## Studi Desain Teras Gas-Cooled Fast Reactor

## Berbahan Bakar Thorium Nitride
Author: Sari Novalianda 1 Dwiyanto 2 Panangian Mahadi Sihombing 3

## Afiliation:
Universitas Al-Azhar 1,3 Politeknik Penerbangan Surabaya 2
Corresponding email sarivaldano4@gmail.com 1
Histori Naskah: Submit: 2024-08-06
Accepted: 2024-08-08 Published: 2024-08-09
This is an Creative Commons License This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial 4.0 International License

## Abstrak :
Energi nuklir merupakan salah satu energi terbarukan yang cukup menarik perhatian  pemerintah  indonesia  bahkan  dunia.  Energi  nuklir  memiliki keunggulan  dari  kepadatan  dayanya  serta  biaya  operasinya  yang  relatif murah  dibandingkan  dengan  sistem-sistem  lainnya.  Pada  tahun  1950 Energi  nuklir  mulai  digunakan  sebagai  pembangkit  listrik  tenaga  nuklir dan  mulai  berkembangnya  reator  nuklir  dari  generasi  pertama  hingga  ke generasi  keempat. Gas-Cooled  Fast  Reactor merupakan  jalah  satu  jenis reaktor generasi empat berpendingin helium yang memiliki kelebihan yaitu tidak bereaksi  dengan unsur lainnya. Thorium sebagai bahan bakar nuklir bersifat  lebih  aman,  tidak  mudah  terbakar  dan  menghasilkan  produk  fisi jangka  panjang.    Metode  penelitian  yang  digunakan  menggunakan seperagkat  program  SRAC  disertai  data  nuklida  pada  JENDL  3.2.  Hasil penelitian  menunjukkan  teras  reaktor  GFR  dengan  geometri  teras  silinder dan  berbahan  bakar  Thorium  Nitride  yang  homogen  telah  mencapai keadaan  kritis  dengan  nilai excess  reactivity sebesar  0,0034%  pada  fraksi volume 55% fuel , 10% cladding dan 35% coolant .
Kata kunci : Bahan Bakar; Desain Teras; GFR; k eff ; Thorium.

## Pendahuluan
Batubara merupakan sumber energi utama dunia saat ini, namun penggunaannya menghasilkan emisi gas rumah  kaca  yang  signifikan  yang  berkontribusi  pada  perubahan  iklim.  Reaktor  nuklir  menawarkan alternatif  yang  potensial  untuk  menghasilkan  energi  tanpa  emisi  gas  rumah  kaca  sehingga  tidak berkontribusi pada pemanasan  global. Selain  itu  keuntungan  lainnya reaktor  nuklir  menghasilkan  energi dalam jumlah besar dari sedikit bahan bakar, sehingga lebih efisien daripada pembangkit listrik bertenaga batubara. Reaktor nuklir dapat beroperasi secara terus menerus, tidak seperti pembangkit listrik bertenaga angin  atau  matahari  yang  bergantung  pada  kondisi  cuaca.  Dari  segi  Skalabilitas,    Reaktor  nuklir  dapat dibangun  dalam  berbagai  ukuran,  sehingga  dapat  memenuhi  kebutuhan  energi  dari  komunitas  kecil hingga kota besar.
Indonesia  berkomitmen  untuk  memanfaatkan  energi  nuklir  secara  damai  dan  bertanggung  jawab. Indonesia  aktif  dalam  berbagai  forum  internasional  terkait  nuklir,  seperti  Badan  Tenaga  Atom Internasional (IAEA), Perjanjian Non-Proliferasi Nuklir (NPT) dan Perjanjian Larangan Uji Coba Senjata Nuklir (CTBT) (LEMHANNAS 2013 & ESDM 2013).
