Air berat dalam wujud visual mempunyai kemiripan dengan air ringan (H2O). Pada temperatur sekitar 200C, D2O memiliki densitas sekitar 11% lebih tinggi daripada H2O, sehingga bobot D2O dengan volume 100 L menjadi sekiar 111 Kg.
Mengandung bahan fisil, pada awalnya hanya U235 Pada saat beroperasi akan bertambah bahan fisil lainnya, Pu Berbentuk padat. Panas dilepaskan oleh hasil fisi. Memiliki luar permukaan yang besar untuk pemindahan panas. Pada menjadi bahan bakar nuklir bekas mengandung produk hasil fisi.
Uranium awalnya berasal dari proses bintang yang akan mati, disebut stellar nucleosynthesis. Ketika bintang mati dalam suatu supenova atau planetary nebula, neutron dalam jumlah besar tercipta. Uranium terbentuk melalui penangkapan (capture) unsur besi dan unsur yang sama sehingga nomor atom meningkat dan unsur yang lebih berat dari besi diperoleh. Uranium tersebut masuk dalam interstellar clouds yang membentuk sistem tata surya dan menjadi bagian tertentu dalam formasi geologi bumi.
Konsentrasi rata-rata uranium di Earth scrust sebesar 2 ppm. Batuan yang mengandung asam, misalnya granit, memiliki kosentrasi yang lebih tinggi, sedangkan batuan sedimentary dan basic memiliki kosentrasi yang lebih rendah. uranite atau pitchblende (U3O8) merupakan bentuk yang paling banyak ditemmukan, terdiri atas campuran oksida UO2 dan UO3. Beberapa mineral uraium sekunder yang banyak dikenal, karena memancarkan cahaya (fluorensi) dan warna yang indah. Gummite, bentuk umum untuk limontie yang merupakan campuran oksidan uranium terhidrasi dengan Pitchblende pengotor, misalnya jenis phosouranylite (fosfat uranium terhidrasi) meliputi autunite, saleeite dan torbernite. Autunite
uraninite
torbernite
Metode yang paling sederhana dengan detektor GM mendeteksi sinar gamma pada deposit dipermukaan tanah diidentifikasi. Aerial reconnaissance, menggunakan pesawat terbang yang terbang dengan pola tertentu dan ketinggian rendah mendeteksi tingkat radiasi yang menandakan potensi bijih uranium. Melalui beberapa lubang pengeboran ujicoba untuk deposit yang berada di bawah permukaan tanah dan melakukan analisis geofisika untuk penentuan keberadaan uranium. Desain tambang dan estimasi biaya untuk penambangan uranium ditentukan berdasarkan kualitias bijih (ore grade), luas daerah (ore body size) dan kedalaman deposit. Selain itu operator juga mengadakan site survey untuk memperole data kondisi tanah, archaelogy, topografi, hidrologi, wildlife, vegetation, transport, dan tenaga kerja.
Jenis penambanga uranium yang dilakukan: Open Pit Underground In situ leaching
Penambangan Open pit dilakukan untuk deposit yang berada sampai dengan 100 m dibawah permukaan tanah. Dalam penambangan open-pit, air tanah yang terdapat pada tambang open-pit, dikeluarkan menuju ke badan air di permukaan, misalnya sungai, hal ini dapat menimbulkan kontaminan dalam air permukaan.
Hal yang menjadi perhatian dalam undergraound (bawah tanah) adanya gas radon yang merupakan hasil peluruhan uranium. Beberapa tambang bawah tanah memasang sistem ventilasi yang terdiri atas beberapa fan untuk memastikan udara segar tersedia secara memadai dan tingkat radon gas tidak melebihi nilai yang ditentukan. Tapi, sistem ventilasi tersebut menimbulkan kenaikan konsentrasi gas radon pada lingkungan di sekitar tambang dan membahayakan masyarakat di sekitarnya. Gas radon dari tambang merupakan lepasan zat radioaktif terbesar dalam daur bahan bakar nuklir yang bersifat berkala.
Fluida leaching (asam atau basa lemah) disuntikkan ke dalam tanah melakui sumur injeksi. Fluida yang diinjeksi (larutan asam/basa) akan melewati badan bijih dan bereaksi secara kimia. Fluida dan uranium terlarut kemudian dipompa ke permukaan. Fluida yang diinjeksi dapat terjebak di dalam tanah yang dapat mencemarkan air tanah.
