nuclear fuel cycle

134
NUCLEAR FUEL CYCLE (SIKLUS BAHAN BAKAR NUKLIR)

Upload: gusti-ngurah-agung-prabawa

Post on 30-Sep-2015

32 views

Category:

Documents


8 download

DESCRIPTION

Nuclear cycle procedure

TRANSCRIPT

  • NUCLEAR FUEL CYCLE

    (SIKLUS BAHAN BAKAR NUKLIR)

  • APAKAH SIKLUS BBN ITU?

    Spent Fuel

    Reprocessing

    Fuel Fabrication

    PWR

    Interim Storage

    Mining/Ore Processing Disposal

    Conversion

    Reprocessing

    Enrichment

    Fuel Fabrication

    CANDU

    Interim Storage

    Transmutation

    2

  • APAKAH SIKLUS BBN ITU? Siklus BBN

    Aktivitas atau langkah-langkah fisika maupun kimia yang terkait secara langsung dengan pembangkitan daya pada reaktor nuklir.

    Dapat dibagi menjadi 3 kategori Front-end fuel management

    Miling, konversi ke uranium heksafluorida, pengkayaan isotop fisil Miling, konversi ke uranium heksafluorida, pengkayaan isotop fisil U235 , fabrikasi menjadi elemen dan perangkat bahan bakar

    In-core fuel management

    Iradiasi perangkat bahan bakar di reaktor

    Back-end fuel management

    Penyimpanan dan pengiriman bahan bakar sisa, pengolahan ulang bahan bakar sisa untuk mengambil produk fisi dan memisahkan elemen transuranium dan penyimpanan limbah.

    3

  • APAKAH SIKLUS BBN ITU?

    Milling

    Conversion

    Enrichment

    Front-end

    fuel management

    Back-end

    fuel management

    Ore

    U3O8Natural

    UF6

    Enriched

    UF6MOX (U, Pu)

    U

    MiningFuel fabrication

    Power generation

    Spent fuel storage

    Disposal

    Reprocessing

    In-core fuel management

    Ore UF6

    UO2

    MOX (U, Pu)

    4

  • AKTIVITAS FRONT-ENDAKTIVITAS FRONT-END

    5

  • MINING APAKAH URANIUM ITU? Sumber energi yang terkonsentrasi

    Ditemukan pada tahun 1789 oleh Martin Klaproth, ahli kimia Jerman.

    Diberi nama seperti planet Uranus, yang telah ditemukan 8 tahun sebelumnya

    Bentuk di alam Bentuk di alam

    Sebagian besar batuan

    Umum terdapat di kerak bumi.

    Di air laut

    6

  • MINING APAKAH URANIUM ITU? Sifat

    Densitas tinggi

    19.050 [kg/m3] pada suhu ruang bentuk padatan

    Temperatur

    Titik leleh: 1132,2 CTitik didih : 4131 C Titik didih : 4131 C

    Lambang kimia: U

    Deret aktinida

    Nomor atom: 92

    7

  • MINING APAKAH URANIUM ITU?

    Isotope di alam

    U-234 (0,0055%) Sangat radioaktif tapi sangat jarang ditemukan di uranium alam.

    Tidak bermanfaat untuk aplikasi apapun.

    U-235 (0,7205%) Satu-satunya material fisil yang terjadi di alam dengan jumlah yang signifikan. Satu-satunya material fisil yang terjadi di alam dengan jumlah yang signifikan.

    8

  • MINING APAKAH URANIUM ITU?

    Isotope di alam

    U-238 (99,274%)

    Isotop yang paling banyak dijumpai, tapi tidak fisil.

    Dapat dibelah oleh neutron energi tinggi dan melepaskan sejumlah besar energi.

    Oleh karenanya biasa digunakan untuk memperkuat daya ledak bom termonuklir atau bom hidrogen.

    Lain-lain

    U-233, U-239

    Tidak ada di alam

    U-217,U-218,U-219, , U-242

    9

  • MINING BIJIH URANIUM

    Mineral Komposisi Kimia

    Uraninite UO2

    Davidite (Fe, Ce, La, Y, U, Ca, Zr, Th)(Ti, Fe, Cr, V)3(O, OH)

    Brannerite (U, Ca, Fe, Th, Y)3Ti5O16

    Carnotite K2(UO2)2(VO4)2.3H2O

    Tyuyaminite Ca(UO2)2(VO4)2.5 8 H2O

    Autunite Ca(UO2)2(PO4)2.10 12 H2O

    Torbernite Cu(UO2)2(PO4)2.8 12 H2OTorbernite Cu(UO2)2(PO4)2.8 12 H2O

    Uranophane Ca(UO2)2SiO3(OH)2 . 5 H2O

    Uranopilite (UO2)6SO4(OH)6O212H2O

    10

  • MINING TAMBANG URANIUM

    Produksi Uranium dunia

    Di Canada and Australia

    Lebih dari separo produksi U dunia.

    Setelah satu dekade penurunan produksi s.d. 1993

    Output secara umum naik sejak itu

    11

  • MINING TAMBANG URANIUM

    Di Canada : pengekspor terbesar bijih uranium

    Sekitar 1/3 dari output tambang uranium dunia

    Tambang utama

    Athabasca Basin, in northern Saskatchewan. Cameco- 18% dari produksi tambang dunia

    12

  • MINING TAMBANG URANIUM

    Australia : cadangan uranium terbesar dunia

    40% dari kandungan dunia yang diketahui

    Digunakan hanya untuk produksi listrik

    13

  • MINING POTENSI SUMBER DAYA RADIOAKTIF INDONESIA

    24.112 ton

    14

  • MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM Kandungan deposit uranium

    0,15~0,3 % uranium oksida (U3O8)

    1,5 ~ 3 kg U3O8 per metric ton bijih

    Bijih uranium yang bagus mengandung sekitar 0,2% U3O8

    Beberapa cara untuk menambang uranium Beberapa cara untuk menambang uranium Di permukaan (atau open pit)

    Bawah tanah (underground)

    In-situ leaching

    15

  • Di permukaan (atau open pit)

    Untuk deposit yang dangkal

    Luas wilayah eksplorasi yang besar dengan pengambilan material yang sangat banyak

    Digunakan di tahun-tahun awal s.d. Tahun 60-an.

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    16

    16

  • Underground mining

    Bijih terlalu dalam untuk dilakukan eksplorasi dengan metode terbuka

    Hanya mempunyai beberapa lubang permukaan

    Semua tambang bawah tanah diberi ventilasi, tetapi pada tambang uranium, harus ada perhatian ekstra terhadap ventilasi untuk meminimalisir jumlah paparan radiasi dan hirupan debu.

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    17

    17

  • Underground mining

    Bahaya paparan radiasi

    Adanya gas radon tingkat tinggi

    Metode pengaturan

    sistem ventilasi yang kuat

    Gunakan respirator jika diperlukan

    Pembatasan jumlah jam ketika bekerja underground

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    18

    Pembatasan jumlah jam ketika bekerja underground

    18

  • Underground mining

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    Buat lubang vertikal Ledakkan ke daerah terbuka Angkat

    19

    19

  • In-situ leaching (solution mining)

    Proses penambangan ramah lingkungan, tidak merusak, melibatkan gangguan permukaan yang minimal

    Melakukan ekstrasi uranium dari batuan berpori

    Pertama kali digunakan di Wyoming (1950-an), awalnya untuk eksperimen produksi rendah di tambang Lucky June.

