Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008( )

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(351-363)

METODE PERHITUNGAN HAZARD INDEKS POTENSIAL PADA SISTEM DAUR ULANG BAHAN BAKAR REAKTOR CEPAT

Marsodi*

ABSTRAK

METODE PERHITUNGAN HAZARD INDEKS POTENSIAL PADA SISTEM DAUR ULANG BAHAN BAKAR REAKTOR CEPAT. Hazard Index Potential (HIP) pada sistem daur ulang bahan bakar reactor cepat telah dilakukan berdasarkan pada HI Uranium alam (Uranium ore). Metode perhitungan ini dilakukan menggunakan persamaan

[ ]

HIP

_out

=

[ ]

HIP

_in

exp(

−

λτ

)

dengan faktor pengurangan yang berbeda untuk setiap langkah daur ulang dengan perioda yang berbeda. Pada metode perhitungan ini ditunjukkan hubungan antara besarnya faktor pengurangan tingkat bahaya dengan perioda daur ulang yaitu 1, 2, 3, dan 5 tahun, penggunaan bahan bakar diambil dari sisa bahan bakar jenis LWR dengan burn-up 33, 45 dan 60 GWd/t. Perioda daur ulang ( cycle) merupakan parameter utama yang digunakan dalam perhitungan ini. Komponen MA merupakan komponen yang penting dalam komposisi bahan bakar pada pengurangan tingkat bahaya ∆HIALI yang cukup signifikan. Perhitungan ini didasarkan

pada ∆HIALI pada 103 tahun dengan perioda daur ulang selama satu tahun.

Kata-kata kunci: Hazard Index Potential, Reaktor cepat, Daur ulang, Aktinida Minor

ABSTRACT

Hazard Index Potential (HIP) in the recycle system of fuel reactor have been performed base on hazard index of Uranium Ore. This calculation methode performed using

[ ]

HIP

out

=

[ ]

HIP

in

exp(

−

λτ

)

equation with the reducing factor in each different recycle step. In

this calculation methode shown the relation between value of reducing factor of hazard index with the cycle period of 1, 2, 3, and 5 year, the using of fuel reactor came from LWR spent fuel with burn-up days of 33, 45 dan 60 GWd/t. Period of cycle ( cycle) was the main parameter which is used in the calculation method. MA component was the important component in the fuel composition for reducing of hazard index ∆HIALI. This calculation based on ∆HIALI of 103 year with the recycle period of one year.

Keywords: Hazard Index Potential, Fast reactor, Recycle, Minor Actinide

PENDAHULUAN

Di antara limbah radioaktif yang dihasilkan dari tempat pengolahan ulang ada yang mengandung inti radioaktif dengan waktu paro yang sangat panjang dan sulit untuk ditangani, khususnya bahan radioaktif dari golongan aktinida minor dan produk

fisi berwaktu paro panjang. Sampai saat ini, hanya sekitar 20% sisa bahan bakar yang dapat ditangani, yaitu dengan cara melakukan daur ulang [IAEA, 2000; Kessler G., 2000 ]. Hal ini berarti bahwa HLW yang dihasilkan dari sisa bahan bakar nuklir membutuhkan perhatian yang serius khususnya pada radionuklida yang mempunyai waktu paro sangat panjang. Pada umumnya, penanganan sisa bahan bakar nuklir dilakukan dengan dua cara yaitu dengan sistem daur terbuka (open cycle system) yaitu langsung mendisposalkannya pada kedalaman geologi tertentu tanpa dilakukan daur ulang dimana kemungkinan bahaya yang ditimbulkan masih cukup besar (hingga mencapai jutaan tahun), karena cara ini hanya aman untuk sekitar < 1000 tahun, dan dengan system daur tertutup (closed cycle system) didaur-ulang sebelum dilakukan disposal.

Metode perhitungan hazard index potensial ini diambil sebagai parameter studi untuk sistem daur ulang dalam rangka mengurangi potensial resiko isotop-isotop sisa bahan bakar yang digunakan dalam sistem daur ulang teras reactor cepat. Sistem daur ulang ini dievaluasi dengan perbedaan ALI ingestion hazard index potential (∆HIP), yang diturunkan dari HIALI dalam rangka untuk mengestimasi kemampuan sistem daur ulang. ∆HIP didefinisikan sebagai perbedaan antara HIP pada kondisi awal dan akhir daur. Evaluasi metode perhitungan ini dilakukan dalam perioda waktu daur 1, 2, 3, dan 5 tahun.

