JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA
Not a member yet
289 research outputs found
Sort by
ANALISIS UNSUR MINERAL DAN KORELASINYA DALAM DARAH PENDERITA HIPERTENSI DAN NORMAL DENGAN TEKNIK AAN
Get PDFKetidakseimbangan mineral dalam tubuh berkontribusi terhadap munculnya hipertensi. Dalam makalah ini telah dicoba untuk mencari perbedaan kadar unsur mineral pada penderita hipertensi dan normal dan korelasi antar unsur mineral dalam darah penderita hipertensi dan normal. Cuplikan darah penderita hipertensi (n=34) dengan usia 29-55 tahun dan sebagai kontrol (n=52) normal dengan usia 28-55 tahun. Analisis unsur mineral dilakukan dengan teknik analisis aktivasi neutron. Untuk mengetahui signifikasi perbedaan kadar unsur mineral dalam darah penderita hipertensi dan normal, telah dilakukan pengujian nilai rerata konsentrasi dengan statistik-t dan korelasi antar unsur ditentukan berdasarkan koefisien korelasinya. Hasil penelitian menunjukkan bahwa terdapat perbedaan kadar unsur dalam darah normal dan penderita hipertensi: 30% untuk unsur Co, Cs dan Cu. Perbedaan yang signifikan terdapat pada Fe (p=0,039) dan Cu (p=0,01) dalam darah. Terdapat korelasi positif antara Fe dan Cu dalam darah penderita hipertensi (r=0,218) dan korelasi negatif pada normal (r = -0,173). Antar unsur mineral dalam darah ada yang berkorelasi positif dan ada juga yang berkorelasi negatif. Jadi kemungkinan perubahan kadar unsur mineral dalam darah dan korelasi antar unsur merupakan faktor yang berkontribusi dalam pathogenesis penderita hipertensi.Kata kunci: korelasi, unsur mineral, darah, penderita hipertensi Mineral imbalance in the body may contribute to the development of hypertension. This paper has attempted to search differences of trace elements level in normal and hypertensive and the correlation between mineral elements in hypertension and normal blood. The research samples was composed of hypertensive patients (n= 34 ) aged 29-55 years and the normal controls (n = 52) aged 28-55 years. Analysis of trace elements was conducted using neutron activation analysis. To determine the significance of differences in levels of mineral elements in the blood hypertension and normal, t-testing of mean concentration and correlations between these elements is determined by the correlation coefficient. The results showed that there were differences in levels of elements in normal and hypertensive blood: 30% for the elements Co , Cs and Cu. There are significant differences in Fe (P = 0.039) and Cu (P = 0.01) in the blood. There is a positive correlation between Fe and Cu in the blood hypertension (r = 0.218) and negative correlation in normal (r = -0.173). Between mineral elements there are positive correlation and there are also a negative correlation in hypertension and normal blood. So the possibility of changes in the blood levels of trace elements and inter-element correlation is a contributing factor in the pathogenesis of hypertension. Keywords: correlation, mineral element, blood, hypertensio
ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA PADA KONDISI NORMAL UNTUK REAKTOR AEC 1000 MW
Get PDFTelah dilakukan analisis sebaran radionuklida pada reaktor daya Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWTh, setara dengan 1000 Mwe untuk kondisi operasi normal. Analisis dilakukan untuk dua reaktor yang terpisah sejauh 500 m dan sudut 90o satu dengan yang lain. Langkah awal dalam melakukan analisis adalah menentukan suku sumber reaktor menggunakan program komputer ORIGEN2 dan EMERALD NORMAL. ORIGEN2 digunakan untuk menentukan inventori radionuklida yang terdapat di reaktor. Selanjutnya dengan dengan menggunakan program EMERALD NORMAL dihitung suku sumber yang sampai ke cerobong reaktor. Untuk menganalisis dosis yang diterima penduduk dilakukan dengan menggunakan program PC-CREAM. Perhitungan dilakukan untuk satu dan dua PLTN di calon tapak PLTN. Hasil yang diperoleh adalah sebaran radionuklida terbesar untuk satu PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 9 (191,25o) dan untuk dua PLTN pada jarak 1 km dan kearah zona 10 (213,75o). Radionuklida yang sampai ke penduduk melalui dua alur yaitu alur makanan dan hirupan. Untuk alur makanan berasal dari radionuklida I-131, dan terbesar melalui alur produk susu sebesar 53,40 % untuk satu maupun dua PLTN . Untuk alur hirupan ranionuklida pemberi kontribusi paparan terbesar berasal dari