ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PRISMATIK HTTR FerhatAziz, Abu K. Rivai'
ABSTRAK ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS REAKTOR TEMPERATUR TINGGI PRISMATIK HTTR. Telah dilakukananalisis basil perhitunganbenchmarkfisika teraspertamaHigh TemperatureEngineering Test Reactor, HTTR, yang juga dibandingkandengan basil eksperimen kekritisan. HTTR adalah reaktor temperaturtinggi berpendingingas Jepangdenganteras prismatik. Reaktorini menggunakanbahanbakar 002 diperkayadalam bentukcoatedparticle dengandaya termal 30 MW. Perhitungandilakukan dengan paket program difusi SRAC yang dibandingkandenganbasil perhitunganpara peneliti negaralain sertadenganbasil eksperimen.Perhitungansel untuk pembangkitan tampanglintang nuklir dilakukanmenggunakanmetodeprobabilitastumbukan,sedangkanpenyelesaian persamaandifusi neutrondilakukandenganmetodeSOR. Dalam studi ini modul CITAllON digunakan untukmenyelesaikan perhitungankekritisan clanreaktivitasteras. Hasilperhitunganmenunjukkanbahwa kekritisan yang diprediksi sangatdekat dengan basil eksperimental,yaitu pada loading kolom bahan bakarke-19. Kata kunci: kekritisanpertama,H1TR, partikel berlapis,perhitunganbenchmark
ABSTRACT ANALYSIS ON THE RESULTS OF BENCHMARK CALCULATION ON THE START UP CORE PHYSICS OF HIGH TEMPERATURE ENGINEERING TEST REACTOR, HTTR. An analysis on the results of benchmarkcalculation on the start up core physics of High Temperature EngineeringTest Reactor,HlTR, was performed. HlTR is a Japanesehigh temperaturegas-cooled reactorwith prismatictype of core. The reactoris fueled with enrichedUO2coatedfuel particle with a thermalpowerof 30 MW. The calculationwasperformedusing diffusion code systemSRAC,the results of which were comparedwith results of other researcherscalculation,as well as with experimental results. The cell calculation for cross-sectiongenerationwas performed using collision probability method,while the neutrondiffusion calculationwas solvedusing SORmethod. In this study,CITAnON module was usedto solve the core criticality and reactivity calculation. The results of this calculation werefroved to be very closeto the experimentalresult of first criticality of the HlTR, i.e. at the loading of 191 fuel column. Keywords: first criticality, H1TR, coatedfuel particle,benchmarkcalculation
.Pusbang Sistem Reaktor Maju (P2SRM) -BAT AN
25
Risalah Lokakarya Kornputasi dalam Sains daD Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 (25-40)
PENDAHULUAN H1TR (High TemperatureEngineeringTestReactor) adalahreaktortemperatur tinggi yangberpendingingashelium clanmoderatorgrafit. Reaktorini didesainuntuk menghasilkantemperatrurkeluaran 950°C clandaya termal 30 MW[ll, dengantinggi teras efektif clandiametermasing-masing290 clan230 cm. Gambar1 menunjukkan pandanganisometris HTTR clan Tabel 1 menunjukkanspesifikasi umum reaktor. Komponen-komponenteras reaktor ditunjukkan pada Gambar 2. Reaktor ini dibangun dalam rangka memantapkanclan meningkatkanbasis teknologi bagi pengembanganR1T (reaktor temperatur tinggi) maju. Karena itu reaktor ini memfasilitasipelaksanaanberbagaiuji iradiasi untuk penelitian dasar inovatif pada temperaturtinggi. Metode pemuatanbahan bakar secaraanular pada teras telah dipilih untuk mencapaikekritisan pertama. Metode ini dipilih karena tingkat ciri keseJamatan melekat (inherent safety) yang baik untuk kecelakaankehilangan pendingin[21. Penggunaan teras annulardapatmeningkatkanmekanismepemindahanpanas,karena jalur pemindahanpanasmenjadi lebih singkatdenganmenipiskandaerahbahanbakar. Data untuk perhitunganfisika teras diberikan oleh pihak JAERI[31. Dalam data tersebutdiperinci spesifikasi teras clan komponeninternalnya seperti bahanbakar, reflektor replaceableclanpermanen,batangkendali clanbahan bakar dummy. Juga ada spesifikasidatabatangbahanbakar, fuel compactsclancoatedfuel particles. Tujuanpenelitianini adalahuntukmemeriksaclanmenentukankelaikanmetode perhitungan yang digunakan dalam menentukan kekritisan pertama dengan mekanismepemuatanbahan bakar ke dalamteras secaraanular. Hasil perhitungan dibandingkan dengan hasil eksperimen serta dibandingkanjuga dengan hasil perhitunganpeneliti yanglain.
