INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa

ISSN 1410-6086

INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT Heru Sriwahyuni Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN ABSTRAK INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT. Limbah radioaktif merupakan limbah yang berbahaya bagi manusia dan lingkungan, sehingga perlu dikelola sebagaimana mestinya. Pengelolaan limbah mencakup semua kegiatan, baik administrasi maupun operasional yang terlibat dalam pengumpulan, pengelompokan, pengangkutan, pengolahan, penyimpanan dan atau pembuangan . Dalam pengelolaan limbah radioaktif, pencatatan lengkap dan rinci harus dilakukan untuk menjamin ketersediaan data limbah radioaktif dalam jangka panjang. Catatan tersebut memuat kuantitas fisik, aktivitas limbah dan kandungan radionuklida. Metode penyusunan makalah ini menggunakan metode deskripsi yang mempunyai lingkup kegiatan berupa pengumpulan data dan informasi, pengolahan dan analisis data, serta evaluasi hasil. Jumlah paket limbah olahan yang tersimpan dalam fasilitas penyimpanan sementara PTLR sampai akhir bulan November 2010 sebanyak 801 drum 200 l, 16 shell drum 200 l, 19 shell beton 350 l dan 109 shell beton 950 l. Hasil dari penelitian ini adalah tersedianya dokumen data inventarisasi seluruh paket limbah olahan yang ada di PTLR yang dapat digunakan sebagai dasar penyusunan konsep desain dan dapat dikaji keselamatannya pada penyimpanan akhir dalam disposal demo plant. Kata kunci : inventarisasi, limbah olahan, penyimpanan akhir, disposal demo plant

ABSTRACT INVENTORY OF WASTE FORM FOR DISPOSAL DEMONSTRATION PLANT. Radioactive waste is waste that is harmful to humans and the environment, and therefore should be managed properly. Waste management includes all activities, both administratively and operationally involved in the collection, classification, transportation, processing, storage and or disposal. In radioactive waste management, complete and detailed records must be made to ensure the availability of data in long-term radioactive waste. Note that contains the physical quantity, activity and radionuclides contents. Method of preparation of this paper uses a descriptive method which have a range of activities and information in the form of data collection, data analysis, and evaluation results. The amount of waste form are stored in temporary storage facilities until late November 2010 as many as 801 drums 200 L, 16 drum shell 200 L, 19 concrete shell 350 L and 109 concrete shell 950 L. The results of this study is to provide the inventory of entire waste form in RWTC that can be used as the basis for preparing the design concept and to assess their safety in disposal demo plant. Keywords: inventory, waste form, ultimate disposal, disposal demo plant

PENDAHULUAN Pemanfaatan tenaga nuklir di Indonesia terutama di bidang industri, kesehatan, dan penelitian telah memberikan kontribusi terhadap timbulnya limbah radioaktif. Menurut Undang-Undang Nomor 10 tahun 1997 tentang Ketenaganukliran, limbah radioaktif adalah zat radioaktif dan bahan serta peralatan yang telah terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian instalasi nuklir atau instalasi yang memanfaatkan radiasi pengion yang tidak dapat digunakan lagi [1]. Limbah radioaktif terdiri dari bermacam-macam bentuk fisika dan kimia dengan konsentrasi bahan radioaktif yang bervariasi pula. Bentuk fisik limbah radioaktif dapat berupa cair, padat dan gas. Limbah cair dibedakan

menjadi limbah cair organik dan limbah cair anorganik, sedangkan limbah padat mempunyai beberapa sifat yaitu : dapat dikompaksi, tidak dapat dikompaksi, tidak dapat dibakar, dan limbah padat yang dapat dibakar. Limbah radioaktif gas dihasilkan dari kegiatan beroperasinya instalasi nuklir dan dari aplikasi zat radioaktif terutama bidang kesehatan. Aplikasi khusus dibidang kesehatan menggunakan zat radioaktif berbentuk gas, misalnya Xe-133, Kr-81m, Tc-99m dan pemancar positron berumur paro pendek seperti F-18 dan C-11 untuk investigasi terhadap ventilasi paru-paru. Limbah radioaktif sangat mungkin pula mengandung senyawa yang berbahaya secara kimia maupun biologi, sehingga dalam pengelolaannya perlu diperhatikan

