Three-Cycle Uranium Utilisation

Oleh: R. Andika Putra Dwijayanto, S.T. (peneliti fisika dan keselamatan reaktor nuklir)

Saya pernah membaca beberapa makalah tentang penggunaan bahan bakar uranium multi-cycle. Kalau soal reprosesing standar sudah sering dengar, yaitu plutonium di bahan bakar bekas diolah lagi untuk dipakai ulang sebagai bahan bakar baru. Tapi yang ini beda, yakni memanfaatkan uranium bahan bakar bekas dari PWR untuk digunakan di PHWR. Saya pikir ini menarik, karena sedikit banyak mekanisme ini bisa mengurangi konsumsi uranium alam.

Lalu, saya pikir, kenapa tidak diteruskan saja? Jadi tidak berhenti di PHWR? Kemudian saya sedikit corat-coret, bagaimana memanfaatkan uranium alam di PLTN secara lebih optimal dengan tiga siklus berkesinambungan. Istilah yang saya karang sendiri, “Three-Cycle Uranium Utilisation”. Ini secara teoretis bisa diterapkan jika negeri ini ngotot mau membangun PLTN tipe LWR terlebih dahulu (halo ESDM?). Karena LWR lemah dalam pemanfaatan bahan bakar, mesti ada keberlanjutan dari siklus bahan bakar nuklir ini.

Karena namanya “Three-Cycle”, maka ada tiga siklus sekuensial dalam pemanfaatan bahan bakar ini. Masing-masing menggunakan tiga tipe reaktor nuklir berbeda.

Siklus pertama adalah Light Water Reactor (LWR). PLTN tipe ini merupakan yang paling umum digunakan di dunia. Opsinya bisa Pressurised Water Reactor (PWR) atau Boiling Water Reactor (BWR), tapi kemungkinan besar yang akan dipilih itu PWR. Satu-satunya keunggulan tipe PLTN ini adalah teknologinya sudah matang dan industrinya sudah established.

Gambar 1. Skema PWR

Tiap tahun, dibutuhkan ± 200 ton uranium alam tiap tahun untuk daya 1000 MWe. Uranium alam ini dikonversi menjadi ± 30 ton uranium diperkaya rendah (low enriched uranium/LEU) dengan pengayaan antara 3-5%. Derajat bakar yang bisa diraih di PWR berkisar antara 33-55 GWd/tU, kemudian menjadi bahan bakar bekas.

Siklus kedua adalah Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR). Tipe reaktor ini tidak terlalu terkenal, tapi sebenarnya menarik. Dengan nilai ekonomi netron lebih bagus karena menggunakan air berat (D₂O) alih-alih air ringan (H₂O), PHWR butuh uranium dengan pengayaan lebih rendah dari LWR bahkan uranium alam (0,7% U235) pun memadai. Bahan bakar bekas LWR memiliki konten bahan bakar fisil ± 1,3-1,4%, cukup untuk dipakai di PHWR. Produk fisi bisa dibersihkan sedikit (DUPIC) atau seluruhnya (CCPC), lalu dipakai di PHWR. Derajat bakar antara 12-27 GWd/tU, tergantung yang dipakai itu DUPIC atau CCPC. Nilai derajat bakar paling besar jelas saja menggunakan CCPC.

Gambar 2. Skema PHWR

Siklus ketiga adalah Molten Salt Fast Reactor (MSFR). Reaktor ini merupakan reaktor nuklir maju (Generasi IV), subtipe dari Molten Salt Reactor (MSR). MSFR beroperasi pada spektrum netron cepat dan mampu melakukan reprosesing bahan bakar secara online. Reaktor cepat dapat memanfaatkan uranium secara optimal, tidak seperti reaktor termal.

Bahan bakar bekas dari PHWR sebelumnya mungkin hanya memiliki konten bahan bakar fisil antara 0,5-0,8%. Tapi barangkali bisa saja dipakai di MSFR, walau mungkin harus menggunakan geometri baru, dan ini mesti diteliti terlebih dahulu. Ada opsi lain, tentu saja, yang akan dijelaskan belakangan.

