PROSIDING 2106 - repository.ugm.ac.id Faisal lengkap.pdf · indonesia bagian timur dalam rangka...

PUSAT KAJIAN SISTEM ENERGI NUKLIR (PKSEN)PUSAT TEKNOLOGI DAN KESELAMATAN REAKTOR NUKLIR (PTKRN)

PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF (PTLR)PUSAT TEKNOLOGI BAHAN GALIAN NUKLIR (PTBGN)

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

PROSIDING

Batam, 4-5 Agustus 2016

“PERAN ENERGI NUKLIR

DALAM PENGEMBANGAN INDUSTRI NASIONAL

DAN PENINGKATAN KAPASITAS SDM”

ISSN : 2355-7524VOL. 1/2016

POLITEKNIK NEGERI BATAM

2 10 62 10 6

Sumber gambar: http://www.kernenergie.de/kernenergie-wAssets/img/

kernkraftwerke/kkg-grafenrheinfeld-atw2009.jpg?viewmode=blank

Sumber gambar: http://jadiberita.com/wp-content/uploads/2016/04/Barelang-Bridge.-696x426.jpg

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016Batam, 4-5 Agustus 2016

SEMINAR NASIONAL

TEKNOLOGI ENERGI NUKLIR 2016

Batam, 4

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONALPusat Kajian Sistem Energi Nuklir

Pusat Teknologi dan Keselamatan

Pusat Teknologi Limbah Nuklir

Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016 ISSN : 355

PROSIDING

SEMINAR NASIONAL

TEKNOLOGI ENERGI NUKLIR 2016

Batam, 4-5 Agustus 2016

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONALPusat Kajian Sistem Energi Nuklir

Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir

Pusat Teknologi Limbah Nuklir

Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir

Politeknik Batam

2016

ISSN : 355-7524

i

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016 ISSN : 355-7524 Batam, 4-5 Agustus 2016

ii

DEWAN EDITOR / PENILAI

KARYA TULIS ILMIAH :

KETUA :

Ir. Tagor Malem Sembiring (BATAN)

SEKRETARIS :

Drs. Sahala Maruli Lumban Raja (BATAN)

ANGGOTA :

Dr. Ir. Hendro Tjahjono (BATAN)

Dr. Roziq Himawan (BATAN)

Dra. M.B. Mike Susmikanti (BATAN)

Prof. Dr. June Mellawati, S.Si (BATAN)

Dra Heni Susiati, M.Si (BATAN)

Ir. Edwaren Liun (BATAN)

Ir. Erlan Dewita, M.Eng (BATAN)

Nuryanti, M.T. (BATAN)

Dr. Ir Budi Setiawan, M.Eng. (BATAN)

Ir. Aisyah, M.T. (BATAN)

Kuat Heriyanto, S.T. (BATAN)

Drs. M. Najib (BATAN)

Ngadenin, S.T. (BATAN)

Didi Istardi, M.Sc. (Poltek Negeri Batam)

Dr. Budi Sugandi (Poltek Negeri Batam)

Asdani Suhaemi, M.Sc. (Poltek Negeri Batam)

Dr. Sihana (UGM)


iii

SAMBUTAN KEPALA BATAN

Bismillahirohmanirrohiim,

Yth Para Pembicara Kunci,

Yth Para Undangan dan Peserta Seminar

Assalamualaikum Wr. Wb. Selamat pagi dan salam sejahtera bagi kita semua.

Mendengar laporan dari Ketua Panitia SENTEN 2016, bahwa terlihat peserta masih didominasi oleh peserta dari Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) yang separoh lebih. Ini bisa dimengerti karena memang teknologi nuklir, terutama terkait implementasinya di bidang energi, BATAN merupakan pelaksana kegiatan penelitian yang utama. Namun demikian, diharapkan bahwa dengan sebaran jumlah peserta ini ke depan diharapkan akan lebih baik dengan terus menerus dilakukan sosialisasi. Kerjasama pelaksanaan seminar dengan Pergutuan Tinggi dan Lembaga terkait di berbagai wilayah di Indonesia,akan mendorong kegiatan penelitan di bidang nuklir lebih berkembang dan lebih banyak diminati.

BATANdalam melaksanakan SENTEN 2016 ini, bekerja sama dengan Politeknik Negeri Batam. Seminar ini merupakan salah satu upaya untuk menyosialisasikan teknologi nuklir dan karya ilmiah BATAN maupun pihak-pihak terkait. Seminar SENTEN ini merupakan pertemuan ilmiah tahunan yang pada tahun 2016 ini merupakan seminar ke – 3 dengan mengambil tema “Peran Energi Nuklir dalam Pengembangan Industri Nasional dan Peningkatan Kapasitas SDM”.

Seminar ilmiah nasional ini merupakan salah satu sarana untuk membangun penguatan teknologi dari aspek SDM dan pengembagan industrinya dan bertujuan untuk menginformasikan berbagai hasil kajian/litbang teknologi nuklir dan iptek pendukungnya, serta memfasilitasi para peneliti, praktisi, akademisi dan pemerhati serta pemangku kepentingan untuk bertukar informasi terkait pengembangan teknologi energi nuklir dalam menjawab tantangan pengembangan industri nasional dan peningkatan kapasitas Sumber Daya Manusia (SDM).

BATAN juga telah bekerja sama dengan BP BATAM beberapa tahun terakhir, yakni pada pelaksanaan studi menentukan tapak potensial untuk PLTN.Studi tapak ini merupakan tahap studi pra-kelayakan yang dilakukan atas permintaan BP BATAM untuk mempersiapkan penyediaan infrastruktur listrik bagi pengembangan industri di wilayah Batam. Namun secara nasional kegiatan pengembangan pemanfaatan energi nuklir, dalam tahun ini masih merupakan kegiatan sosialisasi, mengenalkan pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) terkait lokasi, keselamatan, termasuk resiko yang mungkin terjadi.

Demikian sambutan singkat saya, Selamat Mengikuti Seminar, semoga memberikan hasil yang bermanfaat bagi masyarakat dan bagi kalangan peneliti, serta dapat mengembangkan pemanfaatan teknologi dan energi nuklir lebih luas.

Wassalamu’alaikum warohmatullahiwabarokatuh.

Batam, 4 Agustus 2016

Prof. Dr. Djarot Sulistio Wisnubroto


iv

KATA PENGANTAR

Puji syukur kami panjatkan kehadirat Tuhan Yang Maha Esa atas petunjuk dan

karunia-Nya sehingga Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir (SENTEN) – 2016 dengan tema “Peran Enegi Nuklir Dalam Pengembangan Industri

Nasional dan Peningkatan Kapasitas SDM” dapat diterbitkan. Prosiding ini

merupakan dokumentasi karya ilmiah para peneliti dari berbagai disiplin ilmu yang

berkaitan dengan teknologi dan energi nuklir dalam menopang industri nasional.

Seminar SENTEN-2016 telah dipresentasikan pada tanggal 04-05 Agustus 2016 di

Kampus Politeknik Negeri Batam, Jl. Ahmad Yani BATAM. Kegiatan pertemuan

ilmiah ini merupakan kegiatan tahunan yang ke III dari Pusat Teknologi dan

Keselamatan Reaktor Nuklir (PTKRN) dan Pusat Kajian Sistem Energi Nuklir

(PKSEN) BATAN berkerjasama dengan Politeknik Negeri BATAM untuk mengetahui

aktivitas dan hasil penelitian yang telah dicapai oleh para peneliti di bidang energi

dan teknologi nuklir.

Panitia telah menerima sebanyak 132 makalah teknis, dan setelah melalui seleksi

dan evaluasi dari Dewan Editor, diputuskan bahwa sebanyak 127 makalah dapat

disajikan dalam prosiding ini. Distribusi makalah yang diterima berasal dari BATAN,

Politeknik Negeri BATAM, Universitas BATAM, UGM, BAPETEN dan WANTANAS.

