Preprint / Version 1

Molten Salt Reactor: Prospek Cerah Reaktor Maju Berbahan Bakar Thorium

##article.authors##

  • R. Andika Putra Dwijayanto Badan Tenaga Nuklir Nasional

Keywords:

molten salt reactor, reaktor maju, thorium

Abstract

Riset terhadap reaktor generasi IV telah dilakukan berbagai negara hingga saat ini, untuk meningkatkan kualitas dan mengatasi persoalan-persoalan reaktor yang ada pada masa sekarang. Salah satunya adalah riset terhadap reaktor maju Molten Salt Reactor (MSR) yang menggunakan bahan bakar yang dilarutkan dalam garam cair. MSR diklaim memiliki prospek yang bagus untuk digunakan sebagai reaktor generasi IV. MSR menggunakan konsep Full-Passive Safety System dan Inherent Safe untuk menjamin keselamatan reaktor. Mengaplikasikan siklus bahan bakar Thorium, reaktor ini bersifat thermal breeder, yang diperlukan untuk mengurangi penggunaan Uranium-235 dan menjamin sustainabilitas energi. Disamping itu, MSR bekerja pada suhu operasi tinggi, sehingga memungkinkan utilisasi panas keluaran untuk berbagai keperluan termal selain listrik.

References

HARTO, A.W., KUSNANTO, 2013. Advanced Reactor Technology. Program Studi Teknik Nuklir Jurusan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada, Yogyakarta.

http://www.nuclearpowerdaily.com/reports/

How_Much_Longer_Will_World_Reserves_Of_The_Nuclear_Fuel_Uranium_Last_999.html, diakses 1 April 2014

http://nuclearinfo.net/Nuclearpower/Web

HomeAvailabilityOfUsableUranium, diakses 1 April 2014

HARTO, A.W., 2007. Desain Reaktor Nuklir Maju Bersuhu Tinggi Tipe PCMSR Dengan Sifat Selamat Melekat (Inherent Safe). Prosiding Seminar Nasional ke-13 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Jakarta.

SERP, J., et al., 2014. The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview and perspectives. Progress in Nuclear Energy xxx (2014) 1–12.

MACPHERSON, H.G., 1958. Molten Salt Reactors. Oak Ridge National Laboratory, Tennessee.

FORSBERG, C.W., et al., 2004. An Advanced Molten Salt Reactor Using High-Temperature Reactor Technology. 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants. Embedded Topical: 2004 American Nuclear Society Annual Meeting American Nuclear Society, Pittsburgh, Pennsylvania. June 13–17, 2004.

HARTO, A.W., 2014. Passive Compact Molten Salt Reactor – General Overview. Program Studi Teknik Nuklir Jurusan Teknik Fisika Universitas Gadjah Mada. Yogyakarta.

http://www.whatisnuclear.com/reactors/msr.html, diakses 21 Oktober 2014

FORSBERG, C.W., 2002. Molten Salt Reactors (MSRs). The Americas Nuclear Energy Symposium (ANES 2002), American Nuclear Society Miami, Florida. October 16–18, 2002

LEBLANC, D., 2009. Molten Salt Reactors: A new beginning of an old idea. Nuclear Engineering and Design 240 (2010) 1644–1656.

ELSHEIKH, B. M., 2013. Safety assessment of molten salt reactors in comparison with light water reactors. Journal of radiation research and applied sciences 6 (2013) 63-70.

KREPEL, J., et al., 2013. Fuel cycle advantages and dynamics features of liquid fueled MSR. Annals of Nuclear Energy 64 (2014) 380–397.

HARTO, A.W., 2013. Konsep Keselamatan Pasif Secara Total Pada Desain PCMSR. Prosiding Seminar Nasional ke-19 Teknologi dan Keselamatan PLTN Serta Fasilitas Nuklir, Yogyakarta.

ENGEL, J.R., et al., 1980. Conceptual design characteristics of a denatured molten-salt reactor with once-through fueling. ORNL/TM-7207. Oak Ridge National Laboratory, Tennessee.

Published

2021-05-22

Section

Preprints