ISSN/410-J99R
Prosiding Presenlasi IlIrIiah Dour Bahan Bokor Nuklir PEBN-BAT AN. Jakarta 18- J 9 Morel J 996
SEBUAH ANALISIS TERHADAP REAKTOR CEPAT UNTUK SISTEM DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR MAJU Marsodi., R.S. Lc'lsijo., Zuhair.., M. IyosR. Subki... .PusatPengembangan Informatika ..Pllsat ReaktorSerbaGuna ...Dcpllti PengkajianSainsDan Teknologi Nuklir
ABSTRAK Perkembangan teknoJogi nuklir pada saat ini tel all dilengkapi dengan penanganan terhadap dallf baJlan bakamya secara konvensional yaitu dengan tara pengolahan kembali dan pemisahan. Dal8l11 hal ini, reaktor cepat merupakan Sllatu pimnti yang dapat menangani daur bahan bakar nllklir secara tepat, karena reakor tersebut dapat mendaurulangkan bahan baker nukJir dan dapat menghasilkan energi. Komposisi bahan baker yang digunakan adalah sisa basil pembakaran reaktor tennal (LWR) dari 33 MWDff setelah waktu pendinginan 150 hari. Ke dalam reaktor tersebut juga dapat dimasukkaJl isotop-isotop lain dari tmsnumnilun, yang selanjutnya akan berfungsi ganda menjadi reaktor pembakar/tmnsmutasi (reaktor Bff). Dalam penelitian ini penanganan terhadap penggunaan bahan baker plutonium khususnya telah dievalua..,i dengan metlggunakan metode difusi 26-grup energi pada kondisi awal siklus (BOC) dan kondisi akhir siklu~ (EOC). Analisi~ ini dilakukan dengan menggunakan pendingin Na, Pb dan gas He. Dapat disimpulkan bahwa khu~u~ untuk plutonium, efektivitas penanganannya lebih baik biJa menggunakan pendingin ga~ He.
ABSTRACT At the recent timc~,the establi.rhnlc~nt of nuclear technologyhas readily been equipedwith conventionalnuclear fuel cycle,i.e. by reproce ing C?f sp(!ntfilel followed by partitioning. In this respect thefast reactor constitutesa device that can trc'at nuclc!arfu(!1 cycle appropriately becausethe reactor could recycle the nuclear and produce energy. 77Ieconlposition offilel us(~din the reactor is the conIposition of dischargedfuel of 33 MJfVIT -LWR after 150 days of cooling. Thi.r reactor could also be introduced with tmnsumnic isotope.!and therefore will becomea burningitrcm.rmutationreactor ( BIT rc~actor).In this research,the treatnlenton the use of plutonium ~s especially evaluated u.ring 26-groupdiffilsion nlethod either at the beginning of cycle (BOC)as well as at the end of cycle (EOC). Theana(v.ri.rU'C7.r p(!ifornl(!da.r.runlingthe use of sodiun, (Na), lead (Pb), and helium (He)gas. It ~s found that, especially.forpluto/fiunl. theeffectivern~.r.r of treatmentcould be achievedby usingHe gas coolant.
