Pengayaan Uranium

Physics Study ProgramFaculty of Mathematics and Natural SciencesInstitut Teknologi Bandung

FI-4241Topik Khusus Fisika Reaktor

Konversi & Pengayaan UraniumAbdul Waris, Ph.D

PHYSI S

Physics Study Program - FMIPA | Institut Teknologi Bandung

PHYSI S

Pengantar

Sebagian besar reaktor daya yang beroperasi di dunia saat ini adalah LWRs, yang mana memerlukan sedikit pengayaan isotop U-235 dalam total komposisi dari uranium.

Pada pengembangan awal dari fasilitas-fasilitas pengayaan uranium, banyak proses telah dicoba.

Dua proses yang cukup sukses adalah proses separasi magnetic dan proses difusi gas. Sejak saat itu teknologi difusi gas telah terbukti sebagai teknologi yang paling efisien dan ekonomis untuk memproduksi uranium yang diperkaya dalam jumlah yang banyak.


PHYSI S

Pengantar…

Proses difusi gas memanfaatkan senyawa dalam bentuk gas, uranium hexafluoride (UF6), yang

berasal dari konversi U3O8, yang merupakan hasil

penggilingan uranium.


PHYSI S

Extraction of Uranium

Courtesy of: http://chemcases.com/nuclear/nc-06.htm


PHYSI S

Pemurnian U3O8

Untuk bahan bakar reaktor, Uranium harus memiliki kemurnian tinggi.

=> U3O8 harus dimurnikan sebelum dikonversi ke UF6,

Ada 2 metode pemurnian - PUREX proses: uranyl nitrate diekstraksi secara

selektif dari larutan dengan pelarut oxygenated organic tertentu, misalnya : diethyl ether,

methyl isobutyl keytone, dan tributyl phosphate. - Metode menggunakan UO4. 2H2O, yang

diendapkan secara kuantitatif dari larutan asam lemah garam uranyl.


PHYSI S

Konversi Uranium ke Uranium Hexafluoride

Uranium hexafluoride dipilih untuk difusi gas karena sifatnya yang khusus. Diagram fasa dari dapat dilihat dalam gambar di samping.

Pada suhu kamar UF6 berfase padat sehingga mudah ditangani. Begitu suhunya dinaikkan sedikit (di atas triple point) berubah menjadi gas, membuatnya ideal untuk proses gas difusi, yang mana memerlukan uranium dalam bentuk uap untuk separasi isotopik.


PHYSI S

Konversi Uranium ke Uranium Hexafluoride …

Lebih lanjut karena massa fluor cukup ringan => tidak menggangu proses difusi molekul uranium

Menarik untuk diingat bahwa UF6 adalah satu-satunya senyawa uranium dalam fase gas pada suhu sedang (moderate temperature)

Sifat-sifat fisik dasar dari UF6Density of solid 4.68 g/cc

Density of liquid 3.63 g/cc

Melting point 64.05 0C

Boiling point 56.54 0C


PHYSI S

Konversi Uranium ke Uranium Hexafluoride …

Untuk konversi U3O8 ke UF6 digunakan salah satu dari dua (2) proses kimia berikut:- proses hydrofluor kering (dry hydrofluor)- proses ekstraksi pelarut basah (wet solvent extraction)

Proses hydrofluor kering adalah 4 tahap berikut: U3O8 digerus menjadi serbuk halus Serbuk dimasukkan dalam reaktor dengan suhu 1000-1200 0F dan

direduksi dengan hidrogen => diperoleh UO2 UO2 dilewatkan pada 2 hydrofluorination fluidized bed reactor,

sehingga bereaksi dengan HF pada suhu 900 – 10000FUO2 + 4HF => 2H2O + UF4

Uranium tetraflouride (UF4) adalah garam hijau, padat tidak menguap titik lebur tinggi (1700 – 18000F)

UF4 + F2 => UF6 (Uranium Hexafluoride ) Karena beberapa pengotor yg menguap mengikuti UF6, maka perlu

dimurnikan lebih lanjut dengan destilasi fraksi (fractional distillation)


PHYSI S

Konversi Uranium ke Uranium Hexafluoride dengan dry hydrofluor process (proses kering)


PHYSI S

Konversi Uranium ke Uranium Hexafluoride dengan Wet solvent extraction process (proses basah)

Proses basah juga menggunakan tahap-tahap reduksi, hidroflorinasi dan florinasi, tetapi dilakukan dengan solvent extraction untuk membuang ketakmurnian (impurities)

Akan tetapi karena UF6 yang dihasilkan proses ini sudah murni, maka distilasi fraksi tidak diperlukan.