Bijih uranium dari penambangan di hancurkan sehingga ukuran sesuai untuk proses berikutnya. Bijih uranium kemudian dicampur dengan air, menghasilkan slurry yang 50% padatan dan 50% air. Slurry tersebut menjadi masukan untuk process leaching (larutan untuk leaching misalnya H2SO4 dan NaCl03), NaCl03 mengoksidasi bijih uranium, hasil leaching terdiri atas uranium dan logam lain yang larut dalam asam sulfat. Proses pemisahan antara padatan dan larutan. Uranium diekstrasi dari larutan hasil pemisahan, biasanya menggunakan tributylphospate (TBP). Larutan Uranium hasil ekstrasi diendapkan, dalam bentuk suspensi, yang kemudian di umpankan ke dryer, sehingga produk akhir yellow cake (u308) diperoleh.
UO2
UF6
UF4
Proses konversi U308 menjadi UF6 memiliki tujuan antara lain: Mengeluarkan impuritas; dan Mengkonversi yellow cake menjadi bentuk kimia yang diperlukan untuk pengayaan. Proses yang secara komersial digunakan dalam konversi U308 menjadi UF6, antara lain: Dry Fluoride Volatility Process; dan Wet Solvent Extraction Process.
U3O8 H2+N2
Reduction
HF UO2
Hydofluorination
F2 UF4
Fluorination
Yellow cake direduksi dan direaksikan dengan amonia “craked” panas untuk menghasilkan U02 dalam reaktor bed fluidisasi, UO2 yang diperoleh direaksikan dengan HF melalui proses hidroflurination, untuk menghasilkan UF4. UF4 direaksikan dengan gas fluor (F2) dalam reaktor fluidisasi dengan temperatur yang mendekati 10000F. UF6 yang diperoleh dalam bentuk gas UF6. Pemisahan UF6 dengan komponen gas lainnya dilakukan dengan cara pendinginan sampai dengan temperatur -150C. Kemudian divaporisasi ulang dan didestilasi dalam 2 tahap untuk memperoleh UF6 murni. UF6 didinginkan kembali untuk membentuk kristal UF6 yang padat.
UF6
Distillation
Pure UF6
U3O8
HNO3
Digestion
Solvent
Sx
Heat
Denitration
H2+N2 UO3
HF
Reduction
Yellow cake, U3O8 dicampur dengan asam nitrat 40%, dalam tanki yang dipanaskan untuk membentuk slurry. Slurry diumpankan untuk proses ekstrasi uranium menggunakan 30% TBP. Kemudian hasil ekstrasi diendapkan, dalam bentuk endapan uranil nitrat (UO2(NO3)2) yang dimasukkan ke evaporator untuk ditingkatkan konsentrasi, sehingga diperoloeh komposisi uranil nitrat hekshidrat (UNH), selanjutnya ke dalam proses denitrasi untuk membentuk U03. UO3 dimasukkan dalam dua reaktor yang disusun secara seri, ke dalam ke dua reaktor tersebut diumpankan amonia yang telah dipecah. Produk akhir yang diperoleh hasil dari reduksi UO3 adalah UO2. UO2 direaksikan dalam reaktor bed fluidisasi yang dikontakkan dengan HF untuk menghasilkan UF4. UF4 yang diperoleh direaksikan dengan gas fluor (F2) untuk membentuk UF6.
F2
UO2
Hydrofluorination UF4
Fluorination
Pure UF6
Bahan bakar reaktor air ringan membutuhkan pengayaan uranium, sehingga kosentrasi U-235 sekitar 2-5%. Metode yang dikenal dalam proses pengayaan uranium, antara lain: Gas sentrifugal; Gas difusi; Aerodynamics; Pertukaran kimia (chemical exchange); Laser; Pemisahan plasma; dan Elektromagnetik. Pengayaan secara komersial untuk produksi bahan bakar reaktor air ringan, antara lain: Sentrifugal gas; dan difusi gas.
Prinsip sentrifugasi gas didasarkan bahwa gaya sentrifugal akan memisahkan U238F6 yang lebih berat di bandingkan dengan U235F6. UF6 diumpankan ke dalam silinder, silinder tersebut berputar dengan kecepatan rotasi yang sangat tinggi. UF6 yang ada di dalam ikut berputar dengan kecepatan yang sama dengan kecepatan silinder. Kecepatan rotasi tersebut menimbulkan gaya sentrifugal pada molekuls UF6 (U238F6 dan U235F6). Gaya sentrifugal menimbulkan perubahan distribusi densitas.
Komponen yang berputar Perangkat rotor lengkap; Tabung rotor; Ring atau bellows; Baffles; dan Top caps/bottom caps; Komponen statis Magnetig suspension bearings; Bearing/dampers; Molecular pumps; Motor stator; Centrifuge housing/recipient; dam Scoops.
