PERKEMBANGAN TEKNOLOGI P ARTISI SEBAGAI AL TERNA TIF PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

Transkripsi

1 PERKEMBANGAN TEKNOLOGI P ARTISI SEBAGAI AL TERNA TIF PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR Djarot S. Wisnubroto Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif, BATAN PENDAHULUAN Konsep partisi clan transmutasi (P & T) sebagai salah satu alternatif dalam proses daur bahan bakar nuklir telah dikembangkan lebih dari satu dekade yang lain, clan konsep P & T ini akan terns menjadi suatu topik penelitian yang menarik selama penggunaan nuklir sebagai sumber energi tetap berlangsung. Informasi terakhir mengenai perkembangan teknologi P &T adalah berasal dati Fifth International Information Exchange Meeting yang diselenggarakan oleh Nuclear Research Centre SCK.CEN berkeijasama dengan Komisi Eropa pada tanggal November 1998 di Mol, Belgia. Konferensi ini diikuti oleh 120 peserta dari 15 negara serta 3 organisasi internasional, dengan jumlah makalah 55 (43 makalah untuk presentasi oral dan 12 makalah untuk sesi poster). Makalah-makalah yang masuk meliputi makalah umum, partisi, fabrikasi bahan bakar dan target transmutasi, data tampang lintang, iradiasi reaktor, perbandingan reaktor dengan accelerator-driven system (ADS), clan evaluasi dampak radiologi jangka panjang. DE Makalah ini adalah ringkasan dati makalah-makalah yang diajukan dalam pertemuan tersebut yang diharapkan berguna untuk meng-update pengetahuan kita ten tang daur bahan bakar nuklir. PARTISI Konsep partisi merupakan barn pijakan dasar dalam strategi P&T clan secara tegas mempengaruhi dan membatasi kondisi transmutasi unsurunsur aktinida minor (minor actinides/ma) dan/atau basil belah berwaktu paruh panjang (long-lived fission products/llfp). Konsep partisi akan memberikan pilihanpilihan seperti jenis bahan bakar padat atau garam cair (molten salt), proses catulbatch atau proses kontinyu, serta membatasi seberapa besar fraksi MA yang menjadi limbah. Fraksi MA ini merupakan bagian terpenting dari unsur-unsur yang ada karena kandungannya dalam limbah di atas batas kelarutan MA di geosfir. Pengurangan lebih lanjut terhadap fraksi MA dapat dicapai dengan mengoptimalkan P &T, da1am arti memilih kondisi terbaik untuk fasilitas t'uldlnl.//1t'/1i1 Va( ~ Na.2.2(XX}

2 proses clan kondisi terbaik untuk reaktor atau ADS, yang selanjutnya akan mempengaruhi radiotoksisitas di tempat penyimpanan. Diskusi perbandingan proses hidrometalurgi dan proses pyrochemical telah dilakukan karena kedua proses tersebut masing-masing mempunyai kelebihan clan kekurangan. Proses hidrometalurgi telah cukup dikenal untuk memisahkan Am, Cm clan lantanida sehingga ada kemungkinan dapat dikembangkan dalam skala prototype. Tetapi laporan terakhir dari suatu prototype proses P&T menunjukkan adanya batasan radiotoksisitas akibat adanya akumulasi kebocoran dalam skema daur ulangnya, sehingga pemisahan dengan efisiensi yang tinggi sangat diperlukan sekali. Di lain pihak proses pirometalurgi lebih muda dibanding hidrometalurgi tetapi mendapat perhatian yang cukup tinggi akhir-akhir ini. Proses ini mungkin lebih mudah diadaptasi terutama untuk proses P &T dengan multi daur ulang beriradiasi tinggi serta pendinginan dengan waktu pendek dari bahan bakar clan target, namun metode ini akan dibatasi oleh pengurangan radiotoksisitas pada tahap transmutasi. Berikut adalah beberapa metode partisi yang cukup menarik perhatian yang kemungkinan akan dikembangkan lebih lanjut. Proses dual ekstraksi solven (dual solvent extraction process) yang diajukan oleh JNC(I) clan berdasar pada pemisahan U-Pu-Np dati larutan dengan menggunakan metode Advanced PUREX, dilanjutkan dengan proses pengambilan kembali Am dan Cm dati limbah aktivitas tinggi t'u/dinui1t'/1/1 Vd ~ No..2.2tXJO menggunakan proses Advanced TRUEX. Suatu riset yang mendekati proses sebenarnya menggunakan limbah aktivitas tinggi telah dilakukan di Laboratorium "Hot" -Fasilitas Proses Kimia Tokai. Aktinida clan Lantanida dapat dipisahkan dari rafinatnya, serta penggunakan ligan donor type "lunak" (CYANEX 301 murni clan ODP) menunjukkan pemisahan yang bagus pada Am/Eu. Porn penting lainnya adalah ekstraksi secara elektrolitik menunjukkan hasil yang mengesankan untuk memisahkan beberapa logam tanah jarang termasuk hasil belah aktivitas rendah. Suatu program yang dinamakan NEWP AR T2-4) yang merupakan suatu bagian dati program kerangka kerja Eropa IV memfokuskan pada metode pemisahan Am clan Cm dalam ratinat PUREX (Pemisahan Np dimasukkan ke dalam proses improved PUREX). Program ini dibagi dalam dua tahap, yang pertama adalah pengambilan aktinida clan lantanida dari hasil belah menggunakan proses DIAMEX, sedangkan tahap kedua adalah pemisahan aktinida dati lantanida menggunakan proses CY ANEX. Suatu proses yang dinamakan sebagai proses SESAME dapat ditambahkan dalam program tersebut untuk memisahkan Am dari Cm. Suatu kemajuan yang berarti telah dicapai pada proses DIAMEX untuk memahami kerja ekstraktan malonamide mengambil aktinida clan lantanida trivalent sebagai senyawa nitrat, clan penelitian menggunakan bahan aktif akan dilaksanakan dalam waktu dekat. Suatu terobosan nyata telah dilakukan oleh dua organisasi independen mengenai kemampuan [II]

