-
Makalah Bahan Bakar Nuklir
Tentang:
Jenis Reaktor Nuklir, Jenis Bahan Bakar Nuklir, dan
Penanggulangan
Limbah Nuklir serta Dampak Kebocoran Reaktor Nuklir bagi
kehidupan
Oleh:
Monaliza 1110443011
Frizky Norman 1110442041
Dosen Pembimbing Mata Kuliah:
Feriska Handayani Irka, M.si.
Jurusan Fisika
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Universitas Andalas
Padang
2015
-
I.Pendahuluan.
A.Latar Belakang
Permintaan akan Kebutuhan energi akhir-akhir ini mengalami
Peningkatan. Hal itu
seiring dengan semakin berkembangnya sektor industri dimana
membuat permintaan terhadap
energi untuk melakukan proses produksi mengalami pertumbuhan.
Energi bahan bakar fosil yang
semakin menipis menjadikan perlunya alternatif baru sebagai
sumber energi. Energi berbahan
bakar Nuklir sebagai sumber Energi alternatif pengganti bahan
bakar fosil sangat menjanjikan
dikarenakan energi Nuklir dapat diperbaharui dan kelimpahannya
pun cukup besar dialam
dengan melakukan beberapa proses sampai menjadikannya dapat
dignakan ebagai sumber
energi.
Energi Nuklir sebagai sumber energi ramah lingkungan dikarenakan
tidak menghasilkan
limbah yang dapat memicu efek rumah kaca. Untuk itulah
diperlukan pengetahuan tentang
energi nuklir, jenis reaktor penghasil energi nuklir dan jenis
bahan bakar yang digunakan dalam
produksi energi nuklir serta penanggulangan limbah nuklir serta
dampak dari kebocoran nuklir
bagi kehidupan.
B. Tujuan
o Memberikan informasi tentang jenis reaktor nuklir
o Memberikan informasi mengenai jenis bahan bakar nuklir yang
digunakan.
o Memberikan informasi mengenai penanggulangan limbah nuklir
o Memberikan informasi mengenai dampak kebocoran reaktor nuklir
bagi
kehidupan.
-
II.Pembahasan
2.I. Jenis-Jenis Reaktor Nuklir
2.1.1.Tipe Reaktor Nuklir Berdasarkan Penggunaannya
A. Reaktor Riset
reaktor ini dipergunakan untuk kepentingan riset/penelitian.
Selain itu, reaktor riset juga
dipergunakan untuk memproduksi isotop-isotop radioaktif yang
nantinya digunakan pada bidang
kedokteran, material, pertanian, dan lain-lain. Reaktor riset
diusahakan agar daya yang
dihasilkan sekecil mungkin. Indonesia sendiri memiliki 3 buah
reaktor riset yakni reaktor
TRIGA 2000 Bandung, Reaktor Kartini Yogyakarta dan Reaktor G.A.
Siwabessy, Serpong.
pada reaktor riset energi hasil reaksi fisi dibuang ke
lingkungan karena pada dasarnya
hasil reaksi yang diambil dari reaktor riset ini adalah partikel
neutron-nya saja agar bisa
digunakan untuk produksi isotop radioaktif, analisis material,
dan lain-lain.
B. Reaktor Daya
Reaktor daya merupakan reaktor nuklir yang digunakan untuk
kepentingan komersial.
Reaktor ini memanfaatkan energi hasil dari reaksi fisi untuk
menguapkan air sehingga uap
tersebut dapat memutar turbin, dan turbin akan memutar generator
listrik.
2.1.2 Tipe Reaktor Nuklir Berdasarkan Energi Neutron yang
Digunakan
Neutron merupakan partikel yang memicu terjadinya reaksi fisi
nuklir. Besar kecilnya
energi neutron dapat mempengaruhi parameter neutronik bahan
bakar reaktor nuklir karena
besarnya cross section amat dipengaruhi oleh energi atau
kecepatan neutron yang digunakan.
-
2.1.3. Tipe Reaktor Nuklir Berdasarkan Pendingin Reaktor nuklir
membutuhkan pendingin agar suhu yang dicapai oleh reaktor tidak
melebihi suhu batas yang ditentukan. Ada banyak macam pendingin
yang digunakan misalnya
air ringan, air berat, gas, garam cair (molten salt), logam cair
(liquid metal) dan lain-lain.
A. Reaktor Air Ringan / Light Water Reactor (LWR)
Light Water Reactor (LWR) merupakan reaktor termal yang
menggunakan air ringan
sebagai pendingin sekaligus moderator. Yang dimaksud air ringan
disini adalah H2O dengan
isotop hidrogen H-1. LWR merupakan tipe reaktor yang paling
banyak digunakan di dunia.
Reaktor tipe LWR yang paling populer selama ini adalah
Pressurized Water Reactor (PWR) dan
Boiling Water Reactor (BWR).
A.1. BWR
BWR menggunakan H2O sebagai pendingin dan moderator.
Karakteristik unik dari
reaktor air didih adalah uap dibangkitkan langsung dalam bejana
reaktor dan kemudian
disalurkan ke turbin pembangkit listrik. Pendingin dalam bejana
reaktor berada pada temperatur
sekitar 2850C dan tekanan jenuhnya sekitar 70 atm. Reaktor ini
tidak memiliki perangkat
pembangkit uap tersendiri, karena uap dibangkitkan di bejana
reaktor. Karena itu pada bagian
atas bejana reaktor terpasang perangkat pemisah dan pengering
uap, akibatnya konstruksi bejana
reaktor menjadi lebih rumit.
