ANALISIS PASCA-KRITIKALITASREAKTOR TEMPERATUR TINGGI PRISMATIK HTTR

Ferhat Aziz, Abu K. Rivai'

ABSTRAK

ANALISIS PASCA-KRITIKALITAS REAKTOR TEMPERATUR TINGGIPRISMATIK HTTR. Telah dilakukan analisis basil perhitungan benchmark fisika teras pertama HighTemperature Engineering Test Reactor, HTTR, yang juga dibandingkan dengan basil eksperimenkekritisan. HTTR adalah reaktor temperatur tinggi berpendingin gas Jepang dengan teras prismatik.Reaktor ini menggunakan bahan bakar 002 diperkaya dalam bentuk coated particle dengan daya termal30 MW. Perhitungan dilakukan dengan paket program difusi SRAC yang dibandingkan dengan basilperhitungan para peneliti negara lain serta dengan basil eksperimen. Perhitungan sel untuk pembangkitantampang lintang nuklir dilakukan menggunakan metode probabilitas tumbukan, sedangkan penyelesaianpersamaan difusi neutron dilakukan dengan metode SOR. Dalam studi ini modul CITAllON digunakanuntuk menyelesaikan perhitungan kekritisan clan reaktivitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwakekritisan yang diprediksi sangat dekat dengan basil eksperimental, yaitu pada loading kolom bahanbakar ke-19.

Kata kunci: kekritisan pertama, H1TR, partikel berlapis, perhitungan benchmark

ABSTRACT

ANALYSIS ON THE RESULTS OF BENCHMARK CALCULATION ON THE STARTUP CORE PHYSICS OF HIGH TEMPERATURE ENGINEERING TEST REACTOR, HTTR. Ananalysis on the results of benchmark calculation on the start up core physics of High TemperatureEngineering Test Reactor, HlTR, was performed. HlTR is a Japanese high temperature gas-cooledreactor with prismatic type of core. The reactor is fueled with enriched UO2 coated fuel particle with athermal power of 30 MW. The calculation was performed using diffusion code system SRAC, the resultsof which were compared with results of other researchers calculation, as well as with experimentalresults. The cell calculation for cross-section generation was performed using collision probabilitymethod, while the neutron diffusion calculation was solved using SOR method. In this study, CIT AnONmodule was used to solve the core criticality and reactivity calculation. The results of this calculationwere froved to be very close to the experimental result of first criticality of the HlTR, i.e. at the loadingof 191 fuel column.

Keywords: first criticality, H1TR, coated fuel particle, benchmark calculation

.Pusbang Sistem Reaktor Maju (P2SRM) -BAT AN

25

Risalah Lokakarya Kornputasi dalam Sains daD Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003 (25-40)

PENDAHULUAN

H1TR (High Temperature Engineering Test Reactor) adalah reaktor temperaturtinggi yang berpendingin gas helium clan moderator grafit. Reaktor ini didesain untukmenghasilkan temperatrur keluaran 950°C clan daya termal 30 MW[ll, dengan tinggiteras efektif clan diameter masing-masing 290 clan 230 cm. Gambar 1 menunjukkanpandangan isometris HTTR clan Tabel 1 menunjukkan spesifikasi umum reaktor.Komponen-komponen teras reaktor ditunjukkan pada Gambar 2. Reaktor inidibangun dalam rangka memantapkan clan meningkatkan basis teknologi bagipengembangan R1T (reaktor temperatur tinggi) maju. Karena itu reaktor inimemfasilitasi pelaksanaan berbagai uji iradiasi untuk penelitian dasar inovatif pada

temperatur tinggi.Metode pemuatan bahan bakar secara anular pada teras telah dipilih untuk

mencapai kekritisan pertama. Metode ini dipilih karena tingkat ciri keseJamatanmelekat (inherent safety) yang baik untuk kecelakaan kehilangan pendingin[21.Penggunaan teras annular dapat meningkatkan mekanisme pemindahan panas, karenajalur pemindahan panas menjadi lebih singkat dengan menipiskan daerah bahan bakar.Data untuk perhitungan fisika teras diberikan oleh pihak JAERI[31. Dalam datatersebut diperinci spesifikasi teras clan komponen internalnya seperti bahan bakar,reflektor replaceable clan permanen, batang kendali clan bahan bakar dummy. Jugaada spesifikasi data batang bahan bakar, fuel compacts clan coated fuel particles.

Tujuan penelitian ini adalah untuk memeriksa clan menentukan kelaikan metodeperhitungan yang digunakan dalam menentukan kekritisan pertama denganmekanisme pemuatan bahan bakar ke dalam teras secara anular. Hasil perhitungandibandingkan dengan hasil eksperimen serta dibandingkan juga dengan hasilperhitungan peneliti yang lain.

