SUMBER 1,blog.
• Pengolahan Uranium Kadar uranium dalam bijih umumnya sangat rendah, yaitu berkisar antara 0,1 – 0,1 – 0,3 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. • 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 baka r nuklir. • 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 m eningkatkan kadar 235U dalam bahan bakar menjadi 2-4 % 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.
SUMBER 2,WIKIPEDIA
1. Penambangan dan Penggilingan Uranium dapat ditambang melalui teknik terbuka (open cut) maupun teknik terowongan (underground) tergantung pada kedalaman batuan uranium yang diketemukan. Sebagai contoh tambang uranium Ranger adalah tambang terbuka sementara Olympic Dam merupakan tambang bawah tanah (tambang ini juga memproduksi tembaga, emas dan perak). Kedua tambang uranium tersebut berada di Australia yang merupakan negara dengan cadangan uranium kategori murah terbesar di dunia. Bijih uranium hasil pena mbangan selanjutnya dikirim ke pabrik pengolah bijih yang umumnya berada di dekat tambang. Di pabrik ini, bijih uranium dihancurkan secara mekanik, dan kemudian uranium dipisahkan dari mineral lainnya melalui proses kimia menggunakan larutan asam sulfat. Hasil akhir dari proses ini b erupa konsentrat uranium oksida (U3O8) yang sering disebut kue kuning atau “Yellow Cake”, meskipun dalam banyak hal berwarna kecoklatan. Beberapa tambang uranium di Australia, Amerika Serikat, dan Kazakhstan menggunakan In Situ Leaching (ISL) untuk mengkstrak uranium secara langsung dari batuan di dalam tanah dan membawanya ke permukaan dalam bentuk larutan kaya uranium, yang kemudian diendapkan dan dikeringkan menjadi padatan uranium oksida. Teknik ini terutama digunakan untuk mengekstrak uranium yang terdapat dalam batuan di dalam tanah yang tidak ekonomis apabila delakukan dengan teknik konvensional. U3O8merupakan produk komersial yang diperjual-belikan di pasar dunia. Sepuluh negara utama pemroduksi uranium adalah Kanada, Australia, Kazakhstan, Nigeria, Rusia, Namibia, Afrika Selatan, Ukraina, Amerika Serikat, dan Uzbekistan. Kanada dan Australia memproduksi uranium hampir 50% dari total produksi dunia. Secara kasar, dibutuhkan sekitar 200 ton uranium agar sebuah reaktor daya 1000 MWe mampu beroperasi selama 1 tahun. Saat ini permintaan dunia akan uranium relatif stabil, yaitu sekitar 65000 ton/tahun. 2. Konversi Tahapan selanjutnya untuk pembuatan bahan bakar nuklir adalah proses pemurnian dan konversi Yellow Cake menjadi serbuk uranium dioksida (UO2) berderajat nuklir. UO2 ini kemudian dikonversi lagi ke dalam bentuk gas uranium hexafluoride (UF6). Untuk reaktor nuklir yang menggunakan bahan bakar uranium alam, yaitu reaktor yang mampu menghasilkan reaksi fisi berantai dengan bahan bakar uranium alam yang hanya mengandung 0,7% U-235, serbuk UO2 hasil konversi Yellow Cake dapat langsung dikirim ke pabrik bahan
bakar nuklir untuk diproses menjadi perangkat bakar nuklir yang siap digunakan di dalam reaktor. Sedangkan untuk reaktor nuklir yang hanya mampu menghasilkan reaksi fisi berantai dengan bahan bakar uranium diperkaya, serbuk UO2 hasil proses konversi Yellow Cake perlu diubah ke bentuk gas UF6 sebagai umpan proses pengayaan (proses peningkatan kadar U-235 dalam bahan bakar uranium). Konversi UO2 menjadi UF6 dilakukan dalam dua langkah proses. Pertama adalah mereaksikan UO2 dengan asam anhydrous HF hingga menjadi uranium tetrafluorida (UF4). Kemudian UF4 direaksikan dengan gas F2 sehingga terbentuk UF6. Negara utama pengoperasi pabrik komersial konversi Yellow Cake – UF6adalah Kanada, Perancis, Amerika Serikat, Inggris, dan Rusia. Beberapa ne gara seperti Cina, India, Aragentina, dan Romania juga mengoperasikan pabrik konversi tetapi hanya sebatas untuk memenuhi kebutuhan dalam negrinya sendiri. 