Panas hasil fisi dipakai secara langsung untuk menguapkan air
pendingin. Uap yang
terbentuk langsung dipakai untuk memutar turbin. Turbin tekanan
tinggi menerima uap sekitar
290o C dan tekananan sebesar 7,2 Mpa. Sebagian uap diteruskan
lagi ke turbin bertekanan
rendah. Dengan sistem ini diperoleh efisiensi termal sebesar
34%. Efisiensi termal menujukan
prosentase hasil fisi yang dapat dikonversi menjadi energi
listrik. Setelah melalui turbin uap
tersebut akan mengalami proses pendinginan sehingga berubah
menjadi air yang langsung
dialirkan ke teras reaktor untuk diuapkan lagi seterusnya. Dalam
bahan ini digunakan bahan
bakar U235 dengan tingkat pengayaan 3-4% dalam bentuk UO2.
-
Cara kerja BWR
-
A.2. PWR
PWR juga menggunakan H2O sebagai pendingin dan moderator.
Berbeda dengan BWR,
pada PWR menggunakan dua macam pendingin, yaitu pendingin primer
dan pendingin sekunder.
air sistem pendingin primer masuk ke dalam bejana tekan reaktor
pada tekanan tinggi dan
temperatur lebih kurang 2900C. Air bertekanan dan bertemperatur
tinggi ini bergerak pada sela-
sela batang bahan bakar dalam perangkat bahan bakar ke arah atas
teras sambil mengambil panas
dari batang bahan bakar, sehingga temperaturnya naik menjadi
sekitar 3200C. Air pendingin
primer ini kemudian disalurkan ke perangkat pembangkit uap
(lewat sisi dalam pipa pada
perangkat pembangkit uap), di perangkat ini air pendingin primer
memberikan energi panasnya
ke air pendingin sekunder (yang ada di sisi luar pipa pembangkit
uap) sehingga temperaturnya
naik sampai titik didih dan terjadi penguapan. Uap yang
dihasilkan dari penguapan air pendingin
sekunder tersebut kemudian dikirim ke turbin untuk memutar
turbin yang dikopel dengan
generator listrik. Perputaran generator listrik akan
menghasilkan energi listrik yang disalurkan ke
jaringan listrik. Air pendingin primer yang ada dalam bejana
reaktor dengan temperatur 3200C
akan mendidih jika berada pada tekanan udara biasa (sekitar satu
atmosfer).
Agar pendingin primer ini tidak mendidih, maka sistem pendingin
primer diberi tekanan
hingga 157 atm. Karena adanya pemberian tekanan ini maka bejana
reaktor sering disebut
sebagai bejana tekan atau bejana tekan reaktor.
Pada reaktor tipe PWR, air pendingin primer yang membawa
unsur-unsur radioaktif
dialirkan hanya sampai ke pembangkit uap, tidak sampai turbin,
oleh karena itu pemeriksaan dan
perawatan sistem sekunder (komponen sistem sekunder: turbin,
kondenser, pipa penyalur, pompa
sekunder dll.) menjadi mudah dilakukan. Perbedaan konstruksi
terdapat pada bentuk penampang
perangkat bahan bakar VVER (berbentuk segi enam) dan letak
pembangkit uap VVER
(horisontal). Pada reaktor tipe PWR, seperti yang banyak
beroperasi saat ini, peralatan sistem
primer saling dihubungkan membentuk suatu untai (loop). Jika
peralatan sistem primer
dihubungkan oleh dua pipa penghubung utama yang diperpendek, dan
kemudian dimasukkan
dalam bejana reaktor maka sistem seperti ini disebut reaktor
setengah terintegrasi (setengah
modular). Tetapi jika seluruh sistem primer disatukan dan
dimasukkan ke dalam bejana reaktor
maka disebut reaktor terintegrasi (modular). Reaktor setengah
modular ataupun modular tidak
dikembangkan untuk PLTN berdaya besar.
Panas yang dihasilkan reaksi fisi digunakan untuk memanaskan air
pendingin primer.
Dalam reaktor ini dilengkapi dengan alat pengontrol tekanan
(pressurizer) yang berfungsi untuk
mengatur tekanan pendingin primer agar tetap stabil. Sistem
pressurizer terdiri atas tangki yang
dilengkapi dengan pemanas listrik dan penyemprot air. Jika
tekanan dalam teras reaktor
berkurang, pemanas listrik akan memanaskan air yang terdapat di
tangki pressurizer sehingga
terbentuklah uap tambahan yang akan menaikan tekanan dalam
sistim pendingin primer.
Sebaliknya apabila tekanan dalam sistim pendingin primer
bertambah, maka sistim akan
penyemprot air akan mengembunkan sebagian uap sehingga tekanan
uap berkurang dan sistim
pendingin primer kembali seperti semula.
-
Cara kerja PWR
-
B. Reaktor Air Berat / Heavy Water Reactor (HWR)
HWR merupakan jenis reaktor yang menggunakan D2O sebagai
moderator sekaligus
pendingin. D adalah deutrium yang merupakan isotop hidrogen
dengan nomor masa 2 (H-2).
Reaktor ini menggunakan bahan bakar uranium alam tanpa pengayaan
sebagai bahan bakarnya
sehingga harus digunakan air berat yang penampang lintang
serapanya terhadap neutron sangat
kecil. Pendingin air berat terjaga oleh tekanan, memungkinkan
untuk dipanaskan sampai suhu
yang lebih tinggi tanpa mendidih . Contoh reaktor HWR adalah
CANDU(Canadian Deuterium
Uranium). Reaktor candu juga memiliki sistim pendingin primer
dan sekunder, pembangkit uap
dan pengontrol tekanan untuk mempertahankan tekanan tinggi pada
sistim pendingin primer.
CANDU mengkonsumsi bahan bakar nuklir secara in-situ. ketika
bahan bakar sudah selesai
mengalami pembakaran, bahan bakar tersebut dikeluarkan dari
reaktor dan disimpan sebagai
limbah radioaktif tingkat tinggi
Meskipun air berat secara signifikan lebih mahal daripada air
ringan, tetapi pendingin air
berat memiliki nilai keekonomisan neutron yang lebih tinggi, hal
ini memungkinkan reaktor
beroperasi tanpa pengayaan bahan bakar dan umumnya meningkatkan
kemampuan reaktor
agar secara efisien memanfaatkan siklus bahan bakar di
dalamnya.
