DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA DIMENSI MODEL REAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR THORIUM. (Skripsi)

DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA DIMENSI MODEL REAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR THORIUM (Skripsi)

Oleh Wulan Kartika Wati

FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS LAMPUNG BANDAR LAMPUNG 2017

ABSTRAK

DESAIN INTI TERAS REAKTOR (CORE) X-Y DUA DIMENSI MODEL REAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR THORIUM

Oleh Wulan Kartika Wati

Penelitian mengenai desain reaktor air superkritis (SCWR) model reaktor PWR dengan bahan bakar thorium telah selesai dilakukan. Analisis neutronik dilakukan dengan menggunakan program System Reactor Atomic Code (SRAC) yang dioprasikan pada seperangkat komputer dengan Operating System (OS) Linux Mint 17.3. Reaktor didesain untuk menghasilkan daya termal yang maksimal dan kondisi kritis. Parameter yang dianalisis pada penelitian ini adalah pengayaan bahan bakar, ukuran teras reaktor, konfigurasi teras reaktor, kekritisan, dan distribusi rapat daya. Perhitungan pada teras reaktor dilakukan secara dua dimensi (x,y) pada ¼ bagian teras dengan mesh berbentuk bujur sangkar (square). Masukan pada program penelitian ini berupa densitas atom, fraksi volume, dan daya termal. Bahan bakar yang digunakan adalah Thorium-232, bahan yang digunakan untuk selongsong yaitu Boron Karbida (B4C), dan air ringan sebagai moderator sekaligus pendingin. Pada penelitian ini diperoleh desain teras reaktor yang ideal dengan ukuran panjang (x) = 195 cm dan lebar (y) = 195 cm, pengayaan pada bahan bakar 2,05931%. Desain Teras reaktor pada penelitian ini menghasilkan daya termal, distribusi rapat daya, dan nilai faktor multiplikasi yang paling optimal yaitu sebesar 3500 MWth untuk daya termal, 204,7665 Watt/cm3 untuk rapat daya maksimal dan 1,000004 untuk nilai faktor multiplikasi atau nilai k-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 model using thorium fuel has been done. Neutronic calculations were performed by Atomic Reactor System Code (SRAC) program which operated on a set of computer using Linux Mint 17.3 Operating System (OS). The reactor was designed to produce maximum thermal power and critical condition. The parameters of this research are the enrichment of the fuel, the size of the reactor core, the reactor core configurations, criticality, and distribution of power density. Calculation of the reactor core was conducted in two dimensional core reactor direction (x,y) with ¼ section mesh squares (square). Inputs of this research are atomic density, volume fraction, thermal power, Thorium-232 as fuel, Boron Carbide (B4C) as control rood materials, and light water as a moderator also cooling. In critical condition reactor core has length (x) = 195 cm, width (y) = 195 cm, 2.05931% of fuel enrichment, 1.000004 of multiplication factor. Reactor core design generated thermal power and power density distribution 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 MODEL REAKTOR PWR UNTUK REAKTOR SCWR MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR THORIUM Oleh Wulan 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 ALAM UNIVERSITAS LAMPUNG BANDAR LAMPUNG 2017

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 perundangundangan 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

vii

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.

viii

MOTTO

“Jadi Diri Sendiri, Cari Jati Diri, dan Hiduplah dengan Mandiri”

“Kita Bisa Ketika Kita Percaya dan Berpikir Jika Kita Bisa Seiring dengan Konsistensi Usaha”

“Selama Ada Keyakinan, Semua Akan Menjadi Mungkin”

“Tetap Terus Bergerak Ke Arah Lebih Baik”

“Tersenyumlah”

^_^

ix

Aku persembahkan karya kecilku ini kepada

Mbah dan Omku, yang selalu mendo’akanku, mengasihiku, mendukungku, menyemangatiku, dan sebagai motivator terbesar dalam hidupku

Bapak, Almh. Ibu, kakak-kakaku serta keluarga besar yang menjadi penyemangatku

Sahabat-sahabat dan rekan-rekan organisasi yang menjadi penyemangat dan menghiburku di waktu luang kuliah

Rekan-rekan seperjuanganku Fisika FMIPA Unila Angkatan 2012

Almamater Tercinta.

x

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

xi

SANWACANA

Puji syukur penulis panjatkan kehadirat Allah Yang Maha Esa, karena atas kuasaNya 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.

xii

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.