Komponen yang berputar: Perangkat rotor lengkap, tergantung pada desain, panjangnya dalam rentang 30 cm – 10 m; Tabung rotor, silinder dengan ketebalan 12 mm atau kurang, beridameter 75 mm 400 mm, kuat dan ringan terbuat dari almunium high strength, maraging steel dan material composit; Rings atau bellows, untuk menggabungkan dua tabung rotor, tebal 3 mm atau kurang daan berdiameter sama dengan tabung rotor; Baffle, berbentuk disk, terdapat lubang di tengah untuk batang stasioner; Top caps/End caps berbentuk disk untuk penutup ujung tabung rotor.
Proses difusi berdasarkan bahwa gas yang melewati suatu membran yang memiliki diameter lebih kecil daripada mean free path molekul dalam gas maka dalam aliran berlaku hukum Knudsen. Hukum Knudsen menyatakan bahwa untuk suatu perbedaan tekanan, difusi berbanding terbalik dengan akar kuadrat dari berat molekul dalam gas. Untuk UF6, U235F6 lebih ringan daripadan U238F6, sehingga molekul U235F6 akan secara selektif melewati membran lebih banyak daripada molekul U238F6.
Membrane yang digunakan untuk difusi gas harus terbuat dari material yang tahan UF6. Nikel atau paduan (alloy) yang mengandung 60% atau lebih nikel; Alumunium oksida Al2O3. Umumnya berbentuk tabung dengan diameter kurang dari 25 mm Lubang pori memiliki ukuran sumikroskopik, yang tidak dapa di lihat langsung oleh mata manusia, 100-1000 A
Merupakan vessel berbentuk silinder, diameter lebih besar 30 cm, dengan panjang lebih besar 90 cm, dapat sangat besar ukurannya. Terbuat dari baja berlapis nikel, alumunium, atau monel.
Fabrikasi bahan bakar nuklir untuk reaktor air ringan terdiri atas: Konversi kimia UF6 menjadi serbuk UO2; Proses keramik yang mengkonversi serbuk UO2 menjadi pellet; dan Proses mekanik yang memasukkan pellet bahan bakar nuklir ke dalam batang bahan bakar dan dirakit untuk menjadi perangkat elemen bakar.
Metode konversi kimia UF6 menjadi UO2 terdiri atas: Kering UF6 dievaporasi dengan uap panas untuk membentuk uranil fluorida (UO2F2), Uuranil fluorida (UO2F2) ditambahkan amoniak untuk membentuk endapan (NH4)2U2O2. (NH4)2U2O2.dikalsniasi U3O8 yang selanjutnya direduksi menjadi UO2 dengan H2. Basah, antara lain: d.Proses ADU (ammonium diuranate), terdapat dua langkah yaitu: •Gas UF6 diinjeksikan ke dalam larutan amoniak sehingga terjadi hidrolisis dan terbentuk endapan (NH4)2U207. jumlah amoniak yang digunakan dalam proses ADU sangat berpengaruh pada pembentukan endapan, terlalu banyak amoniak akan menyebabkan endapan seperti gelantin, dan jika terlalu sedikit produk UO2 yang diperoleh akan sulit untuk dibentuk menjadi pellet. Endapan tersebut dikumpulkan dan dimasukkan ke proses pengeringan (dried) pada temperatur 1750C. •Pirolisis diterapkan pada temperatur 8000C, yang dilanjutkan dengan reduksi menggunakan hidrogen. e.Proses AUC (ammonium urnanyl carbonate) •Air yang telah didemineralisasi dan gas UF6, CO2, dan NH3 direaksikan berdasarkan persamaan UF6+5H2O+10NH3+3CO2->(NH4)4{UO2(CO3)3}+6NH4F •Endapan AUC berbentuk kristal tunggal berwarna kuning dengan ukuran 5µm. Endapan yang berbentuk diumpankan ke dalam tungku fludized-bed, didekomposisi dan direduksi menjadi UO2 dengan persamaan (NH4)4{UO2(CO3)3}+H2->UO2+4NH3+3CO2+3H2O •Produk UO2 yang diperoleh memiliki luas permukaan spesifik yang tinggi (sekitar 6m2/g) yang mudah disintering.
Jenis bahan bakar reaktor: Reaktor daya: Bahan bakar uranium oksida berbentuk ceramics, berbentuk pelet yang dimasukkan dalam tabung cladding, dan kadar pengayaan rendah. Reakor non daya (misalnya reaktor penelitian): Bahan bakarnya berupa paduan uranium/allumunium, dengan berbentuk plat dan kadar pengayaan tinggi. Fabrikasi bahan bakar untuk pellet uranium oksida menggunakan metode pembuatan ceramics , dengan pressing dan sintering dingin.
