KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM  KESELAMATAN  PENYIMPANAN  Aisyah, Herlan Martono Pusat Teknologi Limbah Radioaktif 

ABSTRAK KARAKTERISTIK   LIMBAH   HASIL   IMOBILISASI   DALAM   KESELAMATAN   PENYIMPANAN.  Tujuan pengelolaan limbah radioaktif adalah  mencegah terlepasnya  radionuklida  ke lingkungan  dan   mencegah   potensi     dampak   radiologis   terhadap   keselamatan   manusia.   Oleh   karena   itu  dalam   proses   pengolahan   limbah   radioaktif   radionuklida   dikungkung   dalam   bahan   matriks  tertentu   yang   berfungsi   sebagai   pengikat   radionuklida.   Limbah   aktivitas   rendah   dan   sedang  diimobilisasi   dengan   semen,   limbah   aktivitas   tinggi   diimobilisasi   dengan   gelas   dan   limbah  transuranium diimobilisasi dengan polimer.  Untuk menjamin tujuan pengelolaan limbah radioaktif  tersebut maka kualitas limbah hasil imobilisasi harus mempunyai karakteristik yang memenuhi  persyaratan penyimpanan yaitu  ketahan kimia, fisika dan  mekanik. Ketahanan kimia, fisika dan  mekanik masing­masing dinyatakan dengan mengukur laju pelindihan, densitas dan kuat tekan  limbah hasil imobilisasi. Pusat Teknologi   Limbah Radioaktif   selama ini telah mengolah limbah  radioaktif padat, cair dan semi cair. Makalah ini membahas karakteristik kimia, fisika dan mekanik  limbah   hasil   imobilisasi   Pusat   Teknologi   Limbah   Radioaktif   dan   kesesuaiannya   dengan  karakteristik  yang telah ditentukan.   

ABSTRACT CHARACTERISTIC OF    IMMOBILIZED WASTE FOR DISPOSAL SAFETY.   The objective of   radioactive waste management is to prevent the release of  radionuclide to the environment and   to   prevent   the   effect   of   radiologies   to   human   safety.   The   principles   of   waste   conditioning   is   retaining   the   radionuclide   in   selected   material   for   bounding   the   radionuclides.   The   low   and   intermediate   level   radioactive   waste   was   immobilized   with   cement,   the   high   level   waste   was   immobilized with glass and transuranium waste was immobilized with polymer. In order to meet   the objectives of radioactives waste management, the quality of the immobilized waste should   meet the disposal required characteristics, such as chemical, physical  and mechanical durability.   The    chemical,  physical    and  mechanical  durability  are  characterized  by  the  measurement  of   leaching rate, density and compressive strength of immobilized waste respectively. Currently the   Radioactive Waste Technology Centre processes solid, liquid and semi liquid waste. This paper   describes the chemical, physical and mechanical characteristics of immobilized waste processed   by Radioactive Waste Tecknology Centre and its complied with the required characteristic. 

