ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN, Jakarta 18-19Maret 1996
STATUS STSK D A L A M KAITANNYA DENGAN DAUR BAHAN BAKAR N U K L I R
M. Iyos R. Subki
Deputi Bidang Pengkajian Sais dan Teknologi Nuklir
ID0100048
PENDAHULUAN
Daur bahan bakar nuklir adalah seinua aktivitas iintuk memperoleh bahaii bakar dan mengiradiasinya di dalam reaktor nuklir, sola penge-lolaan bahan bakar bekas termasuk olah-ulang dan penyimpanan limbah hasil belah yang diproduksi selama iradiasi di dalam reaktor Aktivitas-aktivitas di dalam daur balian bakar nuklir (DBBN) dapat dibagi menjadi 3 bagian1, yaitu:
1. Daur depaii atau ujung depan DBBN (Front-end Fuel Cycle), yaitu aktivitas-aktivitas yang terjadi sebelum bahan bakar diiradiasi. Aktivilas lersebut tennasuk: eksplorasi, penambangan dan pengolalian balian galian nuklir (uranium), konversi menjadi UF*. pengayaan isotop fisil U-235 (kecuali balian bakar U-alami), dan fabrikasi inenjadi elemen bakar dan bundel clemen bakar.
2. Daur tengnh atau In-core Fuel Cycle, yaitu aktivitas-aktivitas tennasuk desain siklus bahan bakar dan iradiasi bahan bakar di dalain reaktor, evaluasi reaktivitas dan kontrol, pemrograman bundel bahan bakar dalam reaktor, analisis distribusi daya dan evaluasi kapabilitas teras.
3. Daur belakang atau ujung belakang DBBN (Back-end Fuel Cycle), yaitu aktivitas-aktivitas yang melibatkan pengelolaan balian bakar bekas tennasuk pemindahan dari reaktor, pengiriman dan penyimpanan bahan bakar bckas, olah-ulang bahan bakar bekas untuk meinisahkan unsur-unsur hasil-belah dan unsitr-iinsur transuranium (TRU) serta pengolahan dan penyimpanan limbah.
Dari segi ekonomi, daur bahan bakar miklir adalah komponen yang sangat penting, karena kontribusinya dapat mencapai 60% biaya operasi untuk reaktor riset dan lebih dari 20 % dari biaya produksi listrik PLTN.
Dalain Studi Tapnk dan Studi Kelayakan (STSK) PLTN telah dipelajari kebijaksanaan- kebijaksanaan atau strategi-strategi yang pcrlu dipilih, terutania yang nienyangkut ujung depan dan ujung belakang DBBN sehubungan dengan rencana pembangunan dan pengoperasian PLTN di Indonesia yang diperkirakan mencapai 7000 MWe dari jcnis reaktor air ringan (LWR, Light Water Reactor)2'
STRATEGI UJUNG DEPAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
1 Pcnycdiaan Uranium Alnmi
Di Indonesia, aktivitas dalain bidang pe-nyediaan uranium alami (U-alaini) niasih sangat terbatas dan kapasitasnya sangat kecil karena hanya untuk inaksud pcnclitian. Eksplorasi yang
telah dilakukan telah mendapatkan cadangan
U-alami yang diperkirakau/ditaksir berjumlah 11.780 ton U30g atau sctara dengan 10.000 ton U
di Kalimantan Barat. Kemampuan penambang-an urpenambang-anium ypenambang-ang dilakspenambang-anakpenambang-an olch PPBGN-BATAN niasih sckitar 600 ton bijih/tahun, sedang pengolahan bijih uranium di Lemajung Kalimantan Barat masih dalam skala pilot dengan kapasitas 100 kg yellowcafce/buhn. Pada waktu yang akan datang, pabrik pcng-olahan tersebut direncanakan akan ditingkalkan kapasitasnya menjadi 400 kg yelfowcake/hari (sekitar 120 ton U/tahun), yang dapat memasok setiap talnin sckitar 10% dari kebutuhan pengisian balian bakar untuk 7000 MWe LWR2. Jumlah cadangan
10.000 ton uranium yang dipcrolah di Kalimantan Barat cukup untuk memasok pengisian bahan
bakar selama kira-kira 7 7000 MWe jenis LWR.
tahun operasi PLTN
Dengan harga U-alami di pasar interna-sional sekarang yang cukup rendah, maka pengembangan infrastruktur yang diperlukan untuk pertambangan komersial tidak akan menguntungkan jika tidak tersedia deposit bijih dengan juinlah dan kadar yang sangat tingi. Tetapi, kebutuhan dunia akan U-alami saat ini melebihi kapasitas pemasokan (suplai) yang secara terus menerus menurunkan kelebihan inventori dari pemakai dan 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 juinlah cadangan U-alami domestik dan daya penawaran (bargaining power) untuk pembelian dari luar negeri.
