Perkembangan Teknologi Reaktor Maju, Bagian 2

Bagikan Artikel ini di:

Teknologi reaktor nuklir telah berkembang pesat sejak pertama kali beroperasi pada tahun 1940-an. Reaktor daya nuklir yang digunakan di seluruh dunia saat ini adalah reaktor nuklir Generasi II dan III. Tidak lama lagi, pada dekade 2020-an, era reaktor nuklir Generasi IV (reaktor maju) akan menyambut kita.

Baca juga: Benarkah Radiasi Nuklir Dapat Menyebabkan Kemandulan?

Pada Bagian 1 (silahkan baca Perkembangan Teknologi Reaktor Nuklir Maju, Bagian 1), telah dibahas tiga dari enam teknologi reaktor maju, yakni Molten Salt Reactor (MSR), Very High Temperature Reactor (VHTR) dan Supercritical Water Reactor (SCWR).

Bagaimana dengan tiga teknologi lainnya? Berikut penjabarannya.

  1. Sodium-Cooled Fast Reactor (SCFR)

Gambar 1. Skema SCFR (sumber: Harto, 2013)

SCFR adalah desain reaktor maju yang paling banyak mendapat dukungan riset di berbagai negara. SCFR menggunakan bahan bakar padat dan pendingin berupa logam natrium cair. Karena didesain untuk beroperasi pada spektrum netron cepat, SCFR tidak membutuhkan moderator seperti MSR, VHTR maupun SCWR. SCFR difokuskan untuk menggunakan bahan bakar uranium dan plutonium[1].

Penggunaan berupa natrium cair pada suhu operasi nominal 510oC meniscayakan SCFR beroperasi dengan tekanan atmosfer, sehingga tidak butuh bejana bertekanan tinggi[2]. Dampaknya, risiko kecelakaan karena kehilangan tekanan tidak dapat terjadi. Sedikit isu pada SCFR adalah dari penggunaan pendingin natrium, yang menyebabkan reaktor memiliki reaktivitas void positif. Reaktivitas positif tersebut menyebabkan reaksi fisi berantai justru meningkat ketika terjadi kondisi reaktor kehilangan pendingin (loss of coolant), alih-alih berkurang. Jika tidak segera dikendalikan, dampaknya dapat menyebabkan meltdown. Namun, hal ini dapat diantisipasi dengan penggunaan reflektor thorium.

Natrium bersifat reaktif. Kebocoran natrium dari pipa pendingin primer dapat berimbas pada terpantiknya api di gedung reaktor. Namun pengalaman operasional SCFR di Rusia menunjukkan bahwa hal itu sangat jarang terjadi dan sudah teratasi sejak tahun 1990-an[4]. Hingga tahun 2018, teknologi reaktor maju SCFR hanya ada 1 di Rusia dan reaktor tersebut masih menggunakan desain SCFR yang lama.

Kombinasi spektrum netron cepat dan siklus uranium meniscayakan SCFR memiliki kemampuan pembiakan[2]. Kemampuan pembiakan ini menyebabkan SCFR mampu memproduksi bahan bakar dalam reaktor lebih banyak daripada yang dikonsumsi. Efeknya, penggunaan bahan bakar SCFR sangat hemat.

Dua unit SCFR, yakni BN-600 dan BN-800, telah beroperasi di Rusia. Sementara satu unit purwarupa SCFR di India hampir selesai dibangun. Travelling Wave Reactor (TWR), salah satu varian SCFR yang didesain oleh TerraPower, diproyeksikan untuk dibangun purwarupanya di Cina pada tahun 2020[3].

  1. Lead-Cooled Fast Reactor (LCFR)

LCFR mirip dengan SCFR, yaitu sama-sama beroperasi dengan spektrum netron cepat. Bedanya, LCFR menggunakan pendingin timbal atau timbal-bismuth cair alih-alih natrium[2]. Karena menggunakan timbal, maka secara teoretis LCFR mampu beroperasi dengan suhu lebih tinggi dari SCFR, hingga mencapai 800oC. Efeknya, LCFR berpotensi untuk digunakan dalam pembangkitan hidrogen. Akan tetapi masalah korosi pada suhu tinggi masih menjadi ganjalan yang memperlambat pengembangan LCFR. Sementara ini purwarupa LCFR masih akan dioperasikan pada suhu konservatif, yakni 550oC1].