Semoga penerbitan prosiding ini dapat bermanfaat sebagai bahan referensi untuk

lebih memacu dan mengembangkan penelitian yang akan datang. Kepada semua

pihak, khususnya Tim Prosiding yang telah bekerja keras untuk penerbitan prosiding

ini, kami sampaikan terima kasih.

Jakarta, 07 Desember 2016

Dewan Editor


v


vi


vii


viii


ix


x

DAFTAR ISI

Dewan Editor ii

Sambutan Kepala Batan iii

Kata Pengantar iv

SK Kepala Batan v

Daftar Isi x

Kelompok A : Kebijakan, Perencanaan dan Aplikasi Sistem Energi Nuklir

1. ANALISIS KUALITAS SAMPEL LAS GTAW DENGAN METODA NDT

Mudi Haryanto,S. Nitiswati, Andryansyah

1

2. VALIDASI DIFFERENTIAL PRESSURE TRANSDUCERS DENGAN METODE BEDA KETINGGIAN AIR PADA UNTAI UJI FASSIP

G. Bambang Heru Nursinta Adi Wahanani, Mulya Juarsa

9

3. PERAN ENERGI NUKLIR SEBAGAI PENGGANTI PEMBANGKIT LISTRIK NEGARA DALAM PENGELOLAAN LIMBAH RUMAH SAKIT

DAN PROSES PENSTERILAN ALAT

Derry Trisna Wahyuni S, Arum Dwi Anjani, Devy Lestari Nurul Aulia

17

4. PEMELIHARAAN FASILITAS ENERGI TERBARUKAN : MONITORING PENSTOCK COATING PLTA JAWA BARAT

Gunawan Refiadi, Aris Tino, Gudnandar Dirgapermana

25

5. POTENSI SMR GUNA PENGEMBANGAN INDUSTRI MARITIM WILAYAH INDONESIA BAGIAN TIMUR DALAM RANGKA KETAHANAN NASIONAL

Hendri F. Windarto, M. Munir

33

6. STRATEGI PENINGKATAN PARTISIPASI INDUSTRI NASIONAL DAN ALIH TEKNOLOGI UNTUK RDE

Dharu Dewi Arum Puni Rijanti, dan Suparman

41

7. PERSEPSI MAHASISWA JURUSAN TEKNIK MESIN POLITEKNIK NEGERI BATAM TERHADAP PEMANFAATAN ENERGI NUKLIR

Nurul Laili Arifin, Muhammad Hasan Albana

49

8. PERAN ENERGI NUKLIR DALAM PENGEMBANGAN ENERGI LISTRIK DI KOTA BATAM

Sri Langgeng Ratnasari,Veronika, Gandhi Sutjahjo

57

9. EFISIENSI DETEKTOR HPGE UNTUK SAMPEL AIR DALAM VARIASI VOLUME MARINELLI

Putu Sukmabuana, Rasito Tursinah

65


xi

10. EVALUASIKINERJA SISTEM AKUISISI DATA NI-9213 MELALUI

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN TEMPERATUR

Agus Nur Rachman, Mulya Juarsa

73

11. PERHITUNGAN KEKUATAN LASAN PADA PENYANGGA TANGKI

PENDINGIN DAN TANGKI PEMANAS DIUNTAI FASSIP-01

Joko Prasetio W, Edi Marzuki

81

12. STUDY ON ROLE OF NUCLEAR HYDROGEN COGENERATION FOR CO2CONVERSION IN PETROCHEMICAL INDUSTRY

Djati H Salimy, Ign. Djoko Irianto

89

13. DATABASE SYSTEM DEVELOPMENT FOR COMPONENT RELIABILITY OF RSG-GAS BASED ON WEB

Mike Susmikanti, Aep Catur, Deswandri

97

14. TRAFFIC PATTERN CONSTRUCTION BASED ON STATISTICAL APPROACH FOR INTRUSION DETECTION SYSTEM

A. A. Waskita

105

15. KARAKTERISASI ARUS TEMBUS KABEL PENGHANTAR PEMANAS

PADA UNTAI FASSIP-01

Edy Sumarno, Sudarno, Mulya Juarsa

113

16. EFFICIENCY COMPARISON OF METHOD OF HANDLING MISSING

VALUEIN DATA EVALUATION SYSTEM OR COMPONENT

Entin Hartini

121

17. APLIKASI UNITED NATION FRAMEWORK CLASSIFICATION (UNFC) DI INDONESIA: STUDI KASUS SEKTOR LEMAJUNG, KALAN, KALIMANTAN BARAT

Nunik Madyaningarum, Heri Syaeful, Agus Sumaryanto

129

18. KAJIAN RISIKO PROYEK PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE)

Sahala Maruli Lumbanraja, Edwaren Liun, Rr. Arum Puni Rijanti

137

19. PERTANGGUNGJAWABAN KERUGIAN NUKLIR UNTUK PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR DI INDONESIA

Nurlaila,Elok S. Amitayani, June Mellawati

145

20. RENCANA PROGRAM PROTEKSI FISIK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL

Mudjiono, Erlan Dewita, Yaziz Hasan

153


xii

21. ENERGI NUKLIR SEBAGAI OPSI PASOKAN ENERGI DI INDONESIA

Rizki Firmansyah Setya Budi, Wiku Lulus Widodo

161

22. PERBANDINGAN BIAYA PEMBANGKITAN ENERGI LISTRIK SISTEM KALIMANTAN BARAT ANTARA OPSI NUKLIR DENGAN TANPA NUKLIR

Wiku Lulus Widodo, Rizki Firmansyah Setya Budi

169

23. PEMODELAN PASOKAN ENERGI SISTEM KELISTRIKAN BARELANG DENGAN OPSI NUKLIR

Elok S. Amitayani, Suparman, Wiku Lulus Widodo, Binsar O. Tambunan, Wulung Dahana

177

24. PERAN STRATEGIS PULAU BATAM DI BIDANG ENERGI DI KAWASAN REGIONAL ASIA TENGGARA

Edwaren Liun, Sahala M. Lumban Raja

185

Kelompok B : Teknologi Bahan

25. PEMBUATANDAN PREDIKSI BENTUK SENYAWA KONSENTRAT CERIUM DARI MONASIT

MV Purwani, Suyanti

193

26. PEMISAHAN UNSUR RADIOAKTIF DAN LOGAM TANAH JARANG DALAM TERAK TIMAH DENGAN FUSI ALKALI DAN PELINDIAN

ASAM

Mutia Anggraini, Irmina Kris Murwani

201

27. PERFORMANCE OFZrNbMoGe ALLOY FOR NUCLEAR REACTOR

STRUCTURE MATERIALS

A.H. Ismoyo, Parikin

209

28. PENGARUH PANAS LAS PADA STRUKTURMIKRO DAN KEKERASAN BAHAN STRUKTUR REAKTOR PLAT BAJA 57%Fe15%Cr25%Ni

Parikin, Sumaryo, A.H. Ismoyo, A. Dimyati

217

29. PENGUJIAN SAMBUNGAN LAS TABUNG GAS LPG 3 KG DENGAN LARUTAN PENETRAN DAN ARUS EDDY

Zaenal Abidin, Rian Komara, Djoko Marjanto

225

30. GEOLOGI DAN KETERDAPATAN ZIRKON, MONASIT PADA ENDAPAN SEDIMEN DAN ALUVIAL DI DAERAH KATINGAN KALIMANTAN TENGAH

Bambang Soetopo

233


xiii

31. STUDI KETERDAPATAN URANIUM DAN THORIUM DI PULAU BELITUNG

Andhika Janura Karunianto, Ngadenin, Bambang Soetopo

241

32. PENGARUH MEDIA PEMBATAS YANG BERBEDA PADA WELD X-RAY VIEWER MACHINE TERHADAP INTENSITAS CAHAYA DAN TEMPERATUR

Cahyo Budi Nugroho

249

33. EKSTRAKSI-STRIPPING Y, Dy, Gd, Ce, La, Nd DARI HASIL OLAH PASIR SENOTIM

Dwi Biyantoro, Tri Handini, Moch Setyadji

257

34. PENGENDAPAN LOGAM BERAT PADA LIMBAH PENGOLAHAN MONASIT DENGAN MENGGUNAKAN ASAM SULFAT ATAU ASAM KHLORIDA

Titi Wismawati. Roza Indra Laksmana, Dany Poltak Marisi. Andung Nugroho, Sri Widarti

