ISSN 1410-1998
Prosiding Presenlasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN.Jakarta 18-19 Marel 1996
STATUS STSK DALAM KAIT ANNY A DENGAN DAUR DAHAN DAKAR NUKLIR M. Iyos R. Subki Deputi Bidang Pengkajian Sais dan Teknologi Nuklir
PENDAHULUAN Daur bahan bakar nuklir adalah semua aklivitas untuk memperoleh bahan bakar clan mengiradiasinya di dalam reaktor nuklir, scrta l1Cngc-lolaatl bahaJI bakar bekas tcrmasuk olah-ulang dat1 penyimpanan limbah basil belah yang diproduksi selama iradiasi di dalam reaktor Aktivitas-aktivitas di dalam daur bahan bakar nuklir (DBBN) dapat dibagi menjadi 3 bagianl, yaitu: I. Daur depal1 alau ujung depan DBBN (Front-end Fuel Cycle), yaitu aktivitas-aktivitas yang terjadi sebelwn bahan bakar diiradiasi. Aktivitas tersebut tennasuk: eksplorasi, penambangan clan pengolahan bahan galian nuklir (uranium), konversi menjadi l1F6. pengayaan isotop fisil U-235 (kecuali bahan bakar U-alami), clan fabrikasi menjadi elcmen hakar datI bundel elemen bakar. 2. Dallr tcngal1 atau In-core Fuel ('ycle, yailu aktivitas-aktivitas termasuk desain siklus bahan bakar clan iradiasi bahan bakar di dalmn reaktor, evaluasi reaktivitas clan kontrol, pelnrograman bundel bahan bakar dalam reaktor, analisis distribusi clara clan evaluasi kapabilitas teras. 3. Dallr belakang alau lIjung bclakatlg DBBN (Back-end Fuel Cycle), yaitu aktivitas-aktivitas yang melibatkan pengelolaan bahan bakar bekas tennasuk pemindahan daTi reaktor, pengirim811 clan penyimpanan bahan bakar bckas, olah-ulat1g bah811bakar bckas unluk memisal1kan unslir-linsur hasil-belah clan lll1Sllr-Unsur transllranium (TRU) serta pcngolahml dan pcnyimpananlimbah. Dari segi ckonomi, dmJr bahan bakar nuklir adalal1 komponen yang sa11gatpenling, karena kontribusinya dapat mencapai 60% biaya °l1Crasi unlllk reaktor riset dat1lebih daTi 20 % daTi biaya prodllksi listrik PL1N. Dalam Siudi Tapak dan Silidi Kclayakan (STSK) PL1N telah dipelajari kebijaksanaan- kebijaksanaan atau stralegi-strategi yang perlll dipilih, lerutama yang ruenyangkut lUlll1g deraIl clan ujung belakang DBBN sehubungan dengan renCat1apcmbangunat1 dan l1Cngopcrasiat1PL1N di h1donesia Yat1gdiperkirakan mencapai 7000 MWe daTi jenis reaktor air ringat1 (LWR. Light fJlah!r Reactor)2.
STRATEGI UJUNG DEPAN DAUR BAHAN DAKAR NUKLIR
bakar selama kira-kira 7 tabun operasi PLTN 7000MWejenis LWR.
