CLOCK

FlashVortex

Jumat, 16 November 2012

Cara Mendapatkan Uranium

DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

Home
Halaman Muka
Sajian Utama
Sajian Khusus
Komunikasi
Komputer
Elektronika
Tutorial
Prospek Penggunaan Transmisi HVDC Dengan Kabel Laut di Indonesia


Setiap inti atom suatu materi menyimpan energi yang besarnya seperti dirumuskan dengan persamaan relativitas Einstein E = mC2. Namun tidak semua materi yang ada di alam ini dapat melakukan reaksi nuklir dan melepaskan energi yang terkandung di dalam intinya. Hanya bahan-bahan tertentu yang dapat melakukan reaksi nuklir disertai dengan pelepasan energi inti. Bahan-bahan yang dapat melakukan reaksi nuklir itu disebut bahan bakar nuklir. Umumnya bahan bakar nuklir adalah unsur-unsur berat bernomor atom tinggi dan mempunyai kemampuan menyerap neutron yang tinggi.
Bahan radioaktif alam yang cukup lama dikenal dan hingga saat ini masih digunakan secara luas sebagai bahan bakar nuklir jenis fisi adalam uranium (U). Uranium bukan merupakan logam yang jarang karena keberadaannya di alam mencapai 50 kali lebih banyak dibandingkan air raksa yang sudah sejak lama dikenal orang. Uranium terdapat sebagai mineral dalam kerak bumi, juga dalam air laut. Cadangan uranium terdapat terutama di Amerika Serikat, Kanada, Rusia dan beberapa negara Afrika seperti Gabon, Nigeria dan Afrika Selatan.

Mineral Uranium

Peristiwa-peristiwa alam dan proses geologi telah membentuk uranium sebagai mineral. Karena mineral tersebut bersifat radioaktif dan untuk mendapatkannya harus melalui proses penggalian dalam tambang, maka uranium  seringkali dikenal juga sebagai bahan galian nuklir. Mineral uranium terdapat dalam kerak bumi pada hampir semua jenis batuan, terutama batuan asam seperti granit, dengan kadar 3-4 gram dalam satu ton batuan. Di alam dapat ditemukan lebih dari 100 jenis mineral uranium, antara lain yang terkenal adalah uraninite, pitchblende, coffinite, brannerite, carnatite dan tyuyamunite.
Kandungan uranium dalam mineral, besarnya cadangan dan sifat cadangan sangat menentukan nilai ekonomi mineral tersebut. Untuk selanjutnya perlu dibedakan antara mineral dan bijih. Mineral adalah senyawa alamiah dalam kerak bumi, sedang bijih merupakan mineral yang memberi nilai ekonomi apabila dieksploitasikan. Dahulu hanya bijih dengan kadar di atas 0,1 persen yang menarik perhatian. Namun karena permintaan uranium yang terus menunjukkan peningkatan dari waktu ke waktu, maka saat ini orang mengambil bijih dengan kadar uranium kurang lebih 0,03 persen.
Kadar uranium dalam batuan granit relatif paling tinggi bila dibandingkan dengan kadarnya di dalam batuan beku lainnya. Oleh sebab itu, batuan tersebut dapat dikatakan sebagai pembawa uranium. Batuan granit dengan volume 1 km3 dapat membentuk cebakan uranium sebanyak 2.500 ton. Pada umumnya uranium dalam batuan ini terdistribusi secara merata dan dapat dijumpai dalam bentuk mineral uranit maupun oksida komplek euksinit betafit. Uranit merupakan bahan di mana komponen utamanya dengan prosentase lebih dari 80 % berupa uranium, sedang euksinit betafit merupakan bahan dengan kandungan uraniumnya cukup besar (lebih dari 20 %) tetapi uranium tersebut bukan merupakan komponen utamanya. Mineral uranium yang terdapat dalam batuan mudah dikenali karena sifat-sifat fisiknya yang khas, antara lain :
  • Uranium beserta anak luruhnya bersifat radioaktif sehingga mampu memancarkan radiasi pengion berupa sinar-a, -b dan -g. Oleh sebab itu keberadaannya dapat dipantau dengan alat ukur radiasi. Sifat ini dapat membedakan uranium dari batuan lainnya. Karena batuan lain tidak memancarkan radiasi, maka batuan tersebut tidak dapat diidentifikasi dengan alat ukur radiasi.
  • Oksida alam dari uranium mempunyai warna hijau kekuning-kuningan dan coklat tua yang mencolok sehingga mudah dikenali.
  • Apabila disinari dengan cahaya ultra ungu, uranium akan mengeluarkan cahaya fluoresensi yang sangat indah dan mudah dikenali.
Ada tiga jenis isotop uranium alam yang diperoleh dari hasil penambangan, yaitu 235U dengan kadar 0,715 %, 238U dengan kadar 99,825 % dan 234U dengan kadar yang sangat kecil. Dari ketiga isotop uranium tersebut, hanya 235U yang dapat digunakan sebagai bahan bakar fisi.

