STUDI AWAL NEUTRONIK FIXED BED NUCLEAR REACTOR (FBNR)

Transkripsi

1 Alexander Aun, dkk. ISSN STUDI AWAL NEUTRONIK FIXED BED NUCLEAR REACTOR (FBNR) Alexander Aun, Andan Widi Harto, Wahyuni Jurusan Teknik Fisika, Universitas Gadjah Mada, Jl. Grafika 2, Yoyakarta ABSTRAK STUDI AWAL NEUTRONIK FIXED BED NUCLEAR REACTOR (FBNR). Telah dilakukan penelitian awal studi analisis neutronik Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) denan menunakan paket proram SRAC. FBNR berbahan bakar Uranium dioksida (UO 2 ) berbentuk pebble yan disebut denan Micro Fuel Elements (MFE) yan didalamnya berisi partikel berlapis yan disebut denan Fuel Particle (FP). Analisis neutronik yan dilakukan terhadap teras FBNR dibatasi denan tidak menambahkan batan kendali pada teras dan tanpa penambahan burnable poisons. Tujuan dari studi ini adalah untuk mendapatkan desain awal reaktor denan umur operasi lebih dari 10 tahun serta mempunyai nilai-nilai koefisien reaktivitas yan neatif. Analisis neutronik dilakukan denan memvariasikan penkayaan bahan bakar serta ketinian teras aktif reaktor. Dari hasil perhitunan diperoleh hasil bahwa untuk mendapatkan umur operasi reaktor yan mampu bertahan pada kondisi kritis hina tahun ke-10, diperlukan bahan bakar UO 2 berpenkayaan 17,8% dan dioperasikan denan ketinian 235 cm. Denan kondisi semacam ini diperoleh nilai koefisien reaktivitas suhu bahan bakar sebesar -2,575 pcm/k (BOL) hina -2,14 pcm/k (EOL), koefisien reaktivitas suhu pendinin sebesar -0,438 pcm/k (BOL) hina -4,469 pcm/k (EOL) dan koefisien reaktivitas void sebesar -147,78 pcm/% void (BOL) hina -186,45 pcm/% void (EOL). Kata kunci: Analisis neutronik, Fixed Bed Nuclear Reactor, SRAC, umur operasi, yan lama, koefisien reaktivitas. ABSTRACT NEUTRONIC PRELIMINARY STUDY OF FIXED BED NUCLEAR REACTOR. A preliminary study on the neutronics of Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) has been performed by usin the SRAC code. Uranium dioxide is used as fuel in pebble form (i.e. Micro Fuel Elements), in which coated particles are embedded. The analysis was performed on a clean core without control rods nor burnable poisons. The objective of the study is to obtain a preliminary reactor desin havin more than ten years of operational periods and neative reactivity coefficients. The analysis was performed by varyin enrichment of the fuel and heiht of the active core. The results showed that an enrichment of 17.8% and an active core heiht of 235 cm is required to obtain the intended objectives. Such condition ives a fuel temperature reactivity coefficient of pcm/k (BOL) to pcm/k (EOL), a coolant temperature ractivity coefficient of pcm/k (BOL) to pcm/k (EOL) and a void reactivity coefficient of pcm/% void (EOL) to pcm/% void (EOL). Keywords: Neutronic analysis, Fixed Bed Nuclear Reactor, SRAC, lon operational period, reactivity coefficient. I. PENDAHULUAN A ar pembankit listrik tenaa nuklir (PLTN) dapat diaplikasikan secara sukses di masa mendatan, penemban PLTN harus mampu menjawab tantanan-tantanan sebaai berikut [1] : (i) keamanan, (ii) ekonomi, (iii) proliferasi dan (iv) limbah. Beberapa usulan telah diajukan untuk menatasi tantanan tersebut, baik itu denan menerapkan desain evolusioner maupun desain inovatif. Desain evolusioner meliputi penembanan secara radual dan perbaikan pembankit untuk berdasarkan hasil catatan operasional dan implementasi defense-in-depth serta analisis keselamatan probabilistik. Sementara itu desain inovatif menekankan kepada penembanan desain dan fitur keselamatan secara radikal [3]. Adanya reaktor nuklir inovatif ini merupakan perubahan paradima yan berdasar kepada filosofi keselamatan yan baru. Dalam hal ini para ilmuwan dan insinyur ditantan untuk menciptakan reaktor nuklir jenis baru di mana total safety dapat tercapai. Di sini fitur keselamatan pasif beserta tindakan-tindakan intensif untuk menceah kerusakan teras reaktor mendapatkan penekanan.