1
Dengan harga U-alami di pasar internasional sekarang yang cukup rendah, maka pengembangan infrastruktur yang diperlukan
Penycdiaan Uranium Alami
Oi Indoncsia, aktivitas dal~\m bid~\ng pcnyedi~\an ur~\nillm alami (U-al~lmi) masih sangat terbatas dan k~lpasit~\snya S(\ng~\tkccil karena hanya lmtllk makslld pcnclitian. Eksplorasi yang tclah dilakllkan tclah mcndapatkan cadangan Ualami yang diperkirakal1/ditaksir bcrjllmlah 11.780 ton U3Ogatau sciara dengan 10.000 ton U di Kalimamtan Barat. Kcm~\mpllan pcnambangan uranillm yang dilaksanakan olch PPBGNBAT AN masih sckit~\r 600 ton bijil1/t~\hlm. sedang pengolahan bijih IIranium di Lemajung Kalimantan Bar~lt masih dal~\m skala pilot dengan kapasitas 100 kg yellol.'cake/bllian. Pada waktu yang akan d~\t~\ng,pabrik pcng-olahan tersebllt dircncanakan akan ditingkatkan kapasitasnya mcl1jadi 400 kg yellol"cake/h~\ri (sekitar 120 ton U/tahlln). yang d~\pat memasok setiap tahlm sekitar 10% dari keblltllhan pcngisian b~\han bak~\r lmtllk 7000 MWc LWR2. Juml~\h cad~\ngan 10.000 ton llranillm yang dipcrol~lh di K~\limantan Barat Cllkllp lmhlk mcm~\sok pcngisian bahan
untuk pertambangan komersial tidak akan menguntungkan jika tidak tersedia deposit bijih dengan jumlah daD kadar yang sangat tingi. Tetapi. kebutuhan dunia akan U-alami saat ini melebihi kapasitas pemasokan (suplai) yang
secara terns menerns menurnnkan kelebihan inventori dari pemakai daD produsen yang rencananya akan dikeluarkan pada sekitar tahun 2010. Oleh karena itu, Indonesia sebaiknya menggunakan cadangan U-alami domestik untuk memasok sebagian kebutuhan bahan bakar selama mungkin karena alasan terbatasnya jumlah cadangan U-alami domestik daD daya penawaran (bargaining power) untuk pembelian daTi luar
negeri. Pada kapasitas yang direncanakan sekitar 120 ton U/tahun, 10.000 ton uranium dari Ualami domestik akan dapat menjaga pemasokan scbagian kcbutuhan sclama lebih dari 70 tahun2 13
Prosiding PresentaJi /lmiah Dallr Baho/t Bakor Nuklir PEBN-BArAN. Jakarta 18-19Maret 1996
1
Konversi
Proses konversi yellow cake sampai men-jadi UF6 untuk pengayaan, di BAT AN barn dilakukan
studi prosesnya. Rencana yang akan datang kapasitas U-alami domestik adalah sekitar 120 ton U/tahun. Ditinjau dari aspek ekonomi, pabrik konversi seharusnya berorde 3000 ton U/tahun2 . Oleh karena itu pemba-ng1man pabrik konversi domestik tidak akan layak.
J
Pengayaanu1JS
Kebutuhan pengayaan per tahun untuk rnernasok pengisian bahan bakar PL TN 7000 MWe jenis L WR akan kurang daTi 1 juta SWU (1000 ton SWU). Pembangunan fasilitas pengayaan kornersial di Indonesia untuk waktu yallg akan datang secara teknoekonomi diperkirakan tidak akan layak. Hal ini didasar-kan pada kenyataan seperti contoh bahwa pabrik pengayaan kornersial Rokhasho-Mura di Jepang yang mulai beroperasi kornersial pada bulan Maret 1992 dengan total biaya konstruksi ¥ 250 rnilyar, dinyatakan bahwa biaya per unit pengayaan jauh lebih tinggi daTi pada harga pasar internasional. Jepang berani rnembangun pabrik pengayaan tersebut didasarkan pada kebijaksallaan nasional Jepang, bahwa Jepang ingin mengembangkan suplai bahan bakar domestik sendiri melalui daur bahan bakar yang independent. Oleh karena itu waJaupun tidak ekonornis. Jepang tetc1p rnernbangun pabrik pengayaan. Oi samping itu, bagi Indonesia ketidakIayakan pembangunan fasilitas pengayaan komersiaI terutama disebabkan oleh belum cukupnya penguasaan teknik industrial dan juga biaya investasi yang 5.'\ngat tinggi. Lagi pula teknologi pengayaan adalah sulit daD tidak ffiWlgkin akan diperoleh alih teknologinya mengingat teknologi ini dianggap suatu bagian daur bahan bakar nuklir yang sangat sensitif dari titik pandang nonproliferation.