Rekan–rekan 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, Penulis

Wulan Kartika Wati

xiii

April 2017

DAFTAR ISI

Halaman ABSTRAK ................................................................................................................... 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. B. C. D. E.

II.

Latar Belakang ........................................................................................... 1 Rumusan Masalah ...................................................................................... 5 Batasan Masalah......................................................................................... 6 Tujuan Penelitian........................................................................................ 6 Manfaat Penelitian...................................................................................... 7

TINJAUAN PUSTAKA A. B. C. D. E. F.

Reaktor Nuklir............................................................................................ 8 Supercritical Water Reactor (SCWR)...................................................... 13 Pressurized Water Reactor (PWR) .......................................................... 15 System Reactor Atomic Code (SRAC) ..................................................... 20 Thorium.................................................................................................... 22 Persamaan Difusi Neutron ....................................................................... 24 xiv

III.

METODE PENELITIAN A. B. C. D.

IV.

HASIL DAN PEMBAHASAN A. B. C. D. E. F. G. H.

V.

Waktu dan Tempat Penelitian .................................................................. 31 Alat dan Bahan Penelitian ........................................................................ 31 Prosedur Penelitian................................................................................... 31 Diagram Alir Penelitian ........................................................................... 37

Penghitungan Fraksi Volume .................................................................. 40 Penghitungan Densitas Atom .................................................................. 41 Bahan dan Jumlah Batang Kendali (Control Rod).................................. 43 Pengayaan Bahan Bakar.......................................................................... 44 Ukuran Teras Reaktor ............................................................................. 45 Konfigurasi Teras Reaktor ...................................................................... 47 Rapat Daya (Power Density)................................................................... 49 Desain Reaktor Paling Ideal.................................................................... 50

KESIMPULAN

DAFTAR PUSTAKA LAMPIRAN

xv

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

xvi

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

xvii

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 (3378ºC) lebih tinggi sekitar 513ºC dibanding uranium dioksida (2865ºC). 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 ¼ 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 ºC 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 BoveriCombustion 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 325ºC 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 ºC. Ini adalah temperatur maksimum yang mungkin dari pendingin didalam reaktor dan dalam prakteknya diperkirakan kurang dari

17

300 ºC, 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 ºC. Ini adalah temperatur maksimum yang mungkin dari pendingin didalam reaktor dan dalam prakteknya diperkirakan kurang dari 300 ºC, untuk mengikuti batas keamanan. Dalam PWR, tekanan pendingin harus lebih besar dari tekanan jenuh katakanlah 300 ºC (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 batangbatang. 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 ºC. uap jenuh kering di hasilkan didalam penukar kalor pada 41 bar, 252 ºC. 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 ºC 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-θ). 4. TUD, yaitu kode untuk persamaan difusi satu dimensi yang dikembangkan oleh JAERI, terdiri dari geometri slab (X), silinder (Y) dan bola (RS). 5. CITATION, yaitu kode untuk persamaan difusi multi-dimensi yang terdiri dari 12 jenis geometri termasuk segitiga dan segi enam (heksagonal), (Okumura, 2006). SRAC adalah 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.

ℎ

ℎ

= −

( )

⎢ ℎ ⎢ ⎢ ⎢ℎ ( ) ⎣

ℎ

⎥ ⎢ ⎥ ⎢ ⎥−⎢ ⎥ ⎢ℎ ⎦ ⎣

( )

Keterangan: g = grup energi.

⎥ ⎥ ⎥ ⎥ ⎦

( )

−

ℎ

+

( )

−

( ) (1)

Persamaan 1 secara matematis dapat dituliskan pada persamaan 2. =

.

ϕ − ∑

+

−∑

−∑

Σ

→

(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)

27

Sehingga persamaan difusi multigrup dalam keadaan tunak dapat dituliskan dengan persamaan 6. −∇.