TEORI PersamaaanDifusi 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 hams memperhitungkan ketiga variabel tersebut secara satu kesatuan dan tidak terpisah satu sarnalain. Perhitungan yang teliti dilakukan dengan memecahkan persamaan transport Boltzman. Namun perhitungan ini cukup rumit karena banyak besaran-besaran fisis yang sering kali bergantung pada energi secara rumit seperti adanya resonansi pada tampang lintang fisi untuk daerah
26
Analisis Pasca-KritikalitasReaktorTemperaturTinggi PrismatikHTTR (FerhatAziz, Abu Khalid Rivai)
tertentu. Selain itu teras reaktor bukanlah suatu medium yang homogen melainkan terdiri dari perangkat batang bahan bakar, batang kendali clan struktur teras. Persamaan difusi merupakan suatu bentuk pendekatan yang paling sederhana terhadap teori transport. Solusi dari persamaandifusi ini memberikan bentuk distribusi fluks neutron tehadap ruang clan selanjutnya dapat diperoleh bentuk distribusi daya yang bergantung pada ruang. Pada persamaan ini energi neutron diasumsikan memiliki grup-grup energi sehingga persamaan ini disebut persamaan difusi multigrup. Model persamaan yang akan dibahas adalah persamaan difusi g-grup dengan model teras berbentuk silindris arab r clanZ. Persamaankeseimbanganjumlah neutron: Laju perubahan
Perobahan
jumlah netron
karena leakage
(g)
Perubahan lcarena absorpsi 19)
Sumber netron
Netron
Netron
hilang ;arena
masuk
fisi
namburan
namburan
(g)
(g)
tg)
dari
(1)
karena
dimana indeks-g merupakanindeks grup 1,2,...g dimulai daTi grup neutron yang mempunyaienergitertinggi sampaike grup neutrondenganenergiterendah.Tanda(-) menunjukkanjumlah neutron berkurangdan tanda (+) menunjukkanjumlah neutron yangbertambah. Konsepkeseimbangan di atassecaramatematisdapatditulis sebagaiberikut:
}::;Sgg'~g'
(2)
gO
Perubahanneutron yang hilang karena absorpsi maupun hamburan dapat digabungjadi sukuremovalyaitu: LRg f/Jg = Lag f/Jg+ LSg f/Jg.
(3)
Dalam keadaantunak (steadystate): 1
BfjJg
Vg
at
--=0.
27
RisalahLokakaryaKomputasidalamSainsclanTeknologiNuklir XN, Juli 2003
Sehinggadidapatpersamaandifusi multigrup: V.DgV~g +I
Rg~g=~LVg'Lfg'~g' k g' eff
dengan
D
4 vIt i/J
keff
V.Dg V~g
= = = = = =
(4)
+LLsgg'~g g'
tetapandifusi tampanglintangmakroskopisdarijenis reaksii probabilitasterjadinyareaksifisi tiap sekon fluks neutronyangbergantungruangdanenergi faktor multiplikasi sukuleakage(bocoran)
Sg
= sumberneutron
I ag~g
= sukuabsorpsi
I Sg~g
= neutronmasukkarenascattering
ILSg'g~g'
= neutronhilang karenascattering.
g'
Penyelesaian Persamaan Multigrup Persamaandifusi untuk dua grup bisa diselesaikan secaraanalitik, namun untuk yang lebih dari dua grup solusi analitik menjadi cukup rumit. Pada penelitian ini digunakan g grup neutron sehingga dibutuhkan solusi numerik untuk persamaan difusi. Solusi persamaan difusi secara numerik dapat dipecahkan dengan metode numerik hecla hingga SOR (successive over relaxation). Solusi persamaan ini dilakukan untuk model silinder 2-dimensi, yaitu arab radial clanaksial. Persamaandifusi neutron multigrup dapat dituliskan sebagai -V.DgVt/Jg +LRgt/Jg =- k%g LVgiLfgi eff g'
t/Jgi+LLsgigt/Jg. g'
Bila diintegralkanterhadapvolume silinder, persamaan difusi tersebutmenjadi
J i,j
28
_Xg-Jtvg'4g'f/lg'd3r+ k
Jt~g'gf/lgid3r.