3. Pengkayaan Mayoritas PLTN yang sekarang beroperasi maupun yang sedang dalam konstruksi memerlukan uranium diperkaya sebagai bahan bakarnya. Pengkayaan uranium adalah proses meningkatkan kadar U-235 dalam bahan bakar uranium dari 0,7% (kadar U-235 dalam uranium alam) menjadi sekitar 3 – 5% atau lebih. Proses pengkayaan membuang sekitar 85% U-238 melalui proses pemisahan gas UF6 ke dalam dua aliran, yaitu satu aliran merupakan uranium yang telah diperkaya dan akan dipergunakan umpan proses fabrikasi bahan bakar. Sedangkan aliran lainnya adalah aliran buangan atau”tailing” berupa aliran uranium miskin U-235 yang disebut sebagai uranium deplesi (kadar U-235 kurang dari 0,25%). Ada dua metode yang secara komersial digunakan untuk proses pengkayaan uranium, yaitu metode difusi gas dan metode sentrifugasi gas. Kedua metode ini pada dasarnya menggunakan prinsip yang sama, yaitu beda berat antara atom U-238 dan atom U-235. Pada pengayaan metode difusi, gas UF6dialirkan ke membran berpori. Oleh karena lebih ringan maka atom U-235 akan berdifusi atau bergerak lebih cepat dibanding atom U-238, sehingga gas UF6 yang lolos membran akan mengandung U-235 lebih banyak. Untuk mencapai tingkat pengayaan U-235 antara 3 – 5%, diperlukan sekitar 1400 kali pengulangan proses. Sehingga metode ini sangat boros energi, kira-kira akan mengonsumsi 3 – 4 % dari energi listrik yang dibangkitkannya. Pada pengayaan metode sentrifugasi, gas UF6diputar dengan kecepatan sudut tinggi dalam sebuah tabung panjang dan ramping (1 – 2 m panjang, 15-20 cm diameter). Gaya sentrifugal akan melemparkan isotop U-238 yang lebih berat menjauh dari pusat rotasi, sedangkan isotop U-235 yang lebih ringan akan terkonsentrasi di pusat rotasi.
Metode gas sentrifugasi lebih hemat energi dan dapat dibangun dengan unit yang lebih kecil dibanding metode difusi gas, sehingga metode ini lebih ekonomis dan secara komersial cepat berkembang. Pabrik pengkayaan uranium di dunia pertama kali dibangun di Amerika Serikat dengan metode difusi gas. Beberapa pabrik pengkayaan modern yang berada di Eropa (Perancis, Inggris, Jerman, Belanda) dan Rusia menggunakan metode gas sentrifugasi. Negara lain yang mengoperasikan pabrik pengkayaan uranium komersial adalah Jepang, Cina, Argentina, dan Brazil. Beberapa tipe PLTN, terutama PLTN Candu di Kanada dan PLTN generasi awal dengan reaktor berpendingin gas di Inggris tidak memerlukan bahan bakar uranium diperkaya. 4. Fabrikasi Bahan Bakar Fabrikasi bahan bakar atau perangkat bakar nuklir diawali dengan proses konversi UF6yang telah diperkaya (keluaran pabrik pengayaan) menjadi serbuk uranium dioksida (UO2) yang kemudian dibentuk menjadi pil-pil (pelet) silinder melalui pengepresan dan diteruskan dengan pemanggangan dalam suasana gas hidrogen pada temperatur tinggi (1700 oC) hingga membetuk pelet UO2berderajat keramik yang rapat dan kuat. Pelet-pelet UO2yang memenuhi persyaratan kualitas kemudian dimasukkan ke dalam sebuah selongsong dari bahan paduan zirconium (zircalloy). Setelah kedua ujung selongsong ditutup dan dilas, batang bahan bakar (fuel rod) disusun membentuk suatu perangkat bakar (fuel assembly). Teras PWR 1000 MWe berisi sekitar 160 perangkat bakar. Total batang bahan bakar yang digunakan mencapai 42000 buah. Setiap batang bahan bakar kira-kira berisi 300 – 370 pelet UO2 yang masing-masing pelet beratnya 6 – 7 gram. Pabrik perangkat bakar PWR terbesar di dunia antara lain adalah Westinghouse – USA dengan kapasitas produksi 1600 ton/tahun, Global Nuclear Fuel – Americas dengan kapasitas produksi 1200 ton/tahun, Ulba – Kazakhstan dengan kapasitas produksi 2000 ton/tahun, TVEL