Gambar 2. Skema LCFR (sumber: Harto, 2013)

LCFR dapat menggunakan uranium maupun thorium sebagai bahan bakar. Sebagaimana SCFR, LCFR juga memiliki kemampuan pembiakan. Karena timbal cair tidak mendidih pada suhu tinggi, LCFR beroperasi pada tekanan ambien. Implikasinya, LCFR tidak membutuhkan pressure vessel yang mahal[1].

Riset LCFR telah dilakukan di Amerika Serikat, Jepang, Rusia dan Eropa, dengan rencana operasional mulai 2025 untuk LCFR dengan suhu operasi lebih rendah dan 2040 untuk LCFR suhu tinggi[1].

Karena sama-sama menggunakan pendingin logam cair, SCFR dan LCFR dapat dimasukkan dalam kategori lebih tinggi yaitu Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR).

  1. Gas-Cooled Fast Reactor (GCFR)

Yang terakhir adalah GCFR. Prinsip GCFR hampir mirip dengan Advanced Gas-cooled Reactor (AGR), yaitu menggunakan bahan bakar padat dan pendingin gas. Hanya saja, GCFR tidak menggunakan moderator[2]. Jadi, GCFR beroperasi dengan spektrum netron cepat. Dengan demikian, GCFR lebih cocok untuk siklus bahan bakar uranium. Suhu operasi GCFR mampu mencapai 850oC sehingga dapat digunakan untuk memproduksi hidrogen[1].

Gambar 3. Skema GCFR (sumber: Harto, 2013)

Karena menggunakan pendingin gas, maka GCFR tidak terpengaruh reaktivitas void. Efeknya, kehilangan aliran pendingin tidak akan menyebabkan kenaikan reaksi fisi berantai yang dapat menyebabkan meltdown. GCFR merupakan reaktor nuklir dengan densitas daya rendah. Imbasnya adalah lebih mudah dilakukan pendinginan reaktor ketika terjadi shutdown. Bahkan dimungkinkan bahwa pendinginan GCFR tidak memerlukan pendingin air, melainkan hanya menggunakan sirkulasi udara (pendinginan pasif).

Dibandingkan kelima desain lain, GCFR adalah satu-satunya desain reaktor maju yang belum pernah dibangun purwarupanya. Diperkirakan, purwarupa GCFR baru akan beroperasi setelah tahun 2022. Euratom berencana untuk membangun purwarupa GCFR dimulai pada tahun 2018. Prancis, Euratom, Jepang dan Swiss bekerjasama dalam riset GCFR[2].

Tentu saja tiap-tiap desain ini masih memiliki tantangan tersendiri untuk diatasi sebelum bisa dioperasikan secara komersial. Karena itulah, hingga medio 2020-an, reaktor nuklir kontemporer masih akan mendominasi dalam pembangunan PLTN. Walau demikian, perbaikan fitur yang ditawarkan oleh reaktor maju tentu sangat menarik untuk menjadi pilihan.

Ketika negeri ini memutuskan untuk go nuclear, maka reaktor maju sudah seharusnya menjadi prioritas utama pilihan teknologinya. Indonesia sendiri melalui BATAN tengah mengembangkan reaktor maju berjenis VHTR. Sementara, Martingale Inc. sedang mengajukan lisensi pengujian MSR mereka, ThorCon, untuk dibangun purwarupanya di Indonesia.

Baca juga: Mengenal Teknologi Reaktor Nuklir Kontemporer

 

 

Referensi

  1. World Nuclear Association. Generation IV Nuclear Reactors. Diperbarui Desember 2017. (http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors.aspx), diakses 17 Januari 2018.
  2. Andang Widi Harto, Kusnanto. 2013. Advanced Reactor Technology. Yogyakarta: Program Studi Teknik Nuklir Universitas Gadjah Mada.
  3. Robert Hargraves. 2012. Thorium Energy Cheaper Than Coal. Hanover: CreateSpace Independent Publishing Platform.
  4. A. Potapov. 2013. Operating experience from the BN600 sodium fast reactor.
Nilai Artikel Ini
Bagikan Artikel ini di:

