Uranium Sebagai Bahan BakarPosted on 5 November 2012 by deerakusuma     

 

2 Votes

Sejarah Uranium dan  Proses  Pengambilan Uranium sebagai

Bahan Bakar Nuklir

Uranium ditemukan pada tahun 1789 oleh Martin Klaproth, seorang

ilmuwan Jerman. Nama Uranium diambil dari nama planet Uranus yang

ditemukan 8 tahun sebelumnya. Uranium terbentuk bersamaan dengan

terjadinya bumi. Karena itu uranium dapat diketemukan di setiap batuan

dan juga di air laut. Batuan yang mengandung uranium kadar tinggi

disebut batuan uranium atau ”uranium ore” atau ”pitch-blende”.

Peristiwa-peristiwa alam dan proses geologi telah membentuk uranium

sebagai mineral. Karena mineral tersebut bersifat radioaktif dan untuk

mendapatkannya harus melalui proses penggalian dalam tambang, maka

uranium  seringkali dikenal juga sebagai bahan galian nuklir. Mineral

uranium terdapat dalam kerak bumi pada hampir semua jenis batuan,

terutama batuan asam seperti granit, dengan kadar 3-4 gram dalam satu

ton batuan. Di alam dapat ditemukan lebih dari 100 jenis mineral

uranium, antara lain yang terkenal adalah uraninite, pitchblende, coffinite,

brannerite, carnatite dan tyuyamunite.

Kandungan uranium dalam mineral, besarnya cadangan dan sifat

cadangan sangat menentukan nilai ekonomi mineral tersebut. Untuk

selanjutnya perlu dibedakan antara mineral dan bijih. Mineral adalah

senyawa alamiah dalam kerak bumi, sedang bijih merupakan mineral

yang memberi nilai ekonomi apabila dieksploitasikan. Dahulu hanya bijih

dengan kadar di atas 0,1 persen yang menarik perhatian. Namun karena

permintaan uranium yang terus menunjukkan peningkatan dari waktu ke

waktu, maka saat ini orang mengambil bijih dengan kadar uranium kurang

lebih 0,03 persen.

Kadar  uranium dalam batuan granit relatif paling tinggi bila dibandingkan

dengan kadarnya di dalam batuan beku lainnya. Oleh sebab itu, batuan

tersebut dapat dikatakan sebagai pembawa uranium. Batuan granit

dengan volume 1 km3 dapat membentuk cebakan uranium sebanyak

2.500 ton. Pada umumnya uranium dalam batuan ini terdistribusi secara

merata dan dapat dijumpai dalam bentuk mineral uranit maupun oksida

komplek euksinit betafit. Uranit merupakan bahan di mana komponen

utamanya dengan prosentase lebih dari 80 % berupa uranium, sedang

euksinit betafit merupakan bahan dengan kandungan uraniumnya cukup

besar (lebih dari 20 %) tetapi uranium tersebut bukan merupakan

komponen utamanya.

Mineral uranium yang terdapat dalam batuan mudah dikenali karena sifat-

sifat fisiknya yang khas, antara lain :

Uranium beserta anak luruhnya bersifat radioaktif sehingga mampu

memancarkan radiasi pengion berupa sinar alpha, betha dan gamma .

Oleh sebab itu keberadaannya dapat dipantau dengan alat ukur radiasi.

Sifat ini dapat membedakan uranium dari batuan lainnya. Karena batuan

lain tidak memancarkan radiasi, maka batuan tersebut tidak dapat

diidentifikasi dengan alat ukur radiasi.

Oksida alam dari uranium mempunyai warna hijau kekuning-kuningan dan

coklat tua yang mencolok sehingga mudah dikenali.Apabila disinari

dengan cahaya ultra ungu, uranium akan mengeluarkan  cahaya

fluoresensi yang sangat indah dan mudah dikenali

Ada tiga jenis isotop uranium alam yang diperoleh dari hasil

penambangan, yaitu 235U dengan kadar 0,715 %, 238U dengan kadar

99,825 % dan 234U dengan kadar yang sangat kecil. Dari ketiga isotop

uranium tersebut, hanya 235U yang dapat digunakan sebagai bahan

bakar fisi.

Eksplorasi bahan galian nuklir merupakan bagian awal dari daur bahan

bakar yang sekaligus dapat digunakan untuk menginventarisasi sumber

daya bahan galian nuklir. Kegiatan eksplorasi uranium pada umumnya

dimulai dari penentuan suatu lokasi dimana pada lokasi tersebut

diharapkan dapat ditemukan bahan galian nuklir. Metode eksplorasi yang

dianut sampai sekarang adalah melalui penelitian konvensional, penelitian

geologi, pengukuran tingkat radiasi dan geokimia. Metode tersebut

digunakan karena cukup murah dengan hasil yang cukup bagus.