PHYSI S

Konversi Uranium ke Uranium Hexafluoride dengan Wet solvent extraction process (proses basah) …


PHYSI S

PENGAYAAN URANIUM


PHYSI S

Enriched UraniumNatural Abundance of Uranium Isotopes

Enriched uranium contains more than 1% U-235. Normally the quantity of U-235 is increased to around 5% for use in nuclear fuels (reactors, rocket fuel elements). The uranium in nuclear weapons is enriched to much greater levels, which is called highly enriched uranium if the concentration of U-235 is above 20%.


PHYSI S

Pengayaan Uranium (Uranium Enrichment)

Metode Pengayaan Uranium: Metode difusi gas (Gaseous diffusion) Metode sentrifugal gas (Gas centrifuge) Electromagnetic isotope separation Metode separasi penyemprot (separation

nozzle method) Metode Alvis (Alvis method)


PHYSI S

Pengayaan uranium dengan metode difusi gas (gaseous diffusion method)

Metode separasi gas merupakan metode separasi dan pengayaan uranium yang paling ekonomis dan paling baik.

Proses Pemisahan dan pengayaan uranium dengan metode difusi gas berdasarkan pada perbedaan laju aliran 235U dan 238U dalam UF6 yang dialirkan melewati suatu penghalang tipis (thin

barrier) yang mengandung jutaan pori-pori halus.

Figure Courtesy of: http://www.nrc.gov/materials/fuel-cycle-fac/ur-enrichment.html


PHYSI S

Pengayaan uranium dengan metode difusi…

Jika molekul UF6 dipertahankan pada suhu T, maka energi kinetiknya adalah: kT =0.5MV2.

Karena rasio kecepatan dua molekul hanya ditentukan oleh massanya,

(3.1)

U235F6 akan sedikit lebih cepat dibandungkan dengan U238F6

adalah parameter untuk mengukur kemampuan memisahkan 2 isotop dalam metode ini.

21

L

H

H

L

M

M

V

V

004289.1196238

1962382121

x

x

M

M

L

H


PHYSI S

Pengayaan uranium dengan metode difusi…

Persamaan (3.1) memberikan nilai teoretis untuk , nilai praktisnya diberikan perhitungan distilasi Reyleigh yaitu 1.003

Berkurangnya nilai ini adalah karena:- tekanan balik downstream- Nonseparable flow yang melewati barrier.

Kelemahan Metode difusi gas Faktor separasi yang sangat kecil untuk

pengayaan yang kecil saja (2-3%) diperlukan pengulangan proses ribuan kali.


PHYSI S

Prinsip Separasi

Pada Kebanyakan proses separasi, perbedaan fisik dari isotop yang akan dipisah cukup kecil => kemampuan separasi dalam 1 tahap sangat kecil => masing-masing tahap harus disambung dalam cascade

Sebagai contoh: untuk memproduksi uranium dengan pengayaan 4% 235U dan kadar sisa pada tail 0.25% diperlukan 1200 tahap pemisahan pada pabrik pemisahan dengan metode difusi gas.


PHYSI S

Faktor Separasi

Abundance ratio: N/(1-N)N = fraksi mol dari isotop yang diharapkan

(1-N) = fraksi mol isotop yang lain Faktor separasi, , adalah :

=(NP/(1-NP)) / (NF/(1-NF))

Feed (F) Product (P)

Waste/tail (W) Separation plant

NP = konsentrasi produk

NF = konsentrasi feed


PHYSI S

Faktor Separasi (lanjutan…)

Untuk limbah, dapat pula didefinisikan faktor separasi untuk limbah, , sebagai berikut:

=(NP/(1-NP)) / (NF/(1-NF))


PHYSI S

Aspek Kuantitatif dari Metode Difusi Gas

Faktor yang harus diketahui:- Jumlah uranium alam yang dibutuhkan (feed) sesuai tingkat

pengayaan yang diinginkan.- Biaya per unit produksi

Secara kuantitatif hal di atas akan dijelaskan sebgai berikut.


PHYSI S

Metode Difusi Gas

Ada 6 variabel eksternal yang tercakup dalam metode difusi gas, yang dihubungkan oleh persamaan berikut:

F = P + WxfF = xpP + xwW

Dimana:xf = fraksi berat U-235 dalam feed materialxp = fraksi berat U-235 dalam produk (pengayaan yg diharapkan)xw = fraksi berat U-235 dalam aliran limbah (depleted uranium), dikenal juga sebagai tail (ekor) dari pabrik pengayaanF = jumlah kg feed material (per satuan waktu)P = jumlah kg produk yg diperkaya (per satuan waktu)W = jumlah kg uranium dalam aliran limbah (per satuan waktu)


PHYSI S

Metode Difusi Gas… Laju feed, dan laju limbah adalah:

F = P(xp-xw)/(xf-xw)W = P(xp-xf)/(xf-xw)

Feed factor: F/P = (xp-xw)/(xf-xw)

Waste factor:W/P = (xp-xf)/(xf-xw)W/P = (F/P) - 1


PHYSI S

SWU (Separation work unit) Selain masalah feed factor, perlu juga untuk

menghitung usaha fisik yang dilakukan untuk mendapatkan tingkat pengayaan tertentu, yang mana akan menentukan biaya pengayaan uranium

Biaya pengayaan uranium ini dinyatakan dengan suatu parameter yang dikenal dengan separation work unit (SWU).