"" g'
""
I,)
I,)
g'
(5)
AnalisisPascaKritikalitas ReaktorTemperaturTinggi PrisrnatikHTTR (FerhatAziz, Abu Khalid Rivai)
SukubocorandapatdiubahdenganteoremaGaussrnenjadiintegralperrnukaan. Bentuk persarnaandifusi denganrnetode nurnerik beda hingga (finite-difference) untuk suatuelernenruangberindeksi (arahradial)clan} (arahaksial)adalah
(7) Sukubocoranmenjadi: ",i+I,j
D
Y'g
g
",i,j
-Y'g
Ai,i+I,j
/).r
fDg VtPg.da =
(8)
i,j
Keseluruhanmodel numerik persamaandifusi multigrup dapat dituliskan sebagai berikut:
(9)
Apabila dikenakansyaratbatasjarak terekstrapolasi:
(10)
29
4.
RisalahLokakaryaKomputasidalamSainsdan TeknologiNuklir XN, Juli 2003
Bila hal ini diberlakukan pada seluruh ruang maka akan terbentuk matriks pentadiagonalM, sehinggapersamaandapatdiungkapkandalambentuksederhana (11)
M4>=S
dimanaflux neutrondapatdiketahuidenganmenginversikanmatriks. Dari persamaan ini hargakeffdapatdicari denganlangkah-langkahsebagaiberikut: 1
2
Tebak harga cp(O)dan to), Hitung suku sumber neutron 8(0) =..!L "'""'v "'""' t/Ji,j(O) + "'""'"'""' t/Ji,j(O) . k (O)L.J g'L.JfgJ g L-,JL.Jsgg'g gi
3
Hitung
g'
cp(O) dengan menyelesaikan matriks
pentadiagonal dengan
menggunakan metode SOR sampai konvergen dengan syarat konvergen sebagaiberikut, t/Ji(m+l) -t/Jlm)
t/Ji(m+l)
<E.
Hitung k(l)
= k(O)
1,1 g' ~~V~",i,j(O)Vi,j
L." 4
.
g' L." fg' '1'g'
i,j g'
5. Ulangi langkah 2 sampai tercapai syaratkonvergen, k(n+l)
-k(n)
k(n+l)
<E .
MODEL DAN PROSEDUR PERHITUNGAN Pemodelanbahanbakar dan teras telah dilakukandengankode komputeryang menerapkanpendekatanperhitungan metode difusi di atas. Semua perhitungan dilakukan untuk temperaturteras 300K dan tekananhelium 1 atm. Gambar 3. menunjukkan diagram alir perhitungan benchmark. Kompak bahan bakar (fuel compact)dimodelkan seperti Gambar4. Sedangkanuntuk perhitunganeigenvalue teras digunakanmodel perhitungantiga dimensi (r-8-z). Gambar 5 menampilkan modelperhitunganterasyangdilakukandalampenelitianini. 30
AnalisisPasca-KritikalitasReaktorTemperaturTinggi PrismatikHrrR (FerhatAziz, Abu Khalid Rivai)
Paket program SRAC Code system[4]telah digunakan pada keseluruhan perhitungan. Data nuklir yang digunakanadalahpustakadata ENDF/B-VI. Modul CELL digunakanuntuk membangkitkandata tampang-lintangnuklir pada model gel bahanbakar. Data tersebutdikelompokkanke dalam6 grupenergi,masing-masing3 kelompokenergi termal dan 3 kelompokenergi cepat. Perhitungantampanglintang dilakukandenganmetodeprobabilitastumbukan(collisionprobability method). Guna menghematwaktu komputasi, kalkulasi gel dilakukan dengangeometri silindris ekuivalen (dikenal juga sebagaiaproksimasiWigner-Seitz) dengan white boundary conditions,alih-alih menggunakangeometriheksagonalyang untuk kasus HTfR ini memiliki solusi yang lebih eksak. Hal ini dapat dilakukan mengingat dampaknyapada faktor multiplikasi k., relatif kecil, sebagaimanaditunjukkan oleh Jeong et al.S) Dalam perhitunganteras digunakanmodul CITATION yang telah diinkorporasikanke dalamSRAC.