Daur Bahan Bakar Nuklir

Ada beberapa tahapan yang harus dilalui untuk mendapatkan bahan bakar uranium dari mulai kegiatan penambangan sampai dengan proses pembakarannya di dalam teras reaktor nuklir hingga ke pengelolaan limbah radioaktif yang ditimbulkannya. Proses-proses pada masing-masing tahapan cukup komplek, rumit dan beberapa di antaranya memerlukan teknologi tinggi. Daur bahan bakar nuklir mencakup semua proses baik fisika maupun kimia yang dilalui oleh bahan galian nuklir agar dapat dimanfaatkan sebagai bahan bakar di reaktor nuklir. Berikut ini akan dibahas tahapan-tahapan proses dalam daur bahan bakar nuklir. • Eksplorasi dan Penambangan Uranium
Eksplorasi bahan galian nuklir merupakan bagian awal dari daur bahan bakar yang sekaligus dapat digunakan untuk menginventarisasi sumber daya bahan galian nuklir. Kegiatan eksplorasi uranium pada umumnya dimulai dari penentuan suatu lokasi dimana pada lokasi tersebut diharapkan dapat ditemukan bahan galian nuklir. Metode eksplorasi yang dianut sampai sekarang adalah melalui penelitian konvensional, penelitian geologi, pengukuran tingkat radiasi dan geokimia. Metode tersebut digunakan karena cukup murah dengan hasil yang cukup bagus.
Cara penambangan uranium sangat mirip dengan cara penambangan bijih-bijih tambang lainnya, yaitu melalui penambangan terbuka dan penambangan bawah tanah. Dari kegiatan penambangan ini diperoleh bongkahan-bongkahan berupa batuan yang di dalamnya terdapat mineral-mineral uranium. Batuan tersebut selanjutnya dikirim ke unit pengolahan untuk menjalani proses lebih lanjut.
• Pengolahan Uranium
Kadar uranium dalam bijih umumnya sangat rendah, yaitu berkisar antara 0,1 – 0,3 % atau 1-3 kg uranium tiap ton bijih. Untuk mempermudah dan menekan biaya transportasi, maka uranium dalam bijih ini perlu diolah terlebih dahulu. Tujuan utama dari pengolahan adalah untuk pemekatan dengan cara mengurangi sebanyak mungkin bahan lain yang ada dalam bijih sehingga dapat menyederhanakan proses transportasi ke tempat pemrosesan berikutnya.
Pengolahan bijih uranium dapat dilakukan dengan cara penggerusan, pelindihan maupun ekstraksi kimia dan pengendapan. Hasil akhir dari proses pengolahan uranium ini adalah diperolehnya endapan kering berwarna kuning yang disebut pekatan (konsentrat) yang  berkadar uranium sekitar 70 %. Karena berwarna kuning maka endapan ini disebut juga yellowcake. Dari 1000 ton bijih rata-rata dapat dihasilkan 1,5 ton yellowcake.
• Pemurnian Uranium