Perkembangan reaktor  nuklir  dimulai  dari  generasi  pertama  hingga  generasi  keempat. Gas-Cooled  Fast Reactor (GFR)  merupakan  reaktor  nuklir  generasi  keempat  yang  didinginkan  dengan  gas  dan
menggunakan bahan bakar cepat. GFR memiliki potensi untuk  menjadi sumber  energi  nuklir yang  lebih aman, lebih efisien, dan lebih berkelanjutan dibandingkan dengan reaktor nuklir konvensional. Salah satu keunggulan GFR adalah dapat menggunakan thorium sebagai bahan bakar. Thorium adalah elemen yang berlimpah  di  alam  dan  jauh  lebih  aman  daripada  uranium,  bahan  bakar  yang  biasa  digunakan  dalam reaktor  nuklir.  Thorium  tidak  mudah  terbakar  dan  tidak  menghasilkan  produk  fisi  jangka  panjang  yang sangat radioaktif.
Desain GFR yang menggunakan thorium memiliki beberapa keunggulan, antara lain: Dari segi  keamanan Thorium tidak mudah terbakar dan tidak menghasilkan produk fisi jangka panjang yang sangat radioaktif, sehingga  reaktor  GFR  yang  menggunakan  thorium  lebih  aman  daripada  reaktor  nuklir  konvensional. Efisiensinya  GFR  dapat  beroperasi  pada  suhu  yang  lebih  tinggi  daripada  reaktor  nuklir  konvensional, sehingga lebih efisien dalam menghasilkan energi, dan segi keberlanjutan,  thorium jauh lebih berlimpah di alam daripada uranium, sehingga GFR yang menggunakan thorium dapat menjadi sumber energi nuklir yang lebih berkelanjutan (IAEA, 2005).
Penelitian  terkait  reaktor  nuklir  berbasis  thorium  terus  berkembang  pesat  di  berbagai  negara  di  dunia. Pertama THOR-ES  ( Thorium  Energy  System ) di  Amerika  Serikat: TerraPower,  sebuah  perusahaan energi  nuklir  di  Amerika  Serikat,  sedang  mengembangkan  THOR-ES,  reaktor  nuklir  modular berpendingin  gas  yang  menggunakan  thorium  sebagai  bahan  bakar  utama.  THOR-ES  dirancang  untuk menghasilkan energi listrik 500 MW dan diharapkan dapat beroperasi di 2028 . Kedua TMSR ( Thorium Molten Salt Reactor ) di China: adalah akademi Ilmu Pengetahuan China (CAS) sedang mengembangkan TMSR, reaktor  nuklir berpendingin  garam  cair yang  menggunakan thorium sebagai bahan bakar utama. TMSR dirancang untuk menghasilkan energy listrik 100 MW dan diharapkan dapat beroperasi pada tahun 2030, dan LFTR ( Liquid Fluoride Thorium Reactor ) di India: Bhabha Atomic Research Centre (BARC) saat  ini  sedang  mengembangkan  LFTR,  reaktor  nuklir  berpendingin  fluorida  cair  yang  menggunakan thorium  sebagai  bahan  bakar  utama.  LFTR  dirancang  untuk  menghasilkan  energy  listrik  600  MW  dan diharapkan dapat beroperasi pada tahun 2040.

## Studi Literatur
Dalam fisika nuklir, reaksi nuklir merupakan suatu reaksi dimana proses dua nuklida atau partikel nuklir bertumbukan untuk memproduksi hasil yang berbeda dari produk awal. Reaksi transformasi pertama yaitu penembakan inti  nitrogen  dengan partikel alfa pada tahun 1919  yang  dilakukan  oleh Rutherford. Reaksi yang  sering  terjadi  yaitu  antara  suatu  nuklida  dengan  partikel  ringan  seperti  netron,  proton,  deuteron, triton, ion helium, elektron dan meson (Stacey, 2007).