4
Dalam bidang fabrikasi selalu acta persaingan di antara para fabrikator, tetapi bidang ini adalah langkahpertamadari produksi domestiksepertiyang dilakukan oleh Jepangdan negara-negaralain, karena fabrikasi merupakan bidangyang kritis dari segikelangsunganoperasi reaktor. Kebutuhan fabrikasi bahan bakar untuk pengisian bahan bakar PLTN 7000 MWe jenis LWR adalah sekitar 180 ton U/tahun. Pengembangan fasilitas fabrikasi untuk memenuhi kebutuhan ini akan ekonomik berdasarkanpada kapasitas fasilitas-fasilitas fabrikasi di negaranegara lain seperti Jepang, Korea dan Spanyol yang. rnempunyaikapasitasfabrikasi sekitar 200 ton U/tahun. Berdasarkanuraian di atas, maka hanyalah bidang kegiatan fabrikasi (termasuk rekonversi) saja yang sebaiknyadipilih sebagaibidang yang paling memberi harapan baik sebagai langkah pertamadalam pengembanganujung-depandaur bahan bakar nuklir untuk PLTN yang akan datang Pengembanganfasilitas fabrikasi domestik untuk pemasokanbahan bakar PLTN berdasar skenario pembangunan PLTN terdiri alas 2 altematif. sebagaiberikut:
600 MWe
2004 2006
Rekonversi daD Fabrikasi
Pelayanan domestik sekarang mampu memasok elemen bakar dan elemen kendali untuk RSG-GAS (MPR-30). Fabrikasi prototip elemen bakar untuk reaktor daya sedang dilakukan. Berdasark.w pada pengalamian tersebut dan rencana yang sedang dilakukan, maka pengembangan infrastruktur domestik diperkirakan akan rnampu mengambil bagian da1am rekonversi daD fabrikasi bahan bakar untuk PL TN, waJaupun pelayanan domestik untuk fabrikasi elemen bakar PL TN rnasih
14
memerlukan peralatan utama, lisensi dan alihteknologi dari luar negeri. Begitu juga komponen-komponen pendukungseperti zircaloy dan stainless steel derajad nuklir masih perlu diimpor. namun hal itu semua tidak menyebabkan adanyarintangan-rintangansejauh komponen-komponentersebutatau bentuk dasar komponen-komponen tersebut tcrsedia di beberapapemasok.
2008 2012
1
,2014 ,!
"."'2016" Total
900 MWe
"
::::::::::::~Q§::¥W:~:::::::::::i 900 'MWe
I i~
600 MWe 600 MWe
x 2 x 2
j
§.~..¥.~.~.~..~ 600 MWe
x
,
600 MWe
x 2
"..,.~9).Q.,l ,
"'
7200 MWe
2
:
I
1
900 900 MWe MWe
,
,
ii
,
,
!
900 MWe1 900 MWe1 900'
MWe'-.'-.'
x 2
7200 MWe
Dengan asumsi tipe reaktor adaJah PWR. maka kebutuhan bahan bakar dapat dihitung, seperti dapat dilihat pada gambar-l daD garnbar22, Setelahtahun 2015 kebutuhanuntuk isi-ulang (reload) bahan bakar PLTN akan berjumlah
Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BArAN. Jakarta 18-19Maret 1996
sekitar 150-180 ton U/tahun unluk alternalif -I. daD sekitar 120-160 ton VI tahun unluk alternatif-2. Dalam hat ini diantisipasi bahwa semua pengisian awal bahan bakar dilakukan oleh Vendor karena terkail eral dengan masalah garansi UJ1juk kerja PLTN. Oleh karena itu. kapasitas fabrikasi 200 Ion Vltahun akan mencukupi untuk memasok pengisian ulang (reload) bahan bakar unluk mendukung operasi PL TN yang direncanakan sesuai dengan skenario di atas. Selanjutnya melalui suatu evaluasi ekonomi, alternatif-2 diadopsi sebagai suatu alternatif dasar. karena mcnunjukkan kebuluhan bahan bakar unllik pengisian ulang yang lebih rendah.