217


resiko bahaya yang berkaitan senyawa-senyawa tersebut.

dengan

Limbah radioaktif sumber bekas adalah sumber radiasi yang sudah tidak efektif dalam pemakaiannya, sehingga diperlakukan sebagai limbah radioaktif. Limbah radioaktif sumber bekas banyak ditimbulkan dari kegiatan industri, medik dan penelitian. Kegiatan industri misalnya iradiator, well logging, radiografi industri, gauging, dan industri produk konsumen. Untuk kegiatan medik adalah di instalasi radioterapi, yaitu teleterapi (Co-60) dan brakiterapi (Ir-192 atau Co-60). Sedangkan untuk kegiatan penelitian misalnya fasilitas iradiasi dan fasilitas kalibrasi. Beberapa contoh limbah radioaktif sumber bekas disajikan dalam Gambar 1. Limbah radioaktif sumber bekas yang berasal dari radioterapi muncul ketika: 1.

Aktivitas sumber telah meluruh sampai pada aktivitas yang tidak dapat digunakan lagi,

2.

Prosedur klinis atau program eksperimen menggunakan sumber radiasi dihentikan,

3.

Sumber radiasi bocor ataupun peralatan pendukung operasional untuk sumber radiasi menjadi kadaluwarsa atau sulit dioperasikan.

Limbah radioaktif yang ditimbulkan dari pemanfaatan iptek nuklir umumnya diklasifikasikan ke dalam limbah tingkat rendah, tingkat sedang dan tingkat tinggi [2]. Pengklasifikasian limbah ini merupakan strategi awal dalam pengelolaan limbah radioaktif. Sistem klasifikasi limbah

ISSN 1410-6086

di tiap negara umumnya berbeda-beda sesuai dengan tuntutan keselamatan atau peraturan yang berlaku di masing-masing negara. Pengelolaan limbah radioaktif terdiri dari rangkaian kegiatan yang meliputi: pengumpulan, pengelompokan, pengolahan, monitoring limbah setelah diolah, pengangkutan, penyimpanan dan/ atau pembuangan, pemantauan lingkungan. Sistem pengelolaan limbah radioaktif di tiap negara berbeda-beda tergantung kebijakan masing-masing negara. Sesuai dengan peraturan perundang-undangan terkait dengan pengelolaan limbah radioaktif, Indonesia menganut sistem sentralisasi untuk pengelolaan limbah radioaktif, dimana Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) ditunjuk sebagai pihak pengelola. Dalam menjalankan tugasnya PTLR dapat bekerjasama dengan atau menunjuk Badan Usaha Milik Negara (BUMN), koperasi dan/atau badan swasta [1]. Pengelolaan limbah mencakup semua kegiatan, baik administratif maupun operasional yang terlibat dalam penanganan, pengolahan, perlakuan, penyimpanan sementara dan pembuangan limbah (termasuk pengangkutan). Sedangkan hasil pengelolaan berupa paket limbah, yaitu hasil dari kondisioning yang termasuk di dalamnya bentuk limbah dan wadah limbah serta penghalang internal yang dipersiapkan untuk memenuhi persyaratan dalam penanganan, pengangkutan, penyimpanan sementara dan atau pembuangannya. Dalam pengelolaan limbah radioaktif, pencatatan lengkap dan rinci harus dilakukan dan disesuaikan dengan kebijakan yang ada. Catatan tersebut memuat asal limbah, kandungan radionuklida, aktivitas limbah,

Gambar 1. Sumber radioaktif bekas yang berasal dari rumah sakit, industri dan lembaga penelitian

218


tanggal penerimaan, pengolahan dan kuantitas fisik.