265

35. PEMBUATAN KONSENTRAT NEODIMIUM DARI LOGAM TANAH JARANG HIDROKSIDA (REOH)MELALUI DIJESTI ULANG

Suyantidan MV Purwani

273

36. PEMBUATAN Y OKSIDA MELALUI PROSESPENGENDAPAN DAN KALSINASI

Tri Handini, Bambang EHB, Sri Sukmajaya, Dwi Biyantoro

281

37. KARAKTERISASI ZIRCON OPACIFIER HASIL OLAH PASIR ZIRKON KALIMANTAN

Sajima, Moch. Setyadji, Erlin Purwita Sari

289

38. ANALISIS STRUKTUR MIKRO BAJA SA516Gr70 AKIBAT REGANGAN TARIK DAN MULUR

Andryansyah, Sri Nitiswati, Mudi Haryanto, Darlis

297

39. ANALYSIS ON THE STRESS EFFECT OF SUS 316 CREEP DAMAGE PARAMETER

S. Nitiswati, R. Himawan, A. Mardhi

305

40. ANALISIS KEKUATAN MEKANIK STRUKTUR UNTAI UJI TERMOHIDROLIKA REAKTOR MENGGUNAKAN PERANGKAT LUNAK UJI STRUKTUR

Dedy Haryanto, Mulya Juarsa, Sagino

313

41. ANALYSIS OF AlMg3 MATERIAL CORROSION AS RSG-GASBEAM TUBE

Febrianto, Elfrida Saragi, Abdul Hafid, Sriyono, Dyah Erlina Lestari

321


xiv

42. POLIMERISASI PATI-POLIVINYL ALKOHOL-AKRILAMIDA-OLIGO KITOSAN SEBAGAI BAHAN PELAPIS LEPAS LAMBAT UNTUK PUPUK NPK DENGAN TEKNIK IRADIASI

Gatot Trimulyadi Rekso, Saefumillah, A. Rabriella, N.

329

43. PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI KOMPOSIT POLIMER UHMWPE DENGAN FILLER Na2B4O7.5H2O SEBAGAI PERISAI RADIASI NEUTRON TERMAL

Mardiyanto, Abu K. R, Sulistioso G. S, Istanto, Fakhrurroji, Juliyani, Winda S. B, Enny Z, Dian F, dan Elvaswer

337

44. SINTESIS PADUAN MIKRO BAJA ODS Fe-15Cr- 0.5Y2O3 MENGGUNAKAN IRADIASI ULTRASONIK

Marzuki Silalahi, Hanif Abdurrahman Wicaksana, Bambang Sugeng, Arbi Dimiyati, Bambang Suharno

345

Kelompok C : Teknologi Keselamatan Reaktor

45. ANALISIS KONVEKSI PAKSA PADA TERAS REAKTOR TRIGA BANDUNG BERELEMEN BAKAR TIPE PELAT MENGGUNAKAN COOLOD-N2

Sudjatmi K.A., Endiah Puji Hastuti, Surip Widodo, Reinaldy Nazar

353

46. ANALYSES OF ENERGY CONVERSION SYSTEM FOR NUCLEAR REACTOR CONCEPT WITH 2.9 MW ELECTRICITY POWER

Sri Sudadiyo

361

47. THE ISSUES OF PLC AND FPGA IMPLEMENTATION IN NUCLEAR POWER PLANTS

Syaiful Bakhri

369

48. DEVELOPMENT OF ACOUSTIC CONDITION MONITORING FOR PUMP PREDICTIVE MAINTENANCE

Sudarno, Anik Purwaningsih, Edy Sumarno

377

49. COMPARISON STUDY ON MODELS OF CREEP STRAIN FOR GRAPHITE MATERIAL AT HTGR

Roziq Himawan, Sri Sudadiyo, Elfrida saragi

385

50. ANALYSIS ON HUMAN ERROR PROBABILITY IN A REACTOR ACCIDENT SCENARIO BASED ON SPAR-H METHOD

S. Santoso

393


xv

51. ANALYSIS ON THE ADEQUACY LEVEL OF DEFENCE IN DEPTH FOR THE MODULAR HTGR

D.T. Sony Tjahyani, Julwan Hendry Purba

401

52. HUMAN RELIABILITY ANALYSIS IN NUCLEAR POWER PLANTS

Julwan Hendry Purba, D.T. Sony Tjahyani

409

53. DESAIN KONSEPTUAL SISTEM KENDALI TEMPERATUR DAN LAJU ALIR UNTUK MENDUKUNG DOKUMEN URD HTGR

Khairul Handono, Agus Cahyono, Kristedjo Kurnianto

417

54. KARAKTERISASI PRE-COOLER SEBAGAI SISTEM HEAT SINK PADA UNTAI FASSIP-01

Giarno, G.B. Heru K, Joko Prasetio Witoko, Mulya Juarsa

425

55. SIMULATION ON THERMODYNAMICS CHARACTERISTICS OF RGTT200K DESIGN USING FLOWNEX SOFTWARE

Kiswanta, Sumijanto

433

56. ANALYSIS AGING RSG-GAS REACTOR PROTECTION SYSTEM USING DRIFT SIGNAL CHARACTERIZATION

Kussigit Santosa, Sudarno, Agus Nur Rahman

441

57. DETERMINATION OF THE MOLECULAR STRUCTURES AND CHEMICAL COMPOSITION OF CORROSION INHIBITOR USING FTIR AND GCMS.

Rahayu Kusumastuti, Sriyono, Geni Rina Sunaryo, Diah Erlina Lestari

449

58. THERMAL DISTRIBUTION ANALYSIS IN PRESSURE VESSEL WALL OF PWR

E. Saragi, R. Himawan,P.W. Kedoh

457

59. INVESTIGATION OF IRON TOTAL CROSS-SECTIONS IN HIGH ENERGY THROUGH BROOMSTICK CALCULATION FOR NEW VERSION EVALUATED NUCLEAR DATA FILES

Suwoto, Hery Adrial, Zuhair

465

60. DIGITALISASI SISTEM PENGUKURAN FLUKS NEUTRON REAKTOR RSG-GAS BERBASIS LABVIEW

Agus Nur Rachman, Muhammad Subekti, Kussigit Santosa, Ranji Gusman

473

61. ANALYSIS OF IMPORTANCE MEASURES FOR DIGITAL INSTRUMENTATION AND CONTROL SYSTEM OF NUCLEAR REACTORS

Deswandri

481


xvi

62. CALCULATION OF O2 CONCENTRATIONS FORMED FROM THE RADIOLYSIS OF PWR COOLANT BY-RAYS, FAST NEUTRONS AND TRITIUM-PARTICLES