643

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

PENDAHULUAN Industri   nuklir   menimbulkan   limbah   yang   memerlukan   pengelolaan   sebelum   limbah  tersebut disimpan lestari dengan aman dalam formasi geologi yang stabil. Tujuan penyimpanan  lestari limbah adalah untuk mengisolasi limbah agar aman bagi manusia dan lingkungan. Pengolahan   limbah   radioaktif,   merupakan   salah   satu   bagian   kegiatan   di   dalam  pengelolaan   limbah   radioaktif.   Pengolahan   limbah   radioaktif   meliputi   2   tahap,   yaitu   reduksi  volume   dan   imobilisasi..     Reduksi   volume   dimaksudkan   untuk   meminimalkan   jumlah   limbah,  sehingga memudahkan penanganan berikutnya.  Reduksi volume bisa dilakukan melalui proses  evaporasi,   pertukaran   ion,   membran,   dan   pengolahan   kimia.   Hasil   reduksi   volume   berupa  konsentrat   limbah   yang   mengandung   radionuklida.   Proses   imobilisasi   adalah   pemadatan  konsentrat   limbah   yang   mengandung   radionuklida   dengan   bahan   matriks   tertentu,   sehingga  terbentuk monolith yang stabil. Imobilisasi menjadikan radionuklida  terkungkung di dalam bahan  matriks,  sehingga radionuklida tidak mudah lepas  ke  lingkungan.  Banyak  bahan matriks yang  dapat digunakan untuk imobilisasi limbah radioaktif. Pemilihan bahan matriks sangat tergantung  pada   karakteristik   limbah.   Limbah   aktivitas   rendah   dan   sedang   biasanya   diimobilisasi  menggunakan semen, sedangkan limbah aktivitas tinggi menggunakan gelas, keramik ataupun  synrock.   Polimer   biasanya   digunakan   sebagai   bahan   matriks   untuk   imobilisasi   limbah  transuranium [1]. Hasil imobilisasi yang berupa limbah hasil imobilisasi ditempatkan dalam wadah  untuk dilakukan penyimpanan sementara  dan dilanjutkan dengan penyimpanan lestari.  Karakteristik   limbah   hasil   imobilisasi   yang   penting   adalah   ketahanan   kimia,   fisika,  mekanik dan radiasi. Hal ini berkaitan dengan tujuan pengelolaan limbah, yaitu ketahanannya  dalam   mengungkung   radionuklida   agar   tidak   mudah   menyebar   ke   lingkungan.   Untuk   limbah  aktivitas rendah dan sedang, kualitas limbah hasil imobilisasi dapat ditentukan dengan ketahanan  kimia   yaitu   dengan   mengukur   laju   pelindihannya,   ketahanan   fisika   yaitu   dengan   mengukur  densitasnya,  dan ketahanan mekanik yaitu dengan mengukur kuat tekannya. Karakteristik hasil  imobilisasi limbah aktivitas rendah dan sedang disajikan pada Tabel 1.[2].  Untuk hasil imobilisasi  limbah aktivitas tinggi, disamping karakteristik tersebut masih banyak karakteristik lain yang harus  diperhatikan   yang   berkaitan   dengan   proses   imobilisasi,   transportasi,   disain   peralatan   dan  penyimpannya,   yaitu   titik   peleburan,   viskositas,   hantaran   listrik,   hantaran   panas,   ketahanan  panas dan ketahanan radiasinya, seperti yang disajikan pada Tabel 2. [3]. Untuk   menjamin   keselamatan   manusia   dan   lingkungan   bagi   generasi   saat   ini   sampai  generasi   mendatang,   maka   limbah   hasil   imobilisasi   harus   memenuhi   persyaratan   yang   telah  ditentukan.   Oleh   karena   itu   pemilihan   bahan   matriks   dan   pemilihan   proses   harus 

644

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

dipertimbangkan dengan sebaik­baiknya. Ketidak sesuaian karakteristik limbah hasil imobilisasi  dengan   karakteristik     yang   telah   ditentukan,   akan   berakibat   pada   tingginya   persyaratan   yang  harus dipenuhi pada sistem penyimpanan lestari limbah radioaktif tersebut.   SISTEM PENYIMPANAN LIMBAH   Tujuan  dari  penyimpanan   limbah  radioaktif   adalah  untuk  mengisolasi  limbah  sehingga  tidak menimbulkan bahaya radiasi yang berarti terhadap manusia dan lingkungan. Penyimpanan  dilakukan dalam 2 tahap yaitu penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari.  Penyimpanan  sementara dilakukan   selama reaktor beroperasi dengan   pengawasan secara terus menerus.  Tempat   penyimpanan   sementara   biasanya   berupa   ruangan   di   atas   permukaan   tanah   dengan  ketebalan dinding yang diperhitungkan sebagai perisai radiasi.  Gambar 1 menunjukkan susunan  limbah hasil imobilisasi dalam penyimpanan sementara di PTLR. Setelah sistem penyimpanan  lestari   siap   maka   limbah   hasil   imobilisasi   dipindahkan   ke   tempat   penyimpanan   lestari   limbah  radioaktif. Pada penyimpanan lestari hal yang perlu diperhatikan adalah menjaga selama mungkin  agar   tidak   terjadi   kontak   antara   paket   limbah   (limbah   dan   wadahnya)   dengan   air   tanah.   Jika  sempat terjadi kontak maka dikhawatirkan akan terjadi kerusakan wadah yang berakibat lepasnya  radionuklida   yang   masih   cukup   potensial   ke   lingkungan.   Untuk   limbah   aktivitas   rendah   dan  sedang pada umumnya dilakukan model penyimpanan dekat permukaan (Near Surface Disposal:  NSD). Model ini telah umum digunakan dibeberapa negara. Pada sistem NSD, fasilitas disposal  ditempatkan pada atau di bawah permukaan tanah dengan ketebalan penutup beberapa meter.  Fasilitas   ini   diperuntukkan   bagi   limbah   aktivitas   rendah   dan   menengah   tanpa   radionuklida  berumur panjang.  Gambar 2 meyajikan sistem penyimpanan dekat permukaan [4]. Untuk limbah  aktivitas   tinggi  biasanya  dipilih  model  penyimpanan dalam formasi geologi  (Deep Geological Disposal: DGD) yang umum digunakan di beberapa negara. Di dalam sistem  DGD,   fasilitas   penyimpanan   diletakkan   beberapa   ratus   meter   hingga   seribu   meter   di   bawah  permukaan   tanah.  Fasilitas   ini   dikhususkan   untuk   limbah   aktivitas   tinggi   dan   mengandung  radionuklida berumur panjang. Deep geological disposal ini baru merupakan konsep, belum ada  negara yang melakukan konstruksi dan operasi [5].  PERSYARATAN  PENYIMPANAN LIMBAH Untuk   menjamin   keselamatan   manusia   dan   lingkungan   terhadap   potensi   dampak  radiologis   dalam   pengelolaan   limbah   radioaktif   aktifitas   rendah   dan   sedang,   maka   dalam 