    Merupakan satu-satunya metode penambangan uranium yang dilakukan di

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    20

    Merupakan satu-satunya metode penambangan uranium yang dilakukan di Amerika Serikat.

    20

  • In-situ leaching (solution mining)

    Skema operasi ISL

    Larutan yang digunakan Sylvite (KCl)

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    Sylvite (KCl)

    Nahcolite (NaHCO3)

    Asam sulfat (H2SO4)

    Asam nitrat (HNO3)

    Amonium karbonat (NH4)2CO3

    21

  • In-situ leaching (solution mining)

    Kelebihan

    Dampak lingkungan minimal

    Biaya rendah

    Uranium tidak perlu melalui proses milling, karena uranium oksida sudah dilindi menjadi bentuk larutan yang kaya uranium.

    MINING METODE PENAMBANGAN URANIUM

    22

    yang kaya uranium.

    Mengurangi potensi bahaya untuk pekerja dari kecelakaan, debu dan radiasi.

    Kekurangan

    Adanya resiko penyebaran cairan lindi di luar deposit uranium, termasuk kontaminasi air tanah,

    Dampak yang belum dapat diprediksi akibat cairan pelindi terhadap batuan deposit,

    Tidak mungkin untuk mengembalikan kondisi air tanah alami setelah operasi pelindian selesai.

    Bekas lokasi ISL

    22

  • MILLING Milling ekstraksi uranium dari bijih

    23

  • MILLING Yelowcake (U3O8)

    Milling menghasilkan konsentrat uranium oksida (U3O8) yang dikirim dari mill

    Disebut dengan 'yellowcake'.

    Kandungan uranium > 80%

    Bijih komersial mengandung sekitar 0,3% uranium. Bijih komersial mengandung sekitar 0,3% uranium.

    Bijih asli mengandung 0,1% uranium.

    Yellowcake24

  • Langkah crushing & grinding

    Bijih dihancurkan dan digerus menjadi serbuk.

    Serbuk dipanasi untuk menghilangkan material organik.

    Langkah leaching

    MILLING KIMIA MILLING URANIUM

    25

    Serbuk kemudian dilindi (leached) menggunakan asam sulfat.

    UO3 + 2H+ =====> UO2

    2+ + H2OUO2

    2+ + 3SO42- ====> UO2(SO4)3

    4-

    UO2 teroksidasi menjadi UO3.

    25

  • Langkah solvent extraction

    Amina tersier digunakan di dalam pengencer kerosene

    2R3N + H2SO4 ====> (R3NH)2SO4

    2(R3NH)2H2SO4 + UO2(SO4)34- ====> (R3NH)4UO2(SO4)3 + 2SO4

    -

    "R" adalah kelompok alkil (hydrocarbon), dengan ikatan kovalen tunggal.

    Pelarut digunakan untuk mengambil pengotor/impuritas

    MILLING - URANIUM MILL CHEMISTRY

    26

    Pelarut digunakan untuk mengambil pengotor/impuritas

    Kation diambil pada pH 1,5 menggunakan asam sulfat

    Kemudian anion ditangani menggunakan gas ammonia.

    26

  • Langkah solvent stripping- menggunakan larutan ammonium sulfat

    (R3NH)4UO2(SO4)3 + 2(NH4)2SO4 ====> 4R3N + (NH4)4UO2(SO4)3 + 2H2SO4

    Langkah precipitation & filtration

    Precipitasi ammonium diuranat (ADU) dicapai dengan

    MILLING - URANIUM MILL CHEMISTRY

    27

    Precipitasi ammonium diuranat (ADU) dicapai dengan menambahkan gas ammonia untuk menetralisir larutan

    2NH3 + 2UO2(SO4)34- ====>

    (NH4)2U2O7 + 4SO42-

    Langkah Drying/Roasting

    ADU kemudian dihilangkan airnya dan dipanasi/dipanggang untuk menghasilkan produk U3O8 (bentuk uranium dipasarkan dan diekspor)

    27

  • Definisi

    Mill tailings uranium adalah limbah residu dari bijih yang sudah di-mill

    yang tertinggal setelah uranium diambil.

    Komponen radioaktif pada mill tailings uranium

    Radium

    Komponen radioaktif paling penting

    MILLING MILL TAILINGS

    28

    Komponen radioaktif paling penting

    Meluruh menghasilkan radon.

    Lain-lain

    Selenium

    Molybdenum

    Uranium

    Thorium

    Etc.

    28

  • Kesehatan publik

    Mill tailings uranium dapat memberikan

    efek kesehatan publik yang kurang baik.

    Empat jalan pemaparan ke publik

    1. Difusi gas radon secara langsung ke udara

    MILLING MILL TAILINGS

    29

    Difusi gas radon secara langsung ke udara

    dalam ruang.

    2. Gas radon dapat berdifusi dari tumpukan

    tailing ke atmosfer.

    3. Banyak produk peluruhan radioaktif di

    tailings menghasilkan radiasi gamma.

    4. Penyebaran tailings oleh angin atau air dapat

    membawa bahan radioaktif dan bahan toksik

    lain ke air permukaan atau air tanah.

    29

  • Tujuan

    U3O8(yellowcake) tidak cocok untuk proses pengkayaan.

    Yellowcake dikonversi menjadi gas uranium hexafluoride (UF6).

    Uranium Hexafluoride (UF6)

    Senyawa terdiri dari 1 atom uranium dan 6 atom fluorida.

    Bentuk kimia uranium yang digunakan selama proses pengkayaan

    KONVERSI

    30

    Bentuk kimia uranium yang digunakan selama proses pengkayaan

    uranium

    Kristal abu-abu padat pada suhu dan tekanan standar Sangat toksik

    Sangat reaktif terhadap air

    Korosif terhadap sebagian besar logam

    Kristal UF6

    30

  • Uranium Hexafluoride (UF6)

    Sifat-sifat

    Densitas dan fase : 5,09 g/cm3, solid

    Solubilitas di air : Dekomposisi

    Titik leleh: 64,8 C (338,0 K) Titik didih: 56,5 C (329,7 K) (sublimasi)

    KONVERSI

    31

    Triple point

    Suhu: 64 C (147 F, 337 K) Tekanan : tekanan atmosfer (14,7 psia)

    Tekanan uap: 16,7 kPa pada suhu 25C

    Diagram fase UF6, menampilkan hubungan suhu, tekanan dan bentuk fisik.

    31

  • Menghilangkan pengotor

    Tujuan

    Agar dapat berfungsi secara memuaskan sebagai bahan bakar reaktor.

    Pengotor utama di yellowcake

    Boron (B), Cadmium (Cd), Klor (Cl), dan banyak unsur tanah jarang.

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    32

    Sifat-sifat khas uranium

    - memungkinan pemisahan yang sangat bersih dari unsur pengotor

    Uranium membentuk senyawa koordinasi dengan mudah dan dapat dengan

    mudah pula diekstrak oleh pelarut organik yang mudah larut dengan air

    Uranium mampu membentuk bahan organik mudah laurut, senyawa kompleks

    netral dengan penambahan agen kompleks.