Proses pemurnian bertujuan untuk merubah yellowcake menjadi bahan dengan tingkat kemurnian yang tinggi sehingga berderajad nuklir dan bebas dari unsur-unsur pengotor lainnya. Senyawa kimia bahan bakar berderajad nuklir yang dihasilkan dapat berbeda bergantung proses pemurnian yang digunakan. Dari proses pemurnian akan diperoleh produk akhir berupa UO2, U3O8 atau U-logam yang siap untuk proses selanjutnya. Ketiga macam produk akhir proses pemurnian itu disesuaikan dengan kebutuhan calon pemakai bahan bakar nuklir.
• Pengayaan
Pengayaan dimaksudkan untuk meningkatkan kadar 235U dalam bahan bakar nuklir hasil proses pemurnian. Perlu diketahui bahwa dalam uranium alam hasil penambangan terdapat tiga jenis isotop uranium, yaitu 238U dengan kadar 99,285 %, 235U dengan kadar 0,715 % dan 234U dengan kadar yang sangat kecil. Dalam reaktor nuklir yang dapat berperan sebagai bahan bakar hanyalah 235U, sedang 238U dan 234U tidak dapat dijadikan bahan bakar karena tidak dapat melakukan reaksi fisi. Dengan proses pengayaan maka kadar 235U menjadi tinggi sehingga bahan bakar dapat dipakai dalam waktu lama. Proses pengayaan ini akan meningkatkan kadar 235U dalam bahan bakar menjadi 2-4 % seperti lazimnya dibutuhkan oleh suatu reaktor nuklir. Proses pengayaan tidak selalu dilewati oleh bahan bakar, karena ada jenis reaktor nuklir yang dapat memanfaatkan uranium alam.
• Pabrikasi
Proses pabrikasi bertujuan untuk menyiapkan bahan bakar nuklir dalam bentuk fisik yang sesuai dengan jenis yang dibutuhkan oleh reaktor nuklir calon pemakai bahan bakar tersebut. Ada bermacam-macam bentuk bahan bakar bergantung pada jenis rancang bangun reaktor. Perbedaan tersebut umumnya terletak pada bentuk dan ukuran bahan bakar yang digunakannya. Dalam proses pabrikasi, sebagian besarnya merupakan proses fisis mekanis ditambah sedikit proses kimia.
Ada berbagai macam bentuk elemen bakar bergantung pada rancang bangun yang dikaitkan dengan kinerja reaktor pemakainya. Misal ada jenis reaktor yang memakai bahan bakar diperkaya dengan pengayaan 2-3 % berbentuk UO2 yang diproses menjadi pelet dengan diameter ± 10 mm. Pelet kemudian dimasukkan ke dalam tabung kelongsong paduan zirkonium dengan panjang 4-5 m.
• Pembakaran dalam Reaktor
Di dalam teras reaktor, bahan bakar nuklir 235U dibakar untuk mendapatkan panas yang dapat dimanfaatkan. Pembakaran merupakan satu-satunya proses produktif dalam daur bahan bakar nuklir. Tempat dan lamanya 235U dibakar di dalam teras diatur melalui program pengelolaan bahan bakar sehingga dapat dicapai tingkat pembakaran yang optimum. Umumnya bahan bakar rata-rata berada dalam teras reaktor selama 3-4 tahun.