2 144 ISSN Alexander Aun, dkk. IAEA melalui proyek INPRO memutuskan untuk menembankan beberapa tipe SRWOSR (Small Reactors without On-Site Refuelin). Salah satu di antaranya adalah reaktor nuklir hamparan tetap (Fixed Bed Nuclear Reactor/FBNR) yan merupakan penembanan desain dan teknoloi dari reaktor air rinan (Liht Water Reactor/LWR) denan bahan bakar partikel berlapis (coated particles/cp). Reaktor ini memiliki konsep sesuai persyaratan yan diminta oleh INPRO diantaranya sebaai berikut [4] : (1) berukuran kecil denan daya optimum sebesar 40 MWe per modul, (2) tidak perlu on-site refuellin dikarenakan modul-modul bahan bakar mudah dilepas dan dipasan ke reaktor serta memiliki siklus penisian bahan bakar yan panjan, (3) menunakan konsep teknoloi dari reaktor PWR yan telah teruji ditambah denan penunaan bahan bakar untuk reaktor HTGR, (4) keanekaraaman penunaan tidak hanya sebaai pembankit tenaa listrik saja tetapi jua dapat sekalius dimanfaatkan untuk industri desalinasi air laut, (5) proses refuellin di pabrik dan (6) kemudahan transportasi bahan bakar. Konsep tipe reaktor Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR) dikembankan di Federal University of Rio Grande do Sul, Brazil [6]. FBNR memiliki teras berbentuk silinder denan diameter 160 cm denan tini teras cm serta memiliki ruan penyimpan bahan bakar (fuel chamber) di bawah teras yan dihubunkan oleh pompa, sedankan baian atas teras terhubun denan steam enerator. Pompa berfunsi untuk memompa pendinin yaitu air bersama denan bahan bakar menuju teras. Fuel Chamber berfunsi sebaai penyimpan bahan bakar, dimana berada di dalam tabun yan terisi oleh air sebaai pendinin. Teras memiliki dua lapis silinder yan berlubanluban. Lapisan silinder dalam berfunsi sebaai tempat masukan bai pendinin sekalius tempat batan kendali yan menatur reaktivitas. Silinder luar merupakan tempat bahan bakar yan nantinya dialiri pendinin secara horisontal. Selain itu teras masih dilapisi selonson/shell. Prinsip kerja dari reaktor fixed bed sanat sederhana, seperti terlihat di Gambar 1. Saat reaktor mulai dioperasikan, pompa bekerja mendoron pendinin bererak vertikal sambil membawa bahan bakar di fuel chamber menuju teras. Saat bahan bakar dan pendinin masuk teras, pendinin bererak menuju silinder baian dalam sedankan bahan bakar denan sedikit air berada di sebelah luarnya sambil terus bererak naik. Pendinin di silinder dalam bererak horizontal melewati bahan bakar yan tersusun di dalam silinder teras baian luar sambil membawa panas. Pendinin akan keluar menuju lapisan di luar silinder yan berisi bahan bakar, selanjutnya bererak vertikal menuju steam enerator. Setelah melewati steam enerator, pendinin akan menalir ke bawah menuju pompa untuk dialirkan kembali menuju teras. Doronan pompa yan membawa pendinin dan bahan bakar ini, menakibatkan bahan bakar berada dalam kondisi fixed suspended. Pada saat shut down, kondisi fixed suspended dari bahan bakar di teras berubah dan bererak turun karena aya ravitasi menuju fuel chamber. Panas dari bahan bakar di dalam fuel chamber didininkan oleh air secara konveksi yan terletak di baian luarnya. Gambar 1. Skema aliran pendinin saat reaktor beroperasi. Dikarenakan FBNR merupakan reaktor inovatif yan masih relatif baru, masih banyak permasalahan teknis yan harus dipecahkan. Sebaai contoh adalah perhitunan neutronik teras reaktor, permasalahan dinamika dan tanap reaktor, studi terhadap interitas bahan bakar dan kelonson pada fraksi bakar yan tini, perhitunan termohidrolika teras, sistem pendininan pasif secara total terhadap ruan bahan bakar, permasalahan perisai radiasi, dan sebaainya. Makalah ini akan melaporkan hasil penelitian yan terkait denan perhitunan neutronik teras FBNR tanpa batan kendali maupun burnable poisons.