METODE PERHITUNGAN Perhitungan Proses Daur Ulang

Metode perhitungan hazard index potensial ini dilakukan untuk mengevaluasi hasil pada sisa bahan bakar MA dan Pu dalam sistem daur ulang ini yang diperkirakan dapat mencapai waktu hingga sekitar 40 tahun dengan reaktor cepat. Isotop-isotop MA/Pu dan Pu yang terdapat dalam HLW dari sisa bahan bakar LWRs diolah ulang untuk mengambil kembali (recovery) uranium dan plutonium sebagai bahan bakar dalam reaktor B/T. Selanjutnya MA/Pu dan Pu harus diambil kembali (recovered) dari isotop-isotop lain dalam HLW (seperti LLFPs dan SLFPs) dalam proses pemisahan (partitioning). LLFPs diusulkan untuk ditransmutasi menggunakan reaktor termal, dan SLFPs dapat digunakan untuk aplikasi radiasi atau dibuang (disposed) ke dalam tempat penyimpanan geologi (geological repository). MA/Pu yang diambil kembali (recovered) dicampur dengan bahan bakar U dan Pu dalam proses fabrikasi bahan bakar. Sisa bahan bakar setelah satu daur diproses ulang, dan dengan cara yang sama seperti pada daur pertama, MA/Pu hasil yang diambil kembali dari daur pertama dimasukkan dalam bahan bakar untuk daur berikutnya dengan jumlah dan komposisi yang sama dan seterusnya hingga daur ulangnya mencapai 40 tahun.

Skema sistem daur ulang bahan bakar secara sederhana diperlihatkan pada Gambar 1, disini A = _∑i Ai adalah masa pemuatan MA/Pu setiap tahun dari bahan bakar yang tersisa, P = _∑i Pi adalah masa MA/Pu yang dihasilkan per tahun dalam reaktor, dan Rn = _∑i Rin adalah masa dari MA/Pu yang tidak terbelah setelah n-daur selama perioda τ. Disini τ merupakan residential time dari MA/Pu dalam reaktor cepat. Masa pemuatan MA/Pu dalam sistem B/T dengan perioda τ menjadi τ Ai dan τ Pi. Rn dan P didaur ulang dengan perioda τ terhadap Reprocessing and Partitioning (R&P) processes.

Gambar 1. Skema sistem daur ulang limbah radioaktif

Kapasitas pemuatan MA/Pu pada reaktor B/T ini diberikan dengan persamaan (1) berikut ini:

[ ]

( )

_















=

=

∑

A i i _i I O

N

M

t

N

h

R

Cap

π

2

(

0

)

(i = 1, 2, ……, N) (1)

di mana

N

i

(

t

=

0

)

adalah kerapatan atom isotop MA/Pu yang dimuat dalam reaktor, seperti halnya isotop-isotop 237_Np, 241_Am, 243_{Am, dan} 244_{Cm. Adapun hubungan}

FPs Discharged Fuel (N Unit 1GWe-LWRs) Reprocessing Partitioning U&Pu A =

∑

i Ai (HLW) Rin-1+ τ (Ai+Pi) (MA) Iin = Rin-1+ τ (Ai+Pi) Rn =

∑

i Rin P =

∑

i Pi Fuel Component FR / ADS

antara kerapatan atom dan fraksi pencampuran MA/Pu diberikan dengan persamaan (2) berikut ini:

















=

i i i A_i i

M

N

F

y

N

β

ρ

(2)

dimana yi adalah fraksi dari nuklida i, β adalah fraksi pencampuran MA/Pu dan Fi adalah fraksi volume bahan bakar. Total inventory adalah jumlah kuantitas radionuklida i dalam reaktor. Total inventory isotop MA/Pu dalam reaktor pada daur ke-i, [INV]n_{(t) didefinisikan dengan persamaan (3) berikut ini:}

[ ]

( )