tanggal

Tujuan pengolahan limbah adalah mereduksi volume dan kondisioning limbah, agar dalam penanganan selanjutnya pekerja radiasi, anggota masyarakat dan lingkungan hidup aman dari paparan radiasi dan kontaminasi. Limbah yang telah mengalami reduksi volume selanjutnya dikondisioning dalam matriks beton, aspal, gelas, keramik, synroc, dan matriks lainnya, agar zat radioaktif yang terkandung terikat dalam matriks, sehingga tidak mudah terlindih dalam kurun waktu yang relatif lama bila limbah tersebut disimpan secara akhir. Pengolahan limbah ini diharapkan agar setelah kurun waktu ratusan atau bahkan ribuan tahun ketika fasilitas disposal ditutup, tidak ada radionuklida dengan umur paro panjang yang terlepas ke lingkungan, sehingga tidak menimbulkan dampak radiologi pada manusia. Pengolahan limbah radioaktif sumber bekas berbeda dengan pengolahan limbah radioaktif lainnya. Pengolahan limbah radioaktif sumber bekas dilakukan sebagai berikut [3]:

1. Limbah sumber radiasi bekas dengan

2.

3.

waktu paro pendek (< 100 hari). Pengolahan dilakukan dengan memasukkan limbah sumber radiasi bekas dalam wadah guna peluruhan sampai aktivitasnya mencapai tingkat kliren, untuk selanjutnya limbah sumber radiasi bekas dapat dilepas dari pengawasan sebagai limbah non radioaktif. Limbah sumber radiasi bekas dengan waktu paro menengah (< 30 Tahun), pengolahannya dilakukan dengan kondisioning dalam wadah shell drum atau shell beton. Limbah sumber radiasi bekas dengan waktu paro panjang (>30 tahun). Pengolahan dilakukan dengan kondisioning sumber radiasi bekas dalam Long Term Storage Shield (LTSS).

Limbah yang telah diolah, disimpan dalam penyimpanan limbah radioaktif. Penyimpanan limbah radioaktif dibedakan menjadi penyimpanan sementara dan penyimpanan akhir. Penyimpanan sementara adalah penempatan limbah

ISSN 1410-6086

radioaktif sebelum penempatan tahap akhir dan penyimpanan akhir adalah penempatan akhir limbah radioaktif. FASILITAS DISPOSAL DEMO PLANT Salah satu kegiatan Bidang Teknologi Penyimpanan Akhir (BTPL) pada tahun 2010 terfokus pada pembuatan desain konsep disposal demo plant limbah radioaktif di kawasan nuklir Serpong dan telah melakukan beberapa penelitian untuk mendukung keberhasilan kegiatan tersebut di atas. Fasilitas disposal demo plant merupakan fasilitas yang digunakan sebagai uji fungsi persiapan pembuatan fasilitas penyimpanan limbah radioaktif yang sesungguhnya. Pemilihan lokasi untuk pembangunan fasilitas disposal demo plant mengacu pada rekomendasi International Atomic Energy Agency (IAEA). Lokasi tersebut memenuhi kriteria keselamatan, sehingga dapat mengungkung radionuklida dalam limbah, mampu menahan lepasan radionuklida tersebut ke biosfer, dan mampu menyangga beban repositori beserta limbahnya [4]. Menurut PP No. 27 tahun 2002 pasal 28 ayat 2 menyebutkan bahwa tempat penyimpanan akhir limbah radioaktif harus memenuhi persyaratan sekurang-kurangnya sebagai berikut [1]: -

-

lokasi bebas banjir dan terhindar dari erosi; lokasi tahan terhadap gempa dan memenuhi karakteristik materi bumi dan sifat kimia air; dilengkapi dengan sistem pemantau radiasi dan radioaktivitas lingkungan; dilengkapi dengan sistem pendingin; dilengkapi dengan sistem penahan radiasi; dilengkapi dengan sistem proteksi fisik; memenuhi distribusi populasi penduduk dan tata wilayah sekitar lokasi penyimpanan; memperhitungkan laju paparan radiasi eksternal.