Sofia Loren Butarbutar, Geni Rina Sunaryo, Rahayu Kusumastuti

489

63. DEVELOPMENT OF COMPUTING CIRCUIT FOR DETECTING UNBALANCED LOAD OF RSG-GAS REACTOR PROTECTION SYSTEM WITH LabVIEW

Anik Purwaningsih, Agus N. Rachman, Syaiful Bakhri, Ranji G, Heri S

497

64. FISSION PRODUCTS INVENTORY ANALYSIS OF HTGR FUEL BY USING ORIGEN2.1 COMPUTER CODE

Ihda Husnayani, Sri Kuntjoro, Pande Made Udiyani

505

65. CONCEPTUAL DEVELOPMENT ON THE RADIATION PROTECTION DESIGN BASES FOR EXPERIMENTAL POWER REACTOR

Sigit Asmara Santa, Pande Made Udiyani

513

66. PRELIMINARY ANALYSIS OF THE UNBALANCED LOAD DETECTION SYSTEM IN THE RSG-GAS REACTOR

Tagor Malem Sembiring, Kristedjo Kurnianto, Mochamad Imro, Abdul Azis Rohman Hakim

521

67. DOSES ANALYSIS OF A HYPOTHETICAL LOCA ACCIDENT IN NUCLEAR POWER PLANT (NPPs) SITTING

P.M. Udiyani, S. Kuntjoro, and I. Husnayani

529

68. PERFORMANCE INVESTIGATION OF PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM IN HIGH TEMPERATURE REACTOR

Hendro Tjahjono, Surip Widodo, Andi Sofrany Ekariansyah

537

69. ANALYSIS ON THERMAL CHARACTERICTIC OF HEATER IN LOOP FASSIP-01 EXPERIMENTAL FACILITY

Sukmanto Dibyo, Mulya Juarsa, Ign Djoko Irianto

545

70. CHARACTERISTIC OF CONTROL RODS REACTIVITY WORTH OF THE AP 1000 CORE

Tukiran S, Tagor MS, Surian P.

553

71. THERMAL-HYDRAULIC PERFORMANCE OF HIGH POWER RESEARCH REACTOR CORE DESIGN AS A FUNCTION OF URANIUM FUEL DENSITY

Endiah Puji Hastuti, Lily Suparlina, Supardjo

561

72. ANALYSIS ON NEUTRONIC PARAMETERS OF THE AP1000 REACTOR CORE

Surian Pinem, Tukiran Surbakti

569


xvii

73. PRELIMINARY STUDY ON LOSS OF FORCED CIRCULATION ACCIDENT OF 10 MW PEBBLE BED MODULAR REACTOR

Jupiter Sitorus Pane

577

74. MODELLING ON THE ATLAS TEST FACILITY FOR BEST-ESTIMATE SIMULATION OF LOSS OF COOLANT ACCIDENT

Andi Sofrany Ekariansyah, Surip Widodo, Hendro Tjahjono

585

75. GAMMA SOURCE STRENGTH ANALYSIS DURING POSTULATEDACCIDENTS CONDITION IN PWR 1000 MWe

Anis Rohanda

593

76. ANALYSIS OF DOSE RATES DISTRIBUTION IN TRIGA-PELAT REACTOR

A. Hamzah

601

77. CANONICAL CORRELATION ANALYSIS ON ATTRIBUTES OF NUCLEAR INSTALLATION SAFETY CULTURE

Johnny Situmorang, Imam Kuntoro, Sigit Santoso

609

78. SURVEILLANCE CORROSION FOR INTERIM STORAGE

Geni Rina Sunaryo, Sriyono

617

79. ANALYSIS OF THE NUMBER OF MINIMUM TUBE FOR OPTIMAL OPERATION IN A HEAT EXCHANGER RSG G.A. SIWABESSY

Abdul Hafid, Marliyadi Pancoko, Santosa Pujiarta

625

80. FUEL SHELL OXIDATION RATE ESTIMATION DURING STATION BLACK OUT ACCIDENT IN RGTT200K

Sumijanto,Kusigit Santosa, Kiswanta

633

81. ANALYSIS OF TOPAZ IRRADIATION EFFECT TO THE EXISTING OF COBALT-60 IN THE RSG GAS PRIMARY COOLANT

Sriyono, Rahayu K, Abdul Hafid, Geni Rina Sunaryo

641

82. RADIONUCLIDE INVENTORY ANALYSIS OF THE SMR SMART 330 MWT REACTOR

Sri Kuntjoro

649

83. STUDY ON SINGLE PHASE NATURAL CIRCULATION COOLING CHARACTERISTIC IN PASSIF-01 FACILITY USING RELAP5

Susyadi, Surip Widodo, Mulya Juarsa

657

84. IMPROVEMENT OF OPERATION OF THE RSG-GAS REACTOR FOR ITS SECOND LIFE TIME

Iman Kuntoro

665


xviii

85. PASSIVE SYSTEM SIMULATION FACILITY (FASSIP) LOOP FOR NATURAL CIRCULATION STUDY

Mulya Juarsa , Giarno, G.B. Heru K., Dedy Haryanto, Joko Prasetio

673

86. AP1000 PARTIAL AND COMPLETE LOSS OF FLOW ACCIDENT ANALYSIS USING RELAP5

Surip Widodo, Andi Sofrany Ekariansyah

681

Kelompok D : Proteksi Reaktor dan lingkungan

87. THE DEMONSTRATION OF COMPUTER-BASED ANALYTICAL TOOL FOR EVALUATING PHYSICAL PROTECTION SYSTEM EFFECTIVENESS

Alim Mardhi, JulwanPurba

689

88. PERHITUNGAN KAPASITAS PENYIMPANAN SUMBER BEKAS IRIDIUM-192 DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF

Husen Zamroni, Suryantoro, Irwan Santoso, Suparno, Suhartono, Miswanto, Nurul Efri Ekaningrum

697

89. KAJIAN DISPERSI RADIONUKLIDA DALAM HIDROSFERDARI SKENARIO KECELAKAAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL

Sucipta, Dadang Suganda

705

90. PENYERAPAN 134Cs DALAM AIR OLEH IKAN LELE (Clarias sp)

Putu Sukmabuana

713

91. POWER PLANT EMISSIONS INVENTORY IN BATAM

Dwi Kartikasari

721

92. POTENSI PENYEBARAN MATERIAL RADIONUKLIDA DARI FASILITAS RDE MENGGUNAKAN SOFTWARE SIMPACTS

Sufiana Solihat, Wiku Lulus Widodo

729

93. PEMISAHAN DAN ANALISIS ISOTOP CESIUM DAN URANIUM DI DALAM PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI

Arif Nugroho, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Iis Haryati

737

94. PERBANDINGAN ESTIMASI DOSIS INTERNAL 177Lu-DOTA TRASTUZUMAB MANUSIA ASIA DAN CAUCASIAN BERDASARKAN UJI BIODISTRIBUSI PADA MENCIT

Nur Fitri Romadoni, Nur Rahmah Hidayati, Wahyu Setiabudi

745


xix

95. KARAKTERISTIK DETEKTOR SODIUM IODIDE DALAM PEMANFAATANNYA SEBAGAI SEGMENTED GAMMA SCANNER LIMBAH RADIOAKTIF

Hendro, Mohamad Nur Yahya

753

96. STRATEGI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE)

Erlan Dewita, Siti Alimah, Husen Zamroni

761

Kelompok E : Tapak dan Perizinan

97. KECUKUPAN PROGRAM KONSTRUKSI GEDUNG & PEMBANGKIT LISTRIK TERHADAP PROGRAM KONSTRUKSI PEMBANGUNAN PLTN

Arifin Muhammad

769

98. PENGEMBANGAN PENGATURAN ASPEK PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM DESAIN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