_















=

∑

A i i n i I S n

N

M

t

N

h

R

t

INV

(

)

π

2

(

)

(i = 1, 2, ……, N) (3)

Karena itu, kapasitas pemuatan MA/Pu dalam reaktor adalah sbb:

[ ] [ ]

Cap

=

INV

(

t

=

0

)

(4)

sehingga total kerapatan atomnya setelah perioda t adalah seperti diperlihatkan pada persamaan (5) berikut ini:

[ ]

N

(

t

)

=

N

_Ii

(

t

)

+

N

_IFi

(

t

)

(5)

)

(t

N

_IFi adalah kerapatan atom MA/Pu yang dihasilkan oleh bahan bakar reaktor. Kondisi awal kerapatan atom diungkapkan dalam i

(

0

)

I

N

dan kondisi akhir daur

setelah perioda t diungkapkan dalam

N

_Ii

(t

)

. Sehingga masa radionuklida yang tesisa diungkapkan dalam i

n

R dan hubunganya dengan kerapatan atom yang tersisa setelah perioda t adalah sbb.:     = A i O i i I N M h R I N 2 ) 0 (

π

(6)

Masa atom nuklida ke-i yang tersisa setelah perioda daur ke-n, Rin _adalah:

( )

_







=

A i n i I O i n

N

M

t

N

h

R

R

π

2

(

)

(7)

i n

I adalah masukan masa awal nuklida ke-i pada perioda daur ke-n yang sama dengan

kapasitas pemuatan reaktor.

[ ]

i i n

Cap

I

=

(untuk n = 1) (8) dengan

(

i i

)

i n i n

R

A

P

I

=

₋₁

+

τ

+

(untuk n = 2, 3, ……nR) (9)

Total masukan untuk semua nuklida pada awal daur ke-n dapat diungkapkan dengan:

[ ]

INV t

[ ]

Cap I I n i _i n n =

∑

= ( =0) = (10)

sehingga total masa pada daur ke-n dapat ditentukan dari,

∑

=

i _i n n

R

R

menjadi:

( )

_







=

A i n i I O

N

M

t

N

h

R

R

π

2

(

)

(i = 1, 2, ………, N) (11)

Fraksi MA/Pu yang tersisa setelah satu tahun daur, [R] didefinisikan dengan masa MA/Pu yang tersisa pada akhir daur dibagi dengan masa MA/Pu awal pemuatan (kapasitas pemuatan awal). Di sisi lain, fraksi B/T [B/T fraction] = 1 – [R]. Adapun masa MA/Pu yang dihasilkan selama daur menurut persamaan (2-20), pada akhir daur menjadi:

[ ]

i n i

P

P

=

∑

[ ]

( )

2

(

)

t

N

N

M

h

R

P

i _IFi A i O

∑









=

π

(12)

Selanjutnya, laju B/T rata-rata setelah daur ke-n seperti yang dinyatakan pada persamaan (8) menjadi sbb.:

[

]

(

)









−









=

∑

τ

τ

π

)

(

0

)

(

)

(

/

2 i I n i I i A i s n av

N

N

N

M

h

R

Trate

B

(13)

(n = 2, 3, …, nR)

di mana nR adalah jumlah daur ulang pada saat reaktor beroperasi dan didefinisikan dengan:

τ

τ

life R

n

=

(14)

Besaran fraksi B/T selama daur ulang (yaitu 40 th), BFi, didefinisikan dengan:

(

)

( )

∑

∑

= = = − = R R n n i n i n n life i n i n i i A t R A BF 1 1 ) (

τ

τ

τ

(15)

di mana A dan R masing-masing adalah pemuatan MA/Pu input dan produksi seperti yang diperlihatkan pada Gambar 1.

Perhitungan ALI Ingestion Hazard Index

Dalam penelitian ini, all ingestion hazard index berdasarkan pada annually limit

intake dari ALI Ingestion Hazard Index (HIALI) diambil sebagai parameter studi untuk evaluasi kemampuan sistem daur ulang dalam rangka untuk mengurangi potensial resiko isotop-isotop MA/Pu. HIALI didefinisikan dengan persamaan-persamaan berikut ini:

∑

=

i i i i ALI

ALI

t

N

t

HI

)

(

)

(

)

(

λ

(16)

di mana t adalah waktu penyimpanan (storage time) setelah discharged MA/Pu dari sistem daur ulang. Waktu paro isotop-isotop MA/Pu dan ALI pada sisa bahan bakar 1 GWe-LWR dengan 33 GWd/t setelah 150 hari pendinginan.

