Prosiding Seminar Nasional Daur Bahan Bakar 2009Serpong, 13 Oktober 2009

ISSN 1693-4687

Study Fleksibilitas dan Posibilitas Daur BahanBakar Nuklir HTR

Hery Adrial dan ZuhairPusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir- BATAN

ABSTRAK-STUDI FLEKSIBILITAS DAN POSIBILITASDAUR BAHAN BAKAR HTR. Dewasa ini sejumlah institusiriset di dunia sedang mengembangkan teknologi reaktortemperatur tinggi (HTR) melalui berbagai program sepertiPUMA, RAPHAEL, ANTARES, dU. Tujuan dari program iniadalah untuk mengembangkan HTR versi demontrasi dankomersial. HTR merupakan reaktor berpendingin gastemperatur tinggi, bermoderator gratit dengan spektrum neutrontermal dan temperatur outlet teras hingga 1.000oC. Fasilitasenergi ini dapat mencapai efisiensi termodinamika yang cukuptinggi (-80%) dengan kapabilitas generasi listrik dan produksihidrogen. Makalah ini membahas tleksibilitas dan posibilitasdaur bahan bakar HTR yang meliputi serangkaian daur bahanbakar komprehensif. Dikategorikan ke dalam 4 kelompok, yaitudaur bahan bakar uranium pengkayaan rendah (LEU), daurbahan bakar MOX, daur bahan bakar hanya plutonium dan daurbahan bakar berbasis thorium, daur bahan bakar HTR dievaluasisecara sistematis. Selain itu, didiskusikan pertimbanganpemilihan daur bahan bakar untuk sejumlah HTR yang telahdioperasikan seperti AVR dan THTR Jerman, Peach Bottomdan Fort Saint Vrain USA, DRAGON Inggris, dU., dan yangsedang dalam proses desain seperti HTR AREVA Perancis,PBMR Afiika Selatan, dU. Hasil diskusi menyimpulkan bahwadaur LEU layak dipilih sebagai daur referensi untuk proyekHTR masa kini dan masa yang akan datang.

Kata-kunci: tleksibilitas, posibilitas, daur bahan bakar, HTR

ABSTRACT-STUDY ON FLEX1BIL1T1ES AND

POSSIB1L1T1ES OF HTR FUEL CYCLES. Nowadays manyresearch institutions in the world are developing hightemperature reactor (HTR) technology through variousprograms such as PUMA, RAPHAEL, ANTARES, etc. Thepurpose of this program is to develop HTR demonstration andcommercial versions. HTR is a high temperature gas cooled,graphite moderated reactor with thermal neutron spectnlm and

core outlet temperature up to 1.0000 C. This energy facility isable to achieve high thermodynamics efficiency (-80%) withcapabilities of electricity generation and hydrogen production.This paper discusses flexibilities and possibilities of HTR filelcycles covering a set of comprehensive filel cycles. Categorizedinto 4 groups, i.e., low-enriched uranium (LEU) filel cycle,MOX filel cycle, plutonium-only filel cycle and thorium-basefilel cycle, HTR fuel cycles are systematically evaluated. Thispaper also discusses consideration of the choice of filel cyclefor operated HTRs such as A VR and THTR Germany, PeachBottom and Fort Saint Vrain USA, DRAGON United Kingdom,etc., and for being designed HTRs such as AREVA HTR France,PBMR South Africa, etc. The discussion on results concludesthat LEU cycle is feasible to be selected as a reference cycle forHTR projects at present and in the fillure.

Keywords:flexibilities, possibilities, fuel cycle, HTR

B-1

I. PENDAHULUAN

Dewasa ini sejumlah institusi riset di duma sedangmengembangkan teknologi reaktor temperatur tinggi(hight temperature reactor, HTR) melalui berbagaiprogram seperti PUMA[1], RAPHAEL[2],ANTARES[3], dU. Tujuan dari program ini adalah untukmengembangkan HTR versi demontrasi dan komersial.HTR merupakan reaktor berpendingin gas temperaturtinggi, bermoderator grafit dengan spektrum neutrontermal dan temperatur outlet teras hingga 1.000°C.Fasilitas energi ini dapat mencapai efisiensitermodinamika yang cukup tinggi (~80%) dengankapabilitas generasi listrik dan produksi hidrogen.

