KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR DIDIH TANPA PENGISIAN BAHAN BAKAR DI LOKASI

Transkripsi

1 KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR DIDIH TANPA PENGISIAN BAHAN BAKAR DI LOKASI Ferhat Aziz *, Suharno * dan Zaki Su ud ** ABSTRAK KONSEP DESAIN NEUTRONIK REAKTOR AIR DIDIH TANPA PENGISIAN BAHAN BAKAR DI LOKASI. Desain reaktor daya tanpa penisian bahan bakar di lokasi semakin diminati dan telah menjadi salah satu proram riset yan dikoordinasi IAEA. Desain neutronik reaktor daya ini dilakukan denan tujuan memperoleh suatu konsep desain reaktor daya kecil menenah yan cocok dibanun di daerah terpencil, misalnya di neara-neara berkemban. LBWR (Lon-cycle Bolin Water Reactor) merupakan salah satu tipe reaktor tanpa penisian bahan bakar dilokasi, yan memiliki ciri keselamatan melekat denan sirkulasi pendinin alamiah. Ada tia desain LBWR yan dipelajari, masin-masin denan daya termal 150, 300 and 450 MW. Ketianya secara umum memiliki tipe desain teras seimban (balanced). Bahan bakar yan diunakan ialah uranium oksida yan sedikit diperkaya. Untuk meninkatkan marin keselamatan dan siklus operasi panjan diunakan rapat daya rendah, yaitu berkisar antara 30 hina 40 kw/liter. Dalam desain ini, teras reaktor tersusun dalam eometri heksaaonal dan dibai atas daerah teras dalam (inner) dan teras luar (outer). Hasil perhitunan menunjukkan bahwa konsep desain LBWR memiliki siklus operasi 15 tahun denan menerapkan kisi teras yan lebih rapat. Analisis fisika teras terhadap LBWR ini menunjukkan reaktivitas lebih yan dibutuhkan di awal operasi kuran dari 20% dk/k. ABSTRACT NEUTRONIC DESIGN CONCEPT OF BOILING WATER REACTOR WITHOUT ONSITE REFUELING. Interests in the desin of nuclear power plant without onsite refuelin has rown recently that it is now included in a research coordination of IAEA. Neutronic desin of nuclear power plant under study was performed with the oal of obtainin a conceptual desin of small medium desin that is suitable for remote area such as that in the developin economies. LBWR (Lon-cycle Bolin Water Reactor) is a reactor without onsite refuelin that is inherently safe and uses natural circulation. There are three desins under study, each with thermal power of 150, 300 and 450 MW. All of them has balanced type of core. Fuel used was slihtly enriched uranium oxide. To improve safety marin and lon operatin cycle, low power density was employed ranin between 30 to 40 W/cc. In the desin, the core was confiured in hexaonal eometry and consisted of inner and outer reions. Results of calculation showed that LBWR can achieve 15 years of refuelin cycle by employin a tiht lattice confiuration. Core physics analysis on LBWR showed that excess reactivity required at BOC was less than 20% dk/k. * Pusat Penembanan Sistem Reaktor Maju - BATAN ** Departemen Fisika, Institut Teknoloi Bandun, ; szaki@fi.itb.ac.id 335