Reaksi  nuklir terdiri  dari 2 jenis, yaitu reaksi  fusi  nuklir  dan reaksi fisi  nuklir. Reaksi  fusi  nuklir adalah reaksi  peleburan  dua  atau  lebih  inti  atom  menjadi  atom  baru  dan  menghasilkan  energi.  Reaksi  fusi  juga menghasilkan radiasi sinar alfa, beta dan gamma yang sangat berbahaya bagi manusia. Sedangkan reaksi fisi  nuklir  adalah  reaksi  pembelahan  inti  atom  akibat  tumbukan  inti  atom  lainnya.  Reaksi  fisi  ini menghasilkan  energi  dan  atom  baru  yang  bermassa  lebih  kecil,  serta  radiasi  elektromagnetik.  Selisih massa yang hilang berubah menjadi energi panas dalam reaktor nuklir.
Pada  reaktor  nuklir,  partikel  neutron  yang  dihasilkan  dari  reaksi  fisi  digunakan  kembali  untuk  memicu reaksi fisi yang baru, sehingga reaksi fisi dapat berlangsung terus-menerus. Reaksi fisi yang berlangsung terus menerus secara terkendali disebut dengan reaksi fisi berantai. Reaksi fisi berantai dapat terjadi jika energi  kinetik  yang  dimiliki  sekitar  200  MeV  (Duderstadt  dan  Hamilton,  1976).  Perilaku  neutron  fisi ketika berinteraksi dengan inti  menentukan terjadinya reaksi fisi berantai. Interaksi neutron terhadap inti
dapat  terjadi  dengan  beberapa  cara  yaitu  reaksi  hamburan  dan  penangkapan  neutron  (Purwoningsih, 2012).
Beberapa  proses  fisi  terjadi  secara  spontan.  Biasanya  fisi  dihasilkan  hanya  jika  sejumlah  energi  yang cukup diberikan kepada inti melalui tangkapan neutron lambat atau penembakan dengan neutron, proton, deuteron atau sinar gamma memancarkan dua atau tiga neutron yang kemudian diteruskan pada reaksi fisi selanjutnya  yang  disebut  dengan  reaksi  fisi  berantai  (Stacey,  2007).  Reaksi  fisi  nuklir  termasuk  reaksi eksoterm yang menghasilkan energi (Duderstadt dan Hamilton, 1976). Proses reaksi fisi yang terjadi pada atom Thorium-232 sebagai berikut (Ragheb, 2011).
Reaksi nuklir pada Thorium merupakan reaksi fisi yang berbeda dengan reaksi fisi uranium, bahan bakar yang  umum  digunakan  dalam  reaktor  nuklir  saat  ini.  Subkhi,et  al,  2016,  Thorium-232,  isotop  Thorium yang  paling  umum,  tidak  dapat  mengalami  fisi  nuklir  secara  spontan.  Oleh  karena  itu,  Thorium-232 merupakan  bahan  bakar  fertile.  Thorium-232  yang  menyerap  neutron  lambat  akan  berubah  menjadi Uranium-233  yang  bersifat  fisil,  bias  mengalami  fisi  dengan  neutron  lambat  dan  menghasilkan  energi. Reaksi  fisi  thorium  menghasilkan  lebih  sedikit  neutron  dibandingkan  reaksi  fisi  uranium-235.  Namun, Uranium-233 yang dihasilkan dari thorium justru lebih efisien dalam menghasilkan neutron dari fisi.
Secara keseluruhan, reaksi inti Thorium berperan dalam "membiakkan" bahan bakar fisil (Uranium-233) dari  bahan  fertile  (Thorium-232).  Reaktor  Thorium  memanfaatkan  neutron  yang  dilepaskan  dari  fisi Uranium-233 untuk  memecah belah  inti Thorium-232  lebih  lanjut, sehingga reaksi berantai  nuklir  dapat berlangsung.