3 Alexander Aun, dkk. ISSN Tujuan dari penelitian tersebut adalah untuk mendapatkan konfiurasi reaktor yan mempunyai umur operasi yan panjan yaitu lebih dari sepuluh tahun serta memiliki nilai koefisien reaktivitas yan neatif. Sistematika penulisan makalah ini adalah sebaai berikut. Pada Baian II akan dijelaskan landasan teori yan menjadi dasar perhitunan dalam penelitian ini. Tata kerja dari penelitian ini akan dibahas pada Baian III di mana diaram alir pelaksanaan penelitian ditampilkan serta penjelasan menenai pemodelan bahan bakar dan teras akan diuraikan. Selanjutnya hasil yan diperoleh pada penelitian ini akan dibahas di Baian IV. Pembahasan meliputi penaruh pemilihan model bahan bakar terhadap spektrum neutron, perhitunan kritikalitas teras untuk menentukan ketinian dan penkayaan yan sesuai denan taret yan inin dicapai serta penentuan nilai-nilai koefisien reaktivitas. Baian V akan menakhiri makalah ini denan memberikan kesimpulan dan saran untuk penelitian selanjutnya. menyelesaikan persamaan difusi: (1) mencari nilai konstanta-konstanta rup perhitunan, (2) menyelesaikan persamaan difusi denan menunakan konstanta-konstanta yan sudah diperoleh. Untuk keperluan tersebut akan diunakan proram SRAC yan merupakan proram simulasi komputer yan dikembankan oleh JAERI untuk keperluan analisis dan desain reaktor nuklir [8]. SRAC merupakan proram komputer yan handal dalam perhitunan aspek neutronik yan terjadi di dalam teras reaktor. Dalam penunaan proram SRAC, penuna hanya memasukkan inpit-input yan diperlukan dan setelah itu proram SRAC akan menhitun aspek-aspek neutroniknya. Suhu pendinin yan masuk ke dalam reaktor akan bervariasi terhadap ketinian (z). Untuk MFE, suhu maksimum di tenah bahan bakar sebaai funsi dari ketinian dapat dihitun berdasarkan persamaan [5] : II. DASAR TEORI Persamaan kesetimbanan netron multirup dapat ditulis sebaai berikut (Stacey, 2001) T m = T f q ( z) + N ''' c FE π. k c. r1 4π. k πz cos H e c r1 r2 h.4π. r 2 2 (3) S G 1 + Σ s ' φ ' Σ sφ + Dφ Σ aφ = v ' = 1 φ, t = 1, 2, K, G (1) denan D adalah koefisien difusi, Σ s adalah tampan lintan hamburan, φ adalah fluks neutron, S adalah sumber neutron, Σ a adalah tampan lintan serapan dan v adalah kecepatan neutron. Indeks menyatakan nomor kelompok neutron dan G adalah banyaknya kelompok neutron. Untuk kondisi yan tunak (steady-state), persamaan difusi neutron multiroup menjadi χ Dφ + Σ Rφ = ν ' Σ f' φ' + Σs' φ (2) ' k eff ' denan Σ R adalah tampan lintan ambilan, χ adalah fraksi neutron fisi, ν adalah banyaknya neutron yan dihasilkan per fisi dan k eff adalah faktor multiplikasi efektif. Tampak dari persamaan di atas banyak konstanta yan harus dicari untuk menyelesaikan persamaan difusi. Ada dua lankah besar dalam ' dan suhu fluida dihitun menunakan persamaan [2] T ( z) = T f f0 ''' qc Ac He πz πh + sin + sin mc & π He 2He p (4) denan m& adalah laju aliran massa fluida pendinin, T fo adalah suhu pendinin pada z = -H/2, T f adalah ''' suhu pendinin, q c adalah laju pembankitan eneri volumetrik, A c adalah tampan lintan permukaan bahan bakar, H adalah tini teras aktif berisi bahan bakar, H e adalah tini ekstrapolasi teras aktif berisi bahan bakar, Cp adalah kalor jenis jenis pendinin, h adalah koefisien konveksi pendinin, N FE adalah banyaknya MFE di dalam teras, r 1 adalah jari-jari zona bahan bakar di MFE, r 2 adalah jari-jari MFE dan k c adalah koefisien konduksi rafit. III. TATA KERJA 1. Diaram Alir Diaram alir dari tata kerja penelitian ini ditunjukkan pada Gambar 2.

