EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR

Transkripsi

1 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcsembcr 200~ EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR Nurokhim, Thamzil Las Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR) - BATAN ABSTRAK EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR. Analisis secara simulasi limbah trans uranium (TRU) dapat dilakukan dengan program komputer ORIGEN 2. Dalam penelitian ini dipelajari karakteristik komposisi limbah TRU secara simulasi dengan ORIGEN2. Analisis kandungan TRU dilakukan untuk dua jenis reaktor nuklir, yaitu PWR dan BWR. Analisis dilakukan dengan mempelajari keluaran program, khususnya hasil perhitungan komposisi aktinida. Hasil analisis diharapkan berguna untuk mempelajari kuantitas dan karakteristik TRU dalam limbah serta penangannya lebih lanjut untuk reprosesing ataupun penyimpanan bahan bakar bekas reaktor nuklir. Kata kunci : Limbah TRU, bahan bakar bekas reaktor. ABSTRACT EVALUATIONS OF TRU WASTE COMPOSITION IN NUCLEAR REACTOR SPENT FUEL. The analysis of simulated TRU waste has been performed using the ORIGEN2 program. This research is to study the composition of TRU nuclides simulation by ORIGEN2. The calculation of TRU waste nuclides was applied for two types of nuclear reactor, i.e., PWR and BWR. The analysis is done by observe the output data of the program, especially for the data calculation of actinide nuclides. The result of this research, hopefully to be useful for assessing of the qualities as well as their TRU waste characteristics and their future handling for reprocessing or storing of spent fuel. Keywords: TRU waste, spent fuel. 279

2 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tcnaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 PENDAHULUAN 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

3 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesembcr 2003 TEORI DAN METODE PENELITIAN Teori 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 N = kerapatan atom nuklida i =jumlah nuk1ida lij = fraksi disintegrasi.radioaktif, formasi nuklidaj Al = konstanta peluruhan radioaktif nuklida i menjadi 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

4 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003 Fj = laju umpan nuklida i Dalam sistem homogen berlaku : X=AX dimana :. X = derivasi terhadap waktu konsentrasi nuklida ( vektor kolom) A = matrik transisi nuklida (2 ) X = konsentrasi nuklida (vektor kolom) Persamaan ini mempunya solusi : XC!) = eat X(O) ( 3 ) dengan : X(t) X(O) = konsentrasi nuklida pada saat t = 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. ORIGEN2 limbah TRU ~ library reaktor Data input..... ~..... Komposisi Gambar 1. Blok diagram pemanfaatan Origen2 dalam analisa komposisi limbah TRU 282

5 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 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 MWD (PWR33) dan MWD (PWR50), sedang untuk BWR masingmasing dengan MWD (BWR275) dan 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 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), % kelompok Plutonium (Pu), kemudian berturut-turut Neptunium (Np), Amerecium (Am) dan Curium (Cm) masingmasing 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

6 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 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

7 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 DAFTAR PUSTAKA 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

8 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatall Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Oesember 2003 ISSN LAMPIRAN Tabell. Data-data Reaktor PWR33 PWR dan BWR untuk indut ORIGEN2 hari106 hari hari BWR275 PWR50 BWR40 ( (3.65 (2.91 U02U02 ( ( (4.23 U023.2 MWD) ( hari % th) % MWD hari MWD Parameter/data Tabel 2. Rangkuman tiga kelompok radionuklida keluaran ORIGEN2, reaktor klir ienis PWR dan BWR Parameter/ jenis ( BWR ,6 ( ,34 85,68 PWR50 ( ,8 3, E ,031E E ,7 128,3 34,02 51,4 41,12 136,4 2,628 2,841 4,313 4,716E E E E E E ,9 93,87 8,444E ,5 ( BWR40 129E+05 PWR33 kg kw MWD) Ci - berat 286

9 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desembcr 2003 Tabel 3. Aktinida PWR MWD. - Konsentrasi 4.001E E E E E E E-03 Daya 4.495E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E 1.195E+05 Aktivitas termal Radionuklida (watt) «0.001) (curie) (l00) (0.012) (98.993)( 0.004) 0.936) 0.055).9.05E+03 IIIIN?.?U DAM ocm I E E+02 Gambar 2. Konsentrasi TRU PV\IR MWD (gram) E+02 o2.85e+02 Gambar 3. Konsentrasi TRU PVVR MWD (gram) IIIIN?.?U DAM ocm I lanp.pu DAM ocm I 81.10E+Q E+02 CJ1.06E+02 Gambar 4. Konsentrasi TRU BWR MWD (gram) Gambar 5. Konsentrasi TRU BWR MWD (gram)

10 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Oesember I m-n-p-.-p-u-o-a-m-o-c-m-i I!lNP.PU DAM OCM I.8.89E E E+04 D 6.53E+02 D 8.08E+01 t!j4.44e+02 Gambar 6. Konsentrasi TRU PWR MWD setelah pendinginan 5 tahun (gram). 11II7.59E+02 Gambar 7. Konsentrasi TRU PWR MWD setelah pendinginan 5 tahun (gram). II!INP.PU DAM OCM I IEINP.PU DAM DCM I Gambar 8. Konsentrasi TRU BWR MWD setelah pendinginan 5 tahun (gram) El7.00E+02 Gambar9. KonsentrasiTRU SWR MWD setelah pendinginan5 th (gram). It!JNP.PU DAM ocm CJBKIDCF I IIDNP.PU DAM OCM 8BK t.1cf I CJ 2.2SE E+OS Gambar 10. Aktivitas TRU PVVR MND (Ci) Gambar 11.Aktivitas TRU PWR MWD setelah pendinginan 5 tahun (Ci). lanp.pu DAM OCM ask ISJCFI lanp.pu DAM OCM.SK CCF I.S.21E+02 EJ1.08E SE-09 Gambar 12. Dayatermal TRU PWR MWD (watt) Gambar 13. Daya termal TRU PWR MWD setelah pendinginan 5 tahun (watt). 288

11 Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta. 11 Desembcr 2003 DISKUSI 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 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