proliferation yaitu berkaitan dengan penyalahgunaan untuk pengembangan senjata nuklir. Hal ini adalah faktor utama dalam keputusan beberapa negara untuk tidak melakukan olah-ulang. Seluruh dunia, telah menyatakan perhatiannya bahwa pemisahan unsur dalam daur olah-ulang dan mengisolasi bahan fisil, terutarna Pu dapat dialihkan oleh negara-negara kelompok teroris untuk membuat senjata nuklir. Mengingat haI tersebut, beberapa negara telah memutuskan untuk melawan daur tertutup untuk kemajuan program daya nuklir mereka. Betapa sensitifnya persoalan ini ditunjukkan oleh peristiwa barn-barn ini (Desember 1992), dunia digemparkan adanya misi pengapalan bahan plutonium Jepang (dari
Perancis ke Jepang)yang mendapat tanggapan STRATEGI UJUNG BELAKANG BAHAN BAKAR NUKLIR
DAUR
ProsesOlah-ulang Bahan Bal<arBekas Strategi DBBN Indonesia saat ini adalah "strategi daur terbuka sampai beberapa dekade setelah operasi PLTN pertama". Oleh karena itu dalam bidang olah-ulang, kegiatan yang dilakukan hanyalah dalam tingkat Shldi proses. Pemilihan sistem daur terbuka atau daur tertutup dapat dipahami dengan uraian berikut. Mula-mula tujuan di balik konsep daur tertutup adaJah unhlk mendaur-ulang plutonium (Pu) dan uranium (U) basil proses olah-ulang ke dalam reaktor jenis pembiak cepat (FBR. fast breeder reactor). Tetapi karena keterlambatan dan pembataJanprogram FBR di beberapa negara, maka bahan-bahan fisil (Pu daD U) tersebut di daur-ulang ke dalam reaktor termal dalam benhlk bahan bakar campuran oksida (MOX. mixed oxides). Pada saat ini daur-ulang ke dalam reaktor termal sedang dilaksanakan di Belgia, Perancis, Jerman, Jepang, Swis dan Uni Soviet
dabulu. Pemilihan strategi unluk tidak melakukan olah-ulang bahan bakar bekas adalah keputusan yang kompleks dengan memperhatikan banyak aspek, termasuk aspekekonomi, safeguards daD aspek teknik. a.
aspek ekonomi Ditinjau dari aspek ekonomi. sistem daur terbuka adalah lebih disenangi (lebih favorable) dari pada daur tertutup daD dapat berjalan secara berkesinambungan sampai beberapa dekade.
b.
aspeksafeguards Salah satu persoalanutama mengenaiolahulang yang sering disebut memberatkanadalah
daD tantangan serius dati negara-negara yang perairannya akan dilewati. c.
aspek teknik Indonesia saat ini tidak mempunyai rencana untuk memanfaatkan Pu di daIam reaktor pembiak cepat (FBR) di mana Pu dapat digunakan secara efisien. Oleh karena itu pemungutan Pu dapat. digunakan sebagai bahan bakar campuran oksida (MOX) dalam reaktor jenis LWR. Dalam hal ini pemllngtltan Pu dapat memanfaatkan jasa olah-ulang yang ada di luar negeri.
Penggtmaanbahan bakar MOX di dalam reaktorjenis L WR memerlukanadanyabeberapa modifikasi, karena koefisien temperatur negatif bahan bakar MOX lebih besar dibandingkan koefisien temperatur negatif bahan bakar UO2. Beberapacontoh modifikasi untuk reaktor jenis PWR adalah penambahanworth batang kendali dan menaikkan konsentrasiboron dalam kolam penyimpatianbahanbakarbekasdaDECCS tanks. Bahkan dengan modifikasi tersebut, rasio maksimum dari pada bahan bakar MOX dalam teras reaktor juga masih hams dibatasi sampai sekitar 1/3 teras (core). Hasil pemungutanPu melalui Prosesolahulang,. selainberupabahan fisil Pu239 juga berupa Pu fisil PU241 yang meluruh denganwaktu-paruh 14,4 tc1hun menghasilkan Am241 yang memancarkansinar y kuat. Oleh karena itu lamanya penyimpananbahan bakar bekas akan menyebabkanhilangnya bahan fisil dan kesulitan fabrikasi bahan bakar MOX. Dengan alasan tersebut, pada 5ac1t ini di Perancis sedang dibangun fasilitas fabrikasi bahan bakar MOX yang akan dapat menerima Pu hanya sampai 5 tahun setelallprosesolah -ulang. Oleh karena itu, jadwal olah-ulang sebaiknya dikembangkan denganseksamasesuairencana penggunaanPu, 15
ProsidingPresenlasillmiah Daur Bahan BakorNuklir PEBN-BATAN.Jakor/a/8-/9Marel /996
limbah
sehingga dapat mengurangi biaya penyimpanan bila dipilih strategiuntuk melakukanolah-ulang.
tempat pembuangan akhir).