Proses pembuatan keramik pellet UO2 terdiri atas Pencampuran serbuk UO2 dengan bahan binder dan lubricant; Kompaksi dalam mesin press otomatis menghasilkan green pellet; Pemanasan untuk menghilangkan binder dan lubricant pada temperatur 600-8000C dalam suatu tungku; Sintering, pada tempertaur 1600-17000C; dan Grinding untuk mendapatkan diameter yang diinginkan.
Pellet yang dihasilkan diiperiksa dan di sortir. Selanjutnya pellet dimasukkan ke dalam cladding yang terbuat dari paduan zirconium atau stainless steel. Setelah cladding telah terisi dengan pellet, ke dalam dimasukkan gas helium dengan tekanan tinggi. Cladding selanjutnya diperiksa dalam beberapa rangkaian pengujian antara lain: kebocoran, verifikasi integritas sambungan, gamma scaning, dan inspeksi dimensi. Kontaminasi pada permuaan terluar dibuang
Dalam proses fabrikasi bahan bakar, UO2 disintering pada temperatur tinggi, yang menghasilkan densitas teori dari kristal tunggal sekitar 90%. Porositas yang ada dalam bahan bakar segar untuk mengantisipasi hasil fisi dan adanya perubahan struktur dan distribusi dalam bahan bakar. Porositas tersebut tersebar secara homogen dalam padatan sebagai pori-pori dengan bentuk iregular. Temperatur leleh dari UO2 sangat tinggi. Karena berpori (densitas rendah) keramik bahan bakar memiliki konduktivitas thermal rendah.
Kr dan Xe merupakan gas mulia, mempunyai sifat antara lain: Tidak larut dalam matriks bahan bakar nuklir, yang memungkinkan tidak terperangkap dalam struktur matriks bahan bakar, sehingga dapat terlepas dari bahan bakar dan menimbulkan tekanan berlebih pada cladding; dan Bahwa Kr dan Xe bukan padatan tapi gas, mengendap sebagai kantung udara (gelembung, dengan diameter kurang dari 1µm), memiliki konduktivitas thermal rendah (temperatur bahan bakar menjadi meningkat) dan mengakibatkan volume ekspansi bahan bakar menjadi lebih besar jika dibandingkan Kr dan Xe berbentuk padatan, dapat memicu terjadinya swelling dan adanya kontak bahan bakar dengan cladding.
Jika gas fisi mencapai ruang yang terkait dengan volume bebas dalam batang bahan bakar (fuel pin/rods) maka dapat dinyatakan gas fisi tersebut telah lepas. Pada temperatur rendah (kurang dari 1300 K, dalam bahan bakar, UO2), hanya gas fisi yang dekat dengan permukaan yang dapat terlepas. Mekanisme pelepasan antara lain: Recoil, langsung karena dalam fragment fisi energetic,kedalaman sekitar 10 m; Interaksi dengan fragmen fisi; Tumbukan cascade; atau Knock out, fission spike dengan atom gas statis dekat permukaan. Mekanisme pelepasan tidak dipengaruhi oleh temperatur, dan temperatur gradient. Totoal gas fisi yang lepas sangat kecil.
Pada temperature antara 1300 K sampai dengan 1900 K, gerakan atom gas dalam padatan menjadi penting, dan atom gas tersebut berdifusi ke permukaan yang mengakibtkan terjadinya lepasan pada permukaan. Atom gas yang terjebak (trapping) dalam struktur dapat berdifusi menuju grain boundary, dapat terlepas jika terdapat gelembung interganular jumlah bebas yang menimbulkan interlinkage sehingga mencapai pori yang terbuka; atau Terjadi pelemahan pada grain boundary yang menimbulkan stress pada bahan bakar sehingga bahan bakar mengalami crack. Pada temperatur lebih besar dari 1900 K, gelembung gas dan pori tertutup memiliki energi yang cukup untuk bergerak yang dipengaruhi oleh gradien thermal. Gas fisi terlepas jika rongga tersebut dapat mencapai crack atau terkait langsung dengan volume bebas.
Penyimpanan bahan bakar nuklir bekas dapat diklasifikasi menjadi: wet storage; dan Dry storage. Sedangkan lokasi untuk penyimpanan bakar bakar nuklir bekas, dapat diklasifikasi menjadi: Dalam tapak (at the reactor site); dan Luar tapak (away from the reactor site).