PENDAHULUAN Penggtlnaan sislcm encrgi nuklir menjadi scbuah aJlcrnatif dalam memperoleh Stlmber energi yang cukup mcmadai daJam memlnjang kebutuhaan akan cllergi untllk indllstrialisasi. Pada umllmnya penggllnaan sllmbcr energi terscbul adaJah mcnggllnakan scbllah reaklor nuklir yang scbagian besar adaJah dari jcnis reaktor bcrpendillgin air atall yang dikenal dcngan LWR (Light Wafer Reactor). Walauplln penggunaan sllmbcr energi bertenaga nllklir merupakan scbuah pilihan yang sampai saat ini dirasakan Cllkllp tepat dengan kemajllan tcknologi penunjangnya yang Cllkllp memadai, namun berbagai macam kelldaJa masih bcllim scJuruhnya dapat ditangalli khusllsllya dalam hat pengolahan sisa bahall bakar yallg dihasilkallnya. Pada saal sckarang illi, scbagian kcbulllhall listrik di IIcgaranegara industri khusllsnya dihasilkall oleh rc.'\ktor nukJir yang mana kcbanyak~1n mclIggtlnakan reaktor jenis LWR. DclIgan kala Jain bahwa jumlah sisa b~lhall bakamya adalah CUkllp banyak
dan bahkan di negara-negara tertentu melimpah, ini berarti bahwa kalau tidak dilakukan penanganan yang cukup memadai maka sisa bahan bakar tersebut akan sangat membahayakan bagi kelangsungan hidup manusia itu sendiri khususnya dari isotop-isotop (hasil belah) berwaktu paruh panjang seperti Plutonium. minor aktinida dan basil belah berwaktu paruh panjang lainnya (LLFPs, long-lived fission product). Oleh karena itu perlu kiranya diupayakan untuk mendapatkan sebuah piranti yang dapat menangani atau memanfaatkan kembali sisa bahan bakar yang dihasilkan oleh reaktor nuklir. Reaktor cepat dalam sistem daur ulang bahan bakar nuklir maju dapat berperan sebagai sebuah piranti yang dapat menunjang penggunaan scbuah sistem teknologi mlklir. Penggunaan reaktor cepat untuk mendaurulangkan bahan bakar nuklir mcrupakan langkah yang cukup tepat karena reaktor cepat ini menggunakan sistem bahan bakar yang terkandung dalam sisa bahan bakar L WR yang mana jumlahnya
321
,M).
Prosiding Presentasi Ilmiah Dour Bahan Bokor Nuklir PEBN-BArAN, Jakarta 18-19Maret 1996
sebandingdenganpenggunaanLWR. Penggunaan bahan bakar tersebuttentunyahams melalui tahap pengolahan kembali (reprocessing)yang mana setelahitu dilakukan pemilihan isotop-isotopyang akan digunakan kembali daD dilakukan fabrikasi bahan bakar reaktor cepat sesuai dengan komposisidisain. Tujuan utarna daTiriset ini adalah menjajagi kemungkinan untuk membangunsebuahreaktor cepat untuk dapat memanfaatkan kembali sisa bahan bakar dari L WR sebagaialternatif untuk mendaur ulangkan sisa bahan bakar terutama Uranium dan Plutonium karena reaktor cepat memiliki karakteristik yang sesuai dengan kebutuhantersebut. Surveyyang dilakukan dalam menentukanparameter-parameter yang mendasar daTi riset ini adalah menggunakanisotop U (U235, U-238) dan Pu (Pu-239,Pu-240,Pu-241 dan Pu-242). Disain reaktor yang digunakanadalah jenis reaktor cepat (fast reactor)dengankapasitas daya 3000MWt. Akhimya. dari hasil riset yang telah dicapai ini dapat diambil kesimpulan bahwa penggunaan sebuah reaktor cepat untuk mendaur ulangkan sisa bahan bakar nuklir khususnya Uranium daD Plutonium adalah baik dan laik dikembangkan dalam rangka mengefektifkan pengglmaan bahan bakar disamping juga dapat membantu dalam menangani masalah lingkungan. Reaktor cepat ini juga dimungkinkan dapat digunakan untuk membakar/ mentransmutc'lsi isotop-isotop lain yang terkandung dalam sisa bahan bakar L WR misalnya isotop-isotop berwaktu pamh panjang yang sangat berbahaya seperti MA (minor
actinides)dan LLFPs (long-livedfission product).
METODE PERHITUNGAN Reaktor cepat merupakan sebuah reaktor yang diharapkan dapat menjadi sebuah altematif yang baik daJam penggunaan kembali sisa bahan bakar dari reaktor daya jenis L WR Plutonium (Pu) daD Uranium (U). Reaktor tersebut didisain dengan menggunakan blangket dalam rangka untuk mendaur ulangkan sisa bahan bakar U-238 dari LWR menjadi Pu-239 yang akan digunakan sebagai bahan bakar pokok pada sebuah reaktor cepat daD juga dapat dipergunakan untuk mentransmutasi isotop-isotop lainnya seperti Pu-
238
menjadi Pu-239.