Fasilitas olah-ulang akan menghasilkan limbah aktivitas tinggi (limbah vitriflkasi) yang hams disimpan menggantikan bahan bakar bekas itu sendiri. Selain itu. olah-ulang juga menghasilkan limbah-limbah barn seperti: zirkonium yang tidak terlarnt. limbah kering hasil evaporasi dan limbah cairo dan limbah padat yang lain yang tidak dihasilkan dalam sistem daur terbuka. Limbah-limbah tersebut memerlukan pengolahan daD penyimpanan. Seperti halnya
Penyimpanansementara limbah aktivitas rendah(LL W) dan sedang(IL W) dapatdilakukan di lokasi PLTN selama 10-20 tahun, baru kemudiandisimpandi tempatpenyimpanantanah dangkal (shallow land burial sites) daJamjangka palljang.
teknologi pengayaan. proses olah-ulang juga merupakan teknologi yang belum dikuasai. Alih teknologi daD kerjasama intemasional dalam bidang ini sangat dibatasi karena olah-ulang bahan bakar bekas dianggap suatu bagian dalam daur bahan bakar yang sangat sensitif dari titik pandang non proliferation seperti halnya
pengayaan. 2
PengelolaanLimbah Radioaktif
Pengelolaan limbah aktivitas rendah dan aktivitas sedang Limbah aktivitas rendah (LLW. Low Level Wastes) daD aktivitas sedang (ILW. Intermediate Level Wastes) yang dihasilkan selama pengoperasian daD pemeliharaan PL TN dapat berupa limbah gas, limbah cair daD limbah padat. Pada umumnya limbah-limbah tersebut terkontaminasi oleh radionuklida-radionuklida hasil-belah. Limbah-limbah tersebut hams dikelola melalui proses-proses:
(penyim-panan
Di Perancis, Kanada, Inggris dan Arnerika Serikat, penyimpanan dengan teknik penguburan tanah dangkal telah dilakukan. Prinsip dasar keselamatan dalarn penyimpanan adalah bahwa limbah hams diisolasi dari lingkungan selama masih berbahaya. Di beberapa negara. merencanakan penyimpanan akhir limbah LL W daD IL W dalam fasilitas yang lebih mahal. Scbagai contoh di Jerman, sedang berlangsung perijinan untuk menggunakan bekas pertambangan (the abandoned Konrad Mine) dengan kedalaman 1300 m, untuk penyimpanan akhir limbah LLW daD ILW. Di Swedia (yaitu ill Formark), limbah LLW daD ILW disimpan di bawah batuan kristalin dengan kedalaman 60 m.
a.
1. Reduksi volum dengan tara kompaksi, evaporasi atau insinerasi. Untuk limbah gas dan cair, sebelumnya hams dilakukan transfer radionuklida ke dalam bed filter, charcoal atau resin penukar ion. 2. Solidifikasi dan imobilis.1Si dalam drum, serta pencucian. 3. Penyimpanan sementara untllk memberikan waktu pelumhan. 4. Penyimpanan akhir di tempat penyimpanari bawah tanah. Proses-proses tersebut relatif tidak mahal terhadap harga daya listrik yang diproduksi dan juga secara teknis tidak sulit. Walaupun demikian ditinjau dari aspek sosial dan politik. hal ini cukup memperlambat pembangunan dan operasi fasilitas penyimpanan akhir. Oi bebe-rapa tempat. oposisi lokal sering tcrjadi dengan Scwgat emosional menolak daerahnya digtmakan sebagai
16
Banyak negara yang aktif melakukan pertukaran informasi teknis melalul IAEA dan OECD/NEA, serta kerja sarna bilateral atau
kontrak dengan negara-negaratertentu. Dalam hal ini diperoleh konsensus tentang prinsippritisip umum pengelolaan limbah redioaktif. Salah satu perjanjian yang diselenggarakan oleh 15 negara di Paris pada September 1992 telah disetujui untuk larangan total terhadap pembuangan limbah nuklir di Samudra AtJantik Utara dan Laut Baltic sampai tahun 2007(5). b. Pengelolaan limbah aktivitas tinggi (Ill. W) Pengelolaan limbah aktivitas tinggi (In. W = High Level Wastes) terdiri dari aktivitasaktivitas yang berhubungan dengan bahan bakar bekas setelah dikeluarkan dari reaktor, penyimpanan sementara dan penyimpanan akhir, dengan atau tanpa olah-ulang. Penyimpanan Sementara. .Bahan