Sejarah HTR dimulai pada awal dekade usia nuklir didunia. Pada tahun 1945, desain HTR diusulkan di USAoleh Farrington Daniels. Kemudian pada tahun 1950,serangkaian studi HTR telah dimulai di berbagai negara,khususnya di Inggris, USA dan Jerman. Ketiga negara inimenyelesaikan konstruksi tiga HTR prototipe, yaituDRAGON[4] di Inggris, Peach Bottom[5] di USA danAVR[6] di Jerman. Invensi partikel berlapis (coatedparticles) dengan kualitas yang luar biasa dari resistansidan retensi produk fisi kemudian menjadi inovasifundamental dalam bidang teknologi bahan bakar HTR.Karena keselamatannya yang intrinsik, dewasa ini HTRmerupakan salah satu konsep reaktor Generasi IV[7]yang paling menjanjikan.

HTR dikarakterisasi oleh teras keramik penuh danpendingin helium (atau karbon dioksida) yang secaraneutronik tidak aktif dan tidak korosif. Karena

karakteristik ini HTR dapat dioperasikan pada temperaturyang tinggi dan sang at tinggi. Beberapa karakteristikfundamental yang dimilikinya membedakan HTR daritipe reaktor lainnya. Teras HTR juga memiliki ekonomineutron yang lebih baik dibandingkan reaktor air ringan(light water reactor, LWR) dan bahan bakar yang dapatmencapai burn up sangat tinggi. HTR dapatmengakomodasi berbagai bahan bakar secara luas dalamdaur bahan bakamya tanpa modifikasi desain teras yangsignifikan.

Makalah ini membahas tleksibilitas dan posibilitasdaur bahan bakar HTR yang meliputi serangkaian daurbahan bakar komprehensif. Dikategorikan ke dalam 4kelompok, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaanrendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakarhanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium,daur bahan bakar HTR dievaluasi secara sistematis.

Makalah ini juga mendiskusikan pertimbangan pemilihan

Prosiding Seminar Nasional Daur Bahan Bakar 2009Serpong, 13 Oktober 2009

daur bahan bakar untuk sejumlah HTR yang telahdioperasikan seperti AVR dan THTR[8] Jerman, PeachBottom dan Fort Saint Vrain[9] USA, DRAGON Inggris,dU., dan yang sedang dalam proses desain seperti HTRAREV A[3] Perancis, PBMR[lO] Afrika Se1atan, dU.

II. FLEKSIBILITASDAURBAHANBAKARHTR

Kelebihan yang membuat HTR secara khususmembedakannya dari tipe reaktor lainnya berasal daripartikel bahan bakar TRlSO yang melekat dalam matriksgrafit. Skema geometrik bahan bakar HTR dilukiskandalam Gambar 1. Gambar l(a) memperlihatkan blokbahan bakar berisi batang bahan bakar yang terdiri ataspartikel TRlSO dalam matriks grafit. Gambar I(b)menunjukkan bola berisi bahan bakar berlapis TRlSOdalam zona bahan bakar matriks grafit yang dikelilingishell grafit berdiameter 0,5 em.

Karena susunan yang unik dari bahan bakar, moderatordan pendingin, HTR dapat mengakomodasi berbagaicampuran material fisil dan fertil tanpa modifikasi yangsignifikan pada desain teras reaktor. F1eksibilitas inisecara utama disebabkan oleh ketidak-tergantungan terasdari parameter-parameter yang menentukan geometripendingin, dan oleh parameter-parameter fundamentalteras yang mengkarakterisasi optimasi rieutronik, sepertirasio moderasi dan distribusi nuklida berat.

r;(d'\.Q

i~""",~~ rM!1r.«_~

i~~ooljth!­

i t ~ 5,,*,~'fJ

!I!,"';';"m",

Gambar 1. Skema geometrik bahan bakar HTR.Atas : bahan bakar tipe prismatikBawah : bahan bakar tipe pebble

Dalam HTR, modifikasi fraksi packing dari partikelberlapis TRlSO dalam matriks grafik dapat dilakukantanpa mengubah dimensi dasar elemen bakar. Mengubahukuran kernel partikel atau proporsi relatif dari berbagaitipe partikel yang berisi material berbeda, dapat jugadikerjakan dalam HTR dan oleh karena itu banyak pilihanuntuk mengoptimasi teras HTR yang memfasilitasipencapaian tujuan manajemen bahan bakar. FleksibilitasHTR dalam distribusi dan konsentrasi material fisil dan

fertil menentukan dua parameter kunci neutronik, yaiturasio moderasi dan self-shelding.