Cara penambangan uranium sangat mirip dengan cara penambangan

bijih-bijih tambang lainnya, yaitu melalui penambangan terbuka dan

penambangan bawah tanah. Dari kegiatan penambangan ini diperoleh

bongkahan-bongkahan berupa batuan yang di dalamnya terdapat

mineral-mineral uranium. Batuan tersebut selanjutnya dikirim ke unit

pengolahan untuk menjalani proses lebih lanjut.

Secara alamiah bijih uranium mengadung anak luruh yang radioaktiv,

sehingga sinar radiasi dapat membantu pelaksanaan survai dan deteksi

adanya uranium.

Eksplorasi Deposit Uranium

Secara garis besar, kegiatan eksplorasi ditahapkan sebagai berikut:

a) Pemetaan geologis

Pemetaan geologis tidak dimaksudkan untuk menemukan deposit, tapi

menentukan metode apa untuk eksplorasi nanti. Pemetaan dibuat untuk

memberikan informasi tentang sejarah geologis pembentukan lapisan

batuan,struktur geologi dan juga dapat mengilhami penemuan ditempat

lain, karena faktor kemiripan data.

Kelemahan  peta geologis :

1.  Ongkos pembuatannya mahal, bila terpencil    dan waktu lama

2. Tidak mampu memberikan praduga adanya deposit, lebih-lebih jauh

dalam tanah. Perkembangan teknologi pemetaan dengan bantuan foto

udara dan foto satelit

b)Survey berdasarkan pada laju cacah total

Survay cacah total jalan kaki ,membawa survaimeter untuk cacah total di

area yang dikehendaki ( GM atau sintilator)

Kelemahan survey berdasarkan pada laju cacah total :

1. Hasil pengamatan cach total tidak bisa menentukan macam isotop;

pencacahan tidak bisa mencapai sumber tertutup tanah lebih besar

dari 20 Cm;Areal luas perlu waktu lama

2. Survai cacah total dengan mobil : Hampir sama dengan jalann kaki,

bedanya lebih cepat dan alat permanen dipasang dimobil

3. Survai cacah total dengan pesawat udara : dipakai ditektor gamma

9sintilator) lebih sensitif, tapi terbang terbatas tingginya, pendugaan

lebih tepat,harganya mahal,perawatan sulit,perlu kalibrasi, waktu

lama

 c)  Survey non konvensional

Alat ini banyak dipakai, dilengkapi dengan MCA baik kualitatif dan

kuantitatif. Kelemahan non konvensional : Harga mahal, perawatan sulit,

perlu kalibrasi.

Penambangan Uranium

a)    Cara penambangan U hampir tidak berbeda dengan cara yang lazim

untuk deposit lain, perbedaan hanyalah pada sifat radioaktifitas.

b)   Cara penambangan ada 2 :

1)   Penambangan terbuka (open pit mining )

Lapisan tanah yang menutup dibuka, kemudian deposit yang terkelupas

ditambang

2)   Penambangan dalam tanah (underground    mining)

Adalah penambangan dibawah tanah dilakukan dengan membuat

terowongan untuk mencapai deposit. Untuk itu bergantung situasi medan.

Terowongan dibuat 3 posisi berbeda :

a) Terowongan dibuat  horizontal

b) Terowongan dibuat vertikal

c) Terowongan dibuat menyudut

 Gambar 1. Posisi Terowongan untuk mendapat Deposit

Dalam proses penambangan uranium ada beberapa teknik yang bisa

dilakukan untuk membuat terowongan penambangan uranium, yaitu 

dengan penyangga gua tambang disangga pilar, dibuat lori-lori, memakai

pompa untuk mengambil air rembesan, dibuat sistem ventilasi udara

segar, menggunakan perlengkapan keselamatan pekerja seperti poket

dosimeter;  masker, alat  pemadam kebakaran.

Proses Pengolahan Uranium

Kadar uranium dalam bijih umumnya sangat rendah, yaitu berkisar antara

0,1 – 0,3 % atau 1-3 kg uranium tiap ton bijih. Untuk mempermudah dan

menekan biaya transportasi, maka uranium dalam bijih ini perlu diolah

terlebih dahulu. Tujuan utama dari pengolahan adalah untuk pemekatan

dengan cara mengurangi sebanyak mungkin bahan lain yang ada dalam

bijih sehingga dapat menyederhanakan proses transportasi ke tempat

pemrosesan berikutnya. Pengolahan bijih uranium dapat dilakukan

dengan cara penggerusan, pelindihan maupun ekstraksi kimia dan

pengendapan. Hasil akhir dari proses pengolahan uranium ini adalah

diperolehnya endapan kering berwarna kuning yang disebut pekatan

(konsentrat) yang  berkadar uranium sekitar 70 %. Karena berwarna

kuning maka endapan ini disebut juga yellowcake. Dari 1000 ton bijih

rata-rata dapat dihasilkan 1,5 ton yellowcake.

Pengolahan uranium terdiri dari : pemanggangan, penghancuran,

pemekatan fisis, pelindian asam/basa, dekantasi, pertukaran ion,

presipitasi, filtrasi.

