Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( )

Kembali Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (131-144)

RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PbBi DAYA 200 MW(t) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI Epung Saepul Bahrum*, Dian Fitriyani*, Zaki Su’ud*, Abdul Waris*, Bambang Ari Wahjoedi**

ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PBBI DAYA 200 MW(T) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI. Telah dilakukan rancangan neutronik reaktor cepat berpendingin 44.5%P-55.5%bBi, daya 200 MW(t), lama operasi 20 tahun. Geometri teras reaktor yang digunakan pada rancangan ini berbentuk silinder pipih,setimbang dan tinggi. Perancangan menggunakan perangkat lunak FI-ITBCHI serta paramater yang menjadi acuan pada saat perancangan adalah faktor multiplikasi efektif (keff) dalam jangkauan 1.000 ≤ keff ≤ 1.004 atau excess reactivity maksimum tidak lebih dari 0.4 ∆k/k %. Perhitungan excess reactivity untuk ketiga bentuk geometri teras silinder pipih, setimbang dan tinggi menghasilkan excess reactivity maksimum untuk ketiga bentuk teras tersebut masing-masing 0.24, 0.40, 0.38 ∆k/k %. Kata-kata kunci: Rancangan Neutronik, Reaktor Cepat, Geometri Teras, Excess Reactivity

ABSTRACT NEUTRONIC DESIGN OF 200 MW(T) PBBI COOLED FAST REACTOR WITH PANCAKE, BALANCE AND TALL CORE. Neutronic design of 200 MW (t) PbBi cooled fast reactor which 20 years operation time and pancake, balance and tall cylinder core have been performed. The designing using FI-ITBCHI software package and the design constrained by multiplication effective in the range 1.000 ≤ keff ≤ 1.004 or excess reactivity maximum is not exceeded 0.4 ∆k/k %. The resulted maximum excess reactivity of the pancake, balance and tall cylinder core are 0.24, 0.40, 0.38 ∆k/k %. Keywords: Neutronic Design, Fast Reactor, Geometrical Core, Excess Reactivity

PENDAHULUAN Zaki Su’ud dkk telah melakukan penelitian analisa neutronik reaktor cepat berpendingin Pb ataupun PbBi dan telah berhasil merancang reaktor cepat berpendingin Pb maupun PbBi dengan daya 400 MW(t), waktu operasi 40 tahun, *

Jurusan Fisika ITB e-mail:[email protected] Jurusan Kimia ITB

**

131

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 (131-144)

tanpa pengisian bahan bakar (1). Penelitian-penelitian lain yang telah dilakukan oleh Zaki Su’ud dkk adalah :analisa termohidraulik (2), studi kasus daya reaktor 150 MW(t) dengan lama operasi 12 tahun (3), Analisa keselamatan untuk daya 150 MWt berpendingin Pb maupun PbBi dengan bahan bakar berbasis metalik maupun nitrida(4), analisa keselamatan reaktor untuk berbagai bentuk ukuran geometri teras(5), analisa keselamatan untuk kasus transient(6), analisa keselamatan untuk daya reaktor 150 MW(t), 450 MW(t), 1500 MW(t), 2500 MW(t) berbahan bakar nitrida(7), optimasi reaktor daya kecil dan sangat kecil untuk penggunaan di Indonesia(8). Dari berbagai penelitian tersebut ada beberapa hal penting yakni konsep rancangan reaktor long life fast reactor (konsep reaktor cepat umur lama) dan juga inherent safety. Konsep reaktor cepat umur lama adalah salah satu konsep untuk merancang reaktor cepat yang dapat beroperasi dalam jangka waklu lama (dapat mencapai 40 tahun) tanpa penggantian bahan bakar. Konsep ini dirancang untuk membangun reaktor nuklir di daerah terpencil atau pulau-pulau kecil yang terletak jauh dari pusat pemerintahan, sehingga konsep ini sangat sesuai dengan kondisi geografis Indonesia. Hal lain yang sangat penting adalah konsep reaktor umur lama memiliki inherent safety artinya reaktor secara mandiri tanpa bantuan operator mampu menanggulangi terjadinya kenaikan daya yang tidak terkendali pada kecelakaan reaktor UTOP (Unprotected Rod Runout Transient Overpower). Inherent safety merupakan salah satu prasyarat rancangan reaktor masa depan (reaktor nuklir generasi IV)(7). Penelitian ini untuk merancang aspek neutronik rektor cepat daya 200 MWt, berpendingin 44.5%Pb-55.5%Bi, lama operasi 20 tahun, rancangan menggunakan konsep reaktor cepat umur lama. Hasil rancangan dibatasi oleh faktor multiplikasi efektif (keff) dalam jangkauan 1.000 ≤ keff ≤ 1.004(8) atau excess reactivity (ρ) 0.0 ≤ ρ ≤ 0.4 ∆k/k %. Rancangan yang diperoleh pada penelitian selanjutnya akan dianalisa dari aspek termohidraulik maupun keselamatan reaktor nuklir. Rancangan reaktor yang diperoleh akan digunakan untuk merancang reaktor nuklir sebagai pembangkit tenaga listrik dan atau sumber energi pada produksi gas hidrogen (9)(10).