TEORI

Persamaaan Difusi

Fisika Reaktor pada prinsipnya berhubungan dengan penentuan sifat-sifatpopulasi neutron, yaitu bagaimana fluks neutron bergantung pada ruang, waktu danenergi. Perhitungan fisika reaktor secara teliti hams memperhitungkan ketiga variabeltersebut secara satu kesatuan dan tidak terpisah satu sarna lain. Perhitungan yang telitidilakukan dengan memecahkan persamaan transport Boltzman. Namun perhitunganini cukup rumit karena banyak be saran-be saran fisis yang sering kali bergantung padaenergi secara rumit seperti adanya resonansi pada tampang lintang fisi untuk daerah

26

Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

tertentu. Selain itu teras reaktor bukanlah suatu medium yang homogen melainkanterdiri dari perangkat batang bahan bakar, batang kendali clan struktur teras.

Persamaan difusi merupakan suatu bentuk pendekatan yang paling sederhanaterhadap teori transport. Solusi dari persamaan difusi ini memberikan bentuk distribusifluks neutron tehadap ruang clan selanjutnya dapat diperoleh bentuk distribusi dayayang bergantung pada ruang. Pada persamaan ini energi neutron diasumsikanmemiliki grup-grup energi sehingga persamaan ini disebut persamaan difusimultigrup. Model persamaan yang akan dibahas adalah persamaan difusi g-grupdengan model teras berbentuk silindris arab r clan Z.

Persamaan keseimbangan jumlah neutron:

Sumbernetrondari

fisi(g)

Netron

hilang;arena

namburan

(g)

Netron

masuk

karena

namburan

tg)

Laju

perubahan

jumlahnetron

(g)

Perubahan

lcarena

absorpsi

19)

(1)Perobahan

karena

leakage

dimana indeks-g merupakan indeks grup 1,2, ...g dimulai daTi grup neutron yangmempunyai energi tertinggi sampai ke grup neutron dengan energi terendah. Tanda (-)menunjukkan jumlah neutron berkurang dan tanda (+) menunjukkan jumlah neutronyang bertambah.

Konsep keseimbangan di atas secara matematis dapat ditulis sebagai berikut:

}::;Sgg'~g' (2)gO

Perubahan neutron yang hilang karena absorpsi maupun hamburan dapatdigabung jadi suku removal yaitu:

LRg f/Jg = Lag f/Jg + LSg f/Jg. (3)

Dalam keadaan tunak (steady state):

1 BfjJ g--=0.Vg at

27

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains clan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003

Sehingga didapat persamaan difusi multigrup:

V.Dg V~g +I Rg~g =~LVg'Lfg'~g' +LLsgg'~gk g' g'eff(4)

dengan = tetapan difusi= tampang lintang makroskopis dari jenis reaksi i= probabilitas terjadinya reaksi fisi tiap sekon= fluks neutron yang bergantung ruang dan energi= faktor multiplikasi= suku leakage (bocoran)

= sumber neutron

= suku absorpsi

= neutron masuk karena scattering

D4vIti/J

keff

V.Dg V~g

Sg

I ag~g

I Sg~gILSg'g~g'g'

= neutron hilang karena scattering.

Penyelesaian Persamaan Multigrup

Persamaan difusi untuk dua grup bisa diselesaikan secara analitik, namun untukyang lebih dari dua grup solusi analitik menjadi cukup rumit. Pada penelitian inidigunakan g grup neutron sehingga dibutuhkan solusi numerik untuk persamaandifusi. Solusi persamaan difusi secara numerik dapat dipecahkan dengan metodenumerik hecla hingga SOR (successive over relaxation). Solusi persamaan inidilakukan untuk model silinder 2-dimensi, yaitu arab radial clan aksial.

Persamaan difusi neutron multigrup dapat dituliskan sebagai

-V.DgVt/Jg +LRgt/Jg =- k%g LVgiLfgi t/Jgi +LLsgigt/Jg. (5)

eff g' g'

Bila diintegralkan terhadap volume silinder, persamaan difusi tersebut menjadi

_Xg- Jtvg'4g'f/lg'd3r+ Jt~g'gf/lgid3r.k "" g' ""

g'I,) I,)

Ji,j

28

Analisis Pasca Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

Suku bocoran dapat diubah dengan teorema Gauss rnenjadi integral perrnukaan.Bentuk persarnaan difusi dengan rnetode nurnerik beda hingga (finite-difference)untuk suatu elernen ruang berindeks i (arah radial) clan} (arah aksial) adalah