NanangTriagung Edi Hermawan

777

99. KAJIAN PROSES PERIZINAN TAPAK REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL (RDE) DI INDONESIA

Moch. Djoko Birmano

785

100. INTERPRETASI ANOMALI GEOMAGNETIK DAERAH RABAU HULU,

KALAN

Dwi Haryanto, Adhika Junara Karunianto, Mirna Berliana Garwan

793

101. SEBARAN PENDUDUK DI PROVINSI KEPULAUAN RIAU : STUDI ASPEK DEMOGRAFI PRA-SURVEI TAPAK PLTN

Siti Alimah, June Mellawati, Murdaningsih

801

102. ANALISIS KELAYAKAN FINANSIAL PROYEK PLTN SMR DI PULAU BATAM DENGAN MENGGUNAKAN SOFTWARE FINPLAN

Nuryantidan Elok Satiti Amitayani

809

103. KAJIAN AWAL KONDISI GEOLOGI KEPULAUAN BARELANG PADA KEGIATAN PRA SURVEI TAPAK PLTN

June Mellawati, Heri Syaeful, F.Dian Indrastomo, Ratih Agustin Putri

817

104. PEMANTAUAN GEMPA MIKRO DI TAPAK RDE DAERAH SERPONG DAN SEKITARNYA

Hadi Suntoko, Ajat Sudrajat, Sriyana

825


xx

105. PENDEKATAN BERBASIS RISIKO DALAM DESAIN SEISMIK STRUKTUR SISTEM DAN KOMPONEN (SSK) INSTALASI NUKLIR

Nur Siwhan, Arifin Muhammad Susanto

833

106. SISTEM MANAJEMEN DALAM PERSIAPAN PEMBANGUNAN REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL : TANTANGAN DAN PENINGKATAN

A. Bayu Purnomo, Sriyana

841

107. ANALISIS KANDUNGAN TSS PERAIRAN LAUT DI TAPAK TERPILIH PLTN PESISIR BARAT KABUPATEN BANGKA SELATAN

HeniSusiati, Yarianto SBS.

849

Kelompok F : Teknologi Reaktor

108. HTGR EFFICIENCY IMPROVEMENTBY COGENERATION OUPLING WITH STEAM METHANE REFORMING HYDROGEN PRODUCTION PLANT

Nurul Huda, Sumijanto, Ign. Djoko Irianto, Sriyono, M. Subekti

857

109. THERMODYNAMIC ANALYSIS ON RANKINE CYCLE STEAM FOR COGENERATION SYSTEMS RGTT200K

Ign. Djoko Irianto, Sukmanto Dibyo, Djati H. Salimy, Jupiter S. Pane

865

110. THE EFFECT OF SEA SURFACE TEMPERATURE INCREASE ON THERMAL-HYDRAULICS DESIGN OF PWR1000 IN INDONESIA

Muh. Darwis Isnaini

873

111. THE CONDENSOR MASS AND ENERGY BALANCE ANALYSIS TO OPTIMIZE CONDENSING PROCESS IN SECONDARY SYSTEM OF HTGR10K

Piping Supriatna, Sriyono

881

112. OPTIMASI DESAIN TERAS HTGR 150 MWT DENGAN VARIASI GEOMETRI TERAS DAN PENGAYAAN URANIUM

Ganjar Putro Indratoro dkk

889

113. STUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWTH DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH

Faisal Fuad Nursyahid, Topan Setiadipura, Alexander Agung

897

114. STUDY ON THE USE OF WALLPAPER-TYPE FUEL IN NEUTRONIC DESIGN OF SMALL PEBBLE BED REACTOR

Zuhair, Suwoto, TopanSetiadipura, Putranto Ilham Yazid

905


xxi

115. APLIKASI KONDISI FLUIDA SUPERKRITIS PADA HTGR-10 MWth.

Denissa Beauty Syahna, Dedy P, Erlan D., Ign Djoko Irianto

913

116. DFT STUDY OF CESIUM DEFECT IN SILICON CARBIDE LAYER TRISO PARTICLE

D. Andiwijayakusuma, S. Ahmad, T. Setiadipura

921

117. STUDY ON FUEL MULTIPASS EFFECT ON CORE PERFORMANCE OF SMALL PEBBLE BED REACTOR

TopanSetiadipura, Dwi Irwanto, Zuhair

929

118. NEUTRON FLUX DISTRIBUTION AND POWER GENERATEDIN UO2 IRRADIATION TARGET IN THE PRTF OF RSG GAS CORE

J. Susilo and I. Kuntoro

937

119. COMPACT CORE DESIGN OPTIMIZATION BASED ON HIGH DENSITY SILICIDE FUEL PLATE TYPE

Lily Suparlina

945

120. ANALYSIS OF THORIUM OXIDE UTILIZATION ON INITIAL CRITICAL

CORE OF HIGH TEMPERATURE REACTOR

Rokhmadi, Zuhair, Topan Setiadipura

953

121. THE CURRENT STATUS OF INDONESIA EXPERIMENTAL POWER REACTOR 10 MW (RDE)

Taswanda Taryo

961

122. ANALYSIS ON FUEL INVENTORY OF HTGR 10 MWt PEBBLE BED BASE ON BURNUP LEVELS VARIATION USING MCNPX.

Hery Adrial, Suwoto, Zuhair

969

123. EFFECTS OF HIGH DENSITY FUEL LOADING ON GAMMA HEATING GENERATION OF RRI-50

Setiyanto dan Jupiter S. Pane

977

124. THE COMPARISON OF FUEL MODEL ARRANGEMENT ON COOLANT THERMAL ANALYSIS FOR INDONESIA EXPERIMENTAL POWER REACTOR DESIGN

M. Subekti, Dibyo S., and M.A. Gofar

985

125. METODE PENGENDAPAN DAN PENUKAR KATION PADA PROSES PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al.

Aslina B. Ginting, Yanlinastuti, Boybul, Arif Nugroho, Dian Anggraini, Rosika Kriswarini

993


xxii

126. OPTIMASI PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI UNTUK PENENTUAN ISOTOP235U DAN 239Pu DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI

Yanlinastuti, Boybul

1001

127. HUBUNGAN POLIMORFISME GEN PSA 252 DENGAN NILAI PSA PADA PASIEN DENGAN KELAINAN PROSTAT

Wiwin Mailana

Indeks Pemakalah

1009

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2016 Batam, 4-5 Agustus 2016

897

ISSN: 2355-7524

STUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150 MWT DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH

Faisal Fuad Nursyahid1, Topan Setiadipura2, Alexander Agung1

1 Departemen Teknik Nuklir dan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada, Jalan Grafika No.2, Yogyakarta, 55281

2Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir Batan, Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan, 15310

email: [email protected]

ABSTRAK STUDI AWAL OPTIMASI BURNUP HTR-PM 150MWTH DENGAN MENGGUNAKAN BAHAN BAKAR U-TH. HTR-PM adalah reaktor generasi IV milik Tiongkok yang akan beroperasi dan tersambung ke grid pada akhir tahun 2017. HTR-PM menggunakan dua modul teras dengan daya termal masing-masing modul 250 MWt dan mampu menghasilkan daya elektrik sebesar 210 MWe. Pada penelitian kali ini daya termal HTR-PM diubah menjadi 150 MWt. Studi awal optimasi burnup HTR-PM dilakukan pada kondisi kritis dan ekuilibirum dengan melakukan variasi loading heavy metal, pengayaan uranium dan konsentrasi Th/U. Selanjutnya dilakukan modularisasi terhadap geometri reaktor akibat pengubahan daya termal teras. Dari hasil studi didapatkan nilai burnup optimal pada kondisi variasi loading heavy metal 9 g/pebble, pengayaan uranium sebesar 15% w/t, dan konsentrasi Th/U sebesar 15% w/t. Setelah dilakukan descalisation ukuran geometri teras berubah menjadi, radius 150 cm dan tinggi 660 cm. Selain itu juga dilakukan perbandingan jumlah multipass yang optimal untuk mendapatkan power peaking factor yang optimum. Pada studi kali ini simulasi HTR-PM menggunakan program pebbed6 code. Kata kunci: burn up, optimasi, pebbed6, thorium, HTR-PM.