METODA PENELITIAN Berdasarkan teori neutron transport serta menggunakan pendekatan bahwa neutron mengalir dari tempat yang jumlah neutronnya banyak ke tempat jumlah neutronnya sedikit (teori difusi neutron) serta dengan melakukan pembagian (diskritisasi) dimensi teras reaktor dan energi neutron, reaktor nuklir dapat dimodelkan secara matematis oleh persamaan disfusi neutron multi grup (11)

132


g −1 J Dg  J Dg  g χg ij ij g '→ g Σ Ri + ∑ 2 φig − ∑ 2 φ jg − ∑ Σ si φig ' = k j ∆ ij  j ∆ ij  g ' =1 

G

∑υ g '=1

g'

Σ gfi'φig '

(1)

masing-masing notasi matematis menyatakan Σr removal macroscopic cross section , D koefisien difusi neutron, ∆ lebar mesh pada arah r dan z, φ flux neutron, Σs scattering macroscopic cross section, υ banyaknya neutron yang dihasilkan pada proses fisi, χ kemungkinan dihasilkannya neutron pada proses fisi, Σf fision macroscopic cross section, k faktor multiplikasi effektif, ij indek untuk diskritisai r dan z, g indek untuk grup energi. Karakterisitik reaktor nuklir dapat diketahui dari besaran k yang diperoleh dengan menyelesaikan persamaan (1). Tiga keadaan reaktor nuklir yang berhubungan dengan nilai k yaitu k<1 artinya reaksi fisi tidak dapat terus berlangsung, k=1 reaksi fisi berlangsung secara terkendali dan k>1 reaksi fisi tidak terkendali. Besaran k dapat diperoleh dengan menyelesaikan persamaan (1) sedangkan besaran-besaran lain yang ada pada persamaan (1) biasanya sudah diketahui atau dipilih sesuai dengan rancangan reaktor yang dikehendaki. Pada penelitian ini persamaan (1) diselesaikan secara numerik menggunakan perangkat lunak burnup yang terdapat pada paket perangkat lunak FI-ITBCHI(12). FI-ITBCHI merupakan paket perangkat lunak yang dapat digunakan untuk mensimulasi reaktor cepat. Perangkat lunak ini terdiri dari beberapa program komputer menggunakan bahasa fortran dan data-data microscopic cross section untuk setiap nuklida. Data-data microscopic cross section untuk setiap nuklida berasal dari data nuklir ENDF/B VI (12). Model geometri teras reaktor yang digunakan pada paket program FI-ITBCHI menggunakan model geometri berbentuk silinder. Pada proses perhitungan geometri teras reaktor pada arah r dan z dibagi-bagi menjadi beberapa bagian dengan besar dimensi dapat diubah-ubah, selain itu bagian-bagian tersebut diisi oleh material-material terntentu seperti pada gambar (1). Sedangkan metoda penyelesaian persamaan linier (1) menggunakan metoda SOR ( successive over relaxation ). Analisa lain yang dilakukan adalah analisa burnup. Analisa burnup adalah analisa yang berhubungan dengan perubahan komposisi material bahan bakar akibat proses fisi dan energi yang dihasilkan oleh proses fisi tersebut. Secara matematis dapat dinyatakan oleh persamaan : dN i = −( λi + σ a ,iφ )N i + dt