∇

+∑

=

Keterangan:

∑

∑

+∑

Σ

(6)

→

Dg = Tetapan difusi grup g, ∑gi = Penampang lintang makroskopik grup g dari jenis reaksi i, v∑f g = 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

+ ∑

=

∑

Pada studi kasus infinite slate teras reaktor 1 dimensi

(7) 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: η = 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 berulangulang. 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 $WKDR cat - << END_DATA | $LM >& $OUTLST FUL1 MACRO 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 CONTROL 1.0000E-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 CONTROL 0 100 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 / 1 1 1 2 3 3 3 / R-T 3(1) / X-R 123 / M-R 0.0 0.236714 0.334764 0.41 0.475 0.5267 0.5783 0.630 / RX 4 / NMAT FUE1X0AX 0 3 900. 0.82 0.0 / 1 : INNER FUEL 3.2W/O XU050009 2 0 7.2270E-4 /1 XU080009 2 0 2.1585E-2 /2 XO060009 0 0 4.4616E-2 /3 CLD1X0BX 0 3 600. 0.13 0.0 / 2 : CLADDING XZRN0008 0 0 3.8032E-2 /1 XCRN0008 0 0 6.7152E-5 /2 XFEN0008 0 0 1.3129E-4 /3 MOD1X0CX 0 2 581. 1.0 0.0 / 3 : MODERATOR XH01H008 0 0 4.7508E-2 /1 XO060008 0 0 2.3754E-2 /2 REFLX0DX 0 6 581. 1.0 0.0 / 4 : REFLECTOR XH01H008 0 0 4.7508E-2 /1 XO060008 0 0 2.3754E-2 /2 XFEN0008 0 0 1.7886E-2 /3 XCRN0008 0 0 5.2140E-3 /4 XNIN0008 0 0 2.4294E-3 /5 XMN50008 0 0 2.5977E-4 /6 0 / PEACO FUL2 MACRO FOR OUTER FUEL (2.1W/O UO2), SAME GEOMETRY WITH THE ABOVE CASE

34

1 1 1 1 2 1 4 3 -2 1 1 0 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 1.0000E-20 / BUCKLING 3 / NMAT FUE2X0EX 0 3 900. 0.82 0.0 / 1 : OUTER FUEL 2.1W/O XU050009 2 0 4.7428E-4 /1 XU080009 2 0 2.1831E-2 /2 XO060009 0 0 4.4610E-2 /3 CLD2X0FX 0 3 600. 0.13 0.0 / 2 : CLADDING XZRN0008 0 0 3.8032E-2 /1 XCRN0008 0 0 6.7152E-5 /2 XFEN0008 0 0 1.3129E-4 /3 MOD2X0GX 0 2 581. 1.0 0.0 / 3 : MODERATOR XH01H008 0 0 4.7508E-2 /1 XO060008 0 0 2.3754E-2 /2 0 / PEACO CORE SAMPLE FOR CITATION-2D(X-Y), 1 CORE 0 0 0 1 0 0 0 0 0 1 0 5 0 0 2 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL 1.0000E-20 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE) 3 0 -1 / NM NXR ID 1 1 / IXKY IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS) 5.0CM MESH SIZE IN EACH DIRECTION EPS(FLUX) < 1.0E-4, EPS(KEFF) < 1.0E-5, ZONE 4:BLACKNESS 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 900 0. 003 0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 0 0 1 0 0 4 1 0 0 0 0 0 0 0.0001 0.00001 0.0 0.0 3411.0 1.0 0.1250 004 2 10.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 4 20.00000 0 4 20.00000 34 170.0000 0 005 3 3 3 3 4 4 4 4 4 / AXIAL REFLECTOR 1 1 1 1 1 1 1 2 3 / CORE 008 -2 1 1 999 1 2 3 / MATTERIAL NO. BY ZONE 3 / NMAT FOR CORE FUL1A010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL FUL2A010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED OUTER FUEL REFLA0D0 0 0 0.0 0.0 0.0 / REFLECTOR

35

END_DATA # #================ Remove scratch PS files ================= # cd $HOME rm -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. Mulai