Pada kapasitas yang direncanakan sekitar 120 ton U/tahun, 10.000 ton uranium dari U-alami domestik akan dapat menjaga pemasokan scbagian kebutuhan selama lebih dari 70 tahun2
ProsiJing Presentasi flmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEliN-BATAN. Jakarta I8-]9Maret 1996
2 Konversi
Proses konversi yellow cake sampai men-jadi UF6 untuk pengayaan, di BATAN bam dilakukan
studi prosesnya. Rencana yang akan datang kapasitas U-alami domestik adalah sekitar 120 (on U/tahun. Ditinjau dari aspek ekonomi, pabrik konversi seharusnya berorde 3000 ton U/tahiuv2 .
Oleh karena itu pemba-ngunan pabrik konversi domestik tidak akan layak.
3 Pengayaan UHS
Kebutuhan pengayaan per tahun untuk memasok pengisian bahan bakar PLTN 7000 MWe jenis LWR akan kurang dari 1 juta SWU (1000 ton SWU). Pembangunan fasilitas pe-ngayaan komersial di Indonesia untuk waktu yang akan datang secara teknoekonomi diperkirakan tidak akan layak. Hal ini didasar-kan pada kenyataan seperti contoh bahwa pabrik pengayaan komersial Rokhasho-Mura di Jepang yang mulai beroperasi komersial pada bulan Maret 1992 dengan total biaya konstruksi ¥ 250 milyar, dinyatakan bahwa biaya per unit pengayaan jauh lebih tinggi dari pada harga pasar internasional. Jepang berani membangun pabrik pengayaan tersebut didasarkan pada kebijaksanaan nasional Jepang, bahwa Jepang ingin mengembangkan suplai bahan bakar domestik sendiri melalui daur bahan bakar yang independent. Oleh karena itu walaupun tidak ekonomis, Jepang tetap membangun pabrik pengayaan.
Di samping itu, bagi Indonesia ketidak-layakan pembangunan fasilitas pengayaan komersial terutama disebabkan oleh belum cukupnya penguasaan teknik industrial dan juga biaya investasi yang sangat tinggi. Lagi pula teknologi pengayaan adalah sulit dan tidak mungkin akan diperoleh alih teknologinya mengingat teknologi ini dianggap suatu bagian daur bahan bakar nuklir yang sangat sensitif dari titik pandang nonproliferation.
4 Rekonversi dan 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. Berdasarkan pada pengalamian tersebut dan rencana yang sedang dilakukan, maka pengembangan infrastruktur domestik diperkirakan akan mampu mengambil bagian dalam rekonversi dan fabrikasi bahan bakar untuk PLTN, walaupun pelayanan domestik untuk fabrikasi elemen bakar PLTN masih
incmerlukan peralatan utama, iiseasi dan alih-teknologi dari luar negeri. Begitu juga kom-ponen-komponen pendukung seperti zircaloy dan stainless steel derajad nuklir masih perlu diimpor, naimm hal itu semua tidak menyebabkan adanya rintangan-rintangan sejauh komponen-koinponen tersebut atau bentuk dasar komponen-komponen tersebut tersedia di beberapa pcmasok.
Dalam bidang fabrikasi selalu ada persaingan di antara para fabrikator, tetapi bidang ini adalah langkah pertama dari produksi domestik seperti yang dilakukan oleh Jepang dan negara-negara lain, karena fabrikasi merupakan bidang yang kritis dari segi kelangsungan operasi 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 ekonoinik berdasarkan pada kapasitas fasilitas-fasilitas fabrikasi di negara-negara lain seperti Jepang, Korea dan Spanyol yang, rnempunyai kapasitas fabrikasi sekitar 200 ton U/tahun.