Perkembangan Teknologi Reaktor Nuklir Maju, Bagian 1

Bagikan Artikel ini di:

Teknologi reaktor nuklir kontemporer menyumbangkan 11,5% bauran listrik dunia[1] dan merupakan bauran energi bersih kedua terbesar setelah energi hidro[2]. Rekam jejak keselamatan dan performa PLTN selama lebih dari 50 tahun operasinya sangat baik, tidak tertandingi oleh moda energi lain. Terbukti dari angka kematian per TWh energi yang paling rendah dibandingkan moda energi lain[3], seperti yang ditunjukkan pada gambar 1. Tingkat keselamatan sangat baik tersebut tidak lepas dari standar keselamatan reaktor yang sangat tinggi.

Gambar 1. Kematian per TWh energi dibangkitkan (sumber: Talk Nuclear)

Terlepas dari performa mengesankan tersebut, sebuah teknologi selalu menuntut penyempurnaan. Apalagi teknologi reaktor nuklir kontemporer masih memiliki beberapa kekurangan yang masih bisa diperbaiki.

Baca juga Mengenal Teknologi Reaktor Nuklir Kontemporer

Dikarenakan adanya kekurangan pada reaktor nuklir kontemporer (Generasi II dan III), maka pada tahun 2001 Generation IV Forum (GIF) memasukkan enam desain reaktor nuklir sebagai reaktor Generasi IV, atau sering disebut juga reaktor maju. Keenam desain tersebut berbeda cukup signifikan dengan generasi sebelumnya, masing-masing dengan kelebihan sendiri untuk menyempurnakan aspek-aspek pada reaktor nuklir saat ini, diantaranya aspek keselamatan, keamanan, pemanfaatan bahan bakar, limbah dan biaya.

Apa saja teknologi reaktor maju tersebut? Pada artikel ini akan dibahas tiga di antaranya.

1. Molten Salt Reactor (MSR)

MSR adalah desain reaktor nuklir yang menggunakan moderator grafit dan bahan bakar sekaligus pendingin berupa senyawa garam dalam bentuk cair[4]. Desainnya berbeda dengan light water reactor (LWR) yang menggunakan bahan bakar padat dan moderator cair.

Gambar 2. Skema MSR (sumber: GIF)

MSR sebenarnya merupakan konsep lama, diajukan oleh Oak Ridge National Laboratory sejak tahun 1960-an. Namun, risetnya terhenti karena politik Perang Dingin Amerika Serikat. Ketertarikan terhadap desain ini baru mencuat lagi pada awal abad 21. Hal ini dikarenakan MSR memiliki filosofi desain yang lebih maju daripada reaktor nuklir kontemporer.

Selengkapnya baca: Molten Salt Reactor – Teknologi Reaktor Nuklir Dengan Tingkat Keselamatan Tinggi.

  1. Very High Temperature Reactor (VHTR)

VHTR merupakan reaktor nuklir yang menggunakan moderator grafit dan pendingin gas helium[4]. Kombinasi moderator-pendingin ini mirip dengan advanced gas-cooled reactor (AGR). Namun, perbedaan VHTR dengan AGR dan reaktor nuklir kontemporer lainnya ada pada bentuk bahan bakarnya.

Bahan bakar VHTR tetap menggunakan material keramik UO2, tetapi berbentuk tri-isotropic (TRISO). Bola-bola uranium berdiameter 0,9 mm dibungkus dalam tiga lapisan karbida. Partikel TRISO ini kemudian dapat dibungkus baik dalam bola-bola grafit (pebble bed) maupun blok prismatik[4]. Penggunaan bahan bakar TRISO menjamin VHTR tidak bisa mengalami meltdown dan produk fisinya terkungkung rapat di dalam partikel[5]. Lapisan TRISO dan pebble bed mampu bertahan hingga suhu 1600oC, jauh lebih tinggi daripada suhu operasinya. Dengan demikian, potensi pelepasan material radioaktif dapat diminimalisir hingga ke titik minimum.