Hasil pengkajian dan penelitian menyebutkan bahwa kawasan nuklir Serpong dikarenakan kondisi lingkungan setempat, hanya berpotensi untuk pembangunan disposal demo plant. Lahan yang akan dibangun untuk fasilitas disposal demo plant berada di sebelah utara IS-2 yang berada di dalam pagar kuning BATAN 219


dengan luas area ± 0,8 Ha. Karakteristik lingkungan geologi dan non geologi lokasi

ISSN 1410-6086

disposal demo plant disajikan dalam Tabel 1.

Tabel 1. Karakteristik lingkungan geologi dan non geologi kawasan PUSPIPTEK Serpong [5] No

1.

Aspek lingkungan Aspek Geologi Geomorfologi

2.

Batuan & Stratigrafi

3.

Struktur

4.

Hidrologi & Hidrogeologi

5.

Bencana alam geologi

Parameter

Karakteristik di lapangan

Bentuklahan Slope

Dataran bergelombang (80-100 m) 0 - 7,41o

Proses Kedalaman Permeabilitas Adsorbsi Kekuatan Perlapisan Kondisi struktur Limpasan Jarak dari sungai Kedalaman m.a.t. Pola aliran a.t. Gempa Gunungapi Gerakan tanah Banjir

Pelapukan, erosi, gerakan tanah 10,5 m 1,01.10-7 - 1,79.10-5 m/s Sedang Rendah Berlapis-lapis mendatar Sesar horst & graben tertimbun Sedang 160 m 8,3 m Sub-paralel Rendah (Skala Mercalli 5) Hujan abu/lapili Longsoran tebing Tidak ada

Curah hujan Temperatur

1710 –2677 mm/th 20,8 – 35,0o C(rerata 25,4 - 27,5oC)

Kondisi a.t.m.

Netral hingga stabil mantab Fasilitas Laboratorium, perkantoran dan permukiman

Mineral Air tanah Lahan Letak Luas Aksesibilitas Posisi Jarak Jumlah Kepadatan Kepemilikan

Tidak ada Kurang lebih 0,22 l/s Nilai tinggi, Dekat dengan IPLR 0,8 Ha Mudah, ada jaringan jalan Utara dan timur Satu (1) km J = 5.424 orang K= 1.726 orang/km2 100 % milik pemerintah (PUSPIPTEK & BATAN)

Aspek Non-Geologi Klimatologi 1.

2.

Penggunaan Lahan

3.

Sumber-daya alam geologi

4.

Letak, luas dan akses.

5.

Posisi dan Jarak dari permukiman

6.

Hak atas tanah

Keterangan :

220

m.a.t a.t a.t.m

: : :

muka air tanah air tanah air tanah minimal


METODE Penyusunan makalah ini menggunakan metode deskripsi yang mempunyai lingkup kegiatan berupa pengumpulan data dan informasi, pengolahan dan analisis data, serta evaluasi hasil. Pengumpulan data dan informasi dilakukan untuk mendapatkan angka pasti jumlah paket limbah olahan yang ada di PTLR.

ISSN 1410-6086

2.

Preparasi dan analisis terhadap sifat kimia, fisika dan kimia fisika serta kandungan radiokimia

3.

Menyiapkan wadah drum, plastik, lembar identifikasi dan sarana lain yang diperlukan

4.

Pewadahan dalam drum 60, 100, 200 liter atau tempat yang sesuai

5.

Pengepakan untuk memudahkan pengangkutan dan pengolahan

6.

Pengukuran dosis paparan radiasi; pemberian label identifikasi dan pengisian lembar formulir isian

7.

Pengeluaran dari hotcell

8.