Kr-85m sebesar 53,80 %. Dosis total terbesar yang diterima penduduk terdapat pada jarak 1 Km untuk bayi yaitu sebesar 4,10 μSi dan 11,26 μSi untuk satu dan dua PLTN. Hasil ini sangat kecil dibandingkan dengan batas dosis yang diijinkan oleh badan pengawas (BAPETEN) untuk penduduk yaitu sebesar 1 mSi.Kata Kunci : Reaktor daya, komputer code, radionuklida, alur makanan, hirupan Analysis for radionuclide dispersion for the Atomic Energy Agency (AEC) 3568 MWth Power Reactor, equal to the 1000 MWe at normal condition has been done. Analysis was done for two piles that is separated by 500 m distance and angle of 90o one to other. Initial pace in doing the analysis is to determine reactors source term using ORIGEN2 and EMERALD NORMAL. computer code program. ORIGEN2 applied to determine radionuclide inventory emerged in the reactor. Hereinafter, by using Emerald Normal Computer code is calculated source term reaching the reactor stack. To analyze dose received by population is done by using PCCREAM computer code. Calculation done for one and two PLTN attached in site candidate of plants. The result showed is that the highest radionuclide release for one PLTN is at 1 km distance and to 9th zone toward ( 19.25o) and for two PLTN is at 1 km distance and to 10th zone toward (21.75o). Radionuclide which up to population through two pathsway that are foodstuff and inhalation. To foodstuff comes from radionuclide I-131, and the biggest passed from milk product with 53.40 % for one and also two PLTN . For inhalation pathway the highest radionuclide contribution come from Kr-85m is about 53.80 %. The highest total dose received by population is at 1 Km distance received by baby that is 4.10 μSi and 11.26 μSi for one and two PLTN respectively. Those result are very small compared to the maximum permition dose to population issued by regulatori body that is equal to 1 mSi. Keywords : reactor power, computer code, radionuclide, food stuff, inhalatio
PEROLEHAN SUHU AIR PENDINGIN PRIMER REAKTOR TRIGA 2000 KETIKA PENAMBAHAN CEROBONG DAN PELAT PENUKAR PANAS
Get PDFKesinambungan operasi reaktor TRIGA 2000 di antaranya ditentukan oleh suhu bahan bakar dan suhu air pendingin primer. Sebagai contoh pengoperasian reaktor TRIGA 2000 saat ini sulit mencapai daya 2000 kW, karena suhu di pusat elemen bahan bakar di dalam teras reaktor mencapai 675 oC, suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor mencapai 41,3 oC, suhu pendingin primer yang ke luar dari tangki reaktor mencapai 48,2 oC. Tingginya suhu elemen bahan bakar dan suhu pendingin primer di dalam teras telah meningkatkan pendidihan dan menambah pembentukan gelembung uap di dalam teras reaktor, sehingga menurunkan moderasi neutron oleh pendingin primer di dalam teras dan reaktor tidak mampu mencapai daya 2000 KW. Beberapa kegiatan yang dapat dilakukan untuk menurunkan suhu bahan bakar dan air pendingin primer di dalam teras reaktor TRIGA 2000, di antaranya dengan menempatkan cerobong di atas teras reaktor dan menambah pelat penukar panas. Mengingat studi kasus ini tidak memungkinkan untuk dilakukan secara eksperimen, maka analisis dilakukan melalui kajian teoritik menggunakan program komputer CFD. Berdasarkan hasil kajian yang telah dilakukan diketahui bahwa dengan menambah tinggi cerobong menjadi 2 m, pelat penukar panas menjadi 384 lembar, laju alir pendingin primer 950 gpm, dan laju alir pendingin sekunder menjadi 1200 gpm, mampu menurunkan suhu pendingin primer yang ke luar dari penukar panas atau suhu pendingin primer yang masuk ke teras reaktor menjadi 30,48 oC. Jika kondisi ini digunakan tentunya akan menurunkan suhu maksimum kelongsong bahan bakar, dan suhu pendingin primer di dalam teras, sehingga akan mengurangi pendidihan di dalam teras reaktor, meskipun hal ini akan menaikkan konsentrasi N-16 di permukaan tangki reaktor menjadi 49,41%.Kata kunci: cerobong, pelat penukar panas, suhu bahan bakar, suhu pendingin primer. Continuation of the TRIGA 2000 reactor operation is determined by the fuel and primary cooling water temperature. For example, recently the TRIGA 2000 reactor is very difficult to reach the maximum power level of 2000 kW, because at maximum power level, the maximum fuel temperature in the reactor core is 675 oC, the inlet primary cooling water temperature into reactor core is 41.3 oC, and the outlet primary cooling water from reactor tank is 48.2 oC. The increasing of the