PROFILPELAJAR.COM

Pemrosesan ulang nuklir atau Nuclear reprocessing adalah pemisahan kimia produk fisi dan uranium yang tidak terpakai dari bahan bakar nuklir bekas. Awalnya, pemrosesan ulang hanya digunakan untuk mengekstrak plutonium untuk memproduksi senjata nuklir. Dengan komersialisasi tenaga nuklir, plutonium yang diproses ulang didaur ulang kembali menjadi bahan bakar nuklir MOX untuk reaktor termal. Reprocessed uranium, juga dikenal sebagai bahan bakar bekas, bisa pada prinsipnya juga akan digunakan kembali sebagai bahan bakar, tapi itu hanya ekonomis bila volume pasokan uranium rendah dan harga tinggi. Sebuah reaktor breeder tidak diijinkan pada penggunaan plutonium dan uranium bekas daur ulang. Ia dapat menggunakan semua aktinida, menutup siklus bahan bakar nuklir dan berpotensi melipatgandakan energi yang diekstraksi dari uranium alam sekitar 60 kali.^[1]^[2]^[3]^[4]^[5]^[6]

Pemrosesan ulang harus sangat dikontrol dan dilakukan dengan hati-hati di fasilitas canggih oleh personel yang sangat terspesialisasi. Bundel bahan bakar yang tiba di lokasi dari pembangkit listrik tenaga nuklir (setelah didinginkan selama beberapa tahun) benar-benar larut dalam rendaman kimia, yang dapat menimbulkan risiko kontaminasi jika tidak dikelola dengan benar. Dengan demikian, pabrik pemrosesan ulang harus dianggap sebagai situs kimia tingkat lanjut, bukan pabrik nuklir.^[7]^[8]^[9]^[10]^[11]

Biaya yang relatif tinggi terkait dengan pemrosesan ulang bahan bakar bekas dibandingkan dengan siklus bahan bakar sekali pakai, tetapi penggunaan bahan bakar dapat ditingkatkan dan volume limbah berkurang. Pemrosesan ulang bahan bakar nuklir dilakukan secara rutin di Eropa, Rusia dan Jepang. Di Amerika Serikat, pemerintahan Obama mundur dari rencana Presiden Bush untuk pemrosesan ulang skala komersial dan kembali ke program yang berfokus pada penelitian ilmiah terkait pemrosesan ulang.

Komponen yang berpotensi berguna yang dibahas dalam pemrosesan ulang nuklir terdiri dari aktinida spesifik (plutonium, uranium, dan beberapa aktinida minor). Komponen elemen ringan meliputi produk fisi, produk aktivasi, dan cladding.

material	disposition
plutonium, minor actinides, reprocessed uranium	fission in fast, fusion, or subcritical reactor
reprocessed uranium, cladding, filters	less stringent storage as intermediate-level waste
long-lived fission and activation products	nuclear transmutation or geological repository
medium-lived fission products ¹³⁷Cs and ⁹⁰Sr	medium-term storage as high-level waste
useful radionuclides, rare earths (lanthanides), and noble metals	industrial and medical uses

Uranium yang diproses ulang atau Reprocessed uranium (RepU) adalah uranium yang diperoleh dari pemrosesan ulang nuklir, seperti yang dilakukan secara komersial di Prancis, Inggris dan Jepang dan oleh program produksi plutonium militer negara - negara senjata nuklir. Uranium ini sebenarnya merupakan bagian terbesar dari material yang dipisahkan selama pemrosesan ulang. Bahan bakar nuklir bekas LWR komersial mengandung rata-rata (tidak termasuk kelongsong) hanya empat persen plutonium, aktinida minor dan produk fisi menurut beratnya. Penggunaan kembali uranium yang diproses ulang belum umum karena harga rendah di pasar uranium selama dekade terakhir, dan karena mengandung isotop uranium yang tidak diinginkan .

Isotopic composition of reprocessed uranium^[12]
Isotope	Proportion	Characteristics
uranium-238	98.5%	Fertile material
uranium-237	0%	Around 0.001% at discharge, but half-life only 1 week. Produces soluble, long-lived neptunium-237 which is hard to contain in a geological repository.
uranium-236	0.4%-0.6%	Neither fissile nor fertile. Affects reactivity.
uranium-235	0.5%-1.0%	Fissile material
uranium-234	>0.02%	Fertile material but can affect reactivity differently^[13]
uranium-233	trace	Fissile material
uranium-232	trace	Fertile material, decay product thallium-208 emits strong gamma radiation making handling difficult

Mengingat harga uranium yang cukup tinggi, uranium yang telah diproses ulang dapat diperkaya kembali dan digunakan kembali. Tingkat pengayaan yang lebih tinggi diperlukan untuk mengkompensasi 236 U yang lebih ringan dari 238 U dan oleh karena itu terkonsentrasi dalam produk yang diperkaya.Juga, jika reaktor pemulia cepat digunakan secara komersial, uranium yang diproses ulang, seperti uranium bekas, akan dapat digunakan dalam selimut pemuliaan.