-
Cara kerja CANDU
C. Reaktor Berpendingin Gas / Gas Cooled Reactor (GCR)
GCR adalah pembangkit listrik yang menggunakan gas sebagai
pendingin reaktor. Panas
diambil oleh gas selama proses pendinginan reaktor yang kemudian
digunakan secara tidak
langsung untuk menghasilkan uap dimana uap tersebut digunakan
untuk menggerakan turbin.
pendingin yang mengambil panas ini dapat digunakan secara
langsung sebagai fluida kerja dari
turbin gas sehingga tidak memerlukan sirkuit uap terpisah..
Moderator yang digunakan
pada jenis reaktor ini adalah grafit yang memiliki kelebihan
tetap stabil di bawah kondisi radiasi
tinggi serta suhu tinggi. Contoh reaktor berpendingin gas adalah
Gas Cooled Fast Reactor
(GCFR).
Cara kerja GCFR
-
GCFR menggunakan spektrum neutron cepat dengan pendingin helium.
Menggunakan
siklus bahan bakar tertutup. Bahan bakar merupakan komposit
keramik yang terbungkus dengan
rapih, dilapisi (U, Pu)C. Reaktor ini didesain memiliki suhu
output 850 C yang memungkinkan
untuk menghasilkan hidrogen atau memproses panas dengan
efisiensi konversi yang tinggi.
D. Reaktor Berpendingin Logam Cair / Liquid Metal Cooled Reactor
(LMCR)
LMCR merupakan tipe reaktor cepat yang menggunakan logam cair
untuk menjaga agar
neutron agar tetap berada pada spektrum neutron cepat. Reaktor
ini biasanya sangat kompak dan
bisa juga berpotensi digunakan untuk sumber energi kapal
angkatan laut. reaktor berpendingin
logam cair yang digunakan sebagai pembangkit listrik, sebagian
besar merupakan prototipe
yang telah dibangun di seluruh dunia sebagai reaktor
eksperimental. Contoh reaktor ini adalah
Sodium Cooled Fast Reactor (SCFR) dan Lead Cooled Fast Reactor
(LCFR).
Cara kerja SCFR
-
Cara kerja LCFR
E. Reaktor Garam Cair / Molten Salt Reactor (MSR)
Molten Salt Reactor (MSR) merupakan reaktor fisi nuklir dimana
pendingin primer serta
bahan bakarnya merupakan campuran garam cair. MSR dijalankan
pada suhu yang lebih tinggi
dari reaktor berpendingin air untuk efisiensi termodinamika yang
lebih tinggi, namun tekanan
uap rendah.
Proyek penelitian MSR sudah dilakukan sejak tahun 60-an, namun
sampai saat ini belum
digunakan untuk keperluan komersial. Salah satu alasannya adalah
bahwa banyak modal
penelitian nuklir berasal dari militer, dan teknologi MSR skala
besar biasanya kurang diminati
untuk keperluan sumber energi kapal selam dan kapal induk
dibandingkan LWR yang berukuran
relatif lebih kecil. selain itu, MSR membutuhkan fasilitas
terpisah untuk menyaring campuran
inti (bahan bakar). Namun, untuk keperluan produksi listrik
secara massal, desain MSR memiliki
beberapa keuntungan, terutama berkaitan dengan dua isu utama
yakni aspek keselamatan dan
aspek ekonomi.
-
Cara kerja MSR
F. High Temperatur Gas Cooled Reactor (HTGR)
HTGR menggunakan bahan bakar campuran UC2 + ThC2 dengan
pengayaan U235 =93%.
HTGR menjadi kandidat reaktor nuklir dalam proses produksi
hidrogen. hidrogen mulai
dipersiapkan sebagai sumber energi masa depan, dikarenakan
sumber energi fosil semakin menipis
serta melimpahnya ketersediaan hidrogen di alam sangat besar,
ramah lingkungan karna sisa
pembuangannya air, densitas yang tinggi.tantangannya adalah
bagaimana memproduksi hidrogen
dalam jumlah besar, ramah lingkungan, aman, dan ekonomis.
HTGR menjadi kandidat reaktor nuklir dalam proses produksi
hidrogen. Reaktor ini
menggunakan gas helium sebagai pendingin, Karakteristika
menonjol yang unik dari reaktor
HTGR ini adalah konstruksi teras didominasi bahan moderator
grafit, temperatur operasi dapat
ditingkatkan menjadi tinggi dan efisiensi pembangkitan listrik
dapat mencapai lebih dari 40 %,
jenis bahan bakar TRISO dan mampu memproduksi panas sampai suhu
9500 C.
HTGR jenis baru dikembangkan dan dalam tahap pembangunan yaitu
Pebble bed Reactor,
Prismatic Fuel Reactor, dan UHTREX(ultra high temperature
reactor experiment).
Berdasarkan suhu panas yang dihasilkan:
a.HTGR konvensional yang menghasilkan panas bersuhu 7850 C.
b.advance HTGR(AHTGR) yang menghasilkan panas bersuhu 8500
C.
c.Very High Temperature Gas-Cooled Reactor (VHTR) menghasilkan
panas bersuhu 9500 C
termasuk dalam Generation-IV Reactor.
Berdasarkan bentuk susunan bahan bakar:
a. Tipe block
Partikel TRISO dijadikan dalam bentuk compact dan diletakan
didalam block grafit
berbentuk heksagonal.
-
b. Tipe pebble
Partikel TRISO dijadikan dalam bentuk pebble dan diletakan di
teras.