Gambar 3. Skema bahan bakar TRISO dalam pebble bed (sumber: PBMR)

Sesuai namanya, VHTR beroperasi dengan suhu tinggi, mampu mencapai 900-1000oC. Efeknya, VHTR mampu meraih efisiensi termal tinggi (mencapai > 50%) dan dapat digunakan untuk memproduksi hidrogen melalui radiolisis suhu tinggi[6]. VHTR dapat menggunakan bahan bakar uranium, plutonium maupun thorium.

Gambar 4. Skema VHTR (sumber: Harto, 2013)

Purwarupa VHTR dengan suhu operasi lebih rendah (700-800oC) telah beroperasi di Tsinghua University. Reaktor Daya Eksperimental yang direncakan untuk dibangun BATAN merupakan tipe VHTR. Enam unit VHTR tengah dibangun di Cina dengan nama HTR-PM. Diperkirakan, pada medio 2020-an, VHTR sudah mampu beroperasi secara komersial[4].

  1. Supercritical Water Reactor (SCWR)

SCWR merupakan reaktor maju yang termasuk dalam kategori LWR. Reaktor ini menggunakan bahan bakar padat dan pendingin air ringan. Subtipe SCWR ada yang menggunakan air berat sebagai pendinginnya[4].

Bedanya SCWR dengan LWR maupun CANDU adalah fasa pendinginnya. SCWR beroperasi dengan tekanan jauh lebih tinggi dari LWR, yakni mencapai 247 atm dengan suhu operasi 550o C. Suhu dan tekanan setinggi ini berada di atas titik kritis termodinamik air, yakni 374o C dan tekanan 217 atm. Artinya, pendingin SCWR berada pada kondisi superkritis[4,6].

Apa maksud kondisi superkritis? Pada kondisi ini, air memiliki dua fasa, yakni cair dan gas sekaligus. Artinya, air berada dalam kondisi air dan uap air dalam waktu yang sama, serta memiliki sifat keduanya. Dampaknya, siklus uap SCWR menggunakan siklus uap langsung. Air superkritis dialirkan langsung ke turbin tanpa harus melalui steam generator[6]. Karena suhu operasinya tinggi, SCWR memiliki efisiensi termal lebih tinggi dari LWR.

Sistem keselamatan SCWR relatif sama dengan LWR pada umumnya. Namun, selain keselamatan aktif, SCWR dapat dilengkapi keselamatan pasif berupa post-shutdown cooling system tanpa memerlukan daya eksternal, baik menggunakan cooling pond maupun menggunakan sirkulasi alami alih-alih sistem pompa tambahan.

Gambar 5. Skema SCWR (sumber: Harto, 2013)

Opsi bahan bakar SCWR fleksibel antara uranium dan plutonium, serta bisa digunakan dalam spektrum netron cepat maupun termal. Jepang, Kanada dan Eropa merancang desain SCWR. Purwarupa SCWR kemungkinan besar akan dibangun pada medio 2020-an[4].

(Bersambung ke Bagian 2)

Referensi

  1. World Nuclear Association. Nuclear Power in the World Today. Diperbarui Agustus 2017 (http://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/nuclear-power-in-the-world-today.aspx), diakses 17 Januari 2018
  2. British Petroleum. 2017. BP Statistical Review of World Energy June 2017. London: BP.
  3. Brian Wang. Deaths per TWh for all energy sources, dipublikasikan 14 Maret 2008. (https://www.nextbigfuture.com/2008/03/deaths-per-twh-for-all-energy-sources.html), diakses 8 Januari 2018.
  4. World Nuclear Association. Generation IV Nuclear Reactors. Diperbarui Desember 2017. (http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors.aspx), diakses 17 Januari 2018
  5. Robert Hargraves. 2012. Thorium Energy Cheaper Than Coal. Hanover: CreateSpace Independent Publishing Platform.
  6. Andang Widi Harto, Kusnanto. 2013. Advanced Reactor Technology. Yogyakarta: Program Studi Teknik Nuklir Universitas Gadjah Mada.
Nilai Artikel Ini
Bagikan Artikel ini di:

Molten Salt Reactor – Reaktor Nuklir dengan Tingkat Keselamatan Tinggi

Bagikan Artikel ini di:

Energi nuklir adalah moda energi paling selamat (safe) dibandingkan moda energi lainnya. Death footprint energi nuklir hanya 0,04 kematian per TWh energi yang dibangkitkan[1]. Sebagai perbandingan, death footprint batubara sebesar 161 kematian per TWh energi, gas alam 4 kematian per TWh energi dan energi bayu 0,15 kematian per TWh energi[1]. Tingkat keselamatan tinggi ini merupakan hasil dari standar keselamatan tinggi dan sistem keselamatan yang relatif kompleks. Standar dan kompleksitas yang tinggi ditetapkan demi mencegah terjadinya kecelakaan parah pada proses pengoperasian reaktor nuklir.