B-2

ISSN 1693-4687

A1asan fisika lain menyokong adaptabilitas daur bahanbakar HTR dibandingkan reaktor menggunakanmoderator zat cair, seperti LWR. Salah satu diantaranyaadalah koefisien void moderator yang membatasikandungan plutonium dalam reaktor air tekan(pressurizer water reactor, PWR) berbahan bakar mixed­

oxide (MOX). Batasan ini tidak menjadi penghalangdalam reaktor bermoderator grafit. Teras HTR jugadikenal memiliki ekonomi neutron yang lebih baik secarasignifikan dibandingkan teras PWR karena terdapatbanyaknya tangkapan parasitik yang lebih sedikit dalammoderator. Tampang lintang tangkapan grafit 100 kalilebih kecil daripada air. Dalam struktur internal terastidak terdapat material logam yang menangkap neutron.Spektrum yang lebih keras dan produk fisi memilikitendensi menangkap neutron lebih banyak seperti prosestermalisasi neutron. Karena karakteristik performansinya,partikel bahan bakar TRlSO dapat mencapai burn-upyang sang at tinggi hingga beberapa ratus GW d/tHM.

III. POSIBILITASDAURBAHANBAKARHTR

Posibilitas daur bahan bakar HTR meliputi serangkaiandaur bahan bakar komprehensif yang mempertimbangkanseluruh kombinasi material fisil (U235, U233 atauplutonium) dan fertil (U238 atau Th232). Dikategorikan kedalam 4 kelompok, yaitu daur bahan bakar uraniumpengkayaan rendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daurbahan bakar hanya plutonium dan daur bahan bakarberbasis thorium, daur bahan bakar HTR dievaluasisecara sistematis.

A. Daur Uranium Pengkayaan Rendah (LEU)

Daur LEU diaplikasikan dalam HTR untukmembedakannya dari daur uranium pengkayaan tinggi(highly-enriched ur-anium, HEU). Daur ini secara aktualmenggunakan uranium dengan pengkayaan minimum15-16%, setelah di dekade awal hanya 5-6%.Pengkayaan ini termasuk level pengkayaan tinggidibandingkan reaktor termal lainnya. Daur LEUmenyebabkan tangkapan resonansi oleh nuklida fertil(dalam kasus ini, nuklida U238) menjadi tinggi.Tangkapan ini lebih jauh ditingkatkan oleh kondisidimoderasinya teras HTR. Ketika isotop yangmenunjukkan resonansi absorpsi (tangkapan atau fisi)dikonsentrasikan dalam medium yang diberikan, fluksneutron ditekan dalam ruang dan energi pada levelresonansi, yang konsekuensinya mereduksi laju absorpsiefektif dari resonansi. Secara alamiah hal sebaliknyaterjadi ketika isotop yang didilusi makin bertambah.

Daur LEU telah dipelajari di USA, Jerman, Inggris danPerancis selama tahun 1960-an dan 1970-an. Perancis

akhimya telah memilih daur ini sebagai daur referensipada tahun 1979 dan Jerman pada tahun 1980-an.Dewasa ini seluruh proyek HTR komersial didasarkanpada daur bahan bakar ini dengan pengecualian, proyekyang dikembangkan USA-Rusia yang secara spesifikdidedikasikan untuk konsumsi plutonium tingkat senjata.

B. Daur Mixed Oxide (MaX)

Seperti dalam PWR, pemanfaatan bahan bakarcampuran plutonium/uranium susut kadar dapat juga

Prosiding Seminar Nasional Daur Bahan Bakar 2009Serpong, 13 Oktoher 2009

dilakukan di HTR. Bentuk campuran ini adalah mixedoxide (MOX) tetapi dalam senyawa yang berbeda sepertikarbida atau bahkan nitrida yang juga sedangdipertimbangkan.

Dalam prakteknya, untuk alasan strategik dan historikdimana MOX dikembangkan setelah penghentianprogram HTR awal, daur ini tidak pemah benar-benardipelajari untuk HTR. Tetapi beberapa institusi risetnuklir mengerjakan studi neutronik yang berhubungandengan penyelidikan untuk suatu penemuan baru sekitar10 tahun yang lalu.