Terdapat 3 bentuk bahan bakar dari HTGR yaitu :
a. Bentuk batang seperti reaktor air ringan (dipakai di reaktor
Dragon dan Peach Bottom)
b.Bentuk blok, di mana di dalam lubang blok grafit yang
berbentuk segi enam di masukkan
batang bahan bakar (dipakai di reaktor Fort St. Vrain, MHTGR,
HTTR)
c. Bentuk bola (peble bed), di mana butir bahan bakar bersalut
didistribusikan dalam bola grafit
(dipakai di reaktor AVR, THTR-300).
Perbedaan dan karakteristik lain dari HTGR:
HTGR bukanlah jenis reaktor baru. Reaktor ini telah dikembangkan
sejak tahun 1960
seperti DRAGON di inggris, Peach Bottom dan Fort Saint
Vrain(FSV) di Amerika Serikat,
Arbeitsgemeinschaft Versuchreaktor(AVR) dan Thorium
High-Temperature Reactor(THTR) di
jerman. Saat ini hanya 2 reaktor HTGR yang beroperasi, dan
digunakan untuk penelitian yaitu
High Temperature Testing Reactor(HTTR) di jepang dan High
Temperature Reactor (HTR)-10
di Cina. Sedangkan beberapa reaktor dalam tahap pengembangan
baik jenis AHTR maupun
VHTR.
-
Cara kerja HTGR
-
Alur proses kerja pada HGTR
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) mengumumkan bahwa mereka telah
setuju untuk
memperpanjang perjanjian kerjasama yang ditandatangani dengan
Badan Indonesia Nasional
Energi Atom (Batan) di Mei 2007 yang meliputi penelitian dan
pengembangan rekator nuklir
HTGR (high-temperature gas-cooled reactor). Indonesia melakukan
kerja sama dengan jepang
dalam pengembangan dan riset tentang reaktor HTGR. Indonesia
akan menjadi negara pertama
yang membuka penawaran internasional untuk desain dasar dalam
membangun fasilitas HTGR.
Jepang juga berharap proyek ini bisa menjadi batu awalan dari
ekspor teknologi HTGR di masa
depan, yang diharapkan menjadi generasi dari reaktor nuklir
selanjutnya. Indonesia akan
mengumumkan rencana mempraktikan teknologi HTGR dan reaktor ini
diharapkan bisa mulai
beroperasi pada 2031. Lalu, Badan Energi Atom Jepang di Tokai,
Prefektur Ibaraki, dan
pemerintah Indonesia sepakat untuk bekerja sama memperkenalkan
teknologi HTGR.
Dimulai dengan reaktor air konvensional ringan di pulau terpadat
di Jawa, Madura, Bali
dan Sumatera dari 2027 dan seterusnya. Selain itu, mereka
berencana untuk menciptakan HTGR
kecil (hingga 100 MWe) untuk penyebaran di Kalimantan, Sulawesi
dan pulau-pulau lain untuk
memasok listrik dan panas untuk keperluan industri. Pembangunan
unit ini dengan output listrik
dari 3-10 MWe dan output termal 10-30 MWt diperkirakan akan
memakan waktu empat tahun
dengan dimulainya operasi yang dijadwalkan untuk tahun 2020,
tetapi detil desain belum
dipublikasikan. JAEA mengatakan bahwa dengan pengetahuan dan
pengalaman yang dibangun
dalam merancang, membangun, dan mengoperasikan HTTR tersebut,
serta dari penelitian bahan
bakar dan bahan untuk reaktor, akan berguna untuk Indonesia
dalam memproduksi desain
konseptual HTGR sendiri. Jepang dan Indonesia juga bekerja sama
dalam penelitian dalam
penggunaan HTGR dalam memproduksi hidrogen, menurut JAEA. Ia
berencana untuk
membangun sistem produksi hidrogen terkait dengan HTTR
tersebut.
-
2.2. Bahan bakar nuklir
semua jenis material yang dapat digunakan untuk menghasilkan
energi nuklir. Hingga saat
ini, bahan bakar nuklir yang umum dipakai adalah unsur berat
fissil yang dapat menghasilkan
reaksi nuklir berantai di dalam reaktor nuklir.
Bahan bakar nuklir fisil nuklir yang sering digunakan adalah
235U dan 239Pu . kegiatan
yang berkaitan dengan penambangan, pemurnian, penggunaan dan
pembuangan dari material-
material ini termasuk dalam Siklus bahan bakar nuklir penting
adanya karena terkait
dengan PLTN dan senjata nuklir. Tidak semua bahan bakar nuklir
digunakan dalam reaksi fissi
berantai. Sebagai contoh, 238Pu dan beberapa unsur ringan
lainnya digunakan untuk
menghasilkan sejumlah daya nuklir melalui proses peluruhan
radioaktif dalam generator
radiothermal, dan baterai atom
Uranium yellow cake
UF6 berbentuk padat, secara kimia bersifat inert
2.2.1 Bahan bakar oksida
A. UOx
Uranium dioksida adalah padatan semikonduktor berwarna hitam.
Bahan ini dapat dibuat
dengan mereaksikan uranil nitrat dengan "base" (amonia) untuk
membentuk padatan
(ammonium uranat). Selanjutnya dipanaskan (calcined) untuk
membentuk U3O8 yang dapat
diubah dengan memanaskannya dalam campuran argon / hidrogen
dengan suhu (700 oC) untuk
membentuk UO2. UO2 kemudian dicampur dengan pengikat organik dan
ditekan menjadi pellet.
Pellet ini kemudian di bakar dalam suhu yang jauh lebih tinggi
(dalam H2/Ar) kemudian
menjalani proses sintering guna menghasilkan padatan dengan
sedikit pori.
-
Konduktivitas panas uranium dioksida tergolong rendah bila
dibandingkan dengan metal
zirconium, dan terus terus menurun seiring dengan naiknya
suhu.