Berdasarkan uraian di atas, maka hanyalah bidang kegiatan fabrikasi (termasuk rekonversi) saja yang sebaiknya dipilih sebagai bidang yang paling memberi harapan baik sebagai langkah pertama dalam pengembangan ujung-depan daur bahan bakar nuklir untuk PLTN yang akan datang
Pengembangan fasilitas fabrikasi domestik untuk pemasokan bahan bakar PLTN berdasar skenario pembangunan PLTN terdiri atas 2 alternalif, sebagai berikut:
Tahufl. 2004 2006 2008 2010 2012 2014 2016 Total
AUmHAW-i
600 MWe 600 MWe 600 MWe x 2 600 MWe x 2 600 MWe x 2 600 MWe x 2 600 MWe x 2 7200 MWe 900 MWe 900 MWe 900 MWe 900 MWe 900 MWe 900 MWe 900 MWe x 2 7200 MWe Dengan asumsi tipe reaktor adalah PWR, maka kebutuhan bahan bakar dapat dihitung, seperti dapat dilihat pada 1 dan gambar-22. Setelah tahun 2015 kebutuhan untuk isi-ulangProviding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
PEBN-BATAN, Jakarta 18-19Maret 1996
sekitar 150-180 ton U/tahun untuk alternatif-1, dan sekitar 120-160 ton U/ talnin untuk alternatif-2. Dalam hal ini diantisipasi bahwa semua pengisian awal bahan bakar dilakukan oleh Vendor karena terkait erat dengan masalah garansi unjuk kerja PLTN. Oleh karena itu, kapasitas fabrikasi 200 ton U/tahun akan mencukupi untuk memasok pengisian ulang (reload) bahan bakar untuk mendukung operasi PLTN yang direncanakan sesuai dengan skenario di atas. Selanjutnya rnelalui suatu evaluasi ekonomi, alternatif-2 diadopsi sebagai suatu alternatif dasar, karena incnunjukkan kebutuhan bahan bakar untuk pengisian ulang yang lebih rendah.
STRATEGI UJUNG BELAKANG DAUR
BAHAN BAKAR NUKLIR
1 Proses Oiah-ulang Bahan Bakar Bckas 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 studi proses. Pemilihan sistem daur terbuka atau daur tertutup dapat dipahami dengan uraian berikut.
Mula-mula tujuan di balik konsep daur tertutup adalah untuk mendaur-ulang plutonium (Pu) dan uranium (U) hasil proses olah-ulang ke dalam reaktor jenis pembiak cepat (FBR, fast breeder reactor). Tetapi karena keterlambatan dan pembatalan program FBR di beberapa negara, maka bahan-bahan fisil (Pu dan U) tersebut di daur-ulang ke dalam reaktor termal dalam bentuk bahan bakar campuran oksida (MOX, mixed oxides). Pada saat ini daur-ulang ke dalam reaktor termal sedang dilaksanakan di Bclgia, Perancis, Jerman, Jepang, Swis dan Uni Soviet dahulu.
Pemilihan strategi untuk tidak melakukan olah-ulang bahan bakar bekas adalah keputusan yang kompleks dengan memperhatikan banyak aspek, termasuk aspek ekonomi, safeguards dan aspek teknik.
a. aspek ekonomi
Ditinjau dari aspek ekonomi, sistem daur terbuka adalah lebih disenangi (lebih favorable) dari pada daur tertutup dan dapat berjalan secara berkesinambungan sampai beberapa dekade. b. aspek safeguards
Salah satu persoalan utama mengenai olah-ulang yang sering disebut memberatkan adalah
proliferation yaitu berkaitan dengan penyalah-gunaan 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, terutama Pu dapat dialihkan oleh negara-negara kelompok teroris untuk membuat senjata nuklir. Mengingat hal tersebut, beberapa negara telah memutuskan untuk melawan daur tertutup untuk kemajuan program daya nuklir mereka. Betapa sensitifnya persoalan ini ditunjukkan oleh peristiwa baru-baru ini (Desember 1992), dunia digemparkan adanya misi pengapalan bahan plutonium Jepang (dari Perancis ke Jepang) yang mendapat tanggapan dan tantangan serius dari negara-negara yang perairannya akan dilewati.
c. aspek teknik
Indonesia saat ini tidak mempunyai rencana untuk memanfaatkan Pu di dalam 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 pemungutan Pu dapat memanfaatkan jasa olah-ulang yang ada di luar negeri.