Penempatan dalam kanister sehingga memenuhi kriteria keselamatan pengangkutan

PEMBAHASAN Dari pengumpulan data dan informasi yang telah dilakukan diperoleh hasil bahwa limbah yang diterima oleh PTLR berasal dari rumah sakit, industri dan kegiatan penelitian dan pengembangan. Limbah yang diterima PTLR dikumpulkan dan dikelompokkan kemudian dilakukan proses praolah. Proses praolah adalah kegiatan yang dilakukan sebelum pengolahan agar limbah memenuhi syarat untuk diolah pada tahap pengolahan berikutnya. Limbah praolah diwadahi dan diberi label sesuai dengan karakteristiknya dan ditempatkan dalam area praolah (pretreatment area). Limbah radioaktif yang belum diolah disajikan dalam Gambar 2.

Gambar 2. Limbah radioaktif yang belum diolah

Dalam proses praolah limbah radioaktif, ada beberapa hal yang harus dilakukan yaitu : 1.

Pengelompokan sesuai dengan jenis dan sifatnya

Limbah praolah yang telah siap, kemudian diolah sesuai dengan bentuk fisik, kandungan radionuklida, dan aktivitasnya. Setiap limbah yang telah diolah dicatat identitasnya dalam log book, untuk memudahkan penelusuran dan ditempelkan label yang sesuai dengan isi limbah. Selanjutnya wadah limbah ditutup dan siap disimpan dalam fasilitas penyimpanan sementara. Limbah radioaktif sumber bekas diolah secara kondisioning ke dalam shell drum 200 liter, shell beton 350 liter dan shell beton 950 liter. Limbah radioaktif sumber bekas dengan radionuklida yang sama dimasukkan dalam satu wadah, dan diukur paparan serta aktivitasnya. Paket limbah olahan yang ada di fasilitas penyimpanan sementara PTLR sampai akhir bulan November 2010 [6], tercatat sebanyak 801 wadah drum 200 liter yang terdiri dari : 401 buah berisi limbah yang mengandung radionuklida umur paro panjang, 92 buah berisi limbah yang mengandung radionuklida umur paro pendek, 272 buah berisi limbah yang tidak diketahui kandungan radionuklidanya dan 36 buah berisi limbah yang mengandung beta dan gamma tanpa disebutkan jenis radionuklidanya. Radionuklida dengan umur paro panjang yang terdapat dalam 401 wadah drum 200 liter adalah : Te-127, Th229, Cs- 137, Sr-90, C-14, U-238, Kr-85, H3 dan K-40. Radionuklida tersebut mempunyai umur paro berkisar antara 10,8 – 4,5 milyar tahun.

221


Radionuklida dengan umur paro pendek yang terdapat dalam 92 wadah drum 200 liter adalah : P-32, Zn-65, I-131, I-125, Se-75, Ca-45, Mo-99, Th-228, Th-227, Te127, Tc-99, Br-82, Mn-45, Cr-51, S-35, P35, Cr-51, Co-60, Pm-147, Ir-192, Ac-228 dan Na-22. Radionuklida tersebut mempunyai umur paro berkisar antara 35 jam – 5,271 tahun. Paket limbah olahan dalam drum 200 liter disajikan dalam Gambar 3.

Gambar 3. Paket limbah olahan dalam drum 200 liter Jumlah paket limbah dalam wadah shell drum 200 liter sebanyak 16 buah. Paket limbah dalam wadah shell drum ini berisi limbah radioaktif sumber bekas, dengan kandungan radionuklida Ra-226 dengan umur paro 1600 tahun dan Am-241 dengan umur paro 432,2 tahun. Umur paro radionuklida yang terdapat dalam paket limbah shell drum 200 liter termasuk kategori limbah radioaktif tingkat tinggi. Jumlah paket limbah dalam wadah shell beton 350 liter sebanyak 19 buah. Seperti halnya paket limbah shell drum 200 liter, paket limbah dalam wadah shell beton ini juga berisi limbah radioaktif sumber bekas. Kandungan radionuklida yang dominan dalam paket limbah shell beton 350 liter adalah Co-60, Cs-137, Kr-85, Pm-147, Am-241, Am/Be, Sr-90, dan Ra-226, dengan paparan kontak 0,018 – 2600 mR/jam. Umur paro radionuklida yang terdapat dalam paket limbah dalam shell beton 350 liter berkisar antara 5,271– 1600 tahun. Limbah yang mengandung radionuklida dengan umur paro tersebut termasuk dalam kategori limbah radioaktif tingkat tinggi. Jumlah paket limbah olahan dalam wadah shell beton 950 liter sebanyak 109 buah, yang terdiri dari : 19 buah berisi limbah konsentrat hasil evaporasi, 87 buah