Elektrosal – Rusia dengan kapasitas produksi 1020 ton/tahun, TVEL Novosibirsk – Rusia dengan kapasitas produksi 1000 ton/tahun, dan FBFC – Perancis dengan kapasitas produksi 820 ton/tahun. Negara lain pengoperasi PLTN yang juga memproduksi perangka bakar adalah Jepang, Korea Selatan, China, India, Argentina, Brazil, Inggis (UK), dll. . Re aktor Nuklir Setelah proses fabrikasi, perangkat bakar nuklir di ma sukkan ke dalam teras reaktor. Susunan perangkat bakar (fuel assembly) inilah yang membentuk struktur inti atau teras reaktor (reactor core). PLTN tipe PWR dengan da ya 1000 MW listrik (MWe) berisi sekitar 75 ton uranium sedikit diperkaya. Dalam teras reaktor, U-235 mengalami reaksi fisi dan menghasilkan panas dalam sebuah proses berkesinambungan yang disebut reaksi fisi berantai. Kelangsungan proses ini sangat bergantung pada moderator seperti air atau grafit, dan sepenuhnya dikendalikan dengan menggunakan batang kendali.
Di dalam teras reaktor, sejumlah U-238 akan menyerap neutron hasil reaksi fisi dan berubah menjadi plutonium (Pu-239). Setengah dari plutonium yang dihasilkan juga mengalami reaksi fisi dan menghasilkan sepertiga dari energi total reaktor. Untuk mempertahankan kinerja reaktor, sekitar sepertiga dari bahan bakar yang digunakan di dalam teras harus diganti dengan bahan bakar baru setiap satu tahun atau setiap 18 bulan. 6. Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas Bahan bakar bekas sangat radioaktif serta mengeluarkan banyak panas. Untuk penanganan yang aman dan selamat, bahan bakar bekas yang baru dikelurakan dari reaktor disimpan dalam kolam khusus yang berada di dekat reaktor untuk menurunkan panas maupun radioaktivitas. Air di dalam kolam berfungsi sebagai penghalang terhadap radiasi dan pemindah panas dari baban bakar bekas. Bahan bakar bekas dapat disimpan di kolam penyimpanan untuk waktu yang lama (sampai lima puluh tahun atau lebih), sebelum akhirnya diolah ulang atau dikirim ke pembuangan akhir sebagai limbah (penyimpanan lestari). Alternatif lain, setelah tingkat radioaktivitas dan pemancaran panas ba han bakar bekas menurun drastis, bahan bakar bekas dapat dikeluarkan dari kolam penyimpanan dan selanjutnya disimpan dengan cara kering. Perisai radiasi yang cukup murah dan pendinginan alamiah yang bebas perawatan, menjadikan cara ini menjadi pilihan yang menarik. 7. Reprocessing (Olah Ulang) Bahan bakar bekas masih mengandung sekitar 96% (480 kg) uranium dengan kandungan bahan fisil U-235 kurang dari 1%. Kemudian 3% (15 kg) dari bahan bakar bekas berupa produk fisi yang dapat dikategorikan sebagai limbah aktivitas tinggi, dan 1% (5 kg) sisanya berupa plutonium (Pu) yang diproduksi selama bahan bakar berada di dalam reaktor dan tidak mengalami pembakaran. Pemisahan uranium dan plutonium dari produk fisi dilakukan dengan memotong elemen bakar kemudian melarutkannya ke dalam asam. Uranium yang didapat dari proses pemisahan ini bisa dikonversi kembali menjadi uranium hexaflourida untuk kemudian dilakukan pengkayaan. Adapun plutonium yang diperoleh dapat dicampur dengan uranium diperkaya untuk menghasilkan bahan bakar MOX (Mixed Oxide). Pabrik bahan bakar MOX komersial yang ada di dunia adalah Belgia, Perancis, Jerman, Inggris, Rusia, Jepang, Cina, dan India. Amerika Serikat tidak melakukan olah-ulang terhadap bahan bakar bekas PLTN komersial yang ada di negaranya. Hingga saat ini Amerika Serikat menganut sistem daur terbuka atau ”open cycle”. Beberapa PLTN PWR di dunia khususnya di Eropa telah menggunakan bahan bakar MOX ini walaupun sifatnya masih parsial, yaitu 20 - 30% dari bahan bakar yang ada di teras. Jepang dalam waktu dekat ini berencana untuk memuati sepertiga dari 54 PLTN-nya dengan bahan bakar MOX.