645

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

penyimpanan, kualitas  limbah hasil imobilisasi harus mempunyai  karakteristik  yang  memenuhi  persyaratan   yaitu     ketahan   kimia,   fisika,   dan   mekanik.   Ketahanan   kimia,   fisika   dan   mekanik  masing­masing dinyatakan dengan mengukur laju pelindihan, densitas dan kuat tekan   limbah  hasil imobilisasi dengan persyaratan karakteristik seperti disajikan pada Tabel 1. Ketahanan Kimia Limbah Hasil Imobilisasi  Laju pelindihan   merupakan salah satu karakteristik dari sifat ketahanan kimia limbah hasil  imobilisasi yang perlu  diperhatikan. Karakteristik ini dapat digunakan untuk  menentukan kualitas  limbah hasil imobilisasi. Laju pelindihan merupakan pertimbangan utama karena tujuan akhir dari  penyimpanan lestari  limbah adalah menjaga agar radionuklida yang masih cukup potensial tidak  terlepas keluar dan menyebar ke lingkungan. Ada 2 metode pengujian laju  pelindihan yang dapat dipilih sesuai dengan karakteristik limbah  hasil imobilisasi, yaitu [3,6]: 1.

Uji pelindihan jangka panjang Uji pelindihan ini dilakukan dengan membuat simulasi kondisi lingkungan pada  tempat penyimpanan lestari. Pengujian  dengan metode ini bisa dipakai untuk pengujian  hasil   imobilisasi   limbah   aktivitas   rendah   dan   sedang.   Pengujian     dilakukan   dengan  merendam contoh dalam  air pelindih pada suhu kamar dalam waktu tertentu.. Data yang  diperoleh dapat dipakai sebagai dasar untuk memperkirakan karakteristik   limbah hasil  imobilisasi dalam jangka lama. Harga laju pelindihan ditentukan  dengan rumus: 

                                An .G                     Ri  =                                       A0.L.t                         dimana : Ri: laju pelindihan unsur I (gcm­2hari­1), A0 dan An masing­masing aktivitas  awal  dan   aktivitas   akhir   unsur   I   (µCi);   G,   L   dan   t   masing­masing     berat   contoh   (g),   luas  permukaan contoh yang berbentuk silinder (cm2) dan waktu pelindihan (hari).  2. Uji pelindihan dipercepat Metode   ini   merupakan   uji   pelindihan   jangka   pendek,   yang   dimaksudkan   untuk  mempelajari efek dari beberapa parameter  proses  imobilisasi yaitu: •

Untuk   menunjukkan   dan   membandingkan   ketahanan   kimia   dari   berbagai  komposisi limbah hasil imobilisasi .

646

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

•

 ISSN: 1412­3258

Untuk pengukuran pengaruh perlakuan khusus misalnya devitrifikasi pada hasil  imobilisasi limbah aktivitas tinggi.

