desk

1. Nama : Muhamad Tauffan Hidayatullah Norman
NIM : 08072622327002
Studi Penelitian : Desain dan Analisis Neutronik Reaktor Nuklir Generasi IV
State of The Art
Jumlah kebutuhan energi dunia di akan mendatang diprediksi akan bertambah hingga
dua kali lipat, energi ini tentunya diperlukan sebagai pasokan energi untuk menopang tingkat
kesejahteraan manusia di dunia [1][2]. Untuk itu diperlukan solusi untuk mengtasi
permasalahan pemenuhan kebutuhan energi, salah satunya adalah PLTN[3]. PLTN dinilai
sebagai pilihan energi alternatif karena memiliki keunggulan dibandingkan dengan
pembangkit energi lainnya yang ada pada saat ini. Salah satu keunggulannya adalah harga yang
ekonomis dengan masa pakai yang lama[3][4]. Selain itu PLTN dianggap lebih ramah
lingkungan karena tidak menghasilkan gas buang yang dapat mengakibatkan efek rumah kaca
(CO2) pada lingkungan global[5][4][6]. Data terkini menurut International Atomic Energy
Association (IAEA) terdapat sejumlah 437 unit reaktor daya (PLTN) yang beroperasi di 30
negara dengan total kapasitas terpasang sebesar 373.209 Mwe[7].
Dewasa ini, penelitian dan pengembangan terhadap reaktor terus dilakukan untuk
mendapatkan reaktor generasi maju yang inovatif dengan keselamatan tinggi, menggantikan
generasi yang ada sekarang ini (Gen III/ Gen III+)[8]. Hingga saat ini, perkembangan teknologi
PLTN tersebut telah mencapai tahap penelitian dan pengembangan PLTN Generasi IV (system
reaktor maju) yang merupakan pengembangan inovatif dari PLTN generasi sebelumnya[9].
Jenis-jenis dari PLTN Generasi IV tersebut adalah (1) Gas-cooled Fast Reactor(GFR)[10]–
[14], (2) Lead-cooled Fast Reactor (LFR)[15]–[19], (3) Sodium-cooled Fast Reactor
(SFR)[20]–[25], (4) Molten Salt Reactor (MSR)[26]–[30], (5) Super Critical Water-cooled
Reactor (SCWR) [31]–[36] dan (6) Very High Temperature Reactor (VHTR)[37]–[41].
Dibandingkan dengan generasi sebelumnya, Reaktor Nuklir Generasi IV di nilai lebih unggul
dalam bidang keamanan dan kehandalan, ramah lingkungan memberikan udara yang bersih
dan meningkatkan ketersediaan jangka panjang system, memiliki tingkat risiko keuangan yang
kompetitif, lebih aman terhadap pencurian bahan senjata nuklir, dan memberikan peningkatan
perlindungan fisik terhadap aksi terorisme[3], [42].
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) merupakan Salah satu jenis reaktor generasi IV. GFR
menempati peringkat teratas dalam sistem keberlanjutan karena memiliki siklus bahan bakar

2. tertutup dan kinerja yang sangat baik dalam manajemen aktinida[43]. Selain itu, secara umum
GFR juga dinilai memiliki peringkat yang baik dalam keselamatan, kehandalan, ekonomi,
pencegahan pemanfaatan senjata nuklir dan proteksi fisik [3]. Dalam penggunaan bahan bakar,
spektrum cepat GFR memungkinkan untuk menggunakan bahan bakar yang dapat langsung
membelah (fissile) dan bahan bakar yang tidak dapat langsung membelah (fertille) yang
tersedia[3]. Penggunaan bahan bakar nuklir banyak didasarkan pada bahan bakar fisille yaitu
Uranium-235 dan plutonium-239 sedangkan bahan bakar fertille seperti thorium menjadi bahan
bakar alternatif yang sedang dikembangkan[44], [45].
Thorium-232 yang merupakan bahan bakar fertille dapat menjadi bahan bakar fisille
dengan memproduksi uranium-233 melalui proses penangkapan neutron. Jika thorium-232
menangkap neutron dengan energi rendah akan menghasilkan isotop. Uranium-233 memiliki
sifat fertille yang lebih baik dalam rentang energi termal dan epitermal daripada uranium-
235[46].