2 PENDAHULUAN Penembanan desain konseptual reaktor daya kecil dan menenah (small and medium reactor) tanpa penisian bahan bakar di lokasi semakin menarik perhatian banyak peneliti akhir-akhir ini. Bahkan IAEA telah memasukkan desain konsep reaktor ini sebaai salah satu topik untuk Coordinated Research Project (CRP) yan diikuti banyak neara. Ketertarikan banyak pihak terhadap reaktor ini disebabkan oleh beberapa faktor, antara lain karena reaktor ini cocok untuk jarinan kecil di daerah terpencil dan pulau yan terisolasi. Selain itu, reaktor kecil-menenah jua menarik dari sei investasi, karena risiko finansialnya menjadi kecil pula. Denan ukuran yan kecil dan rapat daya yan rendah, risiko keselamatan pun dapat diminimalkan. Indonesia sebaai salah satu neara berkemban yan mulai menhadapi krisis kelankaan eneri semestinya iat mempelahari berbaai kemunkinaan penunaan sumber eneri alternatif, misalnya eneri nuklir. PLTN tipe daya kecil dan menenah selayaknya menjadi alternatif penyuplai eneri masa depan. Arnold Soetrisnanto, et al., 2003, menyimpulkan bahwa penkajian LWR daya kecil perlu dilakukan di Indonesia una memenuhi kebutuhan eneri di daerah terpencil. Konsep desain PLTN yan diajukan di sini ialah reaktor air didih tanpa penisian bahan bakar di lokasi disebut LBWR (Lon-cycle Boilin Water Reactor) merupakan salah satu tipe reaktor yan memiliki ciri keselamatan melekat (inherent) denan sirkulasi pendinin secara alamiah. Desain ini cocok untuk neara kepulauan denan jarinan listrik relatif kecil seperti Indonesia. Denan desain secara modular dan tanpa penisian bahan bakar di lokasi (without on-site refuelin) reaktor ini lebih menuntunkan, baik dari sei pembanunan untuk di daerah yan tertinal denan sarana prasarana terbatas, maupun dari sei penisian bahan bakar. Reaktor dapat dibanun di daerah yan tidak memerlukan tenaa terampil terlalu banyak karena kesederhanaan sistem yan diunakan. Penunaan bahan bakar secara ekstensif dalam periode yan panjan dapat memperbaiki daya tahan terhadap proliferasi (penyebarluasan senjata nuklir), karena teras akan jaran dibuka untuk penisian ulan bahan bakar. Denan desain reaktor yan memiliki kebutuhan reaktivitas lebih (excess reactivity) lebih kecil daripada PLTN konvensional, operabilitasnya menjadi lebih mudah. Dalam penelitian sebelumnya telah dilakukan analisis BWR daya 150 MWt denan panjan siklus operasi satu tahun dan satu zona bahan bakar (Ferhat Aziz, et al, 2002). Dalam penelitian ini teras di atas dimodifikasi dan dikembankkan sehina memiliki dua zona penayaan bahan bakar dan panjan siklus operasi 15 tahun. Ada tia jenis daya reaktor yan dipelajari di sini, masin-masin 450, 300 dan 150 MWt. 336

3 Penelitian ini bertujuan mendapatkan desain neutronik LBWR yan dapat dioperasikan denan aman, memiliki ciri keselamatan melekat yan baik dan dapat dioperasikan denan siklus pemuatan bahan bakar yan panjan, yaitu hina sekitar 15 tahun. Tabel 1. Parameter teras diininkan Daya (MWt) 150, 300 dan 450 Rapat Daya Bentuk teras Panjan siklus Bahan bakar 30 hina 40 W/cc Seimban (balanced), sirkulasi alam 15 tahun Uranium Oksida Gambar 1. Tampan lintan bejana LBWR METODE PERHITUNGAN Dalam perhitunan desain reaktor LBWR ini, inin dicari desain teras yan memunkinkan reaktor tipe air didih ini beroperasi denan siklus yan lebih panjan daripada reaktor konvensional. Selain itu perlu dicari ciri-ciri fisika teras, misalnya reaktivitas teras, efek doppler, distribusi fluks dan rapat daya, yan baus dan dapat menjamin penoperasian secara aman. Tampan melintan bejana LBWR ditampilkan pada Gambar 1. Ciri-ciri reaktor LBWR yan diininkan memenuhi parameter yan ditampilkan pada Tabel 1. Untuk mendapatkan desain yan memenuhi kriteria pada Tabel 1 dilakukan perhitunan-perhitunan tinkat sel dan teras menunakan sistem kode SRAC (K. Tsuchihashi,et al., 1983). Paket proram ini telah dikompilasi-ulan di P2SRM sehina dapat dioperasikan pada PC berbasis Windows XP. Kode komputer yan diunakan ini terdiri atas modul-modul CELL dan CITATION. Data nuklir yan diunakan adalah JENDL3.2 dari Jepan. Dalam menyelesaikan masalah reaktivitas teras reaktor, pertama-tama dilakukan perhitunan homoenisasi sel bahan bakar, moderator, pendinin dan struktur, untuk mendapatkan konstanta makroskopik multirup efektif. Perhitunan 337