Dalam proses pembakaran ini dikenal adanya istilah derajad bakar (burn-up) yang dipakai untuk menyatakan jumlah bahan bakar yang terbakar/melakukan reaksi fisi. Derajad bakar dapat dinyatakan dalam beberapa cara, yang paling populer adalah dengan satuan MWd/tonU (jumlah energi yang telah dihasilkan dalam Mega Watt-hari/MWd  dari tiap ton uranium /tonU). Makin tinggi derajad bakar, makin murah biaya pembangkitan energi nuklir, mengurangi frekwensi penggantian bahan bakar, mengurangi biaya pabrikasi dan lebih sedikit bahan bakar bekas sehingga menghemat biaya penyimpanan bahan bakar bekas. Dewasa ini derajad bakar tertinggi yang dapat dicapai adalah 40.000-60.000 MWd/tonU untuk bahan bakar diperkaya, dan paling rendah adalah 10.000-15.000 MWd/tonU untuk bahan bakar uranium alam.
• Penyimpanan Sementara atau Pendinginan
Setelah bahan bakar nuklir 235U dimanfaatkan dalam reaktor nuklir dan mencapai derajad bakar tertentu, elemen bakar nuklir akan menjadi sangat radioaktif karena mengandung unsur-unsur radioaktif beraktivitas sangat tinggi hasil proses fisi 235U. Oleh sebab itu, bahan bakar bekas tersebut perlu disimpan sementara agar unsur-unsur hasil fisi yang radioaktif itu melakukan peluruhan sehingga radiasi yang dipancarkannya menjadi rendah. Penyimpanan sementara ini disebut juga sebagai proses pendinginan.
Laju peluruhan zat radioaktif bergantung pada jenis zat radioaktifnya. Setiap zat radioaktif memiliki waktu paro (T1/2), yaitu waktu yang diperlukan oleh zat radioaktif untuk meluruh sehingga jumlahnya tinggal setengah dari jumlah semula. Waktu paro zat radioaktif bervariasi dari orde beberapa detik hingga  tahun.
Bahan bakar begitu dikeluarkan dari teras reaktor mengalami pendinginan dalam kolam penampung bahan bakar bekas. Kolam ini umumnya terintegrasi dalam gedung reaktor. Lama pendinginan bisa beberapa bulan hingga beberapa tahun bergantung pada kapasitas tampung kolam pendingin. Ada dua proses yang dapat dilakukan terhadap bahan bakar bekas setelah mengalami proses pendinginan, yaitu :
  • Mengirimkan bahan bakar bekas tersebut ke instalasi pengolahan limbah nuklir untuk menjalani proses lebih lanjut. Jika hal ini yang tempuh, maka daur bahan bakarnya disebut sebagai daur terbuka.
  • Mengirimkan bahan bakar bekas ke instalasi olah ulang untuk pemrosesan lebih lanjut. Jika hal ini yang ditempuh, maka daur bahan bakarnya disebut daur tertutup.