∑S

m ,i

Nm

(2)

m

Ni kerapatan atom jenis ke i untuk masing-masing mesh, λi konstantan desintegrasi untuk atom ke i, σa,i penampang lintang absorbsi mikroskopik untuk atom ke i pada

133


masing-masing mesh spatial, φ fluks neutron di masing-masing mesh spatial, Sm,i laju produksi inti i dari inti m. Persamaan 2 dapat diselesaikan secara numerik maupun analitik. Pada paket program FI-ITBCHI persamaan 2 diselesaikan menggunakan metoda analitik memakai metoda Bateman. Metoda ini menggunakan deret analitik untuk mengganti deret transmutasi yang komplek, sehingga deret tranmutasi berbentuk e− x

n

Dn ( x1, x 2 ,..., xn ) = ∑ i =1

i

(3)

n

∏ ( x j − xi )

i =1 , j =1

Sehingga solusi persamaan (2) berbentuk Nn( t ) =

 n−1

n−1



∑ N  ∏ S t D ( λ t ,λ j0

j =1



i

i= j



n

j

t ,..., λn t )

j +1

(4)

Banyaknya inti yang dilibatkan pada satu deret transmutasi sebanyak 3 sampai 5 inti dengan inti-inti yang dianalisa pada perhitungan burnup sebanyak 28 inti berat yaitu mulai U-234 sampai dengan Cm-248. Tahapan-tahapan perhitungan pada saat perancangan adalah sebagai berikut. Tahap awal perhitungan adalah memberikan nilai awal untuk daya, lama operasi reaktor, geometri dan dimensi teras reaktor. Kemudian pemilihan material bahan bakar, pendingin dan struktur reaktor. Besaran lain yang harus ditetapkan adalah fraksi volum dan fraksi masa dari bahan bakar, struktur dan pendingin. Dengan data awal tersebut program akan menghitung faktor multiplikasi efektif dan burnup selama operasi reaktor. Faktor multiplikasi efektif hasil perhitungan dianalisa, bila faktor multiplikasi belum mencapai nilai dalam jangkauan 1.000 ≤ k ≤ 1.004 maka nilainilai seperti ukuran geometri teras, fraksi volum dan fraksi masa dari bahan bakar, struktur, pendingin serta konfigurasi susunan teras diubah-ubah. Demikian seterusnya hingga diperoleh nilai faktor multiplikasi efektif yang dikehendaki. Perhitungan untuk masing-masing bentuk geomteri teras silinder pipih (tinggi teras < diameter teras), setimbang (tinggi teras=diameter teras) dan tinggi (tinggi teras > diameter teras) dilakukan masing-masing.

Hasil Perhitungan dan Pembahasan Parameter-paramter rancangan reaktor seperti : daya, jenis pendingin dan bahan bakar, lama operasi, bentuk dan dimensi teras terdapat pada tabel 1-6. Konfigurasi material didalam teras untuk masing-masing bentuk geometri teras diperlihatkan pada gambar 1.

134


(a)

(b)

(c) Gambar 1.

Diskritisasi teras reaktor pada arah r-z dan konfigurasi susunan material di dalam teras untuk geometri teras (a) silinder pipih (b) setimbang dan (c) tinggi.