4 sel disini menunakan metode probabilitas tumbukan (collision probability) untuk menyelesaikan masalah fixed source transport neutron pada daerah eneri cepat dan termal. Pada tahap ini perhitunan dilakukan denan modul CELL pada sistem SRAC yan membutuhkan eometri sel sesuai model yan dipilih. Tampan lintan yan diperoleh disatukan dan dikondensasikan ke dalam struktur few roup menunakan fluks neutron dari tahap perhitunan sel di atas. Pada perhitunan eienvalue tinkat teras, konstanta multi-kelompok yan dihasilkan dari perhitunan sel diunakan untuk menyelesaikan persamaan difusi neutron denan modul CITATION. Dalam modul ini persamaan tersebut dipecahkan denan metode numerik beda hina [T.B.Fowler,1969]. 1. Persamaan difusi keseimbanan neutron dalam teras secara matematis dapat ditulis sebaai [James J Duderstadt, et al., 1976] 1 φ G =. D φ a + S s φ + v t ' = 1 s ' φ ' (1) denan suku sumber neutron S = v ' f' φ ' χ (2) dimana χ adalah peluan munculnya neutron fisi pada rup. Perubahan neutron yan hilan karena peristiwa absorpsi dan hamburan dapat diabunkan menjadi suku removal, φ = φ + φ. (3) R a s Jika diasumsikan bahwa sistem berada dalam keadaan tunak, maka persamaan (1) menjadi χ G. D φ + Rφ = v ' Σ f ' φ ' + s' φ (4) k eff ' Pers. (4) secara sederhana bisa ditulis-ulan sebaai persoalan eienvalue, 1 Aφ = Fφ (5) ke dimana A adalah operator transport, hamburan dan bocoran (loss), sedankan F adalah operator sumber neutron fisi dan distribusinya, φ adalah vektor fluks dan k e adalah faktor multiplikasi efektif. Solusi pers. (5) adalah ' = 1 338

5 1 1 φ = A Fφ (6) k e yan melibatkan inversi matriks A yan biasanya berukuran sanat besar. Nilai reaktivitas reaktivitas lebih (excess reactivity) dihitun sebaai berikut, ρ ex =(k eo 1)/ k eo, (7) yaitu reaktivitas yan terdapat dalam teras ketika seluruh EK ditarik ke atas, denan k eo faktor multiplikasi teras ketika EK diankat penuh (fully out). Perhitunan sifat-sifat fisika teras reaktor dimulai denan perhitunan tinkat sel untuk membankitkan data tampan lintan. Untuk itu diperlukan densitas atom masin-masin nuklida penyusun komponen teras. Dalam seluruh perhitunan sel tersebut, konsentrasi atom, N, dapat dihitun lansun sebaai berikut, N = ρ A / M, (8) di mana dalam hal ini ρ adalah densitas nukida, A bilanan Avoadro ( x10 24 /mol) dan M berat molekul. HASIL DAN PEMBAHASAN Perhitunan sel dilakukan denan menambil model bahan bakar yan tersusun dalam kisi yan rapat. Perhitunan tampan lintan multi-kelompok makroskopik bahan bakar dilakukan denan metode probabilitas tumbukan (collision probability methode). Dalam perhitunan sel dan eienvalue diunakan model bahan bakar dan eometri teras yan ditampilkan pada Gambar 2. Dalam Gambar 3 ditampilkan hasil perhitunan sepektrum neutron LBWR dibandinkan denan berbaai reaktor PWR dan BWR konvensional. Tampak di sini bahwa spektrum neutron di dalam teras LBWR menalami penerasan atau pereseran ke arah eneri lebih tini. Hal ini disebabkan penunaan kisi bahan bakar yan lebih rapat, sehina sistem menjadi aak under modearted dan berakibat menerasnya spektrum neutron. 339

