KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN.

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. 

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 

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 

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: 

      A

n

 .G       R

i

  =      

      A

0

.L.t        

      dimana : R

i

: laju pelindihan unsur I (gcm

^­2

hari

^­1

), A

0

 dan A

n 

masing­masing aktivitas

 

awal  dan  aktivitas  akhir  unsur  I  (µCi);   G,  L   dan  t  masing­masing    berat  contoh   (g),  luas  permukaan contoh yang berbentuk silinder (cm

²

) 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 .

•

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  

⁰

C 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: 

      W

o 

­ W        L    =      

      S. t

      dimana : L: laju pelindihan (gcm

^­2

hari

^­1

), S: luas permukaan contoh       (cm

²

g

^­

1

), W

o

 : 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/cm

³

); M dan V masing­masing massa (g) dan volume (cm

³

)  contoh.

Pada  limbah  aktivitas  tinggi,  panas  yang dihasilkan  tinggi,  dapat meningkatkan  suhu 

hingga lebih 500 

⁰

C. Sebagai  contoh dalam satu canister berisi 300 kg gelas limbah. Kandungan 

limbah 25% (75 kg), aktivitas limbah adalah 4.10

⁺⁵   

 Ci dan panas peluruhan yang dihasilkan 1,4  kWh. Pada suhu di atas 500

⁰

C 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

 = P

max

                 A

dimana  σ

c 

adalah kekuatan tekan (kN/cm

²

);  P

maks

 : beban tekanan maksimum (kN); dan A adalah  luas penampang mula­mula (cm

²

) [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 

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 Tc

^99.

. 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 

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/m

³

 dengan jumlah sekitar 10 m

³ 

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 

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. 

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.

     

Tabel 1. Persyaratan Karakteristik  Hasil Imobilisasi Limbah Aktivitas Rendah dan Sedang  [2]

No. Karakteristik Harga

1.

2.

3.

4.

5.

Kuat Tekan Densitas

Kandungan limbah

Ketahanan terhadap radiasi Laju Lindih

­

¹³⁴

Cs , 

 ⁺¹³⁷

Cs

­

⁵⁸

 Co

 

, 

⁶⁰

Co, 

⁹⁰

Sr

3 kN/cm

²

1,7 – 3 g/cm

³

Padat: 20 – 40% ,  Cair: 4 – 20%

Sangat tahan

10

^­1

 – 10

^­4

10

^­3

 – 10

^­5

Tabel 2. Karakteristik Hasil Imobilisasi Limbah Aktivitas Tinggi Standar Milik JNC [3]

No. Karakteristik Harga

1.

2. 3 4 5 6 7 8 9 10

Densitas 

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

2,74 g cm

^­3

83x10

^­7

 

⁰

C

^­1

 (30­300 

⁰

C)   501

⁰

C

0,87 K cal m

^­2 

jam

^­1  0

C

^­1 

(pada 100 

⁰

C) 614 

⁰

C

4,8 ohm cm (pada 1150 

⁰

C 40 poise pada (1150 

⁰

C)

2,3x10

^­5

 g cm

^­2 

hari

^­1

 (statik, 100 

⁰

C, 24 jam) 0,21 cal g

^­1

 

⁰ 

C

^­1

 (pada 1150 

⁰

C)

57 Mpa

Tabel 3. Karakteristik Limbah Hasil Imobilisasi di PTLR [9,10]

No. Jenis Limbah Harga

1.

2.

Imobilisasi konsentrat hasil evaporasi

•

Laju lindih

•

Densitas

•

Kuat tekan Imobilisasi resin bekas 

•

Laju lindih

•

Densitas

•

Kuat tekan

1,2 x 10

^­3

 ∼ 1,3 x 10

^­2

 g/cm

²

hari 2,38 ∼ 2,42  g/cm

³

2,90 ∼ 3,03 kN/cm

²

4,0 x 10

^­3

 ∼ 1,0 x 10

^­2

 g/cm

²

hari

¹

1,70 ∼ 1,72  g/cm

³

2,85 ∼ 3,01 kN/cm

²

Gambar 1. Susunan Limbah Pada Penyimpanan Sementara di PTLR

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

Gambar 3.  Penimbulan Limbah Aktivitas Tinggi  Di BATAN BATAN

Strategi daur terbuka

Limbah Aktivitas Tinggi/Transuranium

Produksi Radio  Isotop

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

PT.Batan  Teknologi Limbah  yang  mengandun g uranium ≤  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

Reaktor G.A. 

Siwabesi Bahan bakar  bekas 

(reexport/ISSF )

Tidak  ada proses olah ulang

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

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.