Pemanggangan

Proses pemanggangan  bertujuan untuk membuat senyawa Uranium dan

Vanadium lebih mudah dilindi, sehinnga Vanadium dapat diam bi l

sebagai  hasil samping, karena proses pemanggangan ada pengaruh

terhadap pemungutan Uranium dan Vanadium.Pada suhu 350oC  U

terambil dulu, tapi diatas 350 -500oC % U terambil turun, diatas 500oC –

800oC dengan NaCl  V mulai banyak terambil. Selain itu pemanggangan

dapat merusak ikatan organik, sehingga memudahkan pelindian dan

memudahkan pengenapan/dekantasi.

Penghancuran

Proses ini bertujuan untuk mereduksi ukuran bijih agar lebih mudah

terlindi (+10 Mesh )

Pemekatan fisis

Bertujuan : untuk mengurangi bahan pelindi, mengurangi bahan-bahan

yang tidak membawa U tinggi.

Pemekatan fisis bergantung pada tipe bijih,sehingga dapat dilakukan

dengan cara yaitu :

a) Flotasi buih

b) Pengenapan grafitasi

c) Pemilahan dengan meja-alur-getar

d) Pemilahan radioaktif

e) Pemungutan bahan bijih lain yang bernilai ekonomis

Bijih yang telah melalui pemekatan fisis, sudah memiliki grade rata-rata

lebih tinggi.

Pelindian

Pelindian yang dikenakan dapat berupa :

1. Pelindian basa / alkali, dengan Na2CO3

2.  Pelindian asam, umumnya dengan H2SO4 encer

Sebagaian besar bijih dapat dikenai lindi asam, tapi bijih dengan

konstituen basa, lebih ekonomis dikenai lindi basa, karena kalau lindi

asam, perlu banyak. Mengingat semua bijih U dilindi dengan asam sulfat

atau dengan karbonat, maka hasil lindiannya banyak mengandung asam 

bebas, Fe, Al; F;Mn;Ca;Ti;Si dan U dalam konsentrasi kecil, oleh karena itu

diperlukan cara seekonomis mugkin. Jadi cara pengendapan langsung

umumnya tidak ekonomis dan layak secara teknis

Cara pertukaran ion ternyata sangat layak. Cara ini bekerja atas dasar

kemampuan resin-penukar anion dalam menyerap anion U secara selektif

dari lautan asam / basa. Setelah U terserap cukup banyak, maka

dilakukan pengusiran U dari resin  menggunakan garam tetentu, supaya

bisa dihasilkan U  lebih pekat dan relatif lebih murni. Kemudian hasil

pemekatan ini bisa diendapkan dengan alkali menghasilkan Yellow

Cake dengan kadar U yang cukup tinggi.

Selain dengan cara pertukaran ion, pemurnian juga dapat dilakukan

dengan proses ekstraksi pelarut. Cara ini berdasar pada sifat pelarut

organik tertentu yang tidak bercampur dengan air ( eter; ester, amina

dll)yang mencapai kesetimbangan  dan punya kemampuan membentuk

komplek dengan garam U Kemudian kedua fase dibiarkan memisah, maka

senyawa logam akan terdistribusi dalam fase-fase tersebut

Cara ekstraksi memberikan keuntungan : karena dapat isolasi U /

pemekatan U dan penghilangan kontaminan atau impuritas. Dalam

proses  ekstraksi  larutan mengandung U dan pengotor, akan diekstraksi

dengan menggunakan alat MIXER SETTLER. Alat untuk 

ekstraksi(ekstraktor).

Gambar 2. Mixer Settler (Pesawat Pengaduk Pengenap) 1 Stage

Langkah terakhir adalah proses pengendapan, filtrasi dan pengeringan

untuk memperoleh U-Konsentrat, karena umumnya hasil ekstraksi

maupun penukar ion berupa larutan encer.

Biasanya U mengendap bersama-sama bersama-sama dengan impuritas

atau pengotor, tanpa dimurnikan lagi.Tapi sering juga dilakukan

pengendapan selektif dengan cara pengaturan pH. Jadi tujuan utama

proses pengendapan adalah untuk menghasilkan konsentrat padat dari

uranium dan terkenal dengan sebutan YELLOW CAKE.

Pemurnian Uranium

Proses pemurnian bertujuan untuk merubah yellowcake menjadi bahan

dengan tingkat kemurnian yang tinggi sehingga berderajad nuklir dan

bebas dari unsur-unsur pengotor lainnya. Senyawa kimia bahan bakar

berderajad nuklir yang dihasilkan dapat berbeda bergantung proses

pemurnian yang digunakan. Dari proses pemurnian akan diperoleh produk

akhir berupa UO2, U3O8 atau U-logam yang siap untuk proses

selanjutnya. Ketiga macam produk akhir proses pemurnian itu disesuaikan

dengan kebutuhan calon pemakai bahan bakar nuklir.

