EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR …digilib.batan.go.id/e-prosiding/File...
Transcript of EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR …digilib.batan.go.id/e-prosiding/File...
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcsembcr 200~
EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRUDALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR
ISSN 1693 - 7902
Nurokhim, Thamzil LasPusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR) - BATAN
ABSTRAKEV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKASREAKTOR NUKLIR. Analisis secara simulasi limbah trans uranium (TRU) dapatdilakukan dengan program komputer ORIGEN 2. Dalam penelitian ini dipelajarikarakteristik komposisi limbah TRU secara simulasi dengan ORIGEN2. Analisiskandungan TRU dilakukan untuk dua jenis reaktor nuklir, yaitu PWR dan BWR.Analisis dilakukan dengan mempelajari keluaran program, khususnya hasil perhitungankomposisi aktinida. Hasil analisis diharapkan berguna untuk mempelajari kuantitas dankarakteristik TRU dalam limbah serta penangannya lebih lanjut untuk reprosesingataupun penyimpanan bahan bakar bekas reaktor nuklir.Kata kunci : Limbah TRU, bahan bakar bekas reaktor.
ABSTRACTEVALUATIONS OF TRU WASTE COMPOSITION IN NUCLEAR REACTORSPENT FUEL. The analysis of simulated TRU waste has been performed using theORIGEN2 program. This research is to study the composition of TRU nuclidessimulation by ORIGEN2. The calculation of TRU waste nuclides was applied for twotypes of nuclear reactor, i.e., PWR and BWR. The analysis is done by observe theoutput data of the program, especially for the data calculation of actinide nuclides. Theresult of this research, hopefully to be useful for assessing of the qualities as well astheir TRU waste characteristics and their future handling for reprocessing or storing ofspent fuel.Keywords: TRU waste, spent fuel.
279
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003
PENDAHULUAN
ISSN 1693 - 7902
Hampir semua fasilitas nuklir dari berbagai siklus daur bahan bakar nuklir
(uranium fuel cycle atau plutonium fuel cycle) yang melibatkan bermacam tahap proses
akan menghasilkan berbagai variasi kandungan limbah radioaktif. Kandungan limbah
radioaktif ini bisa dalam bentuk limbah aktivitas rendah dan sedang, limbah aktivitas
tinggi, dan radionuklida transuranium (TRU).
Limbah TRU merupakan limbah yang mengandung radionuklida transuranium
pemancar alpha (radionuklida dengan nomor atom lebih besar dari 92) dengan waktu
paroh lebih dari 20 tahun dan konsentrasi lebih dari 100 nano curie per gram. Partikel
alpha ini jika berinteraksi dengan suatu unsur dengan nomor atom rendah (Ugh
elements) akan mengemisikan netron dengan reaksi (alpha, n). Netron dapat
mengaktivasi unsur-unsur logam berat dalam komposisi limbah TRU sehingga
mengemisikan gamma atau radiasi lain menyebabkan limbah TRU sangat berbahaya
(toksik). Hal ini, dan juga sifat limbah TRU yang rata-rata berumur sangat panjang,
menyebabkan perlunya pengelolaan limbah yang ketat dengan perencanaan yang
matang. Analisis komposisi limbah TRU diperlukan untuk mempelajari kuantitas dan
karakteristik TRU. Hasil analisis ini diharapkan akan bermanfaat dalam pengolahan
ataupun untuk penyimpanan limbah bahan bakar bekas reaktor nuklir.
Penelitian ini mencoba melakukan analisis komposisi limbah TRU dengan
mengunakan simulasi komputer. Simulasi dilakukan dengan menggunakan kode
komputer ORIGEN2 yang telah dikembangkan dengan bahasa Fortran oleh Oak Ridge
National LaboratOlY (ORNL), US DOE.(I) ORIGI?N2 menggunakan model reaktor,
cross section, fission product yields, data decay dan data photon untuk data-data
masukkan. ORIGEN2 menyediakan keluaran berbagai karakteristik material dalam
bentuk komprehensif, dengan berbagai satuan teknik, dengan sedikit netronik.