•

Untuk   mempelajari   pengaruh   suhu,   pH,   waktu   dan   tekanan   terhadap   laju  pelindihan.

Uji   pelindihan   ini     dilakukan   dengan   metode   soxhlet   dengan   standar   JIS   (Japan  Industrial Standard).   Metode   ini biasa dipakai untuk pengujian hasil imobilisasi limbah  aktivitas tinggi yaitu dengan bahan matriks gelas. Laju pelindihan gelas­limbah ditentukan  secara   dinamik   pada   suhu   100  0C   selama   24   jam.   Harga     laju   pelindihan   ini   setara  dengan harga laju pelindihan gelas­limbah pada suhu kamar selama 1 tahun. Harga laju  pelindihan ditentukan  dengan rumus:                                  Wo ­ W                      L    =                                           S. t             dimana : L: laju pelindihan (gcm­2hari­1), S: luas permukaan contoh                           (cm 2g­ 1

), Wo : berat contoh sebelum dilindih (g),W: berat contoh sesudah dilindih (g), t:  waktu 

pelindihan (hari) Ketahanan Fisika Limbah Hasil Imobilisasi  Ketahanan fisika yang ditinjau adalah densitas dan pengaruh panas  yang dihasilkan oleh  radionuklida dalam limbah. Pada limbah aktivitas rendah dan sedang, serta limbah TRU, panas  yang   dihasilkan   kecil  sehingga   tidak   berpengaruh   terhadap   ketahanan   fisika,   namun   densitas  merupakan karakteristik yang berpengaruh. Densitas dipengaruhi oleh homoginitas bahan dalam  proses  imobilisasi.  Pencampuran  yang kurang  homogen  dapat  menghasilkan banyak  pori­pori  dan endapan dalam limbah hasil imobilisasi yang akan berakibat rendahnya densitas. Densitas  yang   rendah   akan   berpengaruh   pada   kekuatan   mekanik   limbah   hasil   imobilisasi   yaitu   kuat  tekannya  menurun. Densitas ditentukan dengan menggunakan rumus: ρ

=  M/V

dimana ρ : adalah densitas contoh (g/cm3); M dan V masing­masing massa (g) dan volume (cm3)  contoh. Pada   limbah   aktivitas   tinggi,   panas   yang   dihasilkan   tinggi,   dapat   meningkatkan   suhu  hingga lebih 500 0C. Sebagai  contoh dalam satu canister berisi 300 kg gelas limbah. Kandungan 

647

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

limbah 25% (75 kg), aktivitas limbah adalah 4.10+5    Ci dan panas peluruhan yang dihasilkan 1,4  kWh. Pada suhu di atas 5000C gelas­limbah akan mengalami devitrifikasi (kritalisasi gelas), yang  mengakibatkan   perubahan   struktur     gelas  dari   amorf   menjadi   kristalin.   Perubahan  struktur   ini  akan   menaikkan   laju   pelindihan  radionuklida   dari  dalam  gelas.Untuk   menghindari   devitrifikasi,  maka pada penyimpanan sementara digunakan sistem pendingin [3,7] Ketahanan Mekanik Limbah Hasil Imobilisasi  Ketahanan mekanik limbah hasil imobilisasi diukur dengan melakukan uji penghancuran  (uji tekan) dengan alat “Paul Weber”. Uji penghancuran dilakukan dengan memberi tekanan yang  diperlukan   untuk   menghancurkan  contoh.   Ketahanan   mekanik  penting  dalam   transportasi  dan  penyimpanan limbah. Jika pada transportasi atau penyimpanan limbah terjadi kelebihan beban  pada   tumpukan   limbah,   benturan   ataupun   limbah   jatuh,   maka   akan   terjadi   retakan   ataupun  hancur hingga terbentuk butiran.  Adanya retakan atau butiran akan menaikkan luas permukaan  kontak  dengan  air,  sehingga  menaikkan  laju  pelindihan.  Ketahanan  mekanik  dipengaruhi  oleh  komposisi dan homogenitas (porositas dan adanya oksida yang tidak   larut dalam limbah hasil  imobilisasi.). Kekuatan tekan  dihitung  dengan rumus: σc = Pmax                               A dimana  σc adalah kekuatan tekan (kN/cm2);  Pmaks : beban tekanan maksimum (kN); dan A adalah  luas penampang mula­mula (cm2) [7] Ketahanan Radiasi Limbah Hasil Imobilisasi Ketahanan radiasi merupakan ketahanan limbah hasil imobilisasi terhadap radiasi yang  dipancarkan oleh radionuklida dalam limbah. Pada limbah aktivitas rendah dan sedang, radiasi  gamma yang dipancarkan kecil sehingga tidak cukup berpengaruh dalam karakteristik limbah  hasil imobilisasinya. Terjadinya radiolisis pada imobilisasi dengan bitumen (aspal) karena radiasi  gamma, akan menaikkan laju pelindihan hasil imobilisasinya. Pada imobilisasi limbah aktivitas  tinggi dengan gelas, radiasi gamma yang terkandung dalam limbah cukup tinggi yang akan  mengakibatkan panas yang tinggi sehingga terjadi devitrifikasi. Radiasi alfa yang dipancarkan  oleh aktinida dalam limbah transuranium dapat mengakibatkan reaksi inti, sehingga terjadi  perubahan komposisi. Terjadinya perubahan komposisi dapat dideteksi dari perubahan densitas  dan perubahan kekuatan tekannya. Perubahan komposisi ini akan menaikkan laju pelindihan 