Penelitian mengenai desain teras reaktor berbasis bahan bahar thorium sebagai bahan
bakar telah sering dilakukan seperti Desain teras Reaktor SCWR (Super Critical Water-cooled
Reactor) Tiga Dimensi (X-Y-Z) Menggunakan Bahan Bakar Thorium Hasil Daur Ulang [47]
pada penelitian tersebut bahan bakar yang digunakan yaitu thorium dengan burn 20 GWd/t
sebagai inner fuel, burn 30 GWd/t sebagai outer fuel, Selongsong menggunakan zirconium dan
pendingin menggunakan air ringan (H2O). Kondisi kiritis reaktor didapatkan pada x = 310 cm,
y = 170 cm, z = 190 cm dan pengayaan bahan bakar 2,49%. Daya teras reaktor pada penelitian
ini sebesar 3.411 MWt dengan nilai rapat daya maksimal 366,8356 Watt/cm3 yang terletak
pada titik x = 34 (170 cm), y = 1 (5 cm), z = 38 (190 cm) dan faktor multiplikasi efektif (keff)
sebesar 1,0. Kemudian Desain teras reaktor HTGR model mesh triagular dua dimensi bahan
bakar thorium berpendingin gas CO2 [48], Hasil yang diperoleh menunjukkan desain teras
reaktor HTGR yang ideal dengan ukuran kolom (x) 202 cm dan baris (y) 101 cm. Persentase
pengayaan bahan bakar bagian pertama sebesar 3% dan bahan bakar bagian kedua 2,731%.
Desain teras reaktor ini menghasilkan daya termal sebesar 100 MWth, rapat daya maksimal
sebesar 107,5371 watt/cm3 dan nilai keff 1,000008. Juga dilakukan pada penelitian Studi
desain reaktor air bertekanan (PWR) berukuran kecil berumur panjang berbahan bakar thorium
[49], dengan menerapkan strategi pemanfaatan siklus thorium, bahan bakar yang tight lattice
dan penambahan protactinium dapat menghasilkan teras berumur panjang dengan pengurangan
excess reactivity selama waktu optimum operasi 6 tahun. Kemudian optimasi PWR kecil
berdaya 350 MWt berumur panjang berbahan bakar thorium nitrida menghasilkan excess

3. reactivity rendah 0.5% dk/k. Optimasi teras long-life PWR untuk menganalisa aspek burn-up
dan distribusi daya juga perlu dilakukan agar dapat beroperasi 10 tahun atau lebih. Selain itu
terdapat juga penelitian Power Flattening Desain Reaktor GFR Berbasis Bahan Bakar Uranium
Plutonium Nitride (U, Pu)[50]. Berdasarkan penelitian tersebut Proses power flattening teras
reaktor dilakukan dengan mengatur arah radial tiga region fraksi volume bahan bakar yaitu
55%, 60% dan 65%. Nilai Average power density teras reaktor yang dimodifikasi adalah 28,46
Watt/cc dan power peaking factor menurun dari 2,25 menjadi 1,98. Penelitian Peningkatan
kinerja usia reactor GFR dengan Modified CANDLE arah Radial berpendingan yang
diperkaya [51]juga telah dilakukan, membagi teras reaktor menjadi 6 region dengan volume
yang sama arah radial. Berdasarkan hal tersebut peneliti ingin mendesain dan analisis sebuah
reactor generasi ke IV dengan tipe reaktor cepat berpendingin gas Helium dengan menerapkan
strategi burn up Modified CANDLE arah radial berbahan bakar thorium mixed oxide (Th,
Pu)O2.
Referensi
[1] P. T. Reaktor, K. Nuklir-Batan, and S. Dan Zuhair, “STUDI DAN KAJIAN DATA
NUKLIR REAKTOR GENERASI-IV DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT.”
[2] M. Asif and T. Muneer, “Energy supply, its demand and security issues for developed
and emerging economies,” Renewable and Sustainable Energy Reviews, vol. 11, no. 7.
pp. 1388–1413, Sep. 2007. doi: 10.1016/j.rser.2005.12.004.
[3] Y. D. Anggoro et al., “KAJIAN PERKEMBANGAN PLTN GENERASI IV,” 2013.
[4] A. Bogheiry, A. A. Faisal, and S. Sunarno, “Nuclear energy as environmentally friendly
energy and international politics,” JPPI (Jurnal Penelitian Pendidikan Indonesia), vol.
8, no. 2, p. 488, Jul. 2022, doi: 10.29210/020221356.
[5] M. A. Rahmanta, A. W. Harto, A. Agung, and M. K. Ridwan, “Nuclear Power Plant to
Support Indonesia’s Net Zero Emissions: A Case Study of Small Modular Reactor
Technology Selection Using Technology Readiness Level and Levelized Cost of
Electricity Comparing Method,” Energies (Basel), vol. 16, no. 9, May 2023, doi:
10.3390/en16093752.