B. MOx
Mixed oxide adalah campuran dari plutonium dan uranium alam atau
uranium depleted yang
bersifat serupa dengan uranium dengan pengkayaan yang digunakan
dalam sebagian besar
reaktor nuklir. Bahan bakar MOX adalah bahan bakar alternatif
dari bahan bakar uranium
dengan pengkayaan rendah yang digunakan dalam reaktor air ringan
(light water reactor) yang
mendominasi jenis PLTN.
Beberapa keprihatinan telah disampaikan berkaitan dengan
penggunaan MOX, bahwa
penggunaan MOX akan menimbulkan masalah pembuangan limbah baru,
meskipun MOX itu
sendiri merupakan salah satu cara penanganan kelebihan produksi
plutonium.
2.2.2 Bahan bakar metal
Bahan bakar TRIGA
Bahan bakar TRIGA digunanakan di reaktor-reaktor TRIGA
(Training, Research,
Isotopes, General Atomics). Bahan bakar TRIGA tersusun dari
matriks uranium zirconium
hidrida. Bahan bakar jenis ini aman secara inheren. Semakin
tinggi temperatur bahan bakar maka
semakin tinggi pula tampang lintang (ukuran penyerapan neutron)
hidrogen yang ada dalam
bahan bakar, sehingga semakin banyak neutron yang hilang akibat
serapan ini dan semakin
sedikit yang ditermalkan. Sebagian besar teras (core) reaktor
jenis ini mempunyai tingkat
kebocoran yang tinggi dimana neutron bocor tersebut digunakan
untuk penelitian.
2.2.3 Bahan bakar keramik
A. Uranium Nitrida
Bahan bakar jenis ini sering menjadi pilihan reaktor yang
didesain oleh NASA. Uranium
nitrida mempunyai konduktivitas panas yang lebih baik dari pada
UO2 dan mempunyai titik
lebur yang sangat tinggi. Kekurangan bahan bakar ini adalah
bahwa nitrogen yang
digunakan, 15N (bukannya 14N yang lebih berlimpah jumlahnya),
akan menghasilkan 14C dari
reaksi pn. nitrogen yang digunakan pada bahan bakar ini sangat
mahal harganya, bahan bakar ini
dapat didaur ulang dengan metode pyro untuk mendapatkan 15N
kembali.
B. Uranium karbida
bahan bakar nuklir yang mempunyai konduktivitas panas yang lebih
baik dari pada
uranium oksida.
-
2.2.4 Bahan bakar cair
A. Larutan garam anhydrous
Bahan bakar jenis ini dilarutkan dalan pendingin reaktor dan
digunakan dalam reaktor
molten salt dan sejumlah reaktor percobaan dengan bahan bakar
cair lainnya. Bahan bakar cair
ini tersusun dari LiF-BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0.4 mol%), yang
mempunyai titik temperatur
operasi maksimum 705 C pada saat percobaan, tapi sebenarnya bisa
lebih tinggi lagi karena titik
didihnya lebih dari 1400 C.
B. Larutan garam uranyl
Reaktor homogen cair menggunakan uranyl sulfate atau garam
uranium lainnya dalam air.
Reaktor homogen tidak pernah digunakan sebagai reaktor
pembangkit daya skala besar. Salah
satu kekurangan reaktor ini adalah bentuk bahan bakarnya yang
cair, mudah menyebar bila
terjadi kecelakaan.
2.3. Penanggulangan Bahan Bakar Nuklir
2.3.1 Penanganan terhadap Limbah Nuklir
A. Reprocessing (Olah Ulang)
Bahan bakar bekas masih mengandung sekitar 96% (480 kg) uranium
dengan kandungan
bahan fisil U-235 kurang dari 1%. Kemudian 3% (15 kg) dari bahan
bakar bekas berupa produk
fisi yang dapat dikategorikan sebagai limbah aktivitas tinggi,
dan 1% (5 kg) sisanya berupa
plutonium (Pu) yang diproduksi selama bahan bakar berada di
dalam reaktor dan tidak
mengalami pembakaran.
Pemisahan uranium dan plutonium dari produk fisi dilakukan
dengan memotong elemen
bakar kemudian melarutkannya ke dalam asam. Uranium yang didapat
dari proses pemisahan ini
bisa dikonversi kembali menjadi uranium hexaflourida untuk
kemudian dilakukan pengkayaan.
Adapun plutonium yang diperoleh dapat dicampur dengan uranium
diperkaya untuk
menghasilkan bahan bakar MOX (Mixed Oxide).
Pabrik bahan bakar MOX komersial yang ada di dunia adalah
Belgia, Perancis, Jerman,
Inggris, Rusia, Jepang, Cina, dan India. Amerika Serikat tidak
melakukan olah-ulang terhadap
bahan bakar bekas PLTN komersial yang ada di negaranya. Hingga
saat ini Amerika Serikat
menganut sistem daur terbuka atau open cycle.
Beberapa PLTN PWR di dunia khususnya di Eropa telah menggunakan
bahan bakar
MOX ini walaupun sifatnya masih parsial, yaitu 20 - 30% dari
bahan bakar yang ada di teras.
Jepang dalam waktu dekat ini berencana untuk memuati sepertiga
dari 54 PLTN-nya dengan
bahan bakar MOX.
Adapun 3% limbah radioaktif tinggi yang dihasilkan dari proses
olah ulang adalah
produk fisi yang jumlahnya sekitar 750 kg pertahun dari reaktor
daya 1000 MWe. Limbah ini
mula-mula disimpan dalam bentuk cairan untuk kemudian
dipadatkan.
-
Proses olah ulang bahan bakar bekas dilakukan di fasilitas di
Eropa dan Rusia dengan
kapasitas 5000 ton per tahun, dan total produksi selama hampir
40 tahun telah mencapai sekitar
90000 ton.