Gambar 3. Lokasi Reaktor Nuklir

 

1. Konsentrat  uranium  Yellow Cake(YC) sebagai umpan pelarutan

mengandung uranium cukup tinggi(50-90 %) U3O8

2. Pengotor dalam konsentrat masih cukup banyak

3. Pengotor yang paling banyak justru dari bahan yang digunakan dalam

pengendapan ( contoh penggunakan  NaOH dalam lar.carbonat) dan

ion SO-4 terdapat dalam konsentrat yang dihasilkan dari”Ion Exchange”

4. Selain itu terdapat Pengotor lainnya yang keberadaannya tidak

diizinkan dalam jumlah besar,  seperti cadmium, boron, dan logam

tanah jarang yang mampu menyerap neutron sehingga mengganggu

ekonomi neutron dalam reaktor.

Pemurnian uranium tersebut dilakukan dengan cara ekstraksi pelarut

menggunakan peralatan Mixer settler  yang telah digambarakan

sebelumnya. Mixer Settler terdiri dari dua bagian yaitu bagian pencampur,

yang merupakan bagian tempat terjadinya kontak antara fase air dan fase

organik. Dibagian ini terjadi perpindahan massa dari fase air ke fase

organik. Kemudian bagian lain Mixer Settler adalah bagian pengenapan,

yaitu tempat terjadinya pengenapan dan pemisahan antara fase organik

dan fase air

Dalam proses ekstraksi pelarut  yang banyak digunakan  : Pelarut TBP

dengan pengencer Kerosen.

Beberapa sifat TBP :

1. Sifat TBP pada suhu kamar berupa cairan tak berbau dan tak

berwarna, berwarna kuning kecoklatan.

2. Densitas ( g/ml)                          0,973

3. Viskositas (millipoise)               33,2

4. Kelarutan dalam air(g/l)            0,39

5. Kelarutan air dalam TBP(g/l    64

Pemilihan TBP sebagai solven, karena pertimbangan keamanan. TBP stabil

pada konsentrasi asam nitrat tinggi, tidak eksplosif, modal rendah, biaya

operasi rendah. TBP dapat terhidrolisa menjadi DBP dan MBP walaupun

kecil diperkirakan peruraian TBP kurang dari 0,001 %. Persyaratan

pengencer ( kerosen) adalah : tidak bercampur dengan air, harus campur

sempurna dengan TBP,viskositas rendah,harga murah

 

Pemurnian UO2

1. Proses ekstraksi dalam pemurnian uranium memegang peranan

penting, sebab dengan cara ekstraksi ini uranium dapat dipisahkan

dari pengotor, shg didapatkan UO2 murni nuklir dan pengotor dalam

skala ppm

2. Larutan U murni nuklir hasil proses ekstraksi pelarut perlu dilakukan

proses lebih lanjut yaitu tahap pengendapan.

3. Pengendapan dengan amonia ( NH4OH ) memberi hasil berupa

Ammonium diuranate (ADU)= (NH4)2U2O7

4. Reaksi :

5. 2UO2(NO3)2 + 6NH4OH      (NH4)2U2O7+ 4NH4NO3 + 3 H2O

Selain pengandapan dengan ammonia, juga dapat dilakukan

pengendapan dengan gas NH3 dan CO2membentuk Ammonium uranyl

Carbonat(AUC) dengan reaksi sebagai berikut :

1. UO2(NO3)2 + 3NH4(CO3)      (NH4)4UO2(CO3)+ 2NH3

Faktor Yang berpengaruh : pH, suhu, konsentrasi U, amonia, carbonat

1. Hasil  AUC lebih menguntungkan  dari ADU

2. Endapan tidak bersifat koloidal,sehingga mudah disaring

3. Filtrat lebih sedikit,sehingga efisiensi lebih besar

4. Ukuran partikel lebih homogen bulat(ADU runcing)

5. Free flowing lebih baik

Dalam rangkaian pembuatan bahan bakar  UO2, kalsinasi dilakukan

sebelum proses reduksi dan perlakuan panas   dilakukan dalam atmosfer

udara. Tujuan dari kalsinasi adalah untuk menghilangkan semua zat yang

tidak dibutuhkan  (senyawa non uranil) yaitu bahan volatil,H2O serta

untuk membentuk  U3O8.

Seperti halnya densitas, porositas merupakan salah satu karakteristik fisis

yang diperlukan terutama untuk mengkarakterisasi bahan padatan hasil

proses maupun yang akan diproses kembali. Sifat porositas bahan saling

mempengaruhi dan dipengaruhi oleh besaran fisis yang lain maupun sifat

thermalnya, misalnya bahan yang porous akan mempunyai nilai

kerapatan yang rendah, luas permukaan yang lebih besar, konduktivitas

panas yang rendah, dan sebagainya.