Ada beberapa penelitian yang melibatkan penggunaan uranium yang diproses ulang dalam reaktor CANDU. CANDU dirancang untuk menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar; 235 U konten yang tersisa di menghabiskan bahan bakar PWR / BWR biasanya lebih besar daripada yang ditemukan dalam uranium alam, yaitu sekitar 0,72% 235 U, yang memungkinkan langkah re-pengayaan akan dilewati. Uji siklus bahan bakar juga telah menyertakan siklus bahan bakar DUPIC (Penggunaan Langsung bahan bakar PWR bekas Dalam CANDU), di mana bahan bakar bekas dari Reaktor Air Bertekanan (PWR) dikemas ke dalam bundel bahan bakar CANDU hanya dengan pemrosesan ulang fisik (dipotong-potong) tetapi tidak pemrosesan ulang kimia.

Penggunaan langsung uranium yang dipulihkan untuk bahan bakar reaktor CANDU pertama kali ditunjukkan di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Qinshan di Cina. Penggunaan pertama uranium yang diperkaya ulang dalam LWR komersial adalah pada tahun 1994 di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Cruas di Prancis.

Daftar situs

Berikut adalah daftar situs pemrosesan ulang bahan bakar nuklir

Negara	Situs pemrosesan ulang	Jenis bahan bakar	Prosedur	Kapasitas pemrosesan tHM/tahun	Periode komisioning atau operasi
Belgium	Mol	LWR, MTR (Material test reactor)		80^[14]	1966–1974^[14]
China	intermediate pilot plant^[15]			60–100	1968-early 1970s
China	Plant 404^[16]			50	2004
Germany	Karlsruhe, WAK	LWR^[17]		35^[14]	1971–1990^[14]
France	Marcoule, UP 1	Military		1200^[14]	1958^[14]-1997^[18]
France	Marcoule, CEA APM	FBR	PUREX DIAMEX SANEX^[19]	6^[17]	1988–sekarang^[17]
France	La Hague, UP 2	LWR^[17]	PUREX^[20]	900^[14]	1967–1974^[14]
France	La Hague, UP 2–400	LWR^[17]	PUREX^[20]	400^[14]	1976–1990^[14]
France	La Hague, UP 2–800	LWR	PUREX^[20]	800^[14]	1990^[14]
France	La Hague, UP 3	LWR	PUREX^[20]	800^[14]	1990^[14]
UK	Windscale, B204	Magnox, LWR	BUTEX	750^[14]	1956–1962,^[14] 1969-1973
UK	Sellafield, Magnox Reprocessing Plant	Magnox,^[17] LWR, FBR	PUREX	1500^[14]	1964^[14]-2022
UK	Dounreay	FBR^[17]		8^[14]	1980^[14]
UK	THORP	AGR, LWR	PUREX	900^[14]^[21]	1994^[14]^[21]-2018
Italy	Rotondella	Thorium		5^[14]	1968^[14] (shutdown)
India	Trombay	Military	PUREX^[22]	60^[14]	1965^[14]
India	Tarapur	PHWR	PUREX	100^[14]	1982^[14]
India	Kalpakkam	PHWR and FBTR	PUREX	100^[23]	1998^[23]
India	Tarapur	PHWR		100^[24]	2011^[24]
Israel	Dimona	Military		60–100^[25]	~1960–sekarang
Japan	Tokaimura	LWR^[26]		210^[14]	1977^[14]-2006^[27]
Japan	Rokkasho	LWR^[17]		800^[14]^[21]	under construction (2024)^[28]
Pakistan	New Labs, Rawalpindi	Military/Plutonium/Thorium		80^[29]	1982–sekarang
Pakistan	Khushab Nuclear Complex, Atomic City of Pakistan	HWR/Military/Tritium		22 kg^[30]	1986–sekarang
Russia	Mayak Plant B	Military		400	1948-196?^[31]
Russia	Mayak Plant BB, RT-1	LWR^[17]	PUREX + Np separation^[32]	400^[14]^[21]	1978^[14]
Russia	Tomsk-7 Radiochemical Plant	Military		6000^[25]	1956^[33]
Russia	Zheleznogorsk (Krasnoyarsk-26)	Military		3500^[25]	1964–~2010^[34]
Russia	Zheleznogorsk, RT-2	VVER		800^[14]	under construction (2030)
USA, WA	Hanford Site	Military	bismuth phosphate, REDOX, PUREX		1944–1988^[35]
USA, SC	Savannah River Site	Military/LWR/HWR/Tritium	PUREX, REDOX, THOREX, Np separation	5000^[36]	1952–2002
USA, NY	West Valley	LWR^[17]	PUREX	300^[14]	1966–1972^[14]
USA, NC	Barnwell	LWR	PUREX	1500	never permitted to operate^[37]
USA, ID	INL	LWR	PUREX	–