135


Kode BL,FE,CO,PR,PS,BS untuk menandai material-material yang ditempatkan pada teras reaktor. Material-material yang terdapat pada masing-masing kode tersebut terdiri dari bahan bakar, struktur dan pendingin (perbandingan volum untuk ketiga penyusun tersebut terdapat pada tabel 1). BL dan FE adalah material penyusun teras yang berisi bahan bakar UN-PUN. Perbedaannya adalah BL hanya berisi UN sedangkan FE berisi UN-PUN selain itu penempatan BL didalam teras diletakkan dibagian tengah teras sedangkan FE berada disamping FE mengelilingi BL. Perbandingan masa UN dan PuN di BL maupun FE yang berada dalam bahan bakar ketika dimasukkan pertama kali kedalam teras reaktor terdapat pada tabel 1 serta komposisi penyusun-penyusun UN dan PuN terdapat pada tabel 5 dan 6. Pada awal operasi reaktor bahan bakar utama reaktor berasal dari FE. Hal ini dikarenakan oleh banyaknya Pu pada bahan bakar ketika pertama kali dimasukkan kedalam FE sebelum operasi reaktor dimulai. Berlangsungnya proses fisi menyebabkan Pu yang berada di FE akan berkurang sementara itu 238U yang berada di BL dan FE bertransmutasi menghasilkan isotop-isotop Pu. Pada beberapa saat kemudian terjadi akumulasi Pu hasil transmutasi 238U pada BL yang sangat banyak, sementara itu Pu yang dimasukan pada bahan bakar pada saat awal operai reaktor yang berada di FE semakin berkurang sehinga BL menjadi bahan bakar utama reaktor menggantikan peran FE(1). Grafik faktor multiplikasi dan burnup untuk silinder pipih selama 20 tahun operasi reaktor terdapat pada gambar (2) dan (3), sedangkan faktor multiplikasi dan burnup untuk konfigurasi teras setimbang dan tinggi terdapat pada tabel 7-8. Dari gambar 2 tampak bahwa terjadi penurunan keff mulai 0 sampai 5 hal ini berkaitan dengan semakin berkurangnya Pu yang berada di FE. Bertambahnya Pu di BL menyebabkan keff naik samapi t=14 dan setelah itu Pu di BL dan FE berkurang sehingga keff menurun sampai akhir operasi reaktor. Faktor Multiplikasi Silinder Pipih

Keff

1.003 1.002 1.001 1 0

5

10

15

20

Tahun

Gambar 2. Faktor multiplikasi efektif selama operasi reaktor untuk bentuk geometri teras silinder pipih

136


Peak dan Average Burnup Silinder Pipih 25 20 15 % 10 5 0

burnup avrburnup

0

10

20

30

Tahun

Gambar 3. Burnup selama operasi reaktor untuk bentuk geometri teras silinder pipih Faktor kelipatan keff maksimum hasil perhitungan untuk konfigurasi teras silinder pipih, setimbang dan tinggi masing-masing 1.0024, 1.0040 dan 1.0038 atau apabila dihitung excess reactivity menggunakan persamaan : ρ=

k eff − 1 1

x100%

(5)

diperoleh excess reactivity terbesar untuk ketiga bentuk geometri teras tersebut adalah 0.24, 0.40, 0.38 ∆k/k %.

KESIMPULAN Telah diperoleh disain reaktor cepat dengan daya 200 MW(t), waktu operasi 20 tahun berpendingin 44.5%Pb-55.5%Bi, dengan bentuk geometri teras silinder pipih,setimbang dan tinggi dengan excess reactivity terbesar untuk masing-masing bentuk geometri teras tersebut adalah 0.24, 0.40, 0.38 ∆k/k %.

UCAPAN TERIMAKASIH Penelitian ini dibiayai oleh KNRT melalui program Rintisan Pendidikan Gelar KNRT.

137


Tabel 1. Parameter-parameter reaktor Daya Pendingin Lama Operasi Bahan Bakar Geometri Teras Silinder Pipih Silinder Setimbang Silinder Tinggi

200 MW(t) 44.5%Pb-55.5%Bi 20 tahun UN-PuN Total Teras (cm) zt rt 199 124.25 229 114.5 280 110

Teras Aktif (cm) za ra 99 74.25 129 64.5 180 60

Tabel 2. Komposisi material Kode

Material f. v

BL1

BL2

FE3

FE4

FE5

FE7

CO

BS

PS

PR

Silinder Pipih f. m UN PuN 100 0 99.77 0.23 -

B.Bakar Struktur Pendingin B.Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin

67 10 23 60 11 29 31 24 25

B. Bakar Struktur Pendingin B.Bakar Struktur Pendingin B.Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin

67 10 23 67 10 23 0 0 100 0 100 0 0 60 40 0 60 40

87.86 -

12.14 -

Silinder Setimbang f. v f. m UN PuN 69 100 0 11 20 52 100 0 10 38 52 99.89 0.11 10 38 44 87.26 12.74 20 36 -

83.99 89 -

16.01 11 -

64 10 26 71 12 17 0 0 100 0 100 0 0 60 40 0 60 40

86.90 84.95 -

13.1 15.05 -

Silinder Tinggi f. v f. m UN PuN 41 100 0 12 17 39 91.51 8.49 15 46 65 92.32 7.68 10 25 57 10 33 47 16 17 0 0 100 0 100 0 0 60 40 0 60 40