    32

  • Metode untuk menghilangkan pengotor Proses PUREX

    Bahan bakar dilarutkan ke dalam asam nitrit.

    Setelah langkah pelarutan, dilakukan pengambilan padatan lembut tak larut.

    Pelarut organik tersusun atas 30% tributil fosfat (TBP) dalam kerosen tanpa bau.

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    33

    33

  • Metode untuk menghilangkan pengotor. Metode menggunakan uranium peroksida (UO42H2O)

    Presipitasi dari larutan asam garam uranil yang lemah oleh hidrogen peroksida

    Setelah konsentrat uranium dimurnikan, ia siap untuk dikonversi

    menjadi uranium heksafluorida (UF6 )

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    34

    34

  • Metode konversi

    Dry hydrofluoro process

    Wet solvent extraction process

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    35

    35

  • Dry hydrofluro process 4 langkah

    1. U3O8 digerus menjadi serbuk yang

    lembut, untuk membuat material umpan

    yang sesuai untuk langkah berikutnya.

    2. Material yang digerus kemudian masuk

    ke reaktor fluidisasi di mana material

    tersebut dipertahankan pada suhu 1000

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    36

    tersebut dipertahankan pada suhu 1000

    sampai 1200 F. Produk yang dihasilkan terdiri dari sebagian besar uranium

    dioksida, UO2

    Flow chartsederhana

    36

  • Dry hydrofluro process 4 langkah

    3. UO2 yang kasar dilewatkan kepada dua reaktor hydrofluidized secara

    berurutan, di mana terjadi interaksi dengah asam fluorida (HF)

    nonhidrous pada suhu 900 1000 F. Reaksi kimia yang terjadi

    UO2 + 4HF 2H2O + UF4

    uranium tetrafluorida (UF ) (garam hijau)

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    37

    uranium tetrafluorida (UF4) (garam hijau)

    - padatan nonvolatil dengan titik leleh tinggi (1700 1800 F)4. UF4 diolah pada suhu tinggi dengan gas fluorin,

    UF4 + F2 UF6 (uranium hexafluoride)

    37

  • Wet solvent extraction process

    Mirip dengan Dry hydrofluro process

    Menggunakan langkah-langkah reduksi, hyrofluorinasi, dan fluorinasi

    KONVERSI DARI U3O8 KE UF6

    38Flow chart sederhana

    38

  • Apakah pengkayaan uranium itu? Proses-proses kimia yang digunakan untuk meningkatkan

    persentase U-235.

    Light water reactor Proporsi U-235 di bahan bakar adalah 3 5%.

    Senjata nuklir

    PENGKAYAAN

    39

    Senjata nuklir Proporsi U-235 di bahan bakar adalah paling sedikit 90%.

    39

  • Dasar pengkayaan uranium Pemisahan isotop berdasar pada perbedaan massa antara U-235 dan U-238.

    Separative work unit (SWU) Merupakan satuan yang merupakan fungsi dari banyaknya uranium yang

    diproses dan derajat pengkayaan yang dituju dan menyatakan kenaikan

    konsentrasi isotop U-235 relatif terhadap sisa.1 SWU = 1 kg SW = 1 kg UTA (Urantrennarbeit)

    PENGKAYAAN

    40

    1 SWU = 1 kg SW = 1 kg UTA (Urantrennarbeit)

    Mengukur kuantitas kerja pemisahan, menggambarkan energi yang dibutuhkan

    dalam pengkayaan, ketika kuantitas umpan, tail dan produk dinyatakan dalam

    kilogram.

    40

  • Metode pengkayaan uranium

    Thermal diffusion

    Gaseous diffusion

    The gas centrifuge

    Aerodynamic processes

    Electromagnetic isotope separation

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    41

    Electromagnetic isotope separation

    Lain-lain

    41

  • Thermal diffusion

    Sejarah

    Sebuah pabrik dioperasikan di Oak Ridge untuk memenuhi kebutuhan awal

    pengkayaan uranium untuk unit difusi gas dan EMIS.

    Kekurangan

    Sederhana, prosesnya murah, tetapi mengkonsumsi energi lebih besar

    daripada difusi gas.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    42

    daripada difusi gas.

    S-50 Thermal Diffusion Plant

    42

  • Thermal diffusion

    Prinsip

    Menggunakan perpindahan kalor pada lapisan tipis

    cairan atau gas untuk memisahkan isotop.

    Pendinginan lapisan vertikal pada satu sisi dan

    pemanasan pada sisi yang lain akan menghasilkan

    arus konveksi berupa aliran ke atas pada

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    43

    arus konveksi berupa aliran ke atas pada

    permukaan panas dan aliran ke bawah sepanjang

    sisi yang lebih dingin.

    Dengan kondisi seperti ini, molekul 235UF6 yang

    lebih ringan akan berdifusi menuju permukaan

    yang lebih panas dan 238UF6 yang lebih berat

    menuju ke sisi yang lebih dingin.

    43

  • Gaseous diffusion

    Sejarah

    Difusi gas merupakan satu dari beberapa teknologi pemisahan isotop

    uranium yang dikembangkan sebagai bagian dari Manhattan Project.

    Dari beberapa teknologi pemisahan yang digunakan di Manhattan Project,

    difusi gas adalah yang paling penting.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    44Oak Ridgegaseous diffusion plant44

  • Gaseous diffusion

    Separation factor ()

    Pada suhu yang tetap T, molekul UF6 mempunyai energi kinetik

    (k=konstanta Boltzmann , M=massa molekular, V=kecepatan molekul)

    2

    21 MVkT =

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    45

    Karena rasio kecepatan dua molekul dengan massa yang berbeda MH dan ML sama dengan

    Semakin tinggi nilai , semakin mudah untuk memisahkan isotop dan memperkaya satu produk menjadi satu isotop dan mempermiskin yang lain.

    Untuk UF6, adalah 1,004289

    == 2/1)(L

    H

    H

    L

    MM

    VV

    004289,1)196235196238()( 2/12/1

    6235

    6238

    =

    +

    +==

    UFUF

    45

  • Gaseous diffusion Prinsip

    Berdasar pada efusi molekul

    Terjadi ketika gas dipisahkan dari vakum oleh penghalang berpori yang terdiri dari

    lubang-lubang mikroskopis.

    Gas melewati lubang-lubang

    Karena ada lebih banyak tumbukan dengan lubang pada sisi bertekanan tinggi

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    46

    Karena ada lebih banyak tumbukan dengan lubang pada sisi bertekanan tinggi

    daripada sisi bertekanan rendah, gas mengalir dari sisi tekanan tinggi ke sisi tekanan

    rendah.

    Jadi molekul yang lebih ringan akan melewati penghalang lebih cepat daripada

    molekul yang lebih berat.

    46

  • Gaseous diffusion Prinsip

    Diperlukan banyak penghalang efusi

    (stage) untuk pengkayaan dengan jalan

    melewatkan aliran yang diperkaya

    melalui banyak stage-stage berurutan

    Karena perbedaan laju yang kecil

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    47

    Karena perbedaan laju yang kecil

    Efisiensi dari stage dapat ditingkatkan

    dengan menggunakan stage enriching

    dan stage stripping.