4 146 ISSN Alexander Aun, dkk. Gambar 2. Diaram alir tata kerja penelitian. 2. Pemodelan Bahan Bakar dan Konfiurasi Teras Bahan bakar reaktor FBNR adalah Micro Fuel Elements (MFE) denan diameter 15 mm yan diisi denan partikel berlapis berdiameter 2 mm. Jumlah partikel berlapis ini di dalam MFE sekitar 165 dan jumlah MFE di dalam teras sekitar Partikel bahan bakar memiliki tia lapis (PyC porous, PyC dense, dan SiC) yan membunkus uranium dioksida dan MFE berupa kumpulan partikel bahan bakar yan di dalam matriks SiC. Modul SRAC yan pertama kali diunakan adalah modul PIJ. Pada modul PIJ dilakukan dua macam perhitunan. Perhitunan yan pertama adalah pada tinkat MFE. Bahan bakar diasumsikan kondisi packed denan packin factor (PF) sebesar 0,6 dan bucklin eometri yan diunakan sama denan 0 untuk memperoleh nilai k inf. Pada perhitunan tinkat ini diunakan metode homoenisasi untuk mendapatkan faktor koreksi Dancoff, di mana MFE dianap terdiri dari tia lapisan yaitu fuel zone, lapisan SiC dan void shell antar MFE di dalam teras. Pada perhitunan pertama ini dilakukan perhitunan densitas nuklida untuk bahan bakar, selanjutnya butiran MFE di teras yan terdiri dari dua lapisan yaitu MFE dan void shell antar MFEs di teras dihomoenisasi, Gambar 3 menunjukkan skema pemodelan bahan bakar di dalam teras yan dihomoenisasi.

5 Alexander Aun, dkk. ISSN Gambar 3. Pemodelan bahan bakar di dalam teras yan dihomoenisasi. Geometri coated particle berupa bola berlapis yan terdiri dari kernel bahan bakar pada baian palin dalam kemudian lapisan PyC porous, lapisan PyC dense, lapisan silikon karbida (SiC), dan void shell antar coated particle yan berupa matrik karbon (C). Selanjutnya dilakukan perhitunan metode double heteroen, metode ini bertujuan untuk memperlihatkan keberadaan fuel particle di dalam fuel zone MFE. Pada perhitunan denan metode double heteroen, terdapat sel mikro dan sel makro. Sel mikro terdiri dari fuel particle dan coatin ditambah matriks antar coated particle yan berupa karbon. Sel makro yan merupakan fuel zone, SiC, dan matriks antar MFEs yan berisi fluida pendinin air. Densitas nuklida pada sel mikro merupakan homoenisasi densitas nuklida bahan penyusun coatin dan matriks karbon. Sedankan densitas nuklida pada fuel zone MFE merupakan homoenisasi densitas nuklida unsur penyusun coated particle termasuk matriks antar coated particle yan berisi karbon. Skema pemodelan bahan bakar menunakan metode dobel heteroen ditunjukkan pada Gambar 4. Gambar 4. Pemodelan bahan bakar menunakan metode dobel heteroen.

6 148 ISSN Alexander Aun, dkk. Pada tinkat sel, perhitunan burn-up jua dilakukan kemudian dilanjutkan denan pemodelan teras untuk mendapatkan perhitunan tinkat teras yaitu denan modul CITATION yan menunakan input dari tinkat sel. Modul CITATION diunakan untuk menetahui umur teras reaktor. Selain itu, CITATION jua diunakan untuk menhitun kritikalitas teras reaktor dan densitas daya teras. CITATION akan menasumsikan teras hanya berisi bahan bakar, tanpa elemen batan kendali atau elemen lainnya. Pada tahap pertama, data densitas daya ratarata diunakan untuk mencari distribusi aksial dari nilai temperatur fluida pendinin, pebble shell, dan fuel zone. Temperatur-temperatur ini kemudian dijadikan sebaai parameter masukan modul PIJ untuk dijalankan dalam modul CITATION. Pada CITATION, model teras yan sebenarnya diasumsikan berbentuk silinder seperti tampak pada Gambar 5. Teras berbentuk silinder denan diameter 160 cm dan tini 200 cm hina 250 cm, dan MFE diasumsikan menisi teras silinder secara teratur. Reaktor bekerja pada temperatur inlet pendinin sebesar 290 o C dan temperatur outlet pendinin maksimum sebesar 326 o C. Apabila dilihat dari atas, maka pemodelan teras di dalam CITATION seperti tampak pada Gambar 6. Gambar 5. Teras sebenarnya yan dimodelkan menjadi silinder 2 dimensi R-Z. Gambar 6. Skema model teras aktif tampak atas.