1 232 1 231
0 90 0 90 25,52 jam 231 0 231
90 1 91 1 231 232 0 91
91 1,31 jam 232 0 232 91 1 92 2 , , , . n Th n Th Th e Pa n Pa Pa
Pa e U      
       
Gambar 1. Reaksi Fisi Thorium 232
Studi desain teras reaktor High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) dengan model mesh triangular duadimensi berbahan bakar Thorium berpendingin CO 2 berhasil mencapai kondisi kritis dengan nillai k eff 1,000008 dan menghasilkan rapat daya maksimal sebesar 107, 5371 watt/cm 3 (Nasta, et al, 2022).
Menurut    Ariani  el  al,    2015,  Potensi  Thorium  sebagai  bahan  bakar  reaktor  berpendingin  gas  untuk Pembangkit  Listrik  Tenaga  Nuklir  dengan  skema  pembakaran  CANDLE  yang  dimodifikasi,  dapa digunakan untuk reaktor berukuran kecil dan berumur panjang. Pengunaan Thorium sebagai bahan bakar ini  tanpa  memerlukan  pengolahan  dan  pengayaan  dandapat  menghasilkan  daya  listrik  berukuran  500 MWth.
Studi  lainnya  terkait  dengan  penggunaan  bahan  bakar  Thorium  adalah  desain  reaktor  Air  Bertekanan (PWR)  berukuran  kecil  berumur  panjang  untuk  fraksi  bahan  bakar  dari  35%  sampai  dengan  65%, konsentrasi U-233 dan Pa-231 yang variatif dan optimasi neutronik juga akan dilakukan untuk mereduksi
ukuran  geometri  teras  aktifekses  reaktivitas  seoptimal  mungkin  dengan  distribusi  daya  yang  merata (Subkhi et al, 2016).
Pada  penelitian  ini  menyajikan  desain  reaktor  gennerasi  keempat  yaitu  Gas-Cooled  Fast  Reactor  (GFR) yaitu jenis reaktor cepat yang menggunakan pendingin berupa helium dengan kelebihannya tidak berekasi dengan unsur lainnya dan menggunakan bahan bakar Thorium Nitride.

## Metode Penelitian
Penelitian  ini  dilakukan  melalui  simulasi  komputasi  menggunakan  kode    program  SRAC  ( Standard Reactor  Analysis  Code )  adalah  kode  program  komputer  yang  digunakan  untuk  perhitungan  neutronik untuk  berbagai  macam  tipe  reaktor  yang  dikembangkan  oleh  JAERI  ( Japan  Atomic  Energy  Research Institute). Desain reaktor yang digunakan adalah reaktor cepat berpendingin gas dengan spektrum neutron cepat  menggunakan  strategi  shuffling  arah  radial.  Pada  simulasi  ini  reaktor  dioperasikan  pada  siklus tertutup  yaitu  siklus  dimana  selama  operasi  berlangsung  tidak  dilakukan  pengisian  ulang  bahan  bakar pada  reaktor. SRAC  adalah  sebuah  program  komprehensif  dan  terintegrasi  yang  memiliki  lima  kode pokok  untuk  melakukan  berbagai  perhitungan  neutronik,  yaitu  :  PIJ  yang  berdasarkan  pada  metode  CP, SN transport, TWOTRAN (2D), difusi dan CITATION (Okumara, 2007 & Shafii 2013).
Dalam  mendesain  reaktor  diperlukan  spesifikasi  ukuran  sel  bahan  bakar  dan  teras,  dimana  parameter desain GFR ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Parameter Desain GFR.