    47

  • Gaseous diffusion

    Barrier (Penghalang) bagian yang sangat penting

    Penghalang ideal terdiri sejumlah besar lubang-lubang kecil dengan diameter yang

    hampir seragam.

    Penghalang yang sesungguhnya tidak berupa lubang-lubang melingkar atau persegi

    dengan diameter seragamA, sehingga aliran molekuler yang sebenarnya mungkin

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    48

    dengan diameter seragamA, sehingga aliran molekuler yang sebenarnya mungkin

    tidak terjadi.

    Di Oak Ridge digunakan 4000 stage.

    48

  • Gaseous diffusion

    Fakta terkait penghalang

    Penghalang harus tipis

    Penghalang harus mempunyai miliaran lubang per cm persegi dengan

    masing-masing lubang berdiameter ~10-7 cm.

    Material organik seperti pelumas, minyak pompa vakum sering kali

    mengganggu kinerja material penghalang.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    49

    mengganggu kinerja material penghalang.

    Harus ada metode untuk mencegah atau mengambil senyawa uranium

    yang terbentuk pada penghalang.

    Material penghalang yang dilaporkan dipakai adalah nikel yang disinter

    dan aluminum teranodisasi.

    Kebocoran udara ke sistem tidak ditoleransi karena UF6 dan udara atau

    udara di air bergabung membentuk oksida padatan uranium (UO2F2) dan

    melepaskan gas fluorine.

    49

  • Gaseous diffusion

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    WxPxFxWPF

    wPF +=

    +=

    50

    tu)satuan wak(per limbah aliran di uranium kg banyaknyatu)satuan wak(per diperkaya yangproduk kg banyaknya

    tu)satuan wak(per umpan material kg banyaknyauranium) (depletedlimbah aliran di 235-berat U fraksi

    )diinginkan yangn (pengkayaaproduk material di 235-berat U fraksiumpan material di 235-berat U fraksi

    =

    =

    =

    =

    =

    =

    WPFx

    x

    x

    W

    P

    F

    50

  • Gaseous diffusion

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    WF

    WP

    xx

    xx

    PF

    =

    Feed factor

    51

    WF

    FP

    xx

    xx

    PW

    =

    Waste factor

    Berlaku:

    1=PF

    PW

    51

  • Gaseous diffusion

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    ( ) ( ) ( )[ ] TxVFxVWxVPSWU FWP +=Separative Work Unit (SWU) yang dihasilkan oleh pabrik pengkayaanselama kurun waktu T [satuan kg atau kg-SWU]

    52

    ( ) ( ) ( )ii

    iix

    xxxV

    =

    1ln12

    Separation potentials

    SWU Factor : banyaknya SWU per satuan produk

    ( ) ( ) ( ) ( )FWP xVPF

    xVPW

    xVTPSWUSF +== /52

  • Gaseous diffusion

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    ( )( ) 111ln

    ln2

    =

    PW

    WP

    xx

    xxN

    Banyaknya stage yang diperlukan untuk mencapai tingkat pengkayaan tertentu

    53

    PW

    Energi minimum teoretis yang diperlukan per SWU

    ( ) r)][kw/(SWU/y 14

    2

    =

    MRTE

    R = 8,31441 J/mol.K (konstanta gas universalT = suhu dalam K.53

  • The gas centrifuge

    Sejarah Teknologinya dipertimbangkan oleh AS selama Project Manhattan, tetapi

    metode difusi gas dan pemisahan elektromagnetik yang kemudian dikembangkan untuk produksi skala penuh.

    Centrifuge kemudian dikembangkan di Rusia oleh tim yang dipimpin oleh ilmuwan-ilmuwan Austria dan Jerman yang ditangkap selama perang

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    54

    ilmuwan-ilmuwan Austria dan Jerman yang ditangkap selama perang dunia kedua.

    Kepala kelompok eksperimen di Rusia kemudian dilepaskan dan membawa teknologi centrifuge pertama kali ke AS dan kemudian ke Eropa di mana dia mencoba mengembangkan penggunaan metode tersebut untuk memperkaya bahan bakar nuklir komersial.

    54

  • The gas centrifuge

    Prinsip

    Di dalam silinder yang berputar, gaya

    sentrifugal cenderung untuk menekan molekul

    gas di silinder ke dinding luar.

    Akan tetapi kecepatan akibat agitasi termal

    cenderung mendistribusi molekul gas ke

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    55

    cenderung mendistribusi molekul gas ke

    seluruh volume silinder.

    Konsentrasi molekul yang lebih ringan

    berkumpul di sekitar bagian tengah silinder

    yang berputar.

    55

  • The gas centrifuge

    Serupa dengan proses difusi gas

    Diperlukan puluhan ribu stage centrifuge untuk mengkayakan uranium

    untuk keperluan komersial maupun militer dengan kuantitas yang signifikan.

    Pabrik centrifuge memerlukan penggunaan material khusus untuk

    mencegah korosi oleh uranium hexafluorida.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    56

    56

  • The gas centrifuge Kelebihan centrifuge gas dibandingkan proses difusi gas :

    Memerlukan energi 40 s.d. 50 kali lebih sedikit untuk mencapai tingkat pengkayaan yang sama (50-60 kWh/SWU untuk centrifuge, 2400-2500 kWh/SWU untuk difusi).

    Penggunaan centrifuge juga mengurangi jumlah kalor limbah yang dibangkitkan dalam mengkompresi gas UF6.

    Penggunaan centrifuge mengurangi jumlah pendingin, seperti Freon, yang

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    57

    Penggunaan centrifuge mengurangi jumlah pendingin, seperti Freon, yang diperlukan.

    57

  • The gas centrifuge

    Faktor pemisahan ()

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    [ ]RT

    aMM LH2

    122

    +=

    58

    RT2

    mutlaksuhu gas konstanta

    molekul berat molekul berat

    dalam) (dimensirotor radius(rad/s) bowl rotatingsudut kecepatan

    619235

    619238

    =

    =

    =

    =

    =

    =

    TR

    FUMFUM

    a

    L

    H

    2,11,1 Untuk diameter rotor 1 ft yang berputar pada 350 m/s pada suhu 300 K58

  • Electromagnetic isotope separation

    Sejarah

    Merupakan jenis ketiga proses pengkayaan uranium yang digunakan di masa

    lalu pada skala besar.

    Pabriknya dibangun di Oak Ridge, Tennessee selama Manhattan Project.

    Digunakan untuk memperkaya uranium untuk bom.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    59

    59

  • Electromagnetic isotope separation

    Prinsip

    Partikel bermuatan bergerak di medan magnet akan mengikuti lintasan yang melengkung dengan jari-jari lintasan tergantung dari massa partikel.

    Partikel yang lebih berat akan mengikuti lintasan yang lebih lebar dibandingkan partikel yang lebih ringan, jika mereka mempunyai muatan

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    60

    dibandingkan partikel yang lebih ringan, jika mereka mempunyai muatan yang sama dan bergerak dengan kecepatan yang sama.

    Dalam proses pengkayaan, uranium tetraklorida diionisasi menjadi plasma uranium.