[6] B. W. Brook, A. Alonso, D. A. Meneley, J. Misak, T. Blees, and J. B. van Erp, “Why
nuclear energy is sustainable and has to be part of the energy mix,” Sustainable
Materials and Technologies, vol. 1, pp. 8–16, Dec. 2014, doi:
10.1016/j.susmat.2014.11.001.
[7] “Nuclear Technology Review 2022 GC(66)/INF/4 Report by the Director General.”
[8] J. P., J. de J. Rivero Oliva, and P. F. F. Frutuoso e Melo, “Generation IV Nuclear Systems:
State of the Art and Current Trends with Emphasis on Safety and Security Features,” in

4. Current Research in Nuclear Reactor Technology in Brazil and Worldwide, InTech,
2013. doi: 10.5772/53140.
[9] G. Locatelli, M. Mancini, and N. Todeschini, “Generation IV nuclear reactors: Current
status and future prospects,” Energy Policy, vol. 61, pp. 1503–1520, Oct. 2013, doi:
10.1016/j.enpol.2013.06.101.
[10] J. Čížek, J. Kalivodová, M. Janeček, J. Stráský, O. Srba, and A. Macková, “Advanced
structural materials for gas-cooled fast reactors—a review,” Metals, vol. 11, no. 1. 2021.
doi: 10.3390/met11010076.
[11] A. N. Sabrina, A. K. Sari, L. N. Janah, and M. R. Maulana, “Design Study of Gas Cooled
Fast Reactor (GFR) with Uranium Plutonium Carbide (UC-PuC) as Fuel with Addition
Protactinium (Pa-231),” Computational And Experimental Research In Materials And
Renewable Energy, vol. 3, no. 1, 2020, doi: 10.19184/cerimre.v3i1.26415.
[12] H. Raflis, M. Ilham, Z. Su’ud, A. Waris, and D. Irwanto, “Core configuration analysis
for modular gas-cooled fast reactor (GFR) using OpenMC,” in Journal of Physics:
Conference Series, 2021. doi: 10.1088/1742-6596/2072/1/012007.
[13] I. Karomah, A. M. Mabruri, R. D. Syarifah, and N. Trianti, “ANALYSIS OF CORE
CONFIGURATION FOR CONCEPTUAL GAS COOLED FAST REACTOR (GFR)
USING OPENMC,” JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA,
vol. 25, no. 2, 2023, doi: 10.55981/tdm.2023.6879.
[14] S. Novalianda, M. Ariani, F. Monado, and Z. Su’ud, “Neutronic Design of Uranium-
Plutonium Nitride Fuel-Based Gas-Cooled Fast Reactor (GFR),” Jurnal Pendidikan
Fisika Indonesia, vol. 14, no. 2, 2018, doi: 10.15294/jpfi.v14i2.6602.
[15] C. F. Smith, W. G. Halsey, N. W. Brown, J. J. Sienicki, A. Moisseytsev, and D. C. Wade,
“SSTAR: The US lead-cooled fast reactor (LFR),” Journal of Nuclear Materials, vol.
376, no. 3, 2008, doi: 10.1016/j.jnucmat.2008.02.049.
[16] L. Munita, M. A. Shafii, F. H. Irka, and Z. Su’ud, “Analisis Kekritisan Lead-Cooled Fast
Reactor (LFR) Berdasarkan Variasi Bahan Bakar (U-Zr dan UN-PuN),” Jurnal Fisika
Unand, vol. 7, no. 1, 2018, doi: 10.25077/jfu.7.1.80-83.2018.
[17] Y. Cai, K. Chen, W. Zhou, and L. Gu, “Multiphysics thermo-mechanical behavior
modeling for annular uranium-plutonium mixed oxide fuels in a lead-cooled fast
reactor,” Front Energy Res, vol. 10, 2022, doi: 10.3389/fenrg.2022.993383.
[18] L. Cinotti, C. F. Smith, and H. Sekimoto, “Lead-Cooled Fast Reactor (LFR): Overview
and Perspectives,” Proceedings of the GIF Symposium, no. 1, 2009.
[19] Z. Dong, H. Qiu, M. Wang, W. Tian, S. Qiu, and G. H. Su, “Numerical simulation on
the thermal stratification in the lead pool of lead-cooled fast reactor (LFR),” Ann Nucl
Energy, vol. 174, 2022, doi: 10.1016/j.anucene.2022.109176.
[20] J. H. Lee and I. S. Park, “Robust technique using magnetohydrodynamics for safety
improvement in sodium-cooled fast reactor,” Nuclear Engineering and Technology, vol.
54, no. 2, 2022, doi: 10.1016/j.net.2021.08.025.