222

ISSN 1410-6086

berisi limbah resin dan 3 buah berisi limbah radioaktif bekas. Paket limbah olahan dalam shell beton 950 liter disajikan dalam Gambar 4. Dari data paket limbah olahan yang didapat, tidak semua paket limbah dapat dimasukkan dalam disposal demo plant. Paket limbah yang berisi limbah radioaktif sumber bekas dengan umur paro panjang, tidak dapat dimasukkan ke dalam fasilitas disposal demo plant karena paket limbah tersebut termasuk dalam kategori limbah aktivitas sedang, dimana tingkat konsentrasi aktivitas di atas tingkat rendah memerlukan penahan radiasi dan fasilitas pembuangan tingkat sedang, yang sistem pengungkungan dan isolasinya lebih kuat daripada fasilitas limbah radioaktif tingkat rendah. Jumlah paket limbah konsentrat yang dapat masuk kedalam fasilitas demo plant disposal sebanyak 2 buah dengan kandungan radionuklida Co-60 dengan umur paro 5,271 tahun dan Zn-65 yang mempunyai umur paro 244 hari. Jumlah paket limbah konsentrat yang tidak dapat masuk dalam fasilitas demo plant disposal sebanyak 17 buah, dimana 11 buah paket limbah tidak diketahui jenis radionuklidanya dan 6 buah berisi limbah yang mengandung radionuklida Ra-226 dan Cs-137 yang termasuk dalam kategori limbah tingkat sedang dan tinggi.

Gambar 4. Paket limbah olahan dalam shell beton 950 liter Jumlah paket limbah resin yang dapat dimasukkan dalam fasilitas demo plant disposal sebanyak 14 buah, dengan kandungan radionuklida Co-60, Zn-65 dan Mn-54. Umur paro radionuklida tersebut berkisar antara 244 hari – 5,271 tahun. Sedangkan jumlah paket limbah resin yang tidak dapat dimasukkan dalam fasilitas demo plant disposal sebanyak 73 buah yang terdiri dari 31 buah berisi limbah dengan kandungan radionuklida tidak diketahui dan 42 buah berisi limbah dengan kandungan


klirens dan mempunyai umur paro pendek. Paket limbah ini dapat disimpan beberapa tahun, kemudian dapat dibebaskan dari pengawasan setelah tingkat konsentrasi aktivitasnya di bawah tingkat klirens atau memerlukan fasilitas pembuangan tingkat rendah (disposal demo plant).

radionuklida Ra-226, Cs-137, Sr-90, Am241, C-14. Radionuklida tersebut mempunyai umur paro berkisar antara 28,78 – 5730 tahun. Kandungan radionuklida dalam paket limbah radioaktif sumber bekas wadah shell beton 950 liter adalah Sr-0 90, Kr-85 dan Cs-137 dengan paparan kontak antara 0,065 – 206 mR/jam. Radionuklida tersebut mempunyai umur paro berkisar antara 10,8 – 30 tahun. Limbah yang mengandung radionuklida dengan umur paro tersebut termasuk dalam kategori limbah radioaktif tingkat sedang. Paket limbah olahan yang berpotensi masuk ke dalam fasilitas disposal demo plant adalah paket limbah padat yang diimobilisasi di dalam drum 200 liter sebanyak 92 buah, paket limbah resin bekas dan konsentrat yang diimobilisasi dalam shell beton 950 liter sebanyak 16 buah. Paket-paket limbah tersebut termasuk dalam klasifikasi limbah tingkat rendah, dimana tingkat konsentrasi aktivitas di atas tingkat kliren dan mempunyai umur paro pendek. Paket limbah ini dapat disimpan beberapa tahun, kemudian dapat dibebaskan dari pengawasan setelah tingkat konsentrasi aktivitasnya di bawah tingkat klirens atau memerlukan fasilitas pembuangan tingkat rendah (disposal demo plant). KESIMPULAN 1.