280
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesembcr 2003
TEORI DAN METODE PENELITIAN
Teori
ISSN 1693 - 7902
Reaksi netron dengan bahan bakar nuklir yang dalam hal ini U-235 antara 2%
5% dalam U-238 sebagai ''fuel element" untuk jenis reaktor LWR (PWR dan BWR),
akan menghasi1kan tiga kelompok radionuklida sebagai berikut (2) :
1). Produk aktivasi, yang terdiri dari hampir semua nuklida yang terdapat di
alam, nuklida hasH penyerapan netron dan nuklida hasil peluruhannya.
Ke1ompok ini mencapai 720 nuk1ida yang biasanya ditimbulkan oleh material
struktur yang digunakan diseke1iling elemen bahan bakar (fuel element).
2). Aktinida, yang mengandung isotop turunan Th (no atom 90) sampai Es (no
atom 99) yang ada da1am bahan bakar bekas reaktor serta nuklida-nuklida
anak luruhnya. Kelompok aktinida mencapai 130 jenis nuklida.
Transuranium (TRU) adalah nuklida nomor atom lebih besar dari 92.
3). Produk fisi yang terdiri dari nuklida hasH pembelahan aktinida term asuk dari
nuklida hasH peluruhannya dan nuklida hasH penengkapan netron. Kelompok
produk fisi berjumlah sekitar 850 nuklida.
Konsentrasi radionuklida sebagai fungsi waktu dalam teras reactor nuklir dapat
dinyatakan dengan persamaan diferensial non homogen orde satu (3) :
dimana :
Xi = kerapatan atom nuklida i
N = jumlah nuk1ida
lij = fraksi disintegrasi .radioaktif, formasi nuklidaj menjadi nuklida i
Al = konstanta peluruhan radioaktif nuklida i
~ = fluk netron rata-rata
fik = fraksi serapan netron nuklida k menjadi nuklida i
O'k = spektrum serapan netron rata-rata nuk1ida k
rj = 1aju removal nuk1ida i dari sistem
281
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
Fj = laju umpan nuklida iDalam sistem homogen berlaku :
X=AX
dimana :
.X = derivasi terhadap waktu konsentrasi nuklida ( vektor kolom)
A = matrik transisi nuklida
X = konsentrasi nuklida (vektor kolom)
Persamaan ini mempunya solusi :
XC!) = eAt X(O)
ISSN 1693 - 7902
(2 )
( 3 )
dengan :
X(t) = konsentrasi nuklida pada saat t
X(O) = vector konsentrasi nuklida mula-mula
t = waktu pada akhir step/langkah perhitungan
Dengan cara ini maka konsentrasi semua nuklida pada akhir step perhitungan
dapat dihitung dan disimpan, hasilnya dapat ditampilkan sebagai output atau digunakan
sebagai kondisi kQnsentrasi awal pada step berikutnya.
METODE
Pada penelitian ini ORIGEN2 dimanfaatkan untuk perhitungan fraksi berat
(gram), radioaktivitas (Ci) dan daya termal (watt). Blok diagram pemanfaatan
ORIGEN2 untuk analisis limbah TRU diperlihatkan pada Gambar 1.
Data inputreaktor
...•..
Komposisi
~
...•..ORIGEN2 ~limbah TRUData •••••••
library~
Gambar 1. Blok diagram pemanfaatan Origen2 dalam analisa komposisilimbah TRU
282
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 - 7902
Data-data input reaktor diambil dari sample input program untuk dua tipe reaktor
LWR, yaitu PWR dan BWR. Empat buah konfigurasi burnup dihitung, masing-masing
dua untuk PWR dan dua untuk BWR. Untuk PWR masing-masing dengan burnup
33.000 MWD (PWR33) dan 50.000 MWD (PWR50), sedang untuk BWR masing
masing dengan 27.500 MWD (BWR275) dan 40.000 MWD (BWR40). Sebagian data
reaktor yang digunakan tampak seperti dalam Tabel1.
Keluaran program dirangkum untuk produk aktivasi, produk fisi dan aktinida.
Karakteristik transuranium dipelajari dengan melihat lebih detail kelompok aktinida.