648

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

radionuklida dalam gelas. Untuk menghindarkan perubahan komposisi dipilih bahan matriks yang  tidak memungkinkan terjadinya reaksi inti [8].

IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF (PTLR) Pada saat ini, strategi Indonesia dalam daur bahan bakar nuklir adalah daur terbuka yaitu  bahan bakar bekas tidak diproses olah ulang. Sebagai limbah aktivitas tinggi adalah bahan bakar  bekas   reaktor, sehingga di PTLR tidak ada pengolahan  limbah aktivitas tinggi maupun limbah  transuranium. Dalam litbang pengolahan limbah aktivitas tinggi maaupun transuranium dilakukan  berkaitan dengan adanya limbah aktivitas tinggi yang ditimbulkan dari  Instalasi Radiometalurgy  (IRM)   dalam   menguji   bahan   bakar   paska   iradiasi   dan   limbah   yang   ditimbulkan   dari   Instalasi  Produksi Radioisotop (IPR) yang memproduksi isotop Tc99.. Gambar 3 menyajikan skema limbah  aktivitas tinggi/transuranium yang ada di BATAN. Instalasi  Pengolahan   Limbah  Radioaktif   (IPLR)     di  Pusat  Teknologi  Limbah   Radioaktif  (PTLR)   didisain   hanya   untuk   pengolahan   limbah   radioaktif   aktivitas   rendah   dan   sedang   yang  meliputi limbah radioaktif padat, cair dan semi cair. Limbah padat berasal dari internal Batan dan  dari instansi di luar BATAN, limbah radioaktif cair dan semi cair (pada umumnya berupa resin  bekas)   sebagian   besar   berasal   dari   pengoperasian   Reaktor   GA   Siwabessy.   Reduksi     volume  limbah radioaktif padat dilakukan dengan proses   insenerasi dan kompaksi, sedangkan reduksi  volume limbah radioaktif cair dilakukan dengan proses evaporasi. Hasil   reduksi volume limbah  radioaktif padat diimobilisasi dengan semen dan dimasukkan dalam wadah yang berupa drum  100  atau 200 liter, sedangkan konsentrat hasil evaporasi limbah radioaktif cair juga  diimobilisasi  dengan semen dan dimasukkan dalam wadah yang berupa shell beton 950 liter seperti yang  disajikan   pada  Gambar   4.   Limbah   radioaktif     semi   cair   yang   berupa   resin   bekas   langsung  diimobilisasi dengan semen dalam shell beton 950 liter.