No Spesifikasi Umum Desain Reaktor Parameter Desain Spesifikasi 1 Daya termal 500 MWt 2 Geometri Teras Cylinder Balance 3 Karakteristik Teras Small-long life 4 Material Bahan Bakar ( fuel) Thorium Nitride (ThN) 5 Material Struktur ( Cladding ) Stainless Steel (SS316) 6 Material Pendingin ( coolant ) Helium 7 Tipe Pin cell Cylindrical cell 8 Pin pitch / diameter 1,4 cm 9 Tinggi Teras aktif 3,5 m 10 diameter teras aktif 2,4 m 11 Fraksi: fuel, cladding, coolant 50-65%, 10%, 25-40% 12 Densitas daya 50-100 watt/cm 3 13 Lebar Reflektor 100 cm
Teras reaktor tersusun atas ratusan assembly, dimana assembly juga tersusun atas pin atau sel bahan bakar ( fuel pin ) yang  merupakan bagian terkecil  dari teras reaktor seperti pada Gambar  2. Geometri sel bahan bakar  yang  digunakan  berupa  silinder  ( cylindrical  cell )  yang  terdiri  dari fuel,  cladding dan coolant (Novalianda et al., 2020).
Gambar 2. Ilustrasi Penampang Lintang Teras serta Bagian Penyusunnya.
Diagram alir penelitian dalam penlitian ini dapat dilihat pada Gambar 3 sebagai berikut:
Gambar 3. Diagram Alir Penelitian

## Hasil
Perhitungan  dilakukan  dengan  menggunakan  bahan  bakar thorium  nitride (ThN)  dan  uranium-233 sebagai bahan fisilnya. Pada bahan bakar ThN diberi  pengayaan  Uranium-233 agar dapat meningkatkan performa  pembakaran  bahan  bakar  dari  tahun  pertama  reaktor  beroperasi.  Komposisi  yang  digunakan dengan  memvariasikan  persentase  pengayaan  Uranium-233  untuk  mendapatkan  nilai macro pada  sel bahan bakar.
Untuk  mendapatkan  desain  reaktor  dengan  penggunaan  bahan  bakar  yang  lebih  efisien,  dilakukan perhitungan nilai k eff dengan mengganti nilai fraksi volume bahan bakar pada sel bahan bakar. Kemudian perhitungan  dilanjutkkan  pada  teras  reaktor.  Faktor  multiplikasi  efektif  (k eff )  menunjukkan  rasio  antara jumlah  neutron  yang  dihasilkan  pada  suatu  generasi  terhadap  jumlah  neutron  pada  generasi  sebelumnya (Novalianda  et  al.,  2022).  Perilaku  neutron  yang  dilihat  dari  persamaan  transport  neutron  diselesaikan dengan menggunakan pendekatan difusi multigrup.

## Pembahasan
Faktor  multiplikasi  efektif  (k eff )  menunjukkan  rasio  antara  jumlah  neutron  yang  dihasilkan  pada  suatu generasi  terhadap  jumlah  neutron  pada  generasi  sebelumnya.  Perilaku  neutron  yang  dilihat  dari persamaan transport neutron diselesaikan dengan menggunakan pendekatan difusi multigrup. Berdasarkan nilai  faktor  multiplikasi  efektif  pada  sel  bahan  bakar, diperoleh  rentang  persentase  pengayaan  uranium- 233 yang akan menjadi acuan untuk digunakan dalam perhitungan di teras reaktor.
Gambar 4. Faktor Multiplikasi Efektif pada teras terhadap waktu burnup untuk variasi pengayaan uranium-233.
Persentase  pengayaan  uranium-233  yang  digunakan  untuk  dihitung  dan  dihomogenisasi  di  dalam  teras reaktor yaitu 4%, 5% dan 6%. Gambar 4  menunjukkan nilai faktor multiplikasi efektif pada teras reaktor. k eff pada  teras  akan  bernilai  lebih  kecil  dibandingkan  dengan  nilai  k eff di  sel  bahan  bakar.  hal  ini dikarenakan di dalam teras berisi susunan beberapa sel bahan bakar yang kemudian akan dihomogenisasi. Selain  itu,  di  dalam  teras  reaktor  juga  terdapat  kebocoran  yang  menjadi  salah  satu  faktor  dalam
0.90 0.95 1.00 1.05 1.10 1.15 0 10 20 30 40 Fa k tor M ult ipli k as i E fe k ti f waktu burnup (tahun) 4%
5% 6%
berkurangnya  nilai  k eff .  Pengayaan  uranium  sebanyak  4%  berada  dalam  keadaan  subkritis  (k eff <  1). Keadaan  subkritis  akan  membuat  reaktor  kurang  efisien  dalam  penggunaan  bahan  bakar  dan  daya  yang dihasilkan.
