IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC
|
|
- Sudomo Dharmawijaya
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF DARI INDUSTRI : IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC. Kegiatan dekomisioning fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik (PAF-PKG) menimbulkan limbah radioaktif cair organik yang mengandung uranium, pelarut organik, dan air. Limbah tersebut diolah dengan proses biooksidasi untuk reduksi volume. Hasil pengolahan tersebut berupa sludge radioaktif yang beraktivitas alfa pada nilai 0,4 α 40,2 kbq/liter, beta pada harga 1173 β 4100 Bq/liter dan kadar padatan total % berat. Sludge tersebut mengandung uranium, termasuk dalam klasifikasi limbah alfa umur panjang yang harus diimobilisasi melalui proses pemadatan. Pada makalah ini dilakukan pengkajian penggunaan synroc sebagai alternatif matriks untuk solidifikasi limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG.. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. Uji pelindihan Synroc limbah menunjukkan bahwa laju pelindihan sangat rendah, untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs, Ca, Sr, Ba) dalam synroc adalah 1.5x10-3 4,0x10-4 g.m -2.hari -1 yaitu sekitar 500 sampai 2000 kali lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat untuk imobilisasi limbah radioaktif. Laju pelindihan untuk unsur-unsur multivalent seperti Nd, Zr, Ti, dan U dari synroc limbah adalah 2,5x10-5 5,0x10-6 g.m -2.hari -1 yaitu sekitar kali lebih kecil daripada dari gelas borosilikat limbah. Hasil pengujian ini dapat disimpulkan bahwa laju pelindihan unsur-unsur dalam synroc limbah berhasil baik untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi dan sangat baik terutama untuk imobilisasi unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang, sehingga sangat baik untuk imobilisasi limbah slude radioaktif dari dekomisioning fasiltas PAF-PKG yang mengandung uranium. Kata kunci : imobilisasi limbah sludge radioaktif, limbah alfa umur panjang, synroc. ABSTRACT TECHNOLOGY DEVELOPMENT OF RADIOACTIVE WASTE TREATMENT FROM INDUSTRY : THE IMMOBILIZATION OF RADIOACTIVE SLUDGE WASTE ARISING FROM DECOMMISIONING OF PHOSPHORIC ACID PURIFICATION FACILITY USING MATRIX MATERIAL OF SYNROC. The decommissioning of Phosphoric Acid Purification - Petrokimia Gresik (PAP-PKG) facility generates organic radioactive liquid waste containing uranium, organic solvent, and water. The waste was treated by bio-oxidation process for volume reduction. The process result was radioactive sludge having the activities of alpha 0,4 α 40,2 kbq/liter, and beta 1173 β 4100 Bq/liter, and total suspended solid of % weight. The sludge contains uranium including long-live alpha waste classification, must be immobilized by solidification process. In this paper, assessment for solidification of the active slude waste from PAP-PKG facility using matrix material of synroc was carried-out. Synroc is a solid crystalline form comprising a stable assemblage of titanate phases chosen for their geochemical stability and collective ability to immobilize all the radioactive elements present in radioactive waste. Testing of the wasteform synroc shown that the leach-rates for univalent and divalent elements (Cs, Ca, Sr, Ba) in synroc are 1.5x10-3 4,0x10-4 g.m -2.day -1 about 500 to 2000 times smaller than from a typical borosilicate glass proposed for radioactive waste immobilization. Leach-rates for multivalent elements (Nd, Zr, Ti, U) from synroc are 2,5x10-5 5,0x10-6 g.m -2.day -1 about times smaller than from borosilicate glass. The testing results can be concluded that the leach-rates of synroc wasteforms should succeed for high liquid level waste and particularly very well for immobilization of the long-lived alpha-emitter of actinide elements, so that it is the best for immobilization for the radioactive sludge waste from decommissioning PAP-PKG facility containing of uranium. Keywords: immobilization of radioactive sludge waste, long life alpha waste, synroc. 111
2 PENDAHULUAN Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat - Petrokimia Gresik (PAF-PKG) dihentikan operasinya sejak 12 Agustus 1989, selanjutnya dilakukan dekomisioning dengan izin dari BAPETEN (Badan Pengawas Tenaga Nuklir) yang tertuang dalam Surat Izin Dekomisioning No. 286/ID/DPI/ 14-X/2004 tanggal 14 Oktober 2004 yang berlaku selama 5 tahun sampai dengan 13 Oktober 2009 [1]. Kegiatan dekomisioning fasilitas PAF-PKG menimbulkan limbah radioaktif cair organik yang mengandung uranium, campuran pelarut (solven) D2EHPA [di(2-ethyl hexyl phosphoric acid] (C 16 H 35 O 4 P0), TOPO (triocthylphosphine oxide) (C 24 H 51 OP), dan kerosen (pada rasio 4:1:16) serta air (rasio pelarut terhadap air 1:3), yang mempunyai volume 371 m 3, ph 3,48, Chemical Oxygen Demand (COD) ppm, dan Biologycal Oxygen Demand (BOD) ppm, serta aktivitas alfa (α) dan beta (β) berturut-turut 1200 dan 2600 Bq/liter, ditampung dalam bak penampung berukuran 14x15x3 m 3 di lokasi fasilitas PAF-PKG. Limbah tersebut merupakan limbah bahan berbahaya dan beracun (B3) yang radioaktif mengandung radionuklida uranium (U-238) dan 14 anak luruhnya yaitu U-234, Th,234, Th-230, Pa- 234, Ra-226, Rn-222, Po-218, Po-214, Po- 210, Bi-214, Bi-210, Pb-214, Pb-210, dan Pb-206 [2]. Uranium dan beberapa anak luruhnya merupakan radionuklida pemancar alfa sebagaimana sifat partikel alfa yang mempunyai daya rusak besar maka jika masuk ke dalam tubuh akan menimbulkan kerusakan pada jaringan biologis. Disamping mempunyai daya rusak terhadap jaringan biologis anak luruh U-238 seperti U-234, Th-234, Th-230,Ra-226, Po-210, dan Pb-210 mempunyai sifat radiotoksisitas yang sangat tinggi [2,3]. Guna menghindari resiko pencemaran lingkungan, limbah tersebut telah diolah dengan proses biooksidasi (oksidasi biokimia) untuk menurunkan nilai COD, BOD dan ph serta radioaktivitasnya menjadi nilai yang memenuhi baku mutu limbah cair industri pada nilai COD 100 ppm, BOD 50 ppm, dan ph 5-9 [4], serta baku mutu tingkat radioaktivitas di lingkungan untuk uranium dalam air sebesar 1000 Bq/liter [5]. Proses biooksidasi dilakukan setelah penetralan larutan dengan NaOH, digunakan campuran bakteri aerob yang digunakan meliputi bacillus sp, aeromonas sp, pseudomonas sp, dan arthobacter sp. Pengolahan limbah dengan proses biooksidasi diperoleh sludge (lumpur) radioaktif dan beningan. Beningan yang dihasilkan telah memenuhi baku mutu dengan nilai COD dan BOD berturut-turut sebesar 51 ppm dan 22 ppm, dan aktivitas < 1000 Bq/liter. Hasil sludge merupakan limbah radioaktif beraktivitas alfa pada harga 0,4-40,2 Bq/liter, dan beta pada nilai Bq/liter, kadar padatan total % berat [1]. Limbah sludge radioaktif tersebut harus diisolasi guna melindungi masyarakat dan lingkungan dari dampak radiasi. Isolasi limbah radioaktif dilakukan dengan cara imobilisasi melalui proses solidifikasi (pemadatan) limbah dengan suatu bahan matriks, sehingga diperoleh blok hasil solidifikasi dimana limbah radioaktifnya terkungkung dan terisolasi di dalamnya. Bahan matriks yang biasa digunakan dalam proses solidifikasi limbah radioaktif antara lain semen, aspal (bitumen), plastik polimer, dan gelas. Pengembangan terakhir telah digunakan bahan matriks synroc (synthetic rock). Pemilihan bahan matriks tersebut tergantung pada tinggi rendahnya aktivitas, panjang-pendeknya waktu paruh, dan sifat fisik dan kimia dari limbah. Limbah Sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uranium dan anak luruhnya termasuk dalam kriteria limbah pemancar alfa berumur panjang aktivitas rendah atau sedang. Limbah ini dapat disolidifikasi menggunakan bahan matrik plastik polimer atau aspal. Pengembangan terakhir limbah jenis ini digunakan bahan matriks synroc. Dalam makalah ini dilakukan pengkajian penggunaan synroc sebagai alternatif matriks untuk solidifikasi limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF- PKG. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. DASAR TEORI Solidifikasi Limbah Radiokatif Solidifikasi limbah radioaktif merupakan proses imobilisasi yang bertujuan agar radionuklida terfiksasi, terkungkung, dan tertahan dalam rongga 112