5. [21] H. Heo, S. D. Park, D. W. Jerng, and I. C. Bang, “Visual study of ex-pin phenomena for
SFR with metal fuel under initial phase of severe accidents by using simulants,” J Nucl
Sci Technol, vol. 53, no. 9, 2016, doi: 10.1080/00223131.2015.1120246.
[22] J. H. Park, J. Yoon, J. Eoh, H. Kim, and M. H. Kim, “Optimization and sensitivity
analysis of the nitrogen Brayton cycle as a power conversion system for a sodium-cooled
fast reactor,” Nuclear Engineering and Design, vol. 340, 2018, doi:
10.1016/j.nucengdes.2018.09.037.
[23] S. Chen and D. Bernard, “Contribution of fission products to displacement damage in
fast reactor fuel cladding,” Ann Nucl Energy, vol. 145, 2020, doi:
10.1016/j.anucene.2020.107603.
[24] H. Yang et al., “Preliminary design of an SCO2 conversion system applied to the sodium
cooled fast reactor,” Frontiers in Energy, vol. 15, no. 4, 2021, doi: 10.1007/s11708-021-
0777-5.
[25] R. Septi, M. A. Shafii, F. H. Irka, and Z. Su’ud, “Analisis Kekritisan Sodium-Cooled
Fast Reactor (SFR) Berdasarkan Variasi Bahan Bakar,” Jurnal Fisika Unand, vol. 7, no.
1, 2018, doi: 10.25077/jfu.7.1.69-72.2018.
[26] N. Saraf, A. Devarajan, S. S. Mokashi, G. Rao, V. Dalal, and S. R. Premkartikkumar,
“Molten salt reactors and their development over the years - a review,” International
Journal of Mechanical and Production Engineering Research and Development, vol. 8,
no. 3. 2018. doi: 10.24247/ijmperdjun201820.
[27] C. R. Prabudi, S. Aritonang, and T. Setiadipura, “DESAIN OPTIMAL TERAS SMALL
MODULAR MOLTEN SALT REACTOR (SM-MSR) SEBAGAI SISTROPULSI
KAPAL PERANG EM P,” ELEMEN : JURNAL TEKNIK MESIN, vol. 10, no. 1, 2023,
doi: 10.34128/je.v10i1.238.
[28] X. X. Li, Y. W. Ma, C. G. Yu, C. Y. Zou, X. Z. Cai, and J. G. Chen, “Effects of fuel salt
composition on fuel salt temperature coefficient (FSTC) for an under-moderated molten
salt reactor (MSR),” Nuclear Science and Techniques, vol. 29, no. 8, 2018, doi:
10.1007/s41365-018-0458-1.
[29] C. Wan, T. Hu, and L. Cao, “Multi-physics numerical analysis of the fuel-addition
transients in the liquid-fuel molten salt reactor,” Ann Nucl Energy, vol. 144, 2020, doi:
10.1016/j.anucene.2020.107514.
[30] J. Serp et al., “The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview and
perspectives,” Progress in Nuclear Energy, vol. 77, 2014, doi:
10.1016/j.pnucene.2014.02.014.
[31] Y. Y. Bae and H. Y. Kim, “Convective heat transfer to CO2 at a supercritical pressure
flowing vertically upward in tubes and an annular channel,” Exp Therm Fluid Sci, vol.
33, no. 2, 2009, doi: 10.1016/j.expthermflusci.2008.10.002.
[32] L. Yao et al., “Research on Simplified Assembly and Core Structure Design of SCWR,”
Hedongli Gongcheng/Nuclear Power Engineering, vol. 41, no. 4, 2020, doi:
10.13832/j.jnpe.2020.04.0045.

6. [33] L. Walters, M. Wright, and D. Guzonas, “Irradiation issues and material selection for
Canadian SCWR components,” Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science,
vol. 4, no. 3, 2018, doi: 10.1115/1.4038367.
[34] M. A. Rosen, G. F. Naterer, C. C. Chukwu, R. Sadhankar, and S. Suppiah, “Nuclear-
based hydrogen production with a thermochemical copper-chlorine cycle and
supercritical water reactor: Equipment scale-up and process simulation,” Int J Energy
Res, vol. 36, no. 4, 2012, doi: 10.1002/er.1702.
[35] C. Li, J. Shan, and L. K. H. Leung, “Subchannel analysis of CANDU-SCWR fuel,”
Progress in Nuclear Energy, vol. 51, no. 8, 2009, doi: 10.1016/j.pnucene.2009.05.004.