(7)

Suku bocoran menjadi:

",i+I,j ",i,jD Y'g -Y'g Ai,i+I,j

g /).r

fDg VtPg.da =

i,j(8)

Keseluruhan model numerik persamaan difusi multigrup dapat dituliskan sebagaiberikut:

(9)

Apabila dikenakan syarat batas jarak terekstrapolasi:

(10)

29

Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003

Bila hal ini diberlakukan pada seluruh ruang maka akan terbentuk matrikspentadiagonal M, sehingga persamaan dapat diungkapkan dalam bentuk sederhana

M4>=S (11)

dimana flux neutron dapat diketahui dengan menginversikan matriks. Dari persamaanini harga keffdapat dicari dengan langkah-langkah sebagai berikut:

1

2Tebak 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 g'

Hitung cp(O) dengan menyelesaikan matriks pentadiagonal dengan

menggunakan metode SOR sampai konvergen dengan syarat konvergensebagai berikut,

t/Ji(m+l) -t/Jlm)t/Ji(m+l) <E.

Hitung

3

4.

5.

MODEL DAN PROSEDUR PERHITUNGAN

Pemodelan bahan bakar dan teras telah dilakukan dengan kode komputer yangmenerapkan pendekatan perhitungan metode difusi di atas. Semua perhitungandilakukan untuk temperatur teras 300K dan tekanan helium 1 atm. Gambar 3.menunjukkan diagram alir perhitungan benchmark. Kompak bahan bakar (fuelcompact) dimodelkan seperti Gambar 4. Sedangkan untuk perhitungan eigenvalueteras digunakan model perhitungan tiga dimensi (r-8-z). Gambar 5 menampilkanmodel perhitungan teras yang dilakukan dalam penelitian ini.

30

k(l) = k(O) 1,1 g'~~V~",i,j(O)Vi,j .L." 4 g' L." fg' '1' g'

i,j g'

Ulangi langkah 2 sampai tercapai syarat konvergen,

k(n+l) -k(n)k(n+l) <E .

Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HrrR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

Paket program SRAC Code system[4] telah digunakan pada keseluruhanperhitungan. Data nuklir yang digunakan adalah pustaka data ENDF/B-VI. ModulCELL digunakan untuk membangkitkan data tampang-lintang nuklir pada model gelbahan bakar. Data tersebut dikelompokkan ke dalam 6 grup energi, masing-masing 3kelompok energi termal dan 3 kelompok energi cepat. Perhitungan tampang lintangdilakukan dengan metode probabilitas tumbukan (collision probability method).

Guna menghemat waktu komputasi, kalkulasi gel dilakukan dengan geometrisilindris ekuivalen (dikenal juga sebagai aproksimasi Wigner-Seitz) dengan whiteboundary conditions, alih-alih menggunakan geometri heksagonal yang untuk kasusHTfR ini memiliki solusi yang lebih eksak. Hal ini dapat dilakukan mengingatdampaknya pada faktor multiplikasi k., relatif kecil, sebagaimana ditunjukkan olehJeong et al.S) Dalam perhitungan teras digunakan modul CITATION yang telahdiinkorporasikan ke dalam SRAC.

BASIL DAN PEMBAHASAN

Konstanta grup untuk gel bahan bakar clan blok grafit telah dihitung secaraberturutan dengan modul CELL. Di daerah bahan bakar digunakan telah dipergunakanopsi double-heterogeneity effects guna mempertimbangkan keberadaan partikel bahanbakar berlapis (coated fuel particles) yang terdispersi didalam kompak bahan bakar didalam struktur batang bahan bakar. Interaksi antara neutron dengan CFP inidiperhatikan dengan memilih metode probabilitas tumbukan. Radius luar R untuk 33pin block adalah 3.249 cm dan untuk 31 pin fuel block adalah 3.352 cm.

Untuk menghitung konstanta gel pengarah batang kendali berupa blok yangberisi 3 lobang besar, digunakan metode probabilitas tumbukan (collision probabilitymethod). Koefisien difusi arab radial dan aksial dihitung dengan formula Bernoit's.Seperti halnya pada kanal pendingin blok bahan bakar, lubang-lubang ini berisikan gashelium gas bertekanan 1 atm pada 300K. Kondisi batas refleksi isotropic (white) telahdigunakan pada batas luar gel satuan. Sel satuan batang kendali terdiri atas daerah voiddan daerah grafit. Radius dalam dan luar daerah ini masing-masing adalah 6,15 dan10,91 cm.