3 diantara kristal matriks bahan pemadat sehingga radionuklida tersebut tidak mudah lepas oleh rembesan air yang menembus ke dalam hasil solidifikasi dan radiasinya tertahan. Limbah radioaktif aktivitas rendah atau sedang mengandung unsur radioaktif waktu paroh 30,17 tahun dan aktivitas maksimum 1 Ci/m 3 biasanya diimobilisasi dengan matriks semen. Matriks semen yang merupakan campuran dari material semen, pasir, aditif, dan air bereaksi secara kimia dan mengeras, memberikan solidifikasi berupa beton yang merupakan material komposit [6]. Kualitas blok beton yang baik harus memenuhi standar IAEA (International Atomic Energy Agency) sebagai berikut [7] : kerapatan 1,70-2,50 g/cm 3, kuat tekan beton yang telah berumur 28 hari : N/mm 2, dan laju pelindihan radionuklida terimobilisasi dalam beton : 1,7x ,5x10-4 g/cm 2.hari. Penggunaan bahan matriks untuk solidifikasi limbah radioaktif sesuai dengan jenis limbah, serta sistem penyimpanan akhir (sistem disposal) ditunjukkan pada Tabel 1. Bahan matriks plastik dipakai juga untuk solidifikasi limbah radioaktif berumur pendek aktivitas rendah dan sedang, disamping dapat pula untuk solidifikasi limbah radioaktif alfa berumur panjang. Selain plastik polimer, solidifikasi limbah alfa berumur panjang juga dapat digunakan bahan matriks aspal (bitumen). Bahan matrik gelas borosilikat dipakai untuk solidifikasi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) umur panjang yang ditimbulkan dari proses olahulang bahan bakar nuklir bekas. Keempat jenis bahan matrik tersebut (semen, aspal, plastik polimer, dan gelas) telah digunakan secara komersial di negara-negara maju di bidang nuklir. Tabel 1 menunjukkan bahwa untuk limbah radioaktif pemancar alfa berumur panjang aktivitas rendah atau sedang (termasuk limbah sludge dari dekomosioning fasilitas PAF-PKG) dapat disolidifikasi menggunakan bahan matrik plastik polimer atau aspal. Pengembangan terakhir limbah jenis ini digunakan bahan matriks synroc. Tabel 1. Klasifikasi limbah berdasar umur paroh radionuklidanya dan solidifikasi (bahan matriks) serta tipe penyimpanan akhirnya [7]. No Karakteristik yang ditinjau 1 Aktivitas awal radionuklida yang berwaktu paroh 30,17 tahun Aktivitas awal radionuklida yang berwaktu paroh ratusan atau ribuan tahun. Radiasi utama yang dipancarkan 2 Radionuklida yang utama. 3 Bahan Matriks untuk solidifikasi. 4 Sistem penyimpanan akhir. Limbah berumur pendek Rendah atau sedang, aktivitasnya dapat diabaikan setelah 500 tahun. Nol atau sangat rendah, lebih kecil dari batas ambang yang ditetapkan. Beta-gamma (β-γ) Sr-90(28,8 tahun), Cs-137(33 th), Co- 60 (5 th), Fe- 55(2,5 th). Semen, plastik (polimer) Penyimpanan tanah dangkal selama 300 tahun. Klasifikasi Limbah Berumur Panjang Limbah alfa Limbah akyivitas Tinggi Rendah atau sedang, Sangat tinggi, aktivitasnya dapat aktivitas dapat diabaikan setelah 300 diabaikan setelah tahun. beberapa ratus tahun. Rendah atau sedang, Rendah atau sedang. Alfa (α) Np-237 (2x10 6 th), Pu-239 ( 2,4x10 4 th), Am-241(4x10 2 th), dan Am 243 (8x10 3 th) Plastik (polimer), aspal (bitumen) Penyimpanan tanah dalam selama jutaan tahun. Beta-gamma selama beberapa ratus tahun, kemudian setelah itu yang utama alfa. Co-60, Sr,90, Np- 137, Pu-239, Am- 241, dan Am-243. Gelas (vitrifikasi). Penyimpanan tanah dalam selama jutaan tahun. 113
4 Pengembangan Imobilisasi Limbah Dengan Bahan Matriks Synroc Pengembangan bahan matriks synroc pertama kali dikemukakan sebagai alternatif pengganti gelas borosilikat untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT), dengan ide dasar memasukkan limbah hasil belah dan aktinida ke dalam kisi-kisi kristal mineral sintetis yang telah diketahui mempunyai umur yang sangat panjang (beberapa juta tahun) di alam. Sebagai ilustrasi ditemukan chemical zoning dari mineral zirconite alam dalam umur 40 juta tahun yang ditemukan di Adamello Itali Utara, kristal tersebut mengandung : 2,7 17,1 % berat ThO 2 dan 0,7 6,0 % berat UO 2 dan telah dihitung dosis peluruhan α adalah 0,2 1,0 x α /mg yang equivalen dengan umur suatu synroc yang disimpan selama 10 5 sampai 10 6 tahun [8]. Perkembangan selanjutnya pada tahun 1978, RINGWOOD [9] menemukan synroc yang merupakan gabungan mineral titanat yang jauh lebih tahan terhadap air dibanding dengan gelas borosilikat. Proses imobilisasi limbah dalam synroc dilakukan dengan cara mencampurkan limbah hasil belah atau aktinida dalam larutan asam nitrat BaO + Al 2 O TiO > Ba(Al,Ti) 2 Ti 6 O O 2 CaO + ZrO 2 + 2TiO > CaZrTi 2 O 7 dengan prekursor oksida (precursor oxide), kemudian campuran tersebut dikeringkan, dikalsinasi dan dipres-panas dibawah kondisi reduksi pada suhu sekitar C untuk membentuk suatu keramik multi-fase yang padat [10]. Komposisi prekursor oksida (dalam % berat) adalah : Al 2 O 3 (5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO 2 (71,4) dan ZrO 2 (6,6). Pembentukan fase-fase utama mineral synroc terjadi pada suhu tinggi sekitar C dengan reaksi seperti ditunjukkan pada reaksi 1, 2 dan 3. Pada pengembangan synroc terbentuk turunan fase utama dengan unsurunsur yang terkandung dalam limbah, yaitu : pyrochlore (CaATi 2 O 7, A = Gd, Hf, Pu, dan U) yang merupakan turunan zirconolite dengan penambahan unsur penyerap neutron (Hf dan Gd) untuk mencegah terjadinya kritikalitas, brannerite (AnTi 2 O 6, An = aktinida), dan freudenbergite (Na 2 Fe 2 Ti 6 O 16 ). Pembuatan synroc dengan prekursor slurry dapat meningkatkan tingkat muat sampai 30% berat limbah [8,10]. Fasefase penyusun synroc dan radionuklida yang masuk ke dalam kisi-kisi berbagai fase mineral yang ada ditunjukkan pada Tabel (1) (Hollandite)... (2) (Zirconolite) CaO + TiO > CaTiO 3... (3) (Perovskite) Tabel 2. Fase-fase utama dan turunannya dalam mineral synroc-c (standar) dan radionuklida yang masuk dalam kisi-kisi fase mineral [8,9]. Fase mineral Rumus kimia Radionuklida dalam kisi fase mineral Hollandite, Zirconolite, Perovskite, Pyrochlore a) b) Brannerite Freudenbergite c) Titan Oksida Fase paduan Ba(Al,Ti) 2 Ti 6 O 16 CaZrTi 2 O 7 CaTiO 3 CaATi 2 O 7 An Ti 2 O 6 Na 2 Fe 2 Ti 6 O 16 Ti O 2 Paduan Logam - Cs dan Rb. - Logam tanah jarang, Aktinida (An). - Sr, Logam tanah jarang, dan Aktinida (An) - Ca dan A (Gd, Hf, Pu, U) - Aktinida (An) - Na, Fe - Tc, Pd, Rh, Ru, dll. a) Turunan zirconolite dengan penggantian Zr oleh A (Gd, Hf, Pu, U). b) Turunan perovskite dengan penggantian Ca oleh An (Aktinida). c) Turunan hollandite dengan penggantian Ba, (Al,Ti) oleh Na dan Fe. 114
5 Pengembangan selanjutnya dilakukan dengan modifikasi synroc-c menjadi beberapa turunan synroc, yaitu dengan mengubah komposisi synroc yang disesuaikan dengan kandungan radionuklida dalam limbah. Solidifikasi limbah yang mengandung aktinida, digunakan synroc kaya zirconolite (80 % berat zirconolite). Solidifikasi limbah U dan Pu digunakan synroc kaya pyrochlore. Solidifikasi limbah Tc, Cs, dan Sr hasil pemanasan LCAT digunakan synroc kaya fase hollandite / perovskite [9]. Pengembangan selanjutnya, synroc digunakan untuk solidifikasi limbah alfa umur panjang aktivitas rendah dan sedang. METODE PENGKAJIAN Tempat dan waktu Pengkajian ini dilakukan di Pusat Tenologi Limbah Radioaktif BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, Banten pada tahun 2010, sebagai upaya untuk mempersiapkan proses pengolahan limbah sludge radioaktif alfa umur panjang yang mengandung uranium yang ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG. Metode Metode pengkajian dilakukan dengan mempelajari dan melakukan analisis data dan informasi yang diperoleh dari berbagai studi pustaka dengan permasalahan imobilisasi limbah radioaktif. Pengkajian diawali dengan mempelajari proses solidifikasi limbah radioaktif yang telah dilakukan di negara maju di bidang nuklir, dan pengembangan imobilisasi limbah dengan bahan matriks synroc yang merupakan teknologi imobilisasi yang paling mutakhir yang dipilih untuk limbah radioaktif alfa umur