• Proses Olah Ulang
Proses olah ulang bahan bakar bekas bertujuan untuk mengambil sisa bahan bakar fisi yang belum terbakar dan bahan bakar baru yang terbentuk selama proses pembakaran bahan bakar nuklir. Jadi dalam hal ini bahan bakar bekas itu masih sangat berharga. Perlu diketahui bahwa proses pembakaran 235U di dalam teras reaktor tidak dapat membakar habis bahan bakar tersebut. Dari 100 kg bahan bakar nuklir yang semula berkomposisi 3 kg 235U dan 97 kg 238U, setelah proses pembakaran dalam teras reaktor selama tiga tahun, komposisinya akan berubah menjadi :
  • 2 kg 235U terbakar/melakukan reaksi fisi sehingga tersisa 1 kg 235U.
  • 2 kg 238U berubah menjadi 239Pu sehingga tersisa 238U sebanyak 95 kg.
  • Dari 2 kg 239Pu yang terbentuk, 1 kg terbakar langsung dalam teras reaktor sehingga tersisa 1 kg 239Pu.
  • Karena ada 2 kg 235U dan 1 kg 239Pu yang terbakar, maka dari pembakaran itu dihasilkan 3 kg unsur-unsur radioaktif hasil fisi.
Setelah dipakai sebagai bahan bakar di reaktor nuklir, sebagian besar 235U masih tersisa di dalam bahan bakar bekas. Pada suatu saat nanti, 235U sebagai satu-satunya bahan bakar nuklir yang ada di alam ini akan habis dikonsumsi. Oleh sebab itu, proses olah ulang bahan bakar bekas dapat menghemat penggunaan bahan bakar nuklir apabila dilakukan pada saat yang tepat. Sisa dari bahan bakar 235U dan bahan bakar baru 239Pu yang terbentuk dalam bahan bakar bekas dapat diambil kembali melalui proses olah ulang dan untuk selanjutnya dapat dijadikan bahan bakar baru. Dalam proses olah ulang ini 235U yang terambil dikirim ke instalasi pengayaan, sedang 239Pu langsung dikirim ke instalasi pabrikasi. • Penyimpanan  Lestari
Limbah nuklir merupakan hasil samping dari kegiatan manusia dalam pemanfaatan teknologi nuklir. Secara ilmiah, istilah limbah nuklir dikaitkan dengan segenap bahan yang tidak dapat digunakan lagi (didaur ulang) yang karena tingkat radioaktivitasnya bahan tersebut tidak mungkin dilepas atau dibuang langsung ke lingkungan. Baik bahan bakar bekas yang tidak mengalami proses olah ulang maupun unsur-unsur radioaktif sisa proses olah ulang akan diperlakukan sebagai limbah radioaktif. Karena sifatnya yang mampu memancarkan radiasi dan dapat berakibat buruk bagi kesehatan manusia, maka semua bentuk limbah radioaktif tersebut harus dipadatkan dan dibuang secara lestari. Pembuangan lestari suatu limbah radioaktif secara aman merupakan tujuan akhir dari pengelolaan limbah radioaktif.
Pemadatan limbah nuklir dimaksudkan agar limbah tersebut terikat dalam suatu matrik padat yang sangat kuat. Matrik dirancang mampu bertahan hingga zat radioaktif yang diikatnya meluruh mencapai kondisi dimana kemampuannya memancarkan radiasi menjadi sangat lemah dan tidak membahayakan. Dengan pemadatan ini maka zat radioaktif tidak akan terlepas ke lingkungan dalam kondisi apapun selama disimpan. Proses pemadatannya bisa dilakukan dengan semen (sementasi), aspal (bitumenisasi), polimer (polimerisasi) maupun bahan gelas (vitrivikasi). Padatan limbah nuklir selanjutnya dimasukkan ke dalam kontainer yang dibuat dari baja tahan karat.