Penggunaan bahan bakar MOX di dalam reaktor jenis LWR memerlukan adanya beberapa modifikasi, karena koefisien temperatur negatif bahan bakar MOX lebih besar dibandingkan koefisien temperatur negatif bahan bakar UO2.
Beberapa contoh modifikasi untuk reaktor jenis PWR adalah penambahan worth batang kendali dan menaikkan konsentrasi boron dalam kolam penyimpatian bahan bakar bekas dan ECCS 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 pemungutan Pu melalui Proses olah-ulang,. selain berupa bahan ftsil Pu239 juga berupa
Pu fisil Pu241 yang meluruh dengan waktu-paruh
14,4 tahun menghasilkan Am241 yang
memancarkan sinar y kuat. Oleh karena itu lamanya penyimpanan bahan bakar bekas akan menyebabkan hilangnya bahan fisil dan kesulitan fabrikasi bahan bakar MOX. Dengan alasan tersebut, pada saat ini di Perancis sedang dibangun fasilitas fabrikasi bahan bakar MOX yang akan dapat menerima Pu hanya sampai 5 tahun setelah proses olah -ulang. Oleh karena itu, jadwal olah-ulang sebaiknya dikembangkan dengan seksama sesuai rencana penggunaan Pu,
Presiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN, Jakarta 18-19 Maret 1996
sehingga dapat niengurangi biaya penyimpanan bila dipilih strategi untiik melakukan olah-ulang.
Fasilitas olah-ulang akan menghasilkan limbah aktivitas tinggi (limbah vitHJikasi) yang harus disitnpan menggantikan bahan bakar bekas itu sendiri. Selain itu, olah-ulang juga menghasilkan limbah-limbah bam seperti: zirkonium yang tidak terlamt, limbah kering hasil evaporasi dan limbah cair, dan limbah padat yang Iain yang tidak dihasilkan dalam sistem daur terbuka. Limbah-limbah tersebut memerlukan pengolahan dan penyimpanan. Seperti halnya teknologi pengayaan, proses olah-ulang juga merupakan teknologi yang belum dikuasai. Alih teknologi dan kerjasama internasional dalam bidang ini sangat dibatasi karena olah-ulang bahan bakar bekas dianggap suat» bagian dalam daur bahan bakar yang sangat sensitif dari titik pandang non proliferation seperti halnya pengayaan.
2 Pengcloliiiin Limbah Radioaktif a. Pengelolaan limbah aktivitas rendah dan
aktivitas sedang
Limbah aktivitas rendah (LLW, Low Level Wastes) dan aktivitas sedang (ILW, Intermediate Level Wastes) yang dihasilkan selama pengoperasian dan pemeliharaan PLTN dapat berupa limbah gas, limbah cair dan limbah padat. Pada umumnya limbah-limbah tersebut terkontaminasi oleh radionuklida-radionuklida hasil-belah. Limbah-limbah tersebut harus dikelola melalui proses-proses:
1. Reduksi volum dengan cara kompaksi, evaporasi atau insinerasi. Untuk liinbah gas dan cair, sebelumnya harus dilakukan transfer radionuklida ke dalam bed filter, charcoal atau resin penukar ion.
2. Solidifikasi dan imobilisasi dalam dmm, serta pencucian.
3. Penyimpanan sementara untuk memberikan waktu peluruhan.
4. Penyimpanan akhir di tempat penyimpanan 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. Di bebe-rapa tempat, oposisi lokal sering terjadi dengan sangat emosional menolak daerahnya digunakan sebagai
tempat pembuangan limbah (per.yim-panan akhir).
Penyimpanan sementara limbah aktivitas rendah (LLW) dan sedang (ILW) dapat dilakukan di lokasi PLTN selama 10-20 tahun, bam kemudian disimpan di tempat penyimpanan tanah dangkal (shallow land burial sites) dalam jangka panjang.