panjang. Pengkajian kemudian difokuskan pada evaluasi data proses imobilisasi, laju pelindihan, dan pengaruh radiasi terhadap blok limbah hasil solidifikasi menggunakan bahan matriks synroc, serta perbandingannya dengan bahan matriks gelas borosilikat untuk LCAT, dan dengan matriks aspal atau plastik polimer untuk imobilisasi limbah radioaktif alfa umur panjang. Selanjutnya dilakukan pengkajian adaptasi teknologi imobilisasi dengan bahan matriks synroc untuk limbah sludge radioaktif yang ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG yang merupakan limbah radioaktif alfa umur panjang yang mengandung uranium. HASIL STUDI DAN PEMBAHASAN Diagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc ditunjukkan pada Gambar 1 [10]. Prekursor non-radioaktif synroc dibuat di luar hot-cell menggunakan metode kimia yang dikembangkan Dosch [11]. Bahan ini mempunyai luas permukaan tinggi dan berfungsi sebagai media penukar ion jika dicampur dengan larutan limbah. Hasil slurry dikeringkan pada 130 o C dalam drum pengering berputar menjadi serbuk bebas alir, kemudian dimasukkan sebagai moving bed ke dalam vertikal kiln dimana kalsinasi dilakukan pada 750 o C dalam kontrol media reduksi dengan Ar-44 % H 2. Serbuk yang tidak menguap dituang ke dalam wadah baja tahan karat dan dimasukkan 2 % logam Ti untuk mempermudah pengendalian proses redoks selama pres-panas. Wadah (container) kemudian divakumkan dan ditutup. Sedang unsur yang menguap seperti Cs akan diolah dengan sitem pengolahan gas buang. Campuran synroc dari serbuk prekursor dan limbah (~ 25 % densitas teoritis) dikonversi menjadi keramik monolit yang sangat kompak dengan pres-panas pada o C, dan tekanan bar. Proses untuk tahap ini adalah pres-panas isostatik (hot isostatic pressing = HIP) yang digunakan secara luas pada skala komersial. Reduksi volume limbah yang besar menyertai langkah ini dan limbah hasil prespanas (synroc monoliths ) dikumpulkan dalam canister, dan selanjutnya setelah canister besar penuh ditutup. Synroc monoliths dalam canister besar kemudian ditumpuk di dalam fasilitas penyimpanan lestari tanah dalam. 115
6 Gambar 1 : Diagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc. Daya tahan synroc limbah terhadap air Data hasil pengujian pelindihan (daya tahan synroc limbah terhadap air) dengan gelas borosilikat sebagai pembanding dapat dilihat pada Gambar 2 dan 3 [11,12]. Pada Gambar 2 dan 3, tipe gelas borosilikat hasil imobilisasi LCAT (PNL 76-68) digunakan sebagai pembanding, menunjukkan laju pelindihan 17 unsur pada dasarnya tetap konstan pada periode waktu yang panjang, pada suhu 75 o C harganya berkisar pada 0,2 1,0 g.m -2.hari -1. Sedang laju pelindihan untuk berbagai unsur dalam synroc menunjukkan suatu rentang harga yang lebar. Laju pelindihan dengan cepat turun dalam beberapa hari (10-30 hari) pertama, kemudian turun secara asymptotic menuju suatu harga minimum yang menunjukkan kurva yang hampir mendatar. Gambar 2 : Perbandingan perilaku pelindihan synroc + 9% limbah aktivitas tinggi (LAT) pada 95 o C dan Gelas Borosilikat pada 75 o C dalam air murni. 116
7 Gambar 3 : Laju pelindihan Ba, Ca, Sr, Cs, U, Ti, Zr, dan Nd pada suhu 200 o C untuk synroc dengan tingkat muat LAT 9 dan 20 %berat. Daya tahan synroc limbah terhadap air jauh lebih tinggi dibanding dengan gelas borosilikat limbah. Setelah hari, pelindihan unsur-unsur valensi satu dan dua (Cs, Ca, Sr, dan Ba) dalam synroc adalah 500 sampai 2000 kali lebih kecil daripada gelas borosilikat. Sedang untuk laju pelindihan unsur-unsur multivalen seperti Nd, Zn, Ti dan U dalam synroc adalah sekitar kali lebih kecil daripada dalam gelas borosilikat. Pada Gambar 3 [11,12], laju pelindihan synroc limbah pada dasarnya konstan terhadap perubahan tingkat muat limbah dari 9 20 % berat LAT. Studi pelindihan mineral synroc alam dan synroc sintetis adalah relatif sama dengan data yang terkandung pada Gambar 2 dan 3. Pada suhu yang lebih tinggi ( o C) synroc menunjukkan ketahanan pelindihan masih sangat baik, tetapi pada gelas borosilikat dengan cepat terjadi kerusakan [11]. Selain data penelitian tersebut di atas, ada beberapa data penelitian lain yang mempelajari laju pelindihan untuk studi daya tahan synroc terhadap fasa air dari berbagai jenis limbah. Data tersebut saling melengkapi dan saling memperkuat dan rangkumannya ditunjukkan pada Tabel 3. Pada Tabel 3 [11,12,13,14] dapat dilihat bahwa laju pelindihan unsur-unsur dari synroc dengan berbagai jenis limbah sangat rendah dan tidak ada perbedaan yang signifikan, terutama pada kondisi steady state (yang dicapai pada waktu pelindihan 100 hari). Hal ini dapat dilihat bahwa laju pelindihan U (sebagai salah satu unsur aktinida) relatif sama dengan unsur aktinida Pu, Np, Am, dan Cm dari synroc limbah yang berbeda yaitu sekitar g.m - 2.hari -1. Dari data tersebut di atas menunjukkan bahwa synroc mempunyai ketahanan yang tinggi terhadap fase air dan lebih baik dari pada gelas borosilikat limbah. Hasil pengujian synroc limbah ini menunjukkan bahwa laju pelindihan synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima, serta memenuhi nilai standar dari IAEA. Pelindihan unsur-unsur multivalen (seperti U atau aktinida yang lain dan Nd) sangat rendah daripada unsur-unsur valensi satu dan dua, oleh karena itu synroc limbah akan sangat baik untuk imobilisasi unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang. 117
8 Tabel 3. Rangkuman laju pelindihan unsur-unsur dalam berbagai jenis synroc limbah yang mengandung uranium, aktinida atau TRU pada air bebas ion dan waktu pengujiannya. Unsur yang terlindih Sr Ba Cs Ca Nd Ti Zr U Ba Cs Sr Ti U Np, Pu, Am,Cm. Pu, Gd Ti, Zr,Hf Laju Pelindihan, (g.m -2.hari -1 ) Media 1,5 x ,0 x 10-3 Air bebas ion, 8,5 x o C 4,0 x ,0 x ,3 x ,5 x ,0 x ,0 x ,3 x 10-1 Air bebas ion, 1,3 x o C 3,0 x ,0 x Air bebas ion, 70 o C 1x 10-6 Air bebas ion, Takterdeteksi 70 o C Waktu pengujian 100 hari 7 hari Jenis synroc limbah Synroc limbah dari LCAT mengandung hasil belah dan aktinida [11] Synroc limbah dari produksi 99 Mo (44%berat limbah simulasi) [13] 1000 hari Synroc-C, limbah TRU [14]. Jangka waktu Synroc-C kaya panjang lebih zirconolite,lcat dari 1 tahun mengandung Pu [15] Daya tahan synroc limbah terhadap radiasi Studi kerusakan akibat radiasi dilakukan dengan studi difraksi terhadap mineral-mineral sejenis synroc dengan iradiasi elektron, netron dan ion-ion berat terhadap cuplikan sintetis dan cuplikan yang ditambah (doping) dengan radionuklida pemancar α yaitu 244 Cm (T 1/2 = 18 tahun) dan 238 Pu (T 1/2 = 87 tahun). Proses kerusakan yang signifikan dan permanen terhadap bentuk limbah synroc hanya terjadi karena adanya peluruhan α, dengan kerusakan utama timbul dari atom-atom yang terpelanting (recoil), bukan partikel α itu sendiri. Karena recoil atom mempunyai jangkauan yang sangat pendek (~20 nm), maka kebanyakan kerusakan terjadi pada fase-fase yang mengandung aktinida pemancar α. Hasil-hasil penelitian pengaruh radiasi α terhadap synroc ditunjukkan pada Tabel 4 [16,17,18]. Hasil penelitian menunjukkan bahwa adanya 238 Pu dan 244 Cm dalam synroc menyebabkan terjadinya swelling (mengembang) dan peningkatan laju pelindihan. Dengan adanya doping 244 Cm, laju pelindihan synroc meningkat walaupun hanya ~10 kali dibanding bila tidak didoping dengan 244 Cm (menjadi g.m -2.hari -1 ) [16]. Adanya 238 Pu dan 244 Cm pada fase zirconolite / pyrochlore dan pada synroc-c menyebabkan terjadinya swelling sekitar 4-6,9 %volume [17,18]. Walaupun demikian perbedaan swelling pada berbagai fase kristalin tidak menyebabkan micro-cracking (peretakan mikro) dalam synroc-c. Sedang pada synroc kaya natrium (Na), dimana jumlah freudenbergik (Na 2 Fe 2 Ti 6 O 16 ) yang signifikan distabilkan oleh Na dan microcracking baru dapat diamati pada dosis ~ 1x10 18 α/g [19]. Kerusakan akibat radiasi α dapat diminimalisasi dengan annealing secara termal pada suhu serendah-rendahnya C, selain itu panas peluruhan gamma dapat digunakan untuk membatasi kerusakan akibat radiasi α selama penyimpanan [20]. Kejadian secara alami pada synroc fase zirconolite dengan paparan radiasi sampai sekitar 3x10 20 peluruhan α/g telah ditunjukkan dapat menahan unsur-unsur aktinida selama periode waktu sampai 2,5x10 9 tahun [21]. Dari hasil-hasil penelitian tersebut telah difahami perilaku synroc akibat radiasi α pada dosis tinggi yang menunjukan bahwa kerusakan synroc relatif sangat rendah dan masih dapat diterima. Selain itu tidak ada tanda adanya proses terjadinya peretakan antar-butiran (intergranular cracking) synroc pada proses pres-panas. 118