Jenis-Jenis Daur Bahan Bakar Nuklir

Ada tiga macam daur bahan bakar nuklir yang selama ini diterapkan oleh negara-negara yang telah memanfaatkan energi nuklir, yaitu :
  • Daur terbuka uranium alam. Daur ini dimulai dari eksplorasi, penambangan, pengolahan, pemurnian langsung pabrikasi tanpa pengayaan terlebih dahulu. Setelah pemakaian dalam teras reaktor, bahan bakar bekas mengalami penyimpanan sementara, tanpa mengalami proses olah ulang langsung disimpan secara lestari.
  • Daur Terbuka Uranium diperkaya. Daur ini hampir sama dengan daur terbuka uranium alam. Bedanya setelah pemurnian akan mengalami pengayaan terlebih dahulu sebelum pabrikasi. Bahan bakar bekasnya juga langsung disimpan secara lestari tanpa mengalami proses olah ulang. Apabila digunakan uranium alam, ongkos bahan bakarnya cukup tinggi karena proses pabrikasi yang lebih sering, dan jumlah bahan bakar bekas yang harus disimpan menjadi banyak. Proses pengayaan diperlukan untuk menghindari beberapa keterbatasan bahan bakar uranium alam. Dengan proses pengayaan akan diperoleh derajad bakar yang lebih tinggi.
  • Daur tertutup uranium diperkaya. Daur ini hampir sama dengan daur terbuka uranium diperkaya. Bedanya dalam daur tertutup ini bahan bakar bekas pakai dari reaktor setelah proses penyimpanan sementara akan mengalami proses olah ulang. Proses ini dimaksudkan untuk mengambil kembali sisa bahan bakar yang belum terbakar dan bahan bakar baru yang terbentuk.
Tahapan-tahapan proses dari eksplorasi, penambangan, pengolahan, pemurnian, pengayaan dan pabrikasi merupakan proses yang dilakukan sebelum bahan bakar nuklir dipakai di reaktor. Proses-proses tersebut dikenal sebagai kegiatan ujung depan. Sedang proses-proses penanganan bahan bakar nuklir bekas pakai disebut kegiatan ujung belakang. Kegiatan ini meliputi penyimpanan sementara, proses olah ulang dan penyimpanan lestasi limbah radioaktif. Ada dua kelompok komunitas nuklir yang berbeda cara pandangnya dalam menangani ujung belakang daur bahan bakar nuklir. Kelompok negara-negara seperti Cina, Perancis, Jerman, Jepang, Inggris dan Rusia bertekad untuk melakukan olah ulang bahan bakar bekas dari penggunaan reaktor yang dimilikinya. Kelompok negara-negara ini di samping melihat segi ekonomi sebagai faktor utama untuk melakukan olah ulang bahan bakar bekasnya, mereka juga beranggapan bahwa pemisahan limbah radioaktif beraktivitas tinggi dari bahan bakar bekas mempunyai keunggulan dalam penyimpanan lestari limbah radioaktif.
Kelompok negara lain seperti Kanada, Spanyol, Swedia dan Amerika Serikat menempuh jalur lain dalam penanganan ujung belakang daur bahan bakar nuklir. Negara-negara ini menempuh jalan berupa penyimpanan jangka panjang bahan bakar bekasnya sebagai suatu langkah yang perlu dilakukan sebelum penyimpanan lestari limbah radioaktif yang dimilikinya. Hal ini ditempuh karena mereka beranggapan bahwa pada suatu saat nanti akan dapat dilakukan pemanfaatan kembali 235U dan 239Pu yang terdapat di dalam bahan bakar bekas.
 

Daftar  Pustaka

  1. CHANTOIN, PM and FINUCANE, J, Plutonium as an Energy Source : Quantifying the Commercial Picture, IAEA Bulletin, Vol. 35(3), IAEA, Vienna, Austria (1993) pp. 38-43.
  2. GLASSTONE, S and JORDAN, WH, Nuclear Power and Its Environment Effects, American Nuclear Society, Illinois (1981).
  3. KAPLAN, I, Nuclear Physics (2nd edition), Addison-Wesley Publishing Company, London (1979).
  4. KNIEF, RA, Nuclear Energy Technology, Hemisphere Publishing Corporation, Washington (1981)
  5. SEMENOV, BA. and OI, N, Nuclear Fuel Cycle : Adjusting to New Realities, IAEA Bulletin, Vol. 35(3), IAEA, Vienna, Austria (1993) pp. 2-7.
  6. SURIPTO, A, Pengenalan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir dan Berbagai Aspek di Sekitarnya (dalam Ekonomi dan Pendanaan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir), Proceeding BATAN-IAEA Workshop on Economic and Financing of Nuclear Power Plant, BATAN, Jakarta (1994) hal. 2.1 – 2.25.
  7. TAKATS, F and GRIGORIEV, IG., Management of Spent Fuel From Power and Research   Reactor,  IAEA Bulletin, Vol. 35(3), IAEA, Vienna, Austria (1993) pp. 18-22.
  8. TAYLOR, JR. and  ZAFIRATOS, CD., Modern Physics For Scientist and Engineers, Prentice Hall, Engelwood Cliffs, New Yersey 07632 (1991). q

Tidak ada komentar:

Poskan Komentar