Wet storage merupakan jenis penyimpanan bahan bakar nuklir bekas yang paling banyak digunakan, dengan lokasi berada dalar tapak reaktor. Wet storage umumnya dalam bentuk kolam air (air ringan), penggunaan air karena murah, dapat dialirkan dengan sirkulasi alam, tameng radiasi, dan memudahkan dalam penanganan bahan bakar nuklir bekas. Wet storage terdiri atas: Sistem pendingin bahan bakar nuklir bekas untuk memindahkan panas yang dibangkitkan oleh bahan bakar nuklir bekas; Sistem cleanup untuk mempertahankan kejelasan optik dan membatasi aktivitas dari air sehingga tidak terdapat paparan yang berlebihan.; dan Pealatan untuk menangani bahan bakan nuklir bekas. Kolam air terbuat dari steel lined reinforced concrete. Air yang disirkulasikan dalam kolam mengandung boron. Susunan bahan bakar nuklir bekas diupayakan tidak tercapai kekritisan walaupun air yang digunakan dalam kolam tidak mengandung boron.
Dry storage menggunakan udara atau gas inert sebagai pendingin, misalnya He, CO2, untk mengurangi oksidasi yang terjadi selama penyimpanan bahan bakar nuklir bekas. Bahan bakar nuklir bekas perlu didinginkan selama beberapa tahun dalam wet storage sebelum dimasukkan dalam dry storage. Temperatur maksimum dari cladding bahan bakar nuklir pada saat dimasukkan dalam penyimpanan diharapkan sekitar 1750C. Perhitungan untuk dry storage dengan atmosfir gas inert termperatur cladding zircaloy dapat mencapai 4000C. Jenis dry storage, antara lain: Vaults Bahan bakar nuklir bekas disimpan dalam bangunan dengan beton sebagai tameng radiasi (atas/bawah permukaan). Panas dipindahkan oleh udara dengan berdasarkan konveksi alam atau paksa. Satu atau beberapa bahan bakar nuklir bekas disimpan dalam wadah yang terbuat dari logam.
Container (cask/silo) Sistem cask/silo dirancang modulat dan tidak terjadi lepasan selama penyimpanan. Cask/silos dapat disimpan dalam suatu bangunan atau berada diruang terbuka. Logam cask Kontainer yang sangat besar digunakan untuk pengangkutan, penyimpanan, dan dispoasl bahan bakar nuklir bekas. Strukturnya terbuat dari forged steel, nodular cast iron, atau steel/lead sandwich structure. Dalam kontainer terdapat wadah (Canister) untuk menjaga agar struktur bahan bakar nuklir bekas tetap utuh, dan subkiritis. Beton cask Struktur yang memiliki satu rongga, digunakan untuk penyimpanan, pada kasus tertentu untuk pengankutan bahan bakar nuklir bekas. Struktur dan tameng radiologik terbuat dari beton dengan densitas tinggi. Bahan bakar nuklir bekas disimpan dalam wadah logam yang didinginkan menggunakan konveksi alam. Silo Struktur beton mejadi tameng radiasi, di dalam silo terdapat vessel dari logam.
Peaturan Pemerintah yang terkait upaya keselamatan dan keamanan dalam daur bahan bakr nuklir antara lain: PP No. 33 Tahun 2007 tentang Keselamatan Radiasi Pengion dan Keamanan Sumber Radioaktif; PP. No.43 Tahun 2006 tentang Perizinan Reaktor Nuklir; dan PPNo. Tahun 2009 tentang Keselamatan dan Keamanan Instalasi dan Bahan Nuklir Peraturan Kepala BAPETEN yang terkait keselamatan dan keamanan dalam daur bahan bakar nuklir, antara lain: Peraturan Kepala BAPETEN N0.3 Tahun 2006 tentang Perizinan INNR; Peraturan Kepala BAPETEN No.10 Tahun 2006 tentang Laporan Analisis Keselamatan INNR; Peraturan Kepala BAPETEN No.11 Tahun 2007 tentang Ketentuan Keselamatan INNR; Peraturan Kepala BAPETEN No.2 Tahun 2005 tentang Sistem Pertanggungjawaban dan Pengendalian Bahan Nuklir; Peraturan Kepala BAPETEN No. 6 Tahun 2006 tentang Pelaksanaan Protokol Tambahan Pada Sistem Pertanggungjawaban dan Pengendalian Bahan Nuklir; Peraturan Kepala BAPETEN No. Tahun 2009 tentang Proteksi Fisik Reaktor Nuklir; dan Peraturan Kepala BAPETEN No. Tahun 2009 tentang Daftar Informasi Desain.