    Ion uranium kemudian dipercepat dan melewati medan magnet yang kuat.

    Setelah bergerak sepanjang setengah lingkaran, pancaran akan dipisahkan ke daerah yang lebih dekat dengan dinding sebelah dalam (kaya U-235) dan dinding sebelah luar (miskin U-235).

    60

  • Electromagnetic isotope separation

    Kekurangan Sejumlah besar energi diperlukan untuk mempertahankan medan magnetik

    yang kuat. Laju pengambilan material umpan uranium rendah.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    61

    61

  • Aerodynamic processes Sejarah

    Jenis terakhir proses pengkayaan uranium yang dilakukan dalam skala besar.

    Pertama kali dikembangkan di Jerman.

    Pada kenyataannya, pabrik pengkayaan juga mensuplai sekitar 400 kg

    uranium yang diperkaya sampai lebih dari 80% untuk penggunaan militer.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    62

    62

  • Aerodynamic processes Prinsip

    Menggunakan teknik Jet Nozzle yang dikembangkan oleh EW Becker.

    Nozzle dalam keadaan vakum Campuran aliran gas mengalami percepatan

    sentrifugal yang besar ketika bergerak melewati celah yang melengkung dan penyebaran pancaran gas.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    63

    pancaran gas. Isotop yang lebih ringan akan tersebar terlebih

    dahulu sehingga terjadi pemisahan U-235 dengan U-238.

    Prinsip ini tergantung kepada difusi yang disebabkan oleh gradien tekanan, seperti halnya pada centrifuge gas.

    Peningkatan gaya sentrifugal dapat dicapai dengan mengencerkan UF6 dengan hidrogen atau helium sebagai gas pembawa sehingga mencapai kecepatan aliran yang lebih tinggidibandingkan dengan uranium hexafluorida murni. 63

  • Aerodynamic processes Fitur

    Proses ini merupakan teknik pengkayaan yang secara ekonomis paling

    rendah.

    Seperti halnya pabrik pengkayaan difusi gas, terdapat sejumlah besar

    kalor yang dibangkitkan.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    64

    64

  • Lain-lain Atomic vapor laser isotope separation (AVLIS)

    AVLIS menggunakan logam uranium sebagai bahan umpan dan medan listrik

    untuk memisahkan ion-ion U-235 yang bemuatan positif dari atom-atom U-238

    yang netral.

    Proses AVLIS mempunyai efisiensi energi yang tinggi dibandingkan centrifuge gas,

    faktor pemisahan yang tinggi dan volume limbah radioaktif yang rendah.

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    65

    65

  • Lain-lain Atomic vapor laser isotope separation (AVLIS)

    Metode

    Kolam uranium cair pada suhu 2300 oC terbentuk di bagian bawah ruang

    vakum di dalam grafit yang dipanaskan. Uap uranium yang terdiri dari atom-

    atom netral U-235 dan U-238 akan naik dan melewati celah.

    Pancaran atom-atom uranium dikenai sinar laser intensitas tinggi pada

    panjang gelombang 5915 , yang akan mengeksitasi atom-atom U-235 ke

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    66

    panjang gelombang 5915 , yang akan mengeksitasi atom-atom U-235 ke

    tingkat energi yang lebih tinggi photoexcitation.

    Sinar ultraviolet (UV) akan menendang beberapa elektron yang tereksitasi

    sehingga mengionisasi beberapa atom U-235.

    Menggunakan magnet quadrupole, ion-ion positif U-235 kemudian ditarik ke

    pengumpul Faraday yang bermuatan negatif. Kesulitan

    Beroperasi pada suhu tinggi (2300 oC) di mana uap uranium akan menyerang hampir semua material.

    Keuntungan Pemisahan yang hampir sempurna dapat diperoleh di satu stage Konsumsi energi rendah (300 kWh/SWU)66

  • Lain-lain Molecular laser isotope separation (MLIS) dan chemical reaction by

    isotope selective laser activation (CRISLA) Menggunakan uranium hexafluorida yang dicampur dengan gas-gas proses lain

    sebagai material umpan.

    Menggunakan dua buah laser yang berbeda untuk mengeksitasi dan kemudian

    secara kimiawi mengubah molekul uranium hexafluorida yang mengandung

    PENGKAYAAN METODE PENGKAYAAN URANIUM

    67

    U-235, yang kemudian dapat dipisahkan dari molekul-molekul yang

    mengandung U-238 yang tidak terpengaruh oleh laser.

    The chemical and ion exchange enrichment

    Teknik ini menggunakan perbedaan yang sangat kecil dalam reaksi kimia atom-

    atom U-235 dan U-238.

    67

  • Definisi Uranium yang sebagian kandungan U-235 telah diambil.

    Penyimpanan Disimpan dalam jangka panjang sebagai UF6 atau setelah konversi balik

    sebagai U3O8 agar HF dapat didaur ulang.

    Seringkali dianggap sebagai limbah, tetapi biasanya sebagai sumber daya

    PENGKAYAAN DEPLETED URANIUM

    68

    Seringkali dianggap sebagai limbah, tetapi biasanya sebagai sumber daya

    strategis jangka panjang yang dapat digunakan pada reaktor cepat generasi

    selanjutnya.

    68

  • Pengaruh terhadap kesehatan Tidak memberikan pengaruh kesehatan yang signifikan, kecuali jika

    masuk ke dalam tubuh. U-235 yang tersisa di depleted uranium memancarkan sedikit radiasi gamma

    energi rendah.

    Jika masuk ke dalam tubuh:

    PENGKAYAAN DEPLETED URANIUM

    69

    Jika masuk ke dalam tubuh: Mempunyai potensi toksisitas kimia dan radiologis terhadap dua organ

    penting yaitu ginjal dan paru-paru.

    69

  • PENGKAYAAN BIAYA URANIUM DIPERKAYA PER KILOGRAM

    U)($/kg diperkaya uranium biaya($) SWU biaya

    U)($/kg UFmenjadi O Udari konversi biaya($/kg) alam uranium harga

    683

    =

    =

    =

    =

    PEPSPCPU

    SFPSFPCPUPE +

    +=

    70

    SFPSPFPC

    lPUPE

    c

    +

    +

    =

    11%)( konversi selama hilang yang uranium fraksi

  • FABRIKASI & DESAIN

    74

  • FABRIKASI & DESAIN

    75Pellet

    Fuel rods

    (or Pin)

    PWR

    CANDU

    75

  • FABRIKASI & DESAIN

    KSNP fuel RFA fuel CANDU fuel76

  • Latar belakang

    Biaya konstruksi PLTN terlalu mahal.

    Nuklir harus mempunyai keutungan dibandingkan tipe-tipe yang lain.

    Handal

    Operasi yang tak terganggu selama periode waktu yang panjang.

    F & D

    77

    Kendala paling utama dikenakan pada bahan bakar

    Bahan bakar tidak boleh mencapai titik lelehnya.

    Tidak boleh ada produk fisi yang dilepaskan ke pendingin.

    77

  • Kondisi-kondisi penting

    -yang harus dipenuhi untuk kinerja bahan bakar yang dapat diterima.