[36] Y. Huang, J. Zang, and L. K. H. Leung, “Super-Critical Water-Cooled Reactor
(SCWR),” in Encyclopedia of Nuclear Energy, 2021. doi: 10.1016/b978-0-12-819725-
7.00020-9.
[37] Q. Hu, K. Yuan, W. Peng, G. Zhao, and J. Wang, “A numerical study of heat transfer
enhancement by helically corrugated tubes in the intermediate heat exchanger of a very-
high-temperature gas-cooled reactor,” Nuclear Engineering and Design, vol. 380, 2021,
doi: 10.1016/j.nucengdes.2021.111275.
[38] J. Wang, Z. Li, and M. Ding, “Generation method and verification of pebble type VHTR
multigroup cross sections based on OpenMC,” Ann Nucl Energy, vol. 159, 2021, doi:
10.1016/j.anucene.2021.108316.
[39] T. SHIBATA et al., “Interpolation and Extrapolation Method to Analyze Irradiation-
Induced Dimensional Change Data of Graphite for Design of Core Components in Very
High Temperature Reactor (VHTR),” J Nucl Sci Technol, vol. 47, no. 7, 2010, doi:
10.1080/18811248.2010.9720956.
[40] T. Shibata et al., “Interpolation and extrapolation method to analyze irradiation-induced
dimensional change data of graphite for design of core components in very high
temperature reactor (VHTR),” J Nucl Sci Technol, vol. 47, no. 7, 2010, doi:
10.3327/jnst.47.591.
[41] C. E. Clifford, A. D. Fradeneck, A. M. Oler, S. Salkhordeh, and M. L. Kimber,
“Computational study of full-scale VHTR lower plenum for turbulent mixing
assessment,” Ann Nucl Energy, vol. 134, 2019, doi: 10.1016/j.anucene.2019.05.055.
[42] T. Abram and S. Ion, “Generation-IV nuclear power: A review of the state of the
science,” Energy Policy, vol. 36, no. 12, 2008, doi: 10.1016/j.enpol.2008.09.059.
[43] A. Gafar Abdullah, Z. Su, and Y. Yulianti, “SIMULASI KECELAKAAN REAKTOR
NUKLIR JENIS GAS COOLED FAST REACTOR.”
[44] E. Dewita Pusat Pengembangan Energi Nuklir -BATAN Jalan Kuningan Barat, M.
Prapatan, and J. Selatan, “Analisis Potensi Thorium Sebagai Bahan Bakar Nuklir
Alternatif PLTN (Erlan Dewita) ANALISIS POTENSI THORIUM SEBAGAI BAHAN
BAKAR NUKLIR ALTERNATIF PLTN.”

7. [45] S. Novalianda, P. M. Sihombing, and F. N. Hulu, “STUDI DESAIN SEL BAHAN
BAKAR THORIUM NITRIDE (ThN) PADA GAS-COOLED FAST REACTOR,”
2022.
[46] B. B. Energi Baru et al., “SWNE 2010 STUDI AWAL DESAIN REAKTOR CEPAT
BERPENDINGIN GAS BERBASIS BAHAN BAKAR URANIUM ALAM,” 2010.
[47] S. , Y. Y. , & K. P. K. Harjanti, “Desain Inti ( Core ) Reaktor SCWR ( Super Critical
Water-cooled Reactor ) Tiga Dimensi ( X-Y-Z ) Menggunakan Bahan Bakar Thorium
Hasil Daur Ulang,” 05(02), 221–230., vol. 05, no. 02, pp. 221–230, 2017.
[48] N. M. Dilaga, Y. Yulianti, and A. Riyanto, “Desain Teras Reaktor High Temperatur Gas-
Cooled Reactor (HTGR) Model Mesh Triangular Dua Dimensi Berbahan Bakar
Thorium Berpendingin Gas CO2,” Teori dan Aplikasi Fisika, vol. 07, no. 01, 2019.
[49] M. N. Subkhi, Z. Suud, A. Waris, and S. Permana, “STUDI DESAIN REAKTOR AIR
BERTEKANAN (PWR) BERUKURAN KECIL BERUMUR PANJANG BERBAHAN
BAKAR THORIUM,” vol. IX, no. 1, 2015.
[50] S. Novalianda, “Cetak) Sari Novalianda, Power Flattening,” 2019.
[51] R. Charoline, Y. Yulianti, A. Riyanto, and P. Karo-karo, “Analisis Burn Up Modified
Candle Pada Gas Cooled Fast Reactor (Gcfr) Dengan Bahan Bakar Uranium Oksida,”
Jurnal Teori dan Aplikasi Fisika, vol. 11, no. 01, 2023, doi: 10.23960/jtaf.v11i1.3233.