ABSTRACT PRELIMINARY STUDY BURNUP OPTIMIZATION OF HTR-PM 150 MWTH WITH U-TH FUEL . HTR-PM is a gen IV nuclear reactor power plant from China and will be operated and connected to grid at the end of 2017. HTR-PM used two modular cores with each of module has 150 MWt power. Preliminary study burn up optimization of HTR-PM was performed at critical and equilibrium condition by varying of heavy metal loading, uranium enrichment, Th/U concentration. Then, modularization was performed toward reactor geometry due to change of core thermal power. From this study we obtain value of optimal burn up at condition of heavy metal loading 9 g/pebble, uranium enrichment 15% w/t, and Th/U concentration 15% w/t. After modularization, core geometry was about radius 150 cm and height 660 cm. Besides, study of optimal number of multipass was performed to obtain value of optimum power peaking factor. For this experiment, pebbed6 code was used to simulated HTR-PM. Keyword: burn up, optimization, pebbed6, thorium, HTR-PM

Studi Awal Optimasi Burnup HTR-PM ... Faisal Fuad Nursyahid, dkk

898

ISSN: 2355-7524

PENDAHULUAN

Indonesia adalah salah satu negara dengan pertumbuhan ekonomi yang cepat di dunia. Saat ini Indonesia merupakan negara dengan ekonomi terbesar ke 16 di dunia dan dalam waktu 15 tahun mendatang diproyeksikan akan menjadi negara dengan ekonomi terbesar ke tujuh di dunia. Pertumbuhan ekonomi ini tidak terlepas dari semakin meningkatnya kegiatan industrialisasi di Indonesia. Sehingga dengan proyeksi pertumbuhan ekonomi yang meningkat maka kegiatan sektor industri juga di proyeksikan akan meningkat. Kegiatan industri merupakan kegiatan yang padat energi sehingga membutuhkan pasokan energi yang mencukupi.

Kebutuhan energi di Indoensia yang semakin meningkat dari tahun ke tahun, baik dari meningkatnya industrialisasi maupun dari bertambahnya jumlah penduduk, perlu diimbangi dengan pemenuhan dan pemerataan energi yang baik agar ketahanan energi tetap terjaga. Berdasarkan data PLN, Pada periode tahun 2015 - 2024, kebutuhan tenaga listrik Indonesia diperkirakan akan meningkat dari 219,1 TWh menjadi 464,2 TWh dengan pertumbuhan rata-rata 8,7% per tahun.[3]

Indonesia masih bergantung pada energi fosil sebagai sumber energi fosil sebagai sumber energi utama dan jumlah pemakaiannya meningkat dari tahun ke tahun. Bahan bakar fosil merupakan energi yang tidak terbarukan, oleh sebab itu perlu dipertimbangkan penggunaan energi alternatif untuk mensubstitusi pemakaian energi fosil yang jumlahnya semakin sedikit. Ada 2 sumber energi alternative yang dapat dipertimbangkan pemakaiannya di Indonesia yaitu energi nuklir dan energi terbarukan. Potensi energi terbarukan di Indonesia cukup besar mengingat letak geografis yang berada di garis khatulistiwa dan cincin api sehingga potensi tenaga surya dan panas bumi yang melimpah. Sedangkan untuk energi nuklir, Indonesia memiliki potensi cadangan (spekulatif) uranium di Indonesia tercatat sebesar 59.200 ton atau ekuivalen dengan 6,5 GWe. Sedangkan total cadangan (spekulatif) thorium tercatat sebesar 1.500 ton atau ekuivalen dengan 1.850 MWe untuk 30 tahun operasi. [7]

Energi nuklir merupakan salah satu energi potensial masa depan untuk memenuhi kebutuhan energi listrik yang semakin meningkat. Salah satu masalah yang dihadapi Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) konvensional adalah kekhawatiran akan sistem keselamatan dan keamanannya serta ketersediaan bahan bakar nuklir fisil yang semakin terbatas. Sehingga dikembangan PLTN generasi IV yang mampu mengatasi masalah tersebut. PLTN generasi IV perlu memenuhi empat persyaratan utama yaitu kesinambungan (sustainability), keekonomian (economics), keamanan dan keandalan (safety and reliability) serta resistansi proliferasi dan proteksi fisik (proliferation resistance and physical protection).[9] Terdapat banyak jenis reaktor generasi IV, antara lain: Very High Temperature Reactor (VHTR), Sodium Fast Reactor (SFR), Super-critical Water cooled reactor (SCWR), Lead Cooled Fast Reactor (LFR), dan Molten Salt Reactor (MSR). Saat ini ada berbagai prototype VHTR yang dikembangkan semisal HTR-PM yang dikembangkan di Tiongkok, NGNP yang dikembangkan di USA, GT-MHR dan GTHTR300C yang dikembangkan oleh USA dan Rusia, serta PBMR yang dikembangkan di Afrika Selatan. [2]

HTR-PM adalah reaktor generasi IV yang perkembangannya paling pesat diantara reaktor yang lain. HTR-PM disebut-sebut akan menjadi HTGR pertama di dunia yang akan beroperasi di tahun 2017. HTR-PM adalah pengembangan lebih lanjut dari HTR-10 yang beroperasi pada tahun 2000. HTR-PM menawarkan keselamatan pasif dan melekat yang lebih handal daripada reaktor generasi sebelumnya. Salah satu fitur keselamatan yang diunggulkan dari HTR-PM adalah kemampuannya untuk memindahkan panas peluruhan (decay heat) dari dalam teras reaktor hanya dengan konduksi dan radiasi, tanpa menggunakan konveksi. Dengan fitur ini kecelakaan nuklir yang berakibat pada kehilangan pendingin, seperti yang terjadi pada fukushima, akan mampu diatasi dengan baik tanpa menyebabkan reaktor overheat dan selanjutnya terjadi melt down. [5] TEORI DAN PEMODELAN

Secara umum, saat ini desain dari HTGR sebagian besar diklasifikasikan menjadi dua jenis yaitu menggunakan elemen bahan bakar tipe pebble dan blok/prismatik dimana keduanya memanfaatkan teknologi bahan bakar partikel berlapis (TRISO). Kedua jenis tipe elemen bahan bakar ini memiliki skema/skenario pembakaran bahan bakar yang berbeda. Untuk HTGR tipe elemen bahan bakar pebble, minimal ada tiga skema pembakaran bahan


899

ISSN: 2355-7524

bakar yang telah dikaji sebelumnya yaitu Once-Through-Then-Out (OTTO), multipass dan Peu-A-Peu (PAP).[4]

(a) (b)

Gambar 1. Ilustrasi TRISO (a); Elemen Bahan Bakar pebble (b) [8]

High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR), reactor berpendingin helium dan bermoderator grafit, menunjukkan fitur yang berbeda untuk penggunaan bahan bakar berbasis thorium. Bahan bakar dalam bentuk partikel terlapis Triso yang ditanam di dalam matriks grafit mempunyai potensi untuk mengungkung produk fisi untuk burnup yang lama. Penggunaan bahan bakar thorium di dalam Pebble bed Reactor (PBR), salah satu dari dua jenis teknologi HTGR, telah dimulai lebih dari 50 tahun , seperti dalam pebble uranium berpengayaan tinggi pada AVR 15MWe pada periode 1967 sampai 1988 dan pada 300 MWe THTR di tahun 1980an. Pada pekerjaan sebelumnya yang diselenggarakan pada tahun 1990an, prosedur desain untuk very small dan small-sized Pebble Bed HTGR menggunakan bahan bakar uranium dan thorium diusulkan dan didiskusikan , dan hasilnya menunjukkan bahwa meskipun dalam reactor berukuran kecil ini performa burnup thorium terbilang superior dibandingkan dengan performa burnup uranium.[6]

