burnup. Hal ini selaras dengan Gambar 6. Semakin tinggi pengayaan, burnup semakin tinggi dan max power fuel yang meningkat pula. Detail hasil data dari variasi pengayaan dapat dilihat pada Tabel 3.
Gambar 6. Variasi Pengayaan
Tabel 3. Variasi Pengayaan Pengayaan (%) Burnup Total Fuel Flow (peb/day)
Max Power Per Fuel (kW) Mean Discharge Burnup (MWd/kg HM) Average Burnup (MWd/kg HM) 7 67,97 38,66 4646,16 1,29 7,5 74,74 43 4222,56 1,339 8 81,39 47,32 3878,88 1,389 8,5 87,92 51,54 3550,32 1,426 9 94,33 55,9 3347,28 1,484 9,5 100,55 60,1 3139,92 1,528 10 106,61 64,24 2966,16 1,575
Bahan bakar fisil yang semakin banyak juga memberikan dampak pada laju aliran bahan bakar yang semakin melambat. Melambatnya laju aliran bahan bakar menyebabkan
fuel residence time yang semakin lama. Hal ini juga menujukkan semakin optimalnya
sebuah desain teras reaktor. Fuel residence time pada pengayaan 10% wt adalah selama 2096 hari atau 5,74 tahun. Perbandingan fuel residence time antarpengayaan dapat dilihat pada Tabel 4.
896 Tabel 4. Fuel Residence Time
Pengayaan (%) Fuel Residence (day) Fuel Residence (year) 7 1338 3,67 7,5 1472 4,03 8 1603 4,39 8,5 1751 4,80 9 1857 5,09 9,5 1990 5,42 10 2096 5,74 KESIMPULAN
Dari data-data yang kita miliki di atas, dapat kita simpulkan bahwa HTGR yang memiliki power density sebesar 3,2 watt/cc dengan radius teras 1,5 meter dan pengayaan 10% wt memiliki desain teras HTGR berdaya 150 MWt yang optimal. Dengan desain teras seperti ini, reaktor memiliki tinggi teras sebesar 6,63 meter, burnup sebesar 106,61 MWd/kg,
max power fuel berada pada titik 301,4 arah aksial, dan fuel residence selama 2096 hari.
UCAPAN TERIMA KASIH
Pertama-tama, penulis mengucapkan terima kasih sebesar-besarnya kepada Tuhan Yang Maha Esa yang telah memberikan kesehatan kepada penulis dalam pelaksanaan penelitian ini. Penulis juga mengucapkan terima kasih kepada rekan-rekan di PTKRN Batan dan Departemen Teknik Nuklir dan Teknik Fisika UGM atas saran, bantuan, dan
semangatnya.
DAFTAR PUSTAKA
1. Kementerian Keuangan Repubik Indonesia, “Anggaran Pendapatan dan Belanja Negara Tahun 2015” (2015).
2. GIORGIO LACOTELLI, MAURO MANCINI, dan NICOLA TODESCHINI, “Generation IV
nuclear reactors: Current status and future prospects”, Energy Policy 61, Hal. 1503 –
1520, ScienceDirect (2013).
3. I. KEPPLER, “Failure Analysis of Pebble Bed Reactors During Earthquake by Discrete
Element Method”, Nuclear Engineering Des. 258 (2013) 102.
4. ZUHAIR, “Investigasi Kritikalitas HTR (High Temperature Reactor) Pebble Bed sebagai Fungsi Radius dan Pengkayaan Bahan Bakar Kernel”, Indonesian Journal of Applied Physics, Vol. 2 No. 2, Halaman 146 – 156 (2012).
5. G.H. LOHNERT, “Topical Issue on China’s HTR-10”, Nuclear Engineering and Design,
218, pp 1-3 (2002).
6. T. SETIADIPURA, D. IRWANTO, dan ZUHAIR, “Preliminary Neutronic Design of High
Burnup OTTO Cycle Pebble Bed Reactor”, Atom Indonesia, Vol. 41 No. 1, Hal. 7 – 15
(2015).
7. RATNA D. S, INDAH R. M., dan ZAKI SU’UD, “Perhitungan neutronik Teras Homogen dari High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) dengan Bahan Bakar Uranium Nitrida”, Prosiding Simposium Nasional Inovasi dan Pembelajaran Sains (2015).
8. H. D. GOUGAR, A. M. OUGOUAG, dan W. K. TERRY, “Automated Design and
Optimization of Pebble-Bed Reactor Cores”, Nuclear Science and Engineering: 165, Hal.
245 – 269 (2010)
9. CARELLI M.D, et al., “Economic features of integral, modular, small-to-medium size
reactors”, Progress in Nuclear Energy 52 (4), Halaman 403 – 414 (2010).
10. GIF, In: GIF Symposium Proceedings/Annual Report, San Diego, CA, 14 and 15 november. NEA No. 7141 (2012).
11. FU LI, “HTR Progress in China”, Technical Meeting on teh Safety of High Temperature Gas Cooled Reactors in the Light of Fukushima Daiichi Accident, Austria (2014).
![Gambar 1. Bahan Bakar Jenis Pebble Bed [6]](https://thumb-ap.123doks.com/thumbv2/123dok/4092550.3048240/26.918.305.632.394.578/gambar-bahan-bakar-jenis-pebble-bed.webp)
![Tabel 1. Spesifikasi HTR-PM [11]](https://thumb-ap.123doks.com/thumbv2/123dok/4092550.3048240/27.918.428.550.116.349/tabel-spesifikasi-htr-pm.webp)