fuel temperature and primary cooling water temperature in reactor core, increase also the bubbling and the bubble of vapour in the reactor core so, it reduces the neutrons moderation in the reactor core and then the reactor is unable to reach power level of 2000 kW. There are some actions can be done to reduce the fuel temperature and the primary cooling water temperature in reactor core, as to give a chimney above reactor core and to add additional heat exchanger plates. Because these studies can not be done experimentally, then the analysis done through theoretical studies using computer programs RELAP5/Mod3.2. Based on result of the study, it is known that by rising the chimney height to become 2 m, give additional heat exchanger plates to become 384 slabs, flow rate of primary cooling water is 950 gpm, and to increase flow rate of secondary cooling water to become 1200 gpm, it can reduced the primary cooling water temperature exit from heat exchanger or the primary cooling water temperature into reactor core to become 30.48 oC. If this condition applied, it can reduce the fuel cladding and the primary cooling water maximum temperature in reactor core, so the bubbling decreased in the reactor core, though it will increase the maximum concentration of N-16 on the tank surface to become 49.41%. Keywords: chimney, heat exchanger plate, fuel temperature, primary cooling temperatur
OPTIMASI PENDINGINAN EKSTERNAL PADA MODEL SUNGKUP PWR-1000 MENGGUNAKAN METODE ESTIMASI ANALITIK
Get PDFSungkup reaktor merupakan benteng terakhir dalam menahan terlepasnya zat-zat radioaktif ke lingkungan ketika terjadi suatu kecelakaan reaktor. Oleh karena itu integritasnya harus selalu dipertahankan yang antara lain dilakukan dengan cara mencegah dilampauinya batas desain tekanan dan temperatur yang bisa terjadi pada kondisi kecelakaan melalui pendinginan sungkup yang mencukupi. Pada reaktor generasi III+ yang menerapkan konsep pendinginan pasif seperti AP1000, sungkup didinginkan secara eksternal melalui konveksi alamiah pada celah udara dan guyuran air pendingin di permukaan luar sungkup. Karakteristik pendinginan eksternal ini akan diteliti secara eksperimental melalui model sungkup PWR1000 berskala 1/40. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui nilai debit optimal yang diperlukan dalam pendinginan model sungkup sebelum konfirmasi secara eksperimental dilakukan. Metode yang digunakan adalah dengan melakukan pemodelan analitis dan pemrograman berbasis Matlab yang mampu mengestimasi nilai-nilai parameter pendinginan eksternal seperti laju alir, temperatur dan daya kalor yang dievakuasi. Penerapan program pada sungkup AP1000 juga dilakukan untuk bisa dibandingkan dengan data desain. Hasilnya menunjukkan kesesuaian dengan data desain sungkup AP1000 dengan debit optimal sebesar 9,5 liter/detik yang mampu mengevakuasi kalor sebesar 21,6 MW. Sedangkan pada model sungkup diperoleh debit optimal sebesar 22 cc/detik yang mampu mengevakuasi kalor sebesar 37 KW. Disimpulkan bahwa dengan penelitian ini karakteristik pendinginan eksternal sungkup reaktor PWR mampu diestimasi dan bersamaan dengan itu dapat diketahui nilai optimal dari debit pendingin yang diperlukan.Kata kunci: pendinginan eksternal, sungkup PWR, estimasi analitik, AP1000. Reactor containment is the last barrier in avoiding the release of radioactive substances into the environment in the event of a reactor accident. Therefore, its integrity must always be maintained, among others, performed in a manner to prevent the exceeding of pressure and temperature design limit that could occur in an accident, through adequate containment cooling. In generation III + reactors which passive cooling concepts are applied such as the AP1000, the containment is externally cooled by natural convection in the air gap and a splash of cooling water in the outer surface. External cooling characteristics will be investigated experimentally through PWR1000 containment models of 1/40 scale. The purpose of this research is to determine the optimal flow of cooling required in the model before confirming experimentally performed. The method used is to perform analytical modeling and programming based on Matlab which is able to estimate the values of external cooling parameters such as flow rate, temperature and heat power evacuated. Implementation of the program on the AP1000 containment is also performed to be compared with the design data. The results shows the conformity with the AP1000 containment design data with optimal flow of 9.5 liters/sec that is able to evacuate the heat of 21.6 MW. While for the containment model, the optimal flow obtained at 22 cc / sec which is capable of evacuating the heat by 37 KW. This study concluded that the characteristics of the external cooling of PWR containment could be estimated and in conjunction, the optimal cooling flow required can be determined. Keywords: external cooling, PWR containment, analytical estimation, AP1000