Siklus bahan bakar thorium telah diakui dengan beberapa keuntungan seperti kelimpahan alami, limbah dengan radiotoksisitas yang rendah, senyawa oksidanya (ThO2) adalah senyawa yang inert secara kimia dan radiasi, konduktivitas termal tinggi, koefisien termal ekspansi rendah dan ketahanan terhadap proliferasi, dst. Thorium alam, kebanyakan dalam bentuk nuklida fertile 232Th, lebih melimpah sebanyak tiga sampai empat kali dibandingkan uranium. Setelah menyerap satu neutron dan diikuti dengan reaksi peluruhan, 232Th bertransmutasi menjadi isotop 233U. Dikarenakan tampang lintang absorpsi 232Th (7.4b) untuk neutron termal lebih besar tiga kali dibandingkan dengan 238U (2.7b), maka 232Th mempunyai konversi rasio yang lebih besar (konversi menjadi 233U) dibandingkan dengan 238U (konversi menjadi 239Pu) sehingga mempunyai potensi untuk digunakan sebagai bahan bakar fertile. Itu juga berarti bahwa semakin banyak jumlah termal neutron yang diperlukan untuk mengkonversi 232Th.[6]

Gambar 2. Layout HTR-PM, (a) Tampak depan; (b) Tampak atas [5]


900

ISSN: 2355-7524

METODOLOGI High Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble Bed Modular (HTR-PM) adalah

salah satu jenis dari VHTR yang beroperasi pada temperature paling rendah 750 celcius. Sistem itu menggunakan sub critical rankine cycle dengan intermediet heat exchanger. HTR-PM termasuk ke dalam salah satu dari enam jenis reaktor maju generasi IV. Dua core sebesar 250 MWth adalah penghasil daya termalnya. Instalasi pembangkit nuklir tersebut menghasilkan 210 MWe dengan sebuah turbin uap.[2]

Tabel.1 Parameter Desain Utama dari HTR-PM [10] Parameter Satuan Nilai

Daya elektrik MWe 210 Total daya termal MWth 2 x 250

Jangka hidup rancangan a 40 Distribusi daya rerata MW/m3 3,22

Efisiensi elektrik % 42 Tekanan helium primer MPa 7

Suhu helium di dalam reaktor inlet/outlet 0C 250/750 Tipe bahan bakar TRISO (UO2)

Loading heavy metal tiap elemen bahan bakar

g 7

Pengayaan elemen bahan bakar baru % 8,9 Diameter teras aktif m 3

Tinggi ekuivalen teras aktif m 11 Jumlah elemen bahan bakar di dalam

satu teras 420000

Burn-up rerata GWd/tU 90 Tipe steam generator Once through helical coil Tekanan steam utama MPa 13,24

Suhu steam utama 0C 566 Suhu feed-water utama 0C 205

Laju aliran steam utama di inlet turbin t/h 673 Tipe steam turbin Super high-pressure

condensing bleeder turbine

Penelitian dan simulasi dalam paper ini menggunakan program pebbed6 dengan alat yang digunakan dalam penilitian ini adalah seperangkat komputer dengan spesifikasi: processor intel core i3- 2350m (2,3 GHz), RAM 6 GB, harddisk 715404 MB dengan menggunakan sistem operasi windows 7 ultimate 64 bit. Pebbed6 adalah program simulator reactor nuklir jenis pebble bed yang dikembangkan oleh para peneliti Idaho National Laboratory (INL).

Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui burnup optimal dari HTR-PM 150 MWth dengan memvariasikan nilai loading heavy metal, pengayaan uranium, konsentrasi Th/U, variasi geometri dan multipass. Batasan nilai maksimum yang ditetapkan dalam studi ini yaitu discharge burnup tidak melebihi 150 MWth dan max power fuel kurang dari 4,5 kW/pebble.[1] Desain yang optimal adalah yang memiliki discharge burnup tertinggi dan max power fuel yang rendah dengan nilai discharge burnup dan max power fuel tidak melebihi batas yang sudah ditetapkan.

Penelitian diawali dengan variasi loading heavy metal 5 g/pebble, 7g/pebble, 9 g/pebble dengan tiap variasi loading heavy metal dilakukan variasi pengayaan uranium sebesar 8,5% ; 10% ; 12,5% ; dan 15%. Selain itu, juga dilakukan variasi konsentrasi Th/U sebesar 5%; 7,5%; 10% ; 12,5% ; dan 15% untuk tiap-tiap variasi pengayaan uranium. Sehingga didapatkan total 60 variasi. Selanjutnya tiap-tiap variasi dibandingkan satu dengan yang lain untuk nilai burnup dan max power fuelnya. Kemudian diambil kesimpulan salah satu nilai variasi yang memiliki burnup optimal sesuai dengan kriteria yang sudah ditetapkan.

Nilai variasi loading heavy metal, pengayaan uranium, dan konsentrasi Th/U yang memiliki nilai burnup optimal tersebut selanjutnya digunakan untuk mencari geometri teras optimum. Pencarian geometri teras optimum diperlukan karena nilai daya termal HTR-PM yang semula 250 MWth diturunkan menjadi 150 MWth. Metode yang digunakan yaitu dengan memvariasi geometri baik radius maupun tinggi teras aktif dalam beberapa nilai average power density yang sudah ditentukan. Sehingga dapat dipilih ukuran geometri yang


901

ISSN: 2355-7524

optimal untuk HTR-PM 150 MWth, karena semakin kecil geometri HTR-PM maka pebble yang digunakan juga semakin sedikit sehingga lebih ekonomis.

Dari nilai-nilai variasi optimal yang didapatkan sebelumnya, dilakukan variasi multipass untuk mengetahui power peaking factor optimal. Selain itu juga dilakukan perbandingan power peaking factor antara skema pembakaran OTTO dengan multipass. Kemudian, diambil nilai multipass yang memiliki nilai power peaking factor yang mendekati 1 sebagai multipass optimal. HASIL DAN PEMBAHASAN Hubungan antara loading heavy metal, pengayaan 235U, konsentrasi 232Th/U dengan nilai burnup dan max power fuel dapat dilihat pada gambar 3, gambar 4, dan gambar 5.

Gambar 3. Grafik Loading Heavy Metal 5g/Pebble




902

ISSN: 2355-7524

Dari ketiga grafik dengan loading heavy metal yang berbeda diketahui bahwa dengan semakin meningkatnya loading heavy metal maka semakin tinggi pula nilai discharge burnupnya. Discharge Burnup tertinggi adalah ketika loading heavy metal 9 gram/pebble, dan terus menurun untuk loading heavy metal 7 gram/pebble dan 5 gram/ pebble. Hal ini dapat terjadi karena dengan semakin meningkatnya loading heavy metal, untuk pengayaan uranium yang sama, maka semakin banyak pula nuklida fissil di dalam pebble sehingga jumlah reaksi fisi akan meningkat dan menyebabkan nilai burnup meningkat. Sedangkan dengan semakin banyaknya loading heavy metal, max power fuel memiliki kecenderungan semakin turun. max power fuel tertinggi untuk loading heavy metal 5 gram/pebble dan terus menurun untuk loading heavy metal 7 gram/pebble dan 9 gram/pebble. Kecenderungan ini terjadi karena dengan semakin meningkatnya loading heavy metal selain meningkatkan jumlah nuklida fisil dalam pebble (yaitu 235U) juga meningkatkan jumlah nuklida fertil, dalam hal ini 238U. Sehingga jumlah neutron di dalam teras akan semakin menurun seiring meningkatnya nuklida fertil yang akan menyebabkan max power fuel akan berkurang nilainya.

Dari pembacaan grafik dapat diketahui bahwa discharge burnup tertinggi adalah ketika pengayaan uranium sebanyak 15 % w/t dan kemudian terus menurun untuk pengayaan 12.5% w/t; 10%w/t, dan 8.5%w/t. Semakin banyaknya 235U yang ditambahkan dalam bahan bakar (pebble) maka semakin tinggi pula discharge burnupnya, hal ini dikarenakan 235U merupakan nuklida fissil yang memiliki tampang lintang fisi yang sangat baik terhadap neutron termal sehingga akan menghasilkan sejumlah banyak neutron di dalam teras reaktor yang menyebabkan discharge burnup akan semakin tinggi pula.