C. Daur Hanya Plutonium

Sebagai bagian dari pencarian solusi yangmemungkinkan mengendalikan plutonium, upaya saat inidifokuskan pada memaksimumkan konsumsi plutonium.Studi[11] yang sedang dilakukan bekerja sarna denganCEA adalah mengkaji kelayakan dan performansi terasplutonium yang tidak mengandung material fertil sarnasekali.

Solusi dari teras hanya plutonium merupakan kasusunik HTR dan sedang diinvestigasi di USA dan Rusiasebagai bagian dari program untuk menguji konsumsiplutonium tingkat senjata yang berlebih.

D. Daur Berbasis Thorium

Thorium adalah material fertil yang sumber dayanya didunia melebihi sumber daya uranium. Daur berbasisthorium diklasifikasikan ke dalam tiga daur bahan bakar,yaitu daur HEU/Thorium, daur MEU/Thorium dan daurThoriumIPlutonium.

E. Daur Uranium Pengkayaan Tinggi (HEU)/Thorium

Daur ini bisa berupa daur dengan atau tanpa daur ulangU233• Thorium menggenerasi uranium-233, yang sejauhini merupakan isotop fisil terbaik untuk reaktor spektrumtermal. Secara tipikal, dalam spektrum termal sepertiHTR (dan juga PWR), faktor reproduksi neutron ? untukU233 yang besamya 2,29, lebih tinggi daripada yangdimiliki U235 sebesar 2,05 dan PU239 sebesar 1,80. Besaran? dikenal dengan definisi jumlah rerata neutron yangdiproduksi setiap neutron yang diabsorpsi dalam isotopfisil. Nilai ? yang tinggi ini menyebabkan pembiakan(breeding) secara teoretik memungkinkan dalam reaktortermal menggunakan uranium-233. Daur ini telahdidemonstrasikan secara eksperimental di reaktorShippingport, USA pada awal tahun 1970-an.

Kelebihan utama daur HEU/Th adalah konsumsi

uranium alam sangat berkur,!ng ketika dioperasikandalam daur tertutup. Daur thorium cocok digunakandalam HTR karena secara potensial dapat mencapaifaktor konversi yang sangat tinggi. Karena alasan inilah,daur HEU telah dipertimbangkan sebagai daur referensidalam pengembangan HTR awal di USA dan Jerman.Empat reaktor daya HTR prototipe yang dioperasikan diJerman, yakni AVR dan THTR, serta di USA, yakniPeach Bottom dan Fort Saint Vrain, memanfaatkan daurbahan bakar ini.

B-3

ISSN 1693-4687

F. Daur Medium-Enriched Uranium (MEU)/ThoriumStudi daur MEU/Th dimulai di USA akhir tahun 1970­

an sebagai hasil dari kebijakan non proliferasi yangdiinisiasi oleh Presiden Carter. Pada saat itu, tujuannyaadalah untuk menginvestigasi kapasitas daur bahan bakaryang meminimumkan resiko proliferasi berkaitan denganpemanfaatan material fisil untuk pembuatan senjatanuklir.

Daur HEU untuk HTR telah dipertimbangkan menjadiproliferasi yang tinggi karena telah mengubah levelpengkayaan uranium tidak lebih dari 20% U235 (atau 12%U233) dengan kuantitas thorium tertentu yang dapatdigunakan.

G. Daur Thorium-Plutonium (Th/Pu)

Ide untuk memanfaatkan plutonium hanya sebagaimaterial fisil dalam HEU dengan Th-232 sebagai materialfertil telah dipertimbangkan dalam studi di Inggris padaawal tahun 1960-an sebagai bagian dari proyekDRAGON[12]. General Atomic melanjutkan studi ini diUSA tahun 1968 dalam program bersama dengan EdisonElectric Institute yang memasukkan elemen bakarplutonium uji dalam HTR Peach Bottom.

Dari sudut fisika, karena resonansi tangkapan beberapaisotop plutonium sangat besar pada energi rendah,reaktivitas dan evaluasi plutonium dari isotop fisH danfertilnya sangat bergantung baik pada konsentrasi awalplutonium maupun distribusi geometriknya dalam bahanbakar (efek self shielding). Karena itu bahan bakar HTRmemiliki tleksibilitas menentukan margin atau batas yangdapat dipertimbangkan dalam pembuatan desain untukmengoptimasi karakteristik daur bahan bakar Th/Pu.