PEMBAHASAN Berdasarkan pengalaman operasi IPLR selama ini dalam melakukan imobilisasi limbah  radioaktif konsentrat evaporator dan semi cair, telah dilakukan pengujian   karakteristik penting  limbah  hasil imobilisasi  seperti laju lindih,  densitas dan  kuat  tekan  dengan  hasil seperti yang  disajikan pada Tabel 3 [9,10].  Dari Tabel 3  tampak bahwa kuat tekan dan laju lindih limbah hasil imobilisasi konsentrat  evaporator dan   resin bekas mempunyai harga yang relatif sama, sedangkan densitas limbah  hasil   imobilisasi  konsentrat   evaporator   lebih   besar   dari   pada   densitas   limbah   hasil   imobilisasi  resin bekas. Ikatan antara resin bekas dan semen secara fisik tidak sekuat seperti ikatan antara  649

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

konsentrat limbah dengan semen. Oleh karena itu dalam hasil imobilisasi resin bekas dengan  semen memungkinkan terjadinya  rongga halus. Banyaknya rongga dalam hasil imobilisasi dapat  menurunkan   harga   densitasnya.     Densitas   yang   sangat   rendah   (yang   tidak   memenuhi  persyaratan)   dapat   menjadikan   hasil   imobilisasi     rapuh   dan   mudah   retak,   sehingga   dapat  menaikkan   laju   lindihnya.   Potensi   pelepasan   radionuklida   ke   lingkungan   pada   limbah   hasil  imobilisasi akan meningkat seiring dengan meningkatnya harga laju lindihnya. Namun demikian,  secara   keseluruhan   jika   dibandingkan   antara   karakteristik   limbah   hasil   imobilisasi   PTLR   baik  untuk   imobilisasi   konsentrat   evaporator   maupun   imobilisasi   resin   bekas     dengan   persyaratan  limbah   hasil   imobilisasi   seperti   yang   disajikan   pada  Tabel   1,  maka   limbah   hasil   diimobilisasi  PTLR menunjukkan hasil yang memenuhi persyaratan.    Ketidak sesuaian hasil pengolahan dengan persyaratan akan mempertinggi persyaratan  sistem   penyimpanan   lestari   yaitu   dengan   memperkuat   penahan   ganda   rekayasanya,   seperti  wadah, backfill material maupun struktur geologi tempat penyimpanan lestari. Dalam   rangka   lebih   meningkatkan   kualitas   hasil  imobilisasi  limbah   resin   bekas,   maka  pengalaman Jepang patut dipertimbangkan dalam mengelola resin bekas yang aktivitasnya tidak  terlampau tinggi. Bertolak dari konsep bahwa pada  penyimpanan lestari disarankan agar resin  bekas dirubah menjadi bahan anorganik yang stabil, maka Jepang  melakukan reduksi volume  resin bekas dengan membakar resin bekas dalam insenerator sehingga menjadi abu. Abu hasil  pembakaran   kemudian   diimobilisasi   dengan   semen.   Namun    jika   aktivitas   resin   cukup   tinggi  seperti resin bekas dari PLTN dengan aktifitas antara 35 – 350 Ci/m3 dengan jumlah sekitar 10 m3  setiap tahunnya , maka resin tidak bisa langsung dibakar dalam insenerator. Hal ini  karena kerja  insenerator   menjadi   lebih   berat   karena   dibutuhkan   efisiensi   pemurnian   gas   buang   yang   lebih  tinggi dalam rangka meminimalkan emisi zat radioaktif,  sehingga metoda insenerasi langsung  secara   teknik,   ekonomi   dan   keselamatan   masih   perlu   dipertimbangkan.    Oleh   karena   itu  pengolahan awal diperlukan sebelum diproses dalam insenerator dengan menurunkan aktivitas  nya [11]. 

KESIMPULAN Pengolahan   limbah   radioaktif   aktivitas   rendah   dan   sedang   yang   dilakukan   di   PTLR  meliputi 2 tahapan proses, yaitu reduksi volum dan imobilisasi. Reduksi volume limbah radioaktif  cair dilakukan dengan proses evaporasi  sehingga dihasilkan konsentrat limbah, sedangkan resin  bekas langsung diimobilisasi. Semen merupakan bahan matriks yang digunakan di PTLR untuk  imobilisasi konsentrat limbah maupun resin bekas. Pengolahan limbah aktivitas tinggi di PTLR  masih dalam skala litbang. Karakteristik limbah hasil imobilisasi untuk limbah aktivitas rendah dan  650

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

sedang   yang   yang   dilakukan   di   PTLR   adalah   ketahanan   kimia,   fisika   dan   mekanik.   Pusat  Teknologi Limbah Radioaktif   sampai dengan saat ini telah banyak mengolah limbah radioaktif  cair dan semi cair   aktivitas rendah dan sedang. Pengujian densitas, laju pelindihan dan kuat  tekan  dilakukan terhadap    limbah   hasil imobilisasi PTLR. Limbah hasil imobilisasi selama ini  menunjukkan kesesuaian dengan persyaratan yang telah ditentukan. 