3 CY ANEX 301 sebagai ekstaktan untuk vitrifikasi HL W, clan volume limbah memisahkan Am dan Eu dengan factor yang disementasi hanya 20% dari pemisahan Terobosan lainnya limbah yang ditimbulkan oleh proses adalah adanya senyawa BTP (pyridinebis-l PUREX. Lebih dari itu, konsentrasi,2, 4-tryazines) yang memisahkan aktivitas a dari limbah yang An(III)/Ln(III) dengan faktor pemisahan disementasi lebih rendah dibandingkan Am terhadap Eu sebesar 140 dengan I GBq/ton sehingga mem- dari larutan asam nitrat berkonsentrasi punyai kemungkinan untuk dibuang ke tinggi. Sebagai kesimpulannya, suatu penyimpanan limbah tanah dangkal. rasa percaya diri makin meningkat terhadap program NEWP ART untuk Saat ini sedang dilakukan pengembangan penggunaan limbah HLL W mencapai tujuan proses industri sebenarnya. pemisahan MA yang efisien clan Aktivitas penelitian di Rusia modem. Proses partisi 4 grup dikembangkan difokuskan pada nuklida pemancar panas (Cs-137 dan Sr-90) menggunakan oleh JAERI(5), yaitu memisahkan kobalt dikarbolid(6). Uji coba limbah aktivitas tinggi menjadi empat yang dilakukan menunjukkan suatu grup: yaitu unsur transuranium basil yang memuaskan dari segi proses menggtinakan DIDP A, grup Tcplatinum serta keselamatannya. Fasilitas (PGM), Sr-Cs dan grup ekstraksi industri menggunakan kobalt lainnya. Efisiensi pemisahan dapat dikarbolid dioperasikan selama dicapai secara percobaan menggunakan simulasi lll..l W, clan basil estimasi beberapa bulan di Mayak clan menunjukkan basil yang bagus menggunakan terhadap seluruh proses partisi limbah HL W sebenarnya. mencapai atau melebihi target suatu Diskusi internasional sedang dilakukan pengambilan kembali yang menghasilkan untuk memulai kembali proses limbah aktivitas tinggi tersebut. tervitrivikasi yang setelah disimpan Proses partisi pirokimia telah selama 1000 tahun dapat dibandingkan dengan mineral yang mengandung 3 % diajukan oleh Jepang(7), Rusia(8) dan Republik Cek(9). Di Jepang, CRIEPI uranium. Dalam pemisahan Am clan melakukan penelitian partsisi pirokimia Cm dari lantanida dapat dilakukan melibatkan denitrasi, klorinasi clan pengurangan konsentrasi lantanida ekstraksi multi stage. Pada proses ini sampai dibawah 25% dengan efisiensi lebih dati 98% logam alkali dapat pemisahan 99,99% untuk aktinida. dipisahkan di tahapan denitrasi. Ketahanan radiasi DID P A 7 kali lipat Hampir semua unsur-unsur lain dibanding TBP, clan produk degradasinya terkonversi dari oksida ke klorida tidak menimbulkan efek negatif akibat tahapan klorinasi. Eksperimen terhadap ekstraksi TRU serta limbah pemisahan dalam hat ill ekstraksi sekundemya jauh lebih sedikit akibat berkali-kali (multiple) juga dilakukan berkurangnya kemampuan solven. dalam sistem LiCI-KCl/Bi, clan lebih Pemisahan menjadi empat grup mampu mengurangi kuantitas limbah dengan dari 99% tiap TRU dapat diambil. Senyawa kimia yang dipakai di dalam factor 3,3 dibandingkan dengan proses, seperti gas klorin Cd, Bi, Ph, [EJ t:'t/h'lntll1t'$ Vd ~ Na