Adapun 3% limbah radioaktif tinggi yang dihasilkan dari proses olah ulang adalah produk fisi yang jumlahnya sekitar 750 kg pertahun dari reaktor daya 1000 MWe. Limbah ini mula-mula disimpan dalam bentuk cairan untuk kemudian dipadatkan. Proses olah ulang bahan bakar bekas dilakukan di fasilitas di Eropa dan Rusia dengan kapasitas 5000 ton per tahun, dan total produksi selama hampir 40 tahun telah mencapai sekitar 90000 ton. 8. Vitrifikasi Limbah radioaktivitas tinggi dari proses olah ulang dapat dikalsinasi (dipanaskan pada suhu yang sangat tinggi) sehingga menjadi serbuk kering yang kemudian di masukkan kedalam borosilikat (pyrex) untuk immobilisasi limbah. Bahan gelas tersebut kemudian dituang kan ke dalam tabung stainless steel, masing-masing sebanyak 400 kg limbah gelas. Pengoperasiaan reaktor 1000 MWe selama satu tahun akan menghasilkan limbah gelas tersebut sebanyak 5 ton atau sekitar 12 tabung stainless setinggi 1,3 meter dan berdiameter 0,4 meter. Setelah diberi pelindung radiasi yang sesuai, limbah yang sudah diproses ini kemudian diangkut ke tempat penyimpanan limbah. Hingga saat ini, siklus bahan bakar nuklir bagian ujung belakang atau ”back end” hanya sampai pada tahap ini. Pembuangan akhir dari limbah radioaktifitas tinggi atau pembuangan akhir bahan bakar bekas yang tidak diolah ulang (siklus terbuka), masih belum dilakukan. 9. Pembuangan Akhir Limbah Pembuangan akhir limbah pada prinsipnya adalah penyimpanan lestari limbah radioaktivitas tinggi yang telah digelasifikasi dan disegel dalam tabung stainless steel, dan juga penyimpanan lestari bahan bakar bekas yang telah melalui proses pendinginan yang cukup dan telah disegel dalam wadah atau “canister” terbuat dari logam tahan korosi seperti tembaga atau stainless steel. Secara umum telah dapat diterima bahwa limbah-limbah tersebut rencananya akan dikubur di batuan stabil di dalam tanah dengan kedalaman tak kurang dari 500 m di batuan dasar (bed rock). Kebanyakan negara merencanakan untuk melaksanakan penyimpanan lestari bahan bakar bekas setelah tahun 2010.
KESIMPULAN !!!!!
Pengolahan uranium dari bahan mentah/tambang.
1.CRUSHING,hal ini dilakukan untuk menginginkan ukuran bahan tam bang menjadi yang diinginkan agar bisa diproses ke tahap selanjutnya. Alat,jaw crusher 2.pemisahan dari tailing,untuk pemisahan menggunakan asam sulfat sehingga mendapatkan konsentrat uranium oksida (U3O8) atau yang sering disebut yellow cake. 3.yellow cake / u3o8 dikonfersikan menjadi serbuk uranium (namanya UO2). Lalu di konfersikan lagi menjadi UF6 / hexafluoride. proses terjadinya UF6 ini adalah dari UO2 + asam anhydrous HF = uranium tetrafluorida (UF4). Lalu UF4 + gas F2 = UF6 nah, UF6 merupakan bahan bakar yang digunakan di PLTN. 4.pengkayaan. PLTN mayoritas menggunakan bahan UF6 sebagai bahan bakarnya.dari UF6 yang didapat,dilakukan pemisahan yaitu umpan proses fabrikasi bahan bakar dan tailing / uranium deplesi. Umpan yang didapat bisa digunakan sebagai bahan bakar, sedangkan tailing / uranium deplesi merupakan UF6 yang memiliki kadar U-235 kurang dari 0.25%.