1. ADU : (NH4)2U2O7  2UO3 + 10H2O + O2   (500oC)

2. AUC : (NH4)4UO2(CO3)  UO3 +2H2O+4NH3+3CO2     (400oC)

Salah satu proses dalam pembuatan  UO2 adalah proses reduksi, Reduksi

merupakan proses konversi oksida-oksida uranium meliputi UO3 dan

U3O8 menjadi UO 2 yang didahului dengan pelepasan air dan dekomposisi

senyawa organik . Reaksi reduksi U3O8 menjadi UO2 adalah sebagai

berikut:

U3O8 (s)  +  2H2(g) à 3UO2(s) + 2H2O(g)

Reduksi terhadap l U3O8 dapat dilakukan dengan  gas H2 dalam medium

gas N2. Reduksi berlangsung pada kondisi atmosfer, hal ini karena dengan

kadar H2 yang kecil dapat menghindari bahaya kebakaran bila terjadi

kebocoran pada tungku reduksi. Suhu yang terlampau tinggi

memungkinkan terjadinya pelelehan sehingga dapat menutup pori-pori .

Prosesnya reduksi sangat dipengaruhi oleh suhu dan waktu reduksi, Suhu

reduksi merupakan faktor yang berpengaruh pada proses reduksi dan

biasanya berkaitan dengan waktu yang digunakan, semakin tinggi suhu

reduksi semakin singkat waktu yang digunakan. Suhu reduksi juga

bergantung dari kereaktifan bahan yang hendak direduksi dan sifat

UO2yang dihasilkan. Perubahan fase selama proses reduksi U3O8 menjadi

UO2 terjadi dalam dua tahapan, yaitu:

U3O8 à  U4O9 à  UO2

Pada konversi U3O8 menjadi U4O9 terjadi reaksi pada permukaan antara

hidrogen dengan oksigen, laju reaksi proses ini sebanding dengan

konsentrasi hidrogen dan oksigen pada permukaan oksida. Selama proses

reduksi ukuran partikel butir kernel UO2 mengalami penyusutan.

Mekanisme reaksi yang terjadi pada proses reduksi yaitu mula-mula

terjadi difusi gas hidrogen melaluifilm gas ke permukaan, kemudian gas

hidrogen masuk ke dalam butiran dan terjadi reaksi difusi, karena oksigen

yang berada dibutiran U3O8 sangat reaktif, maka hal ini merupakan suatu

sebab terjadinya difusi dari permukaan butiran ke dalam butiran. Suhu

dan waktu  dalam proses reduksi  U3O8 akan memberikan pengaruh pada

kualitas  UO2 yang dihasilkan, diantaranya terhadap densitas, rasio O/U

dan luas muka spesifik, volume pori total, rerata jari-jari pori. Kenaikan

suhu reduksi akan menaikkan kualitas kernel UO2 yang dihasilkan. Waktu

reduksi yang lebih lama akan menghasilkan kernel UO2 yang lebih baik,

karena semakin sempurnanya reaksi yang terjadi.

Reduksi : UO3 dan U3O8 jadi UO2

1. UO3(p) + H2(g)   UO2(p)+H2O

2. U3O8(p) +2 H2(g)  3 UO2(p)+2H2O

UO2 yang dihasilkan dipakai sebagai bahan bakar nuklir. Oleh karena itu

dituntut mempunyai sifat kimia, fisis maupun thermodinamika yang baik ,

shg memenuhi spesifikasi bahan bakar. Pemakaian UO2sebagai bahan

bakar dalam pil(pellet) dan disintering dengan densitas lebih besar 95 %

x10,96 g/Cm3(TD).

Bahan bakar reaktor nuklir yang menggunakan keramik uranium

diantaranya UO2, Struktur kristal UO2adalah face centered cubic tipe

CaF2 dan memiliki densitas teoritis 10,96 gr/cm3.Keramik uranium sebagai

bahan bakar memiliki beberapa keuntungan yaitu tahan terhadap

temperatur operasi reaktor yang tinggi dikarenakan memiliki titik leleh

yang tinggi, titik leleh dari UO2 yaitu sekitar 2760o C ). Selain memiliki titik

leleh yang tinggi, keramik uranium juga memiliki kestabilan terhadap

irradiasi yang baik (dimensi, struktur, volume) karena tidak adanya

transformasi fase pada suhu rendah, dan ketahanan korosi yang baik.

 

Persyaratan Bahan Bakar  UO2

1. Densitasnya harus tinggi mendekati densitas teoritis UO2 (10,96

gr/cm3), pada kondisi ini UO2memiliki konduktivitas panas, elastisitas

dan perlakuan dimensional (dimensional behavior) yang paling baik.

2. Permukaan bahan bakar haruslah halus dan tidak ada retakan atau

serpihan.(Bahan Bakar kernel untuk Reaktor Suhu Tinggi)

3. Bahan yang dipergunakan harus memiliki kemurnian yang tinggi.

4. Perbandingan stokiometris O/U harus sama atau mendekati 2,00

karena pada kondisi UO2 memiliki konduktivitas panas yang paling

tinggi.

5. Porositas butir bahan bakar harus merata dan berukuran antara 1-10

μm, karena porositas berkaitan erat dengan densitas UO2 dan perilaku

dimensional bahan bakar reaktor.