    Reactivitas dan kontrol

    Sifat-sifat termalhidrolik dan perpindahan kalor

    Pengungkungan material radioaktif baik pada kondisi normal maupun

    abnormal

    F & D

    78

    abnormal

    Minimalisasi pengotor penyerap neutron di semua material

    Kompetitif dari segi biaya terhadap bahan bakar yang lain:

    Lama waktu tinggal bahan bakar di teras reaktor (yaitu, burnup tinggi)

    Manajemen bahan bakar dalam teras yang efektif, juga untuk burnup tinggi

    Standardisasi desain bahan bakar agar dihasilkan metode produksi yang efisien

    Kehandalan material dan pekerja

    78

  • Tujuan desain bahan bakar

    Menjaga semua produk reaksi fisi tetap berada di dalam kelongsong

    dan di dalam struktur kristal UO2

    Pertimbangan

    Bahan bakar nuklir dan kelongsong harus didesain agar

    F & D

    79

    Bahan bakar nuklir dan kelongsong harus didesain agar

    Berfungsi dengan baik di lingkungan teras reaktor,

    Suhu tinggi

    iradiasi

    79

  • Uranium Metal

    Dijumpai dalam tiga bentuk allotropik

    Fase , yang terkristalisasi dalam sistem ortorhombik dan stabil sampai

    dengan 600C. Fase , mempunyai struktur kristal tetragonal dan dijumpai antara 660

    sampai dengan 700C.Fase , berbentuk BCC dan dijumpai dari 760C sampai dengan titik leleh

    F & D - MATERIAL BAHAN BAKAR DAN KELONGSONG

    80

    Fase , berbentuk BCC dan dijumpai dari 760C sampai dengan titik leleh sebesar ~1300C.

    Uranium adalah logam yang sangat reaktif.

    Bereaksi dengan sebagian besar unsur nonlogam.

    Membentuk senyawa intermetal.

    Teroksidasi dengan cepat pada suhu ruang.

    80

  • Bahan bakar keramik

    Fitur

    Merupakan material anorganik padat di mana ikatan antar atom berupa

    ikatan ion atau kovalen.

    Material keras dan getas.

    F & D - MATERIAL BAHAN BAKAR DAN KELONGSONG

    81

    Uranium dioksida (UO2)

    Bahan yang diinginkan

    Oksigen mempunyai tampang lintang tangkapan neutron termal yang sangat rendah

    Tidak menyebabkan hilangnya banyak neutron

    Sangat stabil secara kimia maupun struktural

    Banyak produk fisi yang tetap berada di dalam kristal UO2 bahkan pada burnup

    tinggi

    Murah

    81

  • 82

  • 83

  • 84

  • Bahan bakar keramik

    Uranium dioksida (UO2)

    Kekurangan

    Konduktivitas termal sangat jelek.

    Kekuatannya kalah dengan logam uranium.

    Pada suhu tinggi dan gradien termal yang ekstrem:

    Menyebabkan tumbuhnya grain di UO2 disertai dengan stress

    F & D - MATERIAL BAHAN BAKAR DAN KELONGSONG

    85

    Menyebabkan tumbuhnya grain di UO2 disertai dengan stress

    Retak material

    Sifat-sifat

    Titik leleh: 1865C (5100 F) Densitas : 10.97 g/cm3

    Konduktivitas termal: 4.777 15-3 W/mK pada 20C1.910 10-3 W/mK pada100C

    Koefisien ekspansi termal (per C) : ~ 1 10-5 /C (0 to 100C) Tipe sel: Face-centered cubic (FCC)

    85

  • Bahan bakar keramik

    Keramik yang lain

    Uranium monokarbida (UC)

    Menarik untuk penggunaan pada suhu sangat tinggi

    Densitas lebih tinggi daripada UO2

    Lebih tahan terhadap radiasi daripada UO2

    Uranium nitrida (UN)

    F & D - MATERIAL BAHAN BAKAR DAN KELONGSONG

    86

    Uranium nitrida (UN)

    Menarik untuk penggunaan wahana luar angkasa

    Densitas lebih tinggi daripada UO2

    86

  • Kelongsong bahan bakar

    Tujuan

    Mencegah korosi bahan bakar oleh medium pendingin.

    Menjaga produk fisi di dalam bahan bakar.

    Mengakomodasi perubahan volume bahan bakar.

    Sebagai permukaan untuk transfer kalor dari bahan bakar ke pendingin.

    F & D - MATERIAL BAHAN BAKAR DAN KELONGSONG

    87

    Pertimbangan material

    Material kelongsong harus

    Memenuhi semua tujuan di atas

    Mempunyai karakteristik khusus tertentu seperti mekanis, fisis, kimia dan nuklir

    Mempunyai tampang lintang serapan neutron yang rendah

    Kompatibel dengan bahan bakar dan tahan korosi.

    87

  • Kelongsong bahan bakar

    Kandidat

    Berilium

    Tidak terlalu tahan terhadap korosi

    Mahal

    Menghasilkan gas helium selama iradiasi

    Aluminium dan paduan logamnya

    F & D - MATERIAL BAHAN BAKAR DAN KELONGSONG

    88

    Aluminium dan paduan logamnya

    Tidak terlalu kuat maupun tahan terhadap korosi

    Magnesium

    Tidak terlalu tahan terhadap korosi

    Zirkonium

    Unsur dengan kelimpahan yang besar.

    Selalu disertai hafnium

    Punya tampang lintang serapan neutron yang sangat tinggi

    88

  • Produksi pelet bahan bakar

    Prosedur untuk konversi UF6 menjadi UO2

    UF6 diperkaya dipasok ke manufaktur dalam silinder baja tekanan tinggi. UF6awalnya berupa padatan di silinder.

    Silinder baja UF6 diletakkan di oven dan dipanaskan sehingga UF6 menyublim.

    Gas UF6 dari silinder dilewatkan ke dalam air di mana ia bereaksi membentuk UO F

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    89

    Gas UF6 dari silinder dilewatkan ke dalam air di mana ia bereaksi membentuk UO2F2 dalam larutan air.

    89

  • Produksi pelet bahan bakar

    Larutan di atas kemudian dicampur dengan air ammonia dan uranium mengendap

    menjadi ammonium diuranat (NH4)2U2O2.

    Endapan kemudian dikeringkan dan dikalsinasi membentuk U3O8 kemudian

    direduksi dengan hidrogen membentuk UO2.

    UO2 kemudian digiling membentuk serbuk yang halus dan seragam.

    Selanjutnya, bahan perekat ditambahkan ke serbuk, yang kemudian dipress untuk

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    90

    Selanjutnya, bahan perekat ditambahkan ke serbuk, yang kemudian dipress untuk

    membentuk pelet silinder, yang biasa disebut dengan green pellet.

    Pelet ini kemudian disinter pada suhu tinggi di sekitar titik lelehnya dan terjadi

    densifikasi pada atmosfer hidrogen. Proses ini biasanya berlangsung selama 24 jam

    pada suhu 1650C.

    90

  • Pengisian pin bahan bakar

    Tabung zircaloy dengan pelet bahan bakar

    disebut dengan pin.

    Plenum (ruang kosong) di bagian bawah dan atas

    untuk produk fisi berbentuk gas.

