ISSN/410-J99R Prosiding Presenlasi IlIrIiah Dour Bahan Bokor NuklirPEBN-BAT AN. Jakarta 18- J 9 Morel J 996

SEBUAH ANALISIS TERHADAP REAKTOR CEPAT UNTUKSISTEM DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR MAJU

Marsodi., R.S. Lc'lsijo., Zuhair.., M. Iyos R. Subki....Pusat Pengembangan Informatika

..Pllsat Reaktor Serba Guna...Dcpllti Pengkajian Sains Dan Teknologi Nuklir

ABSTRAK

Perkembangan teknoJogi nuklir pada saat ini tel all dilengkapi dengan penanganan terhadap dallf baJlan bakamyasecara konvensional yaitu dengan tara pengolahan kembali dan pemisahan. Dal8l11 hal ini, reaktor cepat merupakanSllatu pimnti yang dapat menangani daur bahan bakar nllklir secara tepat, karena reakor tersebut dapat mendaur-ulangkan bahan baker nukJir dan dapat menghasilkan energi. Komposisi bahan baker yang digunakan adalah sisabasil pembakaran reaktor tennal (LWR) dari 33 MWDff setelah waktu pendinginan 150 hari. Ke dalam reaktortersebut juga dapat dimasukkaJl isotop-isotop lain dari tmsnumnilun, yang selanjutnya akan berfungsi ganda menjadireaktor pembakar/tmnsmutasi (reaktor Bff). Dalam penelitian ini penanganan terhadap penggunaan bahan bakerplutonium khususnya telah dievalua..,i dengan metlggunakan metode difusi 26-grup energi pada kondisi awal siklus(BOC) dan kondisi akhir siklu~ (EOC). Analisi~ ini dilakukan dengan menggunakan pendingin Na, Pb dan gas He.Dapat disimpulkan bahwa khu~u~ untuk plutonium, efektivitas penanganannya lebih baik biJa menggunakanpendingin ga~ He.

ABSTRACT

At the recent timc~, the establi.rhnlc~nt of nuclear technology has readily been equiped with conventional nuclearfuel cycle, i.e. by reproce ing C?f sp(!nt filel followed by partitioning. In this respect the fast reactor constitutes adevice that can trc'at nuclc!ar fu(!1 cycle appropriately because the reactor could recycle the nuclear and produceenergy. 77Ie conlposition of filel us(~d in the reactor is the conI position of discharged fuel of 33 MJfVIT -LWR after150 days of cooling. Thi.r reactor could also be introduced with tmnsumnic isotope.! and therefore will become aburningitrcm.rmutation reactor ( BIT rc~actor). In this research, the treatnlent on the use of plutonium ~s especiallyevaluated u.ring 26-group diffilsion nlethod either at the beginning of cycle (BOC) as well as at the end of cycle(EOC). The ana(v.ri.r U'C7.r p(!ifornl(!d a.r.runling the use of sodiun, (Na), lead (Pb), and helium (He) gas. It ~s foundthat, especially.for pluto/fiunl. the effectivern~.r.r of treatment could be achieved by using He gas coolant.

PENDAHULUAN dan bahkan di negara-negara tertentu melimpah,ini berarti bahwa kalau tidak dilakukanpenanganan yang cukup memadai maka sisabahan bakar tersebut akan sangat membahayakanbagi kelangsungan hidup manusia itu sendirikhususnya dari isotop-isotop (hasil belah)berwaktu paruh panjang seperti Plutonium. minoraktinida dan basil belah berwaktu paruh panjanglainnya (LLFPs, long-lived fission product). Olehkarena itu perlu kiranya diupayakan untukmendapatkan sebuah piranti yang dapatmenangani atau memanfaatkan kembali sisabahan bakar yang dihasilkan oleh reaktor nuklir.

Penggtlnaan sislcm encrgi nuklir menjadiscbuah aJlcrnatif dalam memperoleh Stlmberenergi yang cukup mcmadai daJam memlnjangkebutuhaan akan cllergi untllk indllstrialisasi.Pada umllmnya penggllnaan sllmbcr energiterscbul adaJah mcnggllnakan scbllah reaklornuklir yang scbagian besar adaJah dari jcnisreaktor bcrpendillgin air atall yang dikenal dcnganLWR (Light Wafer Reactor). Walaupllnpenggunaan sllmbcr energi bertenaga nllklirmerupakan scbuah pilihan yang sampai saat inidirasakan Cllkllp tepat dengan kemajllan tcknologipenunjangnya yang Cllkllp memadai, namunberbagai macam kelldaJa masih bcllim scJuruhnyadapat ditangalli khusllsllya dalam hat pengolahansisa bahall bakar yallg dihasilkallnya. Pada saalsckarang illi, scbagian kcbulllhall listrik di IIcgara-negara industri khusllsnya dihasilkall oleh rc.'\ktornukJir yang mana kcbanyak~1n mclIggtlnakanreaktor jenis LWR. DclIgan kala Jain bahwajumlah sisa b~lhall bakamya adalah CUkllp banyak

Reaktor cepat dalam sistem daur ulangbahan bakar nuklir maju dapat berperan sebagaisebuah piranti yang dapat menunjang penggunaanscbuah sistem teknologi mlklir. Penggunaanreaktor cepat untuk mendaurulangkan bahanbakar nuklir mcrupakan langkah yang cukuptepat karena reaktor cepat ini menggunakansistem bahan bakar yang terkandung dalam sisabahan bakar L WR yang mana jumlahnya

321

Prosiding Presentasi Ilmiah Dour Bahan Bokor NuklirPEBN-BArAN, Jakarta 18-19Maret 1996

juga dilakllkan, karena pada reaktor cepat intervalenerginya sangat lebar (dari daerah termal sampaidaerah cepat) baik untuk tangkapan (capture) ataupembelahan (fission) apabila dibandingkandengan reaktor termal. Metode perhitunganreaktor ini dilakukan dengan menggunakanmetode difusi multi group I, seperti diperlihatkanpada persarnaan berikut, karena perhitunganuntuk disain re.1ktor cepat kebanyakanmenggunakan metode difusi disamping jugabahwa metode difusi ini lebih sederhanadibandingkan dengan metode-metode lainnya.Multigrup energi tersebut diungkapkan dalamneutron per satuan volume per detik termasuk

-D.v2cj1.

sebanding dengan penggunaan L WR. Penggunaanbahan bakar tersebut tentunya hams melalui tahappengolahan kembali (reprocessing) yang manasetelah itu dilakukan pemilihan isotop-isotop yangakan digunakan kembali daD dilakukan fabrikasibahan bakar reaktor cepat sesuai dengankomposisi disain.

Tujuan utarna daTi riset ini adalah menjajagikemungkinan untuk membangun sebuah reaktorcepat untuk dapat memanfaatkan kembali sisabahan bakar dari L WR sebagai alternatif untukmendaur ulangkan sisa bahan bakar terutamaUranium dan Plutonium karena reaktor cepatmemiliki karakteristik yang sesuai dengankebutuhan tersebut. Survey yang dilakukan dalammenentukan parameter-parameter yang mendasardaTi riset ini adalah menggunakan isotop U (U-235, U-238) dan Pu (Pu-239, Pu-240, Pu-241 danPu-242). Disain reaktor yang digunakan adalahjenis reaktor cepat (fast reactor) dengan kapasitasdaya 3000 MWt.

didalamnya kebocoran (leakage)

absorpsi (~.,; I) yang termasuk tangkapan

(capture) dan fisi (~., = ~ 'I + ~ II) pindahan

(removal) dengan hamburan elastis (>:...;.)

daD hamburan non-elastis (>: ,~ ;.) .Persamaan

multigrupnya diberikan sebagai berikut;Akhimya. dari hasil riset yang telah dicapaiini dapat diambil kesimpulan bahwa penggunaansebuah reaktor cepat untuk mendaur ulangkan sisabahan bakar nuklir khususnya Uranium daDPlutonium adalah baik dan laik dikembangkandalam rangka mengefektifkan pengglmaan bahanbakar disamping juga dapat membantu dalammenangani masalah lingkungan. Reaktor cepatini juga dimungkinkan dapat digunakan untukmembakar/ mentransmutc'lsi isotop-isotop lainyang terkandung dalam sisa bahan bakar L WRmisalnya isotop-isotop berwaktu pamh panjangyang sangat berbahaya seperti MA (minoractinides) dan LLFPs (long-lived fission product).

.(1)

dimana keff adalah faktor penggandaan darikeseimbangan antara neutron yang dihasilkan daDneutron yang hilang. Dalam analisis multigrupini, perhitungan dilak\lkan dengan menggunakan26-grup energi dari penampang lintang datanuklir untuk material reaktor cepat yang diperolehdari Bondarenko2. Perhitungan ini dilakukandengan menggunakan analisis 5.1tu dimensi padaarab radial dengan geometri silinder. Evaluasiterhadap laju transmutasi dari isotop-isotopplutonium khususnya dilakukan dengan

menggunakan perhitungan deplesi denganperubahan reaksi berantai. Perhitungan deplesitersebut dilakukan dengan menggunakanpersamaan diferensial simultan dengan metode

solusi numerik dari Runge-Kutta-Gill.

METODE PERHITUNGAN

,G)

,M).

(g = 2,(i, j, k = I, 2,

Reaktor cepat merupakan sebuah reaktoryang diharapkan dapat menjadi sebuah altematifyang baik daJam penggunaan kembali sisa bahanbakar dari reaktor daya jenis L WR Plutonium (Pu)daD Uranium (U). Reaktor tersebut didisaindengan menggunakan blangket dalam rangkauntuk mendaur ulangkan sisa bahan bakar U-238dari LWR menjadi Pu-239 yang akan digunakansebagai bahan bakar pokok pada sebuah reaktorcepat daD juga dapat dipergunakan untukmentransmutasi isotop-isotop lainnya seperti Pu-238 menjadi Pu-239. Evaluasi terhadaptransmutasi dari isotop-isotop lain juga dilakukanterutama pada isotop-isotop plutonium clan minoraktinida yang dalam hal ini dicampurkan secarahomogen pada bahan bakar reakt9r tersebut.Sebuab evaluasi terhadap pengaruh spektrumneutron yang merupakan hal yang sangat penting

dimana Ni(t) adalah jumlah kerapatan atom ke i,Xs adalah fraksi daTi neutron yang dihasilkan padasetiap fisi, Tli adalah fraksi basil pembelahan atomke i, fit adalah fraksi penyerapan neutron daTi k ke

322

Pros;d;ng Pr,s,ntas; IIm;ah Dour Bahan Bakar NuklirPEBN-BATAN. Jakarta 18-19 Mar,t 1996

i, Ai adalah konstanta peluruhan radioaktif dariatom ke i, al adalah penampang lintang atom ke i,M adalah jumlah total isotop dalam rantaipembakaran/transmutasi, dan G adalah jumlahenergi grup. Model perhitungan yang dilakukandapat dilihat pada diagram alir yang ditunjukkanpada gambar 1 di atas.

macam pendingin seperti sodium (Na), timah(Pb), dan gas helium (He). Dalam evaluasi inihanya ditekankan khususnya pada analisisterhadap plutonium karena disamping plutoniumdapat digunakan sebagai bahan bakar tetapiplutonium itu sendiri mempunyai waktu parnh

yang panjang khususnya Pu-2391ang mempunyaiwaktu paruh kurang lebih 4xlO tahun sehinggamemerlukan penanganan yang khusus. Dalamkesempatan ini juga dilakukan ana1isis terhadapbentuk spektrum neutron-nya baik pada kondisiawal maupun pada kondisi akhir siklus.

BASIL PERHITUNGAN DAN BAHASAN

Analisis terhadap kemampllan reaktor cepatdalam menggunakan kcmbali sisa bahan bakarLWR dilakukan dengan mcnggtlnakan tiga

Stan

Generation of 26-groupsmicroscopic cross section data set

I Setting fraction ofMA & Pu fraction

5one ImenSlona groups

model

Calculation of BIT

Capacity

Remain fraction of MAand fuel component in

each group

I..[~~~~ ]t = t +6t

NO

Diagram alir perhilllngan reaklor cepal dengan menggunakan metode difusi multi-grup.Garnbar

Gambar 2 memperlihalkan hasil perhilungandari bentuk speklrum neutron dan pengaruhnyaterbadap laju pembakaran Pu pada kondisi awaldan pada kondisi akbir siklus. Dari basil evaluasimenunjukkan babwa bentllk spektrum neutronbaik pada kondisi awal mallpl\l1 pada kondisiakbir siklus temyata tingkalan cnerginya tidakberbeda tetapi jllmlah kerapatan nclltronnya adasedikit terdapat perbedaan seperli diperlih:ltkan

pada gambar 2.a. Perbedaan jumlah kerapatanneutron pada kondisi awal dengan kondisi akhirsiklus adalah disebabkan oleh adanyakemungkinan tertransmutasinya U-238 menjadibahan bakar (pu-239) yang pada kesempatan inijumlah pertambahan bahan bakar-nya belumdievahlasi. Dan basil tersebut dapatJah diambilkesimpulan bahwa evaluasi kasar terhadap sebuahperhitungan reaktor khususnya yang berkaitan

323

Prosiding Presentasi /lmiah Daur Bahan Bakar NuklirPEBN-BArAN.Jakarta 18-19Maret 1996

dengan laju pembakaran atau jumlah Pu yangtelah digunakan dalam suatu siklus dapatdilakukan pada kondisi awal saja. tetapi untltkevaluasi lebih detail terhadap neutronik. makakedua kondisi baik awal siklus atau akhir siklusperlu dilakukan. Lebih daTi itu disini jugadilakukan evaluasi terhadap jumlah Plutoniumyang digunakan pada satu siklus sepertidiperlihatkan pada gambar 2.b. Seperti dapatdilihat pada gambar tersebut bahwa kerapatanneutron tidaklah begitu berpengaruh terhadapjumlah pembakaran Plutonium apabiladibandingkan dengan bes.1rnya pengaruh yangdisebabkan oleh kenaikan tingkat energi daTireaktor cepat seperti yang akan dapat dilihat padaevaluasi berikutnya yaitu evaluasi terhadappengaruh energi neutron terhadap prosespembakaran isotop Plutonium khususnya.

Gambar 3 memperlihatkan hasil perhitungandati bentuk spektrum neutron daD pengaruhnyaterhadap laju pembakaran Pu dengan pendinginyang berbeda yaitu gas helium (He), Ph, daDsodium (Na). Pada umumnya reaktor cepatmempunyai puncak spektrum fluks neutron 0.2 -0.4 MeV. Spektrum tersebut akan sangatbergantung kepada penggunaan material bahanbakar dan/atau pendingin khususnya. Dari hasilevaluasi menunjukkan bahwa bentuk spektrumneutron dengan menggunakan ketiga jenispendingin ternyata memberikan pengaruhterhadap tingkatan energinya daD jumlahkerapatan neutronnya ada sedikit terdapatperbedaan seperti diperlihatkan pada gambar 3.a.Perbedaan jumlah kerapatan neutron pada ketigajenis pendingin adalah disebabkan oleh adanyaefek ke-elastisan atau efek moderasi dati ketigapendingin tersebut. Misalnya pada bentukspektrum neutron dengan pendingin sodiumberbeda puncaknya dengan bentuk spektrumneutron dengan pendingin gas helium. Haltersebut disebabkan oleh adanya perbedaankerapatan yang cukup tinggi antara kedua jenismaterial pendingin tersebut, dimana pada jenismaterial pendingin gas helium kerapatannyasangat rendah sehingga efek moderasinya sangatrendah apabila dibandingkan dengan jenismaterial pendingin sodium misalnya atau Pb yangdalam hal ini mempunyai ke-elastisan yang lebihtinggi, tet.1pi kedua jenis material pendingin metaltersebut kerapatannya cukup tinggi apabiladibandingkan dengan gas helium sehingga keduajenis pendingin metal tersebut efeknya terhadapmoderasi neutron cukup tinggi. Dalam hal inipengaruh kerapatan material pendingin ataubahkan material reaktor sangat besar pengaruhnyaterhadap tingkat kekerasan spektrum neutronseperti diperlihatkan pada gambar 3.a. Gambar3.a adalah hasil perhitungan yang diperolehdalam bentuk spektrum neutron denganmenggunakan bahan bakar metal dengankomposisi (U-Pu-MA-Zr). Perhitungan tersebutdilakukan dengan menggunakan komposisi sepertihasil perhitungan pada gambar 2. Dari gambartersebut dapatlah disimpulkan bahwa denganmengglmakan pendingin gas Helium, spektrumneutron lebih keras pada tingkatan energi antara0.4-0.8 MeV atau grup energi yang ke 6 dalamperhitungan 26 grup energi, sedangkan spektrumneutron dengan menggunakan pendingin metalNa dan Pb hanya berkisar antara 0.2--0.4 MeVatau grup energi ke 7 dalam perhitungan grupenergi yang sarna. Hal itu disebabkan oleh karenaadanya efek yang cukup besar terhadap jumlahkerapatan material

En (eV)

Gambar 2. Bentuk spektnlm neutron dari sebuahreaktor cepat dengaJl bahan bakar metal clanpendingin Sodium dml [PuJ= 25 % dengankondisi perbandingan bahan bakar,pendingin, dan material reaktor (F/C/S) =

0.35/0.43/0.22 pada kondisi awal clan akJlirsiklus; a. hubungan antara jumlah kerapatanneutron dengaJl energi, b. Hublmgan aJltarajumlah Plutonium yang hilang baik terbakar

atau tertransmutasi.

324

Prosiding Presenlasi lImiah Dour Bahan Bakor NullirPEBN-BATAN. Jakarla /8-/9Marel /996

Oalam perhitungan laju pembakaran/ trans-mutasi yang dilakukan dengan analisis per energigrup seperti diperlihatkan pada gambar 2 daDgambar 3 di alas, jumlah fraksi laju pembakaran/transmutasi dari masing-masing isotop dariseluruh tingkataJ\ energi tersebut ditunjukkanpada label 1. Seperti diperlihatkan pada label I,bahwa pengaruh dari pengerasan spektrum fluksneutron terhadap jumlah fraksi laju pembakaran/transmutasi tersebut cukup besar, hat tersebutakan semakin efektif apabila dapat ditemukansebuah metode untuk menaikkan tingkatkekeras.'\n spektrum fluks neutron pada sebuahreaktor cepat sampai dengan sekitar 1 MeV,karena penampang lintang dari sebagian besarisotop Pu pada daerah tersebut lebih besar puluhankali dibandingkan dengan penampang lintangpada daernh energi sekitar 0.2 MeV (umumnyadaerah operasi reaktor cepat).

Table Frnksi MA yang terbnkarl tertransmutasidnlnm reaktor cepat Bfr menggunakan bahanbnkar metal dWl pendingin Na. Ph, dan gas Hedcngan komposisi MA = 100/0

Eft (eV) Bff fraction (-)

Garnbar 3. Bentuk spektrnm neutron dun seb\luhreaktor cepat dellgall mlhun bukur metal dull[Ptl)= 25 % dengan kolldisi peroolldingallbahan bakur, pendingin, dan material re.1k1or(F/C/S) = 0.35/0.43/0.22, a. h\lb\mgan an tarajmnlah kerapatan lIelltron dengan energi, b.H\lb\mgan antara j\lmlah Plllloni\nn yanghilang baik terbakar atall tcrtransm\ltasidengaJl mengg\l-nakan material pendinginNa, Ph, dan gas He.

He gas coolantPb c001811t

I

P\I nuclide I Na coolant

Ql920.171 0.182239 PlI

0.1&3 0.200240 P\I 0.174

0.1950.182241 Pu 0.171

0.1990.172 0.183242 Ptl

0.1970.182Total 0.172pendingin gas He schingga faktor moderasinyajauh lebih kecil apabila dibandingkan denganpendingin metal. Untuk mengetahui sejauh mana

pengaruh sebuah reaktor yang mempunyaispektrum neutron ber-energi tinggi terhadapproses pembakarannya. maka disini jugadilakukan evaluasi terhadap jumlah Plutoniumyang terbakarl tertransmutasi pada satu siklusseperti diperlihatkan pada gambar 2.b yang mana

kerapatan neutronnya tidaklah begitu berpengaruhterhadap jumlah pembakaran Plutonium apabila

dibandingkan dengan besamya pengaruh yangdisebabkan oleh tingginya tingkat energi neutronseperti yang diperlihatkan pada basil perhitunganpada gambar J.b. Dari gambar tersebut dapatdilihat bahwa pada daerah energi sekitar 0.2 MeVjumlah laju pembakarannya ja\lh lebih tinggi padapenggunaan material pendingin gas Hedibandingkan dengan yang lainnya. Hal tersebutjuga terlihat pada daerah energi tinggi diatas 0.4

MeV.

Dan hasil perhitungan dapatlah diambilkesimpulan bahwa untuk mendaur-ulangkandalam hal ini dengan taramembakar/mentransmutasi khususnya Pu akanlebih baik apabila menggunakan reaktor cepatyang mempunyai spektrum tinggi. Untuk ituperlu kiranya mendisain sebuah reaktor yangmempunyai karakteristik khusus sehingga dapatmendaur-ulangkan Plutonium serta Uraniumsecara etTektif baik dalam pernanfaatan limbahdemi untuk menghasilkan kembali energi ataupununnlk menangini (membakarl mentransmutasi)limbah yang sekiranya dapat membahayakanapabila tidak dilakukan penanganan secara baik.

Dalam perhitungan ini, dilakukan jugaanalisis terhadap pengaruh pemuatan Pu pada lajupembakaran/ transmutasi Pu itu sendiri.

325

Prosiding Presentasi /lmiah Daur Bahan Bakar NuklirPEBN-BArAN. Jakarta 18-19 Maret 1996

Perhitungan ini dilakukan dengan menambahkanjumlah pemuatan Pu sebagai pengganti padapengurangan jumlah Uraniumnya. Seluruhperhitungan ini dilakukan dalam kondisi kritikseperti dijelaskan di atas, daD bahan bakamyadiasurnsikan tercampur secara homogen di dalambahan bakar reaktor cepat. Hasil perhitungannyadiperlihatkan pada gambar 3. Laju pembakarandari isotop tersebut pada umumnya adalah naikdengan kenaikan jumlah pemuatan Pu. Dari hasilanalisis, temyata penambahan Pu tersebutmenyebabkan kenaikkan fluks netron yang mana

menjadi penyebab pada naiknya laju pembakaranPu, penambahan pemuatan Pu juga menyebabkan

~~jR

~

bakar khususnya yang dihasilkan oleh L WRdiperoleh beberapa kesimpulan sebagai berikut :I. Isotop-isotop basil belah dari L WR khususnya

Pu merupakan isotop yang cukup berbahayanamun demikian Pu juga dapat digunakansebagai bahan bakar pada reaktor cepat. Lajupembakaran/transmutasi Pu dengan sebuahreaktor cepat dapat ditingkatkan denganmemperkeras spektrum fluks neutronnya.Pengerasan spektrum tersebut dapat dilakukandengan menggunakan jenis material pendingingas He, karena kebanyakan isotop-isotop Pu

khususnya mempunyai penampang lintangmikro yang besar pada daerah energi tinggi.

2. Reaktor cepat dapat menjadi sebuah altematifyang Sc'll1gat baik karena disamping dapatmendaur-ulangkan sisa bahan bakar dari L WRkhususnya Uranium daD Plutonium untukmenghasilkan energi, reaktor tersebut jugadapat pula dimuati oleh isotop-isotop lain yangberbahaya seperti minor aktinida untukdibakar/ditransmutasi menjadi isotop-isotopyang stabil.

3. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa sebuahreactor cepat mampu membakarlmentransmutasi Pu sekitar 17.2 % per tahun,dan sisa bahan bakar reaktor cepat tersebut-pun dapat dilakukan daur ulang kembalisehingga memungkinkan untuk mendapatkansebuah manfaat yang lebih banyak daD besarkarena disamping dapat menghasilkan energireaktor cepat juga menghernat bahan bakaralam dan dapat membantu menciptakanlingkungan yang bersih daD arnan khususnyadaTi efek limbah radioaktif berbahaya yangberwaktu paruh sangat panjang.

IP-M-)

Gambar 4.Laju pembakaran P\I dengan variasipel1ambahal1 pemuataJI Pu itu sendiri dalamkomposisi perbandingan F/C/S =0.325/0.455/0.220. Pu = 0.25 dari bahanbakar metal.

adanya sedikit kenaikan pada spektrum fluksneutronnya. Dari hasil analisis didapatkan bahwalaju pembakaran/lransmutasi Pu dapaldilingkatkan dengan menambah jumlah pemualanPo itu sendiri.

DAFTARPUSTAKA

DaJam rangka pemanfaatan kembali sisabahan bakar khususnya Pu dengan jumlah yangsangat besar yang akan dihasilkan oleh reaktornuklir jenis L WR setiap tahunnya, perlu kiranyadiambil langkah yang strategis yaitu denganmendaur ulangkan sisa pembakaran/transmutasidalam reaktor cepat shingga diperoleh sebuahsistem pembangkit energi yang simultan.

SIMPULAN

Hasil evaluasi terhadap sebuah konsepreaktor cepat untuk mendaur-ulangkan sisa bahan

1. Waltar, A.E., Reynolds, A.B., 'Fast BreederReactor", Pergamon Press (1981)

2. Bondarenko, 1.1, 'Group Constants for NuclearReactor Calculation", Consultant Bureau, NewYork (1964)

3. Mc Lane, V., Dunford, C.L., Rose, P.F., "

Neutron Cross Sections", Vol. 2. NeutronCross Sections Curve, Academic Press (1988)

4. Bultman, I.H., and C.L. Cockey and T. Wu, "

Actinide Breeding and Burning in Metalic andOxide Fuel ALMR Cores", Proc. GOBAL '93,Seattle (1993)

5. Wakabayashi, T., Ikegami, T., "

Characteristics of An LMFBR Core Loadedwith MA and RE Containing Fuel", Proc.GLOBAL '93, Seatle (1993)

6. Kitamoto, A., Marsodi, Mulyanto, 'SpecialCharacteristics of Bff reactor for

326

Pro.fiding Pre.fenta.yi llmlah Daur Bahan Bakar NuklirPEBN-BATAN. Jakarta 18-19Maret 1996

isotop lain karena dia sudah menjadi unsurbcbas walaupun berasal dari isotop bekas.

Minimization of m..W and Hazard Index",Proc., SPECTRUM '94, USA (1994)

7. Marsodi, Mulyanto, Kitamoto, A., 'Concept &Optimization of BfT reactor in Nuclear FuelRecycle System'" Proc., ICENES '93, Tokyo-JAPAN (1993)

8. Marsodi, Lasijo, R.S., Subki, M.I.R., 'ReaktorCepat BfT sebagai Sebuah Alternatif terhadapDisposal m.. W dalam Penggllnaan SistemEnergi Nuklir'" Seminar ketiga Teknologi danKeselamatan PL TN serta Fasilitas Nuklir,

Serpong (5-6 September 1995)

3. Siti Amini.Pada kesimpulan (1) Pu merupakan isotop

berbahaya, ini adalah hasil kajian teoritisbukan analisis ybs.