9 Tabel 4. Pengaruh radiasi α terhadap kerusakan synroc (laju pelindihan dan swelling). Jenis synroc Doping unsur pemancar α Pengaruh radiasi α terhadap synroc (laju pelindihan dan swelling) Peneliti Synroc-C standar dan Synroc fase amorf zirconolite 244 Cm Laju pelindihan meningkat 10 kali menjadi 10-4 sampai 10-5 g.m -2.hari -1. Weber dkk, Mitamura [16]. dkk Synroc kaya zirconolite dan pyrochlore 238 Pu Terjadi swelling ~ 6% volume. Clinard dkk [17]. Synroc-C dan specimen fase tunggal untuk zirconolite dan perovskite. 238 Pu dan 244 Cm (11,2%berat 238 PuO 2 atau 4% berat 244 Cm 2 O 3 dengan dosis 1,5 x10 19 α/g pada 300 o K). Terjadi swelling 4,0 6,9 %vol. Perbedaan swelling pada berbagai fase tidak menyebabkan microcracking. Sedang pada synroc kaya Na, micro-cracking baru teramati pada dosis ~10 18 α /g. Ewing dkk, Houg & Marples, Mitamura dkk [18] Perbandingan bahan matriks synroc dengan aspal dan plastik polimer Solidifikasi limbah alfa umur panjang dengan bahan matriks synroc merupakan pengembangan terakhir, yang sebelumnya telah digunakan bahan matriks aspal atau plastik polimer (Tabel 1). Perbandingan bahan matriks synroc dengan aspal dan plastik polimer untuk solidifikasi limbah alfa umur panjang ditinjau dari keuntungan dan kerugiannya ditunjukkan pada Tabel 5 [11, 22]. Pada Tabel 5 terlihat bahwa synroc lebih banyak mempunyai keunggulan dari pada menggunakan matriks aspal atau plastik polimer. Dengan demikian teknologi imobilisasi dengan matriks synroc adalah teknologi terbaik dibanding dengan gelas borosilikat untuk LCAT yang mengandung radionuklida hasil belah dan transuranium, maupun dibanding dengan matriks aspal atau polimer untuk limbah radioaktif alfa umur panjang aktivitas rendah dan sedang, karena synroc mempunyai kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif, serta ketahanan tinggi terhadap air tanah dalam penyimpanan lestari pada formasi tanah dalam. Pada awalnya pengembangan synroc adalah untuk imobilisasi LCAT, limbah pemancar α umur panjang (U, Pu dan TRU), dan limbah hasil pemisahan radionuklida mobile umur panjang dari LCAT (Tc, Cs dan Sr) yang ditimbulkan dari olah-ulang bahan bakar nuklir bekas, kemudian dikembangkan untuk limbah radioaktif umur panjang dari produksi radioisotop 99 Mo. 119
10 Tabel 5. Perbandingan bahan matriks aspal, plastik polimer, dan synroc untuk solidifikasi limbah ditinjau dari kebaikan dan kerugiannya. Bahan Solidifikasi Karakteristik Yang Aspal Ditinjau Termoseting Plastik [22] Synroc [11] Kekakuan/kekerasan sesudah Diperlukan sebuah Baik Sangat baik pembekuan/pendinginan penampungan Penimbunan Diperlukan sebuah Memungkinkan Langsung kontainer langsung Ketahanan terhadap kompresi Buruk 10 kn/cm 2 Sangat baik Kemungkinan perubahan Ya tidak tidak bentuk Ketahanan terhadap kondisi Baik Baik Sangat baik atmosfir Berat jenis pada 25 ºC 0,9 1,1 g/cm 3 1,2 g/cm 3 2,5-3,4 g/cm 3 Penanganan Pemanasan tangki penampungan aspal, timbul uap. Perlu Peralatan konvensional Press panas pada suhu tinggi o C perlindungan terhadap kebakaran Pemasukan limbah Proses panas Proses dingin Proses dingin Berat limbah yang dimasukan Maksimum 50 % Maksimum 70 % Maksimum 70 % tergantung kandungan bahan dalam limbah Ketahanan terhadap mikroorganisme Tidak terpengaruh Tidak terpengaruh Tidak terpengaruh (tahan jutaan tahun) Ketahanan terhadap radiasi rad 5 x 10 9 rad 5 x 10 9 rad Ketahanan terhadap api (dalam 30 menit pada 700 ºC 900 ºC) Terbakar Rusak sebagian Sangat tahan (Tahan sampai suhu tinggi >1100 o C). ADAPTASI TEKNOLOGI PROSES IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE AKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PAF-PKG DENGAN MATRIKS SYNROC Dari data dan pengembangan penggunaan synroc untuk imobilisasi limbah radioaktif tersebut di atas, maka adaptasi teknologi imobilisasi dengan matriks synroc akan sangat baik pula untuk imobilisasi limbah sludge radioaktif yang mengandung uranium dari dekomisioning fasilitas PAF- PKG. Limbah sludge radioaktif hasil proses biooksidasi limbah radioaktif cair organik dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mempunyai aktivitas alfa pada nilai 0,4 α 40,2 Bq/liter ( 1,08x10-6 Ci/m 3 ), beta pada harga 1173 β 4100 Bq/liter ( 1,107x10-4 Ci/m 3 ) dan kadar padatan total % berat. Radionuklida dalam limbah tersebut berasal dari batuan fosfat yang mengandung uranium alam (99,27 % U-238, 0,7205 % U-235, dan 0,0056 % U-234) dan radionuklida anak luruhnya. Sesuai Tabel 2, limbah tersebut masuk dalam klasifikasi limbah alfa aktivitas rendah atau sedang. Berdasar uraian pada data studi dan pembahasan di atas, penggunaan matriks synroc lebih baik dari pada penggunaan matriks aspal ataupun plastik polimer. Proses solidifikasi limbah sludge radioaktif dengan matriks synroc dapat dilakukan secara proses kontinu seperti yang dilakukan di fasilitas nuklir ANSTO- Australia (Gambar 1), yaitu melalui tahapan pencampuran, pengeringan pada 130 o C, kalsinasi pada 750 o C, dan pres-panas pada suhu tinggi (1200 o C), tetapi mengingat kondisi peralatan yang tersedia maka adaptasi teknologi imobilisasi dengan matriks synroc ini dapat dilakukan melalui penelitian skala laboratorium terlebih dahulu dengan mengembangkan proses solidifikasi melalui proses sintering pada suhu tinggi sebagai pengganti proses pres-panas pada suhu tinggi. Pengembangan proses solidifikasi dengan matriks synroc melalui sintering ditunjukkan pada Gambar 4. Pada operasi imobilisasi dengan synroc (Gambar 4) pada kadar padatan total 50 % berarti dalam sludge terdapat fraksi berat 120
11 padatan 50 % dan fraksi berat cairan 50 %. Padatan tersebut mempunyai komponen penyusun biomassa bakteri yang mengandung unsur radioaktif hasil biosorpsi dan P 2 O 5, dengan fraksi cair yang mengandung zat organik (sama dengan konsentrasi dalam beningan) dengan nilai COD dan BOD berturut-turut berharga 51 dan 21 ppm (yang menunjukkan bahwa dalam sludge masih terdapat sedikit solven D2EHPA, TOPO dan kerosin. Mengingat bahwa sludge radioaktif yang akan disolidifiksi masih mengandung cairan fraksi berat sekitar 50%, perlu tidaknya proses filtrasi pada langkah awal operasi yang harus dilakukan penelitian. Bila proses filtrasi dilakukan maka diperoleh padatan atau cake dengan kadar air < 10 %. Cake tersebut dicampur dengan campuran prekursor oksida sambil diaduk sehingga terbentuk slurry, kemudian dikeringkan pada suhu 130 o C, dilanjutkan proses kalsinasi pada suhu 750 o C, dan kemudian proses pres-dingin dan dilanjutkan dengan sintering pada suhu tinggi 1100 o C. Produknya berupa synroc limbah ditampung dalam wadah (kanister), kemudian hasil solidifikasi disimpan di fasilitas penyimpanan sementara. Pada proses pengeringan, kalsinasi, sampai sintering maka semua air, pelarut organik sisa dan bahan organik berupa bakteri telah terurai menguap atau terabukan sehingga tinggal radionuklida dan prekursor oksida yang kemudian membentuk monolit synroc. Model komposisi fase dalam synroc dari adaptasi yang dikembangkan (Gambar 4) dengan sintering suhu tinggi, sesuai dengan kandungan limbahnya yaitu uranium dan anak luruhnya serta unsur-unsur pengotor lainnya. Masing-masing radionuklida akan terserap dan masuk ke dalam kisi-kisi fase mineral yang sesuai. Komposisi synroc mengandung fase utama pyrochlore atau zirconolite, hollandite dan perovskite, dengan penambahan unsur-unsur absorber neutron (Gd atau Hf ) untuk mencegah kritikalitas, serta fase minor titan oksida dan paduan logam. Proses sintering akan memberikan energi yang dibutuhkan untuk pertumbuhan butir fase-fase synroc yang kemudian dapat menutupi pori-pori synroc dan menjadi bentuk suatu keramik monolit multi fase yang padat. Gambar 4 : Diagram alir pengembangan proses solidifikasi limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG melalui proses sintering suhu tinggi. 121