7 Alexander Aun, dkk. ISSN IV. HASIL DAN PEMBAHASAN 1. Homoenisasi Bahan Bakar Bahan bakar teras reaktor FBNR dihomoenisasi terlebih dahulu untuk memperoleh spektrum netronnya. Spektrum neutron beserta burn-up bahan bakar hasil perhitunan netronik pada tinkat sel denan proram PIJBurn dapat dilihat pada Gambar 7. Gambar 7. Spektrum neutron untuk model bahan bakar yan homoen dan dobel heteroen pada kondisi BOL dan EOL. 2. Kritikalitas Teras Dalam studi yan dilakukan, perhitunan kritikalitas teras dilakukan denan membai tini teras aktif menjadi 4 daerah aksial. Hal ini dilakukan untuk menakomodasi perubahan suhu secara aksial. Perbedaan suhu pendinin ini tentunya berpenaruh pada parameter neutronik maupun termohidrolik teras. Perbedaan suhu keempat daerah aksial ini dapat dicari dari persamaan (3) dan (4). Hasil perhitunan suhu aksial untuk ketinian 200 cm hina 250 cm yan telah dilakukan dimasukkan dalam input CITATION proram SRAC untuk mendapatkan faktor perlipatan efektif teras. Dalam studi ini, eometri teras diubah denan menubah ketinian teras aktif. Apabila dalam suatu penkayaan bahan bakar kondisi kritis belum tercapai hina usia teras 10 tahun, maka ketinian teras ditambah hina batas ketinian maksimum yaitu 250 cm. Untuk komposisi campuran bahan bakar telah ditentukan bahwa fraksi bahan bakar di teras FBNR adalah 60%. Sedankan jumlah bahan bakar yan ada di Fuel Chamber seluruhnya berjumlah MFE. Penkayaan uranium dalam bahan bakar dimulai denan sebesar 5% dalam komposisi bahan bakar UO 2. Namun denan penkayaan sebesar 5%, tinkat kritikalitas pada ketinian 200 cm hanya dapat dipertahankan kuran dari satu tahun. Sedankan pada ketinian 250 cm tinkat kritikalitas dapat dipertahankan hina tahun kedua. Gambar 8 menunjukkan nilai faktor perlipatan efektif teras pada ketinian 200 cm dan 250 cm sebaai funsi waktu. Setelah dilakukan beberapa kali variasi penkayaan dan ketinian, didapatkan bahwa kondisi kritis yan mampu bertahan hina tahun kesepuluh dimiliki oleh bahan bakar berpenkayaan 17,8% denan ketinian teras aktif 235 cm. Gambar 9 menunjukkan hasil perhitunan untuk bahan bakar berpenkayaan 17,8% pada ketinian 200 cm hina 250 cm. Hasil perhitunan menunjukkan nilai bahwa penambahan ketinian teras aktif akan menaikkan nilai maka nilai k eff.

8 150 ISSN Alexander Aun, dkk. Gambar 8. Faktor perlipatan efektif sebaai funsi waktu untuk ketinian teras sebesar 200 cm dan 250 cm. Untuk kedua kondisi tersebut diunakan penkayaan sebesar 5%. Gambar 9. Faktor multiplikasi efektif sebaai funsi tini teras aktif reaktor untuk berbaai waktu operasi reaktor. 3. Koefisien Reaktivitas Suhu Bahan Bakar Koefisien reaktivitas suhu bahan bakar dapat dihitun denan melakukan perubahan suhu bahan bakar tanpa perubahan suhu yan lain, kelonson dan pendinin, yan diunakan sebaai masukan proram SRAC. Dalam studi ini dilakukan perubahan suhu bahan bakar sebesar -20 K, -10 K, +10 K dan +20 K. Hasil perhitunan disajikan pada Gambar 10. Dari Gambar 10 dapat dihitun koefisien reaktivitas suhu bahan bakar sebesar -2,575 pcm/k untuk BOL dan untuk tahun kesepuluh sebesar -2,14.pcm/ K.