IV. PEMBAHASAN

Dari uraian singkat tleksibilitas dan posibilitas, dapatdidiskusikan kelebihan dan kekurangan berbagai daurbahan bakar HTR: Dewasa ini daya saing daur HEUdiragukan khususnya karena ketidakpastian berkenaandengan estimasi biaya daur selain karena pasar untukmaterial ini secara praktis tidak ada. Rintangan teknisutamanya adalah daur ulang U233 karena meningkatnyaaktivitas gamma secara signifikan, yang dipancarkan olehbeberapa keluarga uranium-232 (umur paro 7 tahun)seperti uranium-233. Ini berarti secara praktis bahanbakar ini harus difabrikasi ulang dalam sel yang diberiperisai (shielding). Secara teknis fabrikasi ini layakdikerjakan tetapi upaya riset dan pengembangannyasangat bergantung pada implementasi dalam sebuah skalaindustri yang dapat memberikan keuntungan.Bagaimanapun, karena manfaat potensialnya, daur iniragu untuk dipasarkan di iklim dewasa ini yang bolehmenggunakan uranium pengkayaan tinggi namun denganproblema proliferasi.

Daur MEU menyulitkan manajemen nuklida beratkarena seluruh isotop rantai thorium dibawa bersamaisotop rantai uranium sehingga tidak memunculkanpenawaran dengan kelebihan yang signifikandibandingkan daur bahan bakar lainnya.

Daur ThiPu menjadi pusat perhatian dalam periodetransisi untuk pemanfaatan penuh daur bahan bakar

Prosiding Seminar Nasional Daur Bahan Bakar 2009Serpong, 13 Oktober 2009

thorium. Plutonium dari cadangan yang tersedia atau daripemrosesan ulang bahan bakar LWR dapat digunakansebagai material fisil untuk memulai daur thoriumtertutup. Daur ini dipertimbangkan oleh AREV A hanyasebagai opsi jangka panjang yang mungkin dilakukan.Teras HTR yang dioperasikan dengan daur ThlPudiprediksi memiliki karakteristik atraktif seperti distribusilebih uniform yang meningkatkan temperatur outlet,penambahan densitas daya rerata, penurunan kendalireaktivitas, dU.

Daur bahan bakar hanya plutonium membutuhkanprogram riset dan pengembangan yang ekstensif untukmengkualifikasikan kapasitas bahan bakar yang mencapailevel burn-up 500-600 GWd/tHM, walaupun sebenamyabahan bakar eksperimental telah diuji pada level burn-up

seperti itu dalam reaktor (sebagai contoh reaktorDRAGON) di waktu yang lampau. Biaya dan lama waktuyang dimasukkan dalam pengembangan bahan bakarplutonium untuk HTR tidak untuk mempertimbangkansolusi sebagai sebuah cara membakar (burning)

plutonium tingkat senjata. Analisis neutronik yangberkaitan dengan kesulitan yang dapat muncul secarapotensial dalam teras "hanya plutonium" juga mendapatperhatian khusus. Studi yang tengah dikerjakan di CEAuntuk teras HTR prismatik yang mengilustrasikan daurbahan bakar hanya plutonium menemui keprihatianperubahan reaktivitas koefisien temperatur moderatoryang positif, fraksi neutron kasip yang rendah, panasresidu yang meningkat, dU. Karena itu daur ini sedangtidak dipertimbangkan oleh AREVA[13] untuk proyekHTR-nya.

Daur bahan bakar MOX yang dikaji oleh CEAmemperlihatkan bahwa dam ini menunjukkan kelakuanmenyerupai daur bahan bakar MOX dalam LWR, bahkanHTR menawarkan tleksibilitas untuk optimasi yang lebihbaik. Dalam mengkonsumsi plutonium, daur MOX untukHTR tidak menawarkan kelebihan yang signifikandibandingkan daur "hanya plutonium" dan karena itubanyak institusi riset tidak mempertimbangkan daur iniuntuk HTR.