Di Perancis, Kanada, Inggris dan Amerika Serikat, penyimpanan dengan teknik penguburan tanah dangkal telah dilakukan. Prinsip dasar keselamatan dalam penyimpanan adalah bahwa limbah hams diisolasi dari lingkungan selama masih berbahaya. Di beberapa negara, merencanakan penyimpanan akhir limbah LLW dan ILW 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 dan ILW. Di Swedia (yaitu di Formark), limbah LLW dan ILW disimpan di bawah batuan kristalin dengan kedalaman 60 m.
Banyak negara yang aktif melakukan pertukaran infortnasi teknis melalul IAEA dan OECD/NEA, serta kerja sama bilateral atau kontrak dengan negara-negara tertentu. Dalam hal ini diperoleh konsensus tentang prinsip-pritisip umura 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 Atlantik Utara dan Laut Baltic sampai tahun 2007<S).
b. Pengelolaan limbah aktivitas tinggi (HLW) Pengelolaan limbah aktivitas tinggi (HLW = High Level Wastes) terdiri dari aktivitas-aktivitas yang berhubungan dengan bahan bakar bekas setelah dikeluarkan dari reaktor, penyimpanan sementara dan penyimpanan akhir, dengan atau tanpa olah-ulang.
1. Penyimpanan Sementara. • Bahan Bakar Bekas
Berdasarkan pada kebijaksanaan Indonesia yang akan menerapkan strategi daur terbuka (tidak melakukan proses olah-ulang) untuk beberapa dekade setelah beroperasinya PLTN pertama, maka limbah aktivitas tinggi (HLW) berarti bahan bakar bekas itu sendiri. Bahan bakar bekas hams
ProsiJing Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN, Jakarta J8-J9Marel 1996
disimpan untuk beberapa dekade (2G~9O tahun) sebelum penyimpanan akhir. Penyimpanan sementara bahan bakar bekas dapat dilakukan di dalam lokasi reaktor (AR site = At Reactor Site) atau di fasilitas yang dipusatkan secara terpisah di luar lokasi reaktor (AFR site = At away from the Reactor). PLTN yang diusulkan Indonesia semuanya disertai ketentnan untuk 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 kcring telah diperkenalkan untuk penyimpanan dalam jangka waktu yang lebih lama. Dengan meningkatnya jumlah bahan bakar bekas memaksa perlunya peningkatan kapasitas tempat penyimpanan. Untuk memenuhi keperluan tersebut, beberapa konsep teknik penyimpanan telah dikembangkan, antara lain adalah : re-racking of existing pool dan out of pool dry storage (penyimpanan kering di luar kolam) dengan menggimakan cask, voult (ruang bawah tanah) atau concrete silo (gudang beton tertutup). Pada umumnya penyimpanan bahan bakar bekas dilempatkan di reaktor (dalam kolam berisi air) selaina 5 tahun atau lebih dengan makstid memberikan tempat untuk kedamratan unloading dan 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 dan keselamatan dari berbagai operasi untuk penyimpanan kering seperti: reliabilitas, kr-itikalitas, peluruhan panas, perisai radiasi dan 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 (HLW) dari Proses Olah-ulang
Limbah hasil proses olah-ulang bahan bakar bekas blasanva dalam bentuk cairan 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
kecepatan pelindihan (leaching) yang sangat rendah. Pengembangan vitrifikasi skala besar sebagai metode encapsulasi dan solidifikasi limbah aktivitas tinggi telah banyak dilakukan. Negara pertama yang mengoperasikan vitrifikasi skala produksi adalah Perancis pada tahun 1978 di Marcoule dengan kapasitas 200 canister per tahun. Fasilitas kedua di Cap de La Haque yang mulai beroperasi tahun 1989 dengan kapasitas 600 canister per tahun, pada tahun 1993 kapasilasnya ditingkatkan menjadi 2 kali. Semua canister disimpan sementara dalam penyimpanan kering (interin dry storage) dengan pendinginan konveksi udara Belgia (di Mol) bekerjasama dengan Jerman juga telah mempuiiyai fasilitas vitrifikasi dan pada tahun 1985-1991 telah memproduksi limbah vitrifikasi sebanyak 2200 drum. Fasilitas tersebut sekarang sedang dimodifikasi untuk meningkatkan kapasitanya dan akan mulai beroperasi kembali tahun 1998. Fasilitas-fasilitas lain yang telah beroperasi adalah di Uni Soviet (mulai beroperasi tahun 1987), di Inggris (mulai 1991), kemudian fasilitas lain yang sedang dalain tahap perencanaan dan pcmbangunan adalah di Jepang (mulai beroperasi talnin 1994), di Amerika Serikat (mulai beroperasi tahun 1996) dan di Cina (mulai beroperasi tahun 2000).