4 Li dapat didaur ulang. Sebagai hasil akhir, maka proses ini diperkirakan menimbulkan limbah yang lebih sedikit sebagai bahan bakar pada suhu tinggi. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa tak ada gangguan atau penl1asalahan dibanding dengan proses cair dan fisika maupun kimia terjadi untuk hanya memerlukan suatu fasilitas yang relatif sederhana/kompak. Tetapi perlu mengaplikasikan MSR dan teknologi bahan bakar yang mendukungnya. diperhatikan berkenaan dengan Di Republik Ceko, daur bahan masalah korosi dan masalah bahanbahan dalam penggunaan di industri. bakar kering untuk reaktor cepat telah diteliti secara mendasar(9). Metode ini, Di Rusia, penggunaan teknologi dikembangkan di bekas negara reaktor garam leleh IMolten Salt Reactor (MSR) dimulai pada tahun 70 Cekoslovakia ditahun 70an dan SOan, penelitian berdasar pada perbedaan an(8). MSR ini dapat dikatakan volatilitas U, PU clan FP di dalam merupakan komponen kedua dalam bentuk senyawa fluoridanya. Suatu daur bahan bakar nuklir multi-strata, teknologi skala pilot, FREGAT-2, dimana MSR menginsenerasi sebagian dati plutonium bersama-sama dengan MA, dan kalau diperlukan sebagian dibangun untuk verifikasi teknologi fluorida melalui eksperimen daur ulang bahan bakar bekas dati BOR-60. Saat FP. Hasil dati penelitian terakhir ini, penelitian dan organisasi industri di menunjukkan bahwa proses MSR republik Ceko bermaksud menggunakan dengan PuF dan MA di dalam 2LiF- BeF cair merupakan konsep yang mungkin. Stabilitas radiasi dati loop pengala.mannya untuk pro- gram nasional pengembangan teknologi transmutasi. reaktor dengan bahan bakar garam molten menunjukkan bahwa garam fluorida mungkin dapat digunakan DAFTARPUSTAKA [1] [2] [3] [4] [5] OZAWA. et al., "A New Reprocessing System Composed of PUREX and TRUEX Processes for Total Separation of Long-lived Radionuclides", Proceedings of the Fifth International Infonnation Exchange Meeting, Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Mol, Belgium, November MADIC, C. et al., "NEWPART: A European Research Programme for Minor Actinide Partitioning", ibid. COURSON, O. et al., "Separation of Minor Actinides from Genuine HUW Using The DIAMEX Process", ibid. MODOLO, G. et al., "Actinides (Ill) -Lanthanides group separation from Nitric Acid using New Aromatic Diorganyldithiophosphinic Acids", Ibid. KUBOTA, M. et al., "Development of the Four Group Partitioning Process at JAERf', Ibid. ~l//d/nl//1~ai1 Vd.? No.2.2(X:t:) DtJ

5 . [6] [7] [8] [9] ROMANOVSKY, V.N. et ai., "R&D Activities on Partitioning in Russia", Ibid. KINOSffiTA, K. et ai., "Estimation of Material Balance in Pyrometallurgical Partitioning Process for TRUs from HLLW", Ibid. IGNATIEV, V.V. et ai., "Molten Salt Reactor Technology for Partitioning & Transmutation and Harmonisation of The Future Nuclear Fuel Cycle", Ibid. UHLIR, J. et ai., "An experience on dry nuclear fuel reprocessing in the Czech Republic", Ibid w t'li/diijl//1c'/1i1 Vd ~ No..2.2axJ