Daur bahan bakar LEU muncul sebagai daur yangpaling khusus untuk HTR demonstrasi dan komersial saatini. Daur ini telah digunakan dalam HTR yang sedangberoperasi saat ini seperti HTTR[14] Jepang danHTR-l O[IS] China dan akan dimanfaatkan dalam HTRyang sedang dalam proses desain seperti HTR AREV APerancis, PBMR Afrika Selatan, GT-MHR[16] USA­Rusia, dU. Kelebihan uta many a adalah penggunaan bahanbakar uranium oksida memiliki pengalaman komersialyang sangat ban yak di hampir seluruh reaktor daya yangberoperasi di dunia.

V. KESIMPULAN

Studi tleksibilitas dan posibilitas daur bahan bakarHTR yang meliputi serangkaian daur bahan bakarkomprehensiftelah dilakukan. Ke 4 kelompok daur bahanbakar HTR, yaitu daur bahan bakar uranium pengkayaanrendah (LEU), daur bahan bakar MOX, daur bahan bakarhanya plutonium dan daur bahan bakar berbasis thorium,telah dievaluasi secara sistematis.

B-4

ISSN 1693-4687

Pertimbangan pemilihan dam bahan bakar untuksejumlah HTR yang telah dioperasikan seperti AVR danTHTR Jerman, Peach Bottom dan Fort Saint Vrain USA,DRAGON Inggris, dU., dan yang sedang dalam prosesdesain seperti HTR AREV A Perancis, PBMR AfrikaSelatan, dU., juga telah didiskusikan. Hasil diskusimenyimpulkan bahwa daur LEU layak dipilih sebagaidaur referensi untuk proyek HTR masa kini dan masayang akan datang.

DAFfARPUSTAKA

[I] J.C. KUIJPER, "PUMA - Plutonium and Minor ActinidesManagement in Thermal High-Temperature Reactors",Proceedings of the International Congress on Advances inNuclear Power Plants, Nice France, May 13-18,2007.

[2] V. BASINI, et aI., "High-Temperature Reactor FuelTechnology in RAPHAEL European Project", Proceedinsof the 4-th International Topical Meeting on HighTemperature Reactor Technology (HTR2008),Washington, D.C., USA, September 28 - October I, 2008

[3] ANTARES, "The AREVA HTR-VHTR Design"(www.areva.com)

[4] c.A. RENNIE, "Achievements of the DRAGON Project",Annals of Nuclear Energy, 5(305): 8-10, 1978

[5] J.L. EVERETT AND E. KOHLER, "Peach Bottom UnitNo.1: A High-Performance Helium-Cooled Nucl;earPower Plant", Annals of Nuclear Energy, 5(321), 1978

[6] R. BAEUMER, et al., "AVR: Experimental HighTemperature Reactor; 21 Years of Successful Operation

for a Future Energy Technologi', Association of GermanEngineers (VDI), The Society for Energy Technologies,VDI-Verlag GmbH, Duesseldorf, 1990

[7] "A Technology Roadmap for Generation IV NuclearEnergy Systems", US DOE Nuclear Energy and theGeneration IV International Forum (GIF), December 2002

[8] "Das 300 MW Thorium-Hochtemperatur-Kemkraftwerk:rHTR", Atomwirtschaft, May 1971

[9] G. MELESSE AND R. KATZ, "Thermal and Flow Designof Helium-Cooled Reactors", American Nuclear Society,1984

[10] OECD, "PBMR Coupled Neutronics/Thermal HydraulicsTransient Benchmark - the PBMR-400 Core Design ­Benchmark Description", Technical Report Draft-V03,Nuclear Energy Agency, September 2005

[II] B. BONIN, D. GRENECHE, "Prospective Studies ofHTRFuel Cycles Involving Plutonium", InternationalConference HTR-2002, 22-24 April 2002

[12] "Plutonium in High Temperature Reactors", DRAGONProject Report 899, 1974

[13] D. GRENECHE, "HTR Fuel Cycles: A ComprehensiveOutlook of Past Experience and an Analysis of FutureOptions", ICAPP Conference, 2003

[14] TOSHIYUKI TANAKA, OSAMU BABA, SHUSAKUSHIOZAWA, MINORU OKUBO AND TOSHIAKITABIOKA, "Present Status of HTTR Construction and ItsTesting Program", Proceedings of the Third JAERlSeminar on HTGR Technology, Tokai, Japan, November7-8, 1994

[IS] The Final Safety Analysis Report for HTR-IO", Institute ofNuclear Energy of Tsinghua University (INET), 2000

[16] General Atomics, "GT-MHR Conceptual DesignDescription Report", GAlNRC-337-02, August 2002