Pengayaan

Pengayaan dimaksudkan untuk meningkatkan kadar 235U dalam bahan

bakar nuklir hasil proses pemurnian. Perlu diketahui bahwa dalam

uranium alam hasil penambangan terdapat tiga jenis isotop uranium,

yaitu 238U dengan kadar 99,285 %, 235U dengan kadar 0,715 % dan

234U dengan kadar yang sangat kecil. Dalam reaktor nuklir yang dapat

berperan sebagai bahan bakar hanyalah 235U, sedang 238U dan 234U

tidak dapat dijadikan bahan bakar karena tidak dapat melakukan reaksi

fisi. Dengan proses pengayaan maka kadar 235U menjadi tinggi sehingga

bahan bakar dapat dipakai dalam waktu lama. Proses pengayaan ini akan

meningkatkan kadar 235U dalam bahan bakar menjadi 3-5 % seperti

lazimnya dibutuhkan oleh suatu reaktor nuklir. Proses pengayaan tidak

selalu dilewati oleh bahan bakar, karena ada jenis reaktor nuklir yang

dapat memanfaatkan uranium alam.

Untuk memperkaya uranium terdapat beberapa proses pemisahan yang

telah dikembangkan dan terpakai dalam skala industri. Semua cara

berprinsip pada pemisahan fase gas (UF6).

Proses pengkayaan  dilakukan dengan cara :

1.    Proses difusi gas

Prinsip proses difusi gas adalah gas UF6 dialirkan dari ruang tekanan tinggi

ke ruang tekanan ruang lebih rendah melalui sekat berpori. Pada

kenyataannya bahwa UF 6 (U-235) memiliki kecepatan difusi lebih besar

dari pada UF6(U-238), sehingga diperoleh pengayaan U-235 pada ruangan

tekanan rendah. Untuk UF6, fraksi disisi tekanan rendah memiliki

kekayaan 1.0043 lipat lebih tinggi dari fraksi pada ruangan tekanan tinggi.

Pada difusi gas efek pisah tiap tingkat begitu kecil, sehingga untuk

memperoleh pengkayaan untuk bahan bakar LWR diperlukan ribuan

tingkat dalam suatu kaskade . Untuk pengaliran gas memerlukan

kompresi untuk menembus barier difusi, maka proses ini memerlukan

energi sangat tinggi

2.    Proses sentrifugasi gas

Prinsip pemisahan pada dasarnya adalah apabila pesawat sentrifus

diputar dengan kecepatan rotasi amat tinggi, maka akan tercipta suatu

medan gaya berat buatan yang dapat dimanfaatkan untuk memisahkan

isotop. Jadi apabila UF6 dalam wadah sentrifuse diputar dengan

kecepatan amat tinggi, maka isotop lebih berat cenderung bergerak

mendekati mantel sentrifus, sedangkan isotop yang lebih ringan

cenderung bergerak mendekati rotor pesawat. Cara sentrifugasi

mempunyai efek pisah jauh lebih tinggi dari pada pemisahan  difusi gas,

dari segi konsumsi energi untuk menjalankan operasi pemisahan dengan

sentrifugasi membutuhkan jauh lebi kecil , kira- kira 0,1 lipat dari

kebutuhan untuk proses difusi gas untuk tugas yang sama.

Proses gas sentrifuse merupakan proses yang menggunakan silinder

berputar dan tersusun seara paralel. Rotasi pada silinder menciptakan

gaya sentrifuse yang kuat yang menyebabkan molekul gas yang lebih

berat (U-238) bergerak keluar dari silinder. Sedangkan molekul gas yang

lebih ringan (U-235) akan berada didekat pusat silinder.

Setelah pengayaan, gas UF6 diperkaya diubah menjadi serbuk uranium

dioksida (UO2) yang kemudian difabrikasi menjadi pelet bahan bakar.

Pelet-pelet selanjutnya diletakkan dalam kelongsong logam dan dirakit

menjadi perangkat bakar nuklir yang siap digunakan di dalam teras

reaktor.

Pabrikasi

Proses pabrikasi bertujuan untuk menyiapkan bahan bakar nuklir dalam

bentuk fisik yang sesuai dengan jenis yang dibutuhkan oleh reaktor nuklir

calon pemakai bahan bakar tersebut. Ada bermacam-macam bentuk

bahan bakar bergantung pada jenis rancang bangun reaktor. Perbedaan

tersebut umumnya terletak pada bentuk dan ukuran bahan bakar yang

digunakannya. Dalam proses pabrikasi, sebagian besarnya merupakan

proses fisis mekanis ditambah sedikit proses kimia. Ada berbagai macam

bentuk elemen bakar bergantung pada rancang bangun yang dikaitkan

dengan kinerja reaktor pemakainya. Misal ada jenis reaktor yang

memakai bahan bakar diperkaya dengan pengayaan 2-3 % berbentuk

UO2 yang diproses menjadi pelet dengan diameter ± 10 mm. Pelet

kemudian dimasukkan ke dalam tabung kelongsong paduan zirkonium

dengan panjang 4-5 m. Pellet UO2 dapat difabrikasi dengan mudah dengan

cara “pressing dan Sintering”

Serbuk UO2 yang sudah berderajad keramik dilakukan pressing dengan

langkah :

Serbuk UO2 dicampur dengan polyetilene glykol dan polyvynil alkohol

(PVA), kemudian ditambah air dan pelumas hingga seperti lumpur.