BASIL DAN PEMBAHASAN Konstanta grup untuk gel bahan bakar clan blok grafit telah dihitung secara berturutan dengan modul CELL. Di daerah bahan bakar digunakan telah dipergunakan opsi double-heterogeneity effects guna mempertimbangkan keberadaan partikel bahan bakar berlapis (coatedfuel particles) yang terdispersi didalam kompak bahan bakar di dalam struktur batang bahan bakar. Interaksi antara neutron dengan CFP ini diperhatikan dengan memilih metode probabilitas tumbukan. Radius luar R untuk 33 pin block adalah 3.249 cm dan untuk 31 pin fuel block adalah 3.352 cm. Untuk menghitung konstanta gel pengarah batang kendali berupa blok yang berisi 3 lobang besar, digunakan metode probabilitas tumbukan (collision probability method). Koefisien difusi arab radial dan aksial dihitung dengan formula Bernoit's. Seperti halnya pada kanal pendingin blok bahan bakar, lubang-lubang ini berisikan gas helium gas bertekanan 1 atm pada 300K. Kondisi batas refleksi isotropic (white) telah digunakan pada batas luar gel satuan. Sel satuanbatang kendali terdiri atas daerahvoid dan daerah grafit. Radius dalam dan luar daerah ini masing-masing adalah 6,15 dan 10,91 cm. Fluks neutron dihitung dengan metode probabilitas tumbukan, yang digunakan pula untuk merata-ratakan konstanta kelompok dalam geometri gel. Metode yang sarna juga digunakan untuk blok bahan bakar yang mengandung racun dapat bakar (burnable poison) yang pemodelannya ditunjukkan dalam Gambar 4. Radius luar daerah BP didapat 0,7 cm, sementararadius luar daerah bahan bakar terhomogenisasi adalah 13,44 cm. Variasi komposisi material ke arab aksial diperhitungkan dengan meratakan densitas ke arab aksial, dengan tentu saja memperhatikan rasio volumenya. Tabel 2 menampilkan nilai faktor multiplikasi takhingga (koo)untuk tiap gel bahan
31
RisalahLokakaryaKomputasidalamgainsdan TeknologiNuklir XIV, Juli 2003
bakar menggunakan dua macam pustaka data nuklir. Dari tabel ini tampak bahwa pustaka data ENDF/B-VI.5 memberikan nilai faktor multiplikasi takhingga yang lebih rendah dibanding JENDL3.2. Hal ini tentunya berakibat pada nilai kritikalitas pertama pada loading yang lebih banyak. Mengingat pada perhitungan sebelumnya kritikalitas pertama diperoleh pada loading di bawah basil eksperimen, dapat dipastikan basil ENDF/B-VI.5 akan lebih mendekati basil eksperimen. Proses pemuatanbahan bakar ke dalam teras HTfR dilakukan dengan pengisian secara melingkar sehingga berbentuk gelang (annular core). Pada perencanaan kekritisannya, teras dimuati mulai daTibagian lapisan terluar teras sejumlah 18 kolom bahan bakar yang membentuk gelang tipis, hingga mencapai kekritisan. Selanjutnya bahan bakar diisikan ke lapisan yang lebih dalam membentuk gelang tebal (24 bahan. bakar). Dan akhimya mencapai teras penuh dengan 30 bahanbakar. Reaktivitas lebih pada HTfR cukup tinggi, seperti pada HTGR umurnnya. Reaktivitas ini dibutuhkan untuk mengkompensasi dampak temperatur yang tinggi, xenon, burnup, dan lain-lain selama reaktor beroperasi. Hasil perhitungan terhadap faktor multiplikasi efektif (keff)dan reaktivitas lebih (excess reactivity), p, pada saat kritis pertama, di mana seluruh balling kendali diasumsikan ditarik penuh (fully withdrawn), ditunjukkan pada Tabel 3. Tampak di