ANALISIS MODEL TERAS 3-DIMENSI UNTUK EVALUASI PARAMETER KRITIKALITAS REAKTOR PWR MAJU KELAS 1000 MW
Get PDFSetelah kejadian Fukushima, penggunaan sistem keselamatan pasif menjadi persyaratan yang penting untuk PLTN. PLTN jenis PWR maju kelas 1000 yang didesain oleh Westinghouse, AP1000, memiliki fitur keselamatan pasif disamping sederhana dan modular. Sebelum memilih suatu PLTN, maka perlu dilakukan suatu evaluasi terhadap parameter desainnya. Salah satu parameter yang penting dalam keselamatan adalah kritikalitas teras. Permasalahan pokok dalam mengevaluasi parameter kritikalitas teras AP1000 tidak adanya data komposisi material SS304 dan H2O di daerah reflektor dan diameter penyerap SS304. Dengan demikian tujuan penelitian ini adalah mendapatkan model teras 3-dimensi AP1000 dan siap diaplikasikan dalam evaluasi parameter kritikalitas teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa komposisi terbaik SS304 dan H2O di reflektor teras bagian atas dan bawah masing-masing 50 vol%, sedangkan diameter penyerap SS304 adalah 0,960 cm. Evaluasi konsentrasi boron kritis menunjukkan perbedaan yang signifikan dengan nilai desain. Meskipun penyebab utama dari perbedaan ini belum diketahui, akan tetapi dapat dibuktikan bahwa konsentrasi boron kritis sangat sensitif dengan densitas UO2. Untuk reaktivitas padam, reaktor AP1000 memiliki margin subkritikalitas teras yang besar untuk satu siklus operasi. Dengan demikian teras yang diusulkan dapat digunakan sebagai acuan untuk evaluasi parameter teras lainnya atau perangkat analitis lainnya dalam rangka mengevaluasi desain reaktor AP1000.Kata kunci: AP1000, kritikalitas, konsentrasi boron kritis, reaktivitas padam After the Fukushima accident, the use of passive safety system becomes an important requirement for the nuclear power plant (NPP). The advanced PWR NPP with 1000 MW (electric) class, designed by Westinghouse, AP1000, a reactor with the passive safety features as well as simple and modular. Before selecting a nuclear power plant, there should be an evaluation of the design parameter. One important parameter in criticality safety is core criticality parameters. Main problem in evaluating the core criticality parameters of the AP1000 is that the material composition data SS304 and H2O in the reflector (top and bottom of core) and the diameter of SS304 absorber are not provided. Therefore the objective of this research is to obtain a three-dimensional model of AP1000 core and it can be applied in the evaluation of the core criticality parameters. The calculation results show that the optimum composition of SS304 and H2O in the top and bottom reflector is 50 vol%, respectively, while the diameter of the SS304 absorber is 0.960 cm. Evaluation of the critical boron concentration showed a significant difference to the design value. Although the main cause of this difference is not clear, but it can be proved that the critical boron concentration is very sensitive to the density of UO2. For shutdown reactivity, AP1000 has a large subcriticality margin for one operating cycle. It can be concluded that the proposed 3-imensional core model of AP1000 can be used as a reference for other core parameter calculation or other analytical tools in order to evaluate the AP1000 reactor design. Keywords: AP1000, criticality, critical boron concentration, shutdown reactivit
PEMODELAN DAN ANALISIS SEBARAN RADIONUKLIDA DARI PWR PADA KONDISI ABNORMAL DI TAPAK BOJANEGARA-SERANG
