Siklus bahan bakar nuklir: Perbedaan antara revisi
Konten dihapus Konten ditambahkan
k {{rapikan}} |
k →Konsep dasar: menghapus istilah yang sudah berpadanan |
||
| (11 revisi perantara oleh 6 pengguna tidak ditampilkan) | |||
Baris 1:
{{rapikan}}
'''Siklus bahan bakar nuklir''', disebut juga
==
[[Energi nuklir]] bergantung kepada material [[Fisi nuklir|fisil]] yang memungkinkan terjadinya [[Fisi nuklir|reaksi berantai]] dengan [[Neutron|netron]]. Beberapa contoh material tersebut adalah [[Uranium]] (U) dan [[Plutonium]] (Pu). Sebagian besar reaktor nuklir menggunakan energi kinetik netron pada skala menengah sampai rendah sehingga meningkatkan kemungkinan terjadinya [[Fisi nuklir|reaksi fisi]]. Kondisi tersebut memungkinkan reaktor untuk menggunakan konsentrasi [[isotop]] fisil yang jauh lebih rendah dibandingkan dengan isotop fisil yang dibutuhkan untuk [[senjata nuklir]]. [[Grafit]] dan [[air berat]] merupakan [[:en:Neutron_moderator|moderator]] yang paling efektif, karena bahan tersebut dapat memperlambat netron melalui tumbukan tanpa menyerapnya. Reaktor yang menggunakan air berat atau grafit sebagai moderator dapat beroperasi menggunakan [[uranium alam]].
[[Uranium]] merupakan sumber energi dengan kelimpahan sungguh sangat besar, yaitu
Sebuah [[Reaktor air bertekanan|reaktor air ringan]] (Light Water Reactor/LWR) menggunakan air seperti di alam, dan membutuhkan bahan bakar isotop fisil diperkaya hingga konsentrasi yang lebih tinggi. Secara khusus, reaktor ini menggunakan [[:en:Enriched_uranium|uranium diperkaya]] hingga 3 - 5% kandungan isotop [[:en:U-235|U-235]] yang tidak umum, satu-satunya isotop fisil yang ditemukan dalam jumlah yang signifikan di alam. Salah satu alternatif dari penggunaan bahan bakar uranium diperkaya-rendah adalah bahan bakar [[:en:MOX_fuel|oksida campuran]] yang dihasilkan dari pencampuran plutonium dengan uranium alam atau [[Uranium terdeplesi|uranium deplesi]]. Jenis bahan bakar ini memberi jalan terhadap penggunaan [[:en:Weapons-grade|plutonium berkadar senjata]] yang jumlahnya melimpah. Tipe lain dari bahan bakar MOX meliputi pencampuran LEU dengan torium yang menghasilkan isotop fisil [[:en:Uranium-233|U-233]]. Baik plutonium dan U-233 diproduksi dari penyerapan netron oleh [[:en:Fertile_material|material fertil]] [[iradiasi]] di dalam reaktor, dalam keadaan tertentu umumnya isotop [[:en:Uranium-238|U-238]] dapat dipisahkan dari bahan bakar bekas uranium dan [[torium]] dari bahan bakar bekas torium di dalam [[:en:Nuclear_reprocessing|pabrik daur ulang]].
Beberapa reaktor tidak menggunakan moderator untuk memperlambat netron. Seperti senjata nuklir, yang tidak menggunakan moderator atau disebut juga dengan neutron cepat, reaktor-[[:en:Fast-neutron_reactor|reaktor netron cepat]] tersebut membutuhkan konsentrasi isotop fisil yang jauh lebih tinggi dengan tujuan untuk menghasilkan reaksi berantai. Reaktor tersebut juga mampu [[:en:Breeder_reactor|membiakkan]] isotop fisil yang berasal dari material fertil; [[:en:Breeder_reactor|reaktor pembiak]] adalah salah satu reaktor yang menghasilkan material fisil lebih banyak daripada yang dikonsumsinya.
Selama reaksi nuklir di dalam reaktor, isotop fisil dalam bahan bakar nuklir dikonsumsi, menghasilkan lebih dan lebih [[:en:Nuclear_fission_product|produk fisi]], terutama yang dikategorikan sebagai limbah radioaktif. Pembentukan produk-produk fisi dan konsumsi isotop-isotop fisil pada akhirnya akan menghentikan reaksi nuklir sehingga menyebabkan bahan bakar menjadi bahan bakar bekas. ketik sejumlah 3% bahan bakar LEU diperkaya digunakan, [[bahan bakar nuklir bekas]] secara khusus mengandung kira-kira 1% U-235, 95% U-238, 1% plutonium dan 3% produk-produk fisi lainnya. Bahan bakar bekas dan [[limbah radioaktif]] tingkat tinggi lainnya sangat berbahaya, meskipun reaksi nuklir menghasilkan volume limbah yang relatif kecil dibandingkan dengan pembangkit listrik lainnya dikarenakan densitas energi yang besar dari bahan bakar nuklir. Pengelolaan keselamatan produk-produk samping energi nuklir tersebut, termasuk penyimpanan dan pembuangannya, merupakan persoalan sulit bagi negara yang menggunakan energi nuklir.