84.88 91.69 -

15.12 8.31 -

138


Komposisi material struktur (jenis baja HT-9) pada tabel 3 sedangkan perbedaan komposisi komposisi struktur pada PS dan PR pada perbandingan masa antara HT9 dan B4C. Untuk PS 25% HT9-75%B4C sedangkan untuk PR 50%HT950%Ni. Komposisi material HT-9 terdapat pada tabel 4. f.v=fraksi volum (%) f.m=fraksi masa (%) BL1,BL2,FE3,FE4,FE5,FE7,CO,BS,PS,PR : Kode material yang ditempatkan pada teras reaktor (Gambar 1) Tabel 3. Komposisi material struktur (HT-9) pada BL1, BL2, FE3, FE4, FE5, FE7, CO

f.m

6C 0.21

14Si 0.21

24Cr 12.512

Nuklida 25Mn 26Fe 0.5 84.447

28Ni 0.57

42Mo 1.03

74W 0.52

Tabel 4. Komposisi material B4C PS Nuklida 5B 23.08 76.92 6C

f.m

Tabel 5. Komposisi UN Nuklida 235 U 238 U 15 N

Fraksi Masa (%) 0.00658 0.93413 0.05929 Tabel 6. Komposisi PuN

Nuklida 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 15 N

Fraksi Masa (%) 0.02198 0.63635 0.25630 0.02632 0.05905

139


Tabel 7 Faktor Multiplikasi effektif (keff) untuk geometri teras silinder setimbang dan tinggi selama operasi reaktor Tahun 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19

Geometri Teras Silinder Setimbang Silinder Tinggi 1.004 1.003 1.002 1.001 1.001 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.000 1.001 1.001 1.001 1.001 1.002 1.002 1.003 1.003 1.003 1.003 1.003 1.004 1.003 1.004 1.003 1.003 1.003 1.002 1.002 1.001 1.001 1.000 1.000

140


Tabel 8. Peak dan Average Burnup

Tahun 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19

Geometri Teras Silinder Setimbang Silinder Tinggi Burnup Burnup Average Peak Average Peak 0.70 1.24 0.65 1.47 1.41 2.46 1.30 2.88 2.11 3.64 1.95 4.25 2.82 4.79 2.60 5.57 3.52 5.90 3.25 6.85 4.23 6.99 3.90 8.08 4.93 8.05 4.55 9.27 5.64 9.08 5.20 10.42 6.34 10.08 5.85 11.52 7.05 11.05 6.50 12.58 7.74 11.99 7.15 13.61 8.47 12.91 7.80 14.60 9.18 13.80 8.45 15.56 9.89 14.66 9.10 16.49 10.60 15.51 9.75 17.39 11.31 16.33 10.40 18.27 12.02 17.14 11.05 19.12 12.74 17.93 11.70 19.95 13.45 18.71 12.35 20.75 14.16 19.47 13.00 21.54

DAFTAR PUSTAKA 1. SU’UD, Z., SEKIMOTO, H., Conceptual Design of Ultra Long Life Fast Reactor, Proceeding Pertemuan Ilmiah Tenaga Atom Karyasiswa Indonesia di Jepang I, Kyushu University, Fukuoka, Jepang, 1991. 2. SU’UD, Z., SEKIMOTO, H.,Thermal Hydraulic Analysis of Ultra Long Life Fast Reactors, Proceeding Pertemuan Ilmiah Tenaga Atom Karyasiswa Indonesia di Jepang II, Universitas Nagoya , Jepang, 1992. 3. SEKIMOTO,H., SU’UD, Z.,Design Study of Lead and Lead Bismuth Cooled Small Long Life Nuclear Power Reactors Using Metallic and Nitride Fuel, Nuclear Technology, 109, 1995.