Seseorang harus memikirkan jumlah SWU sebagai yang berhubungan langsung dengan sumber daya yang diperlukan untuk mendapatkan pengayaan pada level tertentu, xp.

Sumber daya yang diperlukan untuk separasi isotop adalah energi listrik, sehingga jumlah SWU menentukan biaya pengayaan uranium


PHYSI S

SWU (Separation work unit)…

Jumlah SWU yang dihasilkan oleh enrichment plant selama periode waktu T diberikan oleh:SWU=[P.V(xp)+W.V(xw) – F.V(xf)]. T

V(xi) = separation potentials

V(xi) = (2xi – 1)ln [xi/(1-xi)]

dimana xi menyatakan xp, xf, dan xw.


PHYSI S

SWU (Separation work unit)…

Karena P, W, F adalah laju aliran massa, maka satuan SWU adalah kg, atau lebih umum disebut kg-SWU.

Selama waktu T , plant menghasilkan P.T kg uranium yg diperkaya. Sehingga jumlah SWU per unit produk adalah:

SF = SWU/PT=V(xp)+(W.V(xw)/P) – (F.V(xf)/P SF dikenal juga sebagai SWU factor. Nilai SWU factor digambarkan/ditabelkan

bersamaan dengan “feed factor”.


PHYSI S

SWU…

Nilai FF dan SF untuk pengayaan sampai 5% dengan xw = 0.2%


PHYSI S

SWU… Walaupun SWU factor tidak berdimensi

(satuanya kg-SWU/kg) persamaan terakhir memberikan jumlah SWU yang diperlukan per kilogram produk yang diperkaya dan bukan per ton atau per gram.

Jika rumus untuk SWU dibagi dengan waktu T, diperoleh kg-SWU/waktu.

Untuk pabrik pengayaan, waktu T biasanya 1 tahun dan diperoleh kg-SWU/tahun, suatu besaran yang biasa digunakan untuk menyatakan kapasitas dari suatu pabrik pengayaan uranium.


PHYSI S

Jumlah stages

Jumlah stages, N, yang diperlukan untuk mencapai tingkat pengayaan tertentu dapat ditentukan dari persamaan berikut.

dimana adalah faktor separasi

11

1ln

ln

2

pw

wp

xx

xxN


PHYSI S

Contoh soal

a). Tentukan berapa kilogram uranium alam yang harus disuplai sebagai feed dari suatu pabrik pengayaan jika seseorang membutuhkan 30.000 kg uranium yang diperkaya sampai 3% U-235 (persen berat). Asumsikan bahwa tails adalah 0.2%.

b). Berapa jumlah SWU yang diperlukan untuk separasi.


PHYSI S

Contoh soal: Jawab …

a). Feed factor adalah:

Sehingga total feed adalah.

productkgfeedkgP

F

/479.52.0711.0

2.03

productkgfeedkgproductkgF /479.5000.30

uraniumfeedkg 370.164


PHYSI S

Contoh soal: Jawab…

b). Hitung dahulu potensial separasi untuk feed, produk, dan waste.

SWU factor adalah:

Sehingga total jumlah SWU adalah:

268.303.01

03.0ln]1)03.02[()(

188.6002.01

002.0ln]1)002.02[()(

869.400711.01

00711.0ln]1)00711.02[()(

xxV

xxV

xxV

p

w

f

307.4869.4479.5188.61479.5268.3 kg

SWU

SWUkgSWUkg 210.129/307.4000.30


PHYSI S

Metode sentrifugal gas

Metode ini pertama kali dikembangkan oleh J.W. Beams di Univ. Virginia, dimana berhasil memisahkan isotop dari sejumlah elemen ringan dalam suatu ultrasentifugal.

Pekerjaan yang serupa juga dilakukan selama perang dunia ke-2 di Jerman oleh G. Zippe.

Belakangan, di tahun 1950an Groth dan asistennya di Jerman mengembangkan dan membangun suatu rangkaian setrifugal gas yang lebih besar.


PHYSI S

Metode sentrifugal gas Sentrifugal bekerja dengan prinsip bahwa

dalam silinder atau drum yang berputar gaya sentrifugal cenderung untuk menekan molekul gas dalam silinder ke arah dinding yang lebih luar.