12 KESIMPULAN Limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uranium termasuk dalam klasifikasi limbah alfa umur panjang yang harus diimobilisasi melalui proses solidifikasi. Imobilisasi menggunakan synroc dikaji sebagai alternatif matriks untuk solidifikasi limbah sludge radioaktif tersebut. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. Data uji pelindihan Synroc limbah menunjukkan bahwa laju pelindihan untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs, Ca, Sr, Ba) dalam synroc adalah 500 sampai 2000 kali lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat limbah (sebagai pembanding). Laju pelindihan untuk unsur-unsur multivalent (Nd, Zr, Ti, dan U) dari synroc limbah adalah sekitar kali lebih kecil daripada dari gelas borosilikat limbah. Data hasil pengujian synroc limbah dapat disimpulkan bahwa laju pelindihan dan pengaruh radiasi terhadap synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima. Synroc limbah berhasil baik untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi dan sangat baik terutama untuk imobilisasi unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang, termasuk untuk imobilisasi limbah slude radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF- PKG. Imobilisasi limbah radioaktif alfa umur panjang dengan matriks synroc lebih baik daripada menggunakan aspal dan plastik polimer. Adaptasi dan pengembangan imobilisasi melalui solidifikasi menggunakan matriks synroc melalui proses sintering suhu tinggi sebagai upaya alternatif (penganti) imobilisasi melalui pres-panas suhu tinggi o C. PUSTAKA 1. ZAINUS SALIMIN, GUNANDJAR, DAN ACHMAD ZAID, Pengolahan Limbah Radioaktif Cair Organik Dari Kegiatan Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik Melalui Proses Oksidasi Biokimia, Seminar Nasional Teknologi Lingkungan VI, ITS, Surabaya, 10 Agustus MANSON BENEDICT et.al, Nuclear Chemical Engineering, Second Edition, McGraw-Hill Book Company, New York, Keputusan Kepala Bapeten No. 01/Ka- BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, Jakarta (1999). 4.Keputusan Menteri Lingkungan Hidup No. Kep.02/MENLH/1988 Tentang Pedoman Penetapan Baku Mutu Lingkungan, (1998). 5.Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 02/Ka.Bapeten/V-99 Tentang Baku Tingkat Radioaktivitas Di Lingkungan, (1999). 6.TAILLARD, D., Traitment et Conditionement des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity, Communaute Europeennes, ANDRA, Classification Des Dechets Radioactifs, Commissariat A L Energie Atomique, Agence Nationale Pour La Gestion Des Dechets Radioactifs, France, E.R. VANCE, Status of Synroc Ceramics for HLW, Proceedings of The 2 nd Bianual Int. Workshop on HLRW Management, Dep. of Nuclear Engineering, Fac. of Engeneering, Gadjah Mada Univ., Yogyakarta (1999). 9. RINGWOOD A.E, et.al, In Radioactive Waste Form for the Future, Elsevier, (Eds W.Lutze and R.C.Ewing),North Holland, , (1988). 10. RINGWOOD A.E, OVERBY, V.M., KESSON, S.E., Synroc : Leaching Performance and Process Technology, Proceedings of the International Seminar on Chemistry and Process Engineering for High Level Liquid Waste Solidification, Julich, (1981). 11. DOSCH, R.G. and LYNCH, A.W., Solution chemistry techniques in Synroc preparation, Sandia Laboratories, Albuquerque. Publ. SAND , (1980). 12. OVERSBY, V.M. and RINGWOOD, A.E., Leach testing of Synroc and glass samples at 85 o C and 200 o C, Nuclear Chem. Waste Management, (1980). 13. E.R. VANCE, et.al., Synroc as a Ceramic Wasteform for Deep Geological Disposal, Int.Conf. on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste, Winnipeg (1996). 14. D.M.LEVINS, ANSTO s Waste Management Action Plan, Third Seminar on RWM, Nuclear Cooperation in Asia, China (1997). 122
13 15. A. JOSTSONS, et.al., Surplus plutonium Disposition via Immobilisation in Synroc, Spectrum 96, International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management, Seattle, WA (1996). 16. W.J.WEBER, J.W. WALD and HJ.MATZKE, Effects of Self-Radiation Damage in Cm-Doped Gd 2 Ti 2 O 7 and CaZrTi 2 O 7, J. Nuclear Materials, 138 (1986). 17. F.W.Jr.CLINARD, et.al., J. Nuclear Materials, 126 (1984). 18. R.C. EWING, et.al., Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for High Level Radioactive Waste, Prog..In Nuclear Energy, 29 (1995). 19. H.MITAMURA, et.al., Self-Irradiation Damage of a Curium-Doped Titanate Ceramic Containing Sodium-Rich High Level Nuclear Waste, J.Am.Ceram. Soc., Vol. 73 [11] (1990). 20. K.D.REEVE,et.al., Reformulation of Synroc for Purex High Level Nuclear Wastes Containing Further Chemical Additions,Proc. International Ceramic Conference, Austceram 92 (Ed M.J. Bannister), CSIRO, Australia (1992). 21. G.R.LUMPKIN, et.al., Retention of Actinides in Natural Pyrochlores and Zirconolites, Radiochemica Acta, Vol. 66/67, (1994). 22. TAILLARD, D., Traitment et Conditionement des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity, Communaute Europeennes,
14 124
IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF HASIL DEKOMISIONING FASILITAS PAF-PKG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC DENGAN PROSES SINTERING
IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF HASIL DEKOMISIONING FASILITAS PAF-PKG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC DENGAN PROSES SINTERING ABSTRAK Endang NuraenI, Gunandjar Pusat Teknologi Limbah radioaktif-batan
Lebih terperinciPENGKAJIAN TEKNOLOGI IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN LIMBAH ALFA UMUR PANJANG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar ABSTRAK
PENGKAJIAN TEKNOLOGI IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN LIMBAH ALFA UMUR PANJANG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciIMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG URANIUM MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC TITANAT DENGAN PROSES SINTERING SUHU TINGGI
Gunandjar. ISSN 0216-3128 7 IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG URANIUM MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC TITANAT DENGAN PROSES SINTERING SUHU TINGGI Gunandjar Pusat Teknologi Limbah radioaktif-batan
Lebih terperinciPERBANDINGAN IMOBILISASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI DENGAN METODE SYNROC DAN METODE TEMPERATUR SUPER TINGGI
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 1 Juli 2007 (Volume 10, Number 1, July, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive
Lebih terperinciJURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
ISSN 1410 9565 Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010 SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010 Tanggal : 6 Mei 2010 JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Lebih terperinciIMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99 ( 99 MO) MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC
Gunandjar, dkk. ISSN 0216-3128 33 IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99 ( 99 MO) MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar, Titik Sundari, dan Yuli Purwanto Pusat Teknologi
Lebih terperinciImobilisasi Limbah Radioaktif Uranium Menggunakan Abu Batubara Sebagai Bahan Matriks Synroc
Imobilisasi Limbah Radioaktif Uranium Menggunakan Abu Batubara Sebagai Bahan Matriks Synroc Gunandjar 1 *, Titik Sundari 1, dan Yuli Purwanto 1 1 Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Badan Tenaga Nuklir
Lebih terperinciPEMADATAN SLUDGE HASIL PROSES BIOOKSIDASI LIMBAH ORGANIK DARI PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS RESIN EPOKSI
PEMADATAN SLUDGE HASIL PROSES BIOOKSIDASI LIMBAH ORGANIK DARI PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS RESIN EPOKSI Zainus Salimin, Wati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PEMADATAN