6 Enery spectrum comparison 1.E+04 Spectrum/lethary 1.E+03 1.E+02 1.E+01 1.E+00 1.E-01 PWR BWR Lon-cycle BWR 1.E-02 1.E-03 1.E-05 1.E-03 1.E-01 1.E+01 1.E+03 1.E+05 1.E+07 Enery (ev) Gambar 2. Diaram teras LBWR Gambar 3. Perbandinan spektrum LBWR denan beberapa tipe reaktor lain Distribusi Fluks dan Daya Perhitunan distribusi fluks merupakan salah satu cara menetahui unjuk kerja fisika teras reaktor. Fluks neutron merupakan cacah neutron pada daerah tertentu persatuan luas persatuan waktu yan berantun pada probabilitas terjadinya reaksi fisi, νσ f. Distribusi fluks neutron di teras reaktor dipenaruhi oleh densitas atom tiap bahan yan berhubunan erat denan penampan lintan fisi makroskopik, Σ f, dimana Σ f = Nσ f. Distribusi fluks merupakan hal yan sanat pentin untuk diperhatikan karena hal ini berkaitan erat denan distribusi daya, yaitu distribusi fluks yan tidak merata dapat menakibatkan nilai pemuncakan daya (power-peakin) yan tidak diininkan. Distribusi fluks neutron dalam 3-rup ke arah aksial untuk reaktor daya 450 MWt ditampilkan pada Gambar 4. Tampak bahwa fluks neutron tersebar relatif merata ke arah aksial. Profil yan sama jua terjadi pada LBWR 300 dan 150 MWt yan ambarnya tidak ditampilkan di sini. Di baian tepi teras tampak ada lonjakan fluks neutron, hal ini terjadi karena keberadaan reflektor dan bahan moderator di dareah ini yan berfunsi menurunkan eneri neutron cepat sehina berkontribusi bai peninkatanm populasi neutron thermal dan epithermal. Selain distribusi fluks, telah pula dilakukan perhitunan distribusi daya. Hasil perhitunan distribusi daya yan diperoleh untuk LBWR daya 450 MWt ditunjukkan pada Gambar 5. Hasil yan serupa jua telah diperoleh untuk LBWR daya 300 dan 150 MWt, namun tidak ditampilkan di sini. 340

7 Gambar 4. Distribusi fluks neutron 3 kelompok arah radial. 100 Daya Rel. (-) Jarak Aksial (cm) Jarak Aksial (cm) Jarak Rad. (cm) Gambar 5. Distribusi daya pada LBWR 450 MW Dari Gambar 5 tampak bahwa sebaran daya dalam LBWR cukup merata. Tampak daya teras sedikit turun di baian tenah yan terkait denan daerah teras dalam (inner core reion). Hal ini terjadi karena daerah ini menunakan penayaan yan lebih rendah daripada daerah teras luar, yaitu masin-masin denan penayaan 10 dan 12,5%. Penunaan dua daerah penayaan bahan bakar ini dilakukan aar pemuncakan daya yan biasanya terjadi di daerah tenah teras dapat dikurani, 341

8 sehina sebaran daya menjadi lebih rata dari sisi dalam hina sisi luar teras. Dari ambar sebaran daya ke dua arah aksial dan radial tersebut tampak bahwa daya di baian tenah sedikit lebih rendah daripada di baian luar teras dan daya ini terus menurun ke arah tepi teras. Di baian tepi ini daya tersebut sedikit naik, sejalan denan naiknya fluks neutron termal di baian tepi ini akibat moderasi oleh bahan reflektor. Efek Doppler Efek Doppler terjadi akibat berubahnya tampan lintan resonansi material karena dipenaruhi oleh temperatur. Pada saat temperatur naik, erakan termal inti material bertambah, kemudian merubah tampan lintan efektif material tersebut. Pada saat kenaikan daya abnormal pada teras reaktor, maka sanat diperlukan adanya fenomena yan dapat menurunkan daya reaktor. Fenomena ini disebut neative reactivity feedback. Pada saat terjadi kenaikan daya, kelebihan eneri fisi membuat temperatur bahan bakar cepat bertambah. Kenaikan temperatur menakibatkan melebarnya tampan lintan resonansi yan disebut Doppler broadenin, sehina neutron fisi yan dalam proses slowin down banyak yan terserap dan berakibat turunnya populasi neutron thermal. Hal ini menakibatkan terjadi pembalikan daya karena peninkatan temperatur, yan disebut efek Doppler. Tabel 2. Faktor perlipatan neutron dalam LBWR 150 MWt Temp (K) BOL EOL Koef. Doppler *) -25,8 pcm/k -18,8 pcm/k *) Koefisien Doppler didefinisikan sebaai, α F T =1/k.dk/dT 342