Sistem keselamatan reaktor nuklir konvensional masih mengandalkan sistem keselamatan aktif. Dengan kata lain, keselamatan aktif membutuhkan tindakan operator untuk mengaktifkannya. Selain itu reaktor nuklir konvensional memerlukan sistem pendinginan eksternal pasca shutdown, agar panas peluruhan tidak menyebabkan meltdown sebagaimana yang terjadi pada PLTN Fukushima Daiichi Unit 1-4[2]. Nuclear meltdown berakibat pada kerusakan permanen terhadap sistem utama reaktor nuklir serta dapat melepaskan material radioaktif ke lingkungan. Walau dampak nuclear meltdown terhadap lingkungan tidak sebesar gembar-gembor media, tapi pengadaan sistem keselamatan pasca shutdown untuk mencegahnya terjadi dapat menambah kompleksitas sistem keselamatan reaktor. Hal ini tentu saja akan berimbas pada biaya energi nuklir menjadi lebih mahal.

Agar energi nuklir tetap murah tanpa memerlukan sistem keselamatan kompleks, maka teknologi reaktor nuklir meltdown-proof dapat menjadi salah satu solusi efektif. Pada reaktor nuklir meltdown-proof, skenario kecelakaan terburuk sekalipun tidak akan menyebabkan meltdown. Teknologi itu adalah molten salt reactor.

Molten salt reactor (MSR, reaktor garam lebur) adalah salah satu desain reaktor Generasi IV yang diajukan dalam Generation IV Forum. MSR menggunakan moderator grafit dan bahan bakar sekaligus pendingin berupa senyawa garam dalam bentuk cair[3]. Sistem ini berbeda dengan reaktor nuklir konvensional yang menggunakan bahan bakar padat. Konsep MSR berbeda secara fundamental dengan desain reaktor lain, karena memiliki fasa material terbalik: bahan bakar cair dan moderator padat.

Gambar 1. Molten Salt Reactor (sumber: Generation IV Forum)

MSR sebenarnya merupakan konsep lama, diajukan pertama kali oleh Oak Ridge National Laboratory pada tahun 1960-an. Namun, risetnya terhenti pada tahun 1970-an karena politik Perang Dingin Amerika Serikat[3-4]. Baru pada awal abad 21 ketertarikan terhadap MSR mulai mencuat kembali.

Senyawa garam MSR umumnya menggunakan campuran garam fluorida. Bahan bakar dalam bentuk UF4 dan ThF4 dicampur dalam garam pelarut, misalnya LiF dan BeF­2. Bahan bakar ini sekaligus berfungsi sebagai pendingin, mengalirkan panas ke kalang pendingin sekunder (juga berupa garam lebur) yang kemudian dialirkan menuju turbin[3-4].

Senyawa garam baru meleleh pada suhu 315-509o C, tergantung campuran senyawa garamnya[5]. Sehingga, MSR mampu beroperasi pada suhu tinggi dengan tekanan atmosfer. Kemampuan beroperasi pada suhu tinggi dengan tekanan rendah membuat MSR tidak perlu menggunakan bejana bertekanan, yang memangkas biaya dan meningkatkan level keselamatan[6].

Poin plus MSR dibandingkan reaktor nuklir konvensional dari segi keselamatan ada pada bahan bakarnya yang berbentuk cair. Penggunaan bahan bakar cair meniscayakan nuclear meltdown tidak mungkin terjadi, karena bahan bakarnya sudah dalam bentuk lelehan. Senyawa fluorida merupakan senyawa garam stabil, sehingga risiko pelepasan material radioaktif keluar bangunan reaktor dapat dieliminasi. Senyawa volatil seperti iodin dan cesium terkunci dalam senyawa fluorida, sehingga tidak bisa lolos ke lingkungan[6].