Menentukan pengayaan Menghitung densitas atom Menentukan ukuran dan konfigurasi teras Input CITATION CITATION pada SRAC keff = 1

Ya

Analisis Kesimpulan Selesai Gambar 6. Diagram alir penelitian

Tidak

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 Supervisor Reaktor TRIGA 2000. Pusat Pendidikan dan Pelatihan BATAN. Bandung. Page 156-158. Ammirabile, L. 2010. Studies on Suoercritical Water Reactor Fuel Assemlies Using The Sub-channel Code COBRA-EN. Journal Of Nuclear Engineering and Design. Volume 240. Page 3087-3094. Ariani, M., Shafii, MA., Abdullah, AG., Su’ud, Z. 2010. Study Awal Desain Reaktor Cepat 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 The SCWR. Progress report for the FY-03 idaho national engineering and design. Volume 240. Page 1. Carrera, A.N., Gilberto, E.P., and Juan L.F. 2008. Transient and Stability Analysis of a BWR Core with Thorium-Uranium Fuel. Journal of annals of nuclear energy. Volume 35. Page 1550-1563. Chanakya., Sarma., Rawat, R., Sharma, A. 2001. Simulating of Using Control Rods to Control Nuclear Reactor Core. University of Petroleum and Energy Studies. Page 28-34. Deuderstadt, J.J. and Hamilton, L.J. 1976. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley and Sons, 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-energidiproyeksikan-menjadi-penyumbang-emisi-terbesar.html. Diakses pada 27 Agustus 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%. September 2016.

Diakses

pada

tanggal

16

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 Fuel Cycle 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: Putting Nuclear Physics to Work. Journal of Annals of Nuclear Energy. Volume 35. 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-Iodine Released inside the Containment as Result of an Accident. Journal of Progress in Nuclear Energy. Page 75-87 Oka, Y., Koshizuki, S., Ishiwatari, Y., and Yamaji, A. 2003. Conceptual Design of High Temperature Reactor Cooled by Supercritical Ligh Water. ICAAP. Cordoba: Spain. Page 77. Oka, Y., Koshizuki, S., Ishiwatari, Y., and Yamaji, A. 2010. Super Light Water Reactor and Supr Fast Reactors. New York: Springer. Page 56. Okumura, K., Kugo, T., Kaneko, K., and Thuchihashi, K. 2006. A Comprehensive Neutronics 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-cooled Reactor (SCWR), a New SCWR Design. Journal of Progress in Nuclear Energy. Volume 57. Page 177-189.

Shan,

J., Chen, W., Rhee, B.W., and Leung, K.H.L. 2010. Coupled Neutronics/Thermal-Hydraulics Analysis of CANDU-SCWR Fuel Channel. Annals of Nuclear Energy. Page 58-65.

Sriyono. 2008. Kajian Permasalahan Material Terhadap Proses Korosi pada Superkritis Reaktor SCWR. Journal Prosiding Seminar Nasional ke-14 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir. Page 1-6. Taufiq, I. 2011. Komputasi Paralel Persamaan Difusi Neutron pada Reaktor Cepat dengan 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 of Nuclear 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 Resources in a Three Component Reactor Fleet with Mixed Thorium/Uranium Fuel Cycles. Journal of Annals of Nuclear Energy. Volume 36. Page 404-408. Windisari, Yusman, A., Widarto, and Wiyatmo, Y. 2011. Penentuan Karakteristik Distribusi Rapat Daya Teras Reaktor Kartini. Jurnal Prosiding Seminar Nasional ke-17 Teknologi Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir. ISSN: 0854-2910. World Nuclear. 2010. Nuclear Power Reactors. (Online) tersedia: http://www.worldnuclear. org/info/inf32. html. Diakses pada 6 Juni 2016. World Nuclear. 2012. Tecnology System SCWR. (Online) tersedia: http://www.gen4.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 pada tanggal 27 Oktober 2016. Yvon, P., Carre, F. 2009. Structural Materials Challenges for Advanced Reactor Systems. Journal of Nuclear Materials. Page 217-222. Zweifel, P.F. 1973. Reactor Physics. USA. McGraw-Hill. Page 74.