9 Pada desain reaktor ini dianalisis efek Doppler berbaai jenis teras pada temperatur 300 K hina temperatur 900 K. Data hasil perhitunan faktor multiplikasi dan koefisien Doppler dapat dilihat pada Tabel 2. Penyumban utama efek Doppler ialah isotop fertil, yan terpentin dalam hal ini ialah 238 U. Pada isotop fisil, efek δσ c dan δσ f hampir dapat diabaikan. Sebaai sistem yan menunakan sebaian besar uranium-238, efek doppler senantiasa pentin diketahui. Hasil perhitunan di atas menunjukan bahwa koefisien Doppler adalah -25,8 pcm/k pada awal siklus (BOC) dan -18,8 pcm/k pada akhir siklus (EOC). Nilai ini cukup baik dan sebandin denan nilainya pada reaktor LWR konvensional lainnya. Reaktivitas teras Teras reaktor pada penelitian ini didesain aar dapat beroperasi denan siklus selama lima belas tahun tanpa refuelin bahan bakar. Ayunan reaktivitas berbaai tipe teras dapat dilihat pada Gambar 5. Ayunan reaktivitas LBWR Reaktivitas (dk/k) Waktu (tahun) 150 MWt 300 MWt 450 MWt Gambar 5. Perubahan reaktivitas teras berbaai tipe LBWR. Dapat diperhatikan bahwa pada desain ini untuk semua tipe teras selama operasi berlansun memiliki nilai-nilai reaktivitas awal 0,13, 0,12 dan 0,15 masin-masin untuk 450, 300 dan 150 MWt. Kesemua nilai reaktivitas lebih ini masih di bawah reaktivitas lebih yan biasanya dimiliki oleh reaktor air rinan konvensional (sekitar 0,25), sehina diharapkan penoperasian LBWR dapat lebih mudah. Tampak bahwa reaktivitas teras cukup rendah pada awal siklus (BOC, beinnin of cycle) dan terus menurun hina menjelan akhir siklus (EOC, end of cycle), yaitu setelah (15 tahun). 343

10 Distribusi Daya Relatif Dalam perhitunan desain ini telah pula dihitun distribusi daya relatif dalam tiap-tiap tipe teras LBWR. Hasil perhitunan tersebut ditampilkan dalam Gambar 6, 7 dan 8, masin-masin untuk daya 450, 300 dan 150 MWt. Daya relatif sepanjan kanal terpanas, LBWR 450 MWt Daya relatif sepanjan arah radial LBWR 450 MWt Daya relatif (-) Jarak aksial P=450 MWt Daya relatif (-) Jarak radial (cm) P=450MWt Gambar 6. Distribusi daya relatif ke arah aksial dan radial R1 50 MWt. Daya relatif sepanjan kanal terpanas, LBWR 300 MWt Daya relatif sepanjan arah radial LBWR 300 MWt Daya relatif (-) MWt Daya relatif (-) MWt Rel. power (-) Radial distance (cm) Gambar 7. Distribusi daya relatif ke arah aksial dan radial pada LBWR 300 MWt 344

11 Daya relatif (-) Daya relatif sepanjan kanal terpanas LBWR150 MWt EOL BOL Daya relatif sepanjan arah radial LBWR 150 MWt Daya relatif (-) EOL BOL Jarak aksial (cm) Jarak radiial (cm) Gambar 8. Distribusi daya relatif ke arah aksial dan radial pada LBWR 150 MWt. Tampak pada Gambar 6 hina 8 bahwa distribusi daya relatif ke arah aksial di kanal terpanas menunjukkan penurunan sedikit dari pusat menuju ke tepi teras. Kecenderunan yan berbeda tampak di arah radial. Dalam hal ini daya relatif bererak naik menuju ke perbatasan antara daerah teras dalam dan teras luar, mencapai puncaknya kira-kira di tenah daerah teras luar, kemudian nilainya turun di arah tepi teras. Pada LBWR 450 MWt dan LBWR 300 MWt Gambar 6 dan 7, daya relatif dihitun hanya pada BOL sedankan pada LBWR 150 MWt (Gambar 8) daya relatif dihitun selain pada BOL jua pada EOL. Tampak pada Gambar 8 bahwa ada penaruh burnup bahan bakar terhadap nilai daya relatif, walaupun tidak sinifikan. Parameter Teras yan Diperoleh Dari hasil perhitunan dan optimasi yan dilakukan, akhirnya didapat desain teras LBWR yan memiliki kriteria seperti ditampilkan pada Tabel 3. Tabel 3. Parameter teras yan diperoleh Daya (MWt) Volume (liters) Tini (cm) Inner fuel zone OR (cm) Outer fuel zone OR (cm) Reaktivitas lebih awal (%) Penayaan Bahan-bakar 10/ / /12.5 % (inner/outer) Rapat daya (kw/l)