Bakar Bekas BerdaSc1rkan pada kebijaksanaan Indonesia yang akan menerapkan strategi daur terbuka (tidak melakukan proses olah\JIang) untuk beberapa dekade setelah beroperasinya PL TN pertama. maka limbah aktivitas tinggi (HL W) berarti bahan bakar bekas it\J sendiri. Bahan bakar bekas hams
ProsidingPresentasillmiah Daur BahanBakor Nuklir PEEN-BATAN, Jakarta 18-19Maret 1996
disimpan untuk beberapa dekade (20-90 tahun) sebelum penyimpanan akhir. Penyimpanan sementara bahan bakar bekas dapat dilakukan di dalam lokasi reaktor (AR site = At Reactor S'ite) atau di fasilitas yang dipusatkan secara terpisah di luar lokasi reaktor (AFR site = At away from the Reactor). PL TN yang diusulkan Indonesia semuanya disertai ketentuan untllk penyimpanan bahan bakar bekas di lokasi PLTN untuk kapasitas 25-40 tahun. Teknologi penyimpanan bahan bakar bekas telah berkembang sclama lebih dari 40 tahun. Pada umumnya penyimpanan dilakukan dalam kolam berisi air, tetapi akhir-akhir ini teknik penyimpanan kering tclah diperkenalkan untuk penyimpanan dalam jangka waktu yang lebih lama. Dcngan meningkatnya jumlah ballaD bakar bekas memaksa perlunya peningkatan kapasitas tempat penyimpanan. Untuk memenuhi keperluan tersebut, beberapa konsep teknik penyimpanan telah dikembangkan. antara lain adaJah : re-racking of exi:..ting pool dan out of pool dry storage (penyimpanan kering di luar kolam) dengan menggtll1akan ca:,'k. voult (ruang bawah tanah) atau concrete silo (gudang beton tertutup). Pada umumnya penyimpanan bahan bakar bckas ditempatkan di reaktor (dalam kolam berisi air) sclama 5 tahun atau lebih dengan maksud memberikan tempat untuk kedaruratan unloading daD juga untuk memberikan pendinginan sebelum transportasi ke fasilitas olah-ulang atau ke fasilitas penyimpanan sementara di luar lokasi reaktor dalam jangka waktu panjang yang termonitor (MRS = Monitored Retrievable Storage). Secara teknis daD keselamatan dari berbagai operasi untuk penyimpanan kering seperti: reliabilitas. kritikalitas, peluruhan panas, pcrisai radiasi daD pengungkung radioaktivitas tidak sulit (khususnya untuk bahan bakar bekas) dan ditinjau dari dampak lingkungan telah dapat pula dipenuhi. selain itu biaya operasi relatif tidak mahal terhadap harga daya listrik yang diproduksi. Limbah Aktivitas Tinggi (HL W) dari Proses Olah-ulang Limbah basil proses olah-ulang bahan
bakar bekas blasanva dalam bentuk cairnn bersifat asam yang memerlukan netralisasi dan evaporasi. Sludge yang tersisa memerlukan solidifikasi dengan proses vitrifikasi. Proses ini telah POpuler dan menjadi pilihan karena hasilnya mempunyai
kecepatanpelindihan (leaching)yang sangat rendah. Pengembangan vitrifikasi skalabesar sebagaimetode encapsulasidaD solidifikasi limbah aktivitas tinggi telah banyak dilakukan. Negara pertama yang mengoperasikan vitrifikasi skala produksi adalahPerancispada tahun 1978di Marcoule dengan kapasitas 200 canister per tahun. Fasilitas kedua di Cap de La Haque yang mulai beroperasi tahun 1989 dengan kapasitas600 canister per tahun, pada tabun 1993 kapasilasnya dilingkatkan menjadi 2 kali. Semua canister disimpan sementara dalam penyimpanan kering (interin dry storage)denganpendinginankonveksi udara Belgia (di Mol) bekerjasamadengan Jerman juga telah mempuiiyaifasilitas vitrifikasi dan pada tahun 1985-1991 telah memproduksi
limbah vilrifikasi sebanyak 2200 drum. Fasilitas tersebut sekarang sedang dimodifikasi
unluk
meningkatkan
kapasilanya daD akan mulai beroperasi kembali tahun 1998. Fasilitas-fasilitas lain yang telah beroperasiadalah di Urn Soviet (mulai beroperasi tabun 1987), di Inggris (mulai 1991), kemudian fasilitas lain yang sedang dalam k"1hap perencanaan dan pembangunan
adalah
di
Jepang
(mulai
beroperasik"1hun1994), di Amerika Serikat (mulai beroperasitahun 1996) daD di Cina (mulai beroperasitahun2000). 2 .Penyimpanan Akhir (Lestari).