Fluks neutron dihitung dengan metode probabilitas tumbukan, yang digunakanpula untuk merata-ratakan konstanta kelompok dalam geometri gel. Metode yang sarnajuga digunakan untuk blok bahan bakar yang mengandung racun dapat bakar(burnable poison) yang pemodelannya ditunjukkan dalam Gambar 4. Radius luardaerah BP didapat 0,7 cm, sementara radius luar daerah bahan bakar terhomogenisasiadalah 13,44 cm. Variasi komposisi material ke arab aksial diperhitungkan denganmeratakan densitas ke arab aksial, dengan tentu saja memperhatikan rasio volumenya.Tabel 2 menampilkan nilai faktor multiplikasi takhingga (koo) untuk tiap gel bahan

31

Risalah Lokakarya Komputasi dalam gains dan Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003

bakar menggunakan dua macam pustaka data nuklir. Dari tabel ini tampak bahwapustaka data ENDF/B-VI.5 memberikan nilai faktor multiplikasi takhingga yang lebihrendah dibanding JENDL3.2. Hal ini tentunya berakibat pada nilai kritikalitas pertamapada loading yang lebih banyak. Mengingat pada perhitungan sebelumnya kritikalitaspertama diperoleh pada loading di bawah basil eksperimen, dapat dipastikan basilENDF/B-VI.5 akan lebih mendekati basil eksperimen.

Proses pemuatan bahan bakar ke dalam teras HTfR dilakukan dengan pengisiansecara melingkar sehingga berbentuk gelang (annular core). Pada perencanaankekritisannya, teras dimuati mulai daTi bagian lapisan terluar teras sejumlah 18 kolombahan bakar yang membentuk gelang tipis, hingga mencapai kekritisan. Selanjutnyabahan bakar diisikan ke lapisan yang lebih dalam membentuk gelang tebal (24 bahan.bakar). Dan akhimya mencapai teras penuh dengan 30 bahan bakar.

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 kendalidiasumsikan ditarik penuh (fully withdrawn), ditunjukkan pada Tabel 3. Tampak disini bahwa kekritisan pertama HTTR dapat dicapai pada pemuatan kolom bahan bakarke 18. Reaktivitas lebih pada kekritisan pertama yang dihitung dengan pustaka dataJENDL3.2 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 iniseluruh batang kendali diasumsikan pada posisi tertarik ke luar teras (withdrawn). Darirebel ini tampak bahwa reaktivitas teras semakin naik sesuai dengan bertambahnyajumlah bahan bakar yang dimasukkan ke dalarnnya. Dibandingkan dengan penelitiaging lainnya, basil perhitungan ini menunjukkan bahwa nilai reaktivitas yang didapatpada saat proses pengisian kolom bahan bakar secara annular daTi luar ke dalam inilebih rendah daripada hsil pengukuran, sementara kebanyakan peneliti lainmemperoleh harga di atas basil eksperimen, seperti juga tampak pada Gambar 6. Daribasil ini tampak bahwa pada model (r-8-z) yang digunakan di sini, efek kebocoranneutron di daerah tengah teras (streaming) tidak terlalu besar, dibanding modeltridiagonal yang digunakan para peneliti lain. Sedangkan para peneliti lain cenderungmelebihkan (overestimate) efek pengisian bagian tengah teras tersebut.

Hasil perhitungan ini masih bisa diperbaiki lagi dengan menggunakan model geldan teras yang lebih eksak, seperti tridiagonal, atau dengan metode Monte Carlo.

32

Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Ternperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

KESIMPULAN

Telah dilakukan perhitungan kekritisan pertama HTTR menggunakan metodedifusi paket SRAC code system dengan perhitungan 3-dimensi menggunakan model r-8-z dan pustaka data nuklir JENDL3.2 dan ENDF/BVI. Hasil simulasi inimenunjukkan 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 Temperature Engineering Test Reactor",JAERI-1332, Japan Atomic Energy Research Institute (1994)

2.

RONNEN, Y. and LEffiSON, M. J. Nuc/. Techno/., 80, 216-224 (1988)

3 NOJIRI NAOKI et al., Benchmark Problems Data for the HTTR Start-up CorePhysics Experiments, JAERI Memo 10-005, (1998)

4. KUGO, T., TSUCHIHASHI, K., TAKANO, H. and AKIE, H. : An EWS VersionofSRAC-Code: SRAC-EWS, JAERI (1994)

5 JEONG, C. J., OKUMURA, K., ISHIGURO, Y. and TANAKA, K.& Technol., 27, 515-523 (1990)

.l Nucl. Sci.