Evaluasi terhadap
transmutasi dari isotop-isotop lain juga dilakukan terutama pada isotop-isotop plutonium clan minor aktinida yang dalam hal ini dicampurkan secara homogen pada bahan bakar reakt9r tersebut. Sebuab evaluasi terhadap pengaruh spektrum neutron yang merupakan hal yang sangat penting
322
juga dilakllkan, karenapada reaktorcepatinterval energinyasangatlebar (dari daerahtermal sampai daerahcepat)baik untuk tangkapan(capture)atau pembelahan (fission) apabila dibandingkan dengan reaktor termal. Metode perhitungan reaktor ini dilakukan dengan menggunakan metode difusi multigroup I, sepertidiperlihatkan pada persarnaan berikut, karena perhitungan untuk disain re.1ktor cepat kebanyakan menggunakan metode difusi disamping juga bahwa metode difusi ini lebih sederhana dibandingkan dengan metode-metode lainnya. Multigrup energi tersebut diungkapkan dalam neutron per satuan volume per detik termasuk didalamnya kebocoran (leakage)
-D.v2cj1.
absorpsi (~.,; I) yang termasuk tangkapan (capture)dan fisi (~., = ~ 'I + ~ II) pindahan (removal) dengan hamburan elastis (>:...;.) daDhamburannon-elastis(>:,~ ;.)
.Persamaan
multigrupnyadiberikansebagaiberikut;
.(1)
dimana keff adalah faktor penggandaan dari keseimbangan antara neutron yang dihasilkan daD neutron yang hilang. Dalam analisis multigrup ini, perhitungan dilak\lkan dengan menggunakan 26-grup energi dari penampang lintang data nuklir untuk material reaktor cepat yang diperoleh dari Bondarenko2. Perhitungan ini dilakukan dengan menggunakan analisis 5.1tudimensi pada arab radial dengan geometri silinder. Evaluasi terhadap laju transmutasi dari isotop-isotop plutonium khususnya dilakukan dengan menggunakan perhitungan deplesi dengan perubahan reaksi berantai. Perhitungan deplesi tersebut dilakukan dengan menggunakan persamaan diferensial simultan dengan metode solusi numerik dari Runge-Kutta-Gill.
(i, j, k = I, 2,
(g =
2,
,G)
dimana Ni(t) adalah jumlah kerapatan atom ke i, Xsadalah fraksi daTi neutron yang dihasilkan pada setiap fisi, Tli adalah fraksi basil pembelahan atom ke i, fit adalah fraksi penyerapan neutron daTi k ke
Pros;d;ng Pr,s,ntas; IIm;ah Dour Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN. Jakarta 18-19 Mar,t 1996
i, Ai adalah konstanta peluruhan radioaktif dari atom ke i, al adalah penampang lintang atom ke i, M adalah jumlah total isotop dalam rantai pembakaran/transmutasi, dan G adalah jumlah energi grup. Model perhitungan yang dilakukan dapat dilihat pada diagram alir yang ditunjukkan pada gambar 1 di atas.
macam pendingin seperti sodium (Na), timah (Pb), dan gas helium (He). Dalam evaluasi ini hanya ditekankan khususnya pada analisis terhadap plutonium karena disamping plutonium dapat digunakan sebagai bahan bakar tetapi plutonium itu sendiri mempunyai waktu parnh yang panjang khususnya Pu-2391ang mempunyai waktu paruh kurang lebih 4xlO tahun sehingga memerlukan penanganan yang khusus. Dalam kesempatan ini juga dilakukan ana1isis terhadap bentuk spektrum neutron-nya baik pada kondisi awal maupun pada kondisi akhir siklus.
