Situs La Hague

Situs La Hague adalah pabrik pemrosesan ulang bahan bakar nuklir di La Hague, Semenanjung Cotentin, Prancis utara, dengan pusat penyimpanan Manche yang berbatasan dengannya. Dioperasikan oleh Orano, sebelumnya AREVA, dan sebelumnya COGEMA (Compagnie générale des matières atomiques), La Hague memiliki hampir separuh kapasitas pemrosesan ulang bahan bakar nuklir bekas reaktor air ringan dunia. Pabrik ini telah beroperasi sejak tahun 1976, dan memiliki kapasitas sekitar 1.700 ton per tahun. Pabrik ini mengekstrak plutonium yang kemudian didaur ulang menjadi bahan bakar MOX di situs Marcoule.^{[1] [2]}

Pabrik ini telah mengolah bahan bakar nuklir bekas dari Prancis, Jepang, Jerman, Belgia, Swiss, Italia, Spanyol, dan Belanda. Pabrik ini mengolah 1.100 ton pada tahun 2005. Bagian limbah radioaktif yang tidak dapat didaur ulang pada akhirnya dikirim kembali ke negara pengguna. Sebelum tahun 2015, lebih dari 32.000 ton bahan bakar nuklir bekas telah diproses ulang, dengan 70% di antaranya berasal dari Prancis, 17% dari Jerman, dan 9% dari Jepang.

Bahan bakar nuklir bekas secara garis besar terdiri dari tiga kategori. Fraksi terbesar sejauh ini adalah uranium yang terdapat dalam bahan bakar sejak awal dan tidak terpengaruh oleh reaksi nuklir. Sebagian besar uranium ini terdiri dari uranium-238, yang memiliki radioaktivitas rendah.

Sekitar 3-4% material terdiri dari produk fisi. Produk-produk ini sebagian besar terdiri dari isotop yang sangat radioaktif, karena fisi uranium telah menghasilkan terlalu banyak neutron sehingga tidak stabil. Seperti halnya semua material yang sangat radioaktif, tingkat radioaktivitas ini menurun relatif cepat, meskipun penyimpanan dan pelindung diperlukan setidaknya selama ratusan tahun.

Ketiga, terdapat spesies atom yang memiliki massa dan nomor atom lebih besar daripada uranium itu sendiri. Sebagian besar limbah transuranik ini terdiri dari isotop plutonium, meskipun spesies lain juga terdapat, seperti amerisium.

Instalasi pengolahan bahan bakar bekas berupaya memisahkan ketiga kategori ini menjadi fraksi-fraksi yang semurni mungkin. Di instalasi pengolahan ulang nuklir, sekitar 96% bahan bakar nuklir bekas didaur ulang kembali menjadi bahan bakar MOX berbasis uranium dan campuran oksida.

Salah satu metode utama untuk pemisahan bahan bakar bekas adalah proses PUREX, yang memisahkan plutonium dan transuranik lainnya dari sisa bahan bakar bekas. Uranium dan plutonium dipisahkan secara bergantian dalam serangkaian operasi kimia yang kompleks. Uranium menjadi uranil nitrat dan plutonium akan diubah menjadi plutonium oksida. Plutonium oksida digunakan untuk menghasilkan bahan bakar baru yang disebut MOX – campuran oksida uranium dan plutonium, yang dapat digunakan sebagai bahan bakar dalam reaktor nuklir. Fraksi uranium sangat rendah radioaktivitasnya dan dapat disimpan di gudang khusus.

Penyimpanan limbah radioaktif jangka panjang memerlukan stabilisasi limbah ke dalam bentuk yang tidak akan bereaksi maupun terdegradasi dalam jangka waktu lama. Penelitian selama beberapa dekade telah menunjukkan bahwa cara yang layak untuk melakukan hal ini adalah melalui vitrifikasi. Fraksi-fraksi pemisahan bahan bakar yang telah diolah dengan suhu tinggi ("dikalsinasi") dimasukkan ke dalam tungku pemanas induksi dengan pecahan kaca. Kaca yang dihasilkan mengandung produk limbah yang terikat pada matriks kaca. Produk fisi, yang membentuk sekitar 4% dari massa bahan bakar bekas, adalah produk yang divitrifikasi dalam kaca ini, karena tidak dapat digunakan untuk tujuan lain, dan umumnya sangat radioaktif. Dalam praktiknya, karena keterbatasan pemisahan ketiga kategori tersebut, sejumlah kecil isotop transuranik akan terdapat dalam material ini.