FERHAT AZIZ, et al.,"Evaluation of Bumable Poisson's Characteristics of HighTemperature Engineering Test Reactor (HTTR)," JAERI-memo 11-187, JapanAtomic Energy Research Institute, (2000)

6.

7 FERHAT AZIZ, et al., IAEA Benchmark Calculation Results of HTTR's Start-Up Core Physics Tests, "Results of Benchmark Calculation on Start-up CorePhysics of High Temperature Engineering Test Reactor," JAERl Memo 11-030,JAERl, (1999)

33

Risalah wkakarya Komputasi dalam Sains daD Teknologi Nuklir XIV. Juli 2003

Gambar Pandangan isometris reaktor HTTR

Detektor power range, ,-. ' ," :-. ' :. -, '. Detektor Wide range", ...

, ".,,'Reflektor replaceable ' .,

"," "" . Detektor sementaraDetektor sementara

, Beton'...,

Lobang iradiasi

Kolom pengarahbatang kendali Bejana tekan reaktor

~\ /8:---"':-_~~---~~..c---:",..-;:'~- --.~ ..

Zona Bahan Bakar ..'. :"...I .(angka menunjukkan urutan loading) ...

,..~ Detektor sementara

Gambar 2. Penampang melintang teras H1TR

34

Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prismatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

<~~~~~~~:>

Geometri sel &komposisi bahan bakar

~Gambar 3. Diagram alir perhitungan dengan SRAC

35

Risalah Lokakarya Komputasi dalam gains dan Teknologi Nuklir XIV, Juli 2003

Gambar 4. Model set bahan bakar (kiri) dan set BP (burnable poisson, kanan) dalamperhitungan SRAC (satuan dalam cm, tak berskala).

Gambar 5. Model geometri (r-8-z) untuk perhitungan reaktivitas teras, arah-z tegaklurus terhadap bidang r-8.

36

Ana!isis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

Jumlah kolom bahan bakar

Gambar 6. Komparasi hasil perhitungan benchmark HTTR-FC

Tabel1. Spesifikasi utama HTfR

37

Risalah wkakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XN, Juli 2003

Tabel 2. Faktor multiplikasi infinit (k",) hasil perhitungan untuk sel

Faktor multipl~kasi takhingga (k..,)

Fuel C~_.J BP CellFuel layer Fuel

block IDENDF/B-6 ENDF/B-6

f673320 1.5446 1.3519

1st laver f793320 1.5594 1.3872

£943120 1.5996 1.4309

£993120 1.6013 1.4397

523325 1.5082 1.2566

2nd layer f633325 1.5375 1.3092

f723125 1.5721 1.3469

f793125 1.5782 1.3674

f433325 1.4786 1.2012

jrd layer f523325 1.5082 1.2566

f593125 1.5470 1.2966

f633125 1.5553 1.3116

£343320 1.4259 1.1491

4th and 5th

layerf393320 1.4593 1.1979

f433120 1.4932 1.2340

f483120 1.5129 1.2653

38

Analisis Pasca-Kritikalitas Reaktor Temperatur Tinggi Prisrnatik HTTR (Ferhat Aziz, Abu Khalid Rivai)

Tabel 3. Faktor multiplikasi efektif clan reaktivitas teras sekitar kekritisan pertama

Number of 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 pemuatan kolom bahanbakar ke-18, 24 clan 30 ke dalam teras

Number of 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,

Pada Tabel 2 terdapat keteraturan data yang ditampilkan, kolom sebelah kiri lebihbesar daTi kolom sebelah kanan, merigapa demikian?Apakah angka-angka dituntut hingga 6 angka di belakang koma?

ABU KHAL ill RIV AI

I. Data nuklir yang digunakan dalam penelitian ini adalah SRACLm-EDF65 danSRACLm-illL32. Perbedaan basil yang diperoleh tentunya karena perbedaanmetode eksperimen maupun metode perhitungan dalam memperoleh data-datanuklir daTi masing-masing pustaka data nuklir tersebut.

2. Angka-angka dibuat sampai 6 angka di belakang kama karena untuk menunjukkanketelitian terutama karena sensitivitasnya nilai reaktivitas dalam perhitunganfisika reaktor.

DAFTARRIWAYATHIDUP

1. Nama : Abu Khalid Rivai, S.Si.

2. TempatfTanggal Lahir : Bogor, 8 Mei 1978

3. Instansi : P2SRM -BAT AN

4. Pekerjaan / Jabatan : StafBidang Teknologi Reaktor Maju

5. Riwayat Pendidikan : (setelah SMU sampai sekarang)

.Sarjana Fisika ITB, 1996-2001.

6. Pengalaman Kerja : -

7. Organisasi Profesional : -

40