ARTIKEL

PERKEMBANGANTEKNOLOGI P ARTISI SEBAGAI AL TERNA TIF

PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

Djarot S. WisnubrotoPusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif, BATAN

Makalah ini adalah ringkasan daTimakalah-makalah yang diajukan dalampertemuan tersebut yang diharapkanberguna untuk meng-update penge-tahuan kita ten tang daur bahan bakarnuklir.

PENDAHULUAN

Konsep partisi clan transmutasi (P& T) sebagai salah satu alternatifdalam proses daur bahan bakar nuklirtelah dikembangkan lebih dari satudekade yang lain, clan konsep P & T iniakan terns menjadi suatu topikpenelitian yang menarik selamapenggunaan nuklir sebagai sumberenergi tetap berlangsung. Informasiterakhir mengenai perkembanganteknologi P &T adalah berasal daTiFifth International InformationExchange Meeting yang diseleng-garakan oleh Nuclear Research Centre

SCK.CEN berkeIjasama denganKomisi Eropa pada tanggal 25-27November 1998 di Mol, Belgia.Konferensi ini diikuti oleh 120 pesertadari 15 negara serta 3 organisasiinternasional, dengan jumlah makalah55 (43 makalah untuk presentasi oraldan 12 makalah untuk sesi poster).Makalah-makalah yang masuk meliputimakalah umum, partisi, fabrikasibahan bakar dan target transmutasi,data tampang lintang, iradiasi reaktor,perbandingan reaktor denganaccelerator-driven system (ADS), clanevaluasi dampak radiologi jangka

panJang.

PARTISI

Konsep partisi merupakan barnpijakan dasar dalam strategi P&T clansecara tegas mempengaruhi danmembatasi kondisi transmutasi unsur-unsur aktinida minor (minoractinides/MA) dan/atau basil belahberwaktu paruh panjang (long-livedfission products/LLFP). Konseppartisi akan memberikan pilihan-pilihan seperti jenis bahan bakar padatatau garam cair (molten salt), prosescatulbatch atau proses kontinyu, sertamembatasi seberapa besar fraksi MAyang menjadi limbah. Fraksi MA inimerupakan bagian terpenting dariunsur-unsur yang ada karenakandungannya dalam limbah di atasbatas kelarutan MA di geosfir.Pengurangan lebih lanjut terhadapfraksi MA dapat dicapai denganmengoptimalkan P &T , da1am artimemilih kondisi terbaik untuk fasilitas

DE t'uldlnL.//1t'/1I1 Va( ~ Na.2.2(XX}

ARTIKEL

menggunakan proses AdvancedTRUEX. Suatu riset yang mendekati

proses sebenarnya menggunakanlimbah aktivitas tinggi telah dilakukandi Laboratorium "Hot" -FasilitasProses Kimia Tokai. Aktinida clanLantanida dapat dipisahkan darirafinatnya, serta penggunakan ligandonor type "lunak" (CYANEX 301murni clan ODP) menunjukkanpemisahan yang bagus pada Am/Eu.Porn penting lainnya adalah ekstraksisecara elektrolitik menunjukkan hasilyang mengesankan untuk memisahkanbeberapa logam tanah jarang termasukhasil belah aktivitas rendah.

Suatu program yang dinamakanNEWP AR T2-4) yang merupakan suatubagian daTi program kerangka kerjaEropa IV memfokuskan pada metodepemisahan Am clan Cm dalam ratinatPUREX (Pemisahan Np dimasukkanke dalam proses improved PUREX).Program ini dibagi dalam dua tahap,yang pertama adalah pengambilanaktinida clan lantanida dari hasil belah

menggunakan proses DIAMEX,sedangkan tahap kedua adalahpemisahan aktinida daTi lantanidamenggunakan proses CY ANEX.Suatu proses yang dinamakan sebagaiproses SESAME dapat ditambahkandalam program tersebut untukmemisahkan Am dari Cm. Suatukemajuan yang berarti telah dicapaipada proses DIAMEX untukmemahami kerja ekstraktanmalonamide mengambil aktinida clanlantanida trivalent sebagai senyawanitrat, clan penelitian menggunakanbahan aktif akan dilaksanakan dalamwaktu dekat. Suatu terobosan nyatatelah dilakukan oleh dua organisasi

independen mengenai kemampuan

proses clan kondisi terbaik untukreaktor atau ADS, yang selanjutnyaakan mempengaruhi radiotoksisitas di