MSR bersifat self-regulating. Kenaikan suhu reaktor maupun timbulnya gelembung dalam garam bahan bakar akan menurunkan laju reaksi fisi berantai. Sehingga, operasi reaktor akan kembali ke kondisi normal tanpa intervensi operator.

MSR dilengkapi katup beku (freeze plug) yang diletakkan di bawah teras reaktor. Freeze plug dibuat dari garam lebur yang didinginkan menggunakan kipas ketika reaktor beroperasi. Jika karena satu dan lain hal reaktor nuklir kehilangan daya, kipas pendingin akan berhenti beroperasi, dan freeze plug akan meleleh. Bahan bakar akan jatuh melalui freeze plug ke drain tank. Ketiadaan bahan bakar dalam teras reaktor meniscayakan berhentinya reaksi fisi secara otomatis. Reaktor pun mati dengan selamat tanpa perlu intervensi operator[6-7].

Gambar 2. Freeze plug pada MSR (sumber: Aim High!)

Dengan demikian, MSR bersifat meltdown-proof dan walkaway safe. Sifat-sifat ini berimbas pada biaya MSR yang relatif lebih rendah dibandingkan reaktor nuklir konvensional. Berdasarkan estimasi US Energy Information Administration, dengan standar keselamatan saat ini, biaya pembangunan reaktor nuklir konvensional di Amerika Serikat dapat mencapai USD 5500/kW[8]. Sementara, estimasi biaya pembangunan MSR hanya berkisar USD 1200-2000/kW[4,7]. Jika diterjemahkan dalam biaya pembangkitan listrik, angka ini setara dengan USD 3 sen/kWh listrik[7].

Belum ada unit MSR yang beroperasi di dunia ini. Namun, ada beberapa perusahaan yang sedang merancang desain komersial MSR, diantaranya Flibe Energy, Martingale Inc., Terrestrial Energy, Transatomic Power, Moltex Energy dan Seaborg Technologies[9]. Selain itu, Cina dan Uni Eropa pun serius dalam mengembangkan desain MSR. Martingale Inc. merencanakan untuk membangun MSR mereka, ThorCon, di Indonesia pada awal dekade 2020[10].

 

Referensi

  1. Brian Wang. Deaths per TWh for all energy sources, dipublikasikan 14 Maret 2008. (https://www.nextbigfuture.com/2008/03/deaths-per-twh-for-all-energy-sources.html), diakses 8 Januari 2018.
  2. World Nuclear Association. Fukushima Accident, diperbarui Oktober 2017. (http://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/fukushima-accident.aspx), diakses 8 Januari 2018.
  3. David LeBlanc. 2010. Molten salt reactors: A new beginning for an old idea. Nuclear Engineering and Design, 240: 1644-1656.
  4. Robert Hargraves. 2012. Thorium Energy Cheaper Than Coal. Hanover: CreateSpace Independent Publishing Platform.
  5. D. F. Williams dkk. 2006. Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High-Temperature Reactor (AHTR). Tennessee: Oak Ridge National Laboratory.
  6. Robert Hargraves, Ralph Moir. 2010. Liquid Fluoride Thorium Reactors, an old idea in nuclear power gets revisited. American Scientist vol. 98, pp. 304-313. Juli-Agustus 2010.
  7. Jack Devanney dkk. 2015. ThorConTM the Do-able Molten Salt Reactor: Executive Summary. Tavernier: Martingale Inc.
  8. World Nuclear Association. Economics of Nuclear Power, diperbarui Desember 2017. (http://www.world-nuclear.org/information-library/economic-aspects/economics-of-nuclear-power.aspx), diakses 10 Januari 2018.
  9. Energy Process Developments Ltd. 2015. MSR Review, Feasibility of Developing a Pilot Scale Molten Salt Reactor in the UK. London: EPD.
  10. Brian Wang. Thorcon floating supertanker molten salt reactors starting with 2021 prototype, dipublikasikan 6 Desember 2017. (https://www.nextbigfuture.com/2017/12/thorcon-floating-supertanker-molten-salt-reactors-starting-with-2021-prototype.html), diakses 10 Januari 2018.
Nilai Artikel Ini
Bagikan Artikel ini di: