ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir VP2TBDU dan P2BGN-BA TAN Jakarta, 22 Pebruari 2000

TINJAUAN BEBERAPA PROSES DAUR ULANG URANIUM TERIRADIASIDENGAN METODA KERING

Sig itPusat Pengembangan Teknologi Bahan Bakar Nuklir dan Daur Ulang -BATAN

ABSTRAK

TINJAUAN BEBERAPA PROSES DAUR ULANG URANIUM TERIRADIASI DENGAN METODAKERING. Telah dilakukan kajian mengenai proses daur ulang bahan bakar uranium teriradiasiyang dilakukan secara metoda kering (non aqueous). Proses volatilitas fIuorida dilakukan denganmelarutkan bahan bakar uranium teriradiasi dalam BrF3 atau CIF3 sehingga terjadi reaksi yangmenghasilkan UFe volatil dan PuF 4 padat, selanjutnya dilakukan pemisahan hasil belah dengancara destilasi. Proses volatilitas klorida terutama untuk bahan bakar paduan U-Zr yangdihidroklorinasi pada suhu 350 -600 DC sehingga terjadi pemisahan ZrCI4 volatil dari UCI3 yangkemudian dilarutkan dan didestilasi. Proses yang dilakukan pad a suhu tinggi adalah Pirokimia danPirometalurgi. Pengembangan proses volatilitas fIuorida untuk pemisahan U-Pu dari bahan bakaruranium teriradiasi adalah dengan teknik fluidisasi. Reaksi oksidasi dan fIuorinasi dapat dilakukanpada reaktor fluidized bed. Proses DUPIC mengolah bahan bakar bekas PWR untuk dapatdigunakan kembali untuk bahan bakar reaktor Candu. Hasil kajian menunjukkan bahwa dengankeunggulan dan kesederhanaan proses Pirokimia dan proses oksidasi reduksi.dapatdikembangkan di Indonesia gun a mempelajari pemisahan U-Pu dari hasil belah dalam bahanbakar uranium teriradiasi. Demikian juga teknik fIuidisasi, namun memerlukan fasilitas khususterutama untuk menangani proses yang menggunakan pereaksi gas.

ABSTRACT

REVIEW OF IRRADIATED URANIUM RECYCLING PROCESSES BY NON-AQUEOUSMETHOD. Recycling processes of irradiated uranium fuel by non aqueous method have beenreviewed. The fluoride volatilization process is carried out by dissolving irradiated uranium fuel inBrF3 or CIF3 to produce UF6 volatile gas and PUF4 and fission products in fluoride fonn which arethen separated by distillation. The chloride volatility process is used for U-Zr alloy fuel by usinghydrochlorination process at temperature of 350 -600 DC to separate ZrCI4 volatile from UCI3which is then dissolved and distilled. The processes which are carried out at high temperature arepyrochemical and pyrometallurgical. Development of fluoride volatility process for the separationof U-Pu from irradiated uranium fuel is fluidization technique. Oxydation and fluorination reactioncan be carried out in a fluidized bed reactor. DUPIC process uses spent fuel of PWR which isdirectly pulverized into powder for Candu reactor fuel. The review shows that due to theadvantage and simplicity, the pyrochemical and oxidation-reduction process can be developed inIndonesia to study the separation of U-Pu from fission products in the irradiated fuel. Thefluidization technique can also be developed, but it needs a special facility to handle gaseous

reagent.

bekas masih memiliki nilai ekonomi yang

tinggjl1J.

PENDAHULUAN

Uranium merupakan bahan bakarutama dalam kebanyakan reaktor nuklir yangberoperasi saat ini, walaupun sebenarnyaada bahan nuklir lain yang dapat digunakanyaitu torium. Oi dalam reaktor, uraniumbereaksi dengan netron dan terjadi reaksipembelahan inti berantai terkendali yangmenghasilkan energi sangat besar. Makinlama penggunaan bahan bakar di dalamreaktor, semakin berkurang jumlahnyasehingga dalam jangka waktu tertentu harusdilakukan penggantian bahan bakar. Bahanbakar uranium teriradiasi yang dikeluarkandari reaktor mengandung uranium sisa,plutonium sebagai bahan bakar baru yangdiperoleh dan unsur-unsur hasil belah.Karena masih mengandung U dan Pu,uranium teriradiasi dalam elemen bakar

Sebagai contoh, suatu reaktor airbertekanan (PWR) dengan burn up 33000MWOfr yang menggunakan bahan bakaruranium diperkaya U-235 sebesar 3,3 %menghasilkan produk hasil belah sebanyak3,25 %, Pu 0,93 %, Np, Am dan Cm 0,06 %,U-236 0,42 %, sisa U-235 0,86 % dan U-23894,98 % dalam bahan bakar bekasnya.Terlihat bahwa jumlah uranium total sisamasih cukup besar demikian pula plutoniumyang dihasilkan, sehingga pengolahan bahanbakar uranium teriradiasi untuk pemungutankembali U, Pu perlu dilakukan agar dapatdigunakan sebagai bahan bakar baru [1-3].

Proses pemisahan dan pemungutankembali uranium dan plutonium dari elemenbakar uranium teriradiasi pada umumnya

241

Prosiding Presentasi /Imiah Daur Bahan Bakar Nuklir VP2TBDU dan P2BGN-BA TAN Jakarta, 22 Pebruari 2000

ISSN 1410-1998

pengkayaan tinggi maupun pengkayaanrendah dari bahan bakar keramik. Studi awalproses ini adalah mempelajari bahan bakarlogam uranium pengkayaan rendah yang

mengandung plutonium

Volatilisasi Fluorida

Oi antara halida, fluor merupakanunsur yang penting dalam pemungutankembali bahan bakar dengan proses kering.Pad a proses volatilitas fluorida ini, semuaunsur yang ada dalam bahan bakar bekasdikonversikan ke bentuk fluorida dengantujuan untuk memisahkan uranium dariplutonium dan hasil belah. Uranium akanmenjadi UF6 yang bersifat volat!l. Oengandasar-perbedaan tekanan uap, UF6 dapatdidestilasi dan dipisahkan dari unsur hasilbelah. Sejumlah hasil belah yang membentuksenyawa fluorida stabil dan lebih volatil dariUF6 adalah As, Te dan Mo. Telurium heksafluorida merupakan senyawa penyumbangaktivitas terbesar dalam campuran gas U-hasil belah. Isotop telurium yang terbentukadalah Te-125m (T 1/2 58 hari), Te-127m (T 1/290 hari) dan Te-129 (T1/2 32 hari). VolatilitasAsFs sang at tinggi, tetapi tidak menjadikanmasalah karena jumlahnya sedikit dan umur

paronya pendek yaitu 38,7 jam untuk As- 77.Oemikian juga Mo, walaupun jumlahnyabanyak, namun umur para Mo-101 pendekhanya 14,6 men it. Dekontaminasi uraniumdiperoleh sebagai fraksi destilat yangtercampur dengan AsFs, TeF6 dan MoF6yang kemudian didestilasi lanjut sehinggaUF6 terpisah. Pemisahan U, Pu lebih mudahkarena PuF6 yang terbentuk dengan adanyasenyawa fluorida segera berubah menjadiPuF 4 yang non volatil.

Jika uranium dan plutonium akandipisahkan, maka uranium teriradiasidilarutkan dalam BrF3 atau CIF3 cair sehinggaterjadi reaksi dengan U, Pu dan hasil belahmembentuk senyawa fluorida kemudiandilakukan destilasi. Uranium heksa fluoridadan hasil belah fluorida yang bersifat volatilterpisah dari Pu dan hasil belah seperti Zryang tidak larut. Pemungutan Pu dilakukandengan ekstraksi salven setelah pelarutandengan aluminium nitrat. Kelongsong bahanbakar baik yang terbuat dari aluminium, bajatahan karat maupun zirkonium tidak larutdalam brom atau klor tri fluorida.

Reaksi pelarutan dengan BrF3

dilakukan secara ekstraksi pelarut dalammedia asam nitrat menggunakan ekstraktanTri Butil Pospat (TBP) dalam pengencerkerosenI1,2.4J. Proses ekstraksi yang palingbanyak dipakai adalah proses Purex untukbahan bakar dasar uranium dan prosesThorex untuk bahan bakar dasar toriuml4J.Dalam proses Purex terdapat masalah yaitulimbah radioaktif cair baik aktivitas tinggi,sedang maupun rendah yang jumlahnyasangat besar, demikian pula kritikalitas bahanbakar dan adanya radiolisis terhadap fasacairnya. Untuk mengatasi hal tersebut, makadikembangkan daur ulang secara proseskering (non aqueous).

Meskipun bahan bakar bekas yangdiproses dengan metoda ekstraksi cair-cairtelah memberikan hasil yang cukupmemuaskan, metoda daur ulang uraniumteriradiasi lain telah dikembangkan. Metodaini tidak 'menggunakan solven organik danfasa cairo melainkan dilakukan secara proseskering Dalam proses kering, terdapatbeberapa proses yang telah dikembangkan diantaranya yaitu proses volatilitas halida,pirokimia, pirometalurgi, teknik fluidisasi danoksidasi-reduksi.

Secara umum, Proses Kering yangdikembangkan saat ini menjanjikanmemberikan keunggulan dibandingkandengan proses basah dan menunjukkankeberhasilan penghematan biaya prosesdaur ulan~. Keunggulan proses kering diantaranyal :

.siklus proses pendek, peralatan lebihkompak dan sederhana

.penggunaan pereaksi yang tidak banyakterpengaruh oleh radiasi

.mengurangi problem kritikalitas karenatidak ada bahan moderator neutronselama proses berlangsung

.produk limbah radioaktif sedikit danberada dalam bentuk padat

PROSES VOLATILITAS HALIDA

Proses pemungutan kembali unsurberharga dari bahan bakar uraniumteriradiasi yang berdasarkan perbedaantingkat volatilitas telah mencapai derajatpemisahan U dan Pu dari hasil belah yangcukup tinggi[4]. Proses volatilitas diarahkanpad a sistem penggunaan fluorida selainhalida yang lain. Berbagai tipe proses yangdidasarkan pad a volatilitas uranium-plutonium heksafluorida diaplikasikan padabahan bakar reaktor teriradiasi baik untuk

adalah :

U + 2BrF3 7 UFs + Br2

242

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi IImiah Daur Bahan Bakar Nuklir VP27BDU dan P2BGN-BATAN Jakarta, 22 Pebruari 2000

reaksi kimia yang terjadi pada pemisahanaktinida dengan cara destilasi pada skalalaboratorium misalnya pemisahan neptuniumdari plutonium dan protaktinium dari torium.Pemisahan ini didasarkan pad a perbedaanvalensi yang menyebabkan perbedaantingkat volatilitas sehingga pemisahan dapatberlangsung. Proses klorinasi terjadi karenareaksi antara aktinida oksida dengan uapkarbon tetra klorida pada suhu 650 C.Plutonium bereaksi menjadi bentuk trifluoridasedangkan neptunium berbentuk tetrakloridayang lalu dipisahkan dengan prosessublimasi fraksional.

Jika digunakan bahan paduanuranium-zirkonium, metoda yang digunakanadalah proses zircex yang berdasarkanreaksi hidroklorinasLpada suhu di atas 300c. Proses ini dapat menimbulkan volumlimbah radioaktif karena eliminasi zirkoniumpada umpan salven ekstraksi atau volatilitasfluorida.

Gas Br2 dan BrFJ akan bereaksimembentuk BrF

Br2 + BrFJ ~ 3 BrF

Brom trifluorida dapat diperolehkembali melalui reaksi :

3 F2 + Br2 ~ 2 BrFJ

Komponen volatil dapat diperolehdengan proses volatilisasi dari tangkipelarutan dan dipisahkan dengan caradestilasi fraksional.

