Nuclear Fuel Cycle
-
Upload
gusti-ngurah-agung-prabawa -
Category
Documents
-
view
31 -
download
8
description
Transcript of Nuclear Fuel Cycle
-
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