sini bahwa kekritisan pertama HTTR dapat dicapai pada pemuatan kolom bahan bakar ke 18. Reaktivitas lebih pada kekritisan pertama yang dihitung dengan pustaka data JENDL3.2 ini menunjukkan angka 0.577% Ak/k. Faktor multiplikasi (keff)dan reaktivitas lebih untuk posisi teras terisi 18 kolom, 24 kolom dan 30 kolom bahan bakar ditunjukkan pada Tabel 4. Pada perhitungan ini seluruh batang kendali diasumsikan pada posisi tertarik ke luar teras (withdrawn). Dari rebel ini tampak bahwa reaktivitas teras semakin naik sesuai dengan bertambahnya jumlah bahan bakar yang dimasukkan ke dalarnnya. Dibandingkan dengan peneliti aging lainnya, basil perhitungan ini menunjukkan bahwa nilai reaktivitas yang didapat pada saat proses pengisian kolom bahan bakar secara annular daTi luar ke dalam ini lebih rendah daripada hsil pengukuran, sementara kebanyakan peneliti lain memperoleh harga di atas basil eksperimen, sepertijuga tampak pada Gambar 6. Dari basil ini tampak bahwa pada model (r-8-z) yang digunakan di sini, efek kebocoran neutron di daerah tengah teras (streaming) tidak terlalu besar, dibanding model tridiagonal yang digunakan para peneliti lain. Sedangkanpara peneliti lain cenderung melebihkan (overestimate) efek pengisian bagian tengahteras tersebut. Hasil perhitungan ini masih bisa diperbaiki lagi dengan menggunakan model gel dan teras yang lebih eksak, seperti tridiagonal, atau denganmetode Monte Carlo.
32
2.
Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Ternperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)
KESIMPULAN Telah dilakukan perhitungan kekritisan pertama HTTR menggunakan metode difusi paket SRAC code system dengan perhitungan 3-dimensi menggunakan model r8-z dan pustaka data nuklir JENDL3.2 dan ENDF/BVI. Hasil simulasi ini menunjukkan basil prediksi kekritisan pertama yang baik (18 kolom bahan bakar), dibandingkan basil eksperimen (19 kolom bahan bakar).
DAFTAR PUSTAKA 1
SAITO S. et al., "Design of High TemperatureEngineering Test Reactor", JAERI-1332,JapanAtomic EnergyResearchInstitute (1994) RONNEN, Y. and LEffiSON, M. J. Nuc/. Techno/.,80, 216-224(1988)
3
NOJIRI NAOKI et al., BenchmarkProblemsData for the HTTR Start-upCore PhysicsExperiments,JAERI Memo 10-005,(1998)
4. KUGO, T., TSUCHIHASHI, K., TAKANO, H. andAKIE, H. : An EWS Version ofSRAC-Code:SRAC-EWS, JAERI (1994) 5
JEONG,C. J., OKUMURA, K., ISHIGURO,Y. andTANAKA, K. .l Nucl.Sci. & Technol.,27, 515-523(1990)
6. FERHAT AZIZ, et al.,"Evaluationof BumablePoisson'sCharacteristicsof High TemperatureEngineeringTest Reactor(HTTR)," JAERI-memo 11-187,Japan Atomic EnergyResearchInstitute, (2000) 7
FERHAT AZIZ, et al., IAEA BenchmarkCalculationResultsof HTTR's StartUp Core Physics Tests, "Results of BenchmarkCalculation on Start-up Core Physicsof High TemperatureEngineeringTestReactor,"JAERl Memo 11-030, JAERl, (1999)
33
Risalahwkakarya KomputasidalamSainsdaDTeknologi Nuklir XIV. Juli 2003
Gambar Pandangan isometrisreaktorHTTR
Detektorpower range,
,-. ' ,":-. ", ... ,
.,,'
Reflektorreplaceable
' :. -, '.
DetektorWide range
"
'
.,
",""
".
Detektor sementara
Detektor sementara ,
Beton'...,
Lobang iradiasi
Kolom pengarah batang kendali
Bejana tekan reaktor
~\ ZonaBahanBakar
,
..~
/8 :---"':-_~~---~~..c---:",..-;:'~--.~ .. ..'.