Pemakaian CIFJ sebagai pelarutmirip dengan BrF3. Reaksi yang terjadi :

U + 3 CIFJ -7 UFs + 3 CIF

300 cCIF + F2 -7 CIFJProses destilasi fluorida yang

menggunakan pelarut BrFJ telahdikembangkan oleh Argonne NationalLaboratory (ANL). Peralatan terbuat daribahan nikel atau monel terdiri dari tangkipelarut, kolom destilasi sebanyak 3 buah dandua menara scrubbing. Pemakaian pelarutCIFJ telah dikembangkan oleh Oak RidgeNational Laboratory (ORNL). Tiga tahapanoperasi dilakukan pad a proses ini yaitupelarutan uranium, destilasi uranium heksafluorida dan pemungutan kembali plutoniumdan hasil belah dalam bentuk fluorida.Pelarutan dilakukan pada suhu 30 c setelahpendinginan 90 hari. Lama pelarutan 5 hariuntuk 2,5 kg uranium dalam 4,5 kg pelarut.Jika digunakan campuran CIFJ-HF denganperbandingan mol 0,3 : 1 pad a 80 c makalama pelarutan dapat dipercepat menjadi 19

jam.Proses destilasi fluorida tidak

menghasilkan plutonium terdekontaminasisehingga metoda ini dapat diaplikasikan padapengolahan ulang bahan bakar diperkaya dimana plutonium yang dihasilkan sang atsedikit dan tidak ekonomis untuk dipungutkembali. Destilasi fluorida juga dapatdiaplikasikan untuk pemungutan kembali U-233 dari bahan bakar berbasis toriumteriradiasi. Tetapi kesulitannya ThF4 tidaklarut dalam BrF3 dan tidak bersifat volatil.

Proses Zircex mempunyai problemadalam pelaksanaan operasi yaitu :

.hilangnya uranium baik sebagai produkvolatil maupun sebagai komponen tidaklarut di dalam abu

.korosi terhadap peralatan

.kehilangan panas reaksi selamahidroklorinasi dan reaksi lainnya

.penambahan klor ke dalam larutanlimbah meskipun klor akan diikat olehalkali dan relatif tidak radioaktif

Dalam skala laboratorium, uraniumyang hilang tidak terlalu besar, tetapi evaluasiakhir diperlukan dalam skala teknik.Hilangnya uranium dalam abu sebenarnyabukan masalah dalam bahan bakar U-Zr,namun jika kandungan Zr makin besar, makauranium yang hilang bertambah besar pula.Skema proses zircex dapat dilihat padagambar 1 .

Gas hidrogen klorida bereaksidengan cepat dengan zirkonium ataupaduannya pad a suhu di atas 300 cmenghasilkan bahan volatil ZrCI4 yangterpisah dari UCI3 yang terbentuk. Reaksiyang terjadi adalah :

Zr + 4 HCI -7 2 H2 + ZrCI4

U + 3 HCI -7 1,5 H2 + UCI3Volatilisasi Klorida

Penggunaan klorida untukpemisahan bahan bakar tidak seluaspemakaian fluorida. Destilasi dan sublimasiuranium penta dan heksa fluorida tidakmemberikan hasil yang memuaskan karena

Uranium triklorida kemudiandilarutkan dan didestilasi denganpenambahan asam nitrat sehingga terjadiuranil nitrat yang lalu diekstraksi. Asam

243

Prosiding Presentasi Ilmia/;, Daur Bahan Bakar Nuklir VP21BDU dan P2BGN-BA TAN Jakarta, 22 Pebroari 2000 ISSN 1410-1998

Gambar 1. Skema hidroklorinasi fasa gas pada proses zircex[4]

klorida terpisah sebagai destilat. Padaumumnya laju reaksi antara bahan bakardengan HCI naik dengan makin tingginyasuhu dan bertambahnya kandunganzirkonium.

Pu pada bahan bakar keramik yangdidasarkan pada oksidasi dalam garam nitratleleh yang diikuti pelarutan selektif uraniumdalam suatu bak klot6J. Bahan bakar darireaktor mengalami pendinginan selama 3-4bulan.

Volatilisasi lodidaPirokimia mempunyai keunggulan

dapat memproses pemisahan U-Pu daribahan bakar teriradiasi pad a tempat di manareaktor berada. Dua hal berikut memberikancontoh pemungutan Pu in situ yangmemberikan keuntungan besar secaraekonomis.