tempat penyimpanan.Diskusi perbandingan proses

hidrometalurgi dan proses pyro-chemical telah dilakukan karena keduaproses tersebut masing-masing mem-punyai kelebihan clan kekurangan.Proses hidrometalurgi telah cukupdikenal untuk memisahkan Am, Cmclan lantanida sehingga ada

kemungkinan dapat dikembangkandalam skala prototype. Tetapi laporanterakhir dari suatu protOtype prosesP&T menunjukkan adanya batasanradiotoksisitas akibat adanyaakumulasi kebocoran dalam skemadaur ulangnya, sehingga pemisahandengan efisiensi yang tinggi sangatdiperlukan sekali. Di lain pihak prosespirometalurgi lebih muda dibanding

hidrometalurgi tetapi mendapatperhatian yang cukup tinggi akhir-akhirini. Proses ini mungkin lebih mudahdiadaptasi terutama untuk proses P &Tdengan multi daur ulang beriradiasitinggi serta pendinginan dengan waktupendek dari bahan bakar clan target,namun metode ini akan dibatasi olehpengurangan radiotoksisitas pada tahaptransmutasi.

Berikut adalah beberapa metodepartisi yang cukup menarik perhatianyang kemungkinan akan dikembangkanlebih lanjut.

Proses dual ekstraksi solven (dualsolvent extraction process) yangdiajukan oleh JNC(I) clan berdasar padapemisahan U-Pu-Np daTi larutandengan menggunakan metodeAdvanced PUREX, dilanjutkan denganproses pengambilan kembali Am danCm daTi limbah aktivitas tinggi

t'u/dinUI1t'/1/1 Vd ~ No..2.2tXJO [II]

ARTIKEL

CY ANEX 301 sebagai ekstaktan untukmemisahkan Am dan Eu dengan factorpemisahan 6000. Terobosan lainnyaadalah adanya senyawa BTP (pyridine-bis-l ,2, 4-tryazines) yang memisahkanAn(III)/Ln(III) dengan faktor pe-misahan Am terhadap Eu sebesar 140dari larutan asam nitrat berkonsentrasitinggi. Sebagai kesimpulannya, suaturasa percaya diri makin meningkatterhadap program NEWP ART untukmencapai tujuan proses industripemisahan MA yang efisien clanmodem.

Proses partisi 4 grup dikembangkanoleh JAERI(5), yaitu memisahkanlimbah aktivitas tinggi menjadi empatgrup: yaitu unsur transuraniummenggtinakan DIDP A, grup Tc-platinum (PGM), Sr-Cs dan gruplainnya. Efisiensi pemisahan dapatdicapai secara percobaan menggunakansimulasi lll..L W , clan basil estimasiterhadap seluruh proses partisimencapai atau melebihi target suatupengambilan kembali yang meng-hasilkan limbah aktivitas tinggitervitrivikasi yang setelah disimpanselama 1000 tahun dapat dibandingkandengan mineral yang mengandung 3 %uranium. Dalam pemisahan Am clanCm dari lantanida dapat dilakukanpengurangan konsentrasi lantanidasampai dibawah 25% dengan efisiensipemisahan 99,99% untuk aktinida.Ketahanan radiasi DID P A 7 kali lipatdibanding TBP, clan produk degra-dasinya tidak menimbulkan efek negatifterhadap ekstraksi TRU serta limbahsekundemya jauh lebih sedikit akibatberkurangnya kemampuan solven.Pemisahan menjadi empat grup mampumengurangi kuantitas limbah denganfactor 3,3 dibandingkan dengan

vitrifikasi HL W , clan volume limbahyang disementasi hanya 20% darilimbah yang ditimbulkan oleh prosesPUREX. Lebih dari itu, konsentrasiaktivitas a dari limbah yangdisementasi lebih rendah dibandingkandengan I GBq/ton sehingga mem-punyai kemungkinan untuk dibuang kepenyimpanan limbah tanah dangkal.Saat ini sedang dilakukan pengem-bangan penggunaan limbah HLL Wsebenarnya .

Aktivitas penelitian di Rusiadifokuskan pada nuklida pemancarpanas (Cs-137 dan Sr-90) meng-gunakan kobalt dikarbolid(6). Uji cobayang dilakukan menunjukkan suatubasil yang memuaskan dari segi prosesserta keselamatannya. Fasilitasekstraksi industri menggunakan kobaltdikarbolid dioperasikan selamabeberapa bulan di Mayak clan me-nunjukkan basil yang bagus meng-gunakan limbah HL W sebenarnya.Diskusi internasional sedang dilakukanuntuk memulai kembali prosestersebut.