Get PDFPenambahan pembangkit listrik yang baru khususnya pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) berpotensi memberikan konsekuensi radiologis pada masyarakat dan lingkungan, karena adanya lepasan radioaktif dalam kondisi operasi normal maupun abnormal. Oleh karena itu maka pengelola reaktor nuklir harus bisa menyediakan data dan argumentasi yang kuat untuk menjelaskan tentang keselamatan PLTN terhadap lingkungan. Untuk itu perlu dilakukan analisis kondisi abnormal yang terjadi pada PLTN yang akan memberikan konsekuensi radiologis pada lingkungan. Analisis dilakukan dengan membuat pemodelan simulasi kondisi abnormal yang dipostulasikan pada PLTN tipe PWR 1000 MWe serta simulasi dan pemodelan pola potensi lingkungan sebagai daya dukung tapak terhadap penerimaan konsekuensi radiologis tersebut. Pemodelan fenomena transport radionuklida dari teras reaktor sampai ke luar dari sungkup reaktor dilakukan menggunakan perangkat lunak EMERALD dan pemodelan pola dispersi radioaktivitas ke lingkungan dari reaktor meliputi simulasi kondisi meteorologi, distribusi penduduk, produksi dan konsumsi masyarakat pada kondisi ekstrim di daerah studi, menggunakan perangkat lunak GIS, Arcview, Windrose, dan PC COSYMA. Pemodelan konsekuensi radiologis menggunakan tapak contoh daerah Bojanegara-Kramatwatu Pantai Serang-Banten. Dengan menggunakan data sourceterm, data meteorologi dan data dispersi (sebaran penduduk, produksi pertanian dan ternak) dan modeling alur paparan (pathway), dihasilkan model sebaran radionuklida dan penerimaan paparan radiasi di lingkungan tapak Bojanegara-Serang, dengan penerimaan dosis radiasi di bawah batas yang diijinkan badan regulator BAPETEN.Kata kunci : PLTN, radioaktivitas, pola dispersi, keselamatan Additional of electrical power especially Nuclear Power Plant will give radiological consequences to population and environment due to radioactive release in normal and abnormal condition. In consequence the management of nuclear power plant must supply data and strong argumentation to clarify the safety of nuclear power plant to environment. For that purpose it needs to be carried out an analysis of abnormal condition in nuclear power plant and its radiological consequences to the environment. That analysis is done using abnormal condition simulation model postulated on 1000 MWe nuclear power plant. That simulation model is used also to evaluate environmental potential as site capability in supporting the radiological consequences. Radionuclide transport modeling from reactor core to containment uses EMERALD computer code. Other computer codes are Windrose, PC-COSYMA and ArcView are used to simulate meteorology condition, radionuclide release to population distribution of food production and consumption and distribution of radiation dose received to population around nuclear power plant. Application of that simulation is carried out to NPP candidate site in Bojanegara-Kramatwatu, Serang Banten peninsula. Using source term data, meteorology data, dispersion data and pathways modeling are resulting radionuclide dispersion model and radiation pathway acceptance at the surrounding nuclear power plant site (Bojanegara-Serang peninsula). The result shows that maximum radiation dose received is lower than dose permitted in accordance with regulatory body (BAPETEN). Keywords : Nulear power plant, radioactivity, dispersion model, safet
THE THERMAL-HYDRAULICS ANALYSIS ON RADIAL AND AXIAL POWER FLUCTUATION FOR AP1000 REACTOR
Get PDFABSTRACT THE THERMAL-HYDRAULICS ANALYSIS ON RADIAL AND AXIAL POWER FLUCTUATION FOR AP1000 REACTOR. The reduction of fissile material during reactor operation affects reactivity reduction. Therefore, in order to keep the reactor operating at fixed power, it must be compensated by slowly withdrawing the control-rod up. However, it will change the shape of the horizontal/axial power distribution and safety margin as well. The research carries out the calculations of the core thermal-hydraulics to determine the effect of the fluctuations of the power distribution on the thermal-hydraulic AP1000’s parameters and study their impacts on the safety margin. The calculation is done using the COBRA-EN code and the result shows that the maximum heat flux at the Beginning of Cycle (BOC) is 1624.02 kW/m2. This heat flux will then decrease by 22.75% at the Middle of Cycle (MOC) and by 0.29% at the End of Cycle (EOC). The peak fuel centerline temperature at the BOC, MOC and EOC, are 1608.15°C, 1232.15°C, and 1301.75°C, respectively. These temperature differences are caused by the heat flux effects on sub-cooled boiling regions in the cladding surface. Moreover, the value of MDNBRs at the MOC and EOC are 3.23 and 3.00, which are higher than the MDNBR at the BOC of 2.49. It could be