Perhatian ditujukan pada tiga karakter dasar material radioaktif, yaitu: berat
material/nuklida, aktivitas dan daya term a!. Komposisi nuklida dipelajari pada saat
discharge (bahan bakar bekas keluar reaktor) dan setelah pendinginanlpeluruhan
5 tahun. Untuk mempermudah analisis, sebagian keluaran program diolah dan
ditampilkan dalam bentuk gambar diagram dengan bantuan spreadsheed excel 2000.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Tabel 2 Merupakan rangkuman keluaran ORIGEN2 untuk empat konfigurasi
burnup reaktor LWR. Dari data-data tersebut dapat dilihat bahwa sebagian besar bahan
bakar bekas reaktor berupa aktinida dengan aktivitas dan daya termal yang cukup tinggi,
walaupun masih jauh dibawah produk fisi. Semakin tinggi burnup akan menyisakan
aktinida lebih sedikit dengan menghasilkan lebih banyak produk fisi.
Pada Tabel 3, detail komposisi aktinida PWR33, dapat dilihat konsentrasi terbesar
aktinida (98.993%) adalah kelompok Uranium (U), 0.936 % kelompok Plutonium (Pu),
kemudian berturut-turut Neptunium (Np), Amerecium (Am) dan Curium (Cm) masing
masing 0.055%, 0.012% dan 0.004%. Sedangkan aktinida-aktinida yang lainnya
mempunyai konsentrasi yang sangat keci!.
Pada gambar 2 dan gambar 3 dapat dilihat komposisi TRU untuk PWR33 dan
PWR50. Terlihat bahwa konsentrasi seluruh komponen TRU mengalami kenaikan
dengan kenaikan burnup, kelompok Pu dari 9,05 kg menjadi 11,4 kg, Np 0,528 kg
menjadi 0,844 kg, Am 0,119 kg menjadi 0,285 kg dan Cm dari 0,004 menjadi 0,127 kg.
Sedangkan Gambar 4 dan Gambar 5 memperlihatkan komposisi TRU untuk BWR275
dan BWR40, tampak memperlihatkan penambahan konsentrasi Pu, Np, Am dan Cm
dengan kenaikan burnup.
283
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 -7902
•Konsentrasi trans uranium, seperti tampak pada Gambar 2,3,4 dan 5 didominasi
kelompok Pu, dominasi ini tetap berlangsung sebagaimana tampak pada Gambar 6, 7,8
dan 9 walaupun bahan bakar bekas telah mengalami pendinginan (peluruhan) selama 5
tahun. Konsentrasi dari masing-masing kelompok Pu, Np dan Cm mengalami
penurunan, tetapi Am sebaliknya memperlihatkan kenaikan konsentrasi yang cukup
signifikan dari 119 gram menjadi 378 gram pada PWR33, 285 gram menjadi 653 gram
pada PWR50, 106 gram menjadi 338 gram pada BWR275, dan 273 gram menjadi 620
gram pada BWR40.
Karakter radiasi dan termal transuranium pada saat dischard didominasi oleh
kelompok Np seperti tampak pada Gambar 10 dan Gambar 12. Dominasi Np ini tidak
berlangsung lama diambil alih oleh kelompok Pu dalam mas a peluruhan. Pada Gambar
10, aktivitas kelompok Np sebesar 2.25E+ 7 Ci atau hampir 97% dari total aktivitas
TRU, demikian juga panas peluruhan pada Gambar 12, panas peluruhan Np sebesar
55.4 kwatt menyumbang sekitar 95% dari total daya termal TRU. Pada Gambar 11,
sekitar 97,5 % aktivitas TRU berasal dari kelompok Pu, sedangkan aktivitas kelompok
Np sudah sangat kecil, kemungkinan besar karena radionuklida-radionuklida kelompok
Np yang mendominasi pada saat discharge berumur pendek. Pada Gambar 13 terlihat
bahwa karakteristik termal (panas peluruhan) TRU setelah mengalami pendinginan 5
tahun ban yak ditentukan oleh radionuklida-radionuklida kelompok Pu bersama-sama
dengan Am dan Cm, masing masing berturut-turut menyumbang sekitar 55%, 17% dan
28% daya termal total TRU.