651

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

DAFTAR PUSTAKA 1. IAEA,  Improved   Cement   Solidification   of   Low   and   Intermediate   Level     Radioactive   Wastes, Technical Report Series No.350, IAEA,Vienna,1993 2. ZAINUS   S.,   EDO   WALMAN,   Immobilisasi   Limbah   Radioaktif     Pemancar   Alfa   Dengan  Matriks Plastik   Polimer Epoksi, Prosiding Seminar Nasional II Plastik Dan Lingkungan,  Balai   Besar   Penelitian   dan   Pengembangan   Industri   Barang   Kulit,   Karet   dan   Plastik,  Yogyakarta, 1998. 3. AISYAH, HERLAN M., Pengaruh Kadar Silika Dalam Glass Frit Terhadap  Densitas, Titik  Leleh dan Koefisien Muai Panjang Gelas­Limbah, Seminar Nasional Kimia dan Kongres  Nasional Himpunan Kimia Indonesia 2006, Jakarta 22 Februari 2006. 4.

SUCIPTA,   Studi   Komparasi  Shallow   Land   Disposal  dan  Rock   Cavern   Disposal  Serta  Aplikasinya   Di   Indonesia,   Pertemuan   dan   Presentasi   Ilmiah   Penelitian   Dasar   Ilmu  Pengetahuan Dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 10 Juli 2006

5. JAPAN NUCLEAR CYCLE DEVELOPMENT INSTITUTE.,  Second Progress Report on   Research and Development for the Geological Disposal of HLW in Japan, JNC,2000 6.

J.E. MENDEL, Nuclear Waste Materials Handbook, Waste Form Test Method, MCC, PNL,  Washington,1983.

7.

IAEA,  Characterization   of   Radioactive   Waste   Form   and   Packages,   Technical   Report   Series No. 383,IAEA,Vienna,1997.

8. HERLAN  M., AISYAH, Efek Radiasi Terhadap Gelas­Limbah Hasil Vitrifikasi,   Prosiding  Pertemuan   dan   Presentasi   Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi  Nuklir, P3TM­BATAN, Yogyakarta, 2002     9.   BAHDIR, J,  Imobilisasi  Limbah  Resin  RSG­GAS  Dengan  Matriks  Semen,   Hasil Penelitian PTPLR 1996/1997, PTPLR, Serpong , 1994.   10  BAHDIR,   J,   Studi   Penentuan   Standar   Kualitas   Produk   Sementasi   Limbah   Radioaktif,  Hasil Penelitian Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif 1996/1997, P2PLR, 1997.      11.  AISYAH,   Pengolahan   Resin   Bekas   Dengan   Teknik   Pemisahan,   Proseding   Hasil  Penelitian P2PLR Tahun 2001, P2PLR, Serpong, 2002.      

652

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

Tabel 1. Persyaratan Karakteristik  Hasil Imobilisasi Limbah Aktivitas Rendah dan Sedang  [2] No.

Karakteristik

Harga

1.

Kuat Tekan

3 kN/cm2

2.

Densitas

1,7 – 3 g/cm3

3.

Kandungan limbah

Padat: 20 – 40% ,  Cair: 4 – 20%

4.

Ketahanan terhadap radiasi

Sangat tahan

5.

Laju Lindih

­ ­

10­1 – 10­4

Cs ,  +137Cs 58  Co , 60Co, 90Sr 134

10­3 – 10­5

Tabel 2. Karakteristik Hasil Imobilisasi Limbah Aktivitas Tinggi Standar Milik JNC [3] No. 1. 2. 3 4 5 6 7 8 9 10

Karakteristik Densitas  Koefisien muai panjang Titik  transformasi  Konduktivitas panas   Titik pelunakan  Tahanan listrik   Kekentalan  Laju pelindihan  Panas jenis   Kekuatan mekanik 

Harga 2,74 g cm­3 83x10­7 0C­1 (30­300 0C)   5010C 0,87 K cal m­2 jam­1  0C­1 (pada 100 0C) 614 0C 4,8 ohm cm (pada 1150 0C 40 poise pada (1150 0C) 2,3x10­5 g cm­2 hari­1 (statik, 100 0C, 24 jam) 0,21 cal g­1 0 C­1 (pada 1150 0C) 57 Mpa

Tabel 3. Karakteristik Limbah Hasil Imobilisasi di PTLR [9,10] No. 1.