BASIL PERHITUNGAN DAN BAHASAN Analisis terhadap kemampllan reaktor cepat dalam menggunakan kcmbali sisa bahan bakar LWR dilakukan dengan mcnggtlnakan tiga Stan
Generation of 26-groups microscopic cross section data set
I
Setting fraction of MA & Pu fraction
5
one
ImenSlona
groups
model
Remain fraction of MA and fuel component in each group
Calculation
of BIT
Capacity
I..[~~~~
t = t +6t
]
NO
Garnbar
Diagram alir perhilllngan reaklor cepal dengan menggunakan metode difusi multi-grup.
Gambar 2 memperlihalkan hasil perhilungan dari bentuk speklrum neutron dan pengaruhnya terbadap laju pembakaran Pu pada kondisi awal dan pada kondisi akbir siklus. Dari basil evaluasi menunjukkan babwa bentllk spektrum neutron baik pada kondisi awal mallpl\l1 pada kondisi akbir siklus temyata tingkalan cnerginya tidak berbeda tetapi jllmlah kerapatan nclltronnya ada sedikit terdapat perbedaan seperli diperlih:ltkan
pada gambar 2.a. Perbedaanjumlah kerapatan neutron pada kondisi awal dengan kondisi akhir siklus adalah disebabkan oleh adanya kemungkinan tertransmutasinyaU-238 menjadi bahan bakar (pu-239) yang pada kesempatanini jumlah pertambahan bahan bakar-nya belum dievahlasi. Dan basil tersebutdapatJahdiambil kesimpulanbahwaevaluasikasar terhadapsebuah perhitungan reaktor khususnya yang berkaitan
323
Prosiding Presentasi /lmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BArAN.Jakarta 18-19Maret 1996
dengan laju pembakaranatau jumlah Pu yang telah digunakan dalam suatu siklus dapat dilakukan pada kondisi awal saja. tetapi untltk
evaluasi lebih detail terhadap neutronik. maka kedua kondisi baik perlu dilakukan. dilakukan evaluasi yang digunakan
awal siklus atau akhir siklus Lebih daTi itu disini juga terhadap jumlah Plutonium pada satu siklus seperti
diperlihatkan pada gambar 2.b. Seperti dapat dilihat pada gambar tersebut bahwa kerapatan neutron tidaklah
begitu berpengaruh terhadap
jumlah pembakaran Plutonium apabila dibandingkan dengan bes.1rnyapengaruh yang disebabkan oleh kenaikan tingkat energi daTi reaktor cepat seperti yang akan dapat dilihat pada evaluasi berikutnya yaitu evaluasi terhadap
pengaruh energi
neutron terhadap proses
pembakaran isotop Plutonium khususnya.
En (eV) Gambar 2. Bentuk spektnlm neutron dari sebuah reaktor cepat dengaJl bahan bakar metal clan pendingin Sodium dml [PuJ= 25 % dengan kondisi perbandingan bahan bakar, pendingin, dan material reaktor (F/C/S) = 0.35/0.43/0.22 pada kondisi awal clan akJlir siklus; a. hubungan antara jumlah kerapatan neutron dengaJl energi, b. Hublmgan aJltara jumlah Plutonium yang hilang baik terbakar atau tertransmutasi.