Sistem daur ulang ini dievaluasi dengan perbedaan ALI ingestion hazard index

potential (∆HIP), yang diturunkan dari HIALI dalam rangka untuk mengestimasi kemampuan sistem daur ulang. ∆HIP didefinisikan sebagai perbedaan antara HIP pada kondisi awal dan akhir daur. Evaluasi dilakukan dalam perioda waktu daur 1, 2, 3, dan 5 tahun seperti diperlihatkan pada persamaan (17) di bawah ini:

[ ] [ ] [ ]

{

}

{

}

τ

τ

λ

τ

) exp( 1− − _max = − = ∆ out in HIP HIP HIP (17)

di mana λ dapat dicari dengan menggunakan persamaan berikut ini:

[ ]

_[HIP] dt HIP d

λ

= − (18) sehingga,

[ ]

HIP

out

=

[ ]

HIP

in

exp(

−

λτ

)

(19)

Nilai λ menunjukkan nilai tingkat kemampuan sistem daur ulang dalam mengurangi tingkat bahaya HIALI per kurun waktu τ tahun dan hal ini juga menunjukkan tingkat pengurangan masa MA/Pu. Kemudian MA/Pu yang masih tersisa dari sistem ini dimungkinkan untuk dilakukan B/T kembali atau dibuang (disposed) di kedalaman geologi tertentu.

Dalam studi ini, indeks bahaya (hazard index, HI) pada 103 _{tahun setelah daur} ulang selama 40 tahun dievaluasi sebagai salah satu parameter dalam menentukan kemampuan sistem B/T. Karena pada saat setelah waktu penyimpanan 103 _tahun, beberapa isotop masih tetap ada yang aktif, sehingga dianggap perlu untuk membangun sistem B/T yang terpadu dalam penggunaan sistem energi nuklir. Metoda evaluasi yang digunakan diperlihatkan pada diagram Gambar 2, yang digunakan sebagai metoda evaluasi sistem daur ulang B/T MA berdasarkan pada HIALI 103 tahun. Dalam metoda ini, semua komponen nuklida MA yang tersisa pada setiap daur ulang dimasukkan kembali ke dalam sistem B/T sebagai campuran pada bahan bakar daur berikutnya. Hal yang sama juga dilakukan untuk setiap akhir daur ulang (EOC) berikutnya.

Gambar 2. Skenario untuk evaluasi sistem daur ulang B/T MA berdasarkan pada HIALI 103 tahun

[HIP]_in [HIP]_out

Reaktor Transmutasi

τ ∆[HIP]/τ

[Hazard Index Potential]_{1000 y}

[HIP]_in [HIP]_out

Reaktor Transmutasi

τ ∆[HIP]/τ

HASIL DAN BAHASAN

Dalam evaluasi ini, salah satu parameter mendasar yang ingin diketahui mengenai kemampuan reaktor B/T adalah pengurangan tingkat bahaya atau HIALI. Tingkat bahaya HIALI dalam setiap daur ulang dievaluasi berdasarkan pada HI

Uranium alam (Uranium ore) yaitu pada saat 103 _{tahun. Pada Gambar 3,}

diperlihatkan hubungan antara jumlah MA yang terbakar/tertransmutasi per tahun dan

∆HIALI (dalam berbagai komposisi pemuatan MA) terhadap perioda daur ulang dalam 1, 2, 3, dan lima tahun per daur. Hasil perhitungan ini menunjukkan bahwa laju pembakaran/ transmutasi (B/T) isotp-isotop MA/Pu menurun terhadap perioda daur ulang, terjadi penurunan tingkat bahaya (∆HIALI) yang dapat dikurangi. Dari hasil evaluasi, dapat dilihat bahwa pada penggunaan sisa bahan bakar burn-up reaktor yang berbeda diperoleh perbedaan hasil laju B/T dan ∆HIALI yang cukup signifikan. Untuk penggunaan sisa bahan bakar dengan burn-up 33-GWd/t diperoleh hasil laju B/T yang lebih tinggi dibandingkan dengan pada penggunaan sisa bahan bakar dengan burn-up yang lebih tinggi yaitu 45 dan 60 GWd/t. Jadi dapat disimpulkan bahwa B/T MA dalam sistem daur ulang bahan bakar nuklir yang menggunakan neutron cepat dapat mengurangi tingkat bahaya ∆HIALI yang cukup signifikan.