Jumlah paket limbah olahan yang disimpan dalam fasilitas penyimpanan sementara PTLR sampai akhir bulan November 2010 sebanyak 801 drum 200 l, 16 shell drum 200 l, 19 shell beton 350 l dan 109 shell beton 950 l.

2.

Jumlah paket limbah yang berpotensi masuk kedalam fasilitas disposal demo plant adalah : 92 buah drum 200 l dan 16 buah shell beton 950 l.

3.

Jumlah paket limbah yang tidak dapat dimasukkan dalam fasilitas disposal demo plant adalah : 400 buah drum 200 l, 16 buah shell drum 200 l, 19 buah shell beton 350 l dan 93 buah shell beton 950 l.

4.

Paket-paket limbah yang dapat dimasukkan kedalam fasilitas disposal demo plant adalah paket limbah yang termasuk dalam klasifikasi limbah tingkat rendah, dimana tingkat konsentrasi aktivitas di atas tingkat

ISSN 1410-6086

5.

Paket limbah yang tidak dapat dimasukkan ke dalam fasilitas disposal demo plant adalah yang berisi limbah yang mengandung radionuklida dengan umur paro panjang. Limbah ini termasuk kategori limbah aktivitas sedang, dimana tingkat konsentrasi aktivitas di atas tingkat rendah memerlukan penahan radiasi dan fasilitas pembuangan tingkat sedang, yang sistem pengungkungan dan isolasinya lebih kuat daripada fasilitas limbah radioaktif tingkat rendah.

6.

Paket limbah yang tidak masuk dalam fasilitas disposal demo plant, disimpan dalam penyimpanan sementara untuk selanjutnya akan disimpan dalam penyimpanan akhir limbah radioaktif yang sesungguhnya.

DAFTAR PUSTAKA 1. Undang-Undang Republik Indonesia Nomor 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran, Indonesia-1997. 2. Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Nomor 27 tahun 2002 tentang Pengelolaan Limbah Radioaktif, Indonesia-2002. 3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY : Management of Waste from The Use of Radioactive Material in Medicine, Industry, Agriculture, Research and Education, Safety Guide No.WS-G-2.7, Vienna 2005. 4. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY : Near Surface Disposal of Radioactive Wastes, Safety Series No. 111-S.3, Vienna - 1994. 5. SUCIPTA, DKK. “ Konsep Teknologi Penyimpanan Lestari Limbah Radioaktif Dekat Permukaan (Near Surface Disposal) DI PPTN SERPONG” Prosdiding PPI Tekn. Pengel. Limbah, P2PLR, Serpong- 2005. 6. BPL, Database paket limbah olahan, PTLR, Serpong – 2010

223


ISSN 1410-6086

Tanya Jawab Pertanyaan : Nama : Mirawaty Instansi : PTLR 1. Inventarisasi limbah berdasarkan apa? 2. Disposal Demo Plan seperti apa gambarannya? Jawaban : 1. Inventarisasi paket limbah olahan dikelompokkan berdasarkan radionuklida, aktivitas dan waktu paruh limbah yang berada dalam paket limbah olahan tersebut. 2. Disposal Demo Plan merupakan fasilitas yang digunakan sebagai uji fungsi penyimpanan akhir limbah radioaktif untuk persiapan pembuatan fasilitas penyimpanan akhir yang sesungguhnya. Dengan adanya disposal demo plan, diharapkan selain berfungsi sebagai disposal limbah radioaktif juga dapat berfungsi sebagai fasilitas peraga yang dapat menunjukkan kepada masyarakat tentang kehandalan sistem disposal limbah radioaktif.

224

INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT

Recommend Documents