Lebih terperinciSOLIDIFIKASI SLUDGE AKTIF HASIL PROSES BIOOKSIDASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR ORGANIK DARI PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS BITUMEN
SOLIDIFIKASI SLUDGE AKTIF HASIL PROSES BIOOKSIDASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR ORGANIK DARI PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS BITUMEN ABSTRAK Zainus Salimin dan Gunandjar *) SOLIDIFIKASI SLUDGE
Lebih terperinciPENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Herlan Martono, Wati, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciKONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF PADAT TAK TERKOMPAKSI MENGGUNAKAN MATRIKS SEMEN
KONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF PADAT TAK TERKOMPAKSI MENGGUNAKAN MATRIKS SEMEN Bung Tomo Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN, Serpong Email untuk korespondensi : bungtomo@batan.go.id ABSTRAK
Lebih terperinciIMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG THORIUM MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC
IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG THORIUM MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Hasmaniar Septiani **), Gunandjar *), Mochtar Hadiwidodo **) *) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN, Serpong,
Lebih terperinciIMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT DENGAN MATRIKS CAMPURAN BITUMEN DAN PASIR
ABSTRAK IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT DENGAN MATRIKS CAMPURAN BITUMEN DAN PASIR Mirawaty, Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN IMOBILISASI
Lebih terperinciPENGARUH RADIASI DAN PANAS TERHADAP KARAKTERISTIK GELAS-LIMBAH, NEW CERAMS, DAN SYNROC-LIMBAH
PENGARUH RADIASI DAN PANAS TERHADAP KARAKTERISTIK GELAS-LIMBAH, NEW CERAMS, DAN SYNROC-LIMBAH HERLAN MARTONO Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 15310, Banten Telp.
Lebih terperinciIMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DENGAN BAHAN SYNROC
IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DENGAN BAHAN SYNROC Gunandjar 1 Abstract: Immobilisation Of High Level Radioactive Waste Using Synroc Material. The study of immobilisation technology using
Lebih terperinciPROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF
PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF RINGKASAN Jenis dan tingkat radioaktivitas limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian fasilitas nuklir bervariasi, oleh karena itu diperlukan proses penyimpanan
Lebih terperinciPENGEMBANGAN PROSES IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG URANIUM DENGAN BAHAN MATRIKS BITUMEN UNTUK MENDUKUNG PROGRAM PLTN
PENGEMBANGAN PROSES IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG URANIUM DENGAN BAHAN MATRIKS BITUMEN UNTUK MENDUKUNG PROGRAM PLTN Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN Kawasan Puspiptek Serpong
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF SEMI CAIR DENGAN CARA SEMENTASI
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF SEMI CAIR DENGAN CARA SEMENTASI ABSTRAK Bambang Sugito, Irwan Santoso Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF SEMI CAIR DENGAN CARA SEMENTASI :
Lebih terperinciANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Telah dilakukan analisis limbah
Lebih terperinciSTUDI PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR AKTIVIT AS TINGGI DENGAN BAHAN SYNROC. Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852-2979 STUDI PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR AKTIVIT AS TINGGI DENGAN BAHAN SYNROC Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN ABSTRAK STUDI
Lebih terperinciPENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION
POSTER PENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION Herlan Martono, Aisyah Pusat Teknologi Limbah
Lebih terperinciPENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi
Lebih terperinciPERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
Lebih terperinciPENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH
PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH Winduwati S., Suparno, Kuat, Sugeng Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN
Lebih terperinciGLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SKALA INDUSTRI.
GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SKALA INDUSTRI. ABSTRAK Herlan Martono Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH
Lebih terperinciRANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN
Lebih terperinciBADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 02/Ka-BAPETEN/V-99 TENTANG BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
Lebih terperinciPROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR SECARA EVAPORASI DAN SEMENTASI
ABSTRAK PROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR SECARA EVAPORASI DAN SEMENTASI Irwan Santoso, Bambang Sugito, Tri Salyo, Suparno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinciWaste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)
Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016) No Jenis Karakteristik Pewadahan Keterangan 1. cair aktivitas total radionuklida pemancar gamma: 10-6 Ci/m 3 2.10-2 Ci/m 3 (3,7.10 4 Bq/m 3 7,14.10 8 Bq/m 3
Lebih terperinciKESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI
KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI RINGKASAN Limbah radioaktif aktivitas tinggi yang dihasilkan dari proses olah ulang bahan bakar bekas dipadatkan (solidifikasi) dalam bentuk blok
Lebih terperinciAneks TAHAPAN-TAHAPAN DASAR PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF Pengelolaan limbah radioaktif yang efektif harus memperhatikan tahapantahapan dasar
Aneks TAHAPAN-TAHAPAN DASAR PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF Pengelolaan limbah radioaktif yang efektif harus memperhatikan tahapantahapan dasar (ditunjukkan dalam skema di Gambar A.1) proses pengelolaan
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
1 BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Salah satu aspek penting yang perlu diperhatikan dalam pengembangan pemanfaatan tenaga nuklir di Indonesia dan dipersiapkan secara optimal adalah masalah pengelolaan
Lebih terperinciPE GARUH KO DISI PE YIMPA A DA AIR TA AH TERHADAP LAJU PELI DIHA RADIO UKLIDA DARI HASIL SOLIDIFIKASI
PE GARUH K DISI PE YIMPA A DA AIR TA AH TERHADAP LAJU PELI DIHA RADI UKLIDA DARI HASIL SLIDIFIKASI Herlan Martono, Wati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PE GARUH K DISI PE YIMPA A DA AIR
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT HASIL DEKOMISIONING FASILITAS INSTALASI PEMURNIAN ASAM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK
ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT HASIL DEKOMISIONING FASILITAS INSTALASI PEMURNIAN ASAM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK Bung Tomo, Irwan Santoso Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN, Serpong
Lebih terperinciKIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif
KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif Oleh : Arif Novan Fitria Dewi N. Wijo Kongko K. Y. S. Ruwanti Dewi C. N. 12030234001/KA12 12030234226/KA12 12030234018/KB12 12030234216/KB12
Lebih terperinciPROSES PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK
PROSES PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK Ngatijo, Rahmiati, Asminar, Pranjono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK. Telah dilakukan
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT
ARTIKEL PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT Herlan Martono, Aisyah Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK. PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT. Limbah cair
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Penelitian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di dunia, yang menghasilkan energi listrik dalam jumlah yang besar. PLTN
Lebih terperinciKARAKTERISTIK 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.