141


4. SEKIMOTO,H.,SU’UD, Z. Design Study of Lead and Lead Bismuth Cooled Small Long Life Nuclear Power Reactors Using Metallic and Nitride Fuel, Nuclear Technology, 109, 1995. 5. SU’UD,Z. ,SEKIMOTO, H., ,Design and Safety Aspect of Lead and Lead Bismuth Cooled Long Life Small Safe Fast reactors for Various Core Configuration, J. Nuclear Science And Technology, 32(9), (1995) 834-845 6. SU’UD,Z.,SEKIMOTO, H.,Accident Analysis of Lead or Lead-Bismuth Cooled Small Safe Long-Life Fast Reactor Using Metallic or Nitride Fuel, Nuclear Engineering and Design ,162, (1996) 205-222 7. SU’UD, ZAKI, Comparative Study On Safety Performance Of Nitride Fueled Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor With Various Power Levels, Progress in Nuclear Energy, 32(3/4) (1998) 571-577. 8. SU’UD, Z., ARBIE, B.,Optimization of Small and Very Small Nuclear Liquid Metal Cooled Energy System for The Use in Indonesia, GENES4/ANP 2003 Conference, Kyoto, Jepang, 2003. 9. D.C. WADE,2003,STAR-H2: A Bettery-Type Lead-Cooled Fast Reactor for Hydrogen Manufacture in a Sustainable Hierarchical Hub-Spoke Energy Insfrastructure, GENES4/ANP, 2003. 10. YIDDIZ,B., KAZIMI,M.S., Efficiency of Hydrogen Production Systems Using Alternative Nuclear Energy Technologies, Hydrogen Energy, 2005. 11. JJ DUDERSTADT, Nuclear Reactor Analysis, 1st ed.,John Willey & Sons Inc, 1976. 12. SU’UD,Z., FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir, Laboratorium Nuklir, Jurusan Fisika ITB.

142


DISKUSI

EDWAREN LIUN 1. 2.

Sejauh mana jenis reaktor ini dapat menjadi sistem yang.aplicable untuk mensuplai energi dimasa mendatang dan prospeknya? Kendala-kendala apa saja yang dihadapi dalam perkembangannya untuk menjadi sistem yang dapat diterapkan ?

EPUNG 1.

2.

Saat ini design reactor cepat masih dalam tahap konseptual. Diproyeksikan 2030 tahun teknologi ini baru bisa diwujudkan. Saat ini Rusia, Jepang dan India telah memiliki reactor cepat daya rendah jadi secara teknologi konsep ini bisa diwujudkan Kendalanya adalah : Teknologi bahan bakar reaktor, karena Pb Bi rapat massanya besar sehingga diperlukan daya pompa yang besar dan teknologi material untuk menanggulangi korosi Pb Bi terhadap struktur baja reaktor.

143


DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama

: Drs. Epung Saepul Bahrum MT

2. Tempat/Tanggal Lahir

: Bandung, 14 Maret 1964

3. Instansi

: Fisika-ITB

4. Pekerjaan / Jabatan

: Peneliti PTBIN BATAN

5. Riwayat Pendidikan

: (setelah SMA sampai sekarang)

• 2003 – sekarang Mahasiswa S3 Jurusan Fisika ITB • 2001 S2 Teknik Material ITB • 1989 S1 Jurusan Fisika Universitas Padjadjaran 6. Pengalaman Kerja

:

• 1992- sekarang PTBIN – BATAN 7. Publikasi (Makalah)

:

• Epung Saepul Bahrum, Zaki Su’ud, Abdul Waris, Bambang AriWahjoedi, Rancangan Neutronik Reaktor Cepat Berpendingin Pb daya 200 MW(t), Prosiding Lokakarya Komputasi Dalam Sains Dan Tekmologi Nuklir XVI, 2005, BATAN • Epung Saepul Bahrum, Zaki Su’ud, Abdul Waris, Bambang AriWahjoedi, Simulasi Reaktor Cepat 200 MWt Berpendingin Pb:Reduksi Tinggi Teras Reaktor (I), Prosiding Seminar Nasional ke11 Teknologi Dan Keselamatn PLTN Serta Fasilitas Nuklir 2005, BATAN • Epung Saepul Bahrum, Zaki Su’ud, Abdul Waris, Bambang AriWahjoedi, Dian Fitriyani, Reactor Core Design Optimization Of The 200 MWt PbBi Cooled Fast Reactor for Hydrogen Production, Proceedings Asian Physics Symposium 2005, ITB

144

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( )

Recommend Documents