324
Gambar3 memperlihatkanhasil perhitungan dati bentuk spektrum neutron daD pengaruhnya terhadap laju pembakaranPu dengan pendingin yang berbeda yaitu gas helium (He), Ph, daD sodium (Na). Pada umumnya reaktor cepat mempunyaipuncak spektrumfluks neutron0.2 0.4 MeV. Spektrum tersebut akan sangat bergantung kepada penggunaanmaterial bahan bakar dan/ataupendingin khususnya. Dari hasil evaluasi menunjukkan bahwa bentuk spektrum neutron dengan menggunakan ketiga jenis pendingin ternyata memberikan pengaruh terhadap tingkatan energinya daD jumlah kerapatan neutronnya ada sedikit terdapat perbedaansepertidiperlihatkan pada gambar 3.a. Perbedaanjumlah kerapatanneutronpada ketiga jenis pendingin adalah disebabkanoleh adanya efek ke-elastisanatau efek moderasi dati ketiga pendingin tersebut. Misalnya pada bentuk spektrum neutron dengan pendingin sodium berbeda puncaknya dengan bentuk spektrum neutron dengan pendingin gas helium. Hal tersebut disebabkan oleh adanya perbedaan kerapatanyang cukup tinggi antara kedua jenis material pendingin tersebut,dimana pada jenis material pendingin gas helium kerapatannya sangatrendah sehinggaefek moderasinyasangat rendah apabila dibandingkan dengan jenis materialpendingin sodiummisalnya atau Pbyang dalam hal ini mempunyaike-elastisanyang lebih tinggi, tet.1pikeduajenis material pendingin metal tersebut kerapatannya cukup tinggi apabila dibandingkandengangas helium sehinggakedua jenis pendingin metal tersebutefeknya terhadap moderasineutron cukup tinggi. Dalam hal ini pengaruh kerapatan material pendingin atau bahkanmaterial reaktorsangatbesarpengaruhnya terhadap tingkat kekerasan spektrum neutron seperti diperlihatkan pada gambar 3.a. Gambar 3.a adalah hasil perhitungan yang diperoleh dalam bentuk spektrum neutron dengan menggunakan bahan bakar metal dengan komposisi (U-Pu-MA-Zr). Perhitungan tersebut dilakukan denganmenggunakankomposisiseperti hasil perhitunganpada gambar 2. Dari gambar tersebut dapatlah disimpulkan bahwa dengan mengglmakanpendingin gas Helium, spektrum neutron lebih keras pada tingkatan energi antara 0.4-0.8 MeV atau grup energi yang ke 6 dalam perhitungan26 grup energi, sedangkanspektrum neutron dengan menggunakanpendingin metal Na dan Pb hanya berkisar antara 0.2--0.4 MeV atau grup energi ke 7 dalam perhitungan grup energiyang sarna. Hal itu disebabkanolehkarena adanya efek yang cukup besar terhadap jumlah kerapatanmaterial
I
ProsidingPresenlasilImiah Dour BahanBakorNullir PEBN-BATAN.Jakarla /8-/9Marel /996
Oalam perhitungan laju pembakaran/ transmutasi yang dilakukan dengan analisis per energi grup seperti diperlihatkan pada gambar 2 daD gambar 3 di alas, jumlah fraksi laju pembakaran/ transmutasi dari masing-masing isotop dari seluruh tingkataJ\ energi tersebut ditunjukkan pada label 1. Seperti diperlihatkan pada label I, bahwa pengaruh dari pengerasan spektrum fluks neutron terhadap jumlah fraksi laju pembakaran/ transmutasi tersebut cukup besar, hat tersebut akan semakin efektif apabila dapat ditemukan sebuah metode untuk menaikkan tingkat kekeras.'\n spektrum fluks neutron pada sebuah
reaktor cepat sampai dengan sekitar 1 MeV, karena penampang lintang dari sebagian besar isotop Pu pada daerah tersebut lebih besar puluhan kali dibandingkan dengan penampang lintang pada daernh energi sekitar 0.2 MeV (umumnya daerah operasi reaktor cepat). Table
Frnksi MA yang terbnkarl tertransmutasi dnlnm reaktor cepat Bfr menggunakan bahan
bnkarmetal dWlpendinginNa. Ph,dan gasHe dcngankomposisiMA = 100/0
Eft (eV)
Garnbar 3. Bentuk spektrnm neutron dun seb\luh reaktor cepat dellgall mlhun bukur metal dull [Ptl)= 25 % dengan kolldisi peroolldingall bahan bakur, pendingin, dan material re.1k1or (F/C/S) = 0.35/0.43/0.22, a. h\lb\mgan antara jmnlah kerapatan lIelltron dengan energi, b. H\lb\mgan antara j\lmlah Plllloni\nn yang hilang baik terbakar atall tcrtransm\ltasi dengaJl mengg\l-nakan material pendingin Na, Ph, dan gas He.