(angka menunjukkanurutan loading)
.I
...
..
Detektor sementara
:"
.
Gambar2. PenampangmelintangterasH1TR
34
Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)
<~~~~~~~:>
Geometrisel& komposisi bahan bakar
~ Gambar 3. Diagram alir perhitungan dengan SRAC
35
RisalahLokakaryaKomputasidalamgains dan TeknologiNuklir XIV, Juli 2003
Gambar4. Model setbahanbakar (kiri) dan setBP (burnablepoisson,kanan)dalam perhitunganSRAC (satuandalamcm, tak berskala).
Gambar5. Model geometri(r-8-z) untuk perhitunganreaktivitasteras,arah-ztegak lurus terhadapbidangr-8.
36
Ana!isis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)
Jumlah kolom bahan bakar
Gambar6. Komparasihasil perhitunganbenchmarkHTTR-FC Tabel1. SpesifikasiutamaHTfR
37
Risalahwkakarya KomputasidalamSainsdanTeknologi Nuklir XN, Juli 2003
Tabel2. Faktormultiplikasi infinit (k",)hasil perhitunganuntuksel Faktor multipl~kasi takhingga (k..,)
Fuel layer
Fuel blockID
FuelC~_.J
BP Cell ENDF/B-6
ENDF/B-6 f673320
1.5446
1.3519
f793320
1.5594
1.3872
£943120
1.5996
1.4309
£993120
1.6013
1.4397
523325
1.5082
1.2566
f633325
1.5375
1.3092
f723125
1.5721
1.3469
f793125
1.5782
1.3674
f433325
1.4786
1.2012
f523325
1.5082
1.2566
f593125
1.5470
1.2966
f633125
1.5553
1.3116
£343320
1.4259
1.1491
4th and 5th
f393320
1.4593
1.1979
layer
f433120
1.4932
1.2340
f483120
1.5129
1.2653
1stlaver
2nd layer
jrd layer
38
Analisis Pasca-KritikalitasReaktorTemperaturTinggi PrisrnatikHTTR (FerhatAziz, Abu Khalid Rivai)
Tabel3. Faktormultiplikasi efektif clanreaktivitasterassekitarkekritisanpertama Numberof fuel column
Effective multo factor [keff]
p [% dk/k]
16
0.9979
-0.002
17
1.0000
0.000
18
1.0058
0.577
Tabe14. Faktor multiplikasi efektif clan reaktivitas pada pemuatankolom bahan bakarke-18, 24 clan30 ke dalamteras Numberof fuel colunm
Effective multo factor [keff]
p [% 8k/k]
18
1.0058
0.577
24
1.0692
6.472
30
1.0931
8.517
39
Risalah Lokakarya Kornputasi dalam Sains daD Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003
DISKUSI
RUKllIATI
2,
PadaTabel 2 terdapatketeraturandata yangditampilkan,kolom sebelahkiri lebih besardaTikolom sebelahkanan,merigapademikian? Apakahangka-angkadituntuthingga6 angkadi belakangkoma?
ABU KHAL ill RIV AI I.
Data nuklir yang digunakandalam penelitian ini adalahSRACLm-EDF65 dan SRACLm-illL32. Perbedaanbasil yang diperolehtentunya karena perbedaan metode eksperimenmaupun metode perhitungandalam memperolehdata-data nuklir daTimasing-masingpustakadatanuklir tersebut. 2. Angka-angkadibuatsampai6 angkadi belakangkamakarenauntuk menunjukkan ketelitian terutama karena sensitivitasnyanilai reaktivitas dalam perhitungan fisika reaktor.
DAFTARRIWAYATHIDUP 1. Nama
: Abu Khalid Rivai, S.Si.
2. TempatfTanggal Lahir
: Bogor, 8 Mei 1978
3. Instansi
: P2SRM-BATAN
4. Pekerjaan/ Jabatan
: StafBidangTeknologiReaktorMaju
5. RiwayatPendidikan
: (setelahSMU sampaisekarang)
.Sarjana
FisikaITB, 1996-2001.
6. Pengalaman Kerja
: -
7. OrganisasiProfesional
: -
40 Home