Lebih terperinciEVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM
No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM Endang Sukesi I dan Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -BATAN
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. Alumina banyak digunakan dalam berbagai aplikasi seperti digunakan sebagai. bahan refraktori dan bahan dalam bidang otomotif.
I. PENDAHULUAN A. Latar Belakang Alumina banyak digunakan dalam berbagai aplikasi seperti digunakan sebagai bahan refraktori dan bahan dalam bidang otomotif. Hal ini karena alumina memiliki sifat fisis
Lebih terperinciPEMADATAN SLUDGE Ca 3 (PO 4 ) 2 HASIL PENGOLAHAN KIMIA LIMBAH CAIR YANG TERKONTAMINASI URANIUM MENGGUNAKAN LEMPUNG
158 ISSN 16-318 Isman MT dan Sukosrono PEMADATAN SLUDGE Ca 3 (PO 4 ) HASIL PENGOLAHAN KIMIA LIMBAH CAIR YANG TERKONTAMINASI URANIUM MENGGUNAKAN LEMPUNG Isman MT dan Sukosrono Pusat Teknologi Akselerator
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAMFOSFAT DENGAN METODE OKSIDASIBIOKIMIA
ARTIKEL PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAMFOSFAT DENGAN METODE OKSIDASIBIOKIMIA Zainus Salimin, Gunandjar, Sugeng Purnomo, Wati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciMEMPELAJARI KARAKTERISTIK KERAMIK DARI MINERAL LOKAL KAOLIN, DOLOMIT, PASIR ILMENIT
Isman MT., dkk. ISSN 0216-3128 1 MEMPELAJARI KARAKTERISTIK KERAMIK DARI MINERAL LOKAL KAOLIN, DOLOMIT, PASIR ILMENIT Isman MT, Ign Djoko S., Sukosrono, Endro K Puslitbang Teknologi Maju BATAN ABSTRAK MEMPELAJARI
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF
PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF ABSTRAK Herlan Martono, Aisyah, Wati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF.
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah
1 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Indonesia merupakan salah satu negara penghasil batubara yang cukup banyak. Sumber daya alam yang melimpah dapat dijadikan alternatif sebagai pemanfaatan
Lebih terperinciKERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER. Aisyah, Herlan Martono Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif
KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER Aisyah, Herlan Martono Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER. Limbah aktivitas tinggi adalah limbah yang berasal
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Indonesia adalah salah satu negara yang dilewai oleh jalur rangkaian api Indonesia atau disebut juga dengan jalur Cincin Api Pasifik (The Pasific Ring of Fire) dimana
Lebih terperinciPEMBUATAN KERAMIK BETA ALUMINA (Na 2 O - Al 2 O 3 ) DENGAN ADITIF MgO DAN KARAKTERISASI SIFAT FISIS SERTA STRUKTUR KRISTALNYA.
PEMBUATAN KERAMIK BETA ALUMINA (Na 2 O - Al 2 O 3 ) DENGAN ADITIF MgO DAN KARAKTERISASI SIFAT FISIS SERTA STRUKTUR KRISTALNYA. Ramlan 1, Masno Ginting 2, Muljadi 2, Perdamean Sebayang 2 1 Jurusan Fisika
Lebih terperinciSTUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR
ARTIKEL STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Gangsar Santoso Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK
Lebih terperinciLEMBAR PENGESAHAN KETAHANAN KIMIA HASIL VITRIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN GLASSFRITS ABU BATUBARA. Disusun oleh : Ratna Budiarti
LEMBAR PENGESAHAN KETAHANAN KIMIA HASIL VITRIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN GLASSFRITS ABU BATUBARA Disusun oleh : Ratna Budiarti 2108 0110 4000 40 Mengetahui Komisi Pembimbing Pembimbing Utama Pembimbing
Lebih terperinciRANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR...TAHUN... TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG
RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR...TAHUN... TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA
Lebih terperinciTAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI
TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI ABSTRAK Wati *) TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA
Lebih terperinciPENGARUH KANDUNGAN LIMBAH RESIN DAN BAHAN ADITIF (BETONMIX) TERHADAP KARAKTERISTIK HASIL SEMENTASI
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 13 Nomor 1 Juni 2010 (Volume 13, Number 1, June, 2010) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kelapa sawit merupakan salah satu tanaman penghasil minyak nabati yang memiliki nilai ekonomis yang cukup tinggi. Produksi minyak kelapa sawit Indonesia saat ini mencapai
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar belakang Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Seiring dengan pemanfaatan PLTN terdapat kecenderungan penumpukan
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH CAIR HASIL SAMPING PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 2 Desember 2007 (Volume 10, Number 2, December, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive
Lebih terperincipekerja dan masyarakat serta proteksi lingkungan. Tujuan akhir dekomisioning adalah pelepasan dari kendali badan pengawas atau penggunaan lokasi
DEFINISI Penghalang (barrier). Suatu penghalang fisik yang mencegah atau menunda pergerakan (misalnya migrasi) radionuklida atau bahan lain diantara komponenkomponen dalam sistem. Penghalang, ganda (barrier,
Lebih terperinciRADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin
RADIOKALORIMETRI Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15314, Telp/fax (021) 7563141 1. PENDAHULUAN
Lebih terperinciStudi Pemanfaatan Limbah Karbon Aktif sebagai Bahan Pengganti Agregat Halus pada Campuran Beton Ringan (Studi Kasus di PT PETRONIKA)
Studi Pemanfaatan Limbah Karbon Aktif sebagai Bahan Pengganti Agregat Halus pada Campuran Beton Ringan (Studi Kasus di PT PETRONIKA) Ryan Ardiansyah 1*, Moch. Luqman Ashari 2, Denny Dermawan 3 1 Program
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI
PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI ABSTRAK Yusuf Damar Jati*), Herlan Martono**), Junaidi**) Program Studi Teknik Lingkungan, Fakultas
Lebih terperinciANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM HASIL STRIPPING EFLUEN URANIUM BIDANG BAHAN BAKAR NUKLIR
ISSN 1979-2409 Analisis Unsur Pb, Ni Dan Cu Dalam Larutan Uranium Hasil Stripping Efluen Uranium Bidang Bahan Bakar Nuklir (Torowati, Asminar, Rahmiati) ANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM
Lebih terperinciSINTESIS KERAMIK Al 2 TiO 5 DENSITAS TINGGI DENGAN ADITIF MgO
SINTESIS KERAMIK Al 2 TiO 5 DENSITAS TINGGI DENGAN ADITIF MgO Disampaikan oleh: Kurmidi [1106 100 051] Dosen Pembimbing Drs. Suminar Pratapa, M.Sc.,Ph.D. Sidang Tugas Akhir (J 102) Komponen Otomotif :
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Limbah perkebunan kelapa sawit adalah limbah yang berasal dari sisa tanaman yang tertinggal pada saat pembukaan areal perkebunan, peremajaan dan panen kelapa sawit.
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN
BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN 4.1 Perlakuan Awal dan Karakteristik Abu Batubara Abu batubara yang digunakan untuk penelitian ini terdiri dari 2 jenis, yaitu abu batubara hasil pembakaran di boiler tungku
Lebih terperinciPENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH
PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH Ign. Djoko Sardjono, Herry Poernomo Puslitbang Teknologi Maju BATAN, Yogyakarta ABSTRAK PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca
Lebih terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciFAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi
FAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi PERTANYAAN : JELASKAN TENTANG JUMLAH CADANGAN URANIUM ALAM DAN PROSPEK MASA DEPAN JAWABAN RINGKAS Jumlah cadangan prospektif
Lebih terperinciKARAKTERISTIK FISIK CAMPURAN BATU BATA DENGAN MEMANFAATKAN ABU SISA PEMBAKARAN LIMBAH KAYU Oleh : I Made Nada. Ida Bagus Suryatmaja.