Jenis Limbah Imobilisasi konsentrat hasil evaporasi • • •

2.

Harga

Laju lindih Densitas Kuat tekan

1,2 x 10­3 ∼ 1,3 x 10­2 g/cm2hari 2,38 ∼ 2,42  g/cm3 2,90 ∼ 3,03 kN/cm2

Imobilisasi resin bekas  • • •

Laju lindih Densitas Kuat tekan

4,0 x 10­3 ∼ 1,0 x 10­2 g/cm2hari1 1,70 ∼ 1,72  g/cm3 2,85 ∼ 3,01 kN/cm2 653

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

Gambar 1. Susunan Limbah Pada Penyimpanan Sementara di PTLR

Gambar 2. Sistem Penyimpanan Limbah Dekat Permukaan  di Slovakia [4]

654

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

BATAN

Strategi daur terbuka

Tidak  ada proses olah ulang

Limbah Aktivitas Tinggi/Transuranium

Produksi Radio  Isotop

Reaktor G.A.  Siwabesi

Limbah cair dari  produksi Tc­99 yang  mengandung sisa  U­235 dan hasil  belah (reexport)

Bahan bakar  bekas  (reexport/ISSF)

Instalasi Radiometalurgi

•LAT/TRU cair dan  padat yang berasal  dari hasil pengujian  bahan bakar pasca  iradiasi

• LCAT/TRU yang 

berasal dari hasil  pelarutan bahan bakar  pasca iradiasi

Gambar 3.  Penimbulan Limbah Aktivitas Tinggi  Di BATAN

655

PT.Batan  Teknologi Limbah  yang  mengandun g uranium ≤ 

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

Gambar 4.  Hasil Imobilisasi Limbah PTLR Dalam Shell Beton 950 Liter

656

Seminar Keselamatan Nuklir 2 – 3 Agustus 2006

 ISSN: 1412­3258

DISKUSI DAN TANYA JAWAB Penanya: Abdurrahman Dzikri ( PT. BATEK ) Pertanyaan:

a. Penanganan   limbah   setelah   didecay  (penyimpanan   lestari)   apakah   sudah   dibuat  (dibangun)?

b. Bagaimana  treatment  atau   penanganan   limbah   cair   dan   padat   serta   padat   aktivitas  tinggi? c.

Kriteria limbah atau penentu bahwa ZRA dikatakan limbah apakah user atau pengelola  limbah?

d. Bagaimana transportasi pengiriman limbah dengan aktivitas dan paparan tinggi > 200  mR/ jam? Jawaban:

a. Limbah   radioaktif   yang   datang   ke   PLTR   jika   belum   memenuhi   syarat   ini   pengolahan  maka  didecay  dan  delay  ditempat   penyimpanan   sementara  ini limbah  aktifitas  rendah  disimpan   sementara   ditempat   penyimpanan   sementara   limbah   aktifitas   rendah   dan  sedang.   Uni   limbah   aktifitas   (radiasi)   tinggi   disimpan   sementara   di   penyimpanan  sementara limbah aktifitas tinggi (PSLAT). Penyimpanan lestari belum saatnya dibangun.

b. Penanganan   limbah   cair   dievaporasi  sehingga   menjadi   konsentrasi.   Konsentrasi  disementasi dalam shell beton  950 liter. 

Limbah padat di kompaksi dalam drum 200 liter kemudian disementasi.

 Limbah padat aktivitas tinggi hasil produksi Tc 99 dikondisioning dalam PSLAT. c. User   dapat   mengirim   bahan   radioaktif   atau   sumber   bekas   radiasi   yang   sudah   tidak  dipakai lagi (walaupun aktifitasnya masih tinggi) untuk dikelola di PTLR agar aman bagi  masyarakat.

d. Transportasi pengiriman limbah dengan paparan radiasi tinggi dapat dilakukan dengan  menggunakan  shilding. Namun demikian  user  dapat menyimpan sementara limbahnya  hingga paparannya menurun, baru kemudian dikirim ke PLTR.  

657