Di negara-negarayang tergabung dalam OECD (Organizationfor Economic Co-operation and Development), Sc'\mpatsaat ini belum ada tempat pembuangan akhir yang beroperasi skala komersial untuk bahan bakar bekas daD limbah HL W dari proses olah-ulang, Berbagai pembahasan aspek teknis untuk opsi penyimpanan akhir sampai saat ini masih merupakan basil-basil eksperimen.dan ide-ide yang telah disusun oleh para ahli selama bertahun-tahun. Kebanyakan studi penyimpanan akhir bahan bakar bekas mempertimbangkan periode penyimpanan sement;;ua (30-60 tahun), diikuti dengan encapsulasi bahan bakar bekas di dalam canister yang tahan korosi, kemudian disimpan dalam tempat penyimpanan akhir dalam "media struktur geologi tanah dalam" yang terpilih (deep geological rep°'\'itory) , Elemen bahan bakar didesain untuk manahan unsur-unsur basil fisi daft tahan korosi , oleh karena itu bahan bakar bekas biasanya hanya memerlukaan pengepakan (packing) dalam drum yang didesain secara khllSUS, 17
Prosldlng r"',-g"entasi /lmlah Dour Bahan Bakar Nukll, PEBN.BATAN. Jakarta 18-19 Maret 1996
Konsep penyimpanan lestari di dalam "struktur geologi tanah dalam" ini didesain untuk menjamin radionuklida dalam bahan bakar bekas tetap terisolasi dari manusia dan lingkungannya sekurang-kurangnya sampai tingkat aktivitasnya (bila kemungkinan terjadi pelepasan radionuklida tersebut) tidak memberikan resiko terhadap generasi yang akan datang. Lapisan penghalang (barier) dalam konsep penyimpanan akhir (Iestari) ini mempunyai 3 komponen utama yaituS : a) The near field, yang terdiri dari bentuk limbah yang stabil dan pembungkus yang tahan korosi serta dikombinasikan dengan lapisan-lapisan panghalang yang direkayasa mcnyatu dalam tempat penyimpanan terscbut. b) Geosfir, yang terdiri dari lapisan-lapisan penghalang dari media geologi di tempat tersebut. Faktor utama media geologi tersebut adalah kemampuannya untuk menahan aliran air tanah. Oleh karena itu diperlukan media yang mempunyai penniabilitas dan sifat aliran yang rendah scperti misalnya, cla,v,garam dan batuan kristalin. c) Biosfer, yang merupakan barrier yang tidak keras YaJlg pada gilirannya untllk mengencerkan radioaktivitas. Perjalanan (pa/h~vay) radionuklida melahli biosfer merupakan pengelahuall yang sangal penling yang perlu dikelahui unluk meramal penyebaran beberapa radiolluklida. Melode lain pembuangan akhir limbah aklivilas lil1ggi yang telah pula dipertimbangkan adalah pembual1gan di dasar laul, selain ilu acta pula ide unluk mengirimkan limbah lersebul ke bulan menggunakan balli.\'/ic missile yang merupakan aIternatif yang masih jauh di banding pertimbangan pembuangan di dasar laut. Berdasarkan perjanjian London (February 1983), pembuangan di dasar laut mengalami pula penundaan. Strategi pengelolaan limbah aktivitas tinggi ada 4 altematif strategi. Skema keempat altematif strategi tersebut dapat dilihat pada gambar-3 sampai dengan gambar-6.
SIMPULAN DAN SARAN Untuk menghadapi era PLTN di Indonesia yang akan datang. maka ditcmpuh stratcgi daur bahan bakar nuklir scbagai bcrikut :
18
2.
Strategi ujung depan daur bahan bakar nuklir adalah dengan memilih untuk mengembangkan bidang fabrikasi bahan bakar domestik untuk memasok pengisianulang (reload) bahan bakar PLTN. Strategi Indonesia dalam daur bahan bakar nuklir (DBBN) adalah daur terbuka sampai beberapa dekad setelah operasi PL TN pertama. Dengan demikian Indonesia tidak akan melakukan proses olah-ulang bahan
bakar bekas maupun proses pengayaan,
3.
tetapi kedua bidang tersebut tetap akan dipelajari sampai pada tahap studi proses. Bahan bakar bekas hams dikelola melalui penyimpanan sementara di lokasi reaktor
sekurang-kurangnya dua
4.