B. Vitrifikasi
Limbah radioaktivitas tinggi dari proses olah ulang dapat
dikalsinasi (dipanaskan pada suhu
yang sangat tinggi) sehingga menjadi serbuk kering yang kemudian
di masukkan kedalam
borosilikat (pyrex) untuk immobilisasi limbah. Bahan gelas
tersebut kemudian dituangkan ke
dalam tabung stainless steel, masing-masing sebanyak 400 kg
limbah gelas. Pengoperasiaan
reaktor 1000 MWe selama satu tahun akan menghasilkan limbah
gelas tersebut sebanyak 5 ton
atau sekitar 12 tabung stainless setinggi 1,3 meter dan
berdiameter 0,4 meter. Setelah diberi
pelindung radiasi yang sesuai, limbah yang sudah diproses ini
kemudian diangkut ke tempat
penyimpanan limbah.
Hingga saat ini, siklus bahan bakar nuklir bagian ujung belakang
atau back end hanya
sampai pada tahap ini.
Pembuangan akhir dari limbah radioaktifitas tinggi atau
pembuangan akhir bahan bakar
bekas yang tidak diolah ulang (siklus terbuka), masih belum
dilakukan.
C. Pembuangan Akhir Limbah
Pembuangan akhir limbah pada prinsipnya adalah penyimpanan
lestari limbah radioaktivitas
tinggi yang telah digelasifikasi dan disegel dalam tabung
stainless steel, dan juga penyimpanan
lestari bahan bakar bekas yang telah melalui proses pendinginan
yang cukup dan telah disegel
dalam wadah atau canister terbuat dari logam tahan korosi
seperti tembaga atau stainless steel.
Secara umum telah dapat diterima bahwa limbah-limbah tersebut
rencananya akan dikubur di
batuan stabil di dalam tanah dengan kedalaman tak kurang dari
500 m di batuan dasar (bed rock).
Kebanyakan negara merencanakan untuk melaksanakan penyimpanan
lestari bahan bakar bekas
setelah tahun 2010.
2.3.2 daur Bahan bakar nuklir
A. Bahan Bakar Bekas
Bahan bakar bekas disimpan di dalam kolam pendingin untuk jangka
waktu tertentu
kemudian dikirim ke fasilitas olah-ulang menggunakan wadah
khusus. Pengiriman bahan bakar
bekas ke tempat penyimpanan antara lain dapat menggunakan kapal
laut yang didesain secara
khusus.
B. Penyimpanan Sementara Fasilitas penyimpanan sementara dibuat
dengan tujuan untuk pengelolaan bahan bakar
bekas yang bersifat sementara sampai dilakukan proses
olah-ulang. Model penyimpanan bahan
bakar bekas ada dua macam yakni cara basah (di dalam air) dan
cara kering (didalam aliran gas
helium atau udara). Penyimpanan cara basah sudah dilakukan
selama puluhan tahun dan
-
teknologi ini sudah terbukti aman, walaupun biaya operasi masih
cukup besar. Untuk mengatasi
masalah ini, telah dikembangkan penyimpanan cara kering. Cara
kering dibagi menjadi dua
macam bergantung pada lokasi penyimpanan, yaitu penyimpanan
bahan bakar bekas di dalam
PLTN atau disebut At Reactor Storage (ARS) dan diluar PLTN atau
disebut Away From Reactor
Storage (AFRS).
C. Fasilitas Olah-ulang Bahan bakar bekas yang telah dikirim ke
fasilitas olah-ulang disimpan di dalam kolam
penyimpanan selama jangka waktu tertentu (kira-kira 180 hari).
Bundel bahan bakar
dilepas dan setiap kelongsong dipotong menjadi beberapa
sentimeter, kemudian potongan
dikirim ke bagian lain untuk dilarutkan dengan asam sulfat.
Larutan yang terbentuk dipisahkan
menjadi larutan yang mengandung unsur hasil belah, uranium dan
plutonium. Larutan yang
mengandung unsur hasil belah diproses sebagai limbah. Larutan
yang mengandung uranium dan
plutonium dipisahkan dan masing-masing larutan dimurnikan di
fasilitas pemurnian. Kemudian
larutan yang mengandung uranium dijadikan serbuk UO3 dan larutan
yang mengandung
plutonium diubah menjadi larutan plutonium sulfat, dan menjadi
produk akhir fasilitas olah-
ulang.
Uranium dan plutonium yang dihasilkan dari proses olah-ulang
bahan bakar bekas di
dalam fasilitas olah-ulang disebut Uranium hasil olah-ulang dan
Plutonium hasil olah-ulang.
D. Pemanfaatan Uranium hasil olah-ulang Uranium hasil olah-ulang
mempunyai tingkat pengayaan U-235 sekitar 0,8-1%, dan
disebut pengayaan rendah karena masih mendekati kadar U-235
dalam uranium alam.
Untuk melakukan pengayaan UO2 hasil olah-ulang diperlukan
konversi ke UF6 sebagai
bahan baku pengayaan. UF6 hasil konversi, meskipun berkadar
U-235 rendah tetapi biaya
pengayaan masih lebih rendah dibanding bahan baku uranium alam,
sehingga sangat ekonomis.
Rangkaian proses pemanfaatan uranium hasil olah-ulang menjadi
bahan bakar baru disebut Daur
Bahan Bakar Nuklir Tertutup.
E. Pemanfaatan Plutonium hasil olah-ulang Untuk memperoleh
campuran Uranium Plutonium Oksida, larutan plutonium sulfat
dicampur dengan larutan uranium sulfat dan dipanaskan
menggunakan gelombang mikro.