Evaluasi laju produksi MA dan ∆HIALI yang tersisa dengan berbagai perioda daur ulang diperlihatkan pada Gambar 3, yang menunjukkan bahwa laju produksi juga menurun terhadap perioda daur ulang. Hasil perhitungan ini juga menunjukkan terjadinya penurunan pada tingkat bahaya (∆HIALI) yang dihasilkan selama proses daur ulang. Dari hasil analisis, dapat dilihat bahwa pada penggunaan sisa bahan bakar dari burn-up reaktor yang berbeda diperoleh perbedaan yang cukup signifikan pada hasil produksi MA dan ∆HIALI. Pada penggunaan sisa bahan bakar dari burn-up 33-GWd/t, diperoleh produksi MA yang lebih rendah dibandingkan dengan penggunaan sisa bahan bakar 45 dan 60 GWd/t. Dapat disimpulkan bahwa B/T MA dalam sistem daur ulang bahan bakar nuklir yang menggunakan neutron cepat disamping dapat mengurangi tingkat bahaya ∆HIALI juga dapat menimbulkan tingkat bahaya ∆HIALI dari komponen yang baru. Evaluasi ini juga didasarkan ∆HIALI pada 103 tahun dengan perioda daur ulang selama satu tahun per cycle.

33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t

Gambar 3. (a) Hubungan antara laju B/T MA dan ∆HIALI yang tereduksi dengan perioda daur ulang, (b) Hubungan antara laju produksi MA dan ∆HIALI yang tersisa dengan perioda daur ulang menggunakan sisa bahan bakar jenis MOX

Evaluasi Hazard Index Potential Sistem Daur Ulang MA

Seperti halnya pada evaluasi sub bab 6.2 sebelumnya, di sini juga ingin diketahui salah satu parameter mendasar kinerja reaktor B/T yaitu potensial tingkat bahaya (hazard index potential, HIP) dan telah dianalisis pada setiap daur ulang berdasarkan pada HI Uranium alam (Uranium ore) yaitu pada saat 103 _{tahun. Survai} evaluasi dalam perhitungan ini dilakukan dengan parameter rancangan yang sederhana seperti pada pembahasan sub-bab 6.1. Analisis ini telah dibandingkan dengan sisa bahan bakar lain yaitu UO2. HIP pada 103 _{tahun untuk setiap daur ini diberi notasi λ,} dan merupakan parameter utama dalam evaluasi HIALI system B/T ini.

33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t 33-GWd/t 45-GWd/t 60-GWd/t

Gambar 4. Hubungan antara faktor pengurangan tingkat bahaya terhadap perioda daur ulang menggunakan sisa bahan bakar dengan burn-up yang berbeda

HIP Sistem Daur Ulang MA Menggunakan Sisa Bahan Bakar dengan Burn-up yang Berbeda

Sistem daur ulang dalam mereduksi tingkat bahaya yang potensial dengan faktor pengurangan yang berbeda untuk setiap langkah (step) daur ulang dengan perioda yang berbeda diperlihatkan pada Gambar 5. Hubungan antara besarnya faktor pengurangan tingkat bahaya dengan perioda daur ulang yaitu 1, 2, 3, dan lima tahun, menunjukkan bahwa pada penggunaan sisa bahan bakar dari LWR dengan burn-up 33-GWd/t menimbulkan adanya faktor yang cukup besar dalam mereduksi tingkat bahaya limbah MA, dan hal ini terjadi pada penggunaan perioda daur ulang satu tahun. Sedangkan pada penggunaan perioda daur ulang 2, 3, dan lima tahun menunjukkan perbedaan faktor pengurangan tingkat bahaya yang lebih kecil. Hal ini juga terjadi pada penggunaan sisa bahan bakar dari LWRs dengan burn-up yang lebih tinggi yaitu 45 dan 60 GWd/t. esuai dengan hasil evaluasi, kemampuan sistem daur