9 Alexander Aun, dkk. ISSN (a) BOL (b) tahun kesepuluh Gambar 10. Reaktivitas reaktor sebaai funsi perubahan suhu bahan bakar pada kondisi BOL dan tahun kesepuluh. Perhitunan dilakukan pada kondisi operasi. 4. Koefisien Reaktivitas Suhu Pendinin Perhitunan koefisien reaktivitas suhu pendinin dilakukan denan menubah suhu pendinin tanpa perubahan suhu yan lain, bahan bakar dan kelonson, yan akan diunakan sebaai masukan proram SRAC. Dalam studi dilakukan perubahan suhu sebesar -20 K, -10 K, +10 K dan +20 K. Hasil perhitunan denan proram SRAC ditampilkan pada Gambar 11. Dari Gambar 11 dapat dihitun koefisien reaktivitas suhu pendinin pada saat BOL adalah - 0,43798 pcm/k dan reaktivitas suhu pendinin pada tahun kesepuluh adalah pcm/k. 5. Koefisien Reaktivitas Void Dalam teras FBNR material yan diunakan sebaai pendinin jua diunakan sebaai moderator, dalam hal ini Reaktor FBNR menunakan air sebaai moderatornya, ketika moderator mencapai suhu jenuh dan mulai mendidih dan terbentuk void maka partikel yan diunakan untuk memoderasi neutron cepat akan berkuran. Efek yan disebabkan void ini dalam teras reaktor dapat dilihat dari koefisien reaktivitas void. Pada studi ini dilakukan denan menambil nilai α = 5%, 10%, 15%, 20% dan 25%. Gambar 12 menunjukkan reaktivitas reaktor akibat berubahnya fraksi void dalam teras. (a) BOL (b) tahun kesepuluh Gambar 11. Reaktivitas reaktor sebaai funsi perubahan suhu moderator pada kondisi BOL dan tahun kesepuluh. Perhitunan dilakukan pada kondisi operasi.

10 152 ISSN Alexander Aun, dkk. Gambar 12. Reaktivitas sebaai funsi fraksi void untuk kondisi BOL maupun setelah tahun kesepuluh. Dari Gambar 12 dapat dihitun koefisien reaktivitas void pada saat BOL adalah -147,784 pcm/%void dan pada tahun kesepuluh sebesar - 186,446 pcm/%void. V. KESIMPULAN DAN SARAN 1. Desain awal teras reaktor FBNR tanpa penambahan batan kendali dan burnable poisons denan persentase penkayaan bahan bakar U-235 sebesar 5% belum mampu mencapai kondisi kritis hina tahun kesepuluh, baik denan ketinian teras aktif sebesar 200 cm maupun tini maksimum sebesar 250 cm. 2. Setelah penkayaan bahan bakar dinaikkan hina 17,8%, kondisi kritis mampu bertahan hina tahun kesepuluh denan ketinian teras aktif 235 cm. 3. Teras memiliki koefisien reaktivitas suhu bahan bakar, suhu moderator dan fraksi void yan neatif baik pada kondisi BOL maupun EOL. Denan demikian dari sisi neutronik, reaktor mempunyai sifat aman secara inheren. Saran 1. Penelitian ini dapat dilanjutkan denan menambah batan kendali dan burnable poisons. 2. Penunaan bahan bakar oksida campuran (Th,U)O 2 dapat dipertimbankan aar reaktor dapat bersifat breedin pada spektrum eneri termal. DAFTAR ACUAN 1. ANSOLABEHERE, S., DEUTCH, J.J., DRISCOLL, M., GRAY, P.E., HOLDEN, J.P., JOSKOW, P.L., LESTER, R.K., MONIZ, E.Z., and TODREAS, N.E., The Future of Nuclear Power: An Interdisciplinary MIT Study, Massachusetts Institute of Technoloy, El-WAKIL, M.M., Nuclear Heat Transport, The American Nuclear Society, Illinois, IAEA, Terms for Describin New, Advanced Nuclear Power Plant, IAEA-TECDOC-936, Vienna, IAEA, IAEA Research Contract No /Reular Budet Fund (RBF) Year 2005 Report, Vienna, KUGELER and SCHULTEN, Hochtemperaturreaktortechnik, Spriner-Verla, Berlin Heidelber, SEFIDVASH, F., Fixed Bed Suspended Core Nuclear Reactor Concept, Kerntechnik, 68:56, STACEY, W. M., Nuclear Reactor Physics, John Wiley & Sons, Inc., New York, OKUMURA, K., KUGO, T., KANEKO, K., and TSUCIHHASHI, K., SRAC: The Comprehensive Neutronics Calculation Code, JAERI, Japan, 2002.