12 Dalam Tabel 3 tampak ada tia macam daya LBWR yan berhasil dihitun, yaitu 450, 300 dan 150 MWt, denan volume teras masin-masin 13600, dan 5365 liter. Perbandinan antara diameter dan tini tiap-tiap teras dijaa kira-kira 1 bandin 2, sedankan zona bahan bakar dalam dan teras dioptimalkan sedemikian rupa aar mendapatkan distribusi fluks neutron dan daya relatif rata. Penayaan bahan bakar dalam tiap-tiap teras didapat 10% untuk baian dalam dan 12,5% untuk baian luar teras. Rapat daya yan dihasilkan untuk teras 450, 300 dan 150 MWt masinmasin adalah 33, 30 dan 28 kw/l. 346

13 KESIMPULAN Telah dilakukan analisis desain reaktor daya kecil menenah modular tipe air didih denan siklus operasi panjan. Perhitunan desain fisika teras diperlukan sebaai bahan pertimbanan untuk mennetukan keamanan dan kelayakan desain reaktor ini. Dari hasil analisis ini dapat disimpulkan bahwa, Konsep desain LBWR tanpa penisian bahan bakar di lokasi akan memiliki siklus operasi yan lebih panjan denan menerapkan kisi teras yan lebih rapat (V m /V f rendah). Analisis fisika teras terhadap LBWR denan bahan oksida ini menunjukkan reaktivitas lebih yan dibutuhkan di awal operasi kuran dari 20% dk/k, dan hal ini sudah mencukupi untuk mendukun siklus operasi 15 tahun. Desain teras ini memiliki distribusi fluks dan daya yan cukup merata denan menerapkan dua zona pemuatan bahan bakar, yaitu baian dalam dan baian luar teras denan perkayaan masin-masin kuran dari 10 dan 12,5%. 347

14 DAFTAR PUSTAKA 1. ARNOLD SOETRISNANTO, et al., Prospect of Small Sized Liht Water Reactor in Indonesia, Proceedins of the 2nd Asian Specialist Meetin on Future Small- Sized LWR Development, Hanoi, FERHAT AZIZ, et al., Desain neutronik BWR Modular denan Siklus Operasi Panjan, Prosidin Seminar Nasional ke-8 Teknoloi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Jakarta, JAMES J. DUDERSTADT et al., Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, K. TSUCHIHASHI, et al., Revised SRAC Code System, JAERI 1302, T.B. FOWLER, et al.,. Nuclear Reactor Core Anaysis Code: CITATION, ORNL- TM-2496,

15 DISKUSI HUDI HASTOWO Diluar aspek yan disampaikan oleh penyaji dalam makalah tersebut, pertanyaannya adalah 1. Apakah dari aspek Enineerin sudah dipikirkan baaimana denan penananan bahan bakar/teras reaktor adalah 15 tahun operasi : apakah waktu didekomisionin, atau terasnya dianti. Bila teras dianti baaimana aspek penananan El bakar bekas? 2. Baaimana menekan reaktivitas awal, apakah tidak lebih baik menunakan burn-able poisson. FERHAT AZIZ 1. Aspek yan dikaji baru dari aspek neutronik dan belum mempertimbankan aspek enineerin. Sehina titik salahnya adalah hanya dari sei neutronik. Kalau ternyata dari aspek enineerin sukar dipenuhi maka disain ini munkin tidak diteruskan. Atau bahan bakar bekas diproses/didininkan di lokasi karena sudah 15 tahunan akan sanat aktif dan jadi kendala untuk diankut. 2. Penunaan burn able poisson akan diperhitunkan dan evaluasi selanjutnya. 349

16 DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Ferhat Aziz 2. Tempat/Tanal Lahir : Curup Benkulu, 10 November Instansi : P2SRM-BATAN 4. Pekerjaan / Jabatan : Ka. Bid. Teknoloi Reaktor Maju/Peneliti Madya 5. Riwayat Pendidikan : Dept.. Fisika Universitas Indonesia Dept. of Physics QAIDI AZAM Univ Pakistan (MS) Dept. of Nuclear Enineerin,NC State Univ (MSc) Dept. of Nuclear Enineerin, Tokyo Institute of Technoloy (Doktor) 6. Penalaman Kerja : 1981-sekaran, BATAN 7. Oranisasi Profesional : HFI HIMNI 8. Makalah yan pernah disajikan: Beberapa makalah, umumnya dalam bidan Teknoloi, Desain dan Analisis Reaktor 350