concluded that the operating cycle of the AP1000 reactor should be operated in the MOC and the EOC, which will be more safely than be operated in the BOC. Keywords: Core thermal-hydraulics, AP1000, fluctuation of power distribution, COBRA-EN. ABSTRAK ANALISIS TERMOHIDRAULIKA PADA FLUKTUASI DAYA AXIAL DAN RADIAL UNTUK REAKTOR AP1000. Berkurangnya material fisil selama operasi reaktor, mengakibatkan reaktivitas berkurang. Oleh karena itu, agar reaktor tetap beroperasi pada daya yang tetap, maka harus dikompensasi dengan menarik batang kendali ke atas sedikit demi sedikit. Akan tetapi, hal ini akan berakibat pada berubahnya bentuk distribusi daya ke arah horisontal/aksial dan berdampak ke perubahan marjin keselamatan. Penelitian ini melakukan perhitungan termohidrolika teras untuk mengetahui pengaruh fluktuasi distribusi daya pada parameter termohidrolika AP1000 dan mempelajari dampaknya terhadap marjin keselamatan. Hasil perhitungan dilakukan dengan menggunakan kode COBRA-EN dan hasilnya menunjukkan bahwa fluks kalor maksimum pada awal siklus (BOC) sebesar 1624,02 kW/m2 berkurang 22,75% di tengah siklus (MOC) dan berkurang lagi 0,29% di akhir siklus (EOC). Temperatur puncak tengah bahan-bakar di awal, tengah dan akhir siklus adalah sebesar 1608,15°C; 1232,15°C; dan 1301,75°C akibat dari fluks kalor pada daerah kelongsong yang mengalami pendidihan tak jenuh. Sedangkan nilai MDNBR pada tengah dan akhir siklus adalah 3,23 dan 3,00; meningkat dibanding MDNBR pada awal siklus 2,49. Dari hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa pada kondisi tengah dan akhir siklus operasi reaktor AP1000 memiliki marjin keselamatan yang lebih baik dibanding kondisi awal siklus. Kata kunci : Termohidrolika teras, AP1000, fluktuasi distribusi daya, COBRA-E
STUDI DESAIN DOWN SCALE TERAS REAKTOR DAN BAHAN BAKAR PLTN JENIS PEBBLE BED MODULAR REACTOR – HTR 100 MWe
Get PDFTelah dilakukan penelitian terhadap teras reaktor Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) dengan daya 100 Mwe berbahan bakar UO2. Reaktor ini menggunakan moderator grafit dan helium sebagai pendingin. Studi down scale dilakukan tanpa mengubah geometri teras maupun geometri bahan bakar. Parameter yang dianalisis adalah kritikalitas teras, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur bahan bakar, moderator dan pendingin serta nilai ekonomis bahan bakar. Dari penelitian ini diharapkan diperoleh desain bahan bakar yang bernilai ekonomis dan memiliki fitur keselamatan melekat. Penelitian dilakukan dengan menggunakan program SRAC 2003. Hasil yang diperoleh adalah desain bahan bakar UO2 berbentuk pebble dengan pengkayaan 10% U235 dan 90 ppm racun dapat bakar Gd2O3. Nilai faktor multipilkasi effektif keff pada beginning of life (BOL) adalah 1,01115 dan menjadi 1,00588 setelah 2658 hari operasi reaktor (EOL). Koefisien reaktivitas temperatur total diperoleh sebesar - 3,25900E-05 ∆k/k/K saat BOL dan -1,10615E-04 ∆k/k/K saat end of life (EOL). Reaktor ini memenuhi karakteristik keselamatan melekat ditandai dengan nilai koefisien reaktivitas temperatur yang negatif.Kata kunci: PBMR, desain bahan bakar, faktor multipilkasi effektif, reaktivitas lebih, koefisien reaktivitas temperatur. Research of Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) 100 MWe which used UO2 fuel has been done. This reactor uses graphite as moderator and helium as coolant. Down scale studies performed without changing the core and fuel geometry. The parameter being analyzed were core criticality, excess reactivity, fuel, moderator, coolant temperature reactivity coefficient, and fuel economy. This research is expected to obtain the design that has fuel economy and inherent safety features. In this research, we have employed SRAC 2003 code. The calculation show that the UO2 pebble fuel design with 10% enrichment of U235 and 90 ppm burnable poison of Gd2O3 results in the effective multiplication factor (keff) value of 1,01115 at beginning of life (BOL) and become 1,00588 after 2658 days of reactor operation. The core temperature reactivity coefficient is -3.25900E-05 ∆k/k/K and -1,100615E-04 ∆k/k/K at BOL and end of life (EOL), respectively. The reactor is in compliance with inherent safety characteristics indicated by the value of a negative temperature reactivity coefficient. Keywords: PBMR, fuel design, effective multiplication factor, excess reactivity, temperature reactivity coefficient