KESIMPULAN
1. Komposisi TRU bahan bakar bekas reaktor PWR dan BWR tidak jauh berbeda,
konsentrasi seluruh komponen TRU bertambah dengan kenaikan burnup.
2. Porsi terbesar konsentrasi TRU dalam bahan bakar bekas reaktor adalah kelompok
Pu, kemudian Np, Am dan Cm.
3. Pada awal discharge maka karakteristik radiasi dan termal TRU didominasi
kelompok Np, tetapi akan segera didominasi kelompok Pu bersama Am dan Cm
setelah mengalami pendinginanJpeluruhan.
284
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003
DAFTAR PUSTAKA
ISSN 1693 - 7902
1. ORNL, RSICC Computer Code Collection Origen 2.1, ORNL, 1980;
2. Croff, A User Manual's for the Origen2 Computer Code, Nuclear fuel and waste
programs, waste management analysis for nuclear fuel cycles, ORNL 1980;
3. Croff, Origen2 : A versatile computer code for calculating the nuclide compositions
and characteristics of nuclear materials, Chemical Technology Division, ORNL,
Tennessee 1982.
285
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatall Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003
LAMPIRAN
Tabell. Data-data Reaktor PWR dan BWR untuk inDut ORIGEN2
ISSN 1693- 7902
Parameter/dataPWR33PWR50BWR275BWR40
reaktor
(33.000(50.000(27.500(40.000
MWD)MWD)MWD)MWD)
- burnup
33.000 MWD50.000 MWD27.500 MWD40.000 MWD
- jenis bhn bakarU02U02U02U02
- pengkayaan
3.2 %4.15 %2.75 %3.4 %
- jumlah siklus
3544
- lama discharge
1092hari1757.3 hari1379.8 hari1862.4hari
- jeda antar siklus
106hari106hari106hari106hari- lama irradiasi
880hari1333.3 hari1061.8 hari1544.4hari
(2.41th)(3.65 th)(2.91 th)(4.23 th)
Tabel 2. Rangkuman tiga kelompok radionuklida keluaran ORIGEN2, reaktorklir ienis PWR dan BWR
Parameter/ jenis PWR33PWR50BWR275BWR40nuklida
(33.000 MWD)(50.000 MWD)(27.5000 WD)(40.000 MWD)
Produk Aktivasi:- berat
134,8 kg134,8 kg136,4 kg136,4 kg- aktivitas
4,716E+55. 129E+05 Ci7,031E+05 Ci8,444E+05 Ci- daya termal
2,628 kW2,841 kW3,675 kW4,313 kW
Produk Fisi :- berat
34,02 kg51,4 kg28,34 kg41,12 kg- aktivitas
1.737E+08 Ci1.737E+08 Ci1.199E+081.218E+08- daya terrnal
2.069 MW2.044 MW1.424 MW1.434 MW
Aktinida :- berat
966 kg948,6 kg971,7 kg958,9 kg- aktivitas
4.623E+074.895E+073.307E+073.572E+07- daya termal
119,5 kW128,3 kW85,68 kW93,87 kW
286
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desembcr 2003
Tabel 3. Aktinida PWR 33.000 MWD.
ISSN 1693 - 7902
Radionuklida
KonsentrasiAktivitasDaya termal
gram(%)(curie)(watt)
Th
1.645E-03 «0.001)1.248E+007.486E-04Pa
3.438E-04 «0.001)1.212E +006.177E-03U
9.563E+05 (98.993)2.301E+076.122E+04
Np
5.277E+02 ( 0.055)2.247E+075.543E+04Pu
9.046E+03 ( 0.936)4.898E+055.212E+02Am
1.190E+02 (0.012)1.998E+054.495E+02Cm
4.001E+01 ( 0.004)5.072E+041.865E+03Bk
- 3.007E-031.672E-05Cf
- 2.043E-051.081E-06
Total
9.660E+05 (l00)4.623E+071.195E+05
I IIIN? .?U DAM oCM I
.9.05E+03
195.28E+020 1.19E+02
Gambar 2. Konsentrasi TRU PV\IR33.000 MWD
(gram)
IIIIN? .?U DAM oCM I
134.07E+02 CJ1.06E+02
Gambar 4. Konsentrasi TRU BWR 27.500 MWD (gram)
287
1118.44E+02 o2.85E+02
Gambar 3. Konsentrasi TRU PVVR50.000 MWD
(gram)
laNP .PU DAM oCM I
81.10E+Q4
Gambar 5. Konsentrasi TRU BWR 40.000 MWD (gram)
__________--.1
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Oesember 2003 ISSN 1693 - 7902
.8.89E+03
7-I m-N-p-.-P-U-O-A-M-O-C-M-I
03.78E+02 .1.11E+04
I!lNP .PU DAM OCM I
D 6.53E+02 D 8.08E+01
t!J4.44E+02
Gambar 6. Konsentrasi TRU PWR 33.000 MWD
setelah pendinginan 5 tahun (gram).