Tabel 2. Excess Reactivity pada pengayaan U-233 5% dan 6%. Pengayaan U-233 5% Pengayaan U-233 6% Excess Reactivity 0,0220% 0,0640%
Nilai k eff pada pengayaan uranium-233 sebanyak 5% dan 6% telah berada dalam keadaan kritis (k eff =1). Tingginya  tingkat  kekritisan  reaktor  dilihat  dari  rendahnya  nilai  kelebihan  reaktivitasnya  ( excess reactivity ).  Nilai excess  reactivity ditunjukkan  pada  Tabel  2.  Nilai excess  reactivity pada  pengayaan uranium-233  sebanyak  5%  lebih  kecil  dibandingkan  dengan  nilai excess  reactivity pada  pengayaan uranium-233  sebanyak  6%.  Sehingga thorium  nitride dengan  pengayaan  uranium-233  sebesar  5%  lebih efisien dalam penggunaan bahan bakar dan daya yang dihasilkan serta lebih aman digunakan.
Gambar 4. Nilai Faktor Multiplikasi Efektif terhadap waktu burnup untuk variasi fraksi volume bahan bakar.
Gambar  4  menunjukkan  nilai  k eff untuk  variasi  fraksi  volume  bahan  bakar.  Variasi  fraksi  volume  bahan bakar yang digunakan yaitu 65%, 60% dan 55% dengan fraksi volume kelongsong ( cladding ) tetap 10%. Dapat  dilihat  bahwa  semakin  kecil  persentase  fraksi  volume  bahan  bakar  maka  nilai  k eff juga  akan semakin  kecil.  Untuk  menentukan  variasi  fraksi  volume  yang  memiliki  tingkat  kekritisan  lebih  tinggi, dapat dilihat pada nilai excess reactivity nya.
0.95 1.00 1.05 0 10 20 30 40 Fa kt or M u lt ip li ka si Ef ek tif waktu burnup (tahun) 55% 60% 65%
Tabel 3. Excess Reactivity pada variasi fraksi volume bahan bakar. 55% 60% 65% Excess Reactivity 0,0034% 0,0139% 0,0220
Tabel  3  menunjukkan  nilai excess  reactivity pada  fraksi  volume  65%,  60%  dan  55%.  Fraksi  volume bahan bakar sebesar 55% memiliki nilai excess reactivity terendah. Sehingga fraksi volume bahan bakar sebesar 55% lebih efisien dengan mencapai kritis pada tahun pertama dan dapat beroperasi dalam periode tanpa pengisian ulang bahan bakar selama 19 tahun.

## Kesimpulan
Reaktor  GFR  dengan  geometri  Silinder  pada  teras  berbahan  bakar  Thorium  Nitride  telah  mencapai keadaan  kritis  pada  pengayaan  uranium-233  sebesar  5%  dengan  nilai excess  reactivity sebesar  0,044% pada fraksi volume 65% fuel , 10% cladding dan 25% coolant.

## Referensi
Anggoro  D.Yohanes,  D.  D.  2013.  Kajian  Perkembangan  PLTN  Generasi  IV. Jurnal  Pengembangan Energi Nuklir , 69-79.
Ariani  Menik  dan  Zaki  .  Su"ud.  2013.  Desain  Reaktor  Cepat  Berpendingin  Gas  600  MWth  dengan Uranium Alam Sebagai Input Siklus Bahan Bakar. Jurnal Ilmu Dasar , 11-15.