Pengeringan pertama 70oC, campuran diayak. Serbuk tergranulasi

tersebut, kemudian dikompakkan dan diperoleh pellet hijau. Selanjutnya

sebagai(pengikat dan pelumas/zeng stearat/ asam stearat) pada pellet

hijau tersebut dihilangkan pada suhu dibawah suhu sintering,

Proses sintering adalah proses perlakuan panas pada suhu tinggi

mendekati 0,5 – 0,7 titik lelehnya.Proses sintering harus bebas O2 supaya

tidak terjadi oksidasi dan dilakukan dalam lingkungan gas inert yaitu Ar

atau H2 . Tujuan sintering untuk menaikkan densitas mendekati 95%

densitas teoritis, mengatur mikro struktur, porositas. Diharapkan densitas

butir yang dihasilkan mendekati teoritis yaitu 10,5 – 10,96 g/ml

Tahapan proses sinter :

1. Ikatan mula antar partikel serbuk

Proses pengikatan diri meliputi difusi atom-atom. Ikatan ini terjadi pada

kontak fisik antar partikel yang berdekatan. Ikatan ini tidak menyebabkan

perubahan demensi pada pellet.Semakin besar bidang kontak permukaan

pellet, maka semakin besar juga proses pengikatan dalam proses sinter.

2. Pertumbuhan leher

Pertumbuhan leher terjadi setelah pengikatan mula antar partikel dan

terjadi karena adanya perpindahan massa pada proses

sinter.Pertumbuhan ini tidak mempengaruhi jumlah porositas dan tidak

menyebabkan penyusutan pada pellet.

3. Pertumbuhan leher

Karena adanya pertumbuhan butir, maka menyebabkan terjadinya proses

penutupan saluran pori. Dapat juga disebabkan oleh penyusutan pori.

4. Penutupan saluran pori

Karena adanya pertumbuhan butir, maka menyebabkan terjadinya proses

penutupan saluran pori. Dapat juga disebabkan oleh penyusutan pori.

5. Pembulatan pori

Bila massa diangkut kedaerah leher dari permukaan pori, maka pori

tersebut akan menuju proses pembulatan pori.Proses ini berjalan

sempurna, bila waktu dan suhu sinter cukup.

6. Penyusutan pori

Karena gas-gas yang terdapat dalam pori-pori keluar ke permukaan, maka

terjadi penurunan volume pellet, shg juga terjadi penurunan luas muka.

Dengan kata lain dapat dikatakan proses pemadatan, shg terjadi

peningkatan berat jenis dan peningkatan kekuatan

7. Pengkasaran pori

Proses ini terjadi setelah kelima proses tersebut terjadi dan berjalan

sempurna. Pengkasaran terjadi karena adanya bersatunya lubang-lubang

kecil dari pori sisa dan menjadi besar dan kasar. Jumlah total pori tetap,

tetapi luas permukaan pori bertambah besar

Pelet  tersinter masuk kelongsong, dan kedua ujung kelongsong ditutup

dan dilas, yang membentuk batang bahan bakar, kmd dirakit menjadi

bundel batang sebagai elemen bahan bakar.

Proses Pembakaran Uranium dalam Reaktor

Inti atom dari U-235 terdiri dari 92 proton dan 143 neutron

(92+143=235). Saat sebuah inti atom U-235 menangkap neutron, ia akan

membelah menjadi dua inti atom baru dan melepaskan sejumlah energi

dalam bentuk panas, disertai pelepasan 2 atau 3 neutron baru.

Jika neutron yang dilepaskan tersebut dapat memicu reaksi yang sama

pada atom U-235 lainnya, dan melepaskan neutron baru lain, reaksi fisi

berantai dapat terjadi. Reaksi ini dapat terjadi dan terjadi lagi, hingga

berjuta-juta kali, maka energi panas dalam jumlah sangat besar dapat

dihasilkan dari sedikit Uranium. Secara kasar energi panas dari reaksi inti

1 gram U-235 adalah sama dengan energi panas dari pembakaran 1 ton

batubara.

Reaksi fisi uranium yang berlangsung di dalam reaktor nuklir

Proses membelah atau “membakar” uranium secara berantai dan

terkendali adalah sebagaimana yang terjadi di dalam reaktor nuklir. Panas

yang dihasilkan digunakan untuk membangkitkan uap air, dan selanjutnya

uap air digunakan untuk memutar turbin dan akhirnya

menghasilkanlistrik.

Tabel berikut memberikan gambaran tentang bertapa besarnya

kandungan energi dalam bahan bakar uranium dibandingkan sumber

energi lainnya.