KARAKTERISTIK FISIK CAMPURAN BATU BATA DENGAN MEMANFAATKAN ABU SISA PEMBAKARAN LIMBAH KAYU Oleh : I Made Nada. Ida Bagus Suryatmaja. Abstrak Industri pengolahan kayu didalam proses produksinya akan menghasilkan
Lebih terperinciROTARY CALCINER-METALLIC MELTER DAN SLURRY-FED CERAMIC MELTER UNTUK PENGOLAHAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI
56 ISSN 0216-3128 Herlan Martono, Aisyah ROTARY CALCINER-METALLIC MELTER DAN SLURRY-FED CERAMIC MELTER UNTUK PENGOLAHAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI Herlan Martono, Aisyah Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Lebih terperinciTINGKAT PERGURUAN TINGGI 2017 (ONMIPA-PT) SUB KIMIA FISIK. 16 Mei Waktu : 120menit
OLIMPIADE NASIONAL MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM TINGKAT PERGURUAN TINGGI 2017 (ONMIPA-PT) BIDANG KIMIA SUB KIMIA FISIK 16 Mei 2017 Waktu : 120menit Petunjuk Pengerjaan H 1. Tes ini terdiri atas
Lebih terperinciBAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN. hal ini memiliki nilai konduktifitas yang memadai sebagai komponen sensor gas
31 BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Sintesis material konduktor ionik MZP, dilakukan pada kondisi optimum agar dihasilkan material konduktor ionik yang memiliki kinerja maksimal, dalam hal ini memiliki nilai
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Penggunaan batubara sebagai sumber energi pada unit tabung pembakaran (boiler) pada industri akhir-akhir ini menjadi pilihan yang paling diminati oleh para pengusaha
Lebih terperinciPENGARUH PENAMBAHAN BITTERN PADA LIMBAH CAIR DARI PROSES PENCUCIAN INDUSTRI PENGOLAHAN IKAN
PENGARUH PENAMBAHAN BITTERN PADA LIMBAH CAIR DARI PROSES PENCUCIAN INDUSTRI PENGOLAHAN IKAN ABSTRACT Dian Yanuarita P 1, Shofiyya Julaika 2, Abdul Malik 3, Jose Londa Goa 4 Jurusan Teknik Kimia, Fakultas
Lebih terperinciAmobilisasi Kation Logam Berat Cr 3+ pada Geopolimer Berbahan Baku Abu Layang PT. IPMOMI
Amobilisasi Kation Logam Berat Cr 3+ pada Geopolimer Berbahan Baku Abu Layang PT. IPMOMI Oleh : Anif Fatmawati NRP : 1410 100 076 Pembimbing : Hamzah Fansuri, M.Si., Ph.D Senin, 11 Agustus 2014 Jurusan
Lebih terperinciKARAKTERISASI LlMBAH HASIL SEMENTASI. Siswanto Hadi, Mardini, Suparno Pusat Teknologi Umbah Radioa~,tif, BATAN
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852-2979 KUALITAS KARAKTERISASI LlMBAH HASIL SEMENTASI Siswanto Hadi, Mardini, Suparno Pusat Teknologi Umbah Radioa~,tif, BATAN ABSTRAK KARAKTERISASI
Lebih terperinciDENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,
PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2017 TENTANG PERUBAHAN ATAS PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN
Lebih terperinciKARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Telah dilakukan
Lebih terperinciPERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF
PERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF Oleh: Suryantoro PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2006 Persyaratan Pengangkutan Limbah Radioaktif BAB I PENDAHULUAN A.Latar Belakang
Lebih terperinciPROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI YELLOW CAKE MENGGUNAKAN AIR HANGAT DAN ASAM NITRAT
ISSN 1979-2409 Proses Re-Ekstraksi Uranium Hasil Ekstraksi Yellow Cake Menggunakan Air Hangat dan Asam Nitrat (Torowati, Pranjono, Rahmiati dan MM. Lilis Windaryati) PRSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI
Lebih terperinciRADIOKIMIA Pendahuluan Struktur Inti
LABORATORIUM KIMIA FISIK Departemen Kimia Fakultas MIPA Universitas Gadjah Mada (UGM) RADIOKIMIA Pendahuluan Struktur Inti Drs. Iqmal Tahir, M.Si., Departemen Kimia Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan
Lebih terperinciPENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN U-Zr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER
No. 02/ Tahun I. Oktober 2008 ISSN 19792409 PENENTUAN SIFAT THERMAL PADUAN UZr MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYZER Yanlinastuti, Sutri Indaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciUPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA
UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA Sahat M. Panggabean, Yohan, Mard!ni Pusat Pengembangan Pengelolaan Lirl1bah Radioaktif ABSTRAK, UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME Bung Tomo *) ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA
Lebih terperinciKARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR UMPAN PROSES EVAPORASI
KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR UMPAN PROSES EVAPORASI Endro Kismolo, Nurimaniwathy, Tri Suyatno BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail :ptapb@batan.go.id ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinci06 : TRANFORMASI FASA
06 : TRANFORMASI FASA 6.1. Kurva Pendinginan Logam Murni Logam murni dalam keadaan cair, atom-atomnya memiliki gaya tarik menarik yang lemah dan tersusun secara random. Jika logam cair tersebut dibiarkan
Lebih terperinciPENGARUH PERLAKUAN PANAS DAN KANDUNGAN LIMBAH TERHADAP PERUBAHAN STRUKTUR GELAS LIMBAH
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 13 Nomor 2 Desember 2010 (Volume 13, Number 2, December, 2010) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive
Lebih terperinciPREPARASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR EFLUEN PROSES PENGOLAHAN KIMIA UNTUK UMPAN PROSES EVAPORASI
PREPARASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR EFLUEN PROSES PENGOLAHAN KIMIA UNTUK UMPAN PROSES EVAPORASI Endro Kismolo, Tri Suyatno, Nurimaniwathy -BATAN, Yogyakarta Email : ptapb@batan.go.id ABSTRAK PREPARASI LIMBAH
Lebih terperinciIMOBILISASI LlMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI PROSES PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR SECARA KIMIA DENGAN KOAGULAN FERI KLORIDA MENGGUNAKANSEMEN
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahlln 26 ISSN 852-2979 IMOBILISASI LlMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI PROSES PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR SECARA KIMIA DENGAN KOAGULAN FERI KLORIDA MENGGUNAKANSEMEN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Kebutuhan energi di dunia akan terus meningkat. Hal ini berarti bahwa
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Kebutuhan energi di dunia akan terus meningkat. Hal ini berarti bahwa negara-negara di dunia selalu membutuhkan dan harus memproduksi energi dalam jumlah yang
Lebih terperinciSYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
Lebih terperinciBAB V DIAGRAM FASE ISTILAH-ISTILAH
BAB V DIAGRAM FASE ISTILAH-ISTILAH Komponen : adalah logam murni atau senyawa yang menyusun suatu logam paduan. Contoh : Cu - Zn (perunggu), komponennya adalah Cu dan Zn Solid solution (larutan padat)
Lebih terperinciPrinsip Dasar Pengelolaan Limbah Radioaktif. Djarot S. Wisnubroto
Prinsip Dasar Pengelolaan Limbah Radioaktif Djarot S. Wisnubroto Definisi Limbah Radioaktif Definisi IAEA: Definisi UU. No. 10 thn 1997 Limbah radiaoktif adalah zat radioaktif dan atau bahan serta peralatan
Lebih terperinciRINGKASAN. Program Pascasarjana Institut Pertanian Bogor; Program St~di Pengeloiaan Sumberdaya
RINGKASAN Program Pascasarjana Institut Pertanian Bogor; Program St~di Pengeloiaan Sumberdaya Alam dan Lingkungan. Penulis : Pande Made Udiyani; Judul : Identifikasi Radionuklida Air di Luar Kawasan PUSPIPTEK
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. limbah organik dengan proses anaerobic digestion. Proses anaerobic digestion
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan energi Indonesia yang terus meningkat dan keterbatasan persediaan energi yang tak terbarukan menyebabkan pemanfaatan energi yang tak terbarukan harus diimbangi
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. lainnya untuk bisa terus bertahan hidup tentu saja sangat tergantung pada ada atau
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Air merupakan salah satu materi penting yang ada di bumi dan terdapat dalam fasa cair, uap air maupun es. Kebutuhan manusia dan makhluk hidup lainnya untuk bisa terus
Lebih terperinciOPTIMASI PROSES REAKSI PEMBANGKITAN Ag 2+ PADA SEL ELEKTROLISIS BERKAPASITAS SATU LITER
SD TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA, 5 NOVEBER 2009 OPTIASI PROSES REAKSI PEBANGKITAN Ag 2+ PADA SEL ELEKTROLISIS BERKAPASITAS SATU LITER ULYONO DARYOKO, SUTOTO, KUAT HERIYANTO, SUWARDIYONO Pusat Teknologi
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF HEPA FILTER MENGGUNAKAN METODE REDUKSI VOLUME DAN IMOBILISASI DENGAN MATRIK SEMEN
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF HEPA FILTER MENGGUNAKAN METODE REDUKSI VOLUME DAN IMOBILISASI DENGAN MATRIK SEMEN Bung Tomo Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan,
Lebih terperinciKombinasi pengolahan fisika, kimia dan biologi
Metode Analisis Untuk Air Limbah Pengambilan sample air limbah meliputi beberapa aspek: 1. Lokasi sampling 2. waktu dan frekuensi sampling 3. Cara Pengambilan sample 4. Peralatan yang diperlukan 5. Penyimpanan
Lebih terperinci