2 . Penyimpanan Akhir (Lestari).
Di negara-negara yang tergabung dalam OECD (Organization for Economic Co-operation and Development), sampat saat ini belum ada tempat pembuangan akhir yang beroperasi skala komersial untuk bahan bakar bekas dan limbah HLW dari proses olah-ulang, Berbagai pembahasan aspek teknis untuk opsi penyimpanan akhir sampai saat ini masih merupakan hasil-hasil eksperimen.dan ide-ide yang telah disusun oleh para ahli selama bertahun-tahun. Kebanyakan studi penyimpanan akhir bahan bakar bekas mempertimbangkan periode penyimpanan sementara (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 repository). Elemen bahan bakar didesain untuk manahan unsur-unsur hasil fisi dan tahan korosi , oleh karena itu bahan bakar bekas biasanya hanya memerlukaan pengepakan (packing) dalain drum yang didesain secara khusus.
Prosiiling A esentasi Vwiah DanrBahan BakarNuklir
PEBN-BA7AN. Jakarta 18-19 Maret 1996
Konsep penyimpanan lestari di dalam "struktur geologi tanah dalam" ini didesain imtiik 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 konscp penyimpanan akhir (lestari) ini mempunyai 3 komponen utama yaitu5:
a) The near field, yang terdiri dari benluk limbah yang stabi! dan pembungkus yang tahan korosi serta dikombinasikan dengan lapisan-lapisan panghalang yang direkayasa mcnyatu dalam tempat penyimpanan terscbut.
b) Geosfir, yang (erdiri 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 di.perlukan media yang mempunyai permiabilitas dan sifat aliran yang rendah seperti misalnya, clay, garam dan batuan kristalin.
c) Biosfer, yang merupakan barrier yang tidak keras yang pada gilirannya untuk mengencerkan radioaktivitas.
Perjalanan {pathway} radionuklida melalui biosfer menipakan pengetahuan yang sangat penting yang perlu diketahui untuk mcramal penyebaran beberapa radionuklida. Metode lain pembuangan akhir limbah aktivitas tinggi yang telah pula dipertimbangkan adalah pembuangan di dasar laut, selain itu ada pula ide untuk mengirimkan limbah tersebut ke bulan menggunakan ballistic missile yang tnenipakan alternatif 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 alternatif stratcgi. Skcma kccmpal alternatif strategi terscbul dapat dililiat pada gambar-3 sampai dengan gambar-6.
SIMPULAN DAN SARAN
Untuk menghadapi era PLTN di Indonesia yang akan datang, maka ditempuh stratcgi daur bahan bakar nukiir sebagai bcrikut :
1. Strategi ujung depan daur bahan bakar
nukiir adalah dengan memilih untuk
mengembangkan bidang fabrikasi bahan bakar domestik untuk memasok pengisian-ulang {reload) bahan bakar PLTN.
2. Strategi Indonesia dalam daur bahan bakar nukiir (DBBN) adalah daur terbuka sampai beberapa dekad setelah operasi PLTN pertama. Dengan demikian Indonesia tidak akan inelakukan proses olah-ulang bahan bakar bekas maupun proses pengayaan, tetapi kedua bidang tersebut tetap akan dipelajari sampai pada tahap studi proses. 3. Bahan bakar bekas hams dikelola melalui
penyimpanan sementara di lokasi reaktor sekurang~kurangnya dua dekade, dan selanjutnya pertu perluasan penyimpanan sementara dalam bentuk fasilitas komersial baik di lokasi reaktor atau di Iuar lokasi reaktor.
4. Indonesia perlu melakukan pengkajian untuk mempersiapkan penyimpanan limbah lestari bahan bakar bekas atau limbah aktivitas tinggi (HLW) dengan metode penyimpanan di dalam struktur geologi tanah dalam {deep geological repository).