Gambar 3. Skema MSFR desain TerraPower

Di MSFR, produk fisi harus dibersihkan sampai habis, jadi murni hanya bahan bakar fisil dan fertil saja. Mengingat MSFR dapat melakukan reprosesing bahan bakar secara online, sisa uranium dapat dimanfaatkan sampai benar-benar habis. Derajat bakar bisa mencapai ± 900 GWd/tU.

Uranium alam di atas cukup untuk PWR 1000 MWe selama kira-kira 18 bulan. Lalu, digunakan ulang di PHWR 600 MWe selama kira-kira setahun. Maka, dalam 30 bulan, dapat dibangkitkan 16,55 TWh listrik. Untuk level konsumsi listrik Indonesia, cukup untuk kira-kira 10,8 juta orang selama 30 bulan.

Sisa uranium (kira-kira 28-29 ton) bisa dipakai di MSFR. Dalam hal ini, ada dua opsi. Pertama, menggunakannya sebagai bahan bakar untuk startup MSFR. Opsi ini mengharuskan penyesuaian geometri pada teras MSFR. Artinya, perlu penelitian ulang mulai dari segi netronik sampai termohidroliknya. Lalu, meski secara prinsip memungkinkan, hasil penelitiannya belum tentu memuaskan. Dan masih banyak faktor lainnya.

Opsi kedua, bahan bakar bekas digunakan sebagai bahan bakar tambahan MSFR. Jadi MSFR sudah beroperasi terlebih dahulu, tetapi tiap tahun butuh tambahan bahan bakar. Nah, bahan bakar bekas PHWR dipakai sebagai tambahan bahan bakar MSFR. Opsi ini lebih logis, karena di LWR dan PHWR pun asumsinya reaktor sudah beroperasi duluan.

Karena MSFR merupakan reaktor cepat bertipe pembiak, maka kebutuhan bahan bakar tambahannya sangat sedikit, hanya 1 ton per GWe-tahun. Dengan demikian, sisa bahan bakar dari PHWR cukup untuk 28-29 tahun. MSFR 1000 MWe dapat menyuplai 7,7 juta penduduk Indonesia selama ± 29 tahun.

Kalau dibandingkan, dengan asumsi performa ketika tipe PLTN sama, maka skenario 3-Cycle lebih baik daripada memanfaatkan MSFR saja, walau bedanya tipis sekali. Tapi kalau diasumsikan MSFR memiliki performa lebih baik, maka MSFR 30 tahun sedikit lebih baik daripada skenario Three-Cycle. Akhirnya semua kembali ke asumsi perhitungan.

Saya lebih senang kalau Indonesia langsung lompat saja ke Generasi IV daripada berkutat di Generasi III macam LWR. Tapi kalau melihat kondisi industri nuklir saat ini, plus petinggi-petinggi pemerintahan, kemungkinan akan tetap ke PWR dulu. Kalaupun begitu, dengan skenario Three-Cycle Uranium Utilisation, setidaknya uranium yang dibeli untuk PWR tidak akan tersia-siakan begitu saja setelah dipakai selama 18 bulan di dalam reaktor.

Pertanyaan paling penting, bisakah skenario ini diterapkan di dunia nyata? Itu bukan domain saya untuk menjawab.

Bahan bacaan

1. Dirjen Ketenagalistrikan ESDM. Statistik Ketenagalistrikan 2017.
2. L. Özdemir E. Çağlak, A. Tezbaşaran, O. H. Zabunoğlu. “Burnup analysis, natural U requirement and nuclear resource utilization in a combined PWR-CANDU system: Complete coprocessing and DUPIC scenarios”.  Progress in Nuclear Energy, vol 91, pp. 140-146, 2016.
3. N. M. A. Mohamed, A. Badawi, “Effect of DUPIC Cycle on CANDU Reactor Safety Parameters”, Nuclear Engineering and Technology, vol 48, issue 5, pp. 1109-1119, 2016.