Ariani  Menik,  Supardi,  Fiber  Monado  Dan  Zaki  Su'ud.  Potensi  Thorium  Sebagai  Bahan  Bakar  Pada Reaktor  Cepat  Berpendingin  Gas  Untuk  Pltn.  Prosiding  Semirata2015  Bidang  Mipa  Bks-Ptn Barat Universitas Tanjungpura Pontianak Hal 39 - 45.
Duderstadt, J., & Hamilton, L. 1976. Nuclear reactor analysis. John Wiley and Sons, New York
ESDM. 2013. Supply Demand. Kementrian Energi dan Sumber daya Mineral Republik Indonesia.
IAEA. 2005. Thorium Fuel Cycle Potential Benefits and Challenges. International Atomic Energy .
Kamei, T. &. 2011. Evaluation of implementation of thorium fuel cycle with LWR and MSR. Journal Of Progress in Nuclear Energy , 820-824.
LEMHANNAS.  2013.  Pengembangan  Teknologi  Nuklir  Guna  Pemanfaatan  Energi  Terbarukan  dal Rangka Meningkatkan Ketahanan Energi Nasional. Jurnal Kajian LEMHANNAS RI , 11-23.
Purwoningsih,  Tuti.  2012.  Komputasi  Distribusi  Neutron  dalam  Statistik  Maxwell  Botlzmann.  Jurnal Matematika, Sains dan Teknologi, 13(1), 22-32.
Novalianda,  S.,  dkk.  2020.Pengaruh  Perubahan  Fraksi  Volume  Terhadap  Kekritisan  Desain  Gas-Cooled Fast Reactor Berbahan Bakar Uranium Nitride.  Jurnal Fisika Unand (JFU). Vol.9, No.4, Oktober 2020, hl.450-456.
Novalianda,  S.,  dkk.  2020.  Perhitungan  Burnup  Desain  Reaktor  GFR  berbasis  bahan  bakar.  Jurnal Penelitian Sains, 22 (2) 2020: 50-54.
Novalianda,  S.,  dkk.  2020.  Analysis  of  Enhance  Reliability  Gas-Cooled  Fast  Reactor  (GFR)  Based  on Fuel Uranium Nitride (UN). International Journal of Scientific Engineering and Science , Volume 4, Issue 8, pp. 4-8, 2020.
Novalianda, S., Panangian Mahadi Sihombing dan Fitria Nova Hulu. 2022. Studi Desain Sel Bahan Bakar Thorium Nitride (Thn) Pada Gas-Cooled Fast Reactor . Jurnal Fisika Sains dan Aplikasinya. Vol. 7, No. 2., pp. 15-20.  Oktober 2022
Okumura,  K.  T.  2007. Comprehensive  Neutronics  Calculation  Code  System.  Atomic  Energy  Agenncy (JAEA). Jepang.
Ragheb,  Magdi.  2011.  Thorium  Fission  and  Fission-Fusion  Fuel  Cycle.  Journal  of  Nuclear  Power- Deployment, Operation and Sustainability.
Shafii, M. A. 2013. Beberapa Metode Penyelesaian Persamaan Transport Neutron dalam Reaktor Nuklir.
Jurnal Ilmu Dasar, 14(2), 59–65.
Stacey, Weston M. 2007.Nuclear Reactor Physics. WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA. Jerman.
Subkhi,  M.  N.,  Zaki  Su'ud,  Abdul  Waris,  &  Sidik  Permana.  2016.  Design  Concept  of  Small  Long-Life PWR  Using  Square  and  Hexagonal  Thorium  Fuel.  Journal  of  Engineering  and  Applied Sciences, 11(2), 830–832
Trianti, N. Z. 2011. Design Study Of Thorium Cycle Based Long Life Modular Boiling Water Reactors. Indonesian Journal Of Physics , 133-137.