Campuran oksida kemudian dibuat menjadi pelet dengan penekanan
dan disusun ke dalam
tabung kelongsong bahan bakar. Kelongsong disusun menjadi bundel
bahan bakar. Bahan bakar
jenis ini disebut dengan Bahan Bakar Campuran Uranium Plutonium
Oksida (bahan bakar Mixed
Oxide/MOX). Bahan bakar MOX dapat digunakan sebagai bahan bakar
reaktor pembiak cepat
(fast breeder reactor/FBR) dan untuk reaktor air ringan jenis
Plutoniumthermal.
F. Pengiriman Bahan Nuklir Uranium diperkaya untuk kebutuhan
percobaan di laboratorium dalam jumlah kecil,
dikirim dalam bentuk logam uranium atau plutonium oksida.
Uranium alam dikirim dalam
bentuk yellow cake (serbuk kuning). Pengiriman bahan bakar bekas
hasil olah-ulang dapat
dilakukan dengan menggunakan kapal laut yang didesain secara
khusus.
G. Proses Limbah Radioaktif Limbah radioaktif yang dimaksud di
sini adalah limbah yang dihasilkan dari proses daur
bahan bakar nuklir. Limbah radioaktif yang termasuk dalam
klasifikasi aktivitas tinggi
dihasilkan dari pelarutan bahan bakar selama proses olah-ulang.
Kandungan utama limbah
tersebut adalah larutan campuran bahan nuklir dan unsur hasil
belah. Setelah dipisahkan, larutan
hanya mengandung unsur hasil belah. Larutan kemudian dicampur
dengan natrium boron oksida
untuk dipadatkan menjadi gelas melalui proses pemanasan dan
pendinginan.
-
2.4. PERISTIWA KEBOCORAN REAKTOR NUKLIR
Radiasi bocor dari keempat reaktor PLTN Fukushima. Pemerintah
memperingatkan
warga untuk tetap di rumah menghindari terpapar udara luar.Dalam
pernyataan yang disiarkan
televisi, PM Naoto Kan mengatakan radiasi menyebar dari empat
reaktor PLTN Fukushima Dai-
ichi. Ini setelah terjadi ledakan di reaktor ketiga dan
kebakaran di reaktor keempat .Ini
merupakan krisis nuklir terburuk yang dihadapi Jepang sejak
tragedy bom atom Hiroshima da
Nagasaki. Ini juga pertama kali muncul ancaman radiasi nuklir
terbesar di dunia sejak peristiwa
Chernobyl 1986.
Kebocoran reaktor nuklir yang berikutnya terjadi di Atucha,
Argentina, pada 2005. Kala
itu pekerja di reaktor nuklir terpapar radiasi yang melebihi
ambang batas. Juga terjadi di
Cadarache, Prancis, pada 1993, ketika kontaminasi radioaktif
menyebar di lingkungan sekitar
tanpa sengaja. Bencana kecelakaan PLTN level 2 juga terjadi di
Forsmark, Swedia, pada 2006
saat fungsi keamanan rusak sehingga mengakibatkan kegagalan di
sistem penyuplai tenaga
darurat di PLTN.
-
Begitu pula di Sellafield, Inggris, pada 2005. Kala itu ada
kebocoran material radioaktif
dalam jumlah besar di dalam instalasi. Terjadi juga di
Vandellos, Spanyol, pada 1989. Di tahun
itu ada kecelakaan yang diakibatkan oleh kebakaran sehingga
mengakibatkan hilangnya sistem
keamanan di stasiun tenaga nuklir.
Kebocoran radioaktif juga terjadi dalam jumlah terbatas sehingga
membutuhkan tindakan
penanganan. Beberapa orang tewas akibat radiasi. Beberapa
kerusakan terjadi di reaktor inti.
Kebocoran radiasi dalam jumlah besar terjadi dalam instalasi,
hal itulah yang memungkinkan
publik terpapar. Hal ini bisa timbul akibat kecelakaan besar
atau kebakaran.Kecelaaan ini terjadi
di Windscale Pile, Inggris, pada 1957. Kala itu material
radioaktif bocor ke lingkungan sekitar
sebagai akibat dari kebakaran di reaktor inti. PLTN Three Mile
Island, AS, juga mengalaminya
pada 1979, di mana beberapa reaktor inti rusak.
Kebocoran reaktor nuklir terburuk dalam sejarah terjadi di
Chernobyl, Ukraina pada
April 1986. Selain memicu evakuasi ribuan warga di sekitar
lokasi kejadian, dampak kesehatan
masih dirasakan para korban hingga bertahun-tahun kemudian
misalnya kanker, gangguan
kardiovaskular dan bahkan kematian. Secara alami, tubuh manusia
memiliki mekanisme untuk
melindungi diri dari kerusakan sel akibat radiasi maupun pejanan
zat kimia berbahaya lainnya.
Namun seperti dikutip dari Foxnews, radiasi pada tingkatan
tertentu tidak bisa ditoleransi oleh
tubuh dengan mekanisme tersebut.
Kebocoran radioaktif dengan jumlah besar terjadi sehingga
berdampak luas pada
kesehatan dan lingkungan. Karena itu butuh respons dan tindakan
jangka panjang. Dialami oleh
PLTN Chernobyl, Ukraina, pada 1986. Kala itu reaktor nomor empat
meledak. Akibatnya
terjadilah kebakaran dan bocornya radioaktif dalam jumlah besar.
Lingkungan dan masyarakat
terpapar radiasi ini. Uap radioaktif itu mengandung yodium 131,
cesium 137 dan xenon yang
volumenya 100 kali bom atom Hiroshima. Uap radioaktif menyebar
ke Uni Soviet, Eropa Timur,
Eropa Barat dan Eropa Utara. Sebagian besar warga di Ukraina,
Belarusia dan Rusia diungsikan.
Kala itu lebih dari 336.000 orang mengungsi.