== Siklus ==
Baris 20 ⟶ 25:
Proses olah ulang dan daur ulang bahan bakar nuklir bekas merupakan sebuah opsi. Siklus bahan bakar nuklir yang tidak menerapkan proses olah ulang dan daur ulang pada ujung belakang disebut siklus bahan bakar terbuka atau ”open fuel cycle”. Sedangkan siklus bahan bakar nuklir yang menerapkan proses olah ulang dan daur ulang bahan bakar bekas disebut siklus bahan bakar tertutup atau ”closed fuel cycle”.
Siklus bahan bakar nuklir tertutup melalui daur ulang bahan bakar bekas tanpa melalui proses pemisahan plutonium telah menjadi pilihan utama pengembangan sistem energi nuklir
1. Penambangan dan Penggilingan
Baris 33 ⟶ 38:
Secara kasar, dibutuhkan sekitar 200 ton uranium agar sebuah reaktor daya 1000 MWe mampu beroperasi selama 1 tahun. Saat ini permintaan dunia akan uranium relatif stabil, yaitu sekitar 65000 ton/tahun.
2. Konversi
Tahapan selanjutnya untuk pembuatan bahan bakar nuklir adalah proses pemurnian dan konversi Yellow Cake menjadi serbuk uranium dioksida (UO2) berderajat nuklir. UO2 ini kemudian dikonversi lagi ke dalam bentuk gas uranium hexafluoride (UF6).
Baris 40 ⟶ 45:
Sedangkan untuk reaktor nuklir yang hanya mampu menghasilkan reaksi fisi berantai dengan bahan bakar uranium diperkaya, serbuk UO2 hasil proses konversi Yellow Cake perlu diubah ke bentuk gas UF6 sebagai umpan proses pengayaan (proses peningkatan kadar U-235 dalam bahan bakar uranium).
Konversi UO2 menjadi UF6 dilakukan dalam dua langkah proses. Pertama adalah mereaksikan UO2 dengan asam anhydrous HF hingga menjadi uranium tetrafluorida (UF4). Kemudian UF4 direaksikan dengan gas F2 sehingga terbentuk UF6.
Negara utama pengoperasi pabrik komersial konversi Yellow Cake – UF6adalah Kanada,
3. Pengkayaan
Baris 58 ⟶ 63:
Metode gas sentrifugasi lebih hemat energi dan dapat dibangun dengan unit yang lebih kecil dibanding metode difusi gas, sehingga metode ini lebih ekonomis dan secara komersial cepat berkembang.
Pabrik pengkayaan uranium di dunia pertama kali dibangun di Amerika Serikat dengan metode difusi gas. Beberapa pabrik pengkayaan modern yang berada di Eropa (
Beberapa tipe PLTN, terutama PLTN Candu di Kanada dan PLTN generasi awal dengan reaktor berpendingin gas di Inggris tidak memerlukan bahan bakar uranium diperkaya.
Baris 72 ⟶ 77:
Teras PWR 1000 MWe berisi sekitar 160 perangkat bakar. Total batang bahan bakar yang digunakan mencapai 42000 buah. Setiap batang bahan bakar kira-kira berisi 300 – 370 pelet UO2 yang masing-masing pelet beratnya 6 – 7 gram.
Pabrik perangkat bakar PWR terbesar di dunia antara lain adalah Westinghouse – USA dengan kapasitas produksi 1600 ton/tahun, Global Nuclear Fuel – Americas dengan kapasitas produksi 1200 ton/tahun, Ulba – Kazakhstan dengan kapasitas produksi 2000 ton/tahun, TVEL Elektrosal – Rusia dengan kapasitas produksi 1020 ton/tahun, TVEL Novosibirsk – Rusia dengan kapasitas produksi 1000 ton/tahun, dan FBFC –
Negara lain pengoperasi PLTN yang juga memproduksi perangka bakar adalah Jepang, Korea Selatan, China, India, Argentina, Brazil, Inggis (UK), dll.
Baris 85 ⟶ 90:
Untuk mempertahankan kinerja reaktor, sekitar sepertiga dari bahan bakar yang digunakan di dalam teras harus diganti dengan bahan bakar baru setiap satu tahun atau setiap 18 bulan.
6. Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas
Bahan bakar bekas sangat radioaktif serta mengeluarkan banyak panas. Untuk penanganan yang aman dan selamat, bahan bakar bekas yang baru dikelurakan dari reaktor disimpan dalam kolam khusus yang berada di dekat reaktor untuk menurunkan panas maupun radioaktivitas. Air di dalam kolam berfungsi sebagai penghalang terhadap radiasi dan pemindah panas dari baban bakar bekas.
Bahan bakar bekas dapat disimpan di kolam penyimpanan untuk waktu yang lama (sampai lima puluh tahun atau lebih), sebelum akhirnya diolah ulang atau dikirim ke pembuangan akhir sebagai limbah (penyimpanan lestari).
Alternatif lain, setelah tingkat radioaktivitas dan pemancaran panas bahan bakar bekas menurun drastis, bahan bakar bekas dapat dikeluarkan dari kolam penyimpanan dan selanjutnya disimpan dengan cara kering. Perisai radiasi yang cukup murah dan pendinginan alamiah yang bebas perawatan, menjadikan cara ini menjadi pilihan yang menarik.
7. Reprocessing (Olah Ulang)
Baris 98 ⟶ 103:
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,
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.
| |||