II!INP .PU DAM OCM I
Gambar 8. Konsentrasi TRU BWR 27.500 MWD
setelah pendinginan 5 tahun (gram)
It!JNP .PU DAM oCM CJBKIDCF I
.4.90E+OSCJ 2.2SE+07
Gambar 10. Aktivitas TRU PVVR33.000 MND (Ci)
laNP .pu DAM OCM aSK ISJCFI
.S.21E+02
EJ1.08E-06
Gambar 12. Daya termal TRU PWR 33.000 MWD(watt)
288
11II7.59E+02
Gambar 7. Konsentrasi TRU PWR 50.000 MWD
setelah pendinginan 5 tahun (gram).
IEINP .PU DAM DCM I
El7.00E+02
Gambar9. KonsentrasiTRU SWR40.000 MWDsetelah pendinginan5 th (gram).
IIDNP .PU DAM OCM 8BK t.1CF I
Gambar 11.Aktivitas TRU PWR 33.000 MWD
setelah pendinginan 5 tahun (Ci).
laNP .PU DAM OCM .SK CCF I
.9.5SE-09
Gambar 13. Daya termal TRU PWR 33.000 MWDsetelah pendinginan 5 tahun (watt).
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta. 11 Desembcr 2003
DISKUSI
ISSN 1693 - 7902
Pertanyaan (A.R. Antariksawan, P2TKN - BATAN)
1. ORIGEN2 yang digunakan versi 1982, data yang digunakan adalah Sample dari
ORIGEN2 tsb. Melihat hal terse but dan evaluasi yang dilakukan apakah studi ini
benar belum pernah dilakukan? Apakah dapat diseblltkan perbedaan
penekanan/tujuan studi ini dengan yang sebelumnya, jika slldah pernah ada.
2. Apakah komposisi TRU setelahpendinginan 5 tahllnjuga digllnakan ORIGEN2 ?
Jawaban (Nurokhim, P2TKN - BATAN)
1. Studi penggunaan ORIGEN2 tentu saja slldah pernah digllnakan terutama untllk
analisis keselamatan secara global. Studi disini ditekankan kllslls pada komposisi
limbah TRU untuk keperluan pengelolaan limbah.
2. Ya, digunakan ORIGEN2.
Pertanyaan (Sony, P2TKN - BATAN)
Kandungan TRU sama karena bahan bakarnya U02, apakah yang sama tersebllt
dikarenakan pengkayaannya sama. Mohon penjelasan yang dimaksud aktinida jenis U
tersebut, nomor massanya berapa?
Jawaban (Nurokhim, P2TKN - BATAN)
"tidak jauh berbeda" bukan sama, dalam arti perbandingan komposisinya yang tidak
jauh berbeda, dalam evaluasi ini pengkayaannya tidak sama. Aktinida jenis U disini
adalah U total dari beberapa isotop, nomor masa 232 - 240.
Pertanyaan (Sudjatmi, P3TKN - BATAN)
Bagaimana hasil untuk MWD yang sama, tetapi daya PWRIB WR yang berbeda ( 900
MWe, 1200 MWe)?
Jawaban (Nurokhim, P2TKN - BATAN)
Tidak/belum dilakukan evaluasi, karena input/keluaran ORIGEN2 tidak terkait
langsung dengan daya keillaran reaktor. PWRlBWR dengan daya listrik (MWe) yang
berbeda bisa saja bahan bakarnya mencapai burnup sama.
289