5. Untuk pengelolaan limbah aktivitas rendah (LLW) dan sedang (ILW perlu dipersiapkan strategi penyimpanan dengan metode penguburan tanah dangkal {shallow land burial).
DAFTAR ACUAN
1. HARVEY W. GRAVERJR, Nuclear Fuel Management, John Wiley & Sons, New York,
1979.
2. Strategies for Development of Fuel Cycle, INPB-D-005, Feasibility Study of the First Nuclear Power Plant At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, January 1994.
3. Economics of Fuel Cycle, INPB-D-003, Feasibility Study of The First Nuclear Power Plants At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, July 1993.
4. Fuel Cycle Evaluation, INPB-D-002, Feasibility Study of The First Nuclear Power Plants At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, June 1993.
5. Waste Management and Decommissioning, INPB-D-004, Feasibility Study of the First Nuclear Power Plants At Muria Peninsula Region, Newjec Inc, March 1993.
ProsiJing Presentaxi Ilmiah DaurBahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN. Jakarta 18-19 Maret 1996
Ton U I .tahun 150-
100-50
2080 2005 2010 2015 T a h u n 2025 2030 2035 P e n g i s i a n awal ( I n i t i a l Load) {§H Petiglslan ulang (Reload)Gambar 1. Kebutuhan Fabrikasi bahan bakar untuk altcrnatif 1 (600 Mwe), Faklor kapasitas = 80% (2)
300 Ton U/thn 2003 2095 2019 2935 T a h u n P e n g i s i a n a v a l ( I n i t i a l Load) P e n g i s i a n ulang (Reload)
Prosiding, Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir PEBN-BATAN. Jakarta JS-19Maret 1996
1 . STRATEGt-1 EBM PLTN SIMPAN SEMENTARA KANISTER REPOS1TORI GEOtOQl 40-50 tahun untuk pendlnginan untuk p r o t a k a i ; i s o l a s i untuk selamanya 100 tahun portatna 3 0 0 0 t a h u n p e r t a m a EBN UAT KANISTER REPOSITORI Teknologi radiast turun drascis radios I same dengan radiaei lingkungan
» Elomen Bakar Nuklir
» Limbah Aktlv/itas Tinogi » High Level Uaatss (HLU) dalam hsl in! Elemen Sattar Bekas ( E B B )
» tompat untuk menylmpan EBB, dirancang secara berlapls
» tompat penylmpanan lestarl dalam laplsan oeologi ysna dalam (SOO - 1000 m ) • didaaarkan Raaktor Alam di OKLO
Gambar 3. Strategi Pengelolaan Limbah Radioaktifitas Tinggi (LAT) Jangka Menengah : 40 - 50 tahun
2. STRATEGI-2 EBN PLTN LAT ss -> POU Pu PBN ITU EBN baru VITRIFIKASI POU LTU PBN RG
' Pusat Olah Ulang =• Linvbah Trans Uranium
(umur panjang) = Pusat Produksi EBN « Reposltorl Qeologi
VITRIVIKASI = Isolasi LTU dalam gelas/koramik
Taknologi » Terbuktl di USA, Inggrls, Paranoia, Jsrman, J«pang
Ganibar 4. Strategi Pengclotaan Limbah Radioaktifitas Tinggi (LAT) Jangka Panjang > 30 tahun
Prosiding Presentasi flmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
PEBN-BATAN. Jakarta 18-19 Maret 1996
3 . STRATEGI-3 EBN P L T N LAT S S LTU Transmutasi Proton L U P > ! UUP R G
Gambar 5. Stratcgi Pengeloiaan Limbah Radioaklifitas Tinggi (LAT) Jangka Menengah : >30 taluin
4 . STRATEGI-4
P L T N OUIZONA
L Up
R G
Transmutasi Proton » digunakan Akselerator Proton (umur panj*ng —) umur pendsk) U U P * Limbah Umur Pondok
PLTN-OUIZONA • PLTN denean dua Jtona
Zona spektrum keras : membakar Cm-244
Zona spektrum lunak : mambakar Am-241 , flm-242 dan Np-237 Tsknolopl » Sadano dlkembangkan di n«gara-n«gara maju
Gambnr 6. Stralegi Pcngclolaan Limbah Radioaklifitas Tinggi (LAT) Jangka Menengah : >30 taluin