Kandungan Energi dalam 1 ton berat   (GJ)

Kayu                                                       14

Batubara                                                29

Minyak                                                   42

Gas alam (cair)                          46

Uranium (bahan bakar PLTN – PWR)    630.000

Seperti unsur lainnya, uranium memiliki beberapa isotop. Uranium alami

sebagaimana yang terdapat dalam lapisan kerak bumi utamanya tersusun

atascampuran isotop U-238 (99.3%) dan U-235 (0.7%).  Isotop adalah

elemen atau unsur yang memiliki nomor atom yang sama tetapi jumlah

neutron atau berat atom-nya berbeda.

U-235 merupakan isotop uranium yang penting, sebab dalam kondisi

tertentu inti ini dapat dibelah yang diikuti dengan pelepasan energi dalam

jumlah besar (sekitar 200 MeV per-pembelahan). Reaksi pembelahan inti

atom dikenal dengan ”fisi nuklir”, dan isotop U-235 disebut sebagai

”bahan fisil”.

Seperti isotop radioaktif lainnya, uranium juga mengalami peluruhan. U-

238 meluruh dalam jangka waktu yang panjang dengan waktu paro yang

sama dengan umur bumi (4500 juta tahun). Ini dapat diartikan U-238

hampir tidak radioaktif jika dibandingkan dengan isotop lain di lapisan

batuan dan tanah. Namun demikian peluruhan U-238  menghasilkan

energi 0,1 watt/ton dalam bentuk panas. Energi peluruhan ini cukup untuk

menghangatkan inti bumi. Adapun U-235 meluruh dalam jangka waktu

sedikit lebih cepat dibanding U-238 (sekitar 700 juta tahun).

Isotop uranium U-238 dan U-235 adalah pemancar radiasi alpha dengan

energi cukup rendah dan dapat ditahan oleh selembar kertas. Bahaya

radiasi akan muncul apabila isotop uranium masuk ke dalam tubuh karena

akan merusak jaringan dan dapat  menimbulkan penyakit kanker.

Di dalam sebuah reaktor nuklir, bahan bakar uranium dirakit dalam

bentuk tertentu sedemikian hingga reaksi fisi  berantai yang terkendali

dapat dicapai. Panas yang dihasilkan dari pembelahan U-235 kemudian

digunakan untuk membangkitkan uap yang akan memutar turbin dan

menggerakkan generator untuk menghasilkan listrik.

Pada dasarnya PLTN dan PLT Fosil, dengan kapasitas yang sama, memiliki

banyak kemiripan. Keduanya sama-sama membutuhkan panas untuk

menghasilkan uap guna memutar turbin dan generator. Namun

perbedaan pokok yang perlu digarisbawahi disini bahwa PLTN

memanfaatkan fisi atom uranium yang dapat menggantikan pembakaran

batubara atau gas.

Reaksi fisi berantai yang berlangsung di dalam teras reaktor nuklir

dikendalikan oleh batang kendali yang mempunyai sifat menyerap

neutron dan dapat ditarik/didorong untuk mengatur reaktor pada tingkat

daya yang dibutuhkan.

Di dalam teras reaktor yang menerapkan konsep fisi thermal

sebagaimana reaktor PLTN komersial saat ini, bahan bakar uranium

dikelilingi oleh materi yang disebut moderator. Bahan ini berfungsi untuk

memperlambat kecepatan neutron yang dihasilkan dari reaksi reaksi fisi

sehingga memungkinkan terjadinya reaksi berantai. Air, grafit dan air

berat biasa digunakan sebagai moderator dalam berbagai jenis reaktor.

Karena jenis bahan bakar yang digunakan (konsentrasi U-235 dalam

bahan bakar uranium hanya 3 – 5%), maka apabila terjadi malfungsi yang

fatal dalam reaktor, bahan bakar dapat saja menjadi terlalu panas dan

meleleh, akan tetapi tidak dapat meledak seperti bom nuklir.

Ada banyak jenis reaktor nuklir yang digunakan dalam PLTN komersial

saat ini, dan yang masuk 3 besar dari 440 PLTN adalah PWR – Pressurized

Water Reactor (48%), BWR – Boilling Water Reactor (20,8%), dan PHWR –

Pressurized Heavy Water Reactor (7,7%) .

Karena di dalam reaktor nuklir PLTN terdapat U-238 dalam jumlah besar

(bahan bakar reaktor PLTN hanya mengandung 3 – 5% U-235, dan sisanya

adalah U-238), reaksi U-238 dengan neutron akan sangat sering terjadi.

Faktanya sekitar 1/3 energi yang dihasilkan bahan bakar dalam reaktor

berasal dari pembelahan Pu-239.

Tapi terkadang Pu-239 dapat menangkap neutron tanpa membelah dan

berubah menjadi Pu-240. Karena Pu-239 secara progresif

terbakar/membelah atau berubah menjadi Pu-240, maka semakin lama

bahan bakar berada di dalam reaktor akan semakin banyak Pu-240 di

dalamnya.