Akan tetapi kecepatan karena agitasi termal cenderung untuk meredistribusi kembali molekul gas ke seluruh volume silinder. Molekul yang lebih ringan lebih terpengaruh oleh efek ini karena kecepatannya lebih besar sehingga molekul yang lebih ringan dengan konsentrasi yang lebih tinggi akan terkumpul dekat pusat drum yang berotasi.


PHYSI S

Metode sentrifugal gas


PHYSI S

Metode Sentrifugal Gas…

Sentrifugal gas beroperasi berdasarkan prinsip difusi yang disebabkan oleh perbedaan tekanan. Gas UF6 dilewatkan melalui sentrifugal yang

sedang berputar. Sentrifugal memaksa isotop yang lebih berat (U-238) untuk pindah ke sisi luar dari sentrifugal. Bagian yang diperkaya akan mengikuti lintasan a1. Bagian yang tersisa akan

mengikuti lintasan yang ditunjukkan oleh a2.

Figure from: Avery, D. G., and Davies, E., Uranium Enrichment by Gas Centrifuge, Mills & Boon Limited, London, 1973.


PHYSI S

Metode Sentrifugal Faktor separasi, , adalah :

=exp [(MH -ML)2a2 / 2RT]

Karena adalah sekitar 1, maka =1 + [(MH -ML)2a2 / 2RT]


PHYSI S

Separasi Elektromagnetik (Electromagnetic Separation)

The method of electromagnetic isotope separation relies on the use of ions and a magnetic field. As ions are accelerated and the passed through a magnetic field their path will be deflected. Isotopes that have different mass will be deflected by differing amounts. This allows for the different isotopes to be collected by determining the path they will have due to their charge and a known magnetic field and placing collectors at those locations.

Figure from: Avery, D. G., and Davies, E., Uranium Enrichment by Gas Centrifuge, Mills & Boon Limited, London, 1973.


PHYSI S


PHYSI S

Separation Nozzle Method


PHYSI S

AVLIS Method


PHYSI S

Atomic vapor laser isotopic separation


PHYSI S

Terima kasih...


PHYSI S

Uranium and Aerospace

Nuclear Powered Aerospace Vehicles Nuclear Satellites Nuclear Rockets

Aerospace Based Weapons Systems Nuclear Weapons Carried by Rockets Depleted Uranium Ammunition

Why do you care about uranium as an aerospace engineer?


PHYSI S

Nuclear Powered Satellites Many deep space satellites use nuclear power. A process called radioisotope thermoelectric generation (RTG) is utilized. This process uses plutonium which is only produced by nuclear reactors. All of which run off of enriched uranium or a fuel that was produced in a reactor that does. Some satellites that use nuclear power are:

• Pioneer• Viking• Voyager• Cassini• Galileo

For more information on RTG’s visit: http://me.eng.sunysb.edu/mec290/rtgs/ For more information on the production of plutonium visit: http://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm


PHYSI SPictures Courtesy of: http://me.eng.sunysb.edu/mec290/rtgs/

Pioneer Viking

Voyager CassiniGalileo


PHYSI S

Nuclear Weapons

Enriched uranium is used in nuclear weapons carried by advanced rocket systems.


PHYSI S

Sources for More InformationBalsmeier, Aaron, L. “Extraction and Enrichment of Uranium” University of Kansas, Department of Aerospace Engineering, University of Kansas, 2002

http://www.fas.org/nuke/intro/nuke/uranium.htm

http://www.uic.com.au/uicchem.htm

http://www.rossing.com/uranium_production.htm

http://www.wma-minelife.com/uranium/uranium.html

http://chemcases.com/nuclear/nc-06.htm

http://www.energyres.com.au/ranger/mill_diagram.pdf

http://www.usec.com/v2001_02/HTML/Facilities_PaducahOverview.asp

http://www.uic.com.au/nip33.htm

http://www.uic.com.au/index.htm

http://www.silex.com.au/

http://www.nrc.gov/materials/fuel-cycle-fac/ur-milling/ur-milling-fac.html

http://www.nrc.gov/materials/fuel-cycle-fac/ur-enrichment.html

http://me.eng.sunysb.edu/mec290/rtgs/

http://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm


PHYSI S

Referensi

R. G. Cochran and N. Tsoulfanidis, “The Nuclear Fuel Cycle: Analysis and Management”, ANS, 1999

W. Marshall, “Nuclear Power Technology Vol. 2 Fuel Cycle”, Clarendon Press Oxford, 1983

P.D. Wilson, “The Nuclear Fuel Cycle: From Ore to Waste”, Oxford, 2001

Documents

Pengayaan Uranium