pendingin gas He schingga faktor moderasinya jauh lebih kecil apabila dibandingkan dengan pendingin metal. Untuk mengetahui sejauh mana pengaruh sebuah reaktor yang mempunyai spektrum neutron ber-energi tinggi terhadap proses pembakarannya. maka disini juga dilakukan evaluasi terhadap jumlah Plutonium yang terbakarl tertransmutasi pada satu siklus seperti diperlihatkan pada gambar 2.b yang mana kerapatan neutronnya tidaklah begitu berpengaruh terhadap jumlah pembakaran Plutonium apabila dibandingkan dengan besamya pengaruh yang disebabkan oleh tingginya tingkat energi neutron seperti yang diperlihatkan pada basil perhitungan pada gambar J.b. Dari gambar tersebut dapat dilihat bahwa pada daerah energi sekitar 0.2 MeV jumlah laju pembakarannya ja\lh lebih tinggi pada penggunaan material pendingin gas He dibandingkan dengan yang lainnya. Hal tersebut juga terlihat pada daerah energi tinggi diatas 0.4
Bff fraction (-) P\I nuclide I Na coolant
Pb c001811t He gascoolant
239 PlI
0.171
0.182
Ql92
240 P\I
0.174
0.1&3
0.200
241 Pu
0.171
0.182
0.195
242 Ptl
0.172
0.183
0.199
Total
0.172
0.182
0.197
Dan hasil perhitungan dapatlah diambil kesimpulan bahwa untuk mendaur-ulangkan dalam hal ini dengan tara membakar/mentransmutasi khususnya Pu akan lebih baik apabila menggunakan reaktor cepat yang mempunyai spektrum tinggi. Untuk itu perlu kiranya mendisain sebuah reaktor yang mempunyai karakteristik khusus sehingga dapat mendaur-ulangkan Plutonium serta Uranium secara etTektif baik dalam pernanfaatan limbah demi untuk menghasilkan kembali energi ataupun unnlk menangini (membakarl mentransmutasi) limbah yang sekiranya dapat membahayakan apabila tidak dilakukan penanganan secarabaik. Dalam perhitungan ini, dilakukan juga analisis terhadap pengaruh pemuatan Pu pada laju pembakaran/ transmutasi Pu itu sendiri.
MeV.
325
Prosiding Presentasi /lmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BArAN. Jakarta 18-19 Maret 1996
Perhitungan ini dilakukan dengan menambahkan
jumlah pemuatan Pu sebagai pengganti pada pengurangan jumlah Uraniumnya. Seluruh perhitungan ini dilakukan dalam kondisi kritik seperti dijelaskan di atas, daD bahan bakamya diasurnsikan tercampur secara homogen di dalam bahan bakar reaktor cepat. Hasil perhitungannya diperlihatkan pada gambar 3. Laju pembakaran dari isotop tersebut pada umumnya adalah naik dengan kenaikan jumlah pemuatan Pu. Dari hasil
analisis, temyata penambahan Pu
tersebut
menyebabkan kenaikkan fluks netron yang mana menjadi penyebab pada naiknya laju pembakaran Pu, penambahan pemuatan Pujuga menyebabkan
bakar khususnya yang dihasilkan oleh L WR diperoleh beberapa kesimpulan sebagai berikut : I. Isotop-isotop basil belah dari L WR khususnya Pu merupakan isotop yang cukup berbahaya namun demikian Pu juga dapat digunakan sebagai bahan bakar pada reaktor cepat. Laju pembakaran/transmutasi Pu dengan sebuah reaktor cepat dapat ditingkatkan dengan memperkeras spektrum fluks neutronnya. Pengerasan spektrum tersebut dapat dilakukan dengan menggunakan jenis material pendingin gas He, karena kebanyakan isotop-isotop Pu khususnya mempunyai penampang lintang mikro yang besar pada daerah energi tinggi. 2. Reaktor cepat dapat menjadi sebuah altematif yang Sc'll1gatbaik karena disamping dapat mendaur-ulangkan sisa bahan bakar dari L WR
khususnya Uranium daD Plutonium untuk menghasilkan energi, reaktor tersebut juga dapat pula dimuati oleh isotop-isotop lain yang berbahaya seperti minor aktinida untuk dibakar/ditransmutasi menjadi isotop-isotop yang stabil. 3. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa sebuah