5.
dekade, dan
selanjutnya pertu perluasan penyimpanan sementara dalam bentuk fasilitas komersial baik di lokasi reaktor atau di luar lokasi reaktor. Indonesia perlu melakukan pengkajian untuk mempersiapkan penyimpanan limbah lestari bahan bakar bekas atau limbah aktivitas tinggi (HL W) dengan metode penyimpanan di dalam struktur geologi tanah dalam (deep geological repository). Unhtk pengelolaan limbah aktivitas rendah (LL W) dan sedang (IL W perlu dipersiapkan strategi penyimpanan dengan metode penguburan tanah dangkaI (shallow land burial).
DAFTARACUAN I. HARVEY W. GRA VERJR, Nuclear Fuel Management, John Wiley & Sons, New York,
1979. 2. Strategies for Development of Fuel Cycle, INPB-D-OO5, Feasibility Study of the First Nuclear Power Plant At Muria Peninsula Region, Ne\vjec Inc, January 1994. 3. Economics of Fuel Cycle, INPB-D-OO3, Feasibility Study of The First Nuclear Power Plants At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, July 1993. 4. Fuel Cycle Evaluation, INPB-D-OO2, Feasibility Study of The First Nuclear Power Plants At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, June 1993. 5. Waste Management and Decommissioning, INPB-D-OO4, Fe.1sibility Study of the First Nuclear Power Plants At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, March 1993.
Prosiding Presentasi Ilmiah Dour Bahan Bakar Nuklir PEBN.BATAN. Jakarta 18-19Maret 1996
STRATEGr-1
EBN )
).
REPOSITORI
!CANISTER
GEOLOGI
40-50 tahun untuk pending!nen
untuk
proteksi:
untuk .eiamany. 100 t.hun pertem.
: r.dia.i
turun
3000
:
.a.a
isoia.i
t.hun
pert.me
dr8.ti. r.die.1
deng.n redia.1 lingkungen
EBN
.E1emen
LAT.
Limbah
Baker
Nuklir
Aktlvitas
Tlnggi
.High
Level
~a.t.s
(HL~)
da1a... ',a1 ini Eie n Bakar Bekas (EBB) .8 tempat untuk menyimpan EBB. diraneang .&cara
KANlSTER REPOSITORI
8 teMpat
Teknologi
.didasarkan
penyimpanan
lestari
Reaktor
Ala.
da1a. di
lapi.an
berlapi.
geologi
yang dala.
(500
OKLO
Gambar 3. Strategi Pellgelolaan Limbah Radioaktifitas Tinggi (LAT) Jangka Menengah : 40 -50 tahun
2.
STRATEGI-2
POU
# Pusat
LTU
# Limbah
Olah Trans
Ulang
(umur
pan)ang)
peN
# P'~.8t Produksi
RG
.Repositori
VITRIVIKASI
.Isolasi
Taknologi
.Terbuktl
Uranium
EeN
Geologi LTU dalam dl
USA,
gelas/ker8mik Ingorls,
perancis,
Jermen,
Jep8no
Gambar 4. Strategi Pengclolaan Limbah R.'1dioaktilitas Tinggi (LAT) Jangka Panjang > 30 tahun
20
-1000
m)
ProsidingPresentasiIlmlah Daur BahanBakar Nukllr PEBN-BArAN.Jakarta 18-19Maret 1996
3.
STRATEGI-3
EBN In' )I
T..
P L TN,)
I~AT
Gambar 5. Strategi Pengelolaan Limbah Radioaktifitas Tinggi (LAT) Jangka Mellengah : >30 tahllIl 4.
STRATEGI-4
l.Up)B
TransMUtasl L Ups
Proton
s dlgunakan
Akselerator
Proton
(umur panj8no --) umur pendek) Ll",beh Utftur Pe;,dek
PLTN-OUIZONA
s PLTN denO8n
Teknolool
Zona spektru", keras : ",e",bakar C",-244 ZQna spektru", lunak : ma",bakar Am-241. A",-242 dan Np-237 s Sedano dikembanoken di neoera-neoare ",eju
due
Zona
Gambar 6. Strategi Pcngclolaan Limbah Radioaktifitas Tinggi (LA T) Jangka Menengah : >30 tahun
21