ulang bahan bakar nuklir dengan menggunakan neutron cepat ternyata cukup efektif apabila pilihan penggunaan sistem bahan bakar adalah MOX dari LWRs dengan burn-up 33-GWd/t. Adapun besarnya pengurangan tingkat bahaya dengan evaluasi menggunakan HIP juga cukup signifikan.

Gambar 5. Hubungan antara faktor pengurangan tingkat bahaya terhadap perioda daur ulang menggunakan sisa bahan bakar MA-1 dan MA-2 dari LWR dengan burn-up 33-GWd/t

KESIMPULAN

Metode perhitungan hazard index potensial pada sistem ini dilakukan dengan beberapa parameter yang berbeda, secara ringkas diuraikan dalam bentuk diskusi dan kesimpulan sebagai berikut:

1. Metode ini dapat dipergunakan untuk menentukan Hazard Index Potential sistem daur ulang bahan bakar nuklir, dan pengurangan tingkat bahaya ∆HIALI sistem ini menunjukkan hasil yang cukup signifikan.

2. Evaluasi ini didasarkan pada ∆HIALI pada 103 tahun dengan perioda daur ulang selama satu tahun per daur, dan hasil evaluasi menunjukkan bahwa pada penggunaan sisa bahan bakar jenis MOX menimbulkan faktor pengurangan tingkat bahaya yang lebih besar dibandingkan dengan penggunaan sisa bahan bakar jenis UO2, dan hal ini terjadi pada perioda daur ulang satu tahun. Sedangkan pada penggunaan perioda daur ulang lima tahun faktor reduksinya hampir sama.

3. Pada penggunaan sisa bahan bakar jenis UO2, faktor reduksi sedikit lebih tinggi dari pada penggunaan perioda daur ulang tiga tahun dan perioda daur ulang dua tahun. Namun demikian, pada perioda daur ulang satu tahun tetap mempunyai faktor pengurangan tingkat bahaya yang lebih tinggi dibandingkan dengan yang lainnya.

DAFTAR PUSTAKA

1. WALTAR A.E., REYNOLDS A.B., Fast Breeder Reactors, Pergamon Press, (1981), 37-397

2. LAMARSH, J.R., Introduction to Nuclear Reactor Engineering, Addison-Wesley, (1997)319-566

3. BENEDICT, M., PIGFORD, T.H., LEVI, H., Nuclear Chemical Engineering, Mc Graw-Hill, 2-nd ed., 1982.

4. BONDARENKO I.I., “Group Constants for Nuclear Reaktor Calculation”, Colsultant Bureau, New York, 1964.

5. MC. LANE V., DUNFORD C.L., ROSE P.F., “Neutron Cross Section”, Vol.2.,Neutron Cross Section Curve, Academik Press, 1988.

6. KESSLER S.F., Reduction of the Sodium Void Coefficient of Reactivity by Using a Technitium-99 Layer, Proceedings of Intl. Conference and Tech. Exhibition on

Future Nuclear System; Emerging Fuel Cycles and Wastes Disposal Options,

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir: 6-7 Agustus 2008(351-363)

DAFTAR RIWAYAT HIDUP

1. Nama : Marsodi

2. Tempat/Tanggal Lahir : Kebumen, 3 Juli 1961

3. Instansi : PPIN-BATAN

4. Pekerjaan / Jabatan : Peneliti Bidang Komputasi –PPIN - BATAN

5. Riwayat Pendidikan :

• S1 Fisika Universitas Indonesia (1987)

• S2 Elektro – Tokyo Univ. of Apriz dan Tech (1992)

• S3 Fisika ITB (2004) 6. Pengalaman Kerja : • Peneliti BATAN 7. Organisasi Professional : • HFI • HIMNI

8. Makalah yang pernah disajikan :

• Progres In Nuclear Energy – Japan 1993

• Annual of Nuclear Energy – England 2002

=

∑i