~ ~
j R
reactor
~
IP-M-) Gambar 4 .Laju
pembakaran P\I dengan variasi pel1ambahal1pemuataJIPu itu sendiri dalam komposisi perbandingan F/C/S =
0.325/0.455/0.220. Pu = 0.25 dari bahan
cepat
mampu
membakarl
mentransmutasi Pu sekitar 17.2 % per tahun, dan sisa bahan bakar reaktor cepat tersebutpun dapat dilakukan daur ulang kembali sehingga memungkinkan untuk mendapatkan sebuah manfaat yang lebih banyak daD besar karena disamping dapat menghasilkan energi reaktor cepat juga menghernat bahan bakar alam dan dapat membantu menciptakan lingkungan yang bersih daD arnan khususnya daTi efek limbah radioaktif berbahaya yang berwaktu paruh sangat panjang.
bakar metal.
adanya sedikit kenaikan pada spektrum fluks neutronnya. Dari hasil analisis didapatkan bahwa laju pembakaran/lransmutasi Pu dapal dilingkatkan dengan menambah jumlah pemualan Po itu sendiri. DaJam rangka pemanfaatan kembali sisa bahan bakar khususnya Pu dengan jumlah yang sangat besar yang akan dihasilkan oleh reaktor nuklir jenis L WR setiap tahunnya, perlu kiranya diambil langkah yang strategis yaitu dengan mendaur ulangkan sisa pembakaran/transmutasi
dalam reaktor cepat shingga diperoleh sebuah sistem pembangkit energi yang simultan.
SIMPULAN Hasil evaluasi terhadap sebuah konsep reaktor cepat untuk mendaur-ulangkan sisa bahan
326
DAFTARPUSTAKA 1. Waltar, A.E., Reynolds, A.B., 'Fast Breeder Reactor", Pergamon Press (1981) 2. Bondarenko, 1.1,'Group Constants for Nuclear Reactor Calculation", Consultant Bureau, New York (1964) 3. Mc Lane, V., Dunford, C.L., Rose, P.F., " Neutron Cross Sections", Vol. 2. Neutron Cross Sections Curve, Academic Press (1988) 4. Bultman, I.H., and C.L. Cockey and T. Wu, " Actinide Breeding and Burning in Metalic and Oxide Fuel ALMR Cores", Proc. GOBAL '93, Seattle (1993) 5. Wakabayashi, T., Ikegami, T., " Characteristics of An LMFBR Core Loaded with MA and RE Containing Fuel", Proc. GLOBAL '93, Seatle (1993) 6. Kitamoto, A., Marsodi, Mulyanto, 'Special Characteristics of Bff reactor for
Pro.fiding Pre.fenta.yi llmlah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN. Jakarta 18-19Maret 1996
Minimization of m..W and Hazard Index", Proc., SPECTRUM '94, USA (1994) 7. Marsodi, Mulyanto, Kitamoto, A., 'Concept & Optimization of BfT reactor in Nuclear Fuel Recycle System'" Proc., ICENES '93, TokyoJAPAN (1993) 8. Marsodi, Lasijo, R.S., Subki, M.I.R., 'Reaktor Cepat BfT sebagai Sebuah Alternatif terhadap Disposal m.. W dalam Penggllnaan Sistem Energi Nuklir'" Seminar ketiga Teknologi dan Keselamatan PL TN serta Fasilitas Nuklir, Serpong (5-6 September 1995)
TANYAJAWAB
1. As Natio Lasman .Komentar: Bahwasanya lambat atau cepat, sesuai dengan jumlah U-235 yang ada, negaranegara di dunia akan memanfaatkan reaktor cepat sebagai pembangkit energi/lislrik. Bila U-235 yang ada di dunia saat ini hanya dapat dikonsumsi selama 190 tahun lagi dengan membiakkan U-238 menjadi material fisi (pu), maka akan diperoleh penaikan lama waktu pembangkitan energi hingga lebih dari 11000 tahun. Masalahnya sekarang siapa yang menikmati energi tersebut " Jawabann)'a
isotop lain karena dia sudah menjadi unsur bcbas walaupun berasal dari isotop bekas. 3. Siti Amini .Pada kesimpulan (1) Pu merupakan berbahaya, ini adalah hasil kajian bukan analisis ybs. .Pemaluaatan EB bekas L WR untuk cepat, memerlukan reprocessing penyiapan EB-nya. Bagaimanakah praktis dan ekonomisnya ?