2.5.DAMPAK KEBOCORAN REAKTOR NUKLIR BAGI MANUSIA
Kebocoran nuklir terjadi ketika sistem pembangkit tenaga nuklir
atau kegagalan
komponen menyebabkan inti reaktor tidak dapat dikontrol dan
didinginkan sehingga bahan bakar
nuklir yang dilindungi yang berisi uranium atau plutonium dan
produk fisi radioaktif mulai memanas dan bocor. Sebuah kebocoran
dianggap sangat serius karena kemungkinan bahwa
kontainmen reaktor mulai gagal, melepaskan elemen radioaktif dan
beracun ke atmosfer dan
lingkungan. Dari sudut pandang pembangunan, sebuah kebocoran
dapat menyebabkan kerusakan
parah terhadap reaktor, dan kemungkinan kehancuran total.
Beberapa kebocoran nuklir telah terjadi, dari kerusakan inti
hingga kehancuran total
terhadap inti reaktor. Dalam beberapa kasus hal ini membutuhkan
perbaikan besar atau
penutupan reaktor nuklir. Sebuah ledakan nuklir bukanlah hasil
dari kebocoran nuklir karena,
menurut desain, geometri dan komposisi inti reaktor tidak
membolehkan kondisi khusus
memungkinkan untuk ledakan nuklir. Tetapi, kondisi yang
menyebabkan kebocoran dapat
-
menyebabkan ledakan non-nuklir. Contohnya, beberapa kecelakaan
tenaga listrik dapat
menyebabkan pendinginan bertekanan tinggi, menyebabkan ledakan
uap.
Kebocoran nuklir adalah dampak yang paling ditakutkan di balik
manfaaat energi nuklir
bagi manusia. Dalam catatan sejarah manusia terdapat kejadian
kecelakan nuklir terbesar di
dunia di antaranya adalah kecelakaan Chernobyl, Three Mile
Island Amerika dan mungkin di
Fukushima Jepang.
Dampak dari kebocoran reaktor nuklir adalah :
Dampak sesaat atau jangka pendek akibat radiasi tinggi di
sekitar reaktor nuklir antara lain mual
muntah, diare, sakit kepala dan demam.
Sedangkan dampak jangka menengah atau beberapa hari setelah
paparan adalah pusing, mata
berkunang-kunang. Disorientasi atau bingung menentukan arah,
lemah, letih dan tampak lesu,
muntah darah atau berak darah, kerontokan rambut dan kebotakan,
tekanan darah rendah ,
gangguan pembuluh darah dan luka susah sembuh.
Dampak jangka panjang dari radiasi nuklir umumnya justru dipicu
oleh tingkat radiasi yang
rendah sehingga tidak disadari dan tidak diantisipasi hingga
bertahun-tahu(seperti yang sudah
terjadi di Ukraina).
Beberapa dampak kesehatan akibat paparan radiasi nuklir jangka
panjang antara lain Kanker
terutama kanker kelenjar gondok, mutasi genetik, penuaan dini
dan gangguan sistem saraf dan
reproduksi.
Dampak kebocoran reaktor nuklir secara spesifik terhadap manusia
:
RAMBUT Rambut akan menghilang dengan cepat, bila terkena radiasi
di 200 Rems atau
lebih. Rems merupakan satuan dari kekuatan radioaktif.
OTAK sel-sel otak tidak akan rusak secara langsung kecuali
terkena radiasi berkekuatan 5000
Rems atau lebih. Seperti halnya jantung, radiasi membunuh
sel-sel saraf dan pembuluh darah dan
dapat menyebabkan kejang dan kematian mendadak.
KELENJAR GONDOK Kelenjar tiroid sangat rentan terhadap yodium
radioaktif. Dalam
jumlah tertentu, yodium radioaktif dapat menghancurkan sebagian
atau seluruh bagian tiroid.
SISTIM PEREDARAN DARAH Ketika terkena radiasi sekitar 100 Rems,
jumlah limfosit
darah akan berkurang, sehingga korban lebih rentan terhadap
infeksi. Gejala awal ialah seperti
penyakit flu.
JANTUNG Bila terkena radiasi berkekuatan 1000 sampai 5000 Rems
mengakibatkan
kerusakan langsung pembuluh darah dan menyebabkan gagal jantung
dan kematian mendadak.
SALURAN PENCERNAAN Radiasi dengan kekuatan 200 rems akan
menyebabkan
kerusakan pada lapisan saluran usus dan dapat menyebabkan mual,
muntah dan diare berdarah.
SALURAN REPRODUKSI Saluran reproduksi akan merusak saluran
reproduksi cukup
dengan kekuatan di bawah 200 Rems. Dalam jangka panjang, korban
radiasi akan mengalami
kemandulan.
-
Dampak Kebocoran Reaktor Nuklir Terhadap Lingkungan
Tidak hanya berdampak pada kesehatan manusia, dampak lainnya
terhadap lingkungan
diantaranya akan terjadi hujan asam dimana melalui ini akan
menyebarkan radiasinya, disamping
itu tumbuhan dan hewan juga akan mati khususnya di daerah yang
radius terkena
pencemarannya.
Mengingat bahaya yang ditimbulkan dari kebocoran tersebut kita
harus mengantisipasi
beberapa pencegahan yang diusahakan agar tidak menyebarkan
radiasi reaktor nuklir.
-
III. Kesimpulan
- Berdasarkan penggunaannya yaitu reaktor untuk riset dan
reaktor untuk daya.
- Tipe reaktor bervariasi berdasarkan jenis nya ada
BWR,PWR,HTGR,MSR,GCR,LMCR
dll.
- Bahan bakar nuklir ada bahan bakar oksida, bahan bakar
keramik, bahan bakar dari
mineral garam dll.
- Limbah nuklir tidak berbahaya selama dilakukan prosedur
penanganan limbah nuklir.
- Kebocoran nuklir sangat berbahaya bagi kehidupan untuk itu
diperlukan pengolahan
energi nuklir secara cermat dan tepat.