.Pemaluaatan EB bekas L WR untuk reaktorcepat, memerlukan reprocessing untuk

penyiapan EB-nya. Bagaimanakah aspekpraktis dan ekonomisnya ?

TANYAJAWAB

1. As Natio Lasman.Komentar: Bahwasanya lambat atau cepat,

sesuai dengan jumlah U-235 yang ada, negara-negara di dunia akan memanfaatkan reaktorcepat sebagai pembangkit energi/lislrik. BilaU-235 yang ada di dunia saat ini hanya dapatdikonsumsi selama 190 tahun lagi denganmembiakkan U-238 menjadi material fisi (pu),maka akan diperoleh penaikan lama waktupembangkitan energi hingga lebih dari 11000tahun. Masalahnya sekarang siapa yangmenikmati energi tersebut " Jawabann)'a

adalah mereka yang mempunyai PL TN.

Marsodi.Pu merupakan isotop yang berbahaya ini

adalah hasil kajian teoritis dan analisis parapeneliti isotop ybs. bukan oleh penulismakalah ini ( dipakai sebagai pemyataanschab dan kalau sebabnya demikian makalangkahnya adalah demikian )

.Aspek praktis dan ekonomis mernang perludikaji lebih mendalam, dalam hal ini aspekyang ditinjau adalah kemUDgkinanpemaluaatan/ penggunaan kembali limbahradioaktif yang dihasilkan L WR sebagai salahsatu langkah untuk sistem pembangkit energiyang bersih lingkungan (clean energy system)dan pemanfaatan untuk memperpanjangsumber energi.

4. Nurokhim2. Manvoto.Untuk mengoperasikan suatu reaktor,

pertimbangan yang paling utama adalah aspekkeselamatan/keamanan operasi rcaktor itusendiri. Mohon Saudara jclaskan, mengingatberkas clemen bakar bekas telah mengalamiperlakuan sehingga tidak sckuat seperti kctikamasih segar. Bagaimana metoda untukmengukur dan menctapkan bahwa EB bckasitu dapat dipakai di reaktor cepat. dipandangdari aspek keselamatan pemgoperasian reaktor

cepat.

.Mohon diperjelas model fisik, modelmatematik dan/atau metode perhitungan yangdilakukan.

.Bagaimana status perkembangan sampai saatini (met ode ini) untuk pengolahan/transmutasilimbah radioaktif.

Marsodi.Untuk penetapan EB bekas perlu dilakukan

reprocessing untuk memilih isotop-isotop yangakan digunakan (EB bckas tidak langsungdigunakan). Mengenai aspek kesclamatan itumemang sudah jelas mcnjadi faktor pentingdalam operasi reaktor. Aspck kcsclamatandalam rcaktor cepat yang dimanraatkan untuktransmutasi tentunya harus discsuaikan dcnganstandard keselamatan yang tclah ditentukan.Perlakuan bahan bakar bekas adalah harusdireprocessing kemudian dipar/i/ioning untukmengambil unsur Pu yang digunakan unhlkbahan bakar. Pu perlakuannya sepcrti halnya

Marsodi.Model fisiknya adalah similar dengan model

reaklor cepat umumnya, model matematiknya(perllitungan) dcngan menggunakan metode

perhitungan multigrup dengan persamaandeplesi (bisa dilihat pada buku fast breederreactor oleh Duderetadt. et al. atau buku-bukufast reactor lainnya).

.Status perkembangan (reaktor tranmutasi)sampai saat ini masih dalam konsep penelitiandan transmutasi limbah radioaktif eks. TRUsampai saat ini masih dilakukan denganmetode yang lain dan yang yang menggunakanreaklor barn sampai memasukkan limbahradioaktif eks TRU tersebut ke dalam reaktorpembangkit energi yang ada sekarang. Jadire.1ktor transmutasi (khusus) masih dalam

konsep/ pcnelitian.

327