Proses partisi pirokimia telahdiajukan oleh Jepang(7), Rusia(8) danRepublik Cek(9). Di Jepang, CRIEPImelakukan penelitian partsisi pirokimiamelibatkan denitrasi, klorinasi clanekstraksi multi stage. Pada proses inilebih daTi 98% logam alkali dapatdipisahkan di tahapan denitrasi.Hampir semua unsur-unsur lainterkonversi dari oksida ke kloridaakibat tahapan klorinasi. Eksperimenpemisahan dalam hat ill ekstraksiberkali-kali (multiple) juga dilakukandalam sistem LiCI-KCl/Bi, clan lebihdari 99% tiap TRU dapat diambil.Senyawa kimia yang dipakai di dalamproses, seperti gas klorin Cd, Bi, Ph,

[EJ t:'t/h'lntll1t'$ Vd ~ Na.2.2000

ARTIKEL

Li dapat didaur ulang. Sebagai hasilakhir, maka proses ini diperkirakanmenimbulkan limbah yang lebih sedikitdibanding dengan proses cair danhanya memerlukan suatu fasilitas yangrelatif sederhana/kompak. Tetapi perludiperhatikan berkenaan denganmasalah korosi dan masalah bahan-bahan dalam penggunaan di industri.

Di Rusia, penggunaan teknologireaktor garam leleh IMolten SaltReactor (MSR) dimulai pada tahun 70an(8). MSR ini dapat dikatakanmerupakan komponen kedua dalamdaur bahan bakar nuklir multi-strata,dimana MSR menginsenerasi sebagiandaTi plutonium bersama-sama denganMA, dan kalau diperlukan sebagianFP. Hasil daTi penelitian terakhirmenunjukkan bahwa proses MSRdengan PuF dan MA di dalam 2LiF-BeF cair merupakan konsep yangmungkin. Stabilitas radiasi daTi loopreaktor dengan bahan bakar garammolten menunjukkan bahwa garamfluorida mungkin dapat digunakan

sebagai bahan bakar pada suhu tinggi.Hasil eksperimen menunjukkan bahwatak ada gangguan atau penl1asalahanfisika maupun kimia terjadi untukmengaplikasikan MSR dan teknologibahan bakar yang mendukungnya.

Di Republik Ceko, daur bahanbakar kering untuk reaktor cepat telahditeliti secara mendasar(9). Metode ini,dikembangkan di bekas negaraCekoslovakia ditahun 70an dan SOan,penelitian berdasar pada perbedaanvolatilitas U, PU clan FP di dalambentuk senyawa fluoridanya. Suatuteknologi skala pilot, FREGAT-2,dibangun untuk verifikasi teknologifluorida melalui eksperimen daur ulangbahan bakar bekas daTi BOR-60. Saatini, penelitian dan organisasi industri direpublik Ceko bermaksud meng-gunakan pengala.mannya untuk pro-gram nasional pengembangan teknologitransmutasi.

DAFTARPUSTAKA

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

OZAWA. et al., "A New Reprocessing System Composed of PUREX andTRUEX 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, 25-27 November 1998.MADIC, C. et al., "NEWPART: A European Research Programme forMinor Actinide Partitioning", ibid.COURSON, O. et al., "Separation of Minor Actinides from GenuineHUW Using The DIAMEX Process", ibid.MODOLO, G. et al., "Actinides (Ill) -Lanthanides group separationfrom Nitric Acid using New Aromatic Diorganyldithiophosphinic Acids",Ibid.KUBOTA, M. et al., "Development of the Four Group PartitioningProcess at JAERf', Ibid.

DtJ~l//d/nL//1~AI1 Vd.? No.2.2(X:t:)

ARTIKEL.

[6]

[7]

[8]

[9]

ROMANOVSKY, V.N. et aI., "R&D Activities on Partitioning inRussia", Ibid.KINOSffiTA, K. et aI., "Estimation of Material Balance inPyrometallurgical Partitioning Process for TRUs from HLLW", Ibid.IGNATIEV, V.V. et aI., "Molten Salt Reactor Technology forPartitioning & Transmutation and Harmonisation of The Future NuclearFuel Cycle", Ibid.UHLIR, J. et aI., "An experience on dry nuclear fuel reprocessing in theCzech Republic", Ibid.

---0000000---

w t'lI/dIIJL//1C'/1I1 Vd ~ No..2.2axJ