Discharge burnup untuk setiap pengayaan uranium memiliki tren yang semakin turun dengan semakin banyaknya/ditambahkannya thorium, hal ini dapat disebabkan oleh sifat 232Th itu sendiri yang merupakan nuklida fertil. 232Th akan menyerap sejumlah neutron (epitermal) di dalam teras reaktor untuk dapat bertransmutasi menjadi 233Pa, kemudian 233Pa akan meluruh dan dalam waktu 27 hari akan berubah menjadi 233U yang merupakan nuklida fissil. Oleh karena populasi neutron di dalam teras menurun (akibat serapan oleh 232Th) maka discharge burnup akan menurun pula. Dari ketiga variasi diatas dapat diambil kesimpulan bahwa pebble dengan loading heavy metal 9 gram, pengayaan uranium 15% dan konsentrasi Th/U 15% adalah yang paling optimum karena memiliki nilai burnup tertinggi diantara variasi yang lainnya yaitu 147,72 MWd/kgHM dan belum melewati batas keselamatan discharge burnup.

Selanjutnya dengan menggunakan nilai loading heavy metal, pengayaan uranium, dan konsentrasi Th/U dengan nilai burnup optimum dilakukan variasi geometri teras aktif HTR-PM. Berikut tabel variasi geometri untuk tiap power density yang sama:

Tabel 3. Daftar variasi geometri

Radius (cm) Tinggi (cm)

Power Density 3.2 W/cc



100 1485.00 1782.00 1638.56

110 1227.27 1472.73 1354.18

120 1031.25 1237.50 1137.89

130 878.70 1054.44 969.56

140 757.65 909.18 836.00

150 660.00 792.00 728.25

Gambar 6. Hubungan variasi geometri dengan Max Power Fuel

dan Discharge Burnup


903

ISSN: 2355-7524

Untuk variasi H/D konstan (average power density tetap), terlihat bahwa semakin tinggi teras atau semakin kecil radius maka semakin besar max power fuelnya dan semakin kecil radius dan semakin tinggi teras maka semakin besar pula discharge burnupnya. Selain itu, semakin besar average power density akan mengakibatkan discharge burnup juga semakin besar dan tentunya juga akan mengakibatkan max power fuel semakin besar. Dari hasil variasi geometri didapatkan nilai geometri optimum adalah radius 150 cm dan tinggi 660 cm karena memiliki nilai burnup tertinggi dan max power fuel terendah.

Tabel 4. Hubungan variasi multipass dengan power peaking factor aksial

Multipass Power Peaking Factor (axial)

1 3.790322998

3 1.870497134

5 1.618449119

7 1.501398939

10 1.421225217

13 1.388265671

15 1.371568745 Selanjutnya, dengan menggunakan nilai variasi yang dianggap optimum

sebelumnya dilakukan variasi multipass. Dari variasi multipass terlihat bahwa untuk siklus OTTO memiliki nilai power peaking faktor tertinggi. Selanjutnya power peaking faktor akan semakin turun seiring bertambahnya multipass dan discharge burnup semakin bertambah dengan semakin bertambahnya multipass. Power peaking factor adalah rasio antara power density tertinggi dengan power density rerata. Sehingga, dari tabel hubungan variasi multipass dengan power peaking factor aksial didapatkan hasil bahwa power density rerata untuk skema pembakaran multipass secara keseluruhan lebih baik dibandingkan dengan OTTO dan semakin banyak jumlah multipass akan membuat nilai power peaking factor semakin kecil. Dari hasil tersebut diambil kesimpulan bahwa multipass lima adalah multipass yang paling optimal karena memiliki nilai power peaking factor yang relatif kecil meskipun dengan semakin bertambah multipass power peaking factor memiliki tren menurun akan tetapi perubahannya tidak terlalu signifikan jika dibandingkan dengan multipass lima.

KESIMPULAN Dari hasil dan pembahasan diatas didapatkan kesimpulan bahwa HTR-PM 150MWth dengan loading heavy metal 9 gram/pebble, pengayaan uranium 15%, konsentrasi Th/U 15%, dengan radius 150 cm dan tinggi 660 cm serta menggunakan skenario pembakaran multipass sejumlah lima kali memiliki desain yang paling optimal. Desain ini memiliki nilai discharge burnup 140,99 MWd/kgHM, power density rerata 3,21 W/cc, power peaking factor 1,62 dan fuel residence 4304 hari. HTR-PM dengan studi optimasi awal ini perlu diteliti lebih lanjut mengenai aspek termalhidraulik dan optimasi corenya. Selanjutnya, HTR-PM dapat menjadi salah satu pertimbangan teknologi reaktor nuklir yang dapat digunakan di Indonesia baik untuk pembangkitan listrik maupun kogenerasi. UCAPAN TERIMA KASIH

Penulis mengucapkan terima kasih sebanyak-banyaknya kepada teman-teman di PTKRN-BATAN dan teman-teman di Departemen Teknik Nuklir dan Teknik Fisika atas bantuan, masukan, dan kerja sama yang telah diberikan.

DAFTAR PUSTAKA 1. T.SETIADIPURA, D.IRWANTO dan ZUHAIR, “Preliminary Neutronic Design of High

Burnup OTTO Cycle Pebble Bed Reactor”, Atom Indonesia, Vol. 41 No. 1, Hal. 7 – 15 (2015).

2. GIORGIO LACOTELLI, MAURO MANCINI, dan NICOLA TODESCHINI, “Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects”, Energi Policy 61, Hal. 1503 – 1520 (2013).


904

ISSN: 2355-7524

3. PLN, “Ringkasan Eksekutif: Rencana Usaha Penyedian Tenaga Listrik PT. PLN (persero) 2014-2024 ”, PLN, Jakarta (2014).

4. P.H. LIM, H.N. TRAN, H.SEKIMOTO, “Burnup performance of small-sized long-life CANDLE High Temperature Gas-Cooled Reactors with U-Th-Pa fuel”, Annals of Nuclear Energi, Hal. 36-47 (2016).

5. Z.ZANG, DKK, “The Shandong Shidao Bay 200 MWe High-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module (HTR-PM) Demonstration Power Plant: An Engineering and Technological Innovation”, Engineering, Hal. 112 – 118, China (2016).

6. P.H. LIM, H.N. TRAN, “Neutronic Feasibility Study of U-Th-Pa Based High Burnup Fuel for Pebble Bed Reactors”, Progress in Nuclear Energy, Hal. 17-23 (2015).

7. BPPT, “Outlook Energi Indonesia 2014: Pengembangan Energi untuk Mendukung Program Substitusi BBM”, BPPT, Jakarta (2014).

8. H.D GOUGAR, DKK, “Evaluation of The Initial Critical Configuration of The HTR-10 Pebble-Bed Reactor”, INL (2006).

9. ZUHAIR, SUWOTO, P.I ZAYID, “Investigasi Parameter Bahan Bakar Pebble dalam Perhitungan Teras Thorium RGTT200K”, Hal. 65-78 (2013).

10. ZOUYI ZHANG, DKK, “Current status and technical description of Chinese 2×250MWth HTR-PM demonstration plant”, Nuclear Engineering and Design, Hal 1212-1219 (2009).

View publication statsView publication stats

https://www.researchgate.net/publication/313236296

PROSIDING 2106 - repository.ugm.ac.id Faisal lengkap.pdf · indonesia bagian timur dalam rangka...

Documents

Transcript of PROSIDING 2106 - repository.ugm.ac.id Faisal lengkap.pdf · indonesia bagian timur dalam rangka...