    Pegas menjaga pelet tetap di tempat

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    91

    Pegas menjaga pelet tetap di tempat

    Diberi tekanan dengan He pada ~1000 psi

    Dietsa untuk membuat lapisan tahan korosi

    91

  • Perangkat bakar (fuel assembly)

    Untuk PWR

    FA PWR biasanya mempunyai

    susunan batang bahan bakar 14 x 14

    sampai dengan 18 x 18.

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    92

    92

  • Perangkat bakar

    Untuk BWR

    FA PWR biasanya mempunyai

    susunan batang bahan bakar 6 x 6

    sampai dengan 10 x 10.

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    93

    93

  • Perangkat bakar

    Untuk CANDU

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    94

    94

  • Perangkat bakar

    Perbandingan

    F & D - FABRIKASI ELEMEN BAHAN BAKAR

    95

    95

  • Persyaratan untuk bahan bakar

    Memenuhi kriteria yang sangat ketat

    Memperbolehkan toleransi yang sangat kecil

    Dimensi fisik dan bentuk

    Komposisi kimia pelet uranium dan perubahan kelongsong

    F & D - PROBLEM BAHAN BAKAR NUKLIR

    96

    Problem bahan bakar yang utama

    Fuel swelling

    Penyebab

    Pembentukan produk fisi

    Bombardir oleh neutron

    96

  • Densifikasi bahan bakar Fuel densification

    Densitas pelet UO2 meningkat

    Reduksi diamter dan panjang pelet

    BWR lebih serius daripada PWR

    Karena ukuran teras

    Ekspansi termal

    F & D - PROBLEM BAHAN BAKAR NUKLIR

    97

    Ekspansi termal

    Penyebab laju pemanasan yang tidak seragam

    Pembentukan hidrida

    Penggetasan kelongsong

    Pengurangan kekuatan

    97

  • Pellet/Cladding Interaction (PCI)

    Kegagalan kelongsong

    Stress lokal dikombinasikan dengan reaksi kimia antara pelet dengan kelongsong

    Stress menyebabkan kelongsong retak tanpa atau dengan sedikit deformasi plastik.

    F & D - PROBLEM BAHAN BAKAR NUKLIR

    98

    98

  • Bahan bakar HTR/HTGR- HTGR (high-temperature gas-cooled reactor) dan MHTGR (modular HTGR)

    TRISO particle

    F & D - JENIS BAHAN BAKAR YANG LAIN

    99

    99

  • F & D - JENIS BAHAN BAKAR YANG LAIN

    100

    100

  • MOX (mixed oxide) fuel

    Bahan bakar MOX terdiri dari campuran UO2 dan PuO2 UO2 : natural, diperkaya, atau depleted uranium.

    PuO2 : di LWR dan di reaktor pembiak

    Desain untuk reaktor cepat

    F & D - JENIS BAHAN BAKAR YANG LAIN

    101

    101

  • IN-CORE FUEL MANAGEMENT

    Pembangkitan daya

    Bahan bakar yang diisikan ke reaktor nuklir mengalami reaksi fisi (pemecahan) atom U-235 dan melepaskan energi

    Energi ini digunakan untuk memanaskan air dan menghasilkan uap untuk menggerakkan turbin

    102

    102

  • IN-CORE FUEL MANAGEMENT

    Pembangkitan daya

    Selama operasi reaktor, sebagian dari atom uranium berubah menjadi unsur lain akibat fisi maupun serapan neutron.

    Unsur-unsur ini berupa produk fisi yang merupakan limbah Unsur-unsur ini berupa produk fisi yang merupakan limbah radioaktif dan plutonium.

    103

  • IN-CORE FUEL MANAGEMENT

    104

  • IN-CORE FUEL MANAGEMENT

    105

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Penyimpanan bahan bakar bekas (spent fuel)

    Bahan bakar disimpan di dalam reaktor selama 4 10 tahuntergantung jenis reaktor. Setelah kurun waktu tersebut, pembentukan produk limbah tidak efisien.

    107

    produk limbah tidak efisien.

    Ketika bahan bakar diambil dari reaktor, ia masih memancarkan radiasi dan kalor sehingga harus disimpan di fasilitas khusus agar kalor dan radiasi berkurang.

    107

  • Daya kalor peluruhan aktinida dan produk fisi

    BACK-END FUEL CYCLE

    108

    108

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Daya kalor peluruhan aktinida

    109

    109

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Daya kalor peluruhan produk fisi

    110

    110

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Komentar tentang daya kalor peluruhan

    Pada penyimpanan kurang dari 50 tahun, kontributor utama adalah produk fisi

    Pada waktu penyimpanan yang lebih lama, kontribusi produk fisi berkurang dan daya kalor peluruhan ditentukan oleh aktinida.berkurang dan daya kalor peluruhan ditentukan oleh aktinida.

    Waktu penyimpanan 100 tahun, kontribusi produk fisi terhadap daya total bahan bakar bekas adalah 33%, pada waktu 300 tahun sekitar 0,7%

    Radiasi alfa merupakan kontributor utama dari daya aktinida.

    111

  • BACK-END FUEL CYCLE Kontribusi nuklida yang berbeda terhadap daya

    Kalor peluruhan aktinida pada periode penyimpanan yang berbeda ditentukan oleh nuklida-nuklida berikut ini

    Nuklida utama: 244Cm(60%), 238Pu(30%) selama penyimpanan untuk 100 tahun,244Cm(60%), 238Pu(30%) selama penyimpanan untuk 100 tahun,241Am untuk perioda 100 ~ 1000 tahun240Pu dan 239Pu setelah 3000 tahun

    Daya dari produk fisi pada 300 tahun ditentukan oleh nuklida 90Sr dan137Cs

    Penyimpanan jangka panjang dipengaruhi oleh 99Tc dan 126Sn112

  • BACK-END FUEL CYCLE Radiotoksisitas inhalasi aktinida dan produk fisi

    113

  • BACK-END FUEL CYCLE Radiotoksisitas ingesti aktinida dan produk fisi

    114

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Komentar tentang radiotoksisitas

    Radiotoksisitas inhalasi aktinida lebih tinggi daripada produk fisi

    Radiotoksisitas ingesti produk fissi pada penyimpanan kurang Radiotoksisitas ingesti produk fissi pada penyimpanan kurang dari 20 tahun lebih tinggi daripada radiotoksisitas aktinida

    Pada penyimpanan lebih lanjut, radiotoksisitas ingesti produk fission lebih rendah daripada radiotoksisitas aktinida

    115

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Kontribusi berbagai nuklida terhadap radiotoksisitas ingesti

    Radiotoksisitas ingesti aktinida pada periode penyimpanan yang berbeda ditentukan oleh nuklida-nuklida berikut ini Pada penyimpanan sampai dengan 10 tahun, nuklida-nuklida utama

    adalah 244Cm, 241Pu, dan 238Pu

    Lebih dari 100 tahun 241Am

    Pada 3000 tahun-240Pu, pada 30.000 100.000 tahun 239Pu

    Radiotoksisitas ingesti produk fisi ditentukan oleh 90Sr dan 137Cr selama periode 100 tahun Lebih dari 1000 tahun 99Tc, 129I, 93Zr 116

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Opsi untuk bahan bakar bekas

    Penyimpanan jangka panjang dan final tanpa pengolahan ulang (reprocessing)

    117

    Reprocessing untuk mengambil bagian yang masih dapat digunakan

    117

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Reprocessing

    Bahan bakar bekas terdiri dari 96% uranium, 1% plutonium dan 3% limbah radioaktif.