isotop teoritis reaktor untuk aspek
Marsodi .Pu merupakan isotop yang berbahaya ini adalah hasil kajian teoritis dan analisis para peneliti isotop ybs. bukan oleh penulis makalah ini ( dipakai sebagai pemyataan schab dan kalau sebabnya demikian maka langkahnya adalah demikian ) .Aspek praktis dan ekonomis mernang perlu dikaji lebih mendalam, dalam hal ini aspek yang ditinjau adalah kemUDgkinan pemaluaatan/ penggunaan kembali limbah radioaktif yang dihasilkan L WR sebagai salah satu langkah untuk sistem pembangkit energi yang bersih lingkungan (clean energy system) dan pemanfaatan untuk memperpanjang sumber energi.
adalah mereka yang mempunyai PLTN.
4. Nurokhim 2. Manvoto .Untuk mengoperasikan suatu reaktor, pertimbangan yang paling utama adalah aspek keselamatan/keamanan operasi rcaktor itu sendiri. Mohon Saudara jclaskan, mengingat berkas clemen bakar bekas telah mengalami perlakuan sehingga tidak sckuat seperti kctika masih segar. Bagaimana metoda untuk mengukur dan menctapkan bahwa EB bckas itu dapat dipakai di reaktor cepat. dipandang dari aspek keselamatan pemgoperasian reaktor cepat.
Marsodi .Untuk penetapan EB bekas perlu dilakukan reprocessing untuk memilih isotop-isotop yang akan digunakan (EB bckas tidak langsung digunakan). Mengenai aspek kesclamatan itu memang sudah jelas mcnjadi faktor penting dalam operasi reaktor. Aspck kcsclamatan dalam rcaktor cepat yang dimanraatkan untuk transmutasi tentunya harus discsuaikan dcngan standard keselamatan yang tclah ditentukan. Perlakuan bahan bakar bekas adalah harus direprocessing kemudian dipar/i/ioning untuk mengambil unsur Pu yang digunakan unhlk bahan bakar. Pu perlakuannya sepcrti halnya
.Mohon diperjelas model fisik, model matematik dan/atau metode perhitungan yang dilakukan. .Bagaimana status perkembangan sampai saat ini (metode ini) untuk pengolahan/transmutasi limbah radioaktif.
Marsodi .Model fisiknya adalah similar dengan model reaklor cepat umumnya, model matematiknya (perllitungan) dcngan menggunakan metode perhitungan multigrup dengan persamaan deplesi (bisa dilihat pada buku fast breeder reactor oleh Duderetadt. et al. atau buku-buku fast reactor lainnya). .Status perkembangan (reaktor tranmutasi) sampai saat ini masih dalam konsep penelitian dan transmutasi limbah radioaktif eks. TRU sampai saat ini masih dilakukan dengan metode yang lain dan yang yang menggunakan reaklor barn sampai memasukkan limbah radioaktif eks TRU tersebut ke dalam reaktor pembangkit energi yang ada sekarang. Jadi re.1ktor transmutasi (khusus) masih dalam konsep/ pcnelitian.
327