    Reprocessing digunakan untuk memisahkan limbah dari uranium dan plutonium yang dapat didaur ulang menjadi bahan bakar baru.

    118

    118

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Reprocessing secara efektif mengurangi volume limbah dan membatasi perlunya untuk menambang pasokan uranium baru sehingga memperpanjang umur cadangan yang berhingga.

    Apabila uranium telah dipisahkan, ia dapat dibentuk menjadi bahan bakar baru atau dicampur dengan plutonium untuk bahan bakar baru atau dicampur dengan plutonium untuk menghasilkan bahan bakar keramik MOX. Bahan bakar ini dapat digunakan di reaktor konvensional.

    Jika tidak diolah ulang, bahan bakar disimpan 100% menjadi limbah.

    119

  • PUREXPlutonium Uranium Refining by Extraction

    Untuk memisahkan uranium dan plutonium dari produk fisi.

    120

    30% tributil fosfat (TBP) dalam kerosen digunakan sebagai pelarut organik

    120

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Keuntungan reprocessing

    Reprocessing adalah satu-satunya cara untuk mendapatkan

    plutonium dari senjata nuklir

    Reprocessing mengambil atau mendaur ulang plutonium dan/atau Reprocessing mengambil atau mendaur ulang plutonium dan/atau

    uranium yang tidak terpakai agar dapat dimanfaatkan lagi sebagai

    bahan bakar baru

    Reprocessing adalah manajemen bahan bakar bekas yang masuk

    akal agar penyimpanyan limbah lebih mudah dengan jalan

    memisahkan material-material yang dapat disimpan secara terpisah.122

  • BACK-END FUEL CYCLE Tanpa reprocessing

    Penyimpanan basah FA di dalam kolam yang besar dan dalam yang diisi

    dengan air di dalam bangunan pembangkit.

    Air bertindak sebagain pendingin sekaligus sebagai perisai radiasi.

    Penyimpanan kering Penyimpanan kering Meletakkan bahan bakar di dalam wadah baja

    kedap udara, yang diletakkan di dalam kontainer beton yang diperkuat dengan beton

    Sistem pasif tanpa bagian yang bergerak. Bahan bakar didinginkan oleh udara yang masuk dari sisi kontainer dan bersirkulasi di sekitar sisi luar wadah baja.

    123

  • BASIC DESIGN OF CONCRETE CASK

    Air Outlet

    Lid

    Spent Fuel

    Guide Rail

    124

    Canister

    Steel Liner

    Steel Shell

    Air Inlet

    Support Leg

    Concrete Concrete

    Reinforced Concrete Cask:RC

    Max. Weight : 185t

    Concrete Filled Steel Cask:CFS

    Max. Weight : 184t

  • BASIC DESIGN OF CANISTER

    1st Lid

    2nd Lid

    Shielding Lid

    Guide Tube

    Basket

    125

    Type I Type II

    Guide Tube

    Lattice Plate

    Shielding Plate

    Support Rod

    Body

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Tanpa reprocessingPenyimpananTransportasiPenyimpanan

    Penyimpanan basah

    Penyimpanan kering

    Spent fuelCask

    Penyimpanan bawah tanah

    126

  • BACK-END FUEL CYCLE

    Tanpa reprocessing

    Sampai sekarang belum ada fasilitas penyimpanan lestari bahan bakar bekas

    AS, Finlandia dan Jepang merencanakan untuk membangun dan mengoperasikan fasilitas tersebut pada tahun 2020.

    127

    AS Jepang

    127

  • Yucca Mountain Project

    128

    128

  • Yucca Mountain Project

    129

    129License Application

  • Eurajoki (SF) : Olkiluoto di Finland

    130

    130

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF

    Radioaktivitas

    131

    131

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF

    Jenis limbah radioaktif

    Limbah tingkat rendah dan menengah

    Radioaktif untuk 5 s.d. 50 tahun Radioaktif untuk 5 s.d. 50 tahun

    Sebagian besar memancarkan radiasi beta atau gamma

    Dihasilkan dari rumah sakit, laboratorium dan industri serta siklus bahan bakar nuklir

    Kertas, peralatan, pakaian, filter, resin, sisa bahan kimia, kompoenen reaktor, material yang terkontaminasi dari proses dekomisioning, dll.

    132

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF

    133

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF

    134

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF

    Limbah tingkat tinggi Berupa bahan bakar bekas itu sendiri atau limbah utama dari reprocessing

    Meskipun volumenya hanya 3% dari semua limbah radioaktif, tetapi mengandung 95% radioaktivitas.

    Berisi produk fisi dan unsur berat lain dengan radioaktivitas berumur panjang.

    Menghasilkan sejumlah besar panas dan perlu pendinginan, serta perisai khusus selama proses penanganan dan transportasi.

    Limbah tingkat tinggi dan bahan bakar bekas sangat radioaktif dan orang yang menanganinya harus dilindungi dari radiasinya.

    135

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF

    Limbah-limbah dari siklus bahan bakar

    Terjadi pada semua tahapan siklus bahan bakar

    Bahan sisa dari front end

    Kebutuhan tahunan untuk LWR 1000 Mwe adalah sekitar 25 ton uranium oksida diperkaya

    Ini memerlukan penambangan dan pengolahan sekitar 50.000 ton bijih untuk menghasilkan 200 ton konsentrat uranium oksida (yellow cake) dari tambang.

    Konsentrasi gas radon dibuat seminimum mungkin dengan ventilasi yang bagus dan disebarkan pada volume udara yang besar. 136

  • MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF Limbah dari back end

    Lebih dari 99% radioaktivitas yang dihasilkan dari reaksi fisi tetap berada di dalam batang bahan bakar.

    Sekitar 25 ton bahan bakar bekas diambil setiap tahun dari teras reaktor nuklir 1000 MWe.

    Biaya penanganan limbah tingkat tinggi sudah dimasukkan ke dalam tarip listrik.

    Sebagai contoh, di AS, konsumen membayar 0,1 sen per kWh untuk pengolahan limbah

    137

  • RINGKASAN

    Apa itu siklus bahan bakar nuklir?

    Aktivitas, atau langkah-langkah, fisik maupun kimia, yang terkait secara langsung dengan produksi daya di reaktor nuklir.

    Front-end fuel management Penambangan dan milling (bijih, U3O8) Konversi (UF6)

    Pengkayaan (0.7% 3~4% 235U ) Fabrikasi bahan bakar (UO2)

    In-core fuel management Untuk reaktor dengan output 1000 MWe, teras reaktor berisi sekitar

    75 ton uranium berpengkayaan rendah.

    Sekitar sepertiga dari bahan bakar bekas diambil dari reaktor setiap tahun atau 18 bulan untuk diganti dengan bahan bakar baru.

    138

  • Back-end fuel management Penyimpanan bahan bakar